автореферат диссертации по энергетическому, металлургическому и химическому машиностроению, 05.04.11, диссертация на тему:Методы и средства обеспечения радиационной безопасности при обслуживании и демонтаже технологического оборудования на различных этапах жизненного цикла АЭС

ВСЕРОССИЙСКИЙ НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ И ПРОЕКТНО-КОНСТРУКТОРСКИЙ ИНСТИТУТ АТОМНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО МАШИНОСТРОЕНИЯ (ВШШАМ)

'ЛК 621 039\5Л?6 На правах рукописи

МЕТОДЫ II СРЕДСТВА ОБЕСПЕЧЕНИЯ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ОБСЛУЖИВАНИИ И ДЕМОПТАЖЕ ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО ОБОРУДОВАНИЯ НА РАЗЛИЧНЫХ ЭТАПАХ ЖИЗНЕННОГО ЦИКЛА АЭС

'пеииальность: 05.04.11 - Атомное реакторостроение. машины.

агрегаты и технология материалов атомной промышленности

СТЕПКИН Сергей Иванович

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Москва 1997 г.

Работа выполнена в Московском Государственном. Строительном Университете (МГСУ) на кафедре Строительства ядерных установок.

Научный руководитель Н ау м н ы П ко I! сул ьтант Официальные оппоненты

Ведушая организация

доктор технических наук, профессор П. А. Лав панский доктор технических наук, И.А. Енговатов доктор технических наук, Б.К. Былкин

кандидат технических наук С.Л. Буторин

Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности Госатомнадзора РФ (НТЦ ЯРБ ГАН РФ)

Зашита состоится

1997 г. в /О часов на заседании диссертационного совета при Всероссийском научно-исследовательском и проектно-консгрукторском институте Атомного энергетического машиностроения (ВНИИАМ) по адресу: 125171 Москва ул. Космонавта Волкова, д. ба.

Отзывы на автореферат в двух экземплярах, заверенные печатью учреждения, просим направлять по адресу: 125171 Москва, ул. Космонавта Волкова, д. 6а, Ученый совет ЙНИИАМ. С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке института.

Автореферат разослан "/т^ " /¿^ & " 1997 г.

Ученый секретарь диссертационного совета, кандидат технических наук

Е.К. Безруков

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ.

Актуальность работы. Учет и обеспечение требований радиационной безопасности при проектировании, эксплуатации и выведении из эксплуатации АЭС является одной из ключевых проблем успешного развития атомной энергетики в настоящем и будущем.

Накопленный опыт показал, что основные проблемы обеспечения радиационной безопасности связаны непосредственно с проведением ремонта и обслуживания оборудовать технологического контура и демоптажными работами с технологическим оборудованием при выведении из эксплуатации АЭС. Это определяется тем фактом, что в результате процессов радиоактивного загрязнения и активации нейтронами технологическое оборудование становится источником ионизирующего излучения со сложным компонентно-энергетическим составом и на 80% определяет дозовые нагрузки в течение всего жизненного цикла АЭС.

Кроме того, часть оборудования технологических контуров при выведении из эксплуатации АЭС может быть возвращена в повторное использоваш!с (после обследования, классификации и разделения на радиоактивное и нерадиоактивное) непосредственно или в качестве металлических отходов, что принесёт несомненный экономический эффект.

Поэтому разработка методов и средств для уменьшения облучаемости и дозовых нагрузок персонала за счет радиоактивности технологического оборудовать на всех этапах жизненного цикла АЭС является актуальной задачей, имеющей научно-практсгческое значение.

Целью диссертационной работы является обеспечение безопасности проведения ремонтных и демонтажник работ с оборудованием технологических контуров путем разработки методов прогнозирования и уменьшения дозовых затрат персонала на всех этапах жизненного цикла АЭС.

Указанная цель достигается:

■ комплексным исследованием характеристик и процессов формирования полей гамма-излучения радиоактивного оборудования во время остановов реактора при планово-предупредительных ремонтах (ГГПР) и на этапе вывода из эксплуатации АЭС

■ разработкой алгоритма и программы расчета на ЭВМ полей гамма-излучения от радиоактивного оборудования внутри технологических боксов с учетом ослабления теневыми защитными экранами

■ проведением расчетных исследовании эффективности теневых экранов для защиты ремонтного и демонтажного персонала

■ использованием полученной информации для разработки рекомендаций по обеспечению безопасности проведения ремонтных и демонтажных работ в технологических контурах АЭС.

Научная новизна работы заключается:

• в развитии расчетно-экспсриментального метода исследования характеристик полей излучения и процессов их формирования в боксах с радиоактивным оборудованием при ПИР и окончательном останове реактора

• в разработке алгоритма и программы расчета полей фотонного излучения от радиоактивного оборудования за теневыми экранами с учетом прямой и альбедной составляющих, алробировашюй результатами сравнений с экспериментальными данными

• в получении новой оригинальной расчстно-эксперименталыюй информации на действующих и остановленных блоках АЭС с реакторами различных типов по пространственным распределениям полей фотонного излучения в боксах с радиоактивным оборудованием, определяющим облучаемость персонала в период ППР и демонтажных работ.

Практическая ценность работы состоит в разработке методов и средств снижения дозовых затрат персонала на различных этапах жизненного цикла АЭС. включающих прогноз радиационной обстановки по расчетным и экспериментальным данным, рекомендации по применению стационарных и передвижных теневых экранов для проектируемых, действующих и остановленных энергоблоков с реакторами различных типов.

Автор защищает:

■ результаты комплексных расчетно-эксперимецтальных исследований полей излучения радиоактивного оборудования во время ППР и на этапе вывода из эксплуатации для энергоблоков АЭС с реакторами различных типов

■ алгоритм и программу "Тень" по расчету полей фотонного излучения за теневыми защитными экранами

■ результаты исследований эффективности применения стационартлх и передвижных теневых защитных экранов в боксах с радиоактивным оборудоваш1ем

и методы и средства уменьшения облучаемости персонала при

проведении ремонтных и демонтажиых работ с радиоактивным

технологическим оборудованием на различных этапах жизненного

цикла АЭС.

Внедрение результатов. Основные результаты исследований внедрены на Курской АЭС, в ВНИПИЭТ, использованы при организации и проведении комплексного радиационного обследования на Билибинской, Запорожской и Армянской АЭС.

Апробация работы. Основные положения и результаты работы доложены и обсуждены на: V Всесоюзной конференции по защите от ионизирующих излучений ядерно-технических установок (1989 г.), на конференции Ядерного Общества (1992 г.), на научных семинарах кафедры Строительства ядерных установок, опубликованы в 8 печатных трудах и использованы в 23 научных отчетах.

Структура диссертации. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения и выводов, списка использованных источников го 1.-^.2-наименовашш и приложений. Общий объем диссертации, включая рисунков итаблиц, составляет/^ страниц.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Возведении содержится обоснование актуальности темы диссертации, сформулированы цель и задачи работы, изложены элементы научной новизны, практической ценности результатов работы и основные положения, выносимые на защиту.

В первой главе диссертации проведен анализ теоретических, расчетных и экспериментальных работ, носвящешшх основным аспектам проблемы обеспечения радиационной безопасности персонала при работе, обслуживании и ремонте технологического оборудования на всех этапах жизненного цикла АЭС, включающего: 1) проектировать и строительство, 2) эксплуатацию и 3) вывод го эксплуатащш.

Пристальное внимание, которое уделено технологическому оборудованию в работах отечественных и зарубежных ученых, обусловлено следующими причинами:

• технологическое оборудование является важнейшим элементом, обеспечивающим работу комплекса АЭС в целом

• значительная часть технологического оборудования в силу специфики АЭС представляет радиационную опасность для персонала и является одним из основных источников дозовых затрат (ДЗ) на всех этапах жизненного цикла

• технологическое оборудование требует постоянного обслуживания и периодического ремонта на этапе эксплуатации

• часть технологического оборудовшшя и конструкционных материалов, использованных для его изготовления, могут быть включены в повторное использование после вывода из эксплуатащш АЭС.

Критический анализ большого количества информации по данной проблеме позволяет сделать следующие обобщения и выводы, которые конкретизируют актуальность, цель, основные задачи и направленность исследоваттй, результаты которых изложены в последующих главах:

1. Радиационная обстановка в технологических контурах АЭС с различными типами реакторов определяется радиоактивным загрязнением и наведенной активностью (частично) оборудовшшя, включая непосредственно реактор, парогенераторы, сепараторы, барботеры, главные циркуляционные насосы, многочисленные трубопроводы, системы управления и защиты, системы спецхимводоочистки и т.д.

Мощность дозы фотонного излучения вблизи оборудовшшя изменяется в широких пределах", от сотых долей до единиц мкЗв/с, а распределения мощности дозы характеризуются значительной неоднородностью в пределах объемов боксов с оборудованием.

2. Опыт эксплуатации АЭС показал, что основные дозовые нагрузки (до 70-90%) обслуживающего персонала приходятся на выполнение регламентных работ при ревизии и ремонте оборудования, трубопроводов и арматуры, монтаже вспомогательного оборудования и приспособлений, контрольно-осмотровых и нерегламентных работ.

3. Демонтаж оборудовшшя и систем технологических контуров при выводе из эксплуатации АЭС будет происходить в полях излучения, сравнимых или меньших по величине с их характеристиками при проведении ГТПР

В то же время, демонтаж оборудования представляет собой более длительную по сравнению с ремонтами и трудоемкую инженерную задачу, требующую разработку и выбор оптимальной технологии при условии минимизации ДЗ

4. Существует настоятельная необходимость и подтверждештая возможность значительного снижения облучаемости персонала при проведении ремонтных и демонтажных работ с технологическим оборудованием путем разработки соответствующих методов и средств на базе проведения и обобщения данных комплексных

расчетно-экспериментальных исследований в боксах с радиоактивным технологическим оборудованием на различных этапах жизненною цикла АЭС Основные направления исследовании, их взаимосвязь и ожидаемые результаты показаны в виде блок-схемы на рис. 1.

МЕТОДЫ И СРЕДСТВА ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ РЕМОНТНЫХ И ДЕМОНТАЖНЫХ РАБОТАХ НА АЭС

передвижиыс и стационарные теневые экраны

оборудования, помещений и работ

оптимизация радиационного контроля и инструкция по учету обл-учаемости персонала

инженерна? программа расчета теневых и локальных экранов

рекомендации для проектируемых АЭС

ИССЛЕДОВАНИЯ

» \ *

") КС11 ер им е! 1т альные исследования на действующих и остановленных блоках АЭС с реакторами ВВЭР,РБМК, АМБ ...

разработка алгоритма и программы расчета нолей излучения внутри боксов с об-орудовшшег.

чакетпые эксперименты с радиоактивным оборудованием

расчетные иссл едования эффективности теневых и локальных защит

Рис. 1. Основные направления и результаты НИОКР

Глава 2 посвящена экспериментальным исследованиям полей излучения за счег радиоактивности технологического оборудования.

Используя имеющиеся достижения и опыт проведения полномасштабных экспериментальных исследований на АЭС, находящихся на различных этапах жизненного цикла, экспериментальные исследования полей излучения от радиоактивного

оборудования проводились по методике, основными положениями которой являются:

• измерение мощности дозы непосредственно на оборудовании для определения мест локализации радиоактивных отложений

• измерите пространственных распределений мощности дозы по объему технологических боксов с целью определения опасных мест для ремонтного и демонгажиого персонала

• период[гческие измерения мощности дозы в одних и тех же контрольных точках после останова реактора с целью изучения спада активности и процесса накопления долгоживущих продуктов коррозии

• измерение действующих спектров от радиоактивного оборудования в период ППР в контрольных точках различных технологических KoirrypoB

• исследование радиационной обстановки в идентичных боксах с идентичным оборудовшшем на различных энергоблоках одно!) и той же АЭС.

В экспериментах использовалась разнообразная электронно-физическая, дозиметрическая и спектрометрическая аппаратура преимущественно отечественного производства, прошедшая соответствующую аттестацию и тгроверку.

Экспериментальные исследования проводились на энергоблоках АЭС с различными типами реакторов, проработавших различные сроки как в течение ППР, так и при снятии энергоблоков с эксплуатации. В таблице 1 представлен соответствующий перечень энергоблоков АЭС.

Таблица 1

Перечень энергоблоков, на которых проводились экспериментальные исследования

АЭС Тип реактора Эксплуатационный режим

Курская АЭС РБМК -1000 ППР

(блоки 1-1У)

Запорожская АЭС ВВЭР -1000 ППР

(блоки 1-П1)

Бшшбинская АЭС ЭПГ-6 ППР

(блоки 11-1У)

Белоярская АЭС АМБ -100 Окончательный останов

(блок I)

Армянская АЭС ВВЭР-440 Прекращение эксплуатации

(блоки 1,11)

В качестве объектов исследований выбирались технологические помещения с радиоактивным оборудованием реакторного отделешш,

спецкорпуса и спецводоочистки. При этом, как правило, предпосылками выбора конкретных помещений и оборудования являлись:

• наличие разнообразного по форме, физическим и технологическим характеристикам оборудования

• принципиальная необходимость доступа к оборудованию на всех этапах жизненного цикла АЭС

• значительный вклад в ДЗ персонала при ремонтных, профилактических и дсмонтажных работах в соответствующих боксах с оборудованием

Информация о нуклидном составе источников радиоактивных отложений была получена в основном ггутем измерения действующих спектров непосредственно от радиоактивного оборудования. Измерения проводились с помощью сцингилляционных и полупроводниковых спектрометров, помещенных в домики из бетонных и свинцовых блоков.

Проведенные измерения показали, что основными нуклидами, определяющими радиоактивное загрязнение во время ППР такого оборудования как: трубопроводы острого пара, баки ГНЦ, сепараторы являются 60Со, 13'Сй, зЧРс, 54Мп, 6"2п, 9зЫЪ, причем основной вклад (около 50%) в суммарную активность дает 60Со.

На блоках, выведенных из эксплуатации, основными нуклидами, определяющими радиоактивное загрязнение, являются 13'Сб, Ь4Сэ. 60Со, 54Мп, 110тА6.

Основное вш1мание при проведешш экспериментальных исследований уделено измерению пространственных распределений мощности дозы фотонного излучения от радиоактивного оборудования. Измерения проводились в фиксированной сетке точек как на оборудовании, так и по объему боксов. Иллюстрацией служат рис. 1-3, где приведены фрагменты планов боксов с радиоактивным оборудованием, точки детектирования и соответствующие значения мощности дозы, которые показывают общий методический подход к такого рода измерениям. В зависимости от конфигурации, объема и степени насыщенности оборудованием боксов, число точек детектирования для одного помещения может достичь нескольких десятков.

Проведенные измерения показали, что диапазон мощностей доз вблизи оборудования для исследованных энергоблоков АЭС изменяется в широких пределах: от тысячных долей до единиц мкЗв/с.

л

риз» С •К

V

е-

.3

Г 5

" '' > ^ ^ '> ' ' - ^ ' ' ' ' ' ' ' / < / ' ~

£

I

Л»точки ■

детектирования 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12

Р, мкР/с ¿,¿4 и,6 0,7 1,0 0,44 0,11 0,1 0,56 0,9 0,74 2,1

Рнс.2 Бокс деаэраторов (1-ый блок Курской АЭС)

ооо о о о а

ООО о ооо)' ОООО ООО7 :

3 I 1 г 7

ПУ? УЗУ, /у. ¿у- -Г.: л?*

Рис. 3 Бокс фильтров спецвентиляции (2-он блок- Билибинекой ЛЭС)

№ точки 1 2 3 4 5 6

Р мкР/с 9 16 20 22 21 14

(п^////////////////////;/////.

№ точки Р мкР/с

1 2.8

2 3.2

3 4.2

4 0.8

5 1.8

6 13

7 1.7

I

©

Рис. 4 Бокс парогенераторов и ГПЦ (1-ый блок Армянской АЭС)

Некоторые обобщенные данные по измеренным значениям мощности дозы на различном оборудовании приведены в таблице 2.

Таблица 2.

Мощности дозы фотонного излучения на оборудовании АЭС с реакторами различных типов

АЭС Оборудование, Значения мощности

боксы дозы, мкР/'с*

диапазон

на оборудовашш

1 2 3

КАЭС Деаэраторы 0,04 - 0,2

(ПНР) барбатсры 0,6 - 1,85

бокс БРУ 0,5 - 2,6

Электродвигатели ГЦН 0,26-10,0

Трубопроводы острого

пара 0,12-3,2

Опускшле трубопр. 1,8 - 10,0

Сепараторы 12,0 - 100,0

Насосы СУЗ 0,15-2,7

Шахта газ. Котура 1,2 - 50,0

Теплообменники

продувки 4,2 - 100,0

Бокс СХВО 1,0-100,0

БАЭС Деаэраторно-сенарат.

(ППР) бокс:

сепаратор 18,0-80,0

опускные трубопр. 7,2- 18,0

ЗАЭС Фильтры спец- 1,0-900,0

(ППР) водоочистки

Арм АЭС Емкости высокоактив.

(прекращ. сорбентов 1,5-4,5

эксплуат.) Емкости кубового ост. 6,0 - 20,0

Вентильная камера ПГ 0,8-15,0

Теплообменники 3,0-30.0

12 Продолжение табл. 2

1 2 .5

Фильтры 1,6-30.0

Электродвигатели ГЦН 0,3-10,3

Бокс ПГ 0,8 - 4,2

БАЭС Бокс ГНЦ 0,8-33,4

(снят с экс- Шахта реактора 1,2-57,4

плуатации)

*-1 мкЗв/с - 100 мкР/с

Получешшс результаты дают ясную информацшо о радиационной опасности конкретного оборудования и с учетом швестного регламентного время на проведение ревизий, осмотров, ремонтов и демонтажа являются основой для разработки методов и средств снижения облучаемости персонала.

Полученные данные позволили так же спланировать и провести серию макетных экспериментов непосредствешго у оборудования, датпше которых я пились реперными значениями для верификации специализированной программы расчета теневых и локальных защит. С этой целью во время ППР из бетонных блоков сооружались теневые и локальные зашиты, экршшрующие радиоактивное оборудование. За теневыми экранами регистрировалась мощность дозы с учетом прямой и альбедной составляющих, что позволило оценить дозовые нагрузки персонала при проведении профилактических и ремонтных работ.

Измерения пространственных распределений мощности дозы не только на оборудован™ во время ППР, но и по объему соответствующих боксов при работе блоков на мощности позволили накопить информацию для оценки эффективности и экономической целесообразности дорогостоящих тяжелых защитных дверей (ТЗД)

Полученные данные дают информацию об эксплуатационной истории АЭС, являются необходимой составляющей базы данных по вывод}' из эксплуатации и являются обоснованием разработки расчетных методов оценки ДЗ персонала при ППР и ВЭ.

Глава Ш посвящена комплексным расчётным исследованиям полей излучения от радиоактивного оборудовашш, необходимым для обоснования методов и средств обеспечения безопасности ремонтного и демонтажного персонала.

Значительная радиационная опасность радиоактивного оборудования не только при проведении ремонтных работ, но и при обслуживании и обследовании на этапе ВЭ, является предпосылкой широкого

использования расчетных методов оценки и прогноза характеристик полей излучения.

С этой целью была разработана методика, алгоритм и программа расчета ("Тень") полей излучения радиоактивного оборудования за теневыми экранами с учетом прямой и атьбедной составляющей.

Геометрия расчета составляющих (1)]) поля излучения за теневой защитой (I) в точке детектирования (М) и геометрия расчета мощности дозы от произвольного источника "с" за теневой защитой - "Г' в точке детектирования "М" показаны на рис. 5 и 6, соответственно.

Программа "Тень", алгоритм которой основан на методе лучевого анализа для нерассеянной компоненты, факторах накопления для рассеянной компоненты в материале теневой защиты и концепции дифференциального альбедо для рассеянной компоненты от стен и перекрытий боксов, позволяет рассчитывать:

• дозные поля фотонного излучения внутри технологических боксов с радиоактивным оборудованием, представленных совокупностью произвольно расположенных в пространстве точечных, линейных и цилиндрических источников;

• прохождение излучения через теневые и локальные экраны;

• мощность дозы за защитой боксов с радиоактивным оборудованием При выполнении расчетов учитывается самопоглощение в источниках

излучения и их взаимное экранирование.

Тестирование программы осуществлено по данным макетных экспериментов с теневыми экранами в боксах, трубопроводах строгого пара и боксах фильтров СВО-1 КАЭС. Сравнение расчетных и экспериментальных данных показало их удовлетворшельное согласие как в качественном, так и в количественном (расхождение не более 40%) отношении. Это позволяет утверждать, что программа "Тень" дает полную информацию о полях излучения от радиоактивного оборудования в помещениях с разнообразным оборудовшшем за теневыми экранами.

Расчетные исследования эффективности применения теневых экранов в помещениях с радиоактивным оборудованием для минимизации облучения персонала при штатных, ремонтных, профилактических и демонтажных работах были проведены для реальных боксов на АЭС, различающихся компоновкой, количеством и характеристиками оборудоваши, включая боксы Билибинской и Курской АЭС.

В качестве примера на рис. 7 приведена геометрия расчета эффективности теневых экранов в боксе ионообменных фильтров СВО-3 КАЭС, при которой экран I установлен для ликвидации "прострела" в трубновентильную камеру (в том числе и при эксплуатационном режиме работы фильтров), а экран II установлен для снижения дозы облучешш

Рис. 5

Геометрия расчета составляющих мощности дозы фотонного излучения за теневой защитой

Рис. 6

Источник излучешн) в виде кривой "С", произвольно расположенной относительно точки детектирования "М" за теневой защитой

персонала при ремонте и обслуживании агаюнитового фильтра и

фильтра-ловушки.

Расчетные данные показывают возможность снижения с помощью теневых экранов мощности дозы в точках детектирования ( а следовательно и дозу персонала) до 2-х и более раз.

£ г

■А

7.

4

и

4

Г ?

36 * • ч

Рис. 7 Геометрия расчета эффективности теневых экранов в боксе ионообменных фильтров

Аналогичные расчеты для других геометрий источник (источники) -теневой экран - точки детектирования, так же указывают на возможность значительного снижения дозы облучения персонала.

Глава 4, имеющая в основном практическое значение, посвящена анализу данных расчетно-экспериментальных исследовашш полей излучения радиоактивного оборудования и разработке на их основе методов, средств и рекомендаций по снижению облучаемости персонала при работе с оборудованием во время ППР и на этапе выведения из эксплуатации.

Детальный анализ полученной в ходе работы расчетно-эксперименталыюй информации показал, что несмотря на различные типы исследованных реакторных установок (АМБ, ВВЭР, РБМК) и их режимы эксплуатации (эксплуатация, ППР, вывод из эксплуатации) существуют общие закономерности в формировании полей излучения от радиоактивного оборудования, позволяющие сделать определенные заключения:

1. Как и во время ППР, так и на этапе вывода из эксплуатации поля излучения радиоактивного оборудования определяются »^основном аналогичными долгоживущими нуклидами, включающими Со, Сб, '"Се,54Мл и др., причем основной вклад дает 60Со. Это подтверждает тот факт, что радиационная обстановка в боксах с радиоактивным

оборудованием стабилизируется через несколько дней после останова энергоблока на ППР и в течение длительного времени на этане выведения из эксплуатации через 5-7 лет после останова реактора.

2. Количественные характеристики полей излучения от радиоактивного оборудования обладают значительным разбросом величин, как в пределах энергоблока, так и даже в пределах одною бокса. Различие в значениях мощности дозы в пределах одного бокса достигает порядка по величине. Таким образом практически всегда можно выделить доминирующий источник в пределах одного помещения.

3. Наличие доминирующего источника (оборудования) и высокие значения мощности дозы у радиоактивного оборудования являются обоснованием разработки расчетных методов прогнозирования радиационной обстановки и использования для уменьшения облучасмости персонала теневых и локатьных экранов.

4. Расчетные исследования, выполненные с использованием программы "Тень", показати с одной стороны хорошую воспроизводимость реальных распределений полей излучения, и с другой стороны высокую эффективность применения теневых и локальных экранов в боксах с радиоактивным оборудованием.

5. В целом, данные расчетно-экспериментатытых исследований позволяют уточнить, систематангровать и скорректировать практические и организационные мероприятия, методы и рекомендации снижения ДЗ персонала при работе с радиоактивным оборудованием (это прежде всего подход к усреднению экспериментальных данных в пределах одного бокса, выделению доминирующего источника опасного направления и

опасных зон в боксах).

6. Полученные данные позволяют предложить обоснованные рекомендации для этапа проектирования новых энергоблоков АЭС не только с целью снижения ДЗ персоната, но и с целью улучшения технико-экономических показателей (в частности заменой тяжелых защитных дверей на легкие герметичные с использованием стационарных теневых экранов в боксах с радиоактивным оборудованием).

Полученные данные явились научно-техническим обоснованием и

предпосылкой разработки методов и средств по обеспечению

радиационной безопасности на энергоблоках АЭС, включая:

1. Применение программы "Тень" для прогнозирования и планирования дозовых нагрузок на персонал, расчета геометрических размеров, способов и мест размещения передвижных и стационартгых теневых защит, экранирующих радиоактивное оборудование и снижающих уровень облучения при профилактических и ремонтных работах на действующих АЭС.

Кроме того теневые и локальные экраны должны быть включены в штатное оборудование, обеспечивающее радиационную безопасность персонала на всех этапах жизненного цикла АЭС.

2. Обоснование и проекг инструкции по учету облучаемости персонала в период ППР, основанной на полученной расчетно-экспериментальной информации и направленной: 1 - на анализ и систематизацию данных по радиационной обстановке; 2 - на уменьшение объема экспериментальной информации до необходимого и достаточного уровня.

3. Рекомендации по уменьшению дозовых затрат ремонтного и демонгажного персонала АЭС, включающие организационные (классификация и внутреннее санитарное зонирование помещений, маршруты движения, фиксация наиболее опасного с точки зрения облучаемости персонала оборудования) и специальные (теневые экраны, перекомпоновка оборудования, регламент проведения ремонтных работ) мероприятия, экстраполирование получетой и аккумулированной в базе данных информации при проведении работ при будущем выведен™ из эксплуатации АЭС.

4. Рекомендации для проектируемых АЭС нового поколения, имеющих улучшенные технико-экономические показатели при высокой степени безопасности персонала, осуществляющего все виды работ на различных этапах жизненного цикла АЭС.

ВЫВОДЫ И ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ ИССЛЕДОВАНИЙ.

Основные результаты выполненных в диссертации исследований и соответствующие выводы могут быть кратко сформулированы следующим образом:

1. Радиоактивное оборудование АЭС с реакторами различных типов является основным источником радиационной опасности персонала при эксплуатации, ППР и выведении из эксплуатации. Сложность и разнообразие задач, связанных с уменьшением облучаемости персонала при различных видах работ с оборудованием потребовало

выполнения большого объема расчетно-экспериментальных исследований с одновременным развитием и адаптацией ориентированных на решение данной проблемы экспериментальных и расчетных методик.

2. Выполнен комплекс экспериментальных исследовании радиационных характеристик радиоактивного оборудования АЭС с реакторами типа РБМК, ВВЭР, АМБ для различных этапов жизненного цикла энергоблоков, включая эксплуатацию, ПИР и выведение из эксплуатации. При этом разработаны, скорректированы и экспериментально апробированы:

• методика исследования характеристик и полей излучения радиоактивного оборудования

• методика исследования радиационной обстановки в боксах и помещениях с радиоактивным оборудованием остановленных энергоблоков АЭС на ППР или для вывода из эксплуатации

• методика проведения натурных экспериментов у радиоактивного оборудования энергоблоков АЭС для сравнения с расчетными данными

3. Основные выводы по результатам экспериментальных исследований сводятся к следующему:

• поля излучения радиоактивного оборудования действующих (ППР) и выведенных из эксплуатации энергоблоков определяются в основном нуклидами 60Со (доминирующий), ШС5, шСя, 54Мп.

• значения мощности дозы фотонного излучения от радиоактивного оборудования в течение ППР и при выводе из эксплуатации энергоблоков с реакторами различных типов варьируют в широких пределах от тысячных долей до единиц мкЗв/с

• значешш мощности дозы у оборудования стабилизируются к 5 - 7 дшо после останова реактора на ППР и увелтпшвается с периодом эксплуатации вследствие активности коррозионных отложений

• при наличии большого количества оборудования в боксе всегда имеются единицы оборудования, являющиеся доминирующими с точки зрения радиационной опасности для персонала

• максимальные значения мощности дозы в локальных областях и на поверхности оборудования могут до 10 и более раз превышать средние значения

• для оценки радиационной обстановки достаточно осуществлять измерения мощностей доз в 3 - 5 точках детектирования на оборудовании

• экспериментальные данные показали возможность замены тяжелых защитных дверей в боксах с радиоактивным оборудованием на легкие герметичные

4. Разработаны алгоритм и программа "Тень" для расчета полей излучения внутри технологических помещешш с радиоактивным оборудованием от совокупности источников с учетом прямой и альбедной составляющих за теневыми и локальными защитными экранами.

Программа была тестирована по данным натурных экспериментов, выполненных на энергоблоке во время ППР в боксах трубопроводов острого пара и фильтров спсцеодоочистки.

Сравнение результатов расчетных и экспериментальных даштых показало хорошую точность реализованной методики и программы "Тень" (расхождение не более 40%), что свидетельствует о ее применимости в качестве шгатного средства прогнозирования радиационной и облучаемости ремонтного и демонтажного персонала.

5. Расчетные исследования позволили сформулировать следующие основные выводы:

• показана эффективность использования теневых и локальных экранов для защиты персонала при проведении всех видов работ с радиоактивным оборудованием

• показана необходимость учета альбедной составляющей для оценки дозы облучения в боксах с оборудованием за теневыми экранами, которая достигает 50%

• применение теневых и локальных экранов позволяет снизить облучение персонала до 2-х и более раз, и обеспечить безопасные маршруты движения ремонтного персонала, опгамизировать условия проведения ремонта и демонтажных работ

6. Проведенные исследования позволили разработать комплекс методов и средств снижения облучаемости персонала при ремонтных работах и демонтаже технологического оборудования АЭС, основными их которых являются:

• Рекомендации по применению передвижных и стационарных защитных экранов (в том числе и для вновь проектируемых АЭС);

• Проект инструкции по учету и планированию облучаемости персонала при проведении ППР

• Рекомендации по снижению облучаемости ремонтного и демонтажного персонала на всех этапах жизненного цикла АЭС.

7. Результаты работы в виде программ, инструкций, методик и рекомендаций внедрены на КАЭС, в ВНИПИЭТ, на БиАЭС и использованы при проведении комплексного радиационного обследования на БАЭС и АрмАЭС.

Основные положения диссертации изложены в работах:

1. Бычков Я.А., Бабошин Н.Г., Енговатов И.А., Колтун О.В., Лавданский П.А., Степкин С.И. Прогнозирование радиационной обстановки внутри бокса деаэратора и сепаратора Бшшбинской АЭС.

В сб. Вопросы атомной науки и техники.

Серия: Проектирование и строительство. Выпуск 2, ЦНИИатоминформ, Москва, 1987, с. 3 - 8

2. Лавданский П. А., Степкин С.И. К вопросу о применении теневых и локальных защит на АЭС.

В сб. Вопросы атомной науки и техники

Серия: Проектирование и строительство. Выпуск 2 (2), Москва ЦНИИатоминформ, 1978, с. 72 - 77.

3. Григорьев В.А., Лавданский П.А., Мунтян C.B., Степкин СИ., Сырейщиков А.Е. Расчет дозных полей фотонного излучешш в технологических помещениях АЭС за теневой защитой.

Пятая Всесоюзная конференция по защите от иошотрующих излучешш ядерно-технических установок. Тезисы докладов, 19-21 сентября 1989 г., Протвпно, с. 166.

4. Лавданский П.А., Мунтян C.B., Степкин С.И. Эффективность использования теневых защитных экранов технологических помещений АЭС.

Там же с. 171 -172

5. Лавданский П.А., Мунтян C.B., Степкин С.И. Эффективность использования теневых защитных экранов в технологических помещениях АЭС. В сб. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Проектировшше и строительство. Выпуск 3. Москва, ЦНИИатоминформ, 1990, с. 3 - 7.

6. Григорьев В.А., Лавданский П.А., Мунтян C.B., Степкин С.И., Сырейщиков А.Е. Расчет дозных полей фотонного излучешш в технологических помещениях АЭС за теневой защитой.

Там же с. 38 - 42.

7. Атоян В.А., Болберов А.А, Енговатов Е.А., Степкин С.И. и др., Комплексное обследование 1-ого энергоблока Армянской АЭС после прекращения эксплуатации. - Атомная энергия. 1992, т. 22 выпуск 4, с. 345 - 353.

8. Baboshin N.G., Engovatov I.A., Steypkin S.l. et. all Radioactive contamination and the induced activity shielding materials and constructions in decommissioning NPP. Third Annual Scientific Conferense Nuclear Society International, Moscow Book of Abstructs. St. Petersburg, 14-18 September 1992. p.p. 270 - 271.

СПИСОК ПРИНЯТЫХ СОКРАЩЕНИЙ

АЭС - Атомная электрическая станция

ДЗ - Дозовые затраты

ДР - дозовый резерв

ППР - планово-предупред[Ггельньгй ремонт

ВЭ - вывод из эксплуатации

ВВЭР -водо-водяной энергетический реактор

РБМК - Реактор большой мощности канальный

КАЭС - Курская АЭС

ЗАЭС - Запорожская АЭС

БиАЭС - Билибинская АЭС

АрмАЭС - Армянская АЭС

БАЭС - Белоярская АЭС

БРУ - Быстродействующая редукционная установка

ГЦН - Главный циркуляционный насос

СУЗ - Система управления защитой

СХВО - Спецхимводоочистка

ПГ - Парогенератор

ТЗД - Тяжелая защитная дверь

СВО - Спецводоочистка