Обоснование возможности транспортирования облученных тепловыделяющих сборок исследовательских реакторов воздушным транспортом

• Автор: Комаров, Сергей Владимирович
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2015
• Место защиты: Димитровград
• Количество страниц: 164 с. : ил.

ОГЛАВЛЕНИЕ
Введение
1 Разработка транспортного пакета для воздушной перевозки упаковок типа В(и) с облученными тепловыделяющими сборками исследовательских реакторов
1.1 Разработка специализированного контейнера для перевозки ТУК-19 всеми видами транспорта
1.2 Расчетный анализ безопасности перевозки ОЯТ воздушными судами в упаковках типа В(Ц) в составе транспортного пакета

1.2.1 Прочность

1.2.2 Тепловое состояние

1.2.3 Радиационная безопасность

1.2.4 Потери радиоактивного содержимого

1.2.5 Ядерная безопасность

1.3 Выводы по главе
2 Разработка упаковки типа С для перевозки облученных тепловыделяющих сборок исследовательских реакторов воздушным транспортом
2.1 Определение предельных запасов прочностной стойкости контейнера БКОЭА УРУШМ при механических воздействиях
2.1.1 Определение допустимой высоты подъема контейнера БКОЭА УРУК/М
2.1.2 Оценка предельных перегрузок контейнера БКОБА УРУЯ/М
2.2 Определение предельных характеристик герметичности контейнера БКОБА УРУК/М
2.2.1 Параметры и характеристики системы герметизации
2.2.2 Объект и методика исследования
2.2.3 Экспериментальные результаты
2.2.4 Выводы по разделу 2.
2.3 Оценки основных параметров системы амортизации ТУК БКОБА УРУЛ/М
2.3.1 ТУК ЗКОБА УРУЛ/М со штатными демпферами
2.3.2 Контейнер БКООА УРУЛ/М без штатных демпферов
2.3.3 Выводы по разделу 2.
2.4 Выбор материала системы амортизации контейнера БКООА УРУК/М
2.4.1 Гомогенные материалы
2.4.2 Гетерогенные материалы
2.4.3 Обоснование выбора материала
2.4.4 Выводы по разделу 2.
2.5 Расчетный анализ конструкции защитно-демпфирующего кожуха
2.5.1 Описание конструкции
2.5.2 Основные условия расчета

2.5.3 Компьютерные модели
2.5.4 Результаты расчетов
2.5.5 Выводы по разделу 2.
2.6 Испытания ТУК-145/С
2.6.1 Испытания макета ТУК-145/С на соударение с преградой со скоростью 90 м/с
2.6.2 Технологические испытания ТУК-145/С
2.6.3 Выводы по разделу 2.
2.7 Расчетный анализ безопасности ТУК-145/С
2.7.1 Прочность
2.7.2 Тепловое состояние
2.7.3 Радиационная безопасность
2.7.4 Потери радиоактивного содержимого
2.7.5 Ядерная безопасность
2.7.6 Выводы по разделу 2.
2.8 Выводы по главе
Заключение
Список сокращений и условных обозначений
Словарь терминов
Список литературы
Приложение А Описание конструкции ТУК-
Приложение Б Основные характеристики воздушных судов
Приложение В Нормативные требования к упаковкам при перевозке радиоактивных и
делящихся материалов воздушными судами
Приложение Г Характеристики ОТВС исследовательских реакторов
Приложение Д Описание ТВС
Приложение Е Характеристики материалов
Приложение Ж Оценка рисков транспортирования ОЯТ ИР воздушными судами
Приложение И Описание конструкции ТУК SKODA VPVR/M
Приложение К Конструктивная схема ЗДК на основе сфер
Приложение JI Конструктивная схема макета контейнера SKODA VPVR/M
Приложение М Результаты измерений параметров конструкции, характеризующих состояние системы герметизации макета контейнера SKODA VPVR/M

ВВЕДЕНИЕ
Актуальность работы. Исследовательские ядерные установки (ИЯУ) - исследовательские реакторы (ИР), критические и подкритические стенды - сыграли решающую роль в получении фундаментальных и прикладных знаний в области ядерной физики. Являясь источниками нейтронов, ИЯУ представляют для экспериментаторов уникальный инструмент исследования в различных областях науки и техники. Без них было бы невозможным как создание ядерного оружия, так и развитие ядерной энергетики [1].
С самого начального этапа создания ИР основным приоритетом для исследователей и конструкторов являлось получение в экспериментальных каналах наибольшей плотности нейтронного потока с одновременной минимизацией мощности реактора. Достижение максимального значения плотности нейтронного потока требует минимизации объема активной зоны ИР и использования уранового топлива с максимально возможным обогащением. По этой причине большинство ИР в России и США конструировались с учетом использования топлива с обогащение до 90 % по 235И [1].
По данным МАГАТЭ, за весь период развития ядерной физики в мире было построено 692 ИЯУ различных типов и различной мощности [2]. К началу 80-х годов на мощных ИР были достигнуты значительные плотности потоков нейтронов (0,5-1016 н/см2-с). Попытки дальнейшего увеличения этого параметра столкнулись с проблемой устойчивости материалов конструкции ИЯУ [2].
Решение материаловедческих проблем потребовало значительных исследовательских и финансовых усилий. С другой стороны, к этому времени была накоплена значительная база экспериментальных данных, использование которой позволило разработать и верифицировать вычислительные программы, позволяющие решать многие практические задачи в различных областях без использования ИЯУ. В силу этих причин, начиная с середины 80-х годов, строительство новых ИЯУ практически прекратилось, и преобладающим стал процесс их вывода из эксплуатации. В настоящее время в мире имеется 232 действующих ИЯУ и только семь строится или запланировано к строительству [3].
На конец 2011 г. в России насчитывалось 32 гражданских ИР [1]. В 17 странах за пределами России было построено около двадцати исследовательских реакторов, работающих на топливе российского/советского производства. Это Беларусь, Болгария, Китай, Чехия, Северная Корея, Египет, Германия, Венгрия, Казахстан, Латвия, Ливия, Польша, Румыния, Украина, Узбекистан, Вьетнам и Сербия [4].

К радионуклидам, потенциально способным к выходу из ОТВС в объем контейнера ТУК-19 и за его пределы, относятся газы: криптон, тритий, ксенон, а также в различной степени летучие радионуклиды, такие как цезий, йод, рубидий, теллур и др. Практически, из газов достаточно рассматривать только выход криптона-85 и трития, поскольку радиоактивные изотопы ксенона в топливе с выдержкой более одного года уже распались (2,08 час < Т1/2 < 36,41 сут.). Из летучих радионуклидов в сколько-нибудь значимых количествах может происходить выделение изотопов цезия. По этим причинам, учет выхода активности из упаковки выполнен для криптона, трития и цезия.
В расчете было принято, что все ОТВС С-36, размещенные в ТУК-19, имеют одинаковую активность, равную максимальному значению 27,5 ТБк, что соответствует ПОТБк в одном ТУК-19.
При проведении расчетов исходили из данных, полученных в результате инспекции ОЯТ в институте ШШ-НН, которая была выполнена перед его отправкой в Россию [91]. Инспекция показала, что топливо хорошо сохранилось, все твэлы герметичны, коррозия незначительна. Между тем, исходя из консервативного подхода, в расчетах было принято, что 1 % твэлов имеет повреждения, связанные с выходом газообразных продуктов. Для аварийных условий перевозки было принято, что 100 % газообразных радионуклидов переходит в газовое пространство контейнера.
В качестве механизма массопереноса были рассмотрены вязкий и диффузионный перенос газов через разъемные соединения ТУК-19 в результате перепада давления, вызванного разницей температур внутри (за счет остаточного тепловыделения топлива) и снаружи упаковки. При этом было принято, что атмосферное давление при герметизации ТУК имеет максимальное значение из когда-либо зафиксированных (107 724 Па) [92]. Это приводит к наибольшему перепаду давлений между внутренним объемом контейнера и окружающей средой. Температура воздуха внутри упаковки задавалась исходя из максимальной температуры топлива: в нормальных условиях с учетом инсоляции, в аварийных - с учетом воздействия пожара.
1.2.4.1 Нормальные условия перевозки
В нормальных условиях перевозки в соответствии с требованиями Правил НП-053-04 и № ТБ-Я-1 при перевозке воздушным транспортом к упаковкам типа В(Л) предъявляются те же требования по допустимым утечкам радиоактивного содержимого, что и для наземного транспорта. Дополнительно упаковки должны быть способны выдержать без утечки внутреннее давление, которое создает перепад давления не менее 95 кПа.