Развитие и применение методов вывода из эксплуатации ядерных установок на примере исследовательского стенда CO-2M

• Автор: Щепелев, Роман Михайлович
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2014
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 144 с. : ил.

Содержание
Список терминов и определений
Введение
Глава 1. Текущая ситуация с выводом из эксплуатации исследовательских ядерных установок в России и за рубежом
1.1. Основные типы исследовательских ядерных установок и их особенности
1.2. Особенности и технологические ограничения при выводе из эксплуатации
исследовательских ядерных установок
1.3. Постановка задачи на создание оптимальной методики и инструментальных средств вывода из эксплуатации и конверсии исследовательских ядерных установок на завершающем этапе их жизненного цикла на примере подкритического стенда СО-2М
Глава 2. Разработка методов выбора диагностирования оптимальных по заданному набору критериев методов и инструментальных средств вывода из эксплуатации и конверсии исследовательских ядерных стендов на завершающем этапе их жизненного цикла на примере подкритического стенда СО-2М
2.1. Производственная площадка подкритического стенда СО-2М
2.2. Описание подкритического стенда СО-2М
2.3. Описание методики выбора критериев и инструментальных средств вывода из
эксплуатации подкритического стенда СО-2М ОАО
2.3.1. Основные результаты комплексного инженерного обследования ПКС СО-2М
для обоснования выбора критериев
2.3.2. Основные результаты радиационного обследования ИЯУ СО-2М для
обоснования выбора критериев
2.3.3. Анализ возможных аварий при выводе из эксплуатации ИЯУ
2.3.4. Особенности демонтажа активной зоны ПКС СО-2М
2.3.5. Перечень и выполнение технологических операций по погрузке в ТУК и вывозу
ядерных материалов ПКС СО-2М
2.3.6. Переработка активной зоны ПКС СО-2М
2.3.7. Инженерное обследование строительных конструкций корпуса и рабочих
помещений ПКС СО-2М, после вывоза облученного ядерного топлива
2.3.8. Радиационное обследование рабочих помещений ПКС СО-2М после вывоза
облученного ядерного топлива
2.3.9. Изготовление защитного транспортного контейнера для отработавших
нейтронных источников (изотоп СҐ -252)
2.3.10. Извлечение и отправка нейтронных источников

2.3.11. Выполнение работ по демонтажу, сбору, сортировке, фрагментации удаляемых радиоактивных отходов и дезактивации загрязненного оборудования
2.4. Выводы по результатам создания методики выбора критериев и инструментальных средств вывода из эксплуатации ПКС СО-2М
Глава 3. Методики расчета дозовых нагрузок при эксплуатации подкритического стенда СО-2М на завершающем этапе его жизненного цикла
3.1. Оценка мощности дозы и дозовых нагрузок при демонтаже активной зоны
2.3.12. Расчет по инженерным методикам
2.3.13. Расчет по программе МСИР
3.2. Определение размеров защитного транспортного контейнера для отработавшего закрытого нейтронного источника (изотоп СР - 252)
3.3. Результаты расчета
Глава 4. Конверсия подкритического стенда СО-2М ОАО «ВНИИХТ» и условия его применения по новому назначению
4.1. Основные возможности конверсии подкритического стенда СО-2М
ОАО «ВНИИХТ» в текущий период развития атомной отрасли
4.2. Перспективные предложения по конверсии подкритического стенда СО-2М
ОАО «ВНИИХТ» и возможные пути их реализации
4.3. Выводы
Основные выводы
Литература
Приложение 1. Расчет биологической защиты ПКС СО-2М
Приложение 2. Исходные данные для расчета биологической защиты ПКС СО-2М
Приложение 3. Справочные материалы
Приложение 4. Стадии и этапы проекта
Приложение 5. Расчет финансовых показателей проекта
Приложение 6. Копия титульного листа научно-технического отчета № ТИ/4395 от 01.09.2009 г
Приложение 7. Копия титульного листа научно-технического отчета № ТИ/4811 от 24.11.2011 г
Приложение 8. Копия титульного листа методических рекомендаций по обоснованию безопасности работ по выводу из эксплуатации подкритического стенда СО-2М № 21-03/41-1 от 01.12.11 г

Список терминов и определений
Активная зона ИЯУ - часть исследовательского реактора, критической сборки или подкритической сборки с размещенными в ней ядерными материалами (ядерным топливом) и другими элементами, необходимыми для поддержания цепной реакции деления. В составе активной зоны ИЯУ могут быть замедлитель, теплоноситель, средства воздействия на реактивность, экспериментальные устройства.
Безопасность ИЯУ ядерная, радиационная - свойство ИЯУ при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии, ограничивать радиационное воздействие на работников (персонал), население и окружающую среду установленными пределами.
Вариант вывода из эксплуатации исследовательской ядерной установки -один из способов достижения заданного конечного состояния ИЯУ и ее площадки при выводе из эксплуатации ИЯУ.
Вывод из эксплуатации ИЯУ - деятельность, осуществляемая после удаления ядерных материалов с площадки ИЯУ, направленная на достижение конечного состояния ИЯУ и ее площадки.
Исследовательская ядерная установка - ядерная установка, включающая исследовательский ядерный реактор и критический ядерный стенд, или подкритический ядерный стенд с комплексом сооружений, систем, экспериментальных устройств и необходимыми работниками (персоналом), располагающаяся в пределах определенной проектом территории и предназначенная для получения и использования нейтронов и ионизирующего излучения в исследовательских или других целях, определенных проектом.
Источник нейтронов внешний - периодически устанавливаемое (извлекаемое) в активную зону при эксплуатации ИЯУ в режиме пуска и работы на мощности испускающее нейтроны устройство, предназначенное для увеличения плотности потока нейтронов в активной зоне ИЯУ.

количества короткоживущих изотопов. Он служил для быстрой
транспортировки испытуемых образцов в зону облучения и обратно. Облучательная секция канала ВЭК-1 0 52 х 2 мм находилась в боковом отражателе, выполненная из алюминия, и обеспечивала транспортировку облучаемых образцов в область центра активной зоны.
Облучательный рабочий канал (РК) представлял собой транспортную трубу из алюминия 0 95x2 мм. К верхнему торцу трубы крепилась загрузочная воронка для загрузки руды. Облученная руда транспортировалась за пределы биологической защиты посредством механизма выгрузки, выполненного в виде ленточного транспортера.
Канал ИК-7 0 65x2,5 мм из алюминия позволял разместить одну ионизационную камеру в боковом отражателе для осуществления контроля за установкой на более низких уровнях мощности при физическом пуске ПКС СО-2М.
После проведения физического пуска канал ИК-7 трансформировался в облучательный канал ВЭК-2.
Система управления и защиты
Пуск и управление установкой осуществлялся с помощью 3-х стержней аварийной защиты (АЗ) и одного стержня ручного регулирования (РР), перемещение которых в каналах осуществлялось сервоприводами. Стержни были связаны с приводами тросами, которые наматывались при перемещении стержней на барабаны сервоприводов.
При остановке ПКС СО-2М стержни АЗ и РР полностью введены в активную зону. При этом в активной зоне находится поглотитель, а источники нейтронов выведены за пределы активной зоны (ниже активной зоны). При пуске происходило запрограммированное поочередное выведение из активной зоны поглотителей и введение в нее внешних источников нейтронов. При работе установки на номинальном уровне мощности источники располагались в зоне центра активной зоны. Управление установкой производилось при помощи стержня РР, остальные стержни находятся во взведенном состоянии.