Повышение безопасности реактора ВВЭР-100

Атомная энергетика
Повышение безопасности реактора ВВЭР-1000
Описание реакторной установки ВВЭР-1000
Корпус ядерного реактора
Конструкция шахты внутрикорпусной

Активная зона реактора ВВЭР-1000

Поглощающий стержень системы управления и защиты
Описание первой топливной загрузки 5-го блока Балаковской АЭС
Расчет ТВС реактора ВВЭР-1000
Расчет продолжительности первой топливной кампании
Сценарий аварии
Конструкционный расчет
Технология проведения вибрационных испытаний ТВС РУ ВВЭР-1000
Анализ опасных и вредных производственных факторов, имеющих место при работе цехов по производству ТВС
Оценка максимально-возможной радиационной аварии при производстве ТВС
 
 
 
 
 

Оценка максимально-возможной радиационной аварии при производстве ТВС

Причины возникновения аварии

 Использование радиоактивных веществ в производстве ТВС связано с риском вредного воздействия ионизирующих излучений на здоровье человека. Воздействие на профессиональных работников сведено к минимуму благодаря мерам по охране труда. Лишь при редких радиационных авариях и сопутствующих им исключительных обстоятельствах имеет место переоблучение персонала.

  В производстве твэлов и ТВС одной из наиболее опасных по потенциальным радиационным последствиям является авария, связанная с возникновением самоподдерживающейся цепной реакции (СЦР) в системах с делящимися веществами, Мировой опыт показывает, что достичь абсолютной надежности мер по предотвращению СЦР невозможно.

  Причинами подобных аварий могут быть наложения следующих непредвиденных обстоятельств:

- физических воздействий (изменение геометрии, разрушение перегородок и тд.); * ошибочных действий персонала (повторная загрузка, ошибки при переключении вентилей, несоблюдение интервалов между загрузками, отбор нетипичных проб и

т.д.);

- выхода из строя систем блокировок и поступления в оборудование с сухими материалами водосодержащих сред;

- накопления делящихся материалов в сборных емкостях при прорыве фильтров;

- тепловых и механических явлений (упаривания конденсации, течи емкостей, отказ клапанов и т.д.);

 При анализе уже происшедшей или прогнозе последствий СЦР важно определить число делений в системе и длительность процесса. По числу делений можно определить дозу облучения и уровень выхода продуктов деления; по скорости развития реакции - тепловое и механическое воздействие.

  Эмпирическое соотношение между объемом V системы и энерговыделением Fв за первый пик в момент вспышки СЦР имеет вид:

 Fb = 2,95-1015хV0,85 ,

 где Fb- энерговыделение за первый пик, в делениях;

V-объем системы с делящимися веществами, в метрах;

 Для оценки интегрального энерговыделения на поверхности СЦР в рамках той же эмпирической модели получено:

 Fp = 3,2*1012х(l-t0,15) ,

Где Fp-число делений;

t -предполагаемая длительность процесса;

Полное число делений: Ft = Fb + Fp;

 Анализируя организацию технологического процесса: изготовление двуокиси урана, порошковый передел, снаряжение твэлов, следует отметить, что СЦР наиболее вероятна в водных системах, при попадании замедлителя в системы с сухими делящимися веществами (окислами урана).

 Для анализа кинетики цепной реакции можно считать, что порошок двуокиси и вода образуют вязкую систему, которая по нейтронным, тепловым и гидравлическим характеристикам изотропна.

  Прекращение цепной реакции во влажных системах происходит из-за следующих эффектов: испарения воды, теплового расширения и эффекта Доплера.

 Для оценки значений возможной мощности дозы допустимо использовать следующий диапазон длительностей, в пределах которого наблюдался разгон мощности СЦР: 0,001.. .1 сек. Объем помещений, где размещено технологическое оборудование, не превышает 300 мэ.

Максимально возможный уровень энерговыделения составляет Ft = 5*1017.

Внешнее мгновенное гамма и нейтронное облучение персонала во время СЦР

 Проведен анализ мирового опыта СЦР, происшедших в промышленности. Согласно данным доза мгновенного облучения на 1 акт деления на расстоянии 1 м, для систем с замедлителем, составляет 2х10-14 рад и 10-14 рад для других систем. Наиболее вероятна СЦР в системах с замедлителем.

Доза мгновенного гамма и нейтронного облучения (в рад.) определяется по формуле:

Д=1,5х104/R2

где

  R- расстояние от места возникновения СЦР до точки детектирования, м.

Доза облучения (без учета коэффициента ослабления в конструкционных материалах, перегородках, стенах), которая может привести к смертельному исходу (более 200 рад) может быть получена в радиусе до 9 м, доза выше 5 бэр в радиусе порядка 50м.

 

Допустимое время работы исходя из дозы

Мощность дозы

0,1 рад

1 ,0 рад

3,0 рад

5 рад

10 мкР/сек

2 ч 47 мин

27 ч 48 мин

83 ч 30 мин

139 ч

100 мкР/сек

16 мин

2 ч 16 мин

8 ч 21 мин

13 ч 54 мин

1000 мкР/сек

1 мин 30 сек

16 мин

50 мин

1 ч 23 мин

10 Р/ч

36 сек

6 мин

18 мин

30 мин

Внутреннее облучение за счет поступления радиоактивных веществ внутрь организма

 Влияние внутреннего облучения определяется расчетным путем по концентрации аэрозолей и проведением биофизических измерений у персонала. При срабатывании САС, для локализации радиоактивных веществ отключается вытяжная и приточная вентиляция.

 По оценке, при СЦР за счет роста давления, тепловых эффектов происходит выброс делящихся веществ и осколков деления в производственные помещения до 10... 100 кг соединений урана, суммарной активностью до 5 Ки, осколков деления на момент СЦР до 50000 Ки.

С учетом объема производства (не превышает 300 м3), концентрация аэрозолей в воздухе может составлять:

для долгоживущих альфа-активных нуклидов—10 ... 10 Ки/л

(Дка=5,5-10-14 Ки/л согласно НРБ-99)

для бета-активных нуклидов-10-4... 10-5 Ки/л

(Дка=10-11...10-12 Ки/л согласно НРБ 99)

  По данным, в течение первых 2...3 суток концентрация аэрозолей каждые 4 часа будет уменьшаться на один порядок, для бета-активных нуклидов, так как за счет большого вклада короткоживущих изотопов спад концентрации более значителен. Учитывая эти обстоятельства через 5 мин после СЦР концентрация бета-активных нуклидов ожидается порядка 10-6... 10-7 Ku/л, а через 3 часа 10-9...10-10 Ки/л. Анализируя приведенные данные и данные таблиц видно, что ввод сил аварийно-восстановительных работ целесообразен не ранее трех часов после момента СЦР.

Исследование проблем обеспечения радиационной безопасности летного состава и сбоев аппаратуры в условиях высотных полетов Оценки последствий облучения людей малыми дозами, включающих раковые заболевания и нарушения генетического аппарата, значительно изменились в последние годы в сторону увеличения радиационного риска. Эти изменения нашли отражение в международных и отечественных рекомендациях (НРБ-99) по предельно-допустимым дозам для населения и персонала, значительно сниженным по сравнению с предыдущими нормативами.

Автоматизированная система дистанционного обучения «Экзаменатор 2007» В настоящее время наблюдается тенденция перехода к интенсивным методам обучения. Это приводит к поиску более эффективных методов и технологий обучения, организации эффективных способов проверки знаний.

Роль прикладных научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ в инновационном процессе В нынешнюю эпоху перехода от индустриальной эры к эре знания наука становится краеугольным камнем и ключевым инструментом повышения благосостояния общества и государства. По оценкам специалистов как минимум три четверти добавленной стоимости продукции даже в традиционных отраслях экономики обуславливается эффективным использованием знаний. Этот тренд превалирует даже в наиболее старых отраслях экономики, например, в сельском хозяйстве, которое претерпело радикальные изменения благодаря успехам биотехнологий.

Опыт разработки тестового программного обеспечения ПТС и ПТК СВБУ АСУ ТП АЭС В настоящее время для управления энергоблоками атомных станций широко применяются компьютерные автоматизированные системы управления. Чаще всего такие системы управления строятся на основе сложных программно-технических комплексов (ПТК). Комплексы программно-технических средств, используемые для управления и обработки информации, являются одними из самых сложных изделий, создаваемых человеком.

Высокопроизводительный кластер «Стрела» В начале 2004 года в открытом вычислительном центре «Стрела» (г. Снежинск, Челябинская область, Россия, учредителем центра является РФЯЦ-ВНИИТФ) был установлен высокопроизводительный кластер «Стрела». Необходимость создания кластера была продиктована потребностью в больших вычислительных ресурсах для решения научных задач по конверсионной тематике.

Сигнализатор уровня агрессивных электропроводящих сред Традиционно для контроля уровня агрессивных электропроводящих сред на АЭС и предприятиях ЯТЦ применялись датчики СУЭ-Д производства ФГУП ПО "Маяк" в комплексе с сигнализатором предельных сопротивлений СПРС 2И производства завода "Тензор", г. Дубна. Принцип действия сигнализатора уровня основан на преобразовании изменения электрического сопротивления между электродом датчика и стенкой резервуара в релейный электрический сигнал. Несмотря на широкое и успешное применение датчиков СУЭ-Д на АЭС, в последнее время их применение было затруднено из-за несоответствия требованиям нормативной документации для АЭС.

Аппаратура систем контроля и управления для применения на ядерноопасных объектах. Комплексная безопасность Комплексная безопасность атомных станций и хранилищ ядерных отходов сегодня неразрывно связана с системами контроля и управления применяемыми на ядерно-опасных объектах. При этом основными критериями комплексной безопасности остаются повышенная надежность систем контроля, возможность оперативного поиска неисправности, ремонтопригодность, предсказуемая деградация системы при аварийной ситуации на энергоблоке.

Оптический детектор одоранта природного газа для газораспределительных станций в реальном масштабе времени В настоящее время в рамках обеспечения промышленной и экологической безопасности функционирования предприятий нефтегазовой отрасли актуальна проблема детектирования меркаптановых соединений в газовых средах в реальном масштабе времени.

Повышение безопасности реактора ВВЭР-100