Радиационные характеристики реакторных материалов и отходов при выводе из эксплуатации реактора первой в мире АЭС

Радиационные характеристики реакторных материалов и отходов при выводе из эксплуатации реактора первой в мире АЭС

Автор: Масалов, Дмитрий Петрович

Шифр специальности: 05.14.03

Научная степень: Кандидатская

Год защиты: 2005

Место защиты: Обнинск

Количество страниц: 118 с. ил.

Артикул: 3026987

Автор: Масалов, Дмитрий Петрович

Стоимость: 250 руб.

Радиационные характеристики реакторных материалов и отходов при выводе из эксплуатации реактора первой в мире АЭС  Радиационные характеристики реакторных материалов и отходов при выводе из эксплуатации реактора первой в мире АЭС 

Введение
1 Реактор как источник излучений и фактор воздействия на внешнюю среду
1.1 Конструкция реактора
1.2 Эксплуатация реактора и его состояние на момент окончательного останова
1.3 Источники продуктов активации и деления
1.4 Допустимые выбросы и сбросы радиоактивных веществ во внешнюю среду
1.5 Радиационное воздействие ИР на окружающую среду
1.5.1 Газоаэрозольные выбросы при нормальной работе ИР
1.5.2 Газоаэрозольные выбросы при проектных авариях
1.5.3 Об инциденте сброса радиоактивных вод в реку Протву в году
1.5.4 Аварийный сброс радиоактивных вод в случае прорыва магистрали от
ИР до здания спсцводоочистки
1.6 Облучаемость персонала
2 Концепция и основные положения вывода из эксплуатации ИР
V 2.1 История вопроса подготовка исходных данных для разработки проекта
вывода из эксплуатации ИР
2.2 Концепция вывода ИР из эксплуатации и другая регламентирующая
документация
3 Оценка количества и активности РАО, образованных в результате разделки
3.1 Технология разделки ОТВС на ИР
3.2 Предпосылки для расчетов
3.3 Вычисление средних плотностей потока тепловых нейтронов для графитовых
4 и стальных РАО
3.4 Основные реакции образования и радиационные характеристики продуктов активации в графите и стали
3.5 Схема расчетов активностей продуктов активации
3.6 Элементный состав конструкционных материалов ТВС ИР
3.6.1 Микропримеси в стали ХНТ
3.6.2 Микропримеси в графите
3.7 Механизм оценки утечки трития из графита
3.8 Продукты деления в графите
3.9 Результаты расчетов количества и активности РАО, образованных в
результате разделки ОТВС
3. Оценка количества просыпей ЯТ, попавших в хранилище РАО, образованных в результате разделки ОТВС
4 Радиационные характеристики конструкционных материалов в шахте реактора
4.1 Подготовка исходных данных
4.2 Результаты расчетов. Интегральные характеристики материалов графит, сталь чугун, бетон, свинец
4.3 Просыпи ЯТ в кладке реактора
4.3.1 Оценка количества ЯТ в кладке при работе ИР на мощности
4.3.2 Оценка количества ЯТ в кладке после разгрузки ИР от ОТВС
5 Локализация высокоактивных отходов и конструкций ИР
5.1 Реакторное пространство
5.1.1 Предложения по локализации РП
5.1.2 Состояние систем реактора на этапе подготовки его к выводу из эксплуатациии
5.1.3 Состояние реактора после выгрузки ТВС
5.1.4 Анализ радиационных последствий гипотетической аварии с выбросом графитовой пыли на этапе длительного хранения
5.2 Хранилище РАО, образованных после разделки ОТВС
5.2.1 Предложения по локализации
5.2.2 Радиационная обстановка в коридоре, смежном с хранилищем РАО
Заключение Список литературы
ф Условные обозначения
ББЗ бак биологической зашиты реактора
ВЭ вывод из эксплуатации v ГК горячая камера конкретно в тексте для разделки ОТВС
ДЖА долгоживущие аэрозоли
ДКБ допустимая концентрация радионуклида в воздухе в воде для ограниченной части населения НРБ
ИР исследовательский реактор
ИРГ РБГ инертные благородные радиоактивные газы
КИРО комплексное инженернорадиационное обследование
МРУА минимально регистрируемая удельная активность
НРБ нормы радиационной безопасности
ОА объемная активность
ООБ отчет по обоснованию безопасности
ОЯТ отработавшее ядерное топливо ф ПА, ПД продукты активации, деления
ПДВ предельно допустимый выброс
ПЗРО пункт захоронения РАО
ПНП экспериментальные петли непосредственного преобразования
ППР плановопредупредительный ремонт
ПУГР промышленный уранграфитовый реактор
РАО радиоактивные отходы
РБ радиационная безопасность
РП реакторное пространство
СВО спецводоочистка
СУЗ система управления и защиты реактора
СХК Сибирский химкомбинат
ТВС ОТВС тепловыделяющая сборка отработавшая ТВС
УА удельная активность
ЦЗ центральный зал
ЭГК электрогенерирующий канал
ЯТЦядерный топливный цикл
ЯЭУ ядерная энергетическая установка.
ВВЕДЕНИЕ
За более, чем летний период вопросам ВЭ ЯЭУ было посвящено достаточно много международных и отечественных конференций, симпозиумов. Были опубликованы ряд обзоров, монографий, библиографических справочников и других публикаций по этой тематике . В них рассматривались вопросы ВЭ, основные из которых следующие
концептуальные, нормативные и правовые аспекты
практические вопросы обеспечения радиационной безопасности
опыт реализации различных стадий ВЭ конкретных установок ЯТЦ
технологии демонтажа и дезактивации
нуклидный состав и количество РАО
кондиционирование и упаковка РАО
экологические аспекты
экономические аспекты.
И, тем не менее, опыт ВЭ каждого исследовательского реактора уникален. Поэтому автор посчитал уместным и актуальным изложить опыт подготовки к ВЭ реактора Первой в мире АЭС в настоящей работе.
Для реактора Первой в мире АЭС наступила завершающая стадия ВЭ.
Первая в мире атомная электростанция была введена в эксплуатацию июня года в городе Обнинске. Реактор Первой АЭС получил наименование АМ Атом Мирный. С первых же дней реактор Первой АЭС стал использоваться также и как исследовательский реактор.
Основным назначением станции были исследования в поддержку проектов будущих атомных станций большой мощности, отработка технических, технологических, физических и других вопросов реакторных установок, проведение исследований и испытаний материалов и оборудования, накопление опыта эксплуатации, подготовка кадров для атомной энергетики, отработка вопросов безопасности.
Проведенные на ИР АМ испытания позволили обосновать проекты реакторов Белоярской АЭС, Билибинской АТЭЦ, ТЭС3, ледокольных реакторов, а также реакторов космических аппаратов Топаз. В первоначальный проект Первой АЭС внесено большое количество дополнений, связанных с сооружением уникальных экспериментальных петель с кипением водного теплоносителя, с перегревом пара, для исследования электрогенерирующих сборок, жидкостного регулирования мощности, с естественной циркуляцией теплоносителя.
На ИР проводились многие пионерские исследования полномасштабные испытания электрогенерирующих каналов, каналов БилибинскоЙ АТЭЦ при естественной циркуляции теплоносителя, каналов АСТ, ресурсные испытания твэлов, исследования пусковых режимов Белоярской АЭС при кипении водного теплоносителя и перегреве пара. В облучательных каналах проводились облучения различных сортов графита, поглощающих и конструкционных материалов, мишеней для получения радионуклидов.
При эксплуатации ИР не обходилось и без некоторых инцидентов например, протечки теплоносителя, разгерметизация твэлов. Однако, за весь период эксплуатации отсутствовали переоблучения персонала, а выбросы радиоактивных веществ в атмосферу были существенно ниже допустимых.
В последнее время ИР использовался в качестве исследовательского реактора с утилизацией вырабатываемого тепла для отопления промплощадки и города. Реактор эксплуатировался на мощности без малого лет. За этот период он останавливался на длительное время в году для капитального ремонта и детального обследования его технического состояния. В году была осуществлена длительная остановка реактора более 2 месяцев для запланированной реконструкции петель прямого преобразования энергии. Последовавшая изза хлорной коррозии под напряжением в стояночном режиме сварных швов трубок ТВС массовая разгерметизация твэлов вызвала необходимость полной замены зоны реактора.
Проводимые на реакторе профилактические и ремонтные работы позволили поддерживать оборудование в работоспособном и безопасном состоянии.
. . г. межведомственной комиссией было принято решение о продлении эксплуатации реакторной установки Первой АЭС до г. И тем не менее, по экономическим соображениям Приказом Министра по атомной энергии 2 от г. О подготовке к выводу и выводе из эксплуатации Первой в мире АЭС было принято решение .1.2. Завершить эксплуатацию реактора Первой в мире АЭС на энергетических уровнях мощности и приступить к выгрузке ядерного топлива из реактора . В целях контроля процесса выгрузки топлива из реактора разрешить вывод реактора на минимальноконтролируемый уровень мощности не более 0. от номинальной проектной мощности реактора. После завершения выгрузки тепловыделяющих сборок из реактора в дальнейшем работу реактора ИР не возобновлять.
К г реактор Первой АЭС был разгружен от ОТВС, а к г был разгружен от ОЯТ и один из двух бассейнов выдержки ОТВС емкость 9.
ОТВС были разделаны, находящиеся в них твэлы упакованы в специальные контейнеры и отправлены во временное хранилище ФЭИ.
В настоящее время продолжаются подготовительные работы по приведению реактора Первой АЭС в ядернобезопаснос состояние разгрузка оставшихся экспериментальных сборок, находящихся во втором бассейне выдержки емкости .
С непосредственным участием автора, являвшегося последние лет начальником службы радиационной безопасности Первой АЭС, а до этого в течение лет занимавшегося вопросами РБ в научном отделе, были выполнены многочисленные расчеты по обоснованию РБ как при эксплуатации ИР АМ, так и при подготовке его к выводу из эксплуатации получен большой объм экспериментальных материалов.
Эти материалы были обобщены и упорядочены автором и вошли, наряду с дополнительными исследованиями, составной частью в разработанный проектными организациями ГСГТИ, НИКИЭТ, ОИЦ НИКИМТа проект ВЭ ИР АМ, а также в настоящую работу.
Актуальность


В соответствии с этим вариантом реактор вместе с графитовой кладкой консервируется в собственной шахте на срок около 0 лет. Для прогнозирования радиационного воздействия в период длительного сохранения и при последующем демонтаже материалов, находящихся в шахте реактора, получение информации по их нукпидному составу является важной и актуальной задачей. Следует отметить, что часть графитового замедлителя в виде втулок технологических каналов и ОТВС в процессе эксплуатации извлекалась из реакторов и находится теперь либо в приреакторных могильниках реакторных зданий, либо во временных хранилищах на территориях промплошадок. Оценка нуклидного состава втулочного графита также является актуальной задачей. Решение этих задач для каждого конкретного водографитового реактора, в том числе и для реактора Первой АЭС, будет вносить вклад в решение главной задачи обеспечение радиационной безопасности при ВЭ водографитовых реакторов. Цель работы получение исходных данных для оценки радиационных характеристик реакторных материалов и радиоактивных отходов при выводе из эксплуатации реактора Первой в мире АЭС и выполнение этих оценок. Экспериментальное получение величин концентраций микропримесей в реакторных материалах. Разработка и реализация расчетной схемы для оценки долгоживущей активности радиоактивных отходов,накопленных в хранилище ИР АМ после разделки ОТВС. Оценка активности реакторных материалов, находящихся в шахте реактора графит, сталь ХНТ, Ст. З, чугун, бетон, свинец, для прогнозирования их воздействия на окружающую среду в процессе длительного сохранения ИР АМ под наблюдением, а также для планирования и осуществления мер по обращению с этими материалами на завершающем этапе ВЭ ИР АМ. Получены данные по комплексному радиационному обследованию ИР АМ. Разработана схема расчета накопленной активности графитовых втулок и стальных трубок, попадающих во временное хранилище РАО после разделки ОТВС на Первой АЭС. ОТВС. Материалы диссертации войдут составной частью в базу данных по выводу из эксплуатации ИР АМ. Расчетная схема оценки нуклидного состава РАО, поступающих после разделки ОТВС Первой АЭС во временное приреакторное хранилище, может быть использована для аналогичных расчетов для втулочного графита, находящегося во временных хранилищах промышленных уранграфитовых реакторов. Опыт подготовки к ВЭ ИР АМ может быть использован при ВЭ других ядерных установок. Полученные исходные данные для расчетов долгоживущей активности РАО и конструкционных и защитных материалов ИР АМ. Разработанная схема оценки активности ТРО во временном хранилище отходов ИР АМ после разделки ОТВС и полученные результаты. Апробация диссертации состоялась на НТС Направления АЭС. По теме диссертации опубликованы две статьи в журнале Известия высших учебных заведений. V Международной конференции Безопасность АЭС и подготовка кадров, Обнинск, . VII Российской научной конференции Защита от ионизирующих излучений ядернотехнических установок, Обнинск, . VIII Российской научной конференции Радиационная защита и радиационная безопасность в ядерных технологиях, Обнинск, . IV научнотехнической конференции Безопасность, экономика и эффективность атомной энергетики, Москва, . Отраслевого научнотехнического семинара Очистка газовых сред на предприятих с ядерными технологиями, Обнинск, два доклада. Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения и списка использованной литературы. Работа изложена на 8 страницах текста, содержит рисунков, таблиц. В главе 1 приведено краткое описание конструкций реактора и их состояние на момент окончательного останова ИР АМ. Дано описание радиационного воздействия ИР АМ на окружающую среду газоаэрозольных выбросов. Показано, что при нормальной работе ИР АМ расчетная доза от газоаэрозольных выбросов не превышала 2 от допустимой мбэргод 0,2мЗвгод или 0,3 от дозы внешнего облучения, получаемой населением от естественных источников излучений. После окончательного останова ИР АМ дозы облучения населения определяются выбросами ДЖА и не превышают нЗвгод.

Рекомендуемые диссертации данного раздела

28.06.2016

+ 100 бесплатных диссертаций

Дорогие друзья, в раздел "Бесплатные диссертации" добавлено 100 новых диссертаций. Желаем новых научных ...

15.02.2015

Добавлено 41611 диссертаций РГБ

В каталог сайта http://new-disser.ru добавлено новые диссертации РГБ 2013-2014 года. Желаем новых научных ...


Все новости

Время генерации: 0.189, запросов: 237