автореферат диссертации по энергетическому, металлургическому и химическому машиностроению, 05.04.11, диссертация на тему:Радиационная безопасность в обосновании схемных решений и конструкций оборудования ядерных энергетических установок

всероссийский научно-исследовательский и § п?Ъектно-конструкторский институт атомного ® энергетического машиностроения

сэ (внииам)

¿и

о —^--—-

^ е\!

УДК 621.035.586:621.038.004.7 На правах рукописи

БЫЛКИН Борис Константинович

радиационная безопасность в обосновании схемных решений и конструкции оборудования ядерных энергетических установок

05.04.11.—Атомное реакторостроение, машины, агрегаты и технология материалов атомной промышленности

Диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук в форме научного доклада

Москва 199а

Работа выполнена во Всероссийском научно-исследовательском и проектно-конструкторском институте атомного энергетического машиностроения (ВНИИАМ).

Официальные оппоненты:—доктор технических наук,

профессор Колыхан Л. И.

доктор технических паук Богоявленский Р. Г.

доктор технических наук Ефимов Е. И.

Ведущая организация—Научно-технический центр по ядерной

и радиационной безопасности Госатомнадзора Российской Федерации (НТЦ ЯРБ ГАН РФ)

Защита состоится /^ -уог 199 г. в ауд. 416 н /& час. Зо мин, на заседании специализированного совета при Всероссийском научно-исследовательском и проектно-конструкторском институте атомного энергетического машиностроения по адресу: 125171, Москва, ул. Космонавта Волкова, д. 6а.

Отзывы на доклад в двух экземплярах, заверенные печатью учреждения, просим направлять по адресу: 125171, Москва, ул. Космонавта Волкова, д. 6а, Ученый совет ВНИИАМ.

Диссертация в форме научного доклада разослана

1993 г.

Ученый секретарь специализированного

совета, к.т.н. \ /Л/Р^^С^. О. И. Назаров

ВВЕДЕНИЕ

Актуальность работы. Ваяность и необходимость учета требований радиационной безопасности на веет этапах гизненного цянла ядерных энергетических установок (ЯЭУ) подгпердцается опыте*! эксплуатации предприятий ядерно Г энергетики у üac в стране и за рубекоа. Пренебреиенне требованиями безопасности моае? обернуться катастрофически?«! последствиями визе уровня 5 4 Меидународ-ной шкале событий на АС (по классн<|якации НАГАТЭ) или другими аварийными ситуациями с менее тялельми радааиртотдои посяедствпя-мп для персонала п населения.

Обесг зение безопасности ЯЗУ в значительной степени определяется надеззностьо и долговечность» ео оборудования. Поэткгу анализ влияния характеристик отдельных элементов оборудования, свойств выбранных материалов, конструкций и схеаных решений на обеспечение радиационной безопасности, доавен легатьв основа принятия реиениЯ по безопасной эксплуатации AC уае на стадии разработки и проектирования.

Настоящая работа является составной частью комплекса научно-исследовательских работ, направленных на поигзеняо безопасности ЯЭУ с ВТГ? и BBS5, и выполнена в соответствии с: I, Постгшооленн-ен CU СССР Р 194-191 от 16.Сб.87 г. "О создании и внедрении в народное хозяйство а?омних энерготехнологических комплексов на базе высокотемпературных гаэоохладцаеанх реакторов", 2. Приказ си МЭН СССР !> 59 от 5.09.86 г.. "Разработать техническую документами tía оборудование реакторной установки улучшенной экологии с' рзаеторез Tima BBS5 поваленной мощности до. 1150 ИВ?", 3. Общесоюзной научно-технической прогрииой 1988-1995 гг. "Консервация и захоронение оборудовашм и строительных конструкций АС, отработавших расчетный срок слупбы... Зтап С2.С£.03".

Цель работы состояла в разработке: комплексного подкода а проблеме обеспечашя радиационной безопасности ЯЭУ на всея этапоз её гнзненного цякла от проекта, эксплуатацш до снятая с эксплуатации; требований и рекомендация при проектировании основного оборудования и систем ЯЭУ, обеспечивающих ео рздиагионнув безопасность, a raíase прництиядьных подходов для tnúopa оятгиаяьшя вариантов дезонтага високооктивкрованного оборудовшпм при снятии ЯЭУ с эксплуатации.

Научная новизна. Вмяолнен обширный комплекс расчетно-экспе-риментальных исследований, в результате которых получен ряд новых методов и экспериментальных данных, разработаны новые оригинальные методы расчета параметров радиационной безопасности. Разработаны: методика расчета конструкции радиационной защиты модульного высокотемпературного охлаждаемого гелием реактора, модель расчета переноса и осаждения радионуклидов в технологических контурах ЯЭУ с использованием аналогии теплсмассопереноса, методика расчета распределения трития в технологических контурах ЯЭУ с учетом проницаемости трития через поверхности теплообмена при энерготехноло-гичесвом применении ВТГР. Предложены и экспериментально обоснованы метод термической дезактивации оборудования первого контура ВТГР и метод очистки гелиевого теплоносителя ВТГР от примесей изотопов водорода с использованием интерметаллических соединений. Получены новые детальные экспериментальные данные по осаждению радионуклидов йода на трубных образцах в среде гелия и сорбции водорода и химически активных примесей в гелиевом теплоносителе интерметаллическим соединением.

Разработаны принципы системного анализа проблемы демонтажа оборудования первого контура энергоблока АС как радиационно-опасного технологического процесса, "вложенного" в макет радиационно-химического производства по переработке радиоактивных отходов, образующихся при снятии с эксплуатации АС, ,

Практическая ценность работы. Выполненный комплекс теоретиче ских и экспериментальных исследований доведен до практической реализации при: разработке технического проекта первой отечественной опытио-рромыаленноЯ энерготехнологической установки с ВТГР-ВГР-50; модернизации и реконструкции оборудования действующих и проектируемых энергоблоков АС с ВВЭР; разработке технологических процессов демонтааа реактора блока № I Белоярской АХ; разработке технико-экономических исследований и проведении комплексных инженерных обследований, включая радиационное обследование, на стадии снятия с эксплуатации блока № I Армянской АЭС.

Выполненный комплекс исследований используется при разработке реакторов нового поколения повышенной безопасности.

Совокупность результатов, положений и рекомендаций диссертации, направленная на повышение безопасности ЯЭУ на всех стадиях их жизненного цикла, может быть квалифицирована как решение крупной научно-технической проблемы, имещей важное народао-хозяйственное

значение.

Личное участие автора. В представленной диссертационной ра-5оте полученные результаты являются итогом многолетних исследований по разработке методов обоснования эффективности обеспечения радиационной безопасности конструкций радиационной защиты, оборудования, систем и технологий при эксплуатации и деионтаае ЯЭУ различного назначения, выполнении автором как самостоятельно, гая и под его руководством при его участил сотрудниками возглавляемой им лаборатории "Радиационной защиты", а такае совместно с сотрудниками ряда других организаций (РНЦ "Курчатовский институт!; Зф ВНИИАМ, ЮТИ им. Д.И.Менделеева, СКВ ПО "Ииорский завод", (КБ "Гидропресс", ВНДОАЭС, БНШИЭТ, НВ АХ, Армянская АЭС, Бедоярская 1ЭС и др.).

На всех этапах выполнения диссертационной работы автор само-:тоятельно ставил и формулировал задачи исследований, осуществлял руководство и принимал непосредственное участив в проведении яом-члекса исследовательских работ, в разработке программ, анализе результатов, выпуске проектов, научных отчетов и докладов, внедрении результатов разработок.

Апробация работа. Основные результата работы докладывались: 1а Межотраслевых ссыянарах "Атоано-водородаая энергетика и технология" (Москва, ИАЭ км. И.В.Курчатова, 1981, 1983, 1985, 1987 гг.); 1а Всесоюзных научных конференциях по защите от ионизирующих иэ-гучений ядерно-технических установок" (Москва, НИ5И, 1977 г.; Тбилиси, ТГУ, 1981 г.; Тааск, ТЛИ, 1985 г.; Протвино, ШВЭ, 1989)5 1а Всесоюзной конференции "Радиационная безопасность населения а жруяающей среды в связи с эксплуатацией АЭС" (Л^нитровград, ЭДИАР, 1981 г.); на Советско-Западногераанскои семинаре по безо-тсности ВТПР (Носква, ИАЭ, 1989 г.); на сеиннаре МАГАТЭ по безо-тсности ВТПР (Диынтровград, 1989 г.); на Евегодных научных нон-¡«ренциях Ядерного Общества (Москва, 1991 г.; Санкт-Петербург, [992 г.) и др., а такте опубликованы в 43 печатных трудах.

Структура доклада. Основное содергание научного доклада из-. юнено в разделах:

1. Проблош радиационной безопасности пр! проектирования а зыборе оборудования и систем ЯЭУ.

2. Расчетно-экспериментальное обоснование эффективности кои-:трукции радиационной защиты, совершенствование п иодернизацш зборудования ЯЭУ.

- б -

3. Перенос, осавдег е и удаление радионуклидов в реакторных контурах.

4. Особенности радиационной безопасности при энерготехноло-гичесаоа применении БТГР.

5. Системный анализ проблемы радиационной безопасности при демонтаяе оборудования энергоблоков АС.

I. ПРОБЛЕМЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ПРОЕКТИРОВАНИИ И ВЫБОРЕ ОБОРУДОВАНИЯ И СИСТЕМЫ ЯЭУ

1.1. Повышение эффективности, наделности и безопасности работы предприятий ядерной энергетики связывается как с прогрессом в совершенствовании ядерных реакторов освоенного типа, так и с созданием реакторов нового поколения, которые бы наряду с экономичности обладали такими параметрами безопасности, которые исключает возникновение тя-^лых аварийных ситуаций. В настоящее Бредя

в надей стране приоритетным направлением в создании ЯЭУ повышенной безопасности является совершенствование реакторов типа ВВЭР, а такяа разработка новых типов, среди которых одним из наиболее перспективных по общеду мнении специалистов монет рассматриваться высокотемпературный охлаздаеаый гелием реактор с гранитовым замедлителем (КГГР) в частности, модульного типа в металлическом корпуса (модульный БТГР).

1.2. К особенностям ВТГР5 обеспечивающим их безопасность, относятся: твэлы на основе ыикротоплива (МТ), гргф'.т в качестве конструкционного материала отражателя и оболочки твэлов (исключается плавление активной зоны при запроектвдх авариях), гелиевый однофазный теплоноситель, низкое удельное знергоБЫделение в активной зоне,отрицательный ^температурный коэффициент реактивности. ВИР может быть отнесен к реакторам повышенной безопасности, место которых в структуре народного хозяйства ближайшего.будущего, в основном, - для реализации высокотемпературных энерготехнологических процессов.

1.3. Установка ВГР-50, относящаяся к ВТГР модульного типа и применительно к которой выполнены исследования в настоящей работе, планировалась опытно-промышленной, ядерно-энергетической и предназначалась для выработки электроэнергии, гамма-энергии для ра-даащонно-хкмических процессов, демонстрации энерготехнологического применения ВТГР и отработки гелиевой технологии. В составе

установки предполагалось наличие химико-технологического отделе ния (ХТО) дяя реализации паровой каталитической конверсии метана.

Компоновка оборудования первого контура петлевая: корпус реактора и парогенераторы (ПГ) размещены в отдельных боксах под герметичной оболочкой. Корпус реактора по конструкции аналогичен корпусу ВВЗР-1000, ПГ - прямоточ го типа.

1.4. Радиационная безопасность ЯЭУ с ВТГР в силу особенностей, присущих этому типу реактора, накладывает нар у с общими для других типов реакторов специфические требования к конструкции оборудования и системам, методам расчета, выбору схемных решений. На рис. 1.1. приведена принципиальная схема ЯЭУ с ВЛР-50, позволяющая зычленить основные проблемы радиационной безопасности, характерные для ВТГР и расспотрению которых в основном посвящена данная работа.

2. Основными проблемами при разработке конструкции радиационной защиты модульного ВТГР являются:

- обеспечение радиационной стойкости основного металла и сварой швов корпуса реактора и плотности потока тепловых нейтронов на ионизационные камеры, величина которого пропорциональна величине тепловой мощности реактора;

- снижение активами металлоконструкций реактора и бетонной пахты с целью снижения облучаемости персонала при проведении технического обслуживания и на этапе снятия с эксплуатации ЯЭУ, а такае для сокращения объема радиоактивных отходов (РАО) при де-ыонтаяе оборудования.

Перечисленные проблемы обусловлены использование в'качестве материала отраяателп конструкционного графита большой толщины ( ^ 50 см), ослабляющие свойства которого по отношению к быстры* нейтронам яри таких толщинах изучены недостаточно, и ограничением на диаметр корпуса реактора.

3.1. Дня реакторов типа ВТГР характерен эффект "сшоочкце^ш" гелия первого контура от радиоактивного йода и металлических ПД (цезия, стронция) за счет их эффективного осаядения на поверхностях теплообмена, например, в ПГ. Измерения показывают, что радионуклида йода осаядаютсл в основном на "холодных" поверхностях (порядка 300 °С), металлические ПД конденсируются на более "горячих" поверхностях.

Таким образом, эффект "самоочищения" гелия первого контура от негазообразных ПД обуславливает наличие проблемы определения

I g g ¿ - ¿ ¿ ¿ S 2 ¿ é ¿.A» S

iKB8-a8gag,3 B "882

. 3 .* в Й . S c В * ' ' 6 1 â I

4 В Я I M Ш I «I I О • • M 6 Л F

P. I s- •»<_•»» __{мсо о» as PI *

га en

s as 8 2 8«и

o°

о

и

осаждения радионуклидов на внутренних поверхностях оборудования. Уровни мощности дозы гамма-излучения вблизи оборудования первого контура пропорциональны величине удельной поверхностной активности конструкций и определяют доступность персонала к местам обслуживания, экономичность эксплуатации и безопасность ЯЗУ. Для осаяденных на поверхностях обору, вания ПД практически отсутствует защитный барьер, позволяющий снизить их величину до требуемых значений.

3.2. Отделение ПД на оборудовании ВТГР перед началом технического обсяуаивания при прочих равных условиях иоггет быть снижено тремя путями: повышением герметичности твэяа С Я/б), дезактивацией оборудования перед обслупив&ннет а вадергкой. Праменитеяь-но к ПГ (наиболее обсяуаяваемгау элшенту конструкций первого воя-тура) влияние трех перечисленных факторов пронлшэстрнровено на рпс. 1.2.

10

10

\ . 10

•2 ю

10

ю

-4

10 ' 10 Я/в , отн. ед.

-3

Рис. 1.2. Мощность дозы в боксо ПГ пря различней герметичное?.« твэлов. Время ЕздерзЕи: 1-7 сутоп; 2-30 суток; 3-05 суток; 4 - 7 суток после термической дезактпвацми

Технико-экономические исследования в кахдсы конкретном случае должны показать эффективность реализации мер радиационной безопасности за счет увеличения врадени простоя ЯЭУ перед началом обслуживания оборудования, герметичности твэла путем повышения качества и совершенствования технологии его изготовления, оснащения ЯЭУ системой дезактивации. Экономический эффект, который при этом будет достигнут, реализуется прежде всего через снижение времени простоя ЯЭУ и облучаемости персонала.

3.3. Надежное определение величины осажденных радионуклидов на поверхностях оборудования ВТГР крайне важно и в аварийных ситуациях с разгерметизацией первого контура. В этих ситуациях при истечении гелия из контура за счет возникновения значительных гидродинамических сил возможен "срыв" с поверхностей оборудования осажденных радионуклидов и вынос их за пределы контура. Величина вынесенных за пределы контура радионуклидов будет определять радиационную об' вдовку в боксах ЯЭУ и план мероприятий по ликвидации последствий аварийной ситуации.

В отечественной практике до настоящего времени не разработан надежный методический подход для решения проблемы осаждения радионуклидов ПД и продуктов коррозии на поверхностях оборудования первого контура ВТГР.

3.4. Одним из наиболее эффективных методов снижения уровней излучений вблизи оборудования при остановленном реакторе, нашедшем широкое применение в отечественной и зарубежной практике, является дезактивация. Применительно к ВТГР метода дезактивации гелиевых контуров исследованы слабо. Исследования проводились главным образом с отдельными фрагментами оборудования, извлеченными из контура, например, с колесом газодувки. Удаление радиоактивных отложений в этом случае осуществлялось химическими растворами или механическими методами.

Дезактивация первого контура ВТГР в сборе растворами химических реагентов ("мокрая" дезактивация) для удаления радиоактивных отложений технологически неоправдана как в связи с возможностью загрязнения дезактивирующими растворами реакторного графита вслед-т ствии его повышенных сорбционных характеристик, так и в связи с возможностьв снижения механических свойств основного металла и сварных соединений.

Таким образом, -опыт дезактивации первого контура ВТГР в сборе отсутствует, метод её реализации с учетом особенностей ВТГР не

разработан. Дезактивацию оборудования первого контура можно отнег -ти к важнейшей научно-технической проблеме при разработке концепции ВТП?, повышающей радиационную безопасность и экономичность эксплуатации ЯЭУ.

4. Ядерные источники энергии до настоящего времени почти целиком ориентированы на производстзэ электроэнергии. Но в связи с ограниченностью запасов органического топлива, которое целесообразнее использовать как сырье для химической промыпг чдаости, все насущнее становится потребность использовать энергию ядерных реакторов для реализации высокотемпературных энерготехнологических процессов.

4.1. О: т эксплуатации зарубежных ВТГР и отечественных стендов указывает на чрезвычайно важную роль изотопа водорода трития (Т), который в значительных количествах образуется в ВТГР, имеет большой период полураспада, высокую радистоксмчность и наибольшую по сравнению с другими радионуклидами проникающую способность через компоненты теплообмена. Практика показывает, что тритий доминирует в газоаэрозольных выбросах и яидких сбросах ВТП3, а в случае их энерготехнологнческого применения - будет влиять на конструкцию высокотемпературных теплообменников и определять радиационное загрязнение технологического продукта (ТП). Проблема трития имеет актуальное значений в обеспечении радиационной безопасности при энерготехнологичёскои применении ВТГР.

4.2. Сопутствующей проблЕыой является такие проникновение аэ технологических контуров в первый контур водорода. Накопление водорода в. геляи первого контура меняет его химический потенциал п, тем самым, увеличивает скорость коррозии графитовых конструкция реактора п твэлов, влияет на характеристика металла оборудования первого контура.

4.3. Одним из основных барьеров, препятствующих выходу трз-тня за пределы ЯЭУ, является система очистки теплоносителя (СОТ), Для извлечения изотопов водорода из потоков ннертных газов рассматривается ряд альтернативных методов как традиционных, так н . получивших развитие а последние.году.

' ТрадИцяонтм способа! выведения трктяя из потока гелия, рас-сгттраваегшх для ВТГР, является иаталнтпческоэ окисление до вода с последующей её адсорбцией цеолитами. Эффективность такой очистки доказана эксплуатацией СОТ опытных ЯР и стендов. Она позволяем вывести более 60 % поступающего в теплоноситель трития. Однако

при этом газообразный тритий переводится в экологически более опасную форму - тритжевую воду (TgO или НТО). Поэтому альтернативой традиционному способу являются метода, основанные на выделении газообразного трития. Одним из наиболее перспективных методов выделения водорода из инертного газа в настоящее время считается таж называемый ыеталлогидридкый метод, основанный на обратимом поглощении водорода некоторыми металлами и интерметаллическими соединениями (ИМС). Основной трудностью при использовании этого метода для извлечения трития является выбор материала поглотителя, который должен обладать рядом необходимых свойств: доступность, низкое давление гидридообразования, высокая емкость по водороду, хорошая кинетика поглощения водорода,- умеренная температура выделения водорода, способность с высокой скоростью поглощать водород в присутствии газообразных примесей, умеренная цена.

4.4. Выбор и обоснование эффективности ИКС для улавливания трития из гелия применительно к условиям эксплуатации ВТГР является важной научно-технической проблемой, поскольку позволяет:

- повысить безопасность при эксплуатации ЯЭУ за счет снижения газоаэрозольных выбросов трхтия в окружающую среду и обеспечения радиационной чистоты ТО;

- обеспечить длительное (до распада) хранение трития без сброса его в окружающую среду;

- повысить технико-экономические характеристики СОТ.

5.1. В проблеме снятия АС с эксплуатации вопросы радиационной безопасности играют не только роль ограничивающего фактора облучения персонала, но и приобретают критериальный характер по отношению к принимаемым техническим решениям.

Безопасность реализации этапа снятия с эксплуатации ЯЭУ на заключительном этапе жизненного цикла АС является важнейшей технической и социальной проблемой и во многой зависит от безопасности выполнения демонтажа высокоактивированного и загрязненного оборудования первого контура, поскольку связана со значительной дозо-вой нагрузкой персонала.

5.2. Демонтаж оборудования ЯЭУ с ВОТ в металлических корпусах, ВВЗР и РБШ является с позиций радиационной безопасности ело» ной инженерной проблемой, поскольку уровни'удельной активности металлоконструкций велики. Выбор оптимального варианта технологии демонтажа оборудования позволит снизить радиационные последствия

и повысить эффективность использования живого труда. К настоящему

времени не разработаны методические подходы для выбора в ряду альтернативных оптимального варианта технологии демонтажа оборудования ЯЭУ при ограничении уровней облучения персонала.

Из анализа пробла» радиационной безопасности на основных стадиях жизненного цикла ЯЭУ с ВТГР следует, что приоритетным нал- • равлениями снижения радиационного поздействия являются:

для оборудования - на корпус реактора для обеспечения его радиационной стойкости;

для персонала - от оборудования первого контура при его обслуживании на остановленном реакторе и демонтаже на стадии снятия ЯЭУ с эксплуатации;

для населения - при использовании ТП в случае энерготехнологического применения.

6.1. Проблема обеспечения радиационной стойкости корпуса является также актуальной как для эксплуатируемых, так и для проектируемых ЯР типа ВВЗР. В конечном счете, применительно к отечественным ЯР, проблема радиационной стойкости корпуса решается за счет снипения величины плотности потока нейтронов (ППН), подающих на внутреннюю поверхность корпуса.

6.2. Действующие в настоящее вреая АЭС с ВВЗР-440 первого поколения (тип В-230) проектировались в начале 60-х годов, для определения величины ППН в элементах реакторной установки использовались менее совераеннне и достоверные (по сравнению с сегодняшними) программы и систолы констант. Актуальньы является уточнение величины фактического фяпенса нейтронов на корпус реактора с целью прогнозирования остаточного ресурса корпуса и принятия, а случае необходимости, соответствующих предупредительных мер (например, термического отяига, снипения уровня тепловой мощности и т.д.) с целью, исключить хрупкое разрушение металла корпуса и обеспечить безопасную эксплуатацию ЯЭУ. Сказанное полностью относится и к пятому (головному) блоку НВ АЗС с BB3P-I000.

Обеспечение радиадаонной стойкости корпуса реактора типа BBS5 за счет достижения требуемой величины плотности потока быстрая нейтронов на внутреннюю поверхность корпуса является вагиоП народнохозяйственной и социальной проблемой, обеспечивающей безопасность эксплуатации ЯЭУ.

6.3. В результате анализа опыта изготовления п эксплуатацги оборудования головного блока с BBS?-IOCO выявилась необходимость в совершенствовании технологии изготовления отдельных единиц

оборудования или измене! я их конструкции. Например, усовершенствование технологии изготовления выгородки внутрикорпусной, изменение конструкции радиационной защиты в районе главных патрубков. Указанные изменения повышают технико-экономические и эксплуатационные показатели оборудования и энергоблока АС.

6.4. Реализации проблем, поставленных в п.п. 6.1-6.3, может способствовать, в частности, использование отвечающего требованиям реакторной техники вычислительного инструмента для определения ППН в элементах конструкции реактора.

В научном докладе изложено решение проблем, поставленных в -»том разделе.

2. РАСЧШО-ШСПЕРШЕНТАШЮЕ ОБОСНОВАНИЕ ЭИЕКТИВНОСТИ КОНСТРУКЦИИ РАдаАЦИОННОЯ ЗАЩИТЫ, СОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ И МОДЕРНИЗАЦИЯ ОБОРУДОВАНИЯ ЯЗУ .

Для реализации проблем, возникающих при разработке конструкции радиационной защиты ВТГР от у-нейтронного излучения, необходимо получение расчетньи путем достоверной информации о пространственно-энергетическом распределении полей X -нейтронного излучения в элементах конструкций требуемой для принятия обоснованных конструкторских решений. В частности}практически отсутствует достаточно надежный инструмент получения расчетным путем указанной информации, особенно в тех случаях, когда геометрия рассчитываемой системы не описывается в одномерной геометрии. Получившие широкое применение точные методы ранения уравнения переноса в сложных геометриях требуют больших временных затрат на имеющихся ЭВМ. Вычислительные программы, разработанные на основе этих методов, представляют скорее научный инструмент. Каждый новый расчет требует кропотливой высококвалифицированной работы по подготовке исходных данных, анализа различных факторов, влияющих на конечный результат, без которых рассчитанные величины могут значительно отличаться от реальных значений.

Характерной особенностью ВТГР в корпусном исполнении являет-. ся использование в конструкции радиационной защиты графита большой толщины (более 50 см). Наличие пилонов'в конструкции графитовой кладки делает её многомерной с точки зрения использования методов расчета плотности потока нейтронов в объеме радиационной защиты.

Исходя из поставленной проблемы, были выбраны следующие этапы её реализации:

I. Отработка вычислительного инструмента, позволяющего расчета!« путем получить, достоверную информацию о пространственно-энергетическом распределении полей ^-нейтронного излучений в защите реакторов типа ВТГР.

. Z. Выбор конструкции радиационной защиты применительно к реактору ВГР-50, корректировка полученных результатов учетом экспериментальных исследований, полученных на полномасштабном макете защиты.

3. Получение основных параметров радиационной защиты проектируемого pea- лора, таких как ШН на корпус реактора, радиационного энерговыделения в элементах конструкций, уровня облучения основных радиационно-чувствительных узлов, плотности потока тепловых нейтронов на ионизационные камеры и т.д. с учетом особенностей конструкции реактора.

Вычислительный инструмент, использовавшийся в настоящих исследованиях и адаптированный в процессе совместных работ с 05АЛ РКЦ "Курчатовский институт", включал набор нескольких вычислительных программ, решающих кинетическое уравнение переноса Г}- * У - излучений методом дискретных ординат, библиотек сечений и вспомогательных программ, осуществляющих .передачу информации из одних блоков в другие. Общая взаимосвязь различных программ и библиотек констант приведена на рис. 2.1.

Ваяньи этапом, предшествующим применению адаптированной программы ДЭТ-З, является апробация её на задаче, решение которой известно из других источников (типа ¿елсЬ -ma.7k ). В качестве тестовой задачи была выбрана защитная композиция в ( R-2 ) геометрии. Основное внимание было уделено изучению влияния прост» ранственно-угловой сетки на получаемое решение. Серия расчетов включала вариации пространственных (R-? ) интервалов: 12x26; 36x78; 48x104 и угловой сетки Sn : П " 6, 8, 12, 16.

Анализ результатов позволил сделать следующие выводы:

1. для точной оценки утечки излучения через боковуэ поверхность (правая утечка) достаточна угловая квадратура Sg \

2. на точный учет утечки через верхний зазор сильное влияние оказывает выбор угловой квадратуры (желательно использование Sr) с 12);

3. величина пространственного пага болеэ заметно сказывается

сг>

Рис. 2.4. Общая взаимосвязь различных программ и библиотек

в тех точках пространства, где больший градиент потока частиц.

Таким образом, выбор пространственно-угловых сеток в каждой конкретной задаче зависит, во-первых, от $язико-геометрических' параметров задачи и, во-вторых, от результатов, которые яелатель-но получить в расчете. При этом следует иметь в виду, что прямое увеличение пространственно-угловой сетки может привести к непомерно большему росту времени счета без сущес генного выигрыша в точности рассчитываемых величин.

- Анализ влияния различных библиотек микроконстант на точность расчетов позволяет сделать вывод о применимости ыалогрупповой библиотеки констант 3).6С -23/СА$К в расчетах наиболее важных с практической точки зрения функционалов поля излучения в защитных композициях реакторов типа ВТГР при разумных затратах машинного времени.

В целях отработки вычислительного инструмента были выполнены экспериментальные исследования на макете радиационной защиты реактора ВГР-50. Схема макета, расположенного в экспериментальной нише исследовательского реактора ИР-50 НШШЭГ приведена на рис. 2.2. Суммарная погрешность проведенных измерений оценивается в среднем 5-10 %', при измерении спектров нейтронов с помощью %е-спектршетра и однокристального спектрометра с кристаллом стильбен для области энергий выше I МэВ суммарная погрешность составила 15-20 %.

Результаты сравнения расчетных и экспериментальных значений ППН по толщине макета показали, что наиболее важные с точки зрения радиационной стойкости конструкционных материалов функционалы можно рассчитывать с использованием библиотеки ЗЛ С - 23/С<45 к с погрешностью 20 %. Для получения более корректной информации в диапазоне энергий нейтронов 3-6 МэВ и более 7 МэВ, если в этга появится необходимость, следует использовать библиотеку с более детальной разбивкой энергетических групп.

В промежуточной энергетической области (I эВ-100 кэВ) картина весьма сложная и разнообразная. Имеют место отдельные точки, где отношение расчет/эксперимент достигает 2-3 раза. Можно отметить, что в среднем здесь имеется погрешность +100 % для библиотеки У1ТДИ1 /V и несколько выше для - £)ЬС ~23 /К •

Для тепловых нейтронов обе библиотеки дают одинаковые результаты и точность в среднем +30 %. Для гамма-квантов расчетная погрешность совпадает с погрешностью расчета тепловых нейтронов.

В<0 С

№ [ас

№

№

&•£>

На огг= к-0 С

1

к о<а

Рис. 2.2. Геометрия эксперимента.

I.- активная зона реактора ИР-50; 2,- блоки графита; 3.- слой графита борированного; 4.- плиты из стали; 5.- теплоизоляция на основе пенокор-диерита; 6.- блок из бетона.

Таким образом, разработанный расчетный инструмент может быта рекомендован для практики инженерных расчетов радиационных залргг для' композиций, характерных для ВТГР-(графит+сталь+бетон). Пря проектировании точность расчета основных функционалов (флюенса быстрых нейтронов и радиационного энерговыделения) с использованием расчетного инструмента составляет +(20*30) %.

Следующим этапом исследований было применение изученного расчетного инструмента для выбора и обоснования эффективности конструкции радиационной защиты реактора ВГР-50 с учетом анализа особенностей формирования поля нейтронов и гамма-квантов в защите.-Для учета сложной конфигурации гранитовой кладки бокового и нижнего отражав „'ля была дополнительно использована методика трех сомножителей, разработанная первоначально А.В.Хрусталевш и Э.Б.Бродкиным применительно к ВВЗР и детализированная затеа для ВГГР.

Оптимизационные исследования конструкции внутрикорпусной радиационной защиты показали: в случае использования в ВГР-50 корпуса реактор» типа ВВЗР-ЮОО, допустга«ая величина фяюенса быстрих нейтронов с Е 0,5 ЫэВ (-6,5 • 10» и/см2- с) может быть обеспечена при удельной энергонапряженности активной зоны ~ (6-8) НВт/ыэ и толщине слоя гранита бокового отражателя приблизительно 55 сы.

С целью снижения активации металлоконструкций, приводящей к снижению уровней излучения при проведении технического обслуаива-ния и, что крайне ваяно, при снятии ЯЗУ с эксплуатации - снике-нию объема РАО,-образующихся при демонтаже оборудования первого контура, было рекомендовано ввести- в состав конструкции п материалов соединения бора.

Рекомендованные меры позволили:

- приблизительно на порядок снизить активацию металлоконструкций и - в 2-3 раза теплоизоляции бетона шахты реактора; .

- подтвердить точность расчета плотности потока тепловых нейтронов на иониза^онные камеры не хуаа 30 %1 ■

- обеспечить радкащонную стойкость корпуса реактора и, следовательно, .безопасность при его эксплуатации.

Результаты расчетно-эксперинентальных исследований и конструктивных проработок, выполненных на их основании, реализована при проектировании конструкции радиационной защиты первой отечественной ЯЗУ с ВТТР-ВГР-50 на стадии разработки' еэ технического

проекта.

Разработанный метсг» был использован также в'исследованиях по совершенствованию и модернизации оборудования энергоблоков с ВВЗР. Основной проблемой при реализации указанных исследований является корректный расчет ППН и его функционалов в месте расположения объекта исследований (корпус реактора, внутрикорпусныз устройства (ВКУ), радиационная защита в районе главных патрубков и др.), что накладывает жесткие требования к расчетному инструменту: точность —■ 30 для нейтронов с энергией выше 0,5 МэВ, возможность учета сложной геометрии исследуемых объектов и расчет ППН в точках, отстоящих на значительных расстояниях от активной зоны.

Перечислении! требованиям полностью удовлетворяет методика, изложенная в настоящей главе. Действительно, выше отмечалось, что полученная оценка точности вычислений*(20т30) % основных функционалов (плотности потока быстрых нейтронов и радиационного энерговыделения) с использованием разработанного вычислительного инструмента применима к композиции из графита, стали и бетона, характерной для ВТГР.

В ВВЗР, где характерные материалы вода, стальчи бетон, точность расчетных параметров можно ожидать на уровне не хуже, чем для ВТГР из-за хорошего знания нейтронно-фкзических характеристик воды.

При обсчете базового эксперимента {ЁгпсЬ - т&%к ). основными материалами композиции в котором были сталь и вода, было получено совпадение расчетных и экспериментальных результатов; различие между, ними не более 30 %. При выполнении комплексного радиа-• ционного обследования блока № I Армянской АЭС в 1990 году было выполнено измерение, мощности дозы активационного гамма-излучения в районе наружной поверхности корпуса реактора и в объеме бетонной шахты реактора. Сравнение показало, что измеренные и рассчитанные по разработанной методике величины мощности дозы удовлетворительно совпадают. Эти совпадения свидетельствуют о возможности использования разработанного вычислительного инструмента для расчета ППН в элементах конструкции БВЭР при их совершенствовании и модернизации.

При выполнении исследований весь комплекс задач с позиций радиационной безопасности был разбит на несколько типов:

I. обоснование эффективности уже разработанного оборудования

при изменении (оптимизатор технологии его изготовления, приводящей к изменению размеров;

обоснование эффективности новой конструкции, разрабатываемой вместо ухе существующей с учетом опыта эксплуатации на головных энергоблоках;

3. разработка и обоснование комплекса технически* решений при внесении изменений в конструкцию оборудования уги внесении дополнительных устройств.

К первому типу задач можно отнести исследования по модернизации граненой выгородки.

В серийном ВВЗР-1000 между активной зоной и обечайкой шахты реактора устанавливается граненая выгородка из нержавеющей стали, повторяющая конфигурацию периферийной части активной зоны и предназначенная для дистанционирования периферийных TBC, формирования поля энерговыделения в них и частично - для защиты корпуса реактора от облучения быстрага нейтронами. Допуски на неточности при изготовлении^сборной (новой) конструкции выгородки и других ВКУ приводят к тому, что при монтаже ВКУ я TBC номинальный зазор может быть не выдержан. Увеличение радиального зазора перед выгородкой (а он заполнен водой) приводит к повышению энерговыделения в периферийных твэлах и увеличению плотности потока быстрых нейтронов на внутреннюю поверхность корпуса реактора. Проведенные расчетные исследования показали, что увеличение толщины зазора от номинальной до 15 мм приводит к росту ППН с энергией выше 0,5 ЫэВ и, соответственно, флюенса нейтронов на корпус реактора не более, чем на 10 %, чтб находится в пределах погрешности расчетного инструмента. Следовательно, увеличение зазора мезду активной зоной и сборной конструкцией выгородки в серийном ВВЗР-1000 не повлияет на радиационную стойкость корпуса реактора. Еместе с тем, учитывая, что эти исследования носят относительный характер, необходимо при изготовлении выгородки стремиться к минимизации величины эазора.

Сборная конструкдая выгородки внедрена в конструкцию серий-, ного ВВЗР-1000 на ПО "Ижорский завод".

Ко второму типу задач можно отнести исследования по модернизации радиационной защиты в зоне главных патрубков ВВЗР-1000. Была обоснована эффективность конструкции крупноблочной стационарной защиты в зоне главных патрубков, спроектированной в 01® "Гидропресс", вместо разборной, состоящей из блоков нескольких

типоразмеров. Реализация усовершенствованной крупноблочной стационарной защиты позволяв?, во-первых, значительно улучшить условия работы персонала: экономия коллективной дозы облучения, по опыту пуска 5 блока HB АХ, составит до 200 чел.-бэр/год на блок, что дает экономический эффект до 100 тыс.руб/год при стоимости 500 руб. за I чел.-бэр (в ценах 1983 г.). Во-вторых, значительно сократить продолжительность, операций по контролю состояния металла, что приводит к сокращению продолжительности технического обслуживания и, соответственно, увеличению выработки электроэнергии. Указанная конструкция защиты внедрена на Запорожской АЭС.

К третьему типу задач можно отнести исследования, связанные с повышением радиационной стойкости корпусов реакторов. Доя вновь проектируемых блоков АС с ВВсР выполняется комплекс НИР по снижению флюенса быстрых нейтронов на корпус реактора до величины порядка (1-2)-Ю19 см-2.

При модернизации ЯЭОГ с BB2P-I000 повышенной безопасности для приведения её в соответствие с требованиями ОПБ-88 (проект АЭС-88) было исследовано несколько технических решений, реализация которых позволяет решить проблему радиационной стойкости корпуса.

1. Применение схемы перегрузки TBC от центра к периферии ( "¿n - о ai" ), заключающейся в загрузке 12 свежих TBC в центр активной зоны и соответствующей установке частично выгоревших TBC на периферию в направлении азимутального угла, при котором достигается максимум ППН с энергией выше 0,5 МэВ на внутреннюю поверхность корпуса реактора. Реализация предлагаемой схемы перегрузки, согласно выполненным расчетам, позволит снизить величину ШШ с энергией выше 0,5 МэВ на внутреннюю поверхность корпуса ВВЗР-440 на~ 20 % и - на Í4 % для ВВЗМООО по сравнению со штатным вариантом.

2. Использование кассет-экранов на периферии активной зоны ВВЗР-440, когда 36 периферийных TBC (толщина слоя защиты между этими TBC и внутренней поверхностью корпуса минимальна), заменяют кассетами-экранами, в которых вместо твэлов используются металлические стержни. Реализация предлагаемого способа, согласно выполненным исследованиям, приводит к значительному (более чем в три раза) снижению максимальной величины ШШ на корпус реактора ВВЗР-440 по сравнению со штатным вариантом загрузки.

Рассмотренные два технические решения, предложенные ОКБ ГП

и АЭС, не требуют изменения конструкции реактора и были экспериментально проверены на АЭС Грайсфзльд на трос энергоблоках с реакторами ВВсР-440 с различными схемами загрузки: блок * I - загрузка с кассетами-экранами на периферии, блок 3 - штатная загрузка, блок 9 4 - загрузка типа "in - out В экспериментальных каналах вблизи наружной поверхности корпуса реактора в течение каипа-ияи облучались активационные детекторы. Сравнение результатов расчета активностей актнвацуюнных детекторов удовлетворительно согласуются с экспериментальными данными, что подтверждает надг.т-,нс«ь' выводов, полученных из расчетных исследовании влияния схемы перегрузки и постановки кассет-экранов на снижение максимального значения ППН с энергией вше 0,5 МэВ на внутренней псаеря -ности корпуса реактора ВВЗ5.

Одним из способов снижения плотности потока быстрых нейтронов на корпус реактора является использование в составе внутри-корпусной радиационной защиты материалов, обладаюц^х высокими ослабляющими свойствами по отношению к быстрым нейтронам.

Выполненные исследования показали, что в качестве одного мя таких материалов может рассматриваться гидрлд тктаца, производство которого освоено отечественной промышленностью. Рассмотрена варианта размещения слоя гидрида титана: в виде вставок в стенку вахты внутрикорпусной или в виде дополнительного экрана меу^у активной зоной и внутренней поверхностью корпуса реактора. Реализация предложенного технического решения позволит снизить величи-пу ШН на корпус Г- на 20 однако требует проведения обширного йоыпяеяса исследований по обоснованию работоспособное^ конструг-цяй на основе гидрида титана в натурных условиях.

Реализация технических решений, изложенных в настоящем разделе, позволит приблизить ы&кекмадьпую вел>/чииу плотности зтотока быстрых нетронов на корпус реактора отечественных АЭС с ВВ5> к уровню, достигнутому в лучших зарубежных аналогах.

Следует отметить, что комплекс КИР по поваленню надежности и безопасности оборудования ВВсР продолжается. Это обусловлено преяде всего как ужесточение, проектных требо?>аш1Й к оборудованию, так я, в частности, разработкой более совершенного расчетного инструмента ддя определения параметров радиационной безопасности и т.д.

3. ПЕРЕНОС, ОСАВД2НИЕ И УДАЛЕНИЕ РЩЕУКЛИД» В ФАКТОРНЫХ КОНТУРАХ

Осаждение радионуклидов представляет собой совокупность гидродинамически и ^зико-химических процессов, механизм которые пока еще исследован не полностью. Поэтому основные подхода к изучению закономерностей осаждения являются полуэмпирическими„ направленный;. на разработку практических методов расчета, кото-¿ив могут быть использованы при проектировании ЯЭУ я обосновании кх радиационной безопасности. Метода исследования процессов осаждения отличаются большим разнообразием, зависящим от типа реакторных установок и вида теплоносителя. Целью исследований, выполненных по указание';' проблеме, являлось проведем/.э комплексного расчетно-экспериментадьного исследования: анализ а обобщение информации по пс;гносу и осаждению радионуклидов в реакторных кон-тупах, разработка физической модели, выбор и обоснование методики расчет л радионук.*: адов в контурах ЯЭУ с ВТПР и рагработка на основе такой методики' расчетной программы, позволяющей определять . 'Н' .ичесгие характеристики осаждения ра/г-оьуклидов в поля их концентрации в теплоносителе в процессе эксплуатащи, сравнение с результатами экспериментальных исследований.

Осноъные итоги исследований, выполненных по теме главы:

I. На основе обзора литературных данных показано современное состояние уровня знг -ий и обсуждены продлены, возникающая при математическом моделировании переноса л осаждения радионуклидов в контурах ЯЭУ с различили типами теплоносителей. Отменено, что в настоящее время не существуег единого подхода к расчету осаждения радионуклидов в контурах р г. з личных ЯЭУ.

2 Преложена физическая модель (рис. 3.1) в разработана методика расчета переноса н диффузионного ооаждения радионуклидов в потоке тегик/юс1.-здя, основанная на введешь и использовании в граиичисм условии парад»-тра поглощения, который учитывает процессы ^изш.о-химкческого взаимодействия осаядахщнхся нуклидов со стенкой.

простейший (с методической точки зрения) случай диф^узиото-го осаждения частиц описывается системой двух уравнений баланса пассы частиц в потоке и на стенке:

■а г о ¿ °г

(3.1)

* ОТвККИ S V

I КОИЦвНТР «.ни я S1

Рио. 3.1. Расчетная молен ai:i«on<ii нуклнво»<. V-

'flUKKO--ХИМИЧГГНОв взаимодочс. ТОИв ИЧ О ПОвВГ. ,<НООТк»

crcHi'ii с лимо»км параметр« логгонвни* и.

i

1т -Л + = (9, (3.2)

где С - средне смешанная концентрадоя частиц в потоке;

£(%,{) - концентрация частиц на стенке (ветчина отложения); й. - средняя сг^рость потока; - плотность диффузионного потока массы частиц на поверхности стенки; с!г гидравлический диаметр канала; X - посаоянная распада радионуклидов.

Осаждение частиц на стенке определяется в общем случае двумя процессами: массопереносоы частиц из движущейся среда к стен-к" и взаимодействием частиц с материалом стенки.

Первый процесс, не зависящий от поверхностных явлений на стенке и всецело определяемый гидродинамическими характеристиками среды, переносящей частицы, и диффузионными свойствами самих частиц, обусловливает при полисы осаждении частиц максимально возможную предельную для данных гидродинамических условий плотность потока массы частиц на поверхности тик • Поэтому значение ^^ тац наблюдается только для абсолютно поглощающей стенки, для которой значение пристеночмой концентрации

-> 0. Из грг-ачного условия третьего рада = (С ' С <,) вытекает, что в случае абсолютно поглощающей стенки¿5Сгии • Коэффициент массопереноса для различных гидродинамических

условии течения среды находится из решения зад^ч теплообмена.

Дня стенок с неполными поглощающими свойствами происходя? сиизение осаждения частиц за счет влкян/я второго процесса: не все частиц, достигающие вследствии массопереноса стенки, способны адсорбироваться в удержаться на её поверхности ¿некоторая ,здля частиц снова попадает в движущуюся среду). Поэтому в обще« случае результирующий пото<; массы £ ^ будет отличаться от максимально возможного значения ^ та* ..Степень различия.мев-ду и , которая определяется условшыи физяко-

химического взаимодействия частиц со стенкой, выражена через параметр поглощающей спосебности стенки (паршетр поглощения):

" Js /¿Л,/"«*

(3.3)

Целесообразность комплексного подхода к рассмотрению поверхностно явлений и сосредоточения в одной безразмерной величине всех явлений, возникающих при взаимодействии частиц со стенкой,

обусловлена тем, что ддя описания взаимосвязанных поверхностных явлений на стенко трудно выделить несколько отдельных параметров (хотя обычно так и поступают), т.к. в некоторых случаях они могут заметно влиять друг на друга и существенно искаяать модельную картину процесса осаядения»

Значение омпирического параметра э? показывает интенсивность отлоаения конкретных частиц на поверхности стенки, т.е. характеризует уменьшение иансимально возможного потока J а завнс:злоста от поверхностных явлений.

Введение параметра X позволяет в расчетной модели осаа-дения отказаться от использования величины Сs з определении потока J-. Это дает возможность избежать методологических трудностей н выразить плотности результирующего потока ые- еы частиц на поверхности стенки как определенную часть от максимально возможного потока, т.е. использовать вместо граничного условия третьего рода граничное условие _:орого рода:

. js = xJ,imQX = XfC

В предлагаемой.расчетной модели величина приобретает

яснуз фпико-химическую hhv дпретацип, а именно, Cs - равноосная конце трация частиц в зоне горбционного взаимодействия нх с поверхностью стенки. Поэтому существует однозначная зависимость мезду значениями п :

2L ~(С-С&)/С (3-5)

3. Разработан фазнно-хкинческий подход а определению параметра поглощения и получена формула для расчета ото: о параметра, зависящего от теплоты адсорбции и соотношения констант сорбцион-ных процессов (рис. 3.2.):

X = _^Q--- , С - — (3.6)

i + C- e*p(~Ox/RT) СЫ

Qa - теплота адсорбции; ßf - коэффициент конденсации; fA - (t-Q)nJ П" - вероятность столкновения молекул с активными центрами поверхности.

4. Получены математические зависимости и проведен расчет

полей концентрации радионуклидов в потоке теплоносителя я коэффициентов осаждения для различных гидродинамических режимов течения (ламинарного, стержневого, турбулентного) с учетом влияния поглощапцих свойств стенки. Показано существенное влияние параметра поглощения на характеристики осаждения и профиль концентрации нуклидов в потоке.

5. Получены расчетные соотношения и выполнен расчет процессов переноса н осаждения нуклидов по длине канала с учетом их радиоактивного распада и физико-химического взаимодействия с поверхностью стенок. В частности концентрация радионуклида

Б (2, ■£: ) на стенке по длине канала,-для случая стационарного режима течения, изотермического и стабилизированного процесса массопереноса, находится по фор|уле:

где р - коэффициент массопереноса, Д - постоянная распада нуклида.

_ Средняя концентрация радионуклидов в потоке теплоносителя С (?) дяя тех ае условий рассчитывается по формуле:

С(2) - (3.8)

Сопоставление расчетных и экспериментальных данных по осаждению 137С$ из ТурбуЛентаого потока гелия приведено на рис. 3.3. Наличие максимума в кривой осаждения обусловлено возраставшем параметра поглощения 3£ (от 0.2 до 0.85) при сгаше-нш! температурного уровня в контуре (от 690 сС до 320 °С).

6. Разработана методика экспериментального определения параметра поглощения путем расчетного моделирования опытных данных по осаждению нуклидов. В результате такого моделирования найдены эмпирические значения параметра поглощения некоторых радионуклидов, находящихся в потоке гелия (табл. 3.1). Показано, что пара-*;йтр поглощения 3£ практически не зависит от геометрических особенностей канала и гидродинамических характеристик теплоносителя.

7. На основании предложенной математической модели получекд расчетные соотношения дяя замкнутых контуров и разработана программа РАДИ, позволяющая определить динамические характеристики.

г.

е.* о. 6

о,ч

о.г^

-г.о

6 оок

900К

о ¡.о ¡о.о 4.0 Q

И од 4

Рис.3.2. Расчетная зависимость 3?в от значения теплоты

адсорбции 0Л при различных тешературах (для СцЬ -- ' .0)

Г- 650•0/ Т'«£>'с ---'Г 1-ь

0.0 ¿.о

ао

Рис. 3.3. Расчетные и экспериментальные данные по осаядению Сь из турбулентного потока гелия при неизотермических условиях '5>н- нормализованная концентрация).

осаждения радионуклидов и поля их концентраций в процессе эксплуатации ЯЭУ. .

Таблица 3.1.

сатирические значения параметре поглощения некоторых радионуклидов

Радионуклида 6С^0 I3Ij

Теплоноситель Не Не Не

Температура, °С . 500 ' 280 660

Ватерная стенки нерж.сталь углер.сталь нерх.стаяь

Значение 0,62 0,46 0,42

8. Предложенная расчетная модель для описания осаждения радионуклидов на поверхности оборудования первого контура БхГР является перспективной методикой. Для эффективного применения её . необходимо проведение определенного объема модельных экспериментов с целью нахождения параметра поглощения применительно к условиям проектируемых отечественных ВНР для наиболее значимых радионуклидов. Методический подход в рассматриваемой модели основан на анализе реальной картины протекающих процессов и возможностях их детального описания.

Для изучения процессов осаждения я проверки возможности удаления радионуклидов йода (этот радионуклид определяет радиационную обстановку при обслуживании ПГ ЯЭУ ВГР-50 вплоть до 80 суток после останова реактора) с металлических поверхностей термическим методом был выполнен кшпдекс экспериментальных исследований на установке ЛИКА, смонтированной в горячих камерах ИАЭ (пришупиадь-ная схема представлена на рис', 3.4.). Условия проведения исследований соответствовали условиям вкспжуатацки ОТ ВГР-50.

Изучались следующие основные вопросы:

- влияние температуры в терыоциклирования на осаждение йода н" столь различного состава;

- восуоаяость десорбции йода за счет прогрева трубных образцов;

- влияние давления гелия на а»раятер«тики осаждения и удаления;

- влияние графитовой пыли;

- выявление форм йода в гелии при эксплуатации.

Рис. 3.4. Схема экспериментальной установки ШИ:

I - баялсн с гелием} 2 - редуктор; 3 - электропечь, 4 - рабочий участок; 5 - гь'эгреватель, б - эк^перя-ионФазьный канал; 7 - электронагреэ^эль; 8 -

9 - форвахуумный насос; 10 - нониэацюкаая ггиера;

II - в спецвентшшцип; 12 - гаша-спеятрометр

Параметры: теплоноситель - гелий» давгон,.э 0,1- 4 Ша, Яг» 1-100; дяяна рабочего участка - 1000 ы»; диаметр "рубта образцов 12-16 мы; температура трубный обрас ;ов до 7Г*0 °С; асто^ юяс радиоактивности - двуокись урана, температура прогрева до 1100 °С, фяюекс облучения теплОЕШи ^ейтрснвма п\-х • (2-4) 1014 см"?

Работа установки осу^вствая-ась в два зтг.таг пергг " - осаз-дение Йода в экспериментальной канале (сК) при ггаэкси д-ввешш гелия, второй - пря перепетая условиях температуре и , апле-гата.

- О/ -

Некоторые основные результаты экспериментов приведены в табл. 3.2. * на рис. 3.5. Из полученных результатов следует, что ль поверхности трубногс образца из стали 12Х16Н10Т осаждение происходит прм более низкой температуре, чем цля стали 12X119; пош-венке температуры прогрева приводит к увеличение коэффициента де-ербция радионуклидов йода с поверхности «К, Удаление радиоактивны? йодов с поверхности стели 12Х18Н1ОТ происходит интенсивнее,, чем с повераюс с< стали 12ХШ. Наличие графитовой пыхи на поверхности ЙС привод,, г к большей стабильности радионуклидов йод» при более высоком давлении гелия, чем при низком; последующее ..ннгение давления гедшя е 2К приводит к интенсификации процесса удаление радионуклидов йода в 2К.

Таблица 3.2.

Основные результаты экспериментов по изучению удаления радионуклидов йода

*- эксперимента 1 | Материал 1 { Давление 1 время. ! ШаЛ 1 | Температура 1 1 Коэффициент -1 десорбции !

I. 12Х1Ш1ОТ 0,11 320; 400;500 1.7; 4.0; 20

2. Р.Х18Н1ОТ 4,0/1.7 400/1.7 1.2

4,0/2.0 500/4.3 1.3

0,11/2.3 1.5

3. тжкя 4.0/6,0 500/7.8 2.0

1.0/1.8 2.2

0.11/7.2 500/7.2 40.0

4. штенют + 0,11 370; 550 2.7; 13.0

шш 4.0/5 500/18.6 гл

О.Н/13.6 — 15.4

5. 12Х1енюг с графитовой пылью о.и 410; 500 Х.7; 4.0

6. ШШ с графитовой пылью 0.11 400 1.6

Показано, что радиоактивные изотопы йода, выходящие из тве-яов ВТГР, в гелиевой среде находятся в двух аэрозольнцк (легко-и трудноеорбируемой) формах. Эти форш йода имеют различные сорб-ц.юнные свойства, которые необходимо учитывать при проектировании системы очистки гаэоаэрозольных выбросов.

«г *

о

О

ЮС

20 40 60 80 Знойно. ЭН, см

Рис. 3.5. Изменение отлокенлй радиоактивного Яод-л (2.) и температуры (I) по длине экспериментального кудала: а - поело отжига топлива; б - поело прогрет при { ш 40СГЬ; в - после ггрогропя при I« 500Яс.

Ю П Н 16

&ремя 7

Р»с. 3.6. Зависимость коэффициента досорбчзш Пода в экегшрн-ыаотальном канала от длительности прогрева а давления гелия; I - коэффициент десорбции, 2 -теготзрзтура

Результаты выполненных экспериментальных исследований пока-еьдя, что дезактивацию ПГ 6ТГР вози окно осуществить термическим способсм, прогревая not с jawocrb теплообмена в инертной среде. Процесс следует реалнзовывать при минимально возможной давления гелия в контуре (рис. 3.6). Достоинством предлагаемого способа д: заЖтнвацаи являются:

- не требуется демонт .'.ш ПГ перед его деьчпиващей;

- не 1^ебу -гея использования вспомогательных защитных устройств, чез&ктивиру«оцю; растворов в других приспособлений, необходимых для проведения дезактивации традиционными способами;

- снижается время п; .'стоя ЯЗУ, свж- нное с работали по дез активами;

- повышаете" безопасность работы, т.е. отпадает необходимость непосредственного присутствия персонала в зона обслуживания»

Предложенное техническое решение являете л орягшальнш методе да: чктиващн ' Зорудовашш первого контура ВТГР без -его дшок-тага, н может быть реализовано s реаоторостроешш наряду с дру-г;и решениями для снижения обучаемости ясрсонааа при об служа-гании и релонте ВТГР.

4. 0С0БШ0СТИ РАД1ЩИОШОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ШЕРПЛШШОШЕСКОи ПРИМЕНЕНИИ ВТП -

В обеспечения рад-^цаонной безопасности при енарготехногог::-ческом применении ВТГР ключевой является проблема возуошого загрязнения техно: эгическогс продукта радионуклидами, ирида кото-, рах основным является третий в силу его повышенной проницаемости чаре"» поверхности теплообмена конструкций при высоких температурах. Для решения указанной проблемы применительно к ЯЗУ с ВГР-60 выполнен '.яшлекс исследований, оси ные результаты которого состоят в следук-пе*:

V.I. Идентифицированы источники трития в реактора, исследовано накоплен его во времени и распределение по компонентам peuicxopa, рекомендованы пути снижения источников трития.

4.2. Изучена, проанализирована н систематизирована инфориа-1щр по проницаемости изотопов водорода через высокотемпературные конструкционные материалы, рекомендуемые для применения в ВТГР. Исследование показало:

4.2.1. Неокисленные металлические поверхности:

- величина потока проницаемости трития пропорциональна корню квадратному из его давления со стороны источника;

- температурная зависимость проницаемости - термически активированный процесс и характеризуется известным соотношением Арре-ннуса:

К, - Ког ехр (- Ет / Д Т ) (4.1)

где - коэффициент проницаемости трития, Кот - размерный

коэффициент, Е^ - энергия активации процесса, д - газовая постоянная, Т - абсолютная температура; , - на проницаемость трития ьдияет протай: величина потока проницаемости трития обратно пропорциональна корню квадратному кэ парциального давления протия;

- энергии активации трития л протит (для аустенитных материалов) примерно равны, эксперименты показали несколько более высокое значение энергии активацкя для трития ( Ец- 65 кДх/иозъ,

■> 70 кДя/моль; дня углеродистых сталей Ец « Е^, 33 кДз/моль);

- эффект изотопии отражается в константах проницаемости, которое приблизительно обратно пропорциональны корню квадрат ну

вэ масс изотопов: К » 2.5*10"''а3/ [ы.сДтДа)1'2]; Кот « о 1,б*10-7 м3/[и.с.(сПа)1/2];

- промцаемосс-ъ трития через углеродистые стали всегда, выше, чем *гзрзэ аустенитные материалы в диапазоне температур до 550 °С {при условии идентичности друпгс параметров).

4.2.2. Поверхность, окисленная со стороны технологического нонгура:

- металлы, резомендушые для использования в конетрукдай

22? с ВТГР, влияют на проницаемость изотопов водорода пренде все- ' го благодаря иг способности образовывать плотные оксидные пленки. §аятор скиления проницаемости Н (отношение потоков проницаемости неоккслекного образца и окисленного) учитывает влияние оксидных пленок;

- для оксидных пленок, "■умеренно" снижающих проницаемость

(Н ■ 100-200) зависимость величины поногга проницазмости от давления трития имеет вид р Р 5-0 Энергия активации имеет такое же значение, пая- и для неокиеяенной поверхности, т.е. при

повреждении оксидной пленки »та величина практически не изменяет л;

- - после техыоцихлирования в ¿нтервале температур 450-050 °С образуются оксидные пленки, "хорошо" снижающие4проницаемость (Н ^ 103), они отличаются от неокисленного образца характером проницаемости Р);

- при наличии "хорошо" снижающих проницаемость оксидных пленок в диапазоне температур 450-950 °С величина проницаемости трития пропорциональна давлению трития в контуре;

- возможность экстраполящи величины потока проницаемости от низких пс циальных давлений трития к более высоким - не очевидна»

4.3. Разработана методика расчета распределения трития в технологических контура ЯЗУ. Исходя вэ особенностей проницаемости трития через поверхности теплообмена, поток проницаемости трития из первого контура во второй предложено определять следующим полуэмпиричесюш выражением:

У = Kzf-.fr./ Е&г ) (4.1)

где р! - площадь поверхности теплообмена между контурами, имеющая температуру Т , - толщина стена трубок, Н* -фактор снижения прот.цаеыостн трития; Рчт д , Рц,2 ~ парциальные давления трития и водорода в первом контуре; Рнтд ,Рнх~ тоже во вторт контуре; ГЦ » 0 ¡¡_ - емпирнчвскяе коэффициенты (Ъ * 0,5-1,0).

Величина Нх»Н»ке* (4.1)

где - фактор снижения проницаемости трития, определен-

ный в условиях эксперимента, - площадь поверхности, не

занятая окиенш слоем.

Исходя из сделанных допущений, система уравнений баланса активности трития для трехконтурной схемы (первый контур - промежуточный контур - технологический контур) имеет сдедпяций вид:

(4>3)

• «• 2 Kj2 $2 -J2. з

^Kiik+it-i

гДв ^t * fin * Аз ~ активность трития в контурах, (Я - поступление трития в первый контур от всех источников, » ¿р - сумма постоянных: радиоактивного распада тритий неорганизованных протечек гелия, очистки С<^Т и других процессов вывода трития для каадого контура.

4.4. Изучены визыогные пути поступления трития а ТП и влияние схемных реаений ЯЭУ -ia снинение величины загрязнения тритиеа Ш. Применительно s ЯЗУ ВГР-50 с НО (рас. 1.1.) из результате^ выполненных исследований следует:

- проанализированы основные источники поступления трития в перЕНЙ контур, показано, что определяющие источником трития является реакци: на литки, присутствующем в виде принеси п кокет-руквдошюа графате твзяов и отражателя; получено ограничение я чистоте графита на уровне 10 ыас. %',

- наличие системы очистки гелия в прсыевуточноы контуре позволяет значительно сникать содержание трития в ТП дало при относительно малой вепнчкна постоянной,очистка ч~*);

- отбор пара в аппарат конверсии из отборов турбины монет быть осуществим при использовании в качестзе ыатериш; i теплопе- * редакция поверхностей подогревателей променуточного контура нержавеющей стали или других высокотемпературных сплавов с низкой проницаемостью трития;

- принципиально возиошо обеспечение содержания трития в ТП кипе уровня, принятого за предельно-допустимую величину

(0,4 Бк/г).

Описанная методака может бить рекомендована для оценки активности трития в контурах ЯЗУ с ВТГР на стадии проведения технн-ко-экономических исследований и проектных прораооток по выбору и обоснованию схемных решений ПЗУ.

4.5. Исследована возможность применения ИМС для очистки гелиевого теплоносителя от трития.

Ml di

db.

dh

Среда различны* изученных к настоящему времени ИМС на основе циркония наиболее перспективными для глубокого извлечения трития из инертных газов являются, в частности, ИМС Достоинством этих соединений является их способность обратимо поглощать водород в диапазоне температуры от комнатной до 47Ш при давлении ниже 10 Па. Водород может быть выделен из гидрида при низком давлении и температуре 570-77®. Поскольку подробное изучение геттерных свойств соединений 1г »Съу )•> ДИ извлечения трития из гелия в условиях ВТГР не проводилось, они были выбраны объектом исследований.

Для изучения эффективности выделения водорода из гелия использовали Ш2 ( \Zo.t , С г 0.г ®т0 соединение было выбрано потому, что с увеличением содержания ванадия уменьшается давление гидридообразовения и увеличивается емкость по водороду. Введение хрома облегчает начальную активацию ЮГС. Варьирование состава ШС позволяет в широких пределах изменять их физико-хвш-ческие свойства и для каждой конкретной задали подбирать соединение оптимального состава.

Эффективность выделения водорода из гелия изучали в дингт-ческих условиях, пропуская газовый поток через слой ШС. При этой контролировали содержание водорода я примесей СО, Л/г в исходной смеси (Сде) и на выходе вэ слоя (С^) до момента проскока водорода. ~

Измерение концентрации водорода в примесей в гелии до и после реактора осуществляли с помощью хроматографа, позволяющего анализировать содержание примесей в диапазоне 10~® - 1,0 об.

В ходе экспериментов варьировали температуру слоя ШС, давление, скорость газа и содержание в нем примесей. Принципиальная схема установки приведена на рис. 4.1.

Очистка гелия от примеси водорода. Исследование эффективности очистки гелия от изотопов водорода проводили на смеси гелия с протаем, содержащей тахае пршеси СО, 0^ н Л/2 с концентрациями примерно 1-1СГ5 об. %. Содержание водорода в гелия изменяли о? 1.1'КГ^ до 0,78 об. %.

Из анализа полученных результатов следуете - парциальное давление водорода в гелии на входе в слой ШС соответствует составу примесей в гелиевом теплоносителе в номинальном режиме; концентрация водорода на выходе из слоя не превышает 1.10"® об5?;

- с увеличением исходной концентрации водорода степень очистки (Яш Свх/Свыг) растет. Этот результат позволяет предполагать, что в случае неожиданного роста концентрации водорода в гелиевом теплоносителе при возникновении аварийной ситуации слой

' ИКС будет обеспечивать необходимую чистоту гелия по водороду;

. - высокая эффективность очистки гелия от водорода сохраняется при повышении температуры слоя ИНС до 470 К л при наличии в гелии примесей кислорода, азота и оксида углерода;

- при повышенной температуре гелия ( ^ 470 К) необходима предварительная очистка инертного газа от газообразных примесей дяя эффективного извлечения водорода.-

Рис. 4.1. Принципиальная схема установки для изучения свойств ШС:

I - баллон с газовой смесью; 2 - регулятор давления; 3 - мансыетр; 4 - расходомер ; 5 - цифровой вольтметр; б - термопара; 7 - реактор; 8 - регулирующий вентиль; 9 - хроматограф ХТМ-73; 10 - в атмосферу; II - участок приготовления образцов ИУС; 12 - датчик давления -САГШР-22АД; 13 - баллоны газов-прге<есей; 14 - п вакуумную систему

Очистка гелия от газообразных примесей. Некоторые основные результаты исследований приведены на рис. 4.2., 4.3. Показано, что:

их

о ±0"*1

8о оо - 7000

470 ■ 570 670 770 870 9 70

Рис« 4.2. Концентрация примеси кислорода (I) и азота 12) в гелии на выхода из слоя ИМС в 'зависимости от температуры, РНе»1.5 МПа, С%исх-5.10^06^, С^^ЭЛО"3^.

м~ *сгтС

04 0.6 0.8 1.0 12 1.4 Рн&, МПа ■

Рис, 4.3. Концентрация примеси кислорода (х) и азота (л) в гелии на выходе из слоя ИХ в зависимости от давления,

об%.

- с повышением температуры гелия до 870 К степень очистки возрастает (как по кислороду, так и по азоту). При температуре выше 870 К величина температуры не оказывает заметного влияния на степень очистки;

- увеличение степени очистки с ростом температуры осуществляется за счет снижения концентрации водорода на выходе из слоя ШС.

Сравнение результатов по очистке гелия ог1 водорода и примесей 0£, СО и /У2 показывает, что при ташературе ИМС выше 870 К величины концентрации прныесей на выходе из слоя ШС должы слабо зависеть от величин концентраций примесей на входе и скорости газа, как было получено при извлечении водорода из гелия.

Полученные данные свидетельствуют о вознояности использования ИКС (У^.э } С г ц Я**1 глУб°К0Й счистки гелия от примесей трития, 0*2, СО и /¡/2 проведением процесса в двух последовательно установленных химических реакторах, один из которых при высокой температуре, другой - при температуре поглощения водорода.

Выполненный комплекс исследований позволил проанализировать проблему "Тритий в ВТГР", выработать рекомендации и дать проектантам ПЗУ расчетный инструмент для обоснования радиационной чис- . тоти технологического продукта, определить пути практической реализации разработанных рекомендаций.

5. СИСТЕШЫЙ АНАЛИЗ ПРОБЛЕШ РАД1АЦИСНН0Й БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ дайНТАЗЕ ОБОРУДОВАНИЯ ШЕРГОБЛОНОВ АС

Вывод из эксплуатации энергоблоков АС первого поколения, исчерпавших свой ресурс, становится реальностью промышленного масштаба. За последние года были проведены исследования различных оценок снятия АС с эксплуатации. Во всех случаях, рассматривая этот процесс как слогную техническую проблему, интегрированную в социальную среду, вопросы радиационной безопасности декларируют в форле главного критериального принципа. Системный анализ проблемы радиационной безопасности позволяет целенаправленно выделять системообразующие элементы, устанавливать характеристики их взаимосвязи с факторами радиационного воздействия.

В настоящей главе изложена разработанная иерархическая процедура анализа, состоящая из четырех вложенных процедур. Цель исследований - изучение и анализ усредненных и устойчивых в среднем показателей радиационной безопасности в рамках альтерттивных

математических моделей процесса демонтажа оборудования энергоблоков АС.

.Иерархическая процедура включает методики-про цезуры:

- макетного проектирования в границах энергоблока АС радиа-ционно-технологического производства по переработке РАО;

- анализа перераспределения радионуклидов в производственном цикле переработки РАО;

- планирования коллективной дозовой нагрузки на выполнение работ по демонтажу;

- оценки риска радиационного воздействия из-за отказов технических систем и ошибок пероонала.

В рамках первой из названных процедур проводится анализ влияния компоновочных решений в задаче о нахождении макета производства по переработке РАО максимальной производительности. Анализ основан на использовании базы данных параметров установок, агрегатов, оборудования, позволяющей пользователю выбирать отдельные виды и интегрировать их в макет сложного автоматизированного про- . изводства. При этом выполняется согласование компоновочных решений, учитывая все соединения (связи) добавляемой установки к другим к все ограничения, накладываемые реальной архитектурой энергоблока АС. Визуализация результатов получена в среде АиТОСАД-Ю . с использованием базы данных, содержащей экспликацию помещений. В качестве математической используется сетевая модель. .

Заявляемая методика отражает мнение автора, что проблема обоснования технической возможности демонтажа блоков АС - это проблема -размещения в границах энергоблока радиа^онно-технологи-ческого производства по переработке РАО при обеспечении показателей безопасности в пределах, предусмотренных дня условий нормальной эксплуатации АС на мощности. Опираясь на сфорвулированное определение проблаш, представим её в математических категориях системного анализа:

Здесь F (X) - линейная свертка критериальных функций, например, радиационная опасность, стоимость, продолжительность выполнв!в:я

ii^Q-

работ, протесты общественности - со своими показателями приоритетности C¿ ; р'е. - множество Паретто для функции ^ £ на ориентированном организационном графе & допустимых состояний системы £ (X )» - дуги графа О- .

Ориентированный граф (сетевая модель) содержит все состояния от организации производства по переработке РАО в границах энергоблока до приведения всех освобождаемых помещений в состояние, удовлетворяющее требованиям радиационной безопасности.

Примем, что региональные.имитационные модели определены на системе уровневых подграфов, связанных с элементами функциональной схемы производства по переработке РАО:

(Б.З)

Пусть на подграфах решаются три основные задачи имитационного моделирования:

- задача о распределении ресурсов;

- задача о пропускной способности;

- задача о средней частоте отказов средств технологического оснащения (СТО).

Тогда, раннфуя решения этих задач и определяя семейство целевых функций типа:

1у</ ¿*1 I <Л'о I

3 } 2 ;

где - вектор существенных конструктивных параметров эле-

мента </' ; Х^ ж ( Л'I ) - вектор концепции моделируемого элемента '^ ; У ¿0 - назначаемые величины для пропускной способности, потребляшых ресурсов и средней частоты отказов;

( ) - вычисляемые'значения названных функционалов, определяем общую схему САПР деаонтага.

С пространством свяла« набор сценариев визуализации

смены состояний энергоблока в процессе демонтажа. Каждому такому Сценарию будет соответствовать значение глобального критерий

р (х)'на графе О . Таким образом, управляя ограниченным набором векторов Д' , можно построить визуализированную модель

демонтажа как среду ддг принятия решения.

Полученный макет производства по переработке РАО подвергается анализу на устойчивость к аварийны* ситуациям, минимизируется уровень выбросов и сбросов, прогнозируется радиационное состояние помещений блока. Вторая из названных процедур решает эти задачи прямой имитацией перераспределения радионуклидов с использованием модели Форрестера.

В качестве примера на рис. 5.1. представлена структурная схема такой модели применительно к производству по фрагментации корпуса реактора В-210 НВ АХ в шахтном объеме кислородной резкой. Прямоугольниками обозначены своеобразные бункеры (накопители), состояние которых отражает уровни запасов. Сплошньыи стрелками обозначены материальные потоки, а пунктирными - информаде-онные связи. Каждая конечная последовательность бункеров и материальных потоков отражает' ветвь перераспределения радионуклидов. Активность корпуса / распределяется в ветвь Вд-Д^ по траектории аэрозолей и в ветвь по траектории твердых РАО. Из бункера

В| активность расходуется в фильтр местной вентиляции и далее через фильтры прсывентиляции Вд в атмосферу Дц. Расход К В 1 2 соответствует доле активности, поступающей во внутришахтный объем, а В I з соответствует скорости осаждения твердой фазы на оборудование. Изменение состояния бункера А^ запускает механизм-расходования дозового резерва АС Ад по четырем каналам: - дозоЕые затраты на профилактику технологических систем; Д3<> - на плановое ремонтное обслуживание; ДЗд - на управление основными технологическими операциями; ДЗ^ - на ликвидацию последствий проектных аварий.

Блок генерации проектных аварий (ПШ имитирует отказы оборудования. Со схемой рис. 5.1. связывается снстша дифференциальных уравнений типа уравнений баланса, интегрируя которую можно вычислять изменение содержимого бункеров на протяжении всего периода функционирования модели.

Так, содержимое бункеров А| (активность корпуса) и Ад (дозо-вый резерв) на конечном отрезке времени описывается уравнения»:

т

J/¡¿¿¿Шеи- (5-5>

¿=1 о

ВВ

а"

Да

ив

42

Шц

КВз

ГПА <* — Ат 1 СТ РС1 Сп

л

БО>

°3

ЙСд

Ч> Аз

г

__I

---О

щг КА22

ДЗт

гАзз

1&2

5А34

ГС,

Ряс. 5.1. Структурная схеаа ишетащонной модели детонтааа корпуса^ реактора

- суммарная активность корпуса реактора; ~ иасса цементного коапаунда; Ад - доэовый резерв АЭС; С; - число контейнеров в очереди на поста* обслуживания; - скорости перемещения контейнеров невду постами; Д| - накопитель обработанных контейнеров; В^ - суммарная величина активности аэрозолей;

- активность, удерзиваеаал $ильтрса местной вентиляции; Вд - активность на фильтрах общесташронных састеа вентиляции; - суммарный выброс радионуалн-

. дов в атносферу; ^ - величина активности, перееед-вая в поверхност. э загрязнение внутркпахтных систеа; #8¿ - скорость распределения активности аз розовей по ваделеннш каналам; 3)31 - каналы расходования дозо-вого резерва АЭС; - скорость расходования до-

зового резерва АЭС; ГОД - генератор проектных аварий.

где R /¡¿j - скорости перераспределения нуклидов, - коллективная доза облучения на переработку единицы активности. .

Варьированием режимов технологических процессов ( RЛ¿j ) достигается возможность моделирования поведения радиационной среды при демонтаже. Изучение ритма производственного процесса является уникальной особенностью этой стадии системного исследования. Опыт реализации подобных моделей показывает, что их эффективность предопределена качеством проработки конструкторских и технологических решений по организации производства. Весьма важным является то обстоятельство, что часть исходной информации, связанная с имитацией аварий, формируется с использованием ряда других моделей. Это приводит к убеждение, что вычислительный комплекс в данном случае следует организовать в виде открытой проектирующей системы.

Анализ эффективности живого труда - третий, уровень принятого системного подхода. Он базируется на вариации параметров сетевых графиков проектов организации работ (ПО?). Олена состояний блока АС на последовательных этапах демонтажа представлена как функция трудозатрат и дозовых нагрузок. Решается задача о минимизации коллективной дозы, вычисляется необходимый дозовый резерв для персонала АС. По существу, это уровень анализа (выбора) организации процесса труда.

Номенклатуре типичных работ демонтажа энергоблока может быть сопоставлен сетевой график. На сетевой графике выделяется критический путь - путь наибольшей продолжительности. Каждой дуге L сетевого графика сопоставляется O.L - значение величин трудозатрат по выполнению данной работы. Если известна величина мощности дозы одi гамма-излучения, то каждому сетевому графику может быть однозначно сопоставлена величина min ДЗ- наименьшее значение коллективных дозовых нагрузок, достняимых на данном сетевом графике, т.е. для данного ПОР.- В этой случае величины , Q i будут отражать оптимальные дозовае емкости соответствующих рабо?. В терминах линейного прогрв«нирования задача минимизации коллективных дозовых нагрузок ыоке? быть сформулирована в виде:

№¿^3 = 14^/; • (5,7).

м i3i

где ßi , ßL — нижнее и верхнее значение величины трудозатрат на данной дуге, 3) i - мощность дозы на рабочем месте при выполнении работы I , Т^ - допустимое время на критическом пути, /V - полное число дуг на сетевом графике. U - число дуг на критическом пути, Ск - удельная "человекоемкость" операций на критическом пути.

Очевидно, в ряду альтернативных техноло! лй демонтажа оборудования данного энергоблока предпочтительной является та, которая характеризуется наименьшим значением величины min № на своем сетевом графике.

Подход к планированию дозовых нагрузок при демонтаже оборудования с использований! величины min ДЗ состоит в следующем (для эксплуатации АС предложен Ю.А.Егоровыи). Считаем, что величина min № является плановорасходуемой частью дозового резерва, тогда будем иметь:

min 3)3 =с6ЯР ; Б = ^ nun 33 (5'8>

где JP - дозовый резерв АС, Б - доэовый запас, сС I - плановый коэффициент использования дозового резерва.

В процессе демонтажа оборудования АС потребуется величина ДР, которую можно планово расходовать в соответствии с коэффициентом оС . Часть ДР - "Б" расходуется только на покрытие пиковых дозозатрат. Величина oi> устанавливается решением органов санитарного надзора.

В ранках описываемого системного подхода эта процедура занимает особое место благодаря возможности достигать любой степени общности рассмотрения. Математическая основа здесь столь хорошо исследована, что приобрела черты классических алгоритмов. На детально проработанных сетевых графиках удается получить очень точный результат; с другой стороны, когут быть исследованы любые, в тоа числе, гипотетические, сетевые модели.

Мировой опыт эксплуата1?ш АС показывает, что проблема безопасности - это проблема риска потенциально возможных, маловероятных аварий по причине отказа технических систем и ошибок персонала. Четвертая ступень разработанного системного анализа процесса дз!онтааа базируется на обработке "деревьев событий", приводящих к радиационной аварии.

Отказы определяются в соответствии с предыдущей практикой

для каждого элемента с использовалием банка данных и экснертных оценок. Исследуются последствия каздого отказа на тяжесть аварии в заданных интервалах дозы н уровень необходимо о вмешательства при его устранении. Каждый вид отказа анализируется для выяснения его иаигудаего последствия. Особо тцательно изучаются отказы элементов, приводящих к отказам избыточной системы, а ' также элементы, состояние которых не может быть проверено при штатной работе. Для критических элементов необходто изменить конструкцию или разработать корректирующие действия, гарантиру-вцие безопасность приемлемого уровня.

Среднее значение индивидуального риска для персонала, занятого на демонтаже, определялось как функционал вида:

оо

= Р\*У&ЛЯ)сИЯ) (5.9)

о п

где Р ( ¿д ) - плотность распределения вероятности радиационного поражения с индивидуальной дозой , (<Э) - функция последствий аварий. Величина риска оценивалась в рамках следующих предположений:

р\ь) (а) (5Л0>

■Г о,

I О ?

п *

где гу - вероятность аварии в данной дозовш кнтерваяе, (л)^ (■£>) - плотность распределения дозы, к - воэффидаекг расгл. Подставлял (5.10), (5.11) в (5.9), получки:

' с

Есйз существует некоторое критериальное распределение вероятности аварий, определяющее допустимый риск в виде:

то основное решающее правило оценки риска формируется как

RIA) + R

(5.12)

Вероятпость аварии в данном дозовои интервале ыоняо рассматривать как функдаокад на сценариях случайного процесса последовательных отказов в основных системах, обеспечивагацих технологический процесс и его безопасность:

где 5 ( £ ) -. сценарии аварии, С ~ пространство всех возможных сценариев. Далее выявляются возиогзгае аварии, определяются количественные показатели вероятности выхода радаоактивных веществ в окрунапщую среду, например, с использованием ыетода "деревьев событий" и оценки на каядсм "дереве" функционалов типа (5.13) нетодоа Нокте-Карло.

Спроектированная технология оценивается величиной иинкмизи-ровашого риска её реализации. Устанавливается допустимый уровень отказов оборудования.

Описанная процедура была использована при разработке технологических процессов демонтага оборудования из шахтного объша реактора блока £ I БАЭС и выбора оптимального варианта. Анализ полученных результатов применительно к этоау реактору показал, в частности:

- радиационная безопасность предловениого технологического процесса нояет быть обеспечена традиционным образен с использованием доработанных общеиатпострошгальных средств, целью доработки серийных механизмов и систем является достижение уровня от- ■ казов, непревосходэдее 20'10~®

- дозовые затраты на реализацию предложенной нодели технологического процесса с учетоа подготовительного и заключительного этапов следует огидать на уровне 7.3 чел.Зв/год;

- максимум индивидуального риска по реализации рассмотренной модели технологии связан с авариями в .дозовон интервале (5-10) сЗв и составляет ^ 5.4-10"^ год-1, средний риск за весь период демонтажа ^ 2,2,10~^год~*.

Р/= jFCSjcICSj

С; ее

(5.13)

Разработанный системный подход к оценке качества технологий, ПОР и СТО является эффективны! и перспективный инструментом на стадии их проектирования и выбора оптимального по ^ лтерию радиационной безопасности варианта технологии демонтажа оборудования энергоблоков АС с реакторами любого типа.

вывода

I. Выполнен комплекс расчетно-эксперименталъных исследований, получен ряд новых методов и экспериментальных данных, разработаны новые оригинальные подходы, позволившие решить ряд основных проблем обоснования радиационной безопасности новой реакторной концепции - ядерных энергетических установок с ВТГР модульного типа:

1.1. разработана, обоснована и на практике подтверждена методика расчета конструкции радиационной защиты ВТГР, на базе которой разработана конструкция радиационной защиты реактора ЯЗУ ВГР-50.

1.2. разработана физическая модель расчета переноса в осаждения Йода, цезия и других, радиационмо-значимвх радионуклидов в первом контуре ВТГР с использованием аналогии тепломассоперено-са, выполнен детальный анализ влияния процессов сорбции и десорбции продуктов деления в первом контуре на безопасность обслуживания оборудования.

1.3. предложен и экспериментально подтвержден на макете теплообменника газового контура оригинальный подход и схемные решения для снижения активности теплообмениого оборудования, обеспечивающие радиационную безопасность при выполнении технического обслуживания оборудования газового контура ВТГР.

1.4. исследованы основные источники загрязнения технологического продукта радионуклидами при энерготехкологическои применении ВТГР, показана определяющая роль трития. Разработана иэтодн-ка рас ета загрязнения тритиеа технологического продукта с учетом проницаемости его через поверхности теплообмена. Расчетио-зкспериментальнда путем обоснована возможность обеспечения чистоты технологического продукта на уровне, не превосходящем допустимую величину. >

1.5. результаты выполненного комплекса расчегно-эхсперимеи-тадьных исследований использованы при разработке технического

проекта первой отечественной ЯЗУ с ВТГР - установки ВГР-50, а также при становлении и развитии концепции модульных ВТГР в России.

2. Разработаны принципы системного анализа проблемы демонтажа высокорадиоактивного оборудования энергоблоков АС, состоящих из четырех вложенных методик-процедур:

2.1. макетного проектирования в границах энергоблока АС ра-диационно-технологического производства по переработке радиоактивных отходов;

2.2. анализа перераспределения радионуклидов в производственном цикле переработки радиоактивных отходов;

2.3". планирования коллективной дозовой нагрузки на выполнение работ по демонтажу оборудования;

2¿4. оценки риска радиационного воздействия из-за отказов технических систем и ошибок персонала.

- Предложенный методический подход использован при разработке проектов технологических процессов демонтажа реактора блока & I Белоярской АЭС и применим к выбору оптимальной технологии демонтажа оборудования любого типа действующих реакторов и при разработке конструкции дистанционно-управляеыых комплексов для демонтажа высокорадиоактивного оборудования.

3. Полученные в диссертации результаты применяются при разработке нового поколения ЯЗУ повышенной безопасности с ВТГР налой и средней мощности в металлических корпусах, поскольку поставленные и решенные в работе проблаш безопасности практически полностью имеют место при разработке этого типа реакторов.

4. Разработанные в диссертации метода использованы при:

модернизации и реконструкции оборудования действующих и проектируемых энергоблоков АС с ВВЗР, результаты этих разработок внедрены на ПО яИаорский завод" при изготовлении оборудования энергоблоков АС;

проведении комплексных инженерных обследований, включая радиационное обследование, на стадии снятия с эксплуата^и блока 9 I Ардянской АЭС.

5. Реализация обоснованных в диссертации разработок, положений и рекомендаций применительно к реакторам ВТГР (модульного типа и малой мощности для энергообеспечения районов крайнего Севера России), ВВЗР, РБМК и ACT с целью повышения радиационной безопасности персонала и населения на всех стадиях жизненного цикла

ядерно-энергетических установок имеет важное научно-теХническое

я народнохозяйственное значение.

Основные результаты по теме диссертации опубликованы в

работах:

1. Былкин Б.К.. Глебов В.П.. Пономарев-Степной H.H. и др. Радиационная безопасность установки ВГР-50. // В кн.: Атомно-водо-родная энергетика и технология. - М.: Энергоатомиэдат, -1988, вып. 8, - с. 260-270.

2. Былкин В.К.. Пономарев-Степной H.H.. Хрулев A.A. и др. Радиационная безопасность при эксплуатации установки ВГР-50. // В сб.: Радиационная безопасность и защита АЭС. - К.: Энергоатси-иэдат,1985, вып. 9, - с. 18-24.

3. Былкин Б.К.. Пономарев-Степной H.H.. Хрулев A.A. и др. Основные положения обеспечения радиационной безопасности ВТГР малой мощности. - Семинар МАГАТЭ, ША-ТС-389.26., Димитров-град, СССР, 21-23 июня -1989, - А9.

4. Высокотемпературные газоохлаядаемые реакторы ( вопросы безопасности;. - Былкин Б.К., Гребенник В.Н., Ибрагшов И.М. и др. // Итоги науки и техники. Сер.: Атомная энергетика. - Н.: ВИНИТИ, 1990. - т. 7, - 132 с.

5. Бутин Н.В.. Былкин Б.К., Хрулев A.A. Влияние радиоактивности графитовой пыли на обслуживание парогенератора. - Труда Таллинского политехнического института, - I98Ô, В 630, -

с. 66-74.

6. Былкин Б.К.« Виноградов В.П., Тищенко Д.Б. и др. Энергетический режим работы реактора ВГР-50 по принципу ШАЗ с температурой гелия 950 °С. - ВАНТ. Сер.: Атом. - водород.энерг. и. технол. - 1988, М., вып. 3, - с. 57-60.

7. Былкин Б.К., Гребенник В.Н., Грипанин Е;И. ы др. Радиационная обстановка при аварийных режимах эксплуатации установки ВГР-50. - ВАНТ. Сер.: Атом* - водород.энерг. и технол. - 1982, Ы., вып. 1(11),- с. 34-35.

R. Былккн Б.К. 8 Гребенник В.Н., Хрулев A.A. и др. Газоаэрозояь-ше выбросы при эксплуатации установки BIP-50. // В сб.: Радиационная безопасность и защита АЗС. - М.: Энергоатоаиздат, -1984, вып. 8, - с. I40-Î43.

9. Внлкин Б.К.» Грипанин Е.И., Любин А.Я., Хрулев A.A. Анализ гипотетических аварий для ЯЗУ с ВТГР-200 // Вопр.атом.науки и техн. - 1990. - $ 6 - с. 38-41.

, 10. Быдкин Б.К.. Иноземцев D.H.. Федосеенков А.Н., Хрудев A.A. Методы и оборудование переработки твэлов ВТГР. - Атомная техника за рубежом. - 1991, >2, - с. 3-8.

11. Быдкин Б.К., Хрудев A.A.. Един В.А. и др. Некоторые проблемы радиационной безопасности при снятии с эксплуатации ЯЭУ

с ВТГР. // 5 Всес.научн.конф. по защите от ионизир. излуч. ядер. - техн. установок, 19-21 сент., 19Р°: Тез.докл. -Протвино, - 1989, - с. 5.

12. Броданн Э.Б.. Быдкин В.К., Дорофеев A.A., Егоров А.Д. Характеристики поля нейтронного излучения в защите реактора ВГР-50. - ВАНТ. Сер.: Физика и техника ядерных реакторов. -1986, II., вып. 4, - с. 54-57.

13. Бродкин Э.Б.. Быдкин Б.К.. Дорофеев A.A.. Егоров А.Д. Расчетное исследование характеристик поля нейтронов и гаыыа-КЕан-тов в шахтном объйге установки с реактором ВГР-50. - ВАНТ, Сер.: Атом. - водор. энерг* и технол., - 1984, М., вып.1(17),

- с. 24-25.

14. Бродкин Э.Б., Быдкин Б.К., Дорофеев A.A.. Егоров А.Л. Расчет пространственного распределения тепловых нейтронов в макете защиты. - ВАНТ. Сер.: Ядерная техника и технология, вып. 3, АВЗТ, - 1989, М., - с. 6-8.

15. Бродкин З.Б.. Быдкин Б.К.. Васильев Г.А. и др. Расчетно-экспе-риментальное исследование характеристик макета защиты. -ВАНТ. Сер.: Физика и техника ядерньсх реакторов, - 1986, Ц., вып. 4, - с. 57-59.

16. Былкин Б.К., Васильев Г.А., Вркин Д.Г. и др. Расчетно-экспе-риыентальное исследование характеристик макетов защиты. //

В сб.: Вопросы дозиметрии и защиты от излучений. - Н., Атоы-издат, - 1979., вып. 18, - с. 122-130.

17. Былкин Б.К., Дорофеев А.А;, Егоров А.Л. и др. Пути снижения плотности потока быстрых нейтронов на корпус реактора типа ВВЗ>. // см. [II], - с. 162.

18. Былкин Б.К., Дорофеев A.A.. Егоров А.Л. и др. Влияние технологических отклонений при монтаже выгородки на фяюенс нейтронов на корпус BBS1-1000. //В сб.: Радиационная безопасность

и защита АЭС. - М.: Энергоатоыиздат, - 1987, вып. 12,

- с. 52-54.

19. Былкин Б.К., Довбенко A.A.. Егоров А.Л. и др. Временные распределения наведенной активности РАО блока $ I Армянской АЭС.

// Радиоактивные отхода: проблемы и решения. Вторая Всесоюзная конфер. ЯО СССР. Программа работы конфер. М.: 25-28 июня 1991, - с. 4.

20. Атоян В.А.. Болберов A.A., Былкин Б.К. и др. Комплексное обследование 1-го энергоблока Армянской АЭС после прекращения эксплуатации. - Атомная энергия, - 1992, т. 22, вып. 4,

- с. 345-353.

21. Ибрагимов И.М.. Былкин Б.К. К выбору граничных условий в расчетах диффуэивнного осаждения частиц. - Ы., 1987. - 17 с.

- Деп. в ВИНИТИ 7.12.87, » 8553-87.

22. Былкин Б.К., Ибрагимов И.М.. Хрулев A.A. Расчетная модель диффузионного осаждения продуктов деления в ВТГР - Атомная энергия - 1989. - т. 67, » 5 - с. 323^326.

23. Ибрагимов И.М.. Былкин Б.К. Методика расчета диффузионного осаждения частиц при течении жидкости в каналах - Теплоэнергетика. - 1990. - № I. с. 57-59.

24. Былкин Б.К., Ибрагимов И.М.. Хрулев A.A. Модель расчета переноса и осаждения продуктов деления в первсы контуре ВТГР.

- ВАНТ. Сер.: Ядерная техника и технология, вып. 6, АВЗТ,

- 1990, М., с. 62-64.

25. Былкин Б.К., Момот Г.В., Хрулев A.A., Цветков C.B. Исследование высаждения йода при прохождении гелия вдоль образцов трубок, применяемых в парогенераторах ВТЕР. - ВАНТ. Сер.: АВЗТ. - 1986; М., вып. 2, - с. 69-70. •

26. Былкин Б.К., Момот Г.В., Хрулев A.A., Цветков C.B. Исследование осаждения и удаления продуктов деления с поверхности трубных образцов. // В сб.: Радиационная безопасность и защита АЭС. - М.: Энергоатоыиздат, - 1987, вып. 12, - с. 46-48.

27. Былкин Б.К., Момот Г.В., Хрулев A.A.. Цветков C.B.,Удаление радиоактивного йода с металлических поверхностей. - ВАНТ. Сер.: Ядерная техника и технология, вып. б, АВЗТ, - 1990, U., - с. 65-68.

28. Бь.лкин Б.К., Момот Г.В., Хрулев A.A., Цветков "".В. Влияние твердое продуктов деления в первом контуре ВТГУ на радиационную обстановку при обслуживании парогенератора. // см. [Iïj, -'с. 162-163.

29. Былкин Б.К., Скворцов В.И.. Хрулев A.A., Цветков C.B. Ядерная установка с контуром циркуляции шаровых твэлов. - Авторское свидетельство $ II5242I, 1983.

30. Внякпн Б.К.. Скыкзн Б.Д., Скворцов В.И. и др. Теплообменник.

- Авторское свидетельство 8 I342F74, 1986.

31. Быдккн Б.К.. Дорофеев A.A., Цветков C.B. Расчетные исследования активности теплоносителя I и 2 контуров атсиных станций теплоснабжения. // В сб.докл. Всес. науч. - технич. совещания "Проблемы радиационного контроля на АЗС". Арц.АЗС, -1930, йецеыор, - с. 134-140.

32. Былкин В.К., Т'щенко В.А., Савченко В.А. и др. Водородопро-ницаеиость конструящонных материалов ядерной энерготехнологической установки. - Атомная техника за рубежей. - 1984,

Р 8, - с. 3-12.

33. Энерготехкологическое применение ядерных реакторов. Былкин Б.К., Гребенник В.Н., Ибрагимов И.И. и др. // Итоги науки и техники. Сер.: Атомная энергетика. - П.: ВИНИТИ, IS88, -

т. б, - 140 с.

34. Былкин Б.К., Гребенник В.Н., %рулев A.A. и др. Расчетные исследования распределения трития в установке ВГР-50. - ВАНТ. Сер. АВЗТ. - 1983, Н., вып. I (14), - с. 33-35.

35. Былкин В.К., Тищенко В.А., Фальковский Л.Н.. Xрулев A.A. Водородопроницаемость высокотемпературных конструктивных материалов. - Энергетическое нелиностроенне ( НИИЗинфор-î о и ерго -наш), - 1985, вып. 12 (2-85-02), - 47 с.

36. Былкин Б.К., Ткпенко З.А., друлев A.A., Федосеенков А.Н. Системы очистки теплоносителя в высокотемпературных газоог-лаядаемых реакторах. - Энергетическое машностроение (НИИЭннформзнергоагш), - 1985, вып. 3 (2-85-03), - с. 40.

37. Андреев Б.И., Былкин Б.К., Перевезенцев А.Н. и др. Нераспы-ляемые металлические геттера в ядерной технике. - Энергетическое машиностроение (НИИЭинформэнергоыал),'- 1988, вып.13 (3-88-08), - 60 с.

38. Былкин Б.К., Шпйцер В.Я. Безопасность при разработке технологий демонтапа оборудования блоков АЭС. - Энергетическое машиностроение (1ЩИГй1тяЕиаи)- IS9I, шп. 5 (3-91-05), -40с.

39. Былкин Б.К., Савченко В.А. Продление срока слуяби оборудования первого контура.блоков АХ с ВЗЗ?. - Энергетическое машиностроение (ЦНИИГЭИтягмеш), - 1990, вып. б (3-90-05),

- 52 с. *

40. Былкин Б.К., Шпицер В.Я. Проблема обоснования технической возможности демонтажа блоков.АЭС. - Тяжелое машиностроение.

' - 1992, Г« 4, е.-13-16.

41. Бутин Н.В.. Вшшм Б.К., Климкин А.П.. Блин В.А. Технологические подходы для ликвидация демонтированных парогенерато-

' ров АЭС // Вестник ЫГТУ, сер. Машиностроение. - 1992. № 4, - с. 80-88.

42. Берела А.И.. Былкин Б.К., Кояядко A.A.. Этинген A.A. Выбор варианта технологии демонтажа корпуса реактора ВВЗР-440 -Muci. горе Wo-zidscan. , - 1992, »9/10, - p.80-8I.

43. Былкин Б.К.. Дорохов В.П.. Зимин В.К. н др. Двстанционно-управляемые комплексы как средство демонтажа реакторов АХ. // Ядерные технологии в завтрашнем мире. Третья ежегодная научно-технич. конфер. Ядерного общества. Тезисы докладов, С. - Петербург, 14-18 сентября 1992 г., - с. 326-328.

СПИСОК ПРИНЯТЫ! СОКРАЩЕНИЙ

АС - атомная станция

АЭС - атомная электрическая станция

ACT - атомная станция теплоснабжения

ЯЭУ - ядерная энергетическая установка

ВВЭР - водо-водпной энергетический реагтор

ВТГР - высокотемпературный охлаждаемый гелиеа реактор с графи-

товш замедлителей

ЯР - ядерный реахтор

РБИК - реактор большой мощности канальный

ПГ - парогенератор

ВТО -' высокотемпературный теплообменник

BIO?" - внутрикорпусные устройства ,

АК - аппарат конверсии

СОТ - система очистки теплоносителя

ХТО - химико-технологическое отделение

ПД <- продукты деления

ТП - технологический продукт

РАО • радиоактивные отходы

ИМС - интерметаллическое соединение

Л - микротопливо

ППН - плотность потока нейтронов

TBC - тепловыделяющая сборка

ОС - образцы-свидетели

СТО - средства технологического оснащения