автореферат диссертации по строительству, 05.23.10, диссертация на тему:Оптимизация материалоёмкости и функциональной эффективности защитных конструкций зданий АЭС

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА I. ИСТОРИЯ ВОПРОСА И ПОСТАНОВКА ЗАДАЧ ИССЛЕДОВАНИЯ.

1.1. Предпосылки к выбору объекта исследования

1.2. Влияние технологического процесса на объемно-планировочное и конструктивное решение зданий АЭС

1.3. Структура и взаимосвязь факторов, определяющих качество защитных конструкций

1.4. Цель и задачи исследования.

ГЛАВА 2. ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ ОПТИМИЗАЦИИ И ИССЛЕДОВАНИЯ

ЗАЩИТНЫХ КОНСТРУКЦИЙ.

2.1. Нормирование показателей качества защитных конструкций

2.2. Оптимизация защитных конструкций на основе применения принципа профилирования.

2.3. Оптимизация защитных конструкций на основе повышения точности радиационно-физического расчета

2.3.1. Анализ погрешностей метода радиационно-физического расчета.

2.3.2. Анализ погрешностей, вносимых исходными данными, конструктивными и технологическими особенностями защиты.

2.4. Обоснование необходимости экспериментального исследования . ф

2.5. Метод сравнительного расчетно-экспериментального исследования защитных конструкций.

В материалах ХОТ съезда КПСС [i] указывается, что "в предстоящий период особо важное значение в нашем экономическом строительстве приобретает снижение материалоемкости продукции, экономное расходование сырья, топлива, энергии, металла, цемента" и других материалов. Важную роль в решении этой задачи должно сыграть внедрение систем повышения качества продукции, совершенствование стандартов и укрепление их роли в повышении эффективности производства. В полной мере это относится ко всем отраслям народного хозяйства, в частности, к объектам строительства ядерной энергетики.

Анализ литературных данных [2, 3J показал, что наиболее капи-тало- и материалоемкими объектами ядерной энергетики являются атомные электростанции (АЭС). При сопоставимых мощностях энергоблоков на органическом и ядерном топливе удельная материалоемкость зданий АЭС приблизительно в 2 раза выше материалоемкости зданий ТЭС [4], чем обусловлена также большая трудоемкость, продолжительность и стоимость сооружения АЭС. В сравнении с ТЭС большую напитало- и материалоемкость АЭС можно объяснить их повышенной радиационной опасностью [2J, так как создание комфортных, радиационно-безопасных условий труда персонала АЭС и населения достигается усложнением объемно-планировочных и конструктивных решений зданий АЭС. В этих условиях исследования, направленные на совершенствование строительной части АЭС, приобретают не только экономическую, но и большую социальную значимость.

Наиболее эффективным способом снижения уровней ионизирующих излучений является их ослабление при прохождении через ограждающие конструкции. На АЭС в среднем около 30% [5-7] объема ограждающих конструкций выполняют функции защиты, причем основная их доля выполняет функцию защиты от ft-излучения технологических контуров.

Во многих случаях ослабление излучения является основной яли даже единственной функцией ограждающих конструкций. Такие ограждающие конструкции принято называть "защитными" или просто "защитой".

В отличие от конструкций иного назначения (например, теплоизоляционных, звуко- и вибропоглощающих и т.п.), для защитных конструкций в ГОСТ и СНйП не определены количественные показатели их функциональной целесообразности. В связи с этим в настоящей работе вводится понятие "функциональной эффективности защитной конструкции" - £f , которая определяется как; отношение мощности дозы ионизирующего излучения за защитой к допустимой мощности дозы (ЖЮ, установленной Нормами Радиационной Безопасности [8J.

Степень ослабления излучения зависит от количества вещества, участвующего в процессах ослабления, поэтому, когда = I, достигается оптимальное соотношение между затратами на защитные мероприятия и уровнем радиационной безопасности. Анализ полученных в предыдущих исследованиях данных [9-12} позволил установить, что на головных энергоблоках АЭС функциональная эффективность защитных конструкций ниже ее оптимального значения, то есть материалоемкость защиты завышена.

Таким образом, исследования, направленные на повышение точности прогнозирования технико-экономической и функциональной эффективности защитных конструкций являются актуальными.

Основная цель настоящей работы - оптимизация материалоемкости и функциональной эффективности применяемых и перспективных защитных конструкций, основывающаяся на изучении закономерностей формирования полей ^-излучения в зданиях АЭС.

Для достижения указанной цели были поставлены и решены следующие задачи :

1. Выявить взаимосвязь функциональных и технико-экономических показателей защитных конструкций зданий АЭС.

2. Осуществить комплексный анализ факторов, определяющих точность прогнозирования материалоемкости и функциональной эффективности конструкций защиты от ^-излучения; выявить среди них главные; разработать критерий оптимизации защитных конструкций, объединяющий конструктивно-технологические, санитарно-гигиенические и радиацион-но-физические параметры проектирования.

3. Создать метод натурного исследования функциональной эффективности защитных конструкций с учетом основных факторов, определяющих точность их проектирования.

4. Разработать математический аппарат, алгоритм и программу душ проектирования на ЭВМ защитных конструкций, оптимальных при любом наперед заданном уровне tf-излучения за ними.

5. Исследовать в условиях различных АЭС зависимость функциональной эффективности и материалоемкости защитных конструкций от их конструктивно-технологических особенностей и объемно-планировочного решения, от компоновки и режима работы оборудования.

6. Разработать рекомендации по оптимизации защитных конструкций и апробировать их в условиях реального проектирования.

Методология исследования. Исследование и форма изложения его результатов подчинены принципу "от общего к частному". Это позволило: - выявить взаимосвязь функциональных и технико-экономических показателей защитных конструкций (гл. I); - предложить критерии и разнообразные способы оптимизации защитных конструкций (гл. 2); - разработать адекватный цели исследования математический аппарат (гл. 3); - апробировать и конкретизировать основные пути оптимизации защитных конструкций в натурных условиях и в условиях проектирования новых энергоблоков (гл. 4).

Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, библиографии объемом 104 наименования и пяти приложений. Основное содержание работы изложено на 150 стр. машинописного текста, в 35 табл. и 58 рис.

Достоверность результатов работы обеспечена:

- использованием действующих нормативных документов: НРБ-7б[ в], ГОСТ 4.200-78 [l3], СП-АЭС-79 [l4] и [l04] ;

- применением апробированного метода радиационно-физического расчета защитных конструкций [15, 1бД, способа измерения пространственных распределений мощности дозы ^излучения [9, ю] и промышленной дозиметрической аппаратуры [l7j;

- отладкой разработанных программ на различных ЭВМ (БЭСМ-6, ЕС, GDC) и сравнением результатов расчета с апробированными справочными данными [15, 16, 18].

Цель и задачи исследования, а также методы и результаты их решения составляют предмет новизны и практической значимости работы.

Научная новизна работы заключается':

- в разработке критерия, метода и инструмента проектирования оптимальных по функциональной и технико-экономической эффективности защитных конструкций стационарных ядерно-энергетических установок;

- в развитшш математического аппарата инженерного метода ра-диационно-физического расчета защитных конструкций;

- в разработке метода, позволяющего в натурных условиях раздельно изучать влияние характеристик источника, защиты и методики ее проектирования на функциональные и технико-экономические показатели зданий АЭС;

- в совокупности результатов полномасштабного исследования и анализа условий формирования пространственных распределений мощности дозы ^-излучения за защитными конструкциями зданий АХ различного типа.

Практическое значение диссертации состоит в следующем:

- количественные показатели качества защитных конструкций, метод их исследования, метод оптимизации защитных конструкций и программы для его реализации на ЭВМ разработаны до уровня их практического использования;

- установлен диапазон влияния погрешности метода радиационно-физического расчета, конструктивно-технологических особенностей и температурных условий эксплуатации защиты на точность прогнозирования ее габаритов или радиационной обстановки;

- получены полуэмпирические и эмпирические соотношения для расчета: а) толщин защиты от J-излучения большого числа источников, когда вклад каждого из них в полную мощность дозы неизвестен; б) накопления излучения при его наклонном падении на защиту; в)средней мощности дозы f-излучения оборудования водяного и парового : трактов от мощности энергоблока АЭС с реактором РБМК-ЮОО;

- обоснована возможность снижения при ныне действующих Нормах Радиационной Безопасности материалоемкости защитных конструкций зданий АЭС различного типа в среднем на 30$. Для одного энергоблока, например, с реактором РБМК-ЮОО это эквивалентно экономии около 25 тыс.м3 бетона.

На защиту выносятся;

1. Обоснование актуальности, практической значимости и научной новизны комплексного исследования источников погрешности прогнозирования функциональной эффективности и материалоемкости защитных конструкций зданий АЭС.

2. Метод многофакторного полномасштабного расчетно-экспери-ментального исследования функциональной эффективности защитных конструкций.

3. Метод решения оптимизационной задачи проектирования защитных конструкций в трехмерной геометрии, разработанные для его реализации алгоритмы и программы серии КОНТУР.

4. Экспериментальные и теоретические данные, полученные в результате полномасштабного исследования натурных и проектируемых защитных конструкций.

5. Практические рекомендации по расчету, проектированию и контролю качества защитных конструкций.

4.5. Основные выводы и результаты

1. В условиях полномасштабного эксперимента на АЭС с реакторами ВВЭР-440, ЭГП-6 и РБМК-ЮОО апробирована разработанная в главе 2 методика сравнительного расчетно-экспериментального исследования радиационной обстановки и функциональной эффективности защиты.

2. Получен, систематизирован и проанализирован значительный объем (табл. 4.4, 4.7, 4.10, 4.15) новой информации о полях ^-излучения оборудования основных технологических контуров как за защитой, так и внутри технологических боксов.

3. Выявлены и определены количественно закономерности и зависимости в формировании радиационной обстановки. Среди них главные: а) систематическая неравномерность полей излучения внутри технологических боксов и за ограждающими их защитными конструкциями (коэффициент неравномерности достигает величины порядка Ю2); б) трехкомпонентная структура обусловленного оборудованием поля ^-излучения: I - излучение, прошедшее через исследуемую защитную конструкцию; 2 - излучение, прошедшее через прочие защитные конструкции; 3 - излучение от размещенного в обследуемом помещении оборудования. Показано, что каждый компонент может давать основной вклад в радиационную обстановку; в) полуэмпирическая зависимость (соотношения 4.2 и 4.3) средних мощностей доз в характерных участках основного технологического контура АЭС с реактором РЕЖ-ЮОО; г) различие - как правило, многократное - уровней ^-излучения за проектно идентичными защитными конструкциями одного энергоблока или идентичных энергоблоков (табл. 4.4 и 4.15); д) систематическое отличие экспериментально определенной радиационной обстановки за защитой от планируемой на стадии проектирования (табл. 4.4, 4.10, 4.15). В большинстве случаев мощность дозы за защитой составляет несколько процентов ДМД, реже - несколько десятков процентов, в отдельных случаях - превышает ДМД.

4. Показана эффективность применения программ серии КОНТУР. Во всех случаях получено хорошее качественное согласие расчета и эксперимента. Когда проектные исходные данные соответствуют реальным величинам, получено (табл. 4.8, 4.10) хорошее количественное согласие. Подтверждена полнота и целесообразность требований раздела 3.1 к средствам математического обеспечения радиационно-физи-ческих расчетов защиты контуров АЭС.

5. Оценен ожидаемый эффект оптимизации функциональной эффективности защитных конструкций (табл. 4.6, 4.13, 4,16, 4.18). Показана возможность снижения материалоемкости защиты на всех обследованных АЭС в среднем на 30$. Снижение материалоемкости защиты в сочетании с ее новыми конструктивными решениями приводит к экономии приведенных затрат, трудоемкости и продолжительности строительства.

6. В ходе исследования получены следующие результаты, имеющие самостоятельное значение: а) показано, что для БиАЭС значения удельной активности теплоносителя и острого пара соответствуют проектным данным. Для КАЭС удельная активность теплоносителя соответствует проектным и литературным данным, а удельная активность пара значительно ниже проектного значения; б) предложены основы методики экспериментального изучения зависимости радиационной обстановки на АЭС от режима работы энергоблока в период его нормальной (безаварийной) эксплуатации; в) показано, что применение в условиях АЭС традиционной методики корректировки толщин по кратности ослабления излучения точечного источника может привести к значительному (до -50$) их занижению. Наоборот, модифицированная методика корректировки по кратности ослабления излучения полупространства обеспечивает, высокую относительную и абсолютную точность (^2$ и +0,02 м).

7. Для оптимизации функциональной и технико-экономической эффективности защитных конструкций на стадии проектирования рекомендуется: а) применять различные формы профилирования (геометрическое, материальное, защитными свойствами, санитарным зонированием); б) учитывать влияние конструктивно-технологических и эксплуатационных факторов на объемную массу, толщину и массовый коэффициент ослабления защитных конструкций; в) провести комплекс экспериментальных работ по уточнению проектных значений активности основных излучающих сред; г) автоматизировать проектирование и применять для осуществления радиационно-физических расчетов программы серии КОНТУР; д) ввести в текст СП-АЭС-79 следующее дополнение:- "При выполнении программы пусковых испытаний защиты экспериментальные пространственные распределения мощности дозы необходимо сравнивать с рассчитанными на ЭВМ распределениями. Последние должны стать неотъемлемой частью проекта".

8. Для снижения уровней радиационного воздействия на персонал в процессе эксплуатации АЭС рекомендуется вести технологический процесс так, чтобы расходы излучающих сред через идентичные элементы контура были равными.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Конкурентоспособность ядерной энергетики существенно зависит от затрат на строительство наиболее капиталоемкой части зданий АЭС - конструкций защиты персонала от ^-излучения технологических контуров. Функциональные и технико-экономические показатели защитных конструкций зданий АЭС определяются, как показано в работе, комплексом объемно-планировочных, архитектурных, конструктивно-технологических, санитарно-гигиенических, радиационно-физических и методических факторов. В работе осуществлено совместное рассмотрение этих факторов. Оно основывается на впервые предложенном, обоснованном теоретически и экспериментально количественном сопоставлении названных выше факторов. Это позволило обосновать возможность и пути оптимизации защитных конструкций зданий АЭС. Основные научные и практические результаты, выводы и рекомендации, полученные в работе, перечислены ниже.

I. Впервые проанализирован и оценен количественно вклад факторов различной природы в погрешность прогнозирования габаритов защитных конструкций и уровней внешнего f-облучения персонала в зданиях АЭС. Основными среди них являются: а) погрешность проектирования защитных конструкций без учета неравномерности полей ][■-излучения (табл. 2.1), составляющая по толщине35 до +0,4 м обычного бетона и по мощности дозы до 5-7 раз; б) погрешность неучета конструктивных, строительно-технологических, архитектурных особенностей защитных конструкций и условий их эксплуатации (рис. 2.9), составляющая по толщине35 до +0,4-0,5 м обычного бетона и по мощности дозы до 5-10 раз; в) погрешность применения идеализированных расчетных моделей источников, метода "конкурирующих линий", табличных и графических данных о функциях ослабления, составляющая по толщине35 до +0,2 м обычного бетона и по мощности дозы до 2 раз; г) погрешность неучета вклада рассеянного в защите излучения при наклонном падении f-квантов или его учета по модели "косой" толщины, составляющая (табл. 2.4) по толщине35 более Ч),4 м и по мощности дозы до нескольких порядков; д) погрешность завышения вклада нерассеянного излучения при неучете взаимного экранирования источников, составляющая по толщине35 до +(0,5-0,6) м обычного бетона и по мощности дозы до 20 раз.

2. Выявлены основные пути оптимизации защитных конструкций зданий стационарных АЭС: а) учет пространственной неравномерности радиационного воздействия на персонал; б) снижение коэффициентов запаса при прогнозировании габаритов защитных конструкций и радиационной обстановки путем: - совершенствования метода их радиационно-физического расчета; - повышения точности проектных данных о защите и источниках.

3. Впервые разработана и апробирована система показателей ка

35 Для точечного источника с энергией £-излучения 961 <рд (6 МэВ). чества защитных конструкций, отвечающая основным положениям Норм Радиационной Безопасности и Системы Показателей Качества в Строительстве : а) критерий оптимизации - функциональная эффективность защитной конструкции Ef, имеющая физический смысл безразмерной мощности дозы б) целевая функция оптимизации - погрешность прогнозирования функциональной эффективности (радиационной обстановки)

E/-i| в) ограничение - предельно допустимое отклонение функциональной эффективности (радиационной обстановки) от проектного уровня с = ПДЦ J

МЛКС Т . щц

Перечисленные показатели являются безразмерными комплексами относительно конструктивных, строительно-технологических, архитектурных, санитарно-гигиенических и радиационно-физических параметров проектирования защитных конструкций зданий АЭС.

4. Разработан и апробирован в условиях действующих Ново-Воронежской, Ровенской, Курской, Смоленской и Билибинской АЭС, а также проектируемой АЭС с реактором РБМК-П-2400 новый (табл. 2.3) многоцелевой инструмент исследования защитных конструкций зданий АЭС -программы серии КОНТУР, отличающиеся от известных программ' (табл. 3.1) новизной математического аппарата, алгоритмов, функциональных и эксплуатационных качеств, повышенной точностью,и предназначенный: а) на стадии проектирования - для расчета при любом наперед заданном уровне f-излучения за защитой ее минимальных габаритов; б) на стадии приемо-сдаточных испытаний - для исследования качества натурных защитных конструкций; в) на стадии эксплуатации - для планирования допустимой продолжительности обслуживания персоналом защищенного или открытого радиоактивного оборудования.

5. Разработан и апробирован в условиях полномасштабного эксперимента на действующих АЭС новый метод сравнительного расчетно-экс-периментального исследования натурных защитных конструкций зданий АЭС, основанный на симметрии их объемно-планировочных решений (рис. 2.10) и предназначенный для: а) установления закономерностей формирования функциональной эффективности натурных защитных конструкций и последующего совершенствования защитных конструкций зданий вновь проектируемых, расширяемых и действующих АЭС; б) апробации вновь разрабатываемых методик проектирования защиты и ее новых конструктивных решений.

6. Предложены и апробированы в условиях реального проектирования или эксперимента следующие способы оптимизации защитных конструкций зданий стационарных ядерно-энергетических установок: а) основанные на учете неравномерности полей ^-излучения -профилирование геометрическое, материальное, защитными свойствами, санитарным зонированием; б) основанный на уменьшении неравномерности полей ^-излучения путем выравнивания расходов радиоактивных сред в идентичных элементах технологических контуров.

7. Осуществлено на стадии ТЭО П-ой очереди Билибинской АЭС и АЭС с реактором РБМК-П-2400 сравнение эффективности применения геометрического и материального профилирования; показано преимущество последнего. Оптимизация некоторых защитных конструкций главного корпуса АЭС с РБМК-П-2400 ведет к экономии при материальном и геометрическом профилировании соответственно (табл. 4.17): приведенных затрат - 654 и 290 тыс.рублей, бетона - 12,4 и 4,6 тыс.м3, трудозатрат - 10,5 и 3,0 тыс. чел.-дней.

8. Обоснована с применением разработанных метода и программ возможность снижения удельной материалоемкости защитных конструкций зданий всех обследованных АЭС в среднем на 30$ при ныне действующих Нормах Радиационной Безопасности или многократного снижения проектных Контрольных Мощностей Доз при сохранении нынешних толщин защитных конструкций.

9. Рекомендуется для оптимизации защитных конструкций зданий вновь проектируемых, расширяемых или действующих АЭС применять:

- систему показателей качества защитных конструкций,

-получившие обоснование в работе методы профилирования защитных конструкций и(или) снижения неравномерности полей ^-излучения,

- метод исследования защитных конструкций и инструмент их автоматизированного проектирования - программы серии КОНТУР, эмпирические и полуэмпирические соотношения (3.66)-(3.67), (4.2)-(4.3), (П1.1)-(Ш.З);

- совокупность экспериментальных данных работы, включая рекомендации по корректировке толщин (табл. 4.6, 4.12, 4.15, 4.16,4.17).

Апробация работы. Основные положения диссертации представлены на первой, второй и третьей (1974, 1978, 1981 гг.) Всесоюзных конференциях по защите от ионизирующих излучений ядерно-технических установок в Москве (МИФИ) и Тбилиси (ТГУ), на межведомственных совещаниях по темам "Пути совершенствования проектирования биологической защиты технологического оборудования АЭС" (1976 г.) и "Обмен опытом проектирования биозащиты радиоактивного технологического оборудования АЭС" (1981 г.) в ВТИ им.Ф.Э.Дзержинского, на семинаре кафедры "Радиационная биофизика" (1981 г.) в МИФИ, одобрены в их решениях, а также опубликованы в 12 печатных работах [19-30].

Внедрение результатов. Основные результаты' диссертации внедрены в институтах ГИДРОПРОЕКТ им. С.Я.Жука и

АТОМТЕПЛОЭЛЕКТРОПРОЕКТ при проектировании первой очереди Смолеской АЭС, второй и последующих очередей Смоленской, Курской, Чернобыльской и Билибинской АЭС; в РТИ АН СССР при проектировании ускорительных установок; приняты к использованию в ВТИ им, Ф.Э. Дзержинского и дирекцией Курской АЭС. К моменту защиты экономический эффект, подтверждённый актами внедрения, составил около 0,8 млн. рублей.

Сферы возможного применения результатов. Результаты исследования могут быть применены при проектировании конструкций защиты от ^-излучения в зданиях ядерных установок любого назначения и в сооружениях гражданской обороны.

При планировании и прогнозировании уровней облучения персонала окажутся полезными как экспериментальные данные работы, так и разработанные программы КОНТУР. Последние могут быть применены для прогнозирования компонента внешнего ^-облучения при аварийных и иных нештатных ситуациях на ядерных установках различных типов.

Результаты настоящей работы позволяют сделать вывод о необходимости продолжения исследований в следующих направлениях:

- разработка комплексных безразмерных критериев функциональной целесообразности строительных конструкций различного назначения;

- развитие идеологии метода предельных состояний применительно к проектированию защитных конструкций;

- развитие теории и методов профилирования санитарным зонированием и защитными свойствами;

- совершенствование технологии строительного производства при возведении защитных конструкций;

- накопление детальной информации о влиянии режима работы технологического оборудования на пространственные и временные характеристики полей мощности дозы ^-излучения в помещениях АЭС;

- получение детальной информации о факторах накопления при наклонном падении ^-излучения на различные материалы в широком диапазоне углов падения, энергий и толщин;

- развитие инженерных аналитических методов расчёта факторов накопления в многослойных композициях;

- накопление данных об активности технологических сред АЭС и повышение их точности.

В заключение автор выражает искреннюю благодарность научному руководителю доценту к.т.н. Лавданскому П.А. за руководство и всемерную поддержку в проведении исследований, к.ф.-м.н. Григорьеву В .А. - за ценные замечания, советы и помощь в начальный период работы, коллегам с.н.с. к.т.н. Колтуну О.В., с.н.с. Енговатову И.А., м.н.с. Стёпкину С.И., лаборантам Жарову К.В. и Пентелеву С.В. - за помощь в проведении экспериментальных исследований, ст. инженеру Сорокиной Н.В. - за помощь в проведении расчётных исследований.

Особую благодарность автор выражает сотрудникам вычислительных центров ЛВТА и ЛЯП ОИЯИ, институтов ГИДРОСПЕЦПРОЕКТ и ГИДРОПРОЕКТ: А.И. Широковой, Л.М. Панченко, А.И. Салтыкову, О.Н. Казаченко, О.Н. Лебедевой, Л.В. Демидовой, А.Г. Говбергу, Л. . Мещерской, Л. • Хисберт, Ю.Д. Матвееву, Н.И. Сивакову, С.В. Белохину за плодотворные консультации и содействие в проведении расчётов.

Автор считает своим приятным долгом поблагодарить сотрудников АЭС, которые в различные периоды оказывали содействие в проведении исследований. Среди них особенно хочется отметить А.А. Рассудовско-го, Ю.И. Иванова и В.А. Цыганова (Курская АЭС).

Автор признателен Главным инженерам проектов М.Л. Барскому (Ленинград) и Г.В. Бревнову (Москва) за проявленную ими заинтересованность в применении результатов исследования.

Неоценимую помощь в техническом оформлении рукописи оказали Е.А. Фомичёв, З.Е. Наумова и Т.Г. Липовская.

Настоящая работа выполнена в период с 1973 г. по 1983 г.

Соискатель

1. Тихонов А.Н. Основные направления•экономического и социального развития СССР на 1.8I-I985 годы и на период до 1990 года.- М., Политиздат, 1981, с. 18

2. Белостоцкий A.M., Быков A.M. Сравнительная оценка денежных, материальных и трудовых затрат на атомные и тепловые электростанции с учетом предприятий топливоснабжения. "Атомная энергия", 1974, т. 37, вып. 2, с. I08-II2.

3. Батов В.В., Корякин Ю.И. Экономика ядерной энергетики. -М., Атомиздат, 1969.

4. Воронин Л.М. Особенности проектирования и сооружения АЭС.- М., Атомиздат, 1980.

5. Энергоблок с реактором РВЖ-П-2400. Комплекс сооружении энергоблока. Календарный план строительства. МЭиЭ СССР, Гидропроект, Л., 1977. Инв. 800-27-56. Подписи: Л.К.Доманский, М.Л. Барский, С.А.Егоров, Э.А.Скоб, Л Т.Авдеев, Т.Н.Петрова

6. Нормы радиационной безопасности НРБ-76. М., Атомиздат,1978

7. Рымаренко А.И. Исследование биологической защиты I контура АЭС с ВВЭР-440. Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук, ВТИ им.Ф.Э.Дзержинского, М., 1977.

8. Глущенко А.И. Пространственно-энергетическое распределение излучений за биологической защитой АЭС с реакторами ВВЭР-440 и РЕЖ-ЮОО. Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук. БИКИЭТ-Гидропроект. М., 1978.

9. Лужнов A.M. Разработка инженерных методик прогнозирования радиационной обстановки в технологических помещениях АЭС. Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук.

10. ВТИ игл. Ф.Э.Дзержинского, М., 1981.

11. ГОСТ 4.200-78. Система показателей качества продукции. Строительство. Основные положения. М., Издательство стандартов, 1980.

12. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных электростанций СП-АЭС-79. М., Энергоиздат, 1981.

13. Защита от излучения протяженных источников. М., Гос-атомиздат. 1961. - Авт.: Н.Г.Гусев, Е.Е.Ковалев, Д.П.Осанов, В.И.Попов.

14. Кимель Л.Р., Машкович В.П. Защита от ионизирующих излучений. Справочник. 2-е изд. М., Атомиздат, 1972.

15. Дозиметры ДРГ-02, ДНГЗ-ОЗ. Техническое описание и инструкция по эксплуатации.

16. Бергельсон Б.Р., Зорикоев Г.А. Справочник по защите от излучения протяженных источников. М., Атомиздат, 1965.

17. Бычков Я.А., Колтун О.В., Лавданский П.А. Зависимость материалоемкости несущих конструкций зданий ядерных установок от габаритов и местоположения защиты. В кн.: Радиационная защита и безопасность АЭС, вып. 3, М., Атомиздат, 1977, с. 68-73.

18. Бычков Я.А., Григорьев В.А., Лавданский Д.А. Автоматизация инженерных расчетов и проектирования биологической защиты технологических помещений АЭС. В кн.: Материалы и конструкции защит ядерных установок. Сб.трудов МИСИ В 146. М., 1977, с. 3-8.

19. Строительство атомных электростанций. М., "Энергия", 1979. Авт.: В.Б.Дубровский, П.А.Лавданский, Ф.С.Нешумов, Ю.В.Пономарев, А.П.Кириллов, В.С.Конвиз.

20. Шубин Л.Ф. Архитектура гражданских и промышленных зданий. Т. 5. Промышленные здания. М., Стройиздат, 1975.

21. Архитектура гражданских и промышленных зданий. Основы проектирования. Под ред. Предтеченского В.М. М., Стройиздат, 1966.

22. Бетон в защите ядерных установок. М., Атомиздат, 1973, Авт.: Д.Л.Бродер, Л.Н.Зайцев, М.М.Комочков, Б.С.Сычев, В .В .Мальков

23. Радиационная безопасность в атомной энергетике. М., Атомиздат, 1981. Авт.: Л.А.Булдаков, Д.И.Гусев, Н.Г.Гусев и др. Под ред. А.И.Бурназяна.

24. Комаровский А.Н. Строительство ядерных установок. М., Атомиздат, 1969.

25. Защита ядерных реакторов. Под ред. Т.Роквелла. Пер., с англ. Под ред. С.Г.Цыпина. - М., Изд-во иностр. лит., 1958.

26. Гусев Н.Г. Защита от гамма-излучения продуктов деления. Справочник. М., Атомиздат, 1968.

27. Гусев Н.Г., Машкович В.П., Суворов А.П. Защита от ионизирующих излучений. Т. I. Физические основы защиты от излучений. -м., Атомиздат, 1980.

28. Инженерный расчет защиты атомных электростанций. М., Атомиздат, 1976. Авт.: А.П.Веселкин, Ю.А.Егоров, В.П.Жарков, Л.М.Лузанова, В.Н.Миронов и др. Под ред. Веселкина А.П., Егорова Ю.А.

29. Лейпунский О.И., Новожилов Б.В., Сахаров В.Н. Распространение гамма-квантов в веществе. М., Гос. изд-во физ-г-мат. лит., I960

30. Дубровский В.Б. Исследование материалов и конструкций защит от излучений. Диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук. МИСИ им.В.В.Куйбышева, М., 1973.

31. Колтун О.В. Конструкции биологической защиты зданий серийных АЭС. Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук. МИСИ им.В.В.Куйбышева, М., 1982.

32. Лавданский П.А. Основы функционального метода проектирования зданий и защит ядерных установок. В кн.: Строительство электростанций на ядерном и органическом топливе. Сб. трудов МИСИ, вып. 165. М., 1979, с. 18-32.

33. Пути снижения трудоемкости, стоимости и сокращения сроков строительства АЭС с РБМК-ЮОО. В кн.: Разработки по технологии и конструкциям АЭС. Труды Гидропроекта, вып. 41. - М., 1975, с. 9-25. Авт.: Г.В.Бревнов,М.А.Альтшулер,В.М.Броуде, П.К.Сходкин.

34. Федорчуков Д.Б. Основные направления повышения качества и тейпов строительства атомных электростанций. В кн.: Атомные электрические станции. -М.: Энергия, 1979, с. 49-53.

35. Турчин Н.Я. Пути снижения трудозатрат при сооружении АЭС. В кн.: Атомные электрические станции. - М., Энергия, 1979, с. 44-49.

36. Проблемы защиты от ионизирующих излучений реакторных установок. Доклады. Т. 1-6. Мелекесс, 1969.

37. Всесоюзная научная конференция по защите от ионизирующих излучений ядерно-технических установок 17-19 дек. 1974 г., Тезисы докладов. М., МИФИ, 1974.

38. Вторая Всесоюзная научная конференция по защите от ионизирующих излучений ядерно-технических установок 19-21 дек. 1978 г. Тезисы докладов. М., МИФИ, 1978.

39. Третья Всесоюзная научная конференция по защите от ионизирующих излучений ядерно-технических установок 27-29 окт. 1981 г. Тезисы докладов. Тбшшси, ТГУ, 1981.

40. Руководство по радиационной защите для инженеров. Т. I. Сокр. пер. с англ. Под ред. Д.Л.Бродера и др. М., Атомиздат, 1972.л

41. Кучин Н.Л., Попков К.К., Трофимов И.Н. Расчет факторов накопления при глубоком проникновении гамма-излучения. "Атомная энергия", т. 44, вып. 3 (март 1978), с. 248, деп. статья944/9177.

42. Share К. Бозе. Rate Conversion anal 6v>i£olup Fo^ctprs» NJuctaQr* Sclent cmd Engineering, v, 68(3), p.

43. Chitton A.b* TchebycbeSi-Ftttd Berber Coe#lcLarts jor ECsenWier-Slwroons Стамта-Йач buildup Factors In Orc|inarij Con-trcUv-tfiK^ar Sdenca and Engineering

44. Md&haPcbl М» Orxtkq, равипогил? Form ojbuildup Яилс&я^.-Noclsoir Sc.Unce and тз,v.? о (г), p. ао7-ао9,

45. Fodenaide Av Hatt Ю. Apf?CcaUoh o-f Thre*-Exponents Represented w>n Photon Boi&lop Factor Ly\ Vteief. Л/ис£еаГ

46. FournU E.Mv, Chltton AvE, Garoma-Gavf bulMuP Factors ■for Concflate. Stab Shield Under s£ant 5nciolenc* CoKoUtto^ -dockar SaU*c.e and Engineering i980, p» 66-69.

47. W.0V bryan F. A. Theore.*tU.afc IDose Transmission and Rejection PCbSaUUtiAS № 0,2-10,0 fleV Photons OMtfuc-to incident on Ftniie Gantflrte barriers. tfvdzw Science and tngtnfcercnj, 1Ц v, 39 0)» Р-92.-Ю4.

48. Кухтевич В.И., Горячев I'l.В., Трыков Л.А. Защита от проникающей радиации ядерного взрыва. М., Атомиздат, 1970.

49. Поле излучения точечного мононаправленного источника гамма-квантов. М., Атомиздат, 1974. Авт.: В.Г.Золотухин, Л.Р.Кшель,

50. A.И.Ксенофонтов, О.И.Лейпунский, А.И.Панченко.

51. Наклонное прохождение ^-излучения через барьерную защиту. -"Атомная энергия", 1967, т. 23, вып. I , с. 49, деп. статья157/4096. Авт.: Л.Н.Веселовский, Е.К.Гузовская, В.Г.Кузнецов,1. B.А.Сакович.

52. Стром Э., Исраэль X. Сечения взаимодействия гамма-излучения. Справочник. Пер. с англ. М., Атомиздат, 1973.

53. Сборные железобетонные конструкции и изделия для атомных электростанций с реакторами ВВЭР-IOOO. Отраслевой каталог на серийно выпускаемое оборудование и изделия. Конструкции для атомных электростанций. МЭиЭ СССР, Информэнерго, М., 1981.

54. Ребристые армоопалубочные панели для сборно-монолитных стен АЭС. МЭиЭ СССР, Гидропроект, М., 1979, альбом 10569 ПК. Подписи: А.П.Кириллов, И.И.Вайсблат, В.П.Семенов.

55. Конвиз B.C. Сравнение конструктивных решений сборно-монолитных железобетонных стен АЭС с реакторами РБМК-ЮОО и ВВЭР-ЮОО. "Энергетическое строительство", 8, 1983.

56. Стеновая конструкция для помещений с радиоактивными источниками. Авторское свидетельство 919402. Авт.: Ю.В.Алешин, Н.Г.Ба-бошин, О.В.Колтун, П.А.Лавданский, А.П.Кириллов, В.Я.Спиркин, Ю.Б.Николаев.

57. СНиП Ш.15-76. Бетонные и железобетонные конструкции монолитные. Общие правила производства и приемки работ. М., Строй-издат, 1976.

58. СНиП I-A.3-62. Применение единой модульной системы при назначении размеров сборных конструкций и изделий. М., Стройиз-дат, 1963.

59. Акустические методы контроля в технологии строительных материалов. -Л., Стройиздат, 1978. Авт.: В.В.Дзенис, В.Г.Васильев, И.Э.Зоммер, Э.Я.Лайвиныд, Ю.Э.Лусис, Ю.А.Новике.

60. Почтовик Г.Я., Липник В.Г., Филонидов A.M. Дефектоскопия бетона ультразвуком в энергетическом строительстве. М., "Энергия", 1977.

61. Осмачкин Б.П. Радиоизотопные методы контроля в строительстве. М., Атомиздат, 1977.

62. Никитин А.В. Современные требования к инженерным программам расчета защиты ядерных реакторов. В кн.: Радиационная безопасность и защита АЭС, вып. 6. М., Атомиздат, 1982, с. 2II-2I5.

63. Иванов В.И. Проблема малых доз в радиационной безопасности. В кн.: Радиационная безопасность и защита АЭС, вып. 5. М., Атомиздат, 1981, с. 94-99.

64. Биологическая защита технологических помещений АЭС. Отчет по научно-исследовательской работе, МИСИ, М., 1975. Гос. per.

65. JS 74016546, инв. JS ВНТИЦ Б-400134 от 10.04.75. Подписи: Ю.П.Горлов, Е.Ф.Еремин, В.Б.Дубровский, П.А.Лавданский, В.А.Григорьев, Я.А.Бычков, Е.М.Ермоленко, 0.В.Колтун

66. Радиационная защита технологических помещений АЭС. Отчет по научно-исследовательской работе. МИСИ, М., 1976. Гос. per.16 76034941, инв. й ВНТИЦ Б-649628 от 14.03.78. Подписи: Н.Ф.Еремин,

67. B.Б.Дубровский, П.А.Лавданский, В.А.Григорьев, Я.А.Бычков.

68. Лужнов A.M. Пояснительная записка к дипломному проекту на тему "Разработка программы расчета поля гамма-излучения активного технологического оборудования АЭС с ВВЭР-ЮОО". М.,МИФИ,1976.

69. C.Г.Цыпин, А.И.Рымаренко, A.M.Лужнов, Р.Ф.Таги-Заде.

70. Программа PEQAS-I для расчета поля £-излучения. Отчет по научно-исследовательской работе. ИАЭ им. И.В.Курчатова. М., 1974, инв. J£ 17/431. Подписи: А.Н.Кожевников, А.В.Хрусталев.

71. Математическое обеспечение ЕС ЭВМ. Пакет научных программ (руководство для программиста). Вып. 3. Пер. с англ. Под ред. Т.И.Пыльцовой, Н.Д.Соколовой. Ин. математики АН БССР, Минск, 1973

72. Бабошин Н.Г., Колтун О.В., Лавданский П.А. 0 возможности использования местных материалов в защитных конструкциях АЭС. -В кн.: Вопросы атомной науки и техники. Серия: Проектирование и строительство, вып. 1(14), М., ЦМАТОМИНФОРМ, 1983, с. 3-7.

73. Билибинская АЭС. Радиационная безопасность. Отчет по научно-исследовательской работе. МЭиЭ СССР, ГЛАВНИИПРОЕКТ, УралТЭП, Свердловск, 1972. Подписи: Ю.А.Герке, Е.В.Пушторский, Л.В.Гуревич, А.В.Сафонов, Е.0.Баринов, В.Н.Вожов, Ю.А.Русов.

74. НопЦ Av Z.oj>£«t<x£ V% Kontro£a hutnosti. betonu j.dJern<2

75. Зпггп^г-ske slftvtxj. CSSR, 1966, sx3

76. Монтаж парогенерирующей установки первого энергоблока на Чернобыльской АЭС. "Энергетическое строительство", 1978, с. 313. Авт.: А.М.Усик, А.Г.Любенко, К.С.Березанский, В.П.Токаренко, В.С.Коренский, В.Г.Микитась, А.П.Брик, Н.И.Жильченко.

77. Эффективность дозиметров у-излучения в диапазоне энергий 0,08-6,13 МэВ. В кн.: Радиационная безопасность и защита АЭС. Вып. 3. М., Атомиздат, 1977, с. 222-228. Авт.: А.Л.Баринов, О.А.Корякин, Ю.В.Орлов, М.В.Разумовский.

78. Гоготова 1.Ф., Никитин А.В. Использование метода Коробова при расчете защиты от излучения. В кн.: Вопросы физики защиты реакторов, вып. 6, М., Атомиздат, 1974, с. 10-14.

79. Общие положения методики исследования защитных конструкцийв условиях действующих АЭС

80. Исходя из материалов второй главы, рекомендаций работы 38. и опыта предшествующих исследований |9-12], основные положения методики натурного исследования защитных конструкций зданий АЭС можно сформулировать следующим образом:

81. Исследованию подвергаются защитные конструкции зданий АЭС различных типов.

82. Измеряемой характеристикой является пространственное распределение мощности дозы ^-излучения.

83. Для выявления пространственного распределения мощности дозы от оборудования, занимающего значительные строительные объемы, измерения проводятся в различных помещениях с взаимноувязаннымисетками точек детектирования.

84. Измерения проводятся на внешней по отношению к источникам поверхности защитных конструкций в помещениях, относящихся к различным категориям обслуживания, а также на излучающем оборудовании и на некотором удалении от него.

85. Дозиметрические измерения сопровождаются контролем мощности реактора и расхода излучающих сред в технологических контурах АЭС с использованием штатных систем АЭС.

86. А/ его кратность ослабления равна 27.

87. РисПН. ОсноЬныё раъмеры сдинцо&ого коллиматора и Схема измерения диаграммы чувствительности детектора б коллиматоре

88. Рис. Общий Вид дозиметра ДРГ-3-02 с датчиком,помещенным & коллиматор .1. ЦР1. Дг Ршп дмд,1. Сч г V /1 NL ♦ Гb dr Ct Рис ПН. За&исимость мощности дозы Р от толщины защиты уля: точечного источника ; г-полцпрост-ранст&а .ку необходимого изменения толщины.

89. Для практических целей соотношение (П1.1) удобно представить в виде графика (рис. П1-5)-.т в БЛ1. Qj *1 -с1,о,®'1. I" 151. Г