Оптимизация ремонтных работ на радиоактивном оборудовании

• Автор: Ташлыков, Олег Леонидович
• Шифр специальности: 05.04.11
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2006
• Место защиты: Екатеринбург
• Количество страниц: 200 с. : ил.

РЕФЕРАТ

Диссертация содержит 200 стр., 65 рис., 14 табл., 105 источников, приложения

ТЕХНИЧЕСКОЕ ОБСЛУЖИВАНИЕ И РЕМОНТ, КОЭФФИЦИЕНТ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ УСТАНОВЛЕННОЙ МОЩНОСТИ, ОПТИМИЗАЦИЯ, ПРЕДЕЛ ДОЗЫ, ПРИНЦИП АБАЛА, ПАРАМЕТР РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ, МОЩНОСТЬ ВОЗДУШНОЙ КЕРМЫ, КРИВАЯ ОБУЧЕНИЯ.
Цель работы - разработать пути решения задачи оптимизации ремонтных работ и снижения дозовых затрат ремонтного персонала в отечественной атомной энергетике; на основании существующих и вновь разрабатываемых требований к подготовке и квалификации ремонтного персонала в атомной энергетике России, а также передового зарубежного опыта, усовершенствовать систему подготовки специалистов для технического обслуживания и ремонта оборудования и систем АЭС.

В процессе работы выполнен анализ радиационных и технологических

характеристик при проведении технического обслуживания и ремонта на АЭС РФ с различными типами ядерных паропроизводящих установок, разработаны модели и алгоритмы, проведены расчетно-экспериментальные исследования радиационных полей, оптимизация перемещения персонала в радиационноопасных зонах, разработана и внедрена методология подготовки ремонтного персонала.
Область применения - организация технического обслуживания и ремонта радиоактивного оборудования атомных электростанций и других предприятий атомной промышленности России.
ГЛАВА 1. АНАЛИЗ И ИССЛЕДОВАНИЕ ПОТЕНЦИАЛА РАДИАЦИОННЫХ НАГРУЗОК ПРИ ПРОВЕДЕНИИ РЕМОНТНЫХ РАБОТ НА АЭС

1.1. Особенности технологии ремонтных работ на радиоактивном

( оборудовании АЭС

1.2. Основные пути возникновения радиационных нагрузок на ремонтный персонал АЭС

1.3. Анализ современного состояния с дозовыми нагрузками на АЭС
1.4. Распределение радиоактивности по элементам оборудования и трубопроводов, как основной фактор дозовых нагрузок на ремонтный персонал
1.4.1. Реакторные установки с водным теплоносителем
1.4.2. Особенности образования и переноса продуктов коррозии в технологическом контуре АЭС с реактором на быстрых
» нейтронах
1.5. Влияние качества эксплуатации на распределение радиоактивности по элементам оборудования
ГЛАВА 2. ИССЛЕДОВАНИЕ ВОЗМОЖНОСТИ ОПТИМИЗАЦИИ ОТДЕЛЬНЫХ ЭТАПОВ РЕМОНТНЫХ РАБОТ С УЧЕТОМ ФАКТОРОВ, ОПРЕДЕЛЯЮЩИХ ДОЗОВЫЕ НАГРУЗКИ ПЕРСОНАЛА
2.1. Технология ремонтных работ
2.1.1. Отбор, планирование, составление графика работ
2.1.2. Подготовка работ
2.1.3. Выполнение работ
2.1.4. Оценка работы и обратная связь
2.2. Снижение дозовых затрат ремонтного персонала посредством воздействия на фактор расстояния

2.3. Реализация снижения дозовых затрат ремонтного персонала посредством воздействия на фактор снижения уровня излучения от
ф оборудования и систем АЭС
2.3.1. Уменьшение радиоактивных отложений на поверхности оборудования
2.3.2. Дезактивация оборудования
2.3.3. Защитные экраны
2.4. Основные направления оптимизации ремонтных работ с учетом
дозовых затрат персонала
ГЛАВА 3. РАЗРАБОТКА АЛГОРИТМОВ МОДЕЛИРОВАНИЯ ДОЗОВЫХ ПОЛЕЙ ОТ РАДИОАКТИВНОГО ОБОРУДОВАНИЯ И
# ТРУБОПРОВОДОВ
3.1. Возможность алгоритмизации задачи оценки дозовых нагрузок при планировании ремонтного обслуживания АЭС
3.2. Теоретическая база для разработки расчетных программ
3.3. Алгоритм решения задачи определения поля гамма-излучения с использованием упрощенных формул
3.4. Решение задачи определения поля гамма-излучения методом
интегрирования
3.4.1. Алгоритм программы
• 3.4.2. Расчетные схемы источников различных геометрических форм
3.5. Определение радиационных полей от системы оборудования и трубопроводов
3.6. Определение мощности дозы излучения от неоднородного цилиндрического источника
3.7. Разработка автоматизированной программы определения мощности
дозы излучения в приложении Access 2001
3.8. Использование математического моделирования при планировании ремонтных работ с учетом дозовых затрат ремонтного персонала

Аналогичный адсорбер разового действия типа МАВР использовался для очистки теплоносителя реактора БН-600 в период остановки реактора. Технические параметры в первом контуре в период остановки реактора (температура натрия 220...230°С, перепад давления на активной зоне 0,04...0,05 МПа при работе двух насосов 270...280 об/мин) при использовании одного адсорбера обеспечивают за время 110... 150 ч снижение активности в контуре БН-600 в 2,6 раза [25]. Более глубокой очистки можно достичь, используя одновременно 2...3 таких адсорбера или проводя процесс очистки по специальной программе с изменением технологических параметров.
Таким образом, подтверждается возможность эффективной очистки натриевого теплоносителя от цезия и существенного улучшения радиационной обстановки на АЭС с реактором на быстрых нейтронах. Очистка натриевого теплоносителя от цезия позволяет сократить длительность ремонтных работ, снизить дозу облучения персонала.
Разрабатываются также способы улавливания из натрия других нуклидов. Включение таких ловушек в систему очистки первого контура позволит не только снизить уровни активности нуклидов в теплоносителе, но и при необходимости провести очистку ХФЛ от большей части накопленной активности. Это радикально упростило бы задачу регенерации и замены ХФЛ на работающих реакторах; значительно улучшилась бы ремонтопригодность оборудования первого контура.
1.5. Влияние качества эксплуатации на распределение радиоактивности по элементам оборудования
Организация водно-химического режима (ВХР) оказывает значительное влияние на механизм образования, переноса и отложения радионуклидов [38]. При этом основное внимание уделяется различным окислам железа, в первую очередь магнетиту, гематиту и ферриту никеля, являющимся основными составляющими нерастворенных продуктов коррозии теплоносителя, в значительной степени «носителями» активности. Нерастворенные загрязнения, так называемый шлам, в особенности его мельчайшие, близкие к коллоидам,