WWW.MASH.DOBROTA.BIZ
БЕСПЛАТНАЯ  ИНТЕРНЕТ  БИБЛИОТЕКА - онлайн публикации
 

Pages:   || 2 |

«НАУЧНОЯДЕРНАЯ ИЗВЕСТИЯ ТЕХНИЧЕСКИЙ ЖУРНАЛ ВЫСШИХ Издается в Университете ЭНЕРГЕТИКА УЧЕБНЫХ атомной энергетики с 1993 г. ЗАВЕДЕНИЙ N1 ОБНИНСК•2004 СОДЕРЖАНИЕ АКТУАЛЬНЫЕ ...»

-- [ Страница 1 ] --

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

НАУЧНОЯДЕРНАЯ

ИЗВЕСТИЯ ТЕХНИЧЕСКИЙ

ЖУРНАЛ

ВЫСШИХ Издается в Университете ЭНЕРГЕТИКА УЧЕБНЫХ атомной энергетики с 1993 г .

ЗАВЕДЕНИЙ N1 ОБНИНСК•2004 СОДЕРЖАНИЕ АКТУАЛЬНЫЕ ПРОБЛЕМЫ В.В. Петрунин Опыт создания и перспективы развития промышленной тяжеловодной ЯДЕРНОЙ реакторной технологии

ЭНЕРГЕТИКИ Ю.В. Швыряев БЕЗОПАСНОСТЬ, Современный подход к методологии вероятностного анализа НАДЕЖНОСТЬ И безопасности атомных станций

ДИАГНОСТИКА ЯЭУ А.А. Абакумов, А.А. Абакумов (мл.), Е.А. Касатов Магнитный контроль трубопроводов технического водоснабжения АЭС........25 А.И. Трофимов, М.А. Трофимов, В.В. Худаско Анализ распределения температуры во фронте ударной волны в металлах.....32 О.Л.Ташлыков, С.Е.Щеклеин Н.И. Маркелов Математическое моделирование дозовых полей при планировании облучения ремонтного персонала

С.Е. Щеклеин, О.Л. Ташлыков, Н.И.Маркелов Радиационный фактор в проблеме повышения коэффициента использования установленной мощности АЭС

В.И. Диденко, Б.И. Яцало, Г.Я. Брук, В.Ю. Голиков ЭКОЛОГИЯ Анализ структуры доз облучения населения радиоактивно загрязненных ЭНЕРГЕТИКИ территорий с использованием многоуровневых адаптивных моделей оценки доз

Д.Ю. Кремленков, М.Ю. Кремленков Оценка экологического риска для наземных экосистем при гипотетических авариях на АЭС

А.М.Загребаев, Н.В.Овсянникова, А.Е.Артемьев, Н.И. Миронов ФИЗИКА И Математическое обеспечение идентификации расхода теплоносителя ТЕХНИКА в топливном канале реактора РБМК на основе информации об азотной РЕАКТОРОВ активности

В.С. Окунев Особенности развития аварийных ситуаций в реакторах типа БН большой мощности с нетрадиционной формой активной зоны

О.В. Маслов, С.Г. Олейник, М.В. Максимов ТОПЛИВНЫЙ Анализ возможностей применения однотипных технических средств ЦИКЛИ и методического обеспечения для контроля состояния ядерного топлива РАДИОАКТИВНЫЕ и ядерных материалов в реальном времени

ОТХОДЫ А.Е. Синцов, В.А. Апсэ, А.Н. Шмелев Некоторые особенности сжигания кюриевой фракции младших актинидов в нейтронном поле

В.С. Гольба, А.С. Шелегов

ТЕПЛОФИЗИКА И

Внешняя задача применительно к методике точечного источника тепла ТЕПЛОГИДРАВЛИКА для решения сопряженной задачи теплообмена в сборках стержневых твэлов

Ю.Н. Корниенко Вывод и обобщение форм факторов квазиодномерных моделей коэффициентов пристенного трения, тепло и массообмена неоднородных потоков. Каналы кольцевой геометрии

Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004

–  –  –

УДК 621.039.524.46

ОПЫТ СОЗДАНИЯ И ПЕРСПЕКТИВЫ

РАЗВИТИЯ ПРОМЫШЛЕННОЙ

ТЯЖЕЛОВОДНОЙ РЕАКТОРНОЙ

ТЕХНОЛОГИИ В.В. Петрунин ГУП ОКБМ, г. Нижний Новгород В статье представлена эволюция развития тяжеловодной реакторной технологии. Изложены особенности конструкции промышленных тяже ловодных реакторов и этапы внедрения производства радиоактивных изотопов на реакторе Л 2. Представлена концепция нового тяжеловодного промышленного реактора. Выполнен анализ экономической эффектив ности создания нового ТВР. Проведен многовариантный расчет экономи ки ТВР по общероссийской методологии с использованием аттестованной программы ТЭО ИНВЕСТ, разработанной ИПУ РАН. Результаты расчетов позволили сделать вывод о том, что при текущем уровне мировых цен на изотопную продукцию инвестиционный проект нового ТВР имеет вы сокие показатели доходности и окупаемости .





ВВЕДЕНИЕ Создание промышленных тяжеловодных реакторов (ТВР) было вызвано необ ходимостью их использования для получения делящихся оружейных материалов, поскольку свойства тяжелой воды как наиболее эффективного замедлителя нейт ронов позволяют обеспечивать более высокие, по сравнению с другими типами реакторов, накопления кондиционного плутония на единицу выгружаемого топ лива. Так, по сравнению с уран графитовыми реакторами, для получения одина кового количества Pu 239 при той же мощности требуется почти в 10 раз меньше U 235, количество же тяжелой воды, необходимой для поддержания цепной реак ции деления, в 60 раз меньше, чем сверхчистого графита. Кроме того, тяжелая вода обладает хорошими теплофизическими свойствами, что позволяет использовать ее одновременно в качестве замедлителя нейтронов и теплоносителя для съема тепловыделений с твэлов в активной зоне реакторов .

Первый исследовательский реактор на естественном металлическом U 235 с тяжелой водой в качестве замедлителя нейтронов был пущен в США в 1944 г. Мас совое сооружение промышленных тяжеловодных реакторов началось в 1953 1955 гг., их общая характеристика представлена в табл. 1 [1] .

Работы над созданием и освоением промышленных тяжеловодных реакторов в России проводились параллельно с аналогичными работами в США .

Первый исследовательский тяжеловодный реактор был спроектирован в ОКБ “Гидропресс” в 1947 г., а в апреле 1949 г. на территории ИТЭФ был произведен его пуск. Научное руководство при разработке и создании тяжеловодных реакто В.В. Петрунин, 2004 !

АКТУАЛЬНЫЕ ПРОБЛЕМЫ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

–  –  –

6 -177 1958, .

7 -177 1959 1987 28 При создании и эксплуатации промышленных тяжеловодных реакторов прове ден большой комплекс научно исследовательских, опытно конструкторских и тех нологических работ, в результате чего была разработана и освоена надежная ре акторная технология, которая с успехом может быть применима к производству как оружейных, так и широчайшего спектра “коммерческих” радиоактивных изо топов .

ОСОБЕННОСТИ КОНСТРУКЦИИ РОССИЙСКИХ ПРОМЫШЛЕННЫХ

ТЯЖЕЛОВОДНЫХ РЕАКТОРОВ

Конструктивные особенности промышленных тяжеловодных реакторов опре деляются специфическими требованиями к режимам его работы, которые должны обеспечивать эффективную наработку в активной зоне оружейных материалов, и уникальными свойствами тяжелой воды, позволяющими реализовать в этих реакторах:

• минимальную критическую массу, т.к. тяжелая вода (окись дейтерия), явля ясь хорошим замедлителем нейтронов и имея минимальное паразитное сечение поглощения нейтронов (5 миллибарн), позволяет увеличить эффективность ис пользования загружаемого топлива, в качестве которого возможно применение как обогащенного, так и природного урана;

" Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004

• возможность изменения в широких масштабах состава и композиции актив ной зоны с организацией большого тяжеловодного отражателя и больших облу чаемых объемов. В силу большой диффузионной длины пробега нейтронов в тя желой воде – 147 см (2,7 см в Н2О), последнее свойство присуще только тяжело водным реакторам;

• возможность гибкого управления нейтронным потоком (общим и локальным) с целью обеспечения возможности производства радиоизотопов со сверхвысо кими удельными активностями и выпуска необходимого количества изотопов в сроки, наиболее благоприятные с точки зрения конъюнктуры рынка;

• возможность изменения в широком диапазоне (от 0,1 до 0,01) жесткости нейтронного спектра (отношение макросечения поглощения к макросечению за медления), обеспечивает необходимое качество производимых изотопов и новых делящихся материалов;

• отрицательные эффекты реактивности, обеспечивающие реактору высокий уровень безопасности .

Тяжеловодный реактор представляет собой сложное инженерное сооружение со многими специфическими особенностями и значительным количеством нестан дартного оборудования. К конструкции реактора предъявляются повышенные тре бования по герметичности контура и исключению потерь тяжелой воды при про ведении технологических операций.

Вследствие низких параметров теплоносите ля (давление менее 0,5 МПа, температура менее 100оС) тяжеловодным реакторам присущи:

• отсутствие необходимости мощных корпусов реактора и оборудования вы сокого давления, а, следовательно, более простое, как в изготовлении, так и в обслуживании, и более надежное оборудование теплообменных контуров;

• возможность перегрузки изотопных каналов на мощности;

• низкий уровень температуры топлива в условиях нормальной эксплуатации и малые перепады температуры в твэле. Применение дисперсионной топливной композиции обеспечивает хорошую теплопроводность топливного слоя. При этом обеспечивается удержание продуктов деления в топливном материале, как в ус ловиях нормальной эксплуатации, так и при авариях, включая запроектные;

• большая теплоаккумулирующая способность активной зоны, масса воды на единицу мощности относительно велика;

• возможность применения в качестве конструкционных материалов низкопог лощающих и малоактивируемых алюминиевых сплавов;

• малая вероятность разгерметизации или разрушения оборудования с поте рей теплоносителя .

Одноцелевое использование реакторов исключает зависимость от конечного потребителя электроэнергии, что значительно снижает количество переходных режимов и положительно сказывается на сроке службы оборудования .

Промышленные реакторы ОК 180, ОК 190, ОК 190М – однотипные корпусные канальные реакторы с тяжеловодным теплоносителем и замедлителем [2]. Корпу са первых промышленных тяжеловодных реакторов (внешний и внутренний) были выполнены из алюминиевого сплава Сав2. Реакторы имели нижний подвод и от вод теплоносителя. Для удаления и сжигания, образующейся при радиолизе теп лоносителя «гремучей смеси», предусматривался газовый контур. Основные узлы и детали технологических каналов выполнены также из алюминиевых сплавов, которые в целях защиты от коррозии анодированы. Конструкция технологическо го канала имела устройства контроля температуры теплоносителя на изливе из каналов, контроля расхода теплоносителя через канал и регулирования расхода #

АКТУАЛЬНЫЕ ПРОБЛЕМЫ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

теплоносителя. Выгрузка твэлов производилась через нижний наконечник канала в полость напорной камеры, откуда гидротранспортом доставлялась к месту пос ледующей выдержки .

Причина вывода этих реакторов из эксплуатации была обусловлена возникно вением течи корпуса в районе сливных патрубков из за высоких температурных напряжений в материале патрубков из за разности температур входа выхода. В сочетании с невысокими механическими свойствами материалов корпусных кон струкций – алюминиевых сплавов, температурные напряжения привели к возник новению трещин в корпусе и течи теплоносителя. Вылившийся теплоноситель собирался существующими дренажными системами и возвращался в контур. Так же существенным недостатком конструкции этих реакторов, как показал опыт их эксплуатации, явился механизм нижней разгрузки каналов с помощью системы гидротранспорта. Периодически во время перегрузки происходило заклинивание механизма рабочими блоками. Тем не менее, первые тяжеловодные реакторы пол ностью выполнили поставленную задачу. Они обеспечили страну необходимым сырьем и послужили основой для разработки и строительства следующего тяже ловодного реактора Л 2, который был пущен в 1988 г .

Учитывая опыт эксплуатации ОК 180, ОК 190 и ОК 190М, при проектировании реактора Л 2 в его конструкцию было внесено много серьезных изменений. Прин ципиальными были: замена материала корпуса реактора на нержавеющую сталь, введение верхней перегрузки каналов, замена водяной защиты на графитобетон .

Промышленный тяжеловодный реактор Л 2 – корпусной канальный с тяжеловод ным замедлителем, отражателем и теплоносителем (рис. 1) .

Установка состоит из четырех циркуляционных петель теплообмена, объединен ных разделительной камерой. В составе контуров в большей части использовано  1 2 Отвод газа

–  –  –

Рис. 1. Реактор Л 2: 1 – плита верхняя; 2 – каналы; 3 – защита верхняя; 4 – гидрозатвор; 5 – зона активная; 6 – корпус наружный; 7 корпус внутренний; 8 боковая защита (графитобетон); 9 – плита нижняя; 10 – напорная камера; 11 – защита нижняя $ Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004 основное оборудование реактора ОК 190М. Первый контур – замкнутый, с тепло носителем D 2O, второй – разомкнутый, теплоносителем в нем является озерная вода, сбрасываемая после нагрева в теплообменниках обратно в озеро .

Для уда ления образующейся во время работы реактора “гремучей” смеси (D2 + О2) и па ров теплоносителя организована продувка воздуха полости над уровнем тепло носителя системами «чистого» и «грязного» газов. Непосредственно над зерка лом воды располагается зона “грязного” газа, между пробкой и крышкой реакто ра – зона “чистого” газа. Наличие зоны “чистого” газа смягчает радиационную обстановку в центральном зале и позволяет производить перегрузку каналов на работающем реакторе. В вертикально расположенных каналах, закрепленных на крышке реактора, размещаются ТВС, датчики внутриреакторного контроля, стерж ни СУЗ, изотопные блоки и организуется их эффективное охлаждение. Внутрен ний корпус разделяет потоки теплоносителя, поступающего и сливающегося из реактора, а также фиксацию в плитах (верхней и нижней) составных частей ак тивной зоны от перемещений. Активную зону образуют ТВС, расположенные в тех нологических каналах, в качестве поглотителя в изотопные каналы устанавлива ются кобальтовые и иридиевые блоки. За активной зоной расположен радиаль ный отражатель, формируемый слоем замедлителя. В радиальном отражателе ус тановлены каналы с изотопными блоками. Подвод и отвод теплоносителя из реак тора осуществляется в нижней части корпуса через разделительную камеру. Ниж няя часть разделительной камеры соединена с системой шламоудаления, предназ наченной для удаления просыпи блоков и их частей из реактора, а также для про дувки нижней части реактора во избежание скапливания в разделительной каме ре шлама. Перегрузка реактора осуществляется на остановленном реакторе выг рузкой каналов, а выгрузка изотопных каналов (шампуров и пеналов с изотопной продукцией) – на полной мощности через верх реактора. Возможно осуществле ние выгрузки технологических каналов при работе реактора на пониженной мощ ности (в случае аварийной ситуации) .

ПРОИЗВОДСТВО РАДИОИЗОТОПОВ НА РЕАКТОРЕ Л 2

Начавшийся во второй половине 80 х гг. процесс разоружения и подписание соответствующих соглашений между правительствами России и США привел к остановке всех проточных промышленных уран графитовых реакторов, в том числе реакторов АВ 1, АВ 2, АВ 3 на ПО «Маяк», на которых осуществлялась попутная наработка изотопов. Были остановлены многие исследовательские реакторы, вы работавшие свой ресурс, где также нарабатывались изотопы. Возник острый де фицит радиоактивных изотопов. Перед разработчиками и эксплуатационниками была поставлена уникальная задача – в кратчайшие сроки разработать и органи зовать на реакторе Л 2 производство радиоактивных изотопов и радиоактивных источников. Эта задача потребовала проведения большого объема научно иссле довательских и опытно конструкторских работ по обоснованию нейтронно фи зических и теплогидравлических параметров активной зоны, разработки конструк ции новых изотопных каналов и блоков с различными облучаемыми веществами, отработки новых режимов работы реактора, обоснования безопасности реакто ра в этих новых режимах и проведения технико экономических исследований [3] .

Реактор Л 2 обладает рядом присущих тяжеловодным реакторам свойств – доста точно высокий поток тепловых нейтронов – 1014 см 2с 1, большой облучаемый объем (радиальный отражатель – объем ~9,5 м3, ширина ~300 мм), высокий коэф фициент использования нейтронов (коэффициент конверсии Х ~ 0,9 1 в начале кампании, ~ 0,6 0,7 в конце). Эти свойства позволили нарабатывать широкий %

АКТУАЛЬНЫЕ ПРОБЛЕМЫ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

–  –  –

& Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004 режимов работы реактора Л 2 осуществлялась в несколько временных этапов [4]:

• в 1990 1992 гг. освоен режим массовой наработки кобальта 60 в количестве 10 MKu/год;

• в 1992 1994 гг. разработаны и внедрены режимы наработки радионуклидов в зоне бокового отражателя реактора;

• в 1994 1996 гг. разработаны и внедрены высокопоточные полиячейки (“ло вушки” нейтронов) для наработки радионуклидов с высокой удельной активнос тью (иридий 192, кобальт 60);

• в 1996 2002 гг. проведено усовершенствование режимов работы, произво дительность по кобальту 60 доведена до 13,7 MKu/год с удельной активностью 100 130 Ku/год; в настоящее время выполнены проработки увеличения произво дительности по кобальту 60 до 18 MKu/год, что позволит обеспечить практичес кие потребности в изотопах внутреннего рынка России и до 20% потребностей внешнего рынка .

Благодаря наращиванию выпуска изотопной продукции и тенденциям роста рыночных цен на нее создаются условия для рентабельной эксплуатации реакто ра Л 2 .

КОНЦЕПЦИЯ ИЗОТОПНО ПРОМЫШЛЕННОГО РЕАКТОРА

И ПЕРСПЕКТИВЫ РАЗВИТИЯ ТЯЖЕЛОВОДНОЙ ТЕХНОЛОГИИ

Эксперты МАГАТЭ прогнозируют, что устойчивое снабжение растущего миро вого рынка изотопами станет одним из приоритетных направлений развития ядер ных технологий XXI в. [5]. Исходя из этого, целесообразно создание изотопно промышленного ТВР с улучшенными технико экономическими показателями и повышенными характеристиками безопасности [6] .

При разработке ТВР реализуются такие принципы, как совершенствование кон струкции, развитие свойств внутренней самозащищенности и использование пас сивных систем безопасности, экономическая эффективность .

Изотопно промышленный ТВР предназначен для производства практически любых известных радиоизотопов (специального, промышленного и медицинско го назначения) с требуемыми удельными активностями (включая сверхвысокие), радиационного легирования материалов и наработки новых делящихся изотопов .

Возможна реализация, наряду с обычным режимом работы, и высокопоточного режима (на уровне 2...5·1014 см 2с 1), достигаемого за счет изменения состава и композиции активной зоны в целом или локально, с образованием “нейтронных ловушек”. В этом режиме возможна наработка трансплутониевых элементов (глав ным образом, Cf252) и трансмутация продуктов деления и младших актинидов. По одному из основных радиоизотопов – 60Со – производительность может достигать 40 MKu/год .

Учитывая высокую тепловую мощность реактора, рассматривается возможность практического использования вырабатываемого тепла для нужд самой реактор ной установки и других потребителей (обогрев, получение электрической энер гии и т.п.). Для утилизации вырабатываемого низкопотенциального тепла (менее 1000С) возможно использование теплонасосных установок с использованием хла дагента, например, фреона, циркулирующего через промежуточный теплообмен ник между 2 и 3 контурами .

АПРОБИРОВАННОСТЬ ТЕХНИЧЕСКИХ РЕШЕНИЙ

В конструкции ТВР на базе многолетнего опыта проектирования и эксплуата ции как промышленных тяжеловодных, так и другого типа реакторов (ВВЭР, АСТ,

БН) применены простые, апробированные ранее конструктивные решения:

'

АКТУАЛЬНЫЕ ПРОБЛЕМЫ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

• корпусной реактор со свободным уровнем теплоносителя и газовой зоной, играющей роль компенсатора объема, с вертикально расположенными каналами, доступными для загрузки и выгрузки элементов активной зоны из центрального зала;

• петлевая компоновка РУ (рис. 2) с регулируемыми параметрами ГЦН, упро щающая монтаж оборудования, его осмотр и возможную замену, и позволяющая менять мощность реактора в зависимости от конкретного режима работы с целью обеспечения максимальной экономичности РУ;

• составные части активной зоны (ТВС, изотопные блоки, стержни СУЗ) заим ствованные и апробированные многолетней безаварийной эксплуатацией на ре акторе Л 2;

• исполнительные механизмы СУЗ реечного типа, обеспечивающие жесткую связь со стержнем СУЗ;

• САОР – петля аварийного охлаждения реактора, баки запаса технической воды (рис.3);

• газовый контур циркуляции, системы водоочистки, депротизации и детрити зации для поддержания заданного состояния водно химического и газового ре жимов;

• наличие перегрузочного комплекса типа РБМК .

Использование в максимальной степени апробированных технических реше ний, исключает необходимость выполнения широкомасштабных НИР, требуется ОКР по отработке отдельного оборудования, имеющего свои особенности, – пе регрузочной машины, петли аварийного расхолаживания .

ПОКАЗАТЕЛИ НАДЕЖНОСТИ

Назначенный срок службы несъемного оборудования 60 лет, который обеспе чен для корпусных конструкций реактора низкими параметрами теплоносителя и низким флюенсом нейтронов. В высокопоточном режиме работы флюенс за вре мя эксплуатации не превысит нормируемых значений 1022 м 2 .

Назначенный срок службы теплообменников и ГЦН, выполненных из нержаве ющих сплавов, составляет 30 лет, что подтверждено сроком их эксплуатации в составе нескольких выведенных из эксплуатации промышленных реакторов. На

–  –  –

ГЦН Рис. 2. Компоновка промышленной тяжеловодной реакторной установки Рис. 3. Принципиальная схема промышленной тяжеловодной реакторной установки дежность приводов СУЗ реечного типа подтверждена многолетним опытом эксп луатации установок ВВЭР 440 в течение 25 лет (с 1972 г.). Такие механизмы ус пешно эксплуатируются в реакторах на быстрых нейтронах: БН 350 с 1971 г. (на работка 162690 ч), а также на БН 600 с 1980 г. (наработка 116000 ч) .

ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ

Безопасность обеспечивается за счет реализации принципа глубоко эшелони рованной защиты, предусматривающего применение системы физических барье ров на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую среду и системы технических и организационных мер по защите барьеров и сохранению их эффективности, а также по защите персонала, населе ния и окружающей среды .

Разработка нового ТВР осуществляется в соответствии с требованиями действу ющих в России федеральных законов, правил и норм по безопасности для атом ных станций, требованиях отечественных и зарубежных эксплуатирующих орга низаций к усовершенствованным ядерным установкам .

Высокий уровень безопасности реакторной установки обеспечивается свой ствами внутренней самозащищенности, направленными на самоограничение энер говыделений и самоглушение реактора, скорости разогрева, масштабов разгерме тизации первого контура, сохранение целостности корпуса реактора, включая:

• отрицательные коэффициенты реактивности;

• меньшую (~30 кВт/л) по сравнению с легководными реакторами типа ВВЭР (80 110 кВт/л) энергонапряженность активной зоны;

• низкие параметры (давление и температура менее 2МПа и 1000С) теплоноси теля 1 контура, значительно снижающие возможность его разгерметизации по 

АКТУАЛЬНЫЕ ПРОБЛЕМЫ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

сравнению с энергетическими реакторами .

Меньшая энергонапряженность активной зоны приводит к повышению надеж ности элементов а.з., к возможности использовать в качестве конструкционных материалов твэлов и каналов алюминиевые сплавы, которые обладают хорошими теплофизическими свойствами, а после эксплуатации – значительно меньшей ос таточной активностью, чем нержавеющие и циркониевые сплавы .

Внутренняя самозащищенность реакторной установки обусловлена также тех ническими решениями, обеспечивающими устойчивость реактора к всевозмож ным возмущениям, в том числе ошибкам персонала и действиям диверсионного характера:

• расположение патрубков подачи и отвода теплоносителя выше активной зоны совместно с мерами, предотвращающими сифонный эффект (установка на патруб ках сужающих устройств и предохранительного клапана, срабатывающего при снижении давления в контуре ниже атмосферного и прерывающего сифонный эффект), исключают потерю замедлителя и теплоносителя из объема активной зоны при разгерметизации трубопроводов и оборудования;

• применение ТВС в виде дисперсионной топливной композиции на основе алюминиевой матрицы с расположенными в ней частицами двуокиси урана;

• петли аварийного охлаждения реактора обеспечивают снятие остаточных энерговыделений без превышения проектных температур элементов активной зоны за счет естественной циркуляции;

• расположение дроссельной плиты ниже активной зоны, а также применение исполнительных механизмов электромеханического типа, где обеспечивается жесткая связь со стержнем СУЗ, исключают самопроизвольное удаление из актив ной зоны топливного, изотопного каналов и стержней СУЗ;

• для исключения ошибки при перегрузке – установка ТВС взамен поглотителя, внутренний диаметр изотопных каналов выполнен меньшим, чем у технологичес ких каналов;

• реализация в реакторе дополнительного (резервного) канала системы ава рийной защиты, обеспечивающего введение в активную зону поглощающего ма териала карбида бора естественного (в специально выделенные для этой цели сухие каналы). Для обеспечения эффективности этой системы (~2 – 3% к/к) потребуется выделение 6 – 9 ти каналов .

Для выполнения требуемых функций в составе РУ, наряду с активными систе мами, предусмотрены пассивные системы безопасности:

• САОР – подача воды на аварийные теплообменники или непосредственно в реактор самотеком из баков запаса технической воды, петли естественной цирку ляции;

• СУЗ – падение стержней СУЗ при обесточивании или поглощающего матери ала из карбида бора под собственным весом .

Условия эксплуатации реактора обеспечивают предотвращение объемного га зовыделения, накопления дейтерия в газовых средах реактора и технологических помещениях, предотвращение или минимизацию образования в газовой среде реактора окислительных продуктов .

Эти условия обеспечиваются ведением заданного водно химического режима, который

• обеспечивает непревышение заданных пределов по коррозионно агрессив ным примесям;

• предотвращает образование отложений продуктов коррозии на внутренних поверхностях 1 го контура;

 Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004

• способствует надежному и интенсивному теплообмену;

• поддерживает минимальный уровень радиоактивности тяжеловодной среды, трубопроводов и оборудования .

В состав систем, обеспечивающих заданные показатели состояния водно хи мического режима первого контура, входят системы водоочистки, детритизации и депротизации тяжелой воды .

Ввиду отсутствия в России промышленного производства в необходимых объе мах тяжелой воды предполагается для изотопно промышленного ТВР использовать имеющуюся тяжелую воду, очищенную от трития. Для этого создается установка необходимой мощности по разделению изотопов водорода с использованием новой технологии разделения в системе вода водород на базе гидрофобных ката лизаторов, которая будет использоваться для очистки тяжелой воды от трития .

Для очистки газовой полости реактора от водорода, выделяющегося при радио лизе теплоносителя, предусмотрен газовый контур циркуляции с сжиганием “гре мучей смеси” в каталитическом дожигателе .

Для предотвращения или ограничения распространения выделяющихся при авариях радиоактивных веществ предусматривается герметичное ограждение (кон тейнмент), внутри которого расположены реактор, оборудование и системы с радиоактивным теплоносителем. Надежность удержания радиоактивных продук тов в пределах герметичного ограждения обеспечивается установленным уров нем герметичности контейнмента, поддержанием разрежения в помещениях с основным оборудованием и очисткой вентилируемого воздуха системой венти ляции .

ЭКОНОМИЧЕСКАЯ ЭФФЕКТИВНОСТЬ

ИЗОТОПНО ПРОМЫШЛЕННОГО РЕАКТОРА

Коммерческий эффект от эксплуатации тяжеловодных промышленных реакто ров может быть получен при выполнении следующих условий:

• наличие спроса на коммерческую изотопную продукцию на внутреннем и внешнем рынках;

• соответствие качества изотопной продукции и условий ее поставки требова ниям потребителя;

• эксплуатационные издержки, определяющие себестоимость продукции, фор мируются, исходя из рыночных цен на потребляемые ресурсы (в том числе урано вое сырье, энергоресурсы, расходные материалы, водопотребление), а также с учетом требований действующего налогового законодательства;

• себестоимость производимой продукции заведомо ниже рыночных цен на нее, а объемы продаж таковы, что за счет выручки от продаж полностью покрыва ются издержки производства, налоги, не включаемые в себестоимость, и форми руется чистая прибыль;

• окупаемость капитальных вложений в строительство объекта обеспечивает ся в сроки, удовлетворяющие инвестора .

Для нового проекта может быть применен подход, используемый в мировой практике и рекомендуемый для рассматриваемого случая общероссийской мето дической базой [7] .

Эффективность проекта в целом определяется его потенциальной привлека тельностью для всех участников (инвесторы, заказчик, предприятие, регион, бюд жеты разных уровней и др.). Коммерческая эффективность проекта оценивается на основе анализа финансовых дисконтированных потоков на всем горизонте реализации проекта .

!

АКТУАЛЬНЫЕ ПРОБЛЕМЫ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

–  –  –

Основными показателями коммерческой эффективности проекта являются:

чистый дисконтированный доход (текущий, суммарный); срок окупаемости (про стой, дисконтированный); индекс доходности инвестиций .

Капитальные затраты на строительство нового ТВР оценены на уровне 180 – 240 M$, учитывая различные условия площадок возможного размещения .

При оценках (для упрощения) предполагалось, что строительство осуществля ется за счет собственных средств Минатома, как заказчика и эксплуатирующей организации. Расчеты выполнены в ценах и условиях 2003 г. Тарифы на отпуска емую продукцию варьировались в диапазоне от действующих до прогнозных в ближайшей перспективе. Амортизация капитальных вложений и отчисления в ре монтный фонд по зданиям, сооружениям и оборудованию учитывались дифферен цированно в соответствии с действующими нормативами. В числе эксплуатаци онных затрат учитывались затраты на обращение с РАО и ОЯТ и отчисления в фонд вывода объекта из эксплуатации .

Многовариантный расчет экономики ТВР проведен по общероссийской мето дологии с использованием аттестованной программы ТЭО ИНВЕСТ, разработанной ИПУ РАН. Доходная часть формируется за счет продаж изотопной продукции, ана логично продажам тепловой и электрической энергии на АЭС. По прогнозным дан ным цена на изотопные источники может составлять (1,25 –1.38) $/Ku. На рис. 4 представлена зависимость накопленного сальдо (накопленного эффекта) от вре мени для первой половины службы объекта в диапазоне цен (0,9 – 1,3) $/Ku. Ре зультаты соответствующих расчетов сведены в табл. 5 .

Из данных оценок следует, что при текущем уровне мировых цен на изотопную продукцию, инвестиционный проект ТВР имеет высокие показатели доходности и окупаемости. Прогнозируемое увеличение мировой цены на изотопную продук цию, обусловленное повышением спроса, позволяет дополнительно улучшить по казатели проекта и повысить его устойчивость по отношению к финансовым рис кам .

ЗАКЛЮЧЕНИЕ Как показал многолетний опыт эксплуатации, ТВР имеют широкие возможнос ти использования их в качестве наработчиков изотопной продукции, учитывая большие облучаемые объемы, возможность варьирования нейтронного потока в требуемом диапазоне, включая тепловой и быстрый спектры нейтронов .

При разработке и внедрении изотопных режимов выполнен большой объем научно исследовательских и опытно конструкторских работ по обоснованию ней тронно физических и теплогидравлических параметров активной зоны, разработке конструкций новых изотопных каналов и блоков с различными облучаемыми ве ществами, обоснованию безопасности реактора в этих новых режимах, проведе " Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004

–  –  –

нию технико экономических исследований .

Реактор Л 2 позволяет обеспечить практические потребности в изотопах внут реннего рынка России и поставки на экспорт. Общее количество изготавливае мых и облучаемых в реакторе различных изотопных блоков составляет около 5000 шт. в год .

Существующий режим эксплуатации реактора Л 2 при обоснованном увеличе нии производства изотопной продукции позволяет реализовать самоокупаемость объекта в рыночных условиях без дотаций .

Учитывая ограниченный срок эксплуатации реактора Л 2 и перспективность развивающегося рынка изотопов, целесообразно создание изотопно промышлен ного ТВР с улучшенными технико экономическими показателями и повышенными характеристиками безопасности .

Установка нового поколения является многоцелевой с точки зрения варьиро вания номенклатуры производимых на ней изотопов и новых делящихся материа лов, обеспечивая необходимое их качество и количество в сроки, наиболее бла гоприятные с точки зрения конъюнктуры. При создании установки используется многолетний опыт проектирования и эксплуатации промышленных тяжеловодных реакторов, а также реакторов других типов, существующая экспериментальная база, отработанные технические решения. Проектные решения обеспечивают вы полнение современных критериев и требований безопасности, развитие свойств самозащищенности РУ, применение и совершенствование пассивных систем бе зопасности, что позволяет обеспечить устойчивость реактора к внешним и внут ренним воздействиям, ошибкам персонала и действиям диверсионного характе ра .

Приведенные экономические показатели изотопно промышленного ТВР свиде тельствуют о его экономической эффективности при коммерческом использова нии, чистый дисконтированный доход уже за первую половину срока службы пре высит (100 – 150) M$ при существующих ценах на изотопную продукцию и до ~ 400M$ при прогнозных ценах .

#

АКТУАЛЬНЫЕ ПРОБЛЕМЫ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

Литература

1. Production reactors: an outline overview 1944 1988, U.S.Departament of energy, office of new production reactors, 1992 .

2. Ажнин Е.И., Кодочигов Н.Г., Петрунин В.В., Соболев А.М. История и перспективы развития тя желоводного направления реакторостроения в России/Сб. тр. Международной конф. «Электро ядерные системы в перспективной ядерной энергетике» (Москва, 11 15 октября 1999 г.) .

3. Киселев Г.В. Технология получения радиоактивных нуклидов в ядерных реакторах. – М.: Энергоатомиздат, 1990 .

4. Шведов О.В., Герасимов А.С., Киселев Г.В., Селиверстов В.В., Петрунин В.В., Шидловский В.В .

Тяжеловодные установки в России//Известия вузов. Ядерная энергетика. 2000. № 1 .

5. Nuclear Technology Review – 2000, IAEA, 2002 (GOV/2002/7) .

6. Кирюшин А.И., Ажнин Е.И., Петрунин В.В. и др. Концепция тяжеловодного изотопного реакто ра нового поколения/Сб. докл. Международной конф. “Усовершенствованные тяжеловодные ре акторы” (Москва, ИТЭФ, 18 20 ноября 1997 г.) .

7. Методические рекомендации по оценке эффективности инвестиционных проектов. – М.: Эко номика, 2000 .

–  –  –

$ Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004 УДК 621.039.58

СОВРЕМЕННЫЙ ПОДХОД

К МЕТОДОЛОГИИ ВЕРОЯТНОСТНОГО

АНАЛИЗА БЕЗОПАСНОСТИ

АТОМНЫХ СТАНЦИЙ

Ю.В. Швыряев ФГУП «Атомэнергопроект», г. Москва В статье дается краткое описание методологии вероятностного анализа безопасности (ВАБ), которая применяется в настоящее время для реше ния вопросов по безопасности при проектировании и эксплуатации атом ных станций (АС) с реакторами ВВЭР .

Методология ВАБ включает общую вероятностную модель, описывающую возникновение аварийных состояний АС с превышением установленных пределов аварийных последствий, номенклатуру вероятностных показа телей безопасности (ВПБ), определение основных задач, методик, подхо дов, баз исходных данных и компьютерных программ, необходимых для разработки детальных вероятностных моделей для определения полного множества аварийных состояний и проведения количественных расчетов ВПБ и подход оценки уровня безопасности на основе результатов ВАБ .

ВВЕДЕНИЕ Атомные станции (АС) вследствие накопления в процессе эксплуатации значитель ных количеств радиоактивных продуктов и наличия принципиальной возможности выхода их при авариях за предусмотренные границы представляют собой источник потенциальной опасности или источник риска радиационного воздействия на пер сонал, население и окружающую среду. Степень радиационного риска прямо зави сит от уровня безопасности АС, которая является одним из основных свойств АС, оп ределяющих возможность их использования в качестве источников тепловой и элек трической энергий .

В соответствии с «Общими положениями обеспечения безопасности атомных стан ций» ОПБ 88/97) [1] понятие (или термин) «Безопасность АС» определено как «свой ство АС при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, вклю чая аварии, ограничивать радиационное воздействие на персонал, население и ок ружающую среду установленными пределами» .

На большинстве эксплуатируемых в настоящее время АС используются реакторы водо водяного типа (ВВЭР, PWR). Как показывает мировой опыт, АС с такими реакто рами представляют собой источники энергии, удовлетворяющие самым жестким эко логическим требованиям в условиях их нормальной эксплуатации. Потенциальная опасность возникает при авариях, в процессе которых накопленные в тепловыделя ющих элементах (твэлах) и теплоносителе 1 го контура радиоактивные продукты могут выходить за предусмотренные границы в количествах, превышающих установ Ю.В. Швыряев, 2004 %

БЕЗОПАСНОСТЬ, НАДЕЖНОСТЬ И ДИАГНОСТИКА ЯЭУ

ленные для нормальной эксплуатации пределы .

Аварии относятся к категории случайных событий, которые характеризуются раз мерами последствий и величинами вероятностей их реализации. Понятие аварии составляет фундаментальную основу безопасности, как внутреннего свойства АС, и определяет вероятностную природу этого свойства .

Вероятностная природа безопасности предопределяет использование вероятно стных методов для проведения качественных и количественных оценок этого свой ства .

АС представляют собой сложные человеко машинные системы, обладающие ря дом специфических особенностей, наличие которых определяет необходимость раз работки на основе использования методов теории вероятностей и теории надежнос ти, специальной методологии для проведения комплексных исследований и оценки безопасности таких объектов. Такой методологией является методология вероятно стного анализа безопасности (ВАБ), в которой учитываются все специфические осо бенности АС, включая многообразие эксплуатационных состояний АС, многообразие конфигураций или структур важных для безопасности систем, многообразие режи мов их использования и проведения технического обслуживания и ремонтов, много образие видов и последствий отказов систем, оборудования, элементов и ошибоч ных действий эксплуатационного персонала по влиянию их на возникновение исход ных событий аварий и выполнение заданных функций безопасности .

Методология ВАБ включает общую вероятностную модель, описывающую возник новение аварийных состояний АС с превышением установленных пределов аварий ных последствий, номенклатуру вероятностных показателей безопасности (ВПБ), определение основных задач, методик, подходов, баз исходных данных и компьютер ных программ, необходимых для разработки детальных вероятностных моделей для определения полного множества аварийных состояний и проведения количествен ных расчетов ВПБ и методику оценки уровня безопасности на основе результатов ВАБ .

Ниже излагается современный подход к методологии ВАБ АС, который является развитием методологии, изложенной в работе [2] .

ОБЩАЯ ВЕРОЯТНОСТНАЯ МОДЕЛЬ АС

Общая вероятностная модель АС основывается на модели возникновения аварий ных состояний АС с превышением установленных пределов аварийных последствий, в соответствии с которой отдельное аварийное состояние может возникнуть в интер вале времени [t, t+dt] при эксплуатации АС с условием, если оно не возникло до мо мента времени t и на интервале времени dt возникает исходное событие и не вы полняются предусмотренные функции безопасности. Следует отметить, что АС рас сматривается как невосстанавливаемый объект по отношению к приведенным выше аварийным состояниям (например, аварии на АЭС Три Майл Айленд и Чернобыльс кой АЭС) .

Вероятность возникновения аварийного состояния в интервале времени [t, t+dt] для отдельного ИС выражается следующей формулой:

dQij (t, a ) = i (t )Fij (t, t p )Pij (t )dt, (1) где i (t)– интенсивность i ого ИС; Fij(t) – вероятность невыполнения j той функции безопасности при возникновении i того ИС; Pij(t,а) – вероятность того, что аварий ное состояние не возникло до момента времени t .

Учитывая, что вероятность возникновения аварийного состояния, Qij(t) связана с Рij(t) соотношением Qij(t,а)=1 Рij(t,а), получим & Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004

–  –  –

Qij (T, a) = i Fij (t )dt. (5) Qij(T,a) используются в качестве основных вероятностных показателей безопас ности АС (ВПБ) .

Следует отметить, что одинаковые по виду и размерам аварийные последствия могут возникать при реализации отдельных ИС вследствие невыполнения различных функций безопасности или могут возникать при реализации различных ИС вследствие невыполнения одинаковых функций безопасности .

Поэтому в качестве комплексных ВПБ могут использоваться вероятности реали зации аварийных последствий определенного вида и размеров при возникновении отдельных ИС и суммарные по всем ИС вероятности таких аварийных последствий, значение которых определяются по формулам полных вероятностей:

–  –  –

'

БЕЗОПАСНОСТЬ, НАДЕЖНОСТЬ И ДИАГНОСТИКА ЯЭУ

также со значительными трудностями в выполнении анализов процессов при тяже лых авариях, необходимых для определения степени повреждения ядерного топли ва, в качестве аварийных последствий рассматриваются полное разрушение или рас плавление ядерного топлива при высоком или низком давлении в РУ без разруше ния или с разрушением корпуса реактора .

2. Выбросы радиоактивных продуктов различных категорий и соответствующие им значения экспозиционных доз на окружающей АС территории в диапазоне от ус тановленных для аварийных условий пределов доз на границе санитарно защитной зоны до значений доз, которые могут быть созданы при выбросе в окружающую сре ду всех или большей части накопленных радиоактивных продуктов .

В качестве отдельной категории рассматриваются предельные аварийные выбро сы, которые приводят к превышению установленных пределов доз на внешней гра нице зоны планирования защитных мероприятий .

В качестве комплексных ВПБ, наиболее полно характеризующих уровень безопас ности АС, должны использоваться вероятностные распределения размеров аварий ных последствий. Применение таких показателей обеспечивает детальные и реалис тические оценки достигнутого при проектировании уровня безопасности АС. Приме нение в качестве комплексных ВПБ вероятностей реализации аварийных последствий определенных видов без дифференциации их по размерам может привести к кон сервативным оценкам уровня безопасности .

Для полной характеристики уровня таких свойств, как надежность и безопасность, кроме комплексных показателей для объекта в целом, необходимо использовать также показатели надежности для отдельных его частей или элементов. Определение та ких показателей может быть выполнено на основе рассмотрения структуры комплек сных ВПБ, которая отражена в формуле (5).

Из этой формулы следует, что в качестве ВПБ могут быть использованы частоты ИС (i) и показатели надежности выполнения функции безопасности, которыми являются вероятности возникновения аварийных последствий вследствие невыполнения функций безопасности на одно ИС (или на одно требование):

1T Qij (T, a) T Fij (T ) = = (8) Fij (t )dt, iT 0 где i T– число исходных событий i ого типа на интервале времени [0,T] .

По существу Fij(T) представляет собой среднюю на интервале [O,T] вероятность невыполнения j ой функции безопасности. Следует отметить, что в ряде работ этот показатель некорректно трактуется как условная вероятность возникновения аварий ных состояний .

СОДЕРЖАНИЕ МЕТОДОЛОГИИ ВАБ

Содержание методологии ВАБ составляет комплекс подходов, способов и методик для решения отдельных задач, необходимых для получения конечного результата, т.е .

расчета значений ВПБ и проведения на основе полученных результатов комплекс ной оценки достигаемого при проектировании и эксплуатации уровня безопасности АС. Общие задачи ВАБ могут быть сформулированы из рассмотрения приведенных выше формул (5) – (8) .

Из формул (6), (7) следуют задачи, одна из которых связана с определением чис ла ИС, n, а другая – с определением числа аварийных состояний АС, mi, для каждого ИС .

Из формул (5), (8) следуют задачи, одни из которых связаны с определением зна чений частот ИС, i, а другие – с определением значений вероятностей невыполне  Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004 ния функций безопасности (ФБ), Fij(T), приводящих к возникновению аварийных со стояний АС .

Из этих общих задач могут быть сформулированы следующие детальные задачи:

Задача 1. Выполнить анализ, отбор, классификацию и группировку ИС и разрабо тать перечень ИС (т .

е. определить число n), которые должны быть включены в ВАБ АС .

Методологическую основу решения этой задачи составляет определение понятия ИС, в соответствии с которым под инициирующими событиями понимаются такие события, которые либо непосредственно вызывают повреждения источников радио активности, либо могут привести к таким событиям в случае невыполнения функций безопасности, предусмотренных для предотвращения повреждений или ограничения их размеров .

В соответствии с этим определением ИС разделяются на два класса .

В класс 1 входят ИС, возникновение которых непосредственно приводит к превы шению установленных пределов повреждения ИР и радиационных показателей бе зопасности АС. К этому классу для АС с ВВЭР относятся ИС с катастрофическими раз рушениями корпуса реактора и коллекторов парогенераторов (ПГ) .

Для таких ИС производится разработка вероятностно прочностных моделей для расчета значений вероятностей или частот их реализации .

В класс 2 входят все остальные ИС, которые в зависимости от причин их возник новения разделяются на три категории:

внутренние ИС – ИС, вызванные единичными или множественными отказами систем, оборудования, элементов или ошибочными действиями персонала АС;

внутриплощадочные ИС – ИС, вызванные внутриплощадочными воздействия ми (пожары, затопления, пароводяные струи, запаривание, биение трубопроводов, летящие предметы, взрывы горючих газов) в помещениях энергоблока или на пло щадке АС;

внешние ИС – ИС, вызванные характерными для площадки АС внешними воз действиями природного (землетрясения, ураганы, смерчи, ливни, обледенение, снег, буран, высокие или низкие температуры, паводки и т.п.) или техногенного (аварии на воздушном, наземном, водном транспорте, аварии на магистральных трубопрово дах, аварии на промышленных предприятиях и т.п.) происхождения .

Одной из основных задач при анализе и отборе ИС является составление полного перечня внутренних ИС, для которых в последующем разрабатываются ДС и которые используются при проведении анализов внутриплощадочных и внешних воздействий .

В соответствии с приведенным выше определением ИС в перечень включаются все единичные или множественные отказы систем, оборудования, элементов или оши бочные действия персонала АС, возникновение которых приводит к необходимости выполнения одной или нескольких функций безопасности или к автоматическому (или персоналом) введению в действие одной или нескольких систем безопасности .

Методической основой для составления таких полных перечней ИС является со ставление детализированных перечней ФБ и перечней систем, которые могут выпол нять каждую из них, определение структуры систем, сигналов на введение их в дей ствие и критериев их успешного функционирования, проведение последовательно го систематического анализа отказов отдельных элементов и оборудования 1 го и 2 го контуров, элементов и оборудования, связанных с 1 контуром систем, систем элек троснабжения, вентиляции, систем отвода тепла к конечному поглотителю и других важных для безопасности систем и оборудования. Проведение такого систематичес кого анализа основывается на анализе опыта эксплуатации рассматриваемой и/или аналогичной АС, проведении анализов надежности систем, оборудования и элемен 

БЕЗОПАСНОСТЬ, НАДЕЖНОСТЬ И ДИАГНОСТИКА ЯЭУ

тов, или на использование результатов уже разработанных ВАБ для аналогичных АС, а также рекомендаций МАГАТЭ [3] .

Полный перечень ИС может содержать большое число событий, среди которых можно выделить ряд ИС, которые характеризуются одинаковым набором ФБ, одина ковой конфигурации СБ и одинаковыми критериями успешного выполнения ФБ (кри терии успеха). С целью сокращения количества разрабатываемых вероятностных моделей (ВМ) такие ИС объединятся в отдельные группы, каждая из которых харак теризуется суммарной по всем входящим в нее отдельным ИС значением частоты реализации и для каждой из которых разрабатывается отдельная ВМ для определе ния множества конечных состояний АС .

Перечень групп ИС и значения частот реализации каждой группы используются для разработки ВМ и расчета значений ВПБ .

Задача 2. Разработать для каждой группы ИС вероятностные модели для опреде ления полных множеств возможных конечных состояний {mi}, включая состояния без превышения установленных пределов повреждения источников радиоактивности (ПИР) и аварийные состояния с превышением установленных пределов ПИР, и опре делить на функционально системном уровне состав и структуру функции Fij(t) .

Методической основой для разработки ВМ является методология деревьев собы тий (ДС), использование которой предполагает выполнение следующих последова тельных этапов:

1) характеристика группы ИС и описание последовательности проектного функ ционирования систем и действий персонала, обеспечивающих предотвращение ПИР;

2) описание основных предположений и ограничений, принятых при разработке ДС;

3) определение набора ФБ и структуры систем, которые могут выполнять каждую из них при рассматриваемом ИС; определение для каждой системы способов управ ления (автоматическое или оператором), управляющих сигналов и критериев успеш ного выполнения заданных ФБ;

4) формирование таблицы и построение графа ДС с учетом причинно следствен ного и временного принципов;

5) определение видов конечных состояний (КС) аварийных последовательностей (АП); описание АП без превышения и с превышением пределов ПИР и АП, для кото рых требуется разработка дополнительных трансферных ДС;

6) определение задач для выполнения анализов надежности систем, моделиро вания ошибочных действий персонала и разработки интегральной вероятностной модели АС в целом; определение этих задач основывается на рассмотрении состава так называемых функциональных минимальных сечений ДС, которые представляют собой события с реализацией отдельных АП вследствие невыполнения одной или нескольких ФБ или отказов одной или нескольких систем, или ошибочных действий персонала .

Задача 3. Разработать модели надежности систем по отношению к отказам, свя занным с невыполнением заданных ФБ для определения на элементном уровне со става функций Fij(t) и последующего расчета значений Fij(T) .

Основой для разработ ки моделей надежности систем является методология деревьев отказов (ДО), кото рая предусматривает выполнение следующих этапов:

1) составить из анализа ДС полный перечень систем, для которых должны быть выполнены анализы надежности и разработаны ДО;

2) составить на основе анализа проектно конструкторской и эксплуатационной документации описания каждой системы в объеме, необходимом и достаточном для выполнения анализов надежности, включая описание технологических и/или струк Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004 турных схем с определением границ системы и выделением отдельных каналов, спо собных выполнять в определенном объеме функции системы в целом, и общих для нескольких каналов частей; описание компоновочных решений с характеристикой предусмотренных в проекте мер по защите от зависимых отказов вследствие внут риплощадочных и внешних воздействий; описание состояния и режимов функцио нирования при нормальной эксплуатации и возникновении ИС с определением вре мени, в течение которого требуется работа системы в послеаварийный период; опи сание способов управления (автоматически или персоналом) и управляющих сигна лов; описание связей с обеспечивающими и управляющими системами, от которых зависит работа данной системы; описание процедур технического обслуживания и ремонтов;

3) выполнить декомпозицию системы, разделив ее на отдельные структурные еди ницы (каналы или части), для которых разрабатываются самостоятельные ДО. Каж дую структурную единицу разбить на отдельные элементы и составить окончатель ные структурные схемы для анализа надежности;

4) сформулировать, основываясь на определении критериев успеха, понятия от казов системы в целом и понятия отказов для ее отдельных структурных единиц, ко торые используются затем в качестве верхних событий соответствующих ДО;

5) определить для каждого элемента с учетом условий функционирования, тех нического обслуживания и восстановления работоспособности присущие ему виды отказов и выполнить оценку влияния отказов на работоспособность структурных еди ниц и системы в целом; для каждого вида отказов должны быть определены показа тели надежности; виды отказов элементов совместно с их показателями надежности используются затем в качестве первичных или базовых событий при построении ДО;

6) выполнить анализ зависимостей, составить матрицы межсистемных и межэле ментных зависимостей; определить отказы по общей причине и отказы общего вида (ООП), выбрать параметрические модели для ООП и определить способы моделиро вания ООП на ДО; в зависимости от применяемых компьютерных программ возмож но представление ООП в явном или в неявном виде; при использовании первого спо соба события с ООП вводятся непосредственно в граф ДО в качестве первичных или базовых событий; при использовании второго способа [4] моделирование ООП про изводится путем формирования групп элементов, подверженных таким отказам, за дания признаков этих групп и последующей автоматической генерации дополнитель ных минимальных сечений с ООП; в качестве параметрических могут быть использо ваны модели или факторов, модель множественных греческих букв (MGL), би номиальная модель, модель Атвуда [5, 6];

7) выполнить анализ ошибочных действий персонала при проведении техничес кого обслуживания и ремонтов, при управлении системами в период выполнения ими заданных функций после возникновения ИС, составить перечень таких действий и определить значения вероятностей их реализации; ошибочные действия персонала используются затем в качестве базовых событий при построении ДО;

8) по результатам этапов 4–7 построить графы ДО для структурных единиц и сис темы в целом с использованием методологии, изложенной в работах [2, 7] .

Задача 4. Разработать модели надежности персонала и определить значения ве роятностей ошибочных действий персонала, приводящих к возникновению ИС и не выполнению ФБ .

Решение этой задачи предусматривает выполнение следующих эта пов .

1). Составить по результатам решения задач 1,2,3 детальные перечни ОП. Произ вести классификацию ОП, разделив их на три категории:

• ОП, приводящие к возникновению ИС;

!

БЕЗОПАСНОСТЬ, НАДЕЖНОСТЬ И ДИАГНОСТИКА ЯЭУ

• предаварийные ОП, приводящие к неготовности СБ вследствие ошибочных дей ствий при проведении технического обслуживания и ремонтов;

• послеаварийные ОП, приводящие к невыполнению ФБ вследствие ошибочных действий при управлении СБ после возникновения ИС .

2). Выполнить анализ эксплуатационной документации и определить условия, вли яющие на выполнение персоналом требуемых действий, включая наличие и качество инструкций, располагаемое время для выполнения отдельных действий, уровень стресса, уровень подготовки, состав группы и взаимодействие между ее членами и другие влияющие на выполнение действий факторы .

3). Выбрать с использованием [8, 9, 10] модели и выполнить расчеты вероятнос тей ОП .

Задача 5. Сформировать на основе анализа опыта эксплуатации, данных разра ботчиков и изготовителей оборудования, результатов расчетов по моделям надеж ности систем и вероятностно прочностным моделям надежности оборудования базы данных по значениям частот ИС и показателям надежности элементов и оборудования .

Задача 6. Разработать с использованием результатов по задачам 1 – 5 интеграль ную вероятностную модель АС и выполнить количественные расчеты ВПБ, анализы неопределенностей, значимости и чувствительности .

Задача 7. Выполнить на основе результатов ВАБ всестороннюю, комплексную ка чественную и количественную оценку достигнутого при проектировании или эксп луатации уровня безопасности АС, включая оценку степени соответствия АС инже нерным принципам современной концепции глубокоэшелонированной защиты [11], оценку соответствия полученных значений ВПБ целевым значениям, приведенным в п .

п. 1.2.17 и 4.2.2 ОПБ 88/97 [1], оценку эффективности новых проектных решений или уже реализованных мероприятий по модернизации и разработать дополнитель ные мероприятия для повышения уровня безопасности АС .

Литература

1. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций, ОПБ 88/97, НП 001 97. Го сатомнадзор России, 1997 .

2. Швыряев Ю.В. и др. Вероятностный анализ безопасности атомных станций. Методика выпол нения. – М.: Ядерное общество, 1992. 266 с .

3. Defining Initiating Events for the Purpose of Probabilistic Safety Assessment. IAEA TECDOC 719, Vienna, Austria,1994 .

4. RISK SPECTRUM, User’s Manual, Version 2.1, Relkon Teknik AB, Box 1288, S 172 25 Sundbyberg, Sweden, April 1994 .

5. Guidelines on modeling common cause failures in probabilistic risk assessment. NUREG/CR 5485, November 1998, USA .

6. Procedures for conducting common cause failure analysis in probabilistic safety assessment .

IAEA TECDOC 648, May, 1992, IAEA .

7. NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, Fault Tree Handbook, Rep. NUREG 0492, Washington, DC (1981) .

8. Swain A.D., Guttman H.E. Handbook of Human Reliability Analysis with Emphasis on Nuclear Power Plant Applications, NUREG/CR 1278, Sandia Nalt. Labs, Albuquerque, NM, 1983 .

9. Hannaman G.W., Spurgin A.J. and Fragola J.R. Systematic Human Action Reliability Procedure (SHARP), NP 3583, Electric Power Research Institute, 1984 .

10. IAEA Safety Series 50 P 10, “Human Reliability Analysis in Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power Plants,” 1995 .

11. INTERNATIONAL NUCLEAR SAFETY ADVISORY GROUP, Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants, Safety Series No. 75 INSAG 3 (IAEA, Vienna 1999) .

–  –  –

" Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004 УДК 621.317

МАГНИТНЫЙ КОНТРОЛЬ

ТРУБОПРОВОДОВ ТЕХНИЧЕСКОГО

ВОДОСНАБЖЕНИЯ АЭС

А.А. Абакумов, А.А. Абакумов (мл.), Е.А. Касатов Обнинский государственный технический университет атомной энергетики, г. Обнинск Рассмотрены физические основы магнитных методов контроля трубопро водов. Основное внимание уделено вопросам построения магнитных ин троскопов. Описаны конструкция, принцип действия и характеристики магнитных интроскопов для наружного и внутритрубного контроля тру бопроводов технического водоснабжения АЭС .

АКТУАЛЬНОСТЬ ПРОБЛЕМЫ

Трубопроводы технического водоснабжения на АЭС работают в условиях действия механических напряжений, природных и технологически активных сред, иницииру ющих возникновение повреждений труб и приводящих со временем к нарушению их герметичности и работоспособности. Значительная часть трубопроводов технического водоснабжения АЭС отработала нормативный ресурс, и дальнейшая их эксплуатация возможна только с разрешения федеральных органов горного, промышленного и атомного надзоров России (Госгортехнадзор и ГАН) на основании тщательного об следования технического состояния трубопроводов, установления работоспособно сти и остаточного ресурса безопасной эксплуатации .

Особую актуальность в настоящее время в условиях увеличения сроков эксплуа тации трубопроводов, роста числа аварийных ситуаций приобретает разработка и освоение современных магнитных методов и средств контроля для наружной и внут ритрубной инспекции водопроводов, позволяющих осуществлять 100 процентный контроль трубопроводов через изоляционное покрытие, слой накипи, коррозийные продукты и не требующих механического контакта преобразователей магнитного поля с поверхностью трубопровода. Полученная при этом информация позволяет досто верно оценивать техническое состояние трубопроводов, определять безопасные тех нологические режимы их функционирования, устанавливать необходимость и оче редность вывода участков трубопроводов в ремонт, прогнозировать остаточный ре сурс .

В связи с этим важной задачей является разработка магнитных интроскопов для наружной и внутритрубной инспекций трубопроводов АЭС. Такие интроскопы позво ляют с помощью матричных и строчных преобразователей визуализировать магнит ные поля рассеяния от дефектов, получать их двух трехмерные изображения, опре делять характер, форму и ориентацию дефектов в трубопроводе под слоем изоляции;

измерять их геометрические размеры: длину, глубину и раскрытие. Такие интроско пы должны изготавливаться в малогабаритном исполнении для работы в полевых А.А. Абакумов, А.А. Абакумов (мл.), Е.А. Касатов, 2004 #

БЕЗОПАСНОСТЬ, НАДЕЖНОСТЬ И ДИАГНОСТИКА ЯЭУ

условиях, легко сопрягаться с внутритрубными магнитными снарядами, микроЭВМ и другой современной микропроцессорной техникой .

Магнитные интроскопы являются наукоемкими и дорогостоящими устройствами .

Для создания таких сложных конструкций необходимы специалисты по физике и прочности трубопроводов, механике и электротехнике, компьютерным системам и технологиям, контролю и программированию .

Рассмотрим конструкцию и технологические характеристики магнитных интрос копов, с помощью которых можно осуществлять магнитный контроль трубопроводов технического водоснабжения .

ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ МАГНИТНОГО КОНТРОЛЯ

Все магнитные методы контроля сплошности металла основаны на обнаружении локальных возмущений поля, создаваемых дефектами в намагниченном ферромаг нетике [1, 2] .

При наличии нарушений однородности структуры и сплошности трубы при ее на магничивании сразу же возникают неоднородности намагниченности и связанные с ними магнитные поля рассеяния как вблизи дефектов, выходящих на поверхность трубы, так и над внутренними дефектами, расположенными под ее поверхностью (рис.1) .

На рис. 2а пунктирными линиями показано типичное поле рассеяния над поверх ностным дефектом в виде прямоугольной канавки шириной S и глубиной T, а на рис. 2б топография тангенциальной Нд и нормальной Нnд составляющих напряжен ности поля этого дефекта. Кружочки с плюсами и минусами обозначают положи тельные и отрицательные магнитные заряды, возникающие на гранях дефекта .

Поле Нд появляется при очень малой намагниченности и с увеличением Но рас тет. Вид зависимости Нд (Но) определяется размерами и формой дефекта, магнитны ми свойствами материала контролируемого изделия, а также координатами х, у точ ки наблюдения .

Рис. 1. Картина магнитных полей рассеяния около наружных (1) и внутренних (2) дефектов в ферромагнитной трубе Рис. 2. Поле рассеяния над дефектом (а) и топография тангенциальной Нд и нормальной Нnд составляющих напряженности поля дефекта (б) $ Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004 Электромеханическое сканирование осуще ствляется с помощью линейного преобразова теля магнитных полей, выполненного в виде линейки из одиночных преобразователей, об разующих строку кадра. Развертка по строке такой линейки происходит с помощью комму Рис. 3. Электромеханическое сканирование татора путем синхронного подключения отдельных магниточувствительных элемен тов к видеоконтрольному устройству. Развертка по второй координате осуществля ется за счет механического перемещения линейного преобразователя относительно трубы или наоборот .

Расположение линейного преобразователя относительно трубы показано на рис. 3. Такой способ сканирования позволяет получать практически такую же разре шающую способность и чувствительность, что и при механическом сканировании оди ночным преобразователем магнитного поля, обеспечивать большую производитель ность контрольных операций за счет повышения скорости опроса магниточувстви тельных элементов линейки с помощью быстродействующего коммутатора. Для элек трического сканирования труб используются также многоэлементные матричные пре образователи, в которых съем информации о магнитном рельефе трубы осуществля ется путем последовательного опроса магниточувствительных элементов первой стро ки матрицы, затем второй, третьей и т.д. Быстродействие матричных преобразовате лей магнитного поля определяется инерционностью отдельных магниточувствитель ных элементов матрицы и может быть сопоставлено с быстродействием развертки изображения одного кадра в телевидении (0,02 с) .

Электрические импульсы определенной длительности для коммутации магниточув ствительных элементов по строке и по кадру вырабатываются специальными гене раторами развертки. Недостатками электрического сканирования трубы являются повышенная сложность конструкций матриц и неравномерность чувствительности отдельных магниточувствительных элементов матрицы, для устранения которых разработаны специальные методы .

Известно, что при магнитном контроле трубопроводов наиболее благоприятные условия для выявления глубинных дефектов создаются при намагничивании труб постоянным магнитным полем до индукции технического насыщения, однако в про изводственных условиях это трудно обеспечить. Для наружного намагничивания труб чаще всего используют приставные электромагниты различных типоразмеров, состо ящие из П образного стального сердечника и катушки, на который подается посто янный ток (рис. 4) .

Ток питания для намагничивающего устройства в каждом конкретном случае вы бирают в зависимости от магнитных свойств и толщины контролируемого металла с таким расчетом, чтобы обеспечивалась намагниченность трубы до индукции техни ческого насыщения. Для намагничивания возможно также использование постоян ных магнитов .

Рассмотрим два варианта внутритрубных намагничивающих устройств для продоль ного намагничивания трубы: цилиндричес кий и секционный. В первом варианте тру ба намагничивается одним магнитом, имею щим ось симметрии, совпадающую с осью трубы. Наибольший диаметр D такого магни та, представляющего собой жесткую конст Рис. 4. Способ наружного намагничивания стенки рукцию, должен быть несколько меньше трубы: 1 приставной электромагнит; 2 труба %

БЕЗОПАСНОСТЬ, НАДЕЖНОСТЬ И ДИАГНОСТИКА ЯЭУ

внутреннего диаметра D диагностируемой трубы, иначе магнит может застрять в трубе на изогнутом ее участке или заклиниться в ней при встрече с посторонним предме том, случайно не удаленным при прочистке трубопровода. При разработке внутри трубного интроскопа для диагностики труб требуется обеспечить зазор между же сткими элементами магнита и трубой, равный примерно 10% диаметра трубы D .
По этому на пути магнитного потока появляется сопротивление, определяющееся двумя такими зазорами общей длиной 0,2 D. Это довольно большое магнитное сопротивле ние и на его преодоление необходима значительная магнитодвижущая сила. Со противление зазора может быть уменьшено в 5 10 раз заполнением его щетками из железной проволоки (такие щетки почти не уменьшают проходимость интроскопа в трубах) .

Другим вариантом может быть секционное намагничивающее устройство с попе речным намагничиванием, в котором вместо одного магнита используется несколь ко небольших магнитов, каждый из которых скользит по внутренней поверхности контролируемой трубы с достаточно малым зазором между полюсами магнита и тру бой .

Магнитное сопротивление зазора в этом случае будет значительно меньше, чем в предыдущем случае. Для пропуска препятствий и прохождения изгибов трубы маг ниты могут быть смонтированы на рычагах, позволяющих им отходить от поверхнос ти трубы. Каждый такой магнит с преобразователями полей дефектов представляет собой самостоятельный интроскоп, контролирующий полосу определенной ширины .

Поскольку между магнитами неизбежно окажутся некоторые зазоры, между контро лируемыми полосами останутся непроконтролированные зоны. Это приводит к не обходимости создания еще одной группы магнитов, повернутой относительно пер вой группы на определенный угол. Для диагностики труб диаметром 300 мм пред почтителен цилиндрический вариант. Секционный вариант, приводящий к двухколь цевой шахматной системе магнитов, считается более подходящим для диагностиро вания труб большого диаметра .

МАГНИТНЫЙ ИНТРОСКОП МИ 20 ДЛЯ НАРУЖНОГО ОБСЛЕДОВАНИЯ

ТРУБОПРОВОДОВ

Интроскоп предназначен для контроля линейной части трубопроводов при наруж ном обследовании, в том числе без удаления защитной изоляции и остановки пере качивания продукта по трубопроводу, при плановых обследованиях и при ремонт ных работах [2]. Он основан на регистрации магнитных полей рассеяния от дефек тов, возникающих при намагничивании трубопроводов с помощью передвижных на магничивающих устройств, или иным методом, в том числе по остаточной намагни ченности .

Регистрация осуществляется путем сканирования поверхностного магнитного поля с помощью многоэлементных датчиков, основанных на применении гальваномагнит ных магниточувствительных сенсоров. Интроскоп осуществляет цифровую обработ ку показаний датчиков, восстановление компьютерного изображения поля рассея ния от дефектов. Обработка изображения дефектов и оценка их геометрических па раметров осуществляются визуально оператором с параллельной автоматической отбраковкой (рис. 5) .

Разработан прибор, позволяющий за счет использования многоэлементных дат чиков и электронно механического сканирования магнитного поля не только регис трировать дефекты, но и определять их геометрические размеры, форму, ориентацию и взаимное расположение. Компьютерная обработка информации дает возможность упростить процесс подготовки отчетов и создать систему архивирования результа & Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004

–  –  –

Рис. 5: а) Схема наружного обследования трубопроводов; б) изображение отпечатка трещины раскрытием 1 мм и глубиной 5 мм тов контроля. Магнитный интроскоп позволяет проводить контроль без удаления за щитной изоляции и остановки работы оборудования, что дает возможность повысить производительность и уменьшить затраты на проведение диагностических работ по сравнению с традиционными методами. Выявляются дефекты типа нарушения сплош ности (коррозионные и усталостные трещины, непровары, язвы) при толщине стенки объекта до 20 мм. Интроскоп состоит из передвижного намагничивающего устрой ства (НУ) на постоянных магнитах (рис. 6а), сканера магнитного поля, видеоконтроль ного устройства (ВКУ) для использования в полевых условиях (рис. 6б) или персо нального компьютера для стационарных условий .

Использование магнитных интроскопов серии МИ ХХ регламентировано инструк цией по магнитному контролю линейной части газонефтепродуктопроводов ВРД 39 1.11 027 2001, утвержденной постановлением Госгортехнадзора России № 10 03/4 от 15/01/2001г. Конструкции намагничивающих устройств, сканеров и электронных блоков интроскопа защищены 110 авторскими свидетельствами и патентами РФ .

а) б) Рис. 6. Магнитный интроскоп: а) МИ 20 с П образным намагничивающим устройством; б) сканер (1) и видеоконтрольное устройство (2) интроскопа

ВНУТРИТРУБНЫЙ МАГНИТНЫЙ ИНТРОСКОП МИ 31

Этот интроскоп предназначен для внутритрубного контроля линейной части во допроводов. Принцип его действия основан на намагничивании внутренней поверх ности трубопроводов постоянными магнитами или электромагнитами, между полю сами которых находятся многоэлементные преобразователи магнитных полей. Внут ритрубный магнитный интроскоп осуществляет сканирование магнитного рельефа, '

БЕЗОПАСНОСТЬ, НАДЕЖНОСТЬ И ДИАГНОСТИКА ЯЭУ

–  –  –

возникающего под действием полей рассеяния от дефектов стенки трубопровода, перемещаясь под действием потока воды, газа или с помощью троса и лебедки. Ин формация о выявленных дефектах записывается в полупроводниковой памяти. Схе ма контроля подземных трубопроводов путем перемещения внутритрубного магнит ного интроскопа с помощью троса и лебедки на расстояние до 4 км показана на рис. 7 .

Такая технология требует вырезания технологических окон в подземном трубо проводе и прекращения транспорта воды. После прекращения инспекции контрольно го участка трубопровода, технологические окна завариваются или заделываются с помощью отрезка трубы и болтовых соединений. При контроле действующих водо проводов на определенных участках предусматривается установка специальных ка мер запуска приемки внутритрубных магнитных интроскопов .

Основное отличие внутритрубного магнитного интроскопа от известных снарядов, реализующих магнитные методы диагностирования трубопроводов, заключается в Рис. 7. Схема внутритрубного контроля подземных водопроводов ! Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004 использовании многоэлементных преобразо вателей магнитных полей и электромехани ческом сканировании поверхности трубопро вода. Применены компьютерные методы оценки геометрических параметров дефектов по окончании контроля участка трубопровода .

По изображению осуществляется оценка фор Рис. 8. Конструкция внутритрубного магнитного мы дефектов, их ориентации и взаимного рас интроскопа МИ 31 положения. Выявляются коррозионные, термические и усталостные трещины, язвы, шлаковые и газовые включения, непровары сварных швов .

Состав внутритрубного магнитного интроскопа: намагничивающее устройство на постоянных магнитах или электромагнитах со сканером (при секционном намагни чивании их количество определяется диаметром трубопровода), электронный блок, блок питания. Производительность контроля до 0,5 м/сек, масса 44 кг. Результаты диагностики остаются в памяти компьютера либо на бумажном носителе .

Конструкция внутритрубного магнитного интроскопа приведена на рис. 8 .

Для обслуживания магнитного интроскопа МИ 20 требуется 2 чел., МИ 31 – 3 чел .

Наружный интроскоп МИ 20 испытывался во ВНИИГАЗ, на промысловых нефте проводах в АНК «Башнефть». Внутритрубный магнитный интроскоп МИ 31 исполь зовался при обследовании распределительных газопроводов в г. Обнинске, водопро водов в Мосводоканале, обсадных колонн в Башкирии (ВНИИГИС) и Татарии (Татнеф тегеофизика) .

В рамках семинара «Управление ремонтным производством АЭС», проводимого в 2003 г. в ГЦИПК Минатома, интроскоп МИ 31 демонстрировался руководителям ре монтных служб АЭС. Было принято решение о рекомендации интроскопа к использо ванию на предприятиях концерна «Росэнергоатом» для контроля трубопроводов тех нического водоснабжения .

Литература

1. Абакумов А.А. Магнитная интроскопия. М.: Энергоатомиздат, 1996. С. 282 .

2. Абакумов А.А., Абакумов А.А. (мл.) Магнитная диагностика газонефтепроводов. М.: Энерго атомиздат, 2001. С. 434 .

–  –  –

!

БЕЗОПАСНОСТЬ, НАДЕЖНОСТЬ И ДИАГНОСТИКА ЯЭУ

УДК 621.039.53

АНАЛИЗ РАСПРЕДЕЛЕНИЯ

ТЕМПЕРАТУРЫ ВО ФРОНТЕ УДАРНОЙ

ВОЛНЫ В МЕТАЛЛАХ

А.И. Трофимов, М.А. Трофимов, В.В. Худаско Обнинский государственный технический университет атомной энергетики, г. Обнинск Проведено теоретическое исследование распределения температуры во фронте ударной волны в металлах с учетом конвекции, теплопроводнос ти решетки и электронов, обмена энергией между решеткой и электро нами для обоснования бесконтактного метода измерения напряженного состояния металла конструкций АЭС на основе явления возникновения эдс при ударных нагрузках .

Величина возникающей эдс при ударных нагрузках зависит от физических свойств металлов, их размеров, величины давления ударного сжатия и начальных термоди намических параметров [1]. По величине эдс можно судить о напряженном состоя нии металла. Физика данного явления достаточно сложна. В [1] показано, что суще ственную роль в возникновении эдс играет диффузия электронов, которая зависит от температуры решетки и электронов, а также от энергии вырождения свободных электронов .

В [2,3] показано, что металлы можно рассматривать как двухкомпонентную сис тему, состоящую из свободных электронов и решетки атомов. Поэтому распростра нение возмущений в такой системе определяется решеткой и свободными электро нами. Скорость звука или ударных волн в металле имеет порядок 103 м/с, а скорость свободных электронов в металле (с плотностью свободных электронов n01028 м 3 при нормальной температуре) – 106 м/с. Таким образом, скорость переноса тепла и им пульса электронами на три порядка выше скорости ударных волн. В данной работе проведено теоретическое исследование распределения температуры во фронте удар ной волны с учетом конвекции, теплопроводности решетки и электронов и обмена энергией между решеткой и электронами .

Для определения температуры во фронте ударной волны необходимы данные о коэффициентах теплопроводности металла, диффузии электронов и коэффициентах обмена энергией между решеткой и электронами. Коэффициенты теплопроводности металлов известны. Коэффициент диффузии электронов De согласно [2] определя ется соотношением De = v e le = v e e, (1) где ve, le, e – скорость, длина и время свободного пробега электронов соответствен но .

А.И. Трофимов, М.А. Трофимов, В.В. Худаско, 2004 !

Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004

–  –  –

!!

БЕЗОПАСНОСТЬ, НАДЕЖНОСТЬ И ДИАГНОСТИКА ЯЭУ

гласно [2], при высоких температурах T рассеивание электронов в основном про исходит на фононах (колебаниях решетки). Тогда удельное электрическое сопротив ление для многих металлов, определяемое соотношением (2), линейно зависит от температуры [2] .

На рис. 2 представлены рассчитанные по соотношениям (2) и (3) зависимости и от температуры для висмута и алюминия. Причем для висмута принималось, что эффективная масса электронов висмута на два порядка меньше массы свободных электронов [8], т.е. m*=9,109510 23 кг, а эффективная масса электронов алюминия равна массе свободных электронов [5]. Из рис. 2 видно, что при T (Т 293 K) с хорошим приближением можно считать =, что согласуется с выводами [2]. При изменении температуры висмута и алюминия от 293 К до 2000 К изменяется от

1.110 12 до 0.610 12 и 7.310 15 до 4.610 16 соответственно. Причем время свобод ного пробега электронов в висмуте на 2 3 порядка больше, чем время свободного пробега электронов в алюминии, это связано значениями эффективных масс и плот ностью свободных электронов. В висмуте и алюминии при нормальных условиях плот ность свободных электронов n0=2.81023 м 3 и n0=1.81029 м 3 соответственно. Темпе ратура вырождения алюминия равна T0135400 K, висмута T0=1200 K .

Из соотношения (2) имеем 12 m Dе = v e 2 *. (4а) 3 e n0 Та, 10 12 с а) Т, К

–  –  –

Используя экспериментальные данные [4,6] для, по соотношению (4б) были рас считаны коэффициенты диффузии электронов висмута и алюминия. Эти данные пред ставлены на рис. 3. При нормальных условиях коэффициенты диффузии электронов висмута и алюминия равны Dе =1.29 м2/c и Dе =0.006 м2/c соответственно .

–  –  –

!#

БЕЗОПАСНОСТЬ, НАДЕЖНОСТЬ И ДИАГНОСТИКА ЯЭУ

–  –  –

!$ Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004 При нормальных условиях время релаксации электронов в алюминии и висмуте равны ep=4.4210 13 с и ep=4.5510 8 соответственно. Электронная теплоемкость алю миния и висмута определяется соотношениями из [2], решеточная теплопроводность раcсчитывалась по [9]. На рис. 4 приведены характеристики распределения темпе ратуры решетки и электронов на фронте ударной волны для висмута и алюминия при ударном сжатии давлением Р = 340 кбар, полученные путем численного решения уравнений (8) (11) (данные для висмута и алюминия при ударном сжатии использо вались из работы [1]). Вклад энергии электронов в тепловую энергию висмута и алю миния в данном случае пренебрежимо мал [1]. Из рис. 4 следует, что размер зоны изменения температуры электронов в ударной волне составляет 10 3 м и 410 7 м в висмуте и алюминии соответственно. Размер зоны изменения температуры решетки в ударной волне составляет около 10 9 м в висмуте и алюминии. Согласно экспери ментальным данным [7] и проведенному анализу в работе [1], размер зоны проник новения электронов из висмута в медь составляет L 1 мм .

Таким образом, впервые показано, что во фронте ударной волны в металлах су ществует термодинамическая неравновесность между температурами решетки и сво бодных электронов. Для висмута рассчитанная разность температур электронов и решетки достигает 1160 К, а для алюминия – 230 К. Однако вклад энергии электро нов в тепловую энергию висмута и алюминия не превышает 0.1% и 2% соответствен но .

Т, К Т, К Рис. 4. Распределение температуры на фронте ударной волны: а) для висмута: температура электронов, температура решетки; б) для алюминия: температура электронов, температура решетки !%

БЕЗОПАСНОСТЬ, НАДЕЖНОСТЬ И ДИАГНОСТИКА ЯЭУ

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. На основании экспериментальных данных по удельным электрическим сопро тивлениям и коэффициентам теплопроводности рассчитаны времена свободного пробега электронов в алюминии и висмуте. При изменении температуры висмута и алюминия от 293 К до 2000 К изменяется от 1.110 12 до 0.610 12 и 7.310 15 до

4.610 16 соответственно .

2. Приведены рассчитанные коэффициенты диффузии электронов в висмуте до 2000 К, а в алюминии 1500 К. При нормальных условиях коэффициенты диффузии электронов висмута и алюминия равны Dе =1.29 м2/c и Dе =0.006 м2/c соответствен но .

3. Представлены данные по расчету температуры решетки и электронов во фронте ударной волны. При ударном сжатии давлением в 340 кбар рассчитанная разность температур электронов и решетки достигает для висмута 1160 К, а для алюминия 230 К. Показано, что вклад энергии электронов в тепловую энергию металла пренеб режимо мал .

4. Размер зоны изменения температуры электронов в ударной волне составляет 10 3 м и 410 7 м в висмуте и алюминии соответственно. Размер зоны изменения тем пературы решетки в ударной волне составляет около 10 9 м в висмуте и алюминии .

Литература

1. Трофимов А.И., Трофимов М.А., Худаско В.В. Бесконтактный метод измерения напряженного состояния металлов конструкций АЭС на основе явления возникновения эдс при ударных на грузках//Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2003. №2. – С. 50 60 .

2. Блат Ф. Физика электронной проводимости в твердых телах. – М.: Мир, 1971. – 470 с .

3. Зельдович Я.Б. и Райзер Ю.П. Физика ударных волн и высокотемпературных гидродинами ческих явлений. – М.: Физматгиз, 1963. 632 с .

4. Таблицы физических величин/Под ред. И.К. Кикоина. – М.: Атомиздат, 1976. – 1008 с .

5. Киттель Ч. Введение в физику твердого тела/Пер. с англ.– М.: Наука, 1978. – 792 с .

6. Григорьев И.С., Мейлихов Е.З. Физические величины. – М.: Энергоатомиздат, 1991. 1232 с .

7. Нестеренко В.Ф. О тепловой волне при ударном нагружении висмута//ФГВ. – 1973. – № 4. – С. 572 575 .

8. Дербас А.А., Нестеренко В.Ф., Ставер А.М. О тепловой волне перед фронтом ударной волны в металлах//ФГВ. – 1972. – Вып. 8. – № 2. – С. 311 314 .

9. Трофимов А.И., Трофимов М.А., Худаско В.В. Метод измерения напряженного состояния эле ментов конструкций АЭС на основе явления возникновения эдс в паре металлов при ударных нагрузках: Учебное пособие по курсам «Физические поля» и «Физические основы получения информации». – Обнинск: ИАТЭ, 2003. – С. 38 .

–  –  –

!& Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004 УДК 621.039.56

МАТЕМАТИЧЕСКОЕ

МОДЕЛИРОВАНИЕ ДОЗОВЫХ ПОЛЕЙ

ПРИ ПЛАНИРОВАНИИ ОБЛУЧЕНИЯ

РЕМОНТНОГО ПЕРСОНАЛА

О.Л. Ташлыков*, С.Е. Щеклеин*, Н.И. Маркелов** * ГОУ ВПО «Уральский государственный технический университет – УПИ», г. Екатеринбург ** Концерн «Росэнергоатом», г. Москва В статье показана роль этапа планирования в цикле оптимизации ремон тных работ, способы прогноза доз облучения персонала. Показаны про блемы моделирования доз, связанные с определением значений мощнос ти дозы в различных точках рабочей зоны и времени работы в соответ ствующих радиационных полях. Приведены расчетные данные распре деления полей мощности дозы от поверхностных и линейных источни ков .

В последние годы интегральное плановое облучение персонала АЭС неуклонно снижается благодаря комплексу организационных мероприятий, в том числе на правленных на улучшение радиационной обстановки и на уменьшение времени пребывания персонала в зоне действия ионизирующих излучений. Однако для всех АЭС в мире характерно усложнение решения задачи поддержания облучения пер сонала на низком уровне в связи со старением оборудования и систем. Кроме того, в ближайшие годы предстоят значительные объемы работ по демонтажу радиоак тивного оборудования при снятии АЭС с эксплуатации. В настоящее время не су ществует какого либо одного мероприятия, способного существенно снизить облучаемость персонала. Поэтому в последние годы пристальное внимание об ращено на оптимизацию организации радиационно опасных работ. При должном применении оптимальная организация радиационно опасных работ может при вести как к снижению количества персонала, необходимого для выполнения ра бот и сокращению времени работы, следовательно, к снижению общей стоимости комплекса работ, так и к снижению доз облучения в соответствии с принципом ALARA* .

Весь цикл оптимизации работ можно разбить на следующие этапы (рис.1):

планирования, подготовки, выполнения работ, анализа выполненных работ и об * ALARA (сокращение “As Low As Reasonably Achievable” – «настолько низко насколько разумно достижимо») – этот термин является квинтэссенцией положения МКРЗ о том, что «для любого отдельного источника в рамках данной практической деятельности значения индивидуальных доз, число облученных лиц и возможность подвергнуться облучениям, которые необязательно случатся, должны поддерживаться на столь низких уровнях, какие только могут быть разумно достигнуты с учетом экономических и социальных факторов» .

О.Л. Ташлыков, С.Е. Щеклеин, Н.И. Маркелов, 2004 !'

БЕЗОПАСНОСТЬ, НАДЕЖНОСТЬ И ДИАГНОСТИКА ЯЭУ

Рис.1. Схема оптимизации организации ремонтных работ ратной связи [5]. При этом важное значение имеет замкнутость всех этапов цик ла работ, т.е. последний этап одновременно является и первым для следующего цикла, т.к. без анализа выполненных работ, учета предложений работников по совершенствованию работ и устранению ошибок невозможно оптимизировать как весь комплекс работ, так и дозозатраты. Процесс оптимизации – это бесконечный процесс, который может только приближать совершенство выполнения работ к какому либо пределу .

На этапе планирования должен быть разработан «Предварительный план ALARA», включающий индивидуальные и коллективные дозы, связанные с работой, а также приемлемые уровни измерения и контрольные индивидуальные уровни доз, на основе которых работник может быть отстранен от работы, а также конт рольные коллективные уровни, которые могут быть сигналом к необходимости изменения рабочей процедуры. Так, на Курской АЭС одним из организационных мероприятий, направленных на снижение коллективной дозы, является запрет вхо да в зону контролируемого доступа (ЗКД) при достижении работником дозы об лучения в 90% от контрольного уровня [3] .

При планировании обязательным требованием является прогноз либо поопе рационных доз, либо доз, связанных с различными вариантами защиты, т.е. необ ходимо знать, где, когда и во время каких операций формируются дозы облуче ния. В настоящее время общей проблемой является нехватка данных по финансо вым затратам и дозам по отдельным операциям при техническом обслуживании и ремонте систем и оборудования АЭС. Несовершенство системы планирования и процедур прогнозирования дозовых затрат показывает сравнение количества ра ботников, для которых запрашивалось разрешение Эксплуатирующей организации на превышение контрольного уровня (КУ) в 2000 2001 гг., с реальным количеством работников, получивших дозу, превышающую КУ (рис. 2) .

Для внешнего облучения моделирование доз можно провести с использовани ем уравнений:

n S = Hi t i Ni, i =1 где S – интегральная (коллективная) доза, Hi, ti и Ni – соответственно мощность дозы, время выполнения операции и количество персонала, занятого в i ой опе рации. Несмотря на простоту этого уравнения, определение его параметров пред ставляет значительную трудность (например, снятие картограммы мощности доз в помещениях, определение времени выполнения отдельных операций, которое " Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004

–  –  –

связано с квалификацией и опытом персонала). Кроме того, важное значение имеет разбивка работ на отдельные фрагменты с учетом возможностей дозимет рической системы .

Традиционная индивидуальная дозиметрия не может представить данные для оптимизации исследований, т.к. невозможно установить дозозатраты по отдель ным операциям. Для этих целей необходима электронная дозиметрия в масштабе реального времени, и в настоящее время на АЭС России внедряются электронные прямопоказывающие дозиметры (например, ДКГ АТ2503, ДКГ АТ2503А), позволя ющие производить измерения индивидуального эквивалента дозы Нр (10) и мощ ности эквивалентной дозы непрерывного рентгеновского и гамма излучения в диапазоне от 50 кэВ до 1,5 МэВ, ведение “дозового журнала” – автоматической записи в энергонезависимую память до 800 значений дозы, накопленной за выб ранный интервал времени (от 1 до 255 мин) .

Для осуществления принципа ALARA необходимо знать величины доз для каж дого варианта выполнения работ. При этом как для количественных, так и каче ственных методов оптимизации основным требованием является прогноз либо пооперационных доз, либо доз, связанных с различными вариантами радиацион ной защиты .

Для прогнозирования доз можно использовать два источника:

• данные по дозам облучения из накопленного опыта;

• моделирование радиационной обстановки .

Первый источник прогнозирования доз позволяет оценить мощность дозы из лучения в различных точках помещения на основании опыта проведения анало гичных работ в предыдущие ремонтные кампании. Для эффективной реализации данного опыта требуется внедрение автоматизированной системы индивидуаль ного дозиметрического контроля, позволяющей не только учитывать индивидуаль ные дозы облучения персонала, но и вести автоматизированный учет дозозатрат по основным видам работ для их дальнейшего планирования (управления). Кро ме того, требуется разработка компьютерных изометрических схем оборудования для их использования в качестве постоянно обновляемых картограмм радиаци онной обстановки. Такие картограммы должны выдаваться в качестве приложе ния к дозиметрическому наряду .

Однако данный источник прогнозирования доз не всегда может учесть различ ные изменения в радиационной обстановке, связанные с отклонениями в работе "

БЕЗОПАСНОСТЬ, НАДЕЖНОСТЬ И ДИАГНОСТИКА ЯЭУ

энергоблока (нарушение водно химического режима, наличие негерметичных твэлов и т.д.), накоплением радиоактивных отложений на поверхности оборудо вания и трубопроводов и т.д. Поэтому весьма важна оценка радиационной обста новки с помощью математического моделирования с учетом вышеперечисленных факторов .

При планировании дозовых затрат (ДЗ) персонала важно знать дозовую емкость отдельных ремонтных операций gi [1]. Это представляет собой трудоемкую зада чу, поскольку согласно определению  gi = Hi ti, i  где Hi – мощность дозы на рабочем месте го работника при выполнении i й операции; t – время работы этого работника. При выполнении какой либо рабо ты работник перемещается в пределах так называемой рабочей зоны, в пределах которой мощность дозы может изменяться. Задача упрощается, если имеется кар тограмма распределения изодозных линий в помещении, где планируется прове дение работ (рис. 3). Мощность дозы между соседними изодозными линиями мо жет быть принята постоянной. В этом случае каждый из работающих, перемеща ясь по помещению, находится в поле с мощностью дозы H j в течение времени tj, с. Зная пооперационные трудозатраты, на плане помещения, в рабочей зоне мож но отметить места нахождения работника возле ремонтируемого оборудования .

Таким образом, будет определено время tj пребывания работника в каждой зоне с мощностью дозы H j. Тогда индивидуальная доза, которую получит работник, H t будет составлять. Следовательно, при планировании работ необходимо j j j знать распределение мощности дозы по рабочей площадке (расположение изо дозных линий). Получить картограмму радиационных полей можно на основании измерений мощности дозы в различных точках (весьма трудоемко и дозозатрат но) или расчетным путем по основным источникам излучения в помещении .

Определение мощности дозы в конкретных точках помещения, где предполага ется нахождение работника, может быть проведено на основании принципа су перпозиции радиационных полей, создаваемых источниками различной формы (точечными, линейными, цилиндрическими и т.д.) с использованием классических формул. Исходными данными для расчета являются прогнозируемые характерис тики радиоактивного загрязнения оборудования, трубопроводов и поверхностей стен и пола помещения. На рис. 4 в качестве примера приведены результаты рас 0,5 1,0 0,6 0,7 0,8 0,9 Рис.3. Пример распределения мощности дозы излучения в расчетной плоскости (схема изодозных линий) " Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004

–  –  –

Рис.4. Поле мощности дозы излучения: а – от трубы, расположенной в плоскости YZ параллельно оси Y; б – от трубы, расположенной в плоскости XZ параллельно оси X; в – от трубы, расположенной вдоль оси Z (X=0, Y=0); г – от трех трубопроводов, расположенных в плоскостях XZ, YZ, вдоль оси Z (X=0, Y=0), определенное по принципу суперпозиции, / Рис.5. Поле мощности дозы излучения от радиационно загрязненных поверхностей стен и пола помещения "!

БЕЗОПАСНОСТЬ, НАДЕЖНОСТЬ И ДИАГНОСТИКА ЯЭУ

чета полей мощности дозы излучения от трубопроводов с радиоактивной сре дой, расположенных в трех направлениях, как для каждого трубопровода в отдель ности, так и для всех трех. На рис. 5 представлен объемный график распределе ния мощности дозы излучения от радиационно загрязненных поверхностей стен и пола помещения. Расчеты выполнены для горизонтальной плоскости, располо женной на высоте 1 м от пола .

Литература

1. Носков А.А., Шамашов А.Ф. Об определении коэффициентов планирования дозовых затрат персонала АЭС // Радиационная безопасность и защита АЭС. – М.: Энергоиздат, 1982. С. 80 82 .

2. Практическая реализация методологии ALARA на АЭС. Методическое пособие. – М.: Росэнер гоатом, 1999. – 186 с .

3. Радиация под контролем // Вестник концерна «Росэнергоатом». 2003. № 3. С.18 20 .

4. Ташлыков О.Л., Щеклеин С.Е. Оптимизация ремонтных работ на АЭС с учетом дозовых затрат персонала/Экология. Экономика. Безопасность и подготовка кадров для атомной энергетики: Сб .

научн. тр. – Екатеринбург: Изд во УГТУ УПИ, 2001. С. 54 55 .

5. Ташлыков О.Л. Ремонт оборудования атомных станций: Учеб. пособие для вузов / Под ред .

С.Е.Щеклеина. – Екатеринбург: ГОУ ВПО УГТУ УПИ, 2003. 320 с .

–  –  –

"" Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004 УДК 621.039.56

РАДИАЦИОННЫЙ ФАКТОР

В ПРОБЛЕМЕ ПОВЫШЕНИЯ

КОЭФФИЦИЕНТА ИСПОЛЬЗОВАНИЯ

УСТАНОВЛЕННОЙ МОЩНОСТИ АЭС

С.Е. Щеклеин*, О.Л. Ташлыков*, Н.И. Маркелов** * ГОУ ВПО «Уральский государственный технический университет УПИ», г. Екатеринбург ** Концерн «Росэнергоатом», г. Москва Проведен анализ изменения коэффициента использования установлен ной мощности на АЭС России и за рубежом. Показана зависимость про стоя АЭС в ремонте от облучаемости персонала. Поставлена проблема снижения дозовых затрат ремонтного персонала АЭС в связи с переходом на требования НРБ 99 по снижению облучаемости персонала в 2,5 раза .

Проведен анализ облучаемости ремонтного персонала на АЭС России .

Рассмотрены задачи оптимизации ремонтных работ на отдельных этапах:

планирования, подготовки работ, выполнения работ, оценки работы и обратной связи. Освещены основные задачи повышения эффективности ремонтного обслуживания систем и оборудования АЭС, связанные со сни жением облучаемости ремонтного персонала .

Атомная энергетика, как и любое промышленное производство, стремится к уве личению доходов и снижению затрат при условии поддержания достаточного уров ня безопасности. Повышение доходов для АЭС означает увеличение до максимума времени эксплуатации, т.е. снижение до минимума времени на плановые остановы реактора с целью перегрузки топлива и проведения регламентных ремонтных работ .

Снижение издержек связано с сокращением эксплуатационных затрат в период нор мальной эксплуатации, а также в период перегрузки топлива. Эти две задачи могут показаться противоречащими задаче поддержания достаточного уровня безопасно сти. Однако многолетний мировой опыт эксплуатации показал, что обеспечение бе зопасности АЭС тесно связано с решением основных производственных и экономи ческих задач, и никак не противоречит текущей работе станции. Предпринимаемые на АЭС меры по предотвращению аварий и отказов направлены одновременно на повышение и коэффициента готовности, и экономической эффективности станции .

В 2002 г. атомными станциями России выработано 139,8 млрд. кВт·ч электроэнер гии, что составило 103,6% от выработки 2001 г. Коэффициент использования уста новленной мощности (КИУМ) на АЭС России в 2002 г. составил 71,73% (рис. 1) [3], и предполагается его дальнейшее повышение (на некоторых отечественных блоках КИУМ достигает 82 83%). Основой роста выработки электроэнергии должна стать оптимизация ремонтных кампаний, продолжительность которых пока довольно ве лика (рис. 2). Среднее время нахождения энергоблоков в текущих и капитальных С.Е. Щеклеин, О.Л. Ташлыков, Н.И. Маркелов, 2004 "#

БЕЗОПАСНОСТЬ, НАДЕЖНОСТЬ И ДИАГНОСТИКА ЯЭУ

76,3 74 80 71,73 67,7 69,1 67,3 76,4 64,9 58,3 70,3 64,5 60 66,1 58,2 55,6 50 53,4 52,6 Рис.1. Средний коэффициент использования установленной мощности АЭС России в 1987 2002 гг .

–  –  –

Рис.2. Выработка и потери электроэнергии на АЭС России в 2000 г .

"$ Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004 Финляндия была первой страной, принявшей в свое законодательство Публика цию МКРЗ 60. С 1 января 1992 г. индивидуальные пределы доз в Финляндии основа ны на общей сумме 5 ти лет, не превышающей 100 мЗв, причем годовая доза не дол жна быть более 50 мЗв. Таким образом, эффективная среднегодовая доза не должна превышать 20 мЗв. Вдобавок к этим пределам в Финляндии применяются и эксплуа тационные ограничения. Ограничение, установленное регулирующими органами, применяется в случае, если на одном энергоблоке коллективная доза облучения (средняя за два года подряд) превышает 2,5 чел·Зв на 1 ГВт установленной мощнос ти нетто. При этом в регулирующий орган должен быть представлен отчет с изложе нием причин превышения, а также возможные меры по улучшению радиационной защиты. Кроме того, для выполнения любой задачи, где ожидается коллективная доза для работников 0,1 чел·Зв или «значительный» риск внутреннего загрязнения, регу лирующему органу должен быть заранее предоставлен документ с описанием зада чи и соответствующих мер по радиационной защите [5] .

В России после утверждения Госкомсанэпиднадзором в апреле 1996 г. новых Норм радиационной безопасности (НРБ 96) и выхода приказа министра Российской Фе дерации по атомной энергии (от 12 июля 1996 г. №413) о вводе в действие НРБ 96 (приказ по концерну «Росэнергоатом» от 14 августа 1996 г. №154) начался переход ный период на требования новых Норм .

В связи с переходом в отечественной радиационной защите на новые Нормы ра диационной безопасности НРБ–99 и Основные санитарные правила обращения с радиоактивными веществами ОСПОРБ–99, разработанные в соответствии с междуна родными рекомендациями и правилами, остро встал вопрос по снижению в 2,5 раза пределов облучения персонала, и, в первую очередь, ремонтного, т.к. основной вклад в коллективную дозу облучения персонала АЭС вносят работы по техническому об служиванию и ремонту. Это требует внимательного изучения зарубежного опыта при внедрении принципа оптимизации в практическую деятельность .

В ожидании предстоящего ужесточения нормативов по облучаемости персонала АЭС, концерн «Росэнергоатом» заблаговременно начал проводить политику сниже ния получаемых доз. Первым и весьма эффективным мероприятием оказалось дирек тивное установление контрольного уровня (КУ) облучения персонала и командиро ванных на АЭС лиц. Значения этих контрольных уровней определяли на основе ана лиза опыта эксплуатации лучших АЭС страны. Последовательно в 1991, 1994 и 1997 гг. были установлены КУ, равные 4, 3 и 2 сЗв (бэр) соответственно [2] .

Дозы облучения более 20 мЗв на АЭС за 1997 2001 гг. имели 827, 801, 693, 291 и 110 чел. соответственно, причем основная часть этого персонала (756, 735, 559, 291 и 108 чел.) работники АЭС с РБМК .

На начальном этапе снижать дозы облучения удавалось в основном за счет вы полнения организационных мероприятий административного повышения требований к качеству подготовки и проведения работ в зоне контролируемого доступа. Для даль нейшего снижения дозовых нагрузок персонала необходимо внедрение на АЭС прин ципа ALARA. Основой применения этого принципа является процесс оптимизации, в котором снижение коллективной дозы сопоставляется с затратами на дополнитель ные меры защиты. Социальный выигрыш за счет уменьшения дозы облучения состо ит в устранении гипотетических радиобиологических последствий. Кроме социаль ного выигрыша применительно к АЭС, появляются два дополнительных фактора сни жения издержек. Первый обеспечивает повышение эффективности эксплуатации реакторной установки благодаря облегчению доступа к ее узлам и системам вслед ствие снижения радиационных полей, второй – возрастание надежности узлов при их модернизации, принятой с целью снижения радиоактивных отложений (данный эффект непосредственно не связан с уровнями излучения) .

"%

БЕЗОПАСНОСТЬ, НАДЕЖНОСТЬ И ДИАГНОСТИКА ЯЭУ

Готовность АЭС в целом и доступность ее систем и узлов обратно пропорциональ ны уровню излучения на рабочих местах персонала. При этом уровень облучения некоторых групп персонала (например, операторов, дозиметристов и.т.д.) практичес ки не влияет на готовность АЭС. Однако продолжительность остановок на регламен тный ремонт непосредственно связана со значениями уровней излучения (например, вблизи парогенераторов, приводов СУЗ). Поэтому, с точки зрения максимальной го товности АЭС, приоритетом должны пользоваться работы, прямо влияющие на время простоя, независимо ни от источника излучения (система или узел), ни от коллек тивной дозы .

Исследования, проведенные в США, показали, что продолжительность простоя зависит от дозы облучения только в тех случаях, когда ее значение близко к рабо чим контрольным уровням. Частые смены групп в таких условиях и неизбежные при этом потери времени на радиометрический контроль и санобработку снижают про изводительность труда ремонтного персонала. Кроме того, при замене новые работ ники часть дозы получат еще до того как приступят к выполнению работы (беспо лезная доза). Эта доза будет получена во время входа и выхода из зоны проведения работ, во время ознакомления с работой и подготовки инструментов. Дополнитель ным осложняющим фактором является необходимость применения средств индиви дуальной защиты – респираторов, перчаток, спецобуви и т.п. В результате возраста ет трудоемкость проведенной работы в сравнении с условиями меньших значений дозы .

Эффективность работы энергоблоков, коэффициент использования установленной мощности находятся в прямой зависимости от продолжительности ремонтной кам пании, а безопасность эксплуатации – от качества технического обслуживания и ре монта. При этом большое внимание следует уделять проблеме качества ремонта, т.к .

имеют место конкретные случаи остановки энергоблоков, происшедшие не в резуль тате накопившихся дефектов, а вследствие некачественного технического обслужи вания систем и оборудования. Достаточно сложно привести точные цифры по лиш ним дозам облучения, вызванным так называемой «повторной работой», но чаще всего даются оценки от 5 до 15% .

Снижение доз облучения не всегда стоит денег. Экономия трудозатрат одновре менно означает сбережение денег и доз. Выполнение работ всегда займет все вре мя, которое ему отведено. Следовательно, при свободном графике остановов все виды работ займут больше времени, чем при плотном графике! Таким образом, можно сэ кономить трудозатраты просто плотным планированием графика. Небольшие превы шения временных показателей не играют роли, т.к. при уплотнении графика дости гается экономия денег и снижение коллективных доз (рис.3) [5]. Так, за счет совер шенствования проведения операций на втором энергоблоке японской АЭС «Симанэ»

–  –  –

"& Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004 52,6

–  –  –

(ВWR, 820 МВт), длительность седьмой периодической проверки была сокращена по сравнению с шестой на 15 сут. Благодаря этому сокращению, КИУМ возрос пример но на 4%. При этом одним из путей уплотнения графика работ явился хронометраж процесса. Раньше при проверках операций, связанных с критическими процессами, операционный контроль осуществляли в течение суток. При переходе на почасовой контроль удается, опираясь на результаты таких проверок, повысить плотность ра бот за день и, следовательно, сократить продолжительность процесса. Итоги такого контроля позволили осуществить следующее: сокращение продолжительности демон тажа (с 15 до 6 ч), операций по перегрузке топлива; пересмотр процесса функцио нальных испытаний приводов регулирующих стержней; проведение операций пуска и остановки реактора и замены приводов регулирующих стержней за две рабочие смены; строгое соблюдение порядка почасового контроля; параллельное проведе ние внутрифирменных испытаний не зависимо от государственных и других инспек ций [1] .

Однозначно нельзя ответить на вопрос, в какой степени повышение КИУМ способ ствует снижению издержек, поскольку необходимо учитывать различные факторы .

В приведенном примере сокращение простоя на 15 сут обеспечивает экономию око ло 10 млн. долл .

Подробный анализ дозовых затрат на АЭС России с реакторными установками В 320 впервые был проведен в 1990 г. Результаты анализа позволили выявить наибо лее дозозатратные виды работ, операций (рис. 4), а также значительное различие дозовых затрат на выполнение отдельных видов однотипных операций на различных АЭС (рис. 5). Все это свидетельствовало о наличии потенциальных резервов для сни жения облучаемости персонала отечественных АЭС при выполнении ремонтных ра бот. Для их реализации требуются схемы анализа на всех АЭС, оценка с помощью их количественных значений основных факторов, влияющих на облучаемость, исполь зование этих данных при подготовке и в ходе проведения регламентного ремонта и, в частности, разработка и использование такого мощного фактора как нормативы дозозатрат на типовые операции и работы регламентного ремонта .

В 1993 г. на Калининской АЭС была создана Группа учета, анализа и планирова ния дозозатрат. Главная задача Группы заключалась в методическом и организаци онном обеспечении работ, направленных на снижение доз облучения и координа ции этих работ. Результаты изменения продолжительности ремонтов и коллективных доз, отнесенные на один блок Калининской АЭС с 1994 по 2001 гг. представлены на рис. 6 .

–  –  –

–  –  –

Оптимальная организация работ может привести как к уменьшению числа работ ников, необходимых для выполнения работ, сокращению длительности работ в зоне действия ионизирующих излучений (следовательно, к снижению общей стоимости работ), так и к снижению доз облучения в соответствии с принципом ALARA). В об щем виде процесс оптимизации ремонтных работ может быть разбит на следующие этапы: планирования, подготовки, выполнения работ, анализа выполненных работ и обратной связи .

На стадии планирования подлежат оптимизации многие аспекты эксплуатации АЭС, такие как применение робототехники, дезактивация, временная биологическая защита и т.д. Как составную часть планирования следует рассматривать предварительное изготовление деталей (предварительную сборку оборудования), перемещение узлов установок для обследования и ремонта в места с низким уровнем излучения, подго товку работников на тренажерах .

Современная философия радиационной защиты придает особое значение «общему управлению рисками», при котором и к внутреннему, и к внешнему облучению сле дует относиться одинаково. При концентрации внимания на защите от внутреннего облучения может возникнуть излишняя защита, т.е. использование респираторов и полных защитных костюмов, что увеличивает длительность пребывания в зоне дей ствия повышенного излучения, а следовательно, возрастают дозы внешнего облуче ния. В США с 1 января 1994 г., согласно новым правилам, включенным в часть 20 тома 10 СFR, требуется выполнение программ, направленных на реализацию принципа АLARA в отношении доз для персонала. Часть 20 включает положения 26 и 30 Пуб Сут. Чел.Зв./блок 2,77 107 100 2,5 105 2,22 1,83 68 1,77 1,52 1,46 1,49 60 1,5 1,24

–  –  –

# Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004 ликаций МКРЗ, которые теперь определяют дозу как общий эффективный дозовый эквивалент (ТЕDЕ). Он включает сумму внутренней (ожидаемого эффективного до зового эквивалента или СЕDЕ) и внешней дозы (прямого дозового эквивалента или DDЕ). Для обеспечения выполнения принципа АLARА в отношении ТЕDЕ (снижение общего риска для работников) требуется оценка повышения или понижения общей дозы работника как результат использования респираторной защиты (в ядерной энер гетике признано, что использование респираторной защиты снижает эффективность на 25%). Оценка ТEDE должна проводиться во время планирования работ или ана лиза АLARА до начала работ, чтобы определить заранее, какую дополнительную дозу получит человек при проведении работ в респираторе. Изменения, вносимые в тра диционную технологию проведения работ (например, постоянное увлажнение заг рязненных поверхностей оборудования, дополнительная вентиляция и т.д.), могут явиться простым способом уменьшения концентрации радиоактивных веществ в воз духе и, таким образом, снизить потребность в дополнительных средствах индивиду альной защиты. При этом общая доза снижается .

Стадия подготовки работ относится к задачам, решаемым с целью подготовки ис полнителя, рабочей площадки и оборудования или системы для работы. Все усилия по подготовке и обеспечению выполнения комплекса работ, включая создание бла гоприятной окружающей обстановки, имеют большое значение, если они создают оптимальные условия для обеспечения качественных результатов, а длительность работ, дозы и затраты удерживаются на минимально достижимом обоснованном уров не. Проведение радиационно опасных работ может быть оптимизировано отбором для их выполнения сотрудников, показавших при обучении лучшие результаты .

Рабочая площадка может быть усовершенствованна с точки зрения оптимального использования вспомогательного оборудования и организации работ групп поддер жки (например, установка лесов, временных защитных экранов, дезактивация, уда ление радиоактивных отходов и т.д.). Прямое влияние подготовки работ трудно оп ределить количественно, но анализ операций по ТОиР показывает, что в среднем от 20 до 30% коллективных доз являются следствием недостаточной подготовки работ (например, неприспособленность лесов), плохой настройки инструментов, отсутствия достаточной подготовки работников и т.д. Важным фактором, снижающим дозовую нагрузку, является перенос определенного объема работ в зоны с меньшими уров нями излучения (например, максимально возможное укрупнение конструкций в ус ловиях мастерских и т.д.). Другим существенным фактором, определяющим оптими зацию рабочей площадки, является улучшение условий труда. Так, опросы, проведен ные на ряде АЭС, показали что, например, недостаточное освещение увеличивает продолжительность выполнения операций (следовательно, и облучение) на 20%, зат рудненное общение из за масок при отсутствии аудиосвязи – на 20%, стесненность пространства – более чем на 20% и т.д .

На этапе выполнения работ необходимо проводить эффективный контроль за все ми процессами для достижения целей, поставленных на этапе планирования. При этом работники должны постоянно иметь исчерпывающую информацию о радиационной обстановке, что позволит снизить «необязательные» дозы и дозы при перемещени ях. Очень важна непрерывная регистрация дозовых нагрузок и их сравнение с рас четным уровнем, который определяют на этапе планирования работ. Такой контроль может выявить новые цели или привести к пересмотру и оптимизации используемых методов проведения работ, если поставленные ранее цели не достигаются. Кроме того, на этом этапе производится сбор информации для обратной связи с целью по мощи в руководстве работой в режиме реального времени и в последующем плани ровании аналогичных работ .

#

БЕЗОПАСНОСТЬ, НАДЕЖНОСТЬ И ДИАГНОСТИКА ЯЭУ

Оценка работы и обратная связь являются одновременно заключительным и на чальным этапом, т.к. процесс оптимизации непрерывен. Оценка работ должна носить многогранный характер, т.е., кроме распределения коллективных и индивидуальных доз, необходимо фиксировать трудозатраты, количество работников, длительность работ (операций), недостатки и т.д. Для эффективной оптимизации необходим ме ханизм гарантии осуществления обратной связи в работе (отслеживание предложе ний и т.п.) [4] .

Для решения задачи дальнейшего повышения эффективности ремонтного обслу живания систем и оборудования АЭС можно выделить следующие основные направ ления, ряд из которых непосредственно связан со снижением облучаемости ремонт ного персонала .

1. Совершенствование системы управления проведением технического обслужи вания и ремонта энергоблоков АЭС .

2. Применение системы информационной поддержки ТО и ремонта .

3. Уменьшение регламентных объемов ТО и ремонта .

4. Внедрение новых высокопроизводительных технологий диагностики и ремонта .

5. Повышение качества подготовки ремонтного персонала .

6. Организация централизованного материально технического обеспечения ремон тной кампании .

7. Повышение качества ТО и ремонта .

Внедрение высокопроизводительных технологий диагностики и ремонта обору дования АЭС предполагает разработку и приобретение для ремонтных служб и АЭС следующего оборудования:

• гайковертов для уплотнения главного разъема реактора, парогенераторов, ГЦН, сосудов и арматуры;

• дистанционных труборезов и сварочных автоматов для ремонта трубопроводов;

• систем диагностики технического состояния арматуры и оборудования;

• притирочных машин для ремонта уплотнительных поверхностей арматуры;

• легкосъемной теплоизоляции .

В настоящее время разработана программа «Развитие и повышение эффективно сти ремонтного обслуживания АЭС России на 2001 2005 гг.», в которой большое зна чение отводится совершенствованию системы ТОиР, научно технической поддержки ТОиР, структуры ремонтных циклов и сокращению нормативных сроков ремонта.

В частности, предполагается внедрение стратегии ремонта по техническому состоянию оборудования, для чего планируется:

• обоснование применения комбинированной стратегии ТОиР систем и оборудо вания АЭС (регламентированного и по техническому состоянию);

• разработка нормативных документов, регламентирующих порядок проведения ТОиР по техническому состоянию;

• разработка, приобретение и внедрение технических средств и методик диагно стики и контроля состояния оборудования;

• внедрение установок дистанционного контроля технического состояния обору дования (ВТК, УЗК, вибродиагностика, видеосистемы);

• разработка системы ведения базы данных по состоянию оборудования, форми рование и ведение базы данных на отраслевом уровне .

Для совершенствования структуры ремонтных циклов и сокращения нормативных сроков ремонта предполагается:

• формирование базы данных по надежности оборудования;

• анализ показателей надежности оборудования, имеющего ремонтный цикл ме нее 8 лет;

# Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004

• подготовка технических обоснований и внесение изменений в нормативные до кументы;

• разработка мероприятий по переходу с 4 летней на 8 летнюю периодичность капитальных ремонтов реакторных и паротурбинных установок, генераторов;

• оптимизация и совершенствование технологии ремонта турбин и генераторов с целью сокращения сроков ремонта с внедрением информационно диагностических систем и систем контроля;

• разработка программы технического освидетельствования оборудования с 8 летней периодичностью;

• обоснование возможности ремонта оборудования систем безопасности в меж ремонтный период и внесение изменений в нормативную документацию;

• разработка и внедрение предложений по изменению и оптимизации типовых программ эксплуатационного контроля состояния основного металла и сварных со единений оборудования и трубопроводов энергоблоков, в целях уменьшения объе ма контроля металла реакторной установки и трубопроводов, и обоснования изме нения периодичности контроля реактора с 4 до 8 лет;

• обоснование увеличения периодов между ревизиями арматуры по результатам оценки ее технического состояния средствами диагностики .

В России потери в результате простоя энергоблока мощностью 1000 МВт в тече ние 1 суток оцениваются суммой в 200 тыс. долл. [6]. С этих позиций и нужно оце нивать необходимость затрат на повышение качества ремонтных работ, разработку современных технологий ремонта, обучение специалистов, изготовление или приоб ретение новой оснастки и специального оборудования .

Литература

1. Маяновский М.С. Разработка новых технологий и повышение эффективности японских АЭС // Атомная техника за рубежом. 2000. № 3. С.20 24 .

2. Новиков А. Состояние радиационной безопасности АЭС России // Бюллетень по атомной энергии. 2002. № 1. С. 26 32 .

3. Ташлыков О.Л. Ремонт оборудования атомных станций: Учеб. пособие для вузов / Под ред .

С.Е.Щеклеина. Екатеринбург ГОУ ВПО УГТУ УПИ, 2003. 320 с .

4. Ташлыков О.Л., Щеклеин С.Е. О роли обратной связи в оптимизации ремонтных работ и сни жении дозовых затрат персонала/Международный конгресс «Энергетика 3000»: Тез. докл .

(Обнинск, 21 23 октября 2002 г.). – Обнинск: ИАТЭ, 2002. С. 99 101 .

5. Управление работами в атомной энергетике. Вена, Австрия: Агентство по ядерной энергии .

МАГАТЭ, 1998. 169 с .

6. Обзор материалов Международной научно практической конференции «Организация тех нического обслуживания и ремонта АЭС и повышение КИУМ энергоблоков» // Вестник концер на «Росэнергоатом». 2000. № 7. С. 5 7 .

–  –  –

#!

ЭКОЛОГИЯ ЭНЕРГЕТИКИ

УДК 539.16.04:502.3

АНАЛИЗ СТРУКТУРЫ ДОЗ

ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ

РАДИОАКТИВНО ЗАГРЯЗНЕННЫХ

ТЕРРИТОРИЙ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ

МНОГОУРОВНЕВЫХ АДАПТИВНЫХ

МОДЕЛЕЙ ОЦЕНКИ ДОЗ

В.И. Диденко*, Б.И. Яцало*, Г.Я. Брук**, В.Ю. Голиков** * Обнинский государственный технический университет атомной энергетики, г.Обнинск ** Институт радиационной гигиены, г.Санкт Петербург Приведены результаты анализа структуры доз облучения населения радиоактивно загрязненных территорий Брянской области с использо ванием компьютерных систем DoseApplication и ГИСППР PRANA. Пред ставлено краткое описание многоуровневых адаптивных моделей оцен ки доз, реализованных в составе указанных компьютерных систем .

ВВЕДЕНИЕ В начальный период после аварии на Чернобыльской АЭС радиационное воз действие определялось короткоживущими радионуклидами, наиболее опасным из которых являлся 131I. В юго западных районах Брянской и Калужской областей России концентрация йода в молоке в первые недели после аварии в десятки раз превышала допустимые уровни и составляла порядка 0.04 0.4 МБк/л [1, 2]. При этом, основными источниками излучения являлись: взвешенные в воздухе радио активные частицы, загрязненная поверхность земли, а также радионуклиды, попав шие в организм через органы дыхания или желудочно кишечный тракт (ЖКТ) .

В отдаленный период после аварии основную роль в формировании дозы об лучения населения Брянской области играют радионуклиды 137Cs (в первые годы после аварии учитывались также радионуклиды 134Cs). Согласно проведенным оценкам, вклад 90Sr в суммарную дозу облучения населения области в среднем не превышает 1 3% [3]. Особая опасность радионуклидов 137Cs и 90Sr обусловлена их высокой подвижностью в природных средах, а также ядерно физическими свой ствами, особенностями накопления и распределения по органам и тканям в орга низме человека. В этот период внешнее облучение от поверхности земли и внут реннее облучение от потребления загрязненных продуктов питания являются ос новными путями облучения населения .

Масштабное загрязнение используемых для проживания и ведения сельского хозяйства территорий стимулировало разработку целого ряда моделей оценки последствий радиоактивного загрязнения, ключевыми из которых являются моде ли оценки доз внешнего и внутреннего облучения населения. При этом, как пра В.И. Диденко, Б.И. Яцало, Г.Я. Брук, В.Ю. Голиков, 2004 #" Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004 вило, указанные модели используются в составе компьютерных систем различно го уровня сложности, в том числе и в системах поддержки принятия решений [4] .

АДАПТИВНЫЕ МОДЕЛИ ОЦЕНКИ ДОЗ ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ

В рамках работ по созданию геоинформационной системы поддержки приня тия решений (ГИСППР) PRANA разработан целый ряд компьютерных приложений для оценки последствий загрязнения территории долгоживущими радионуклида ми (137Cs, 90Sr) на примере пяти наиболее пострадавших районов Брянской обла сти (Новозыбковский, Клинцовский, Гордеевский, Красногорский и Злынковский) [5, 6]. Ключевыми являются приложения, реализующие модели оценки загрязне ния сельскохозяйственной продукции, доз внешнего и внутреннего облучения населения, а также радиационного риска и анализа защитных мероприятий (кон трмер) .

Для оценки доз внешнего облучения местного населения используются усовер шенствованные модели, позволяющие рассчитывать (средние) дозы для различных социально возрастных групп, с учетом структуры жилого фонда и особенностей поведения в радиационном поле. Всего рассматривается пять основных социаль но возрастных групп населения (индекс i): дошкольники, школьники, пенсионе ры, офисные рабочие и уличные рабочие.

Среднегодовая эффективная доза внеш него облучения Ei (Зв/год) для представителя i ой группы населения определяет ся следующим образом:

Ei (t ) = ksn d(t )ki f j pij (1) j A134 d(t ) = A137 r (t ) g137 exp(137t ) + g134 137 exp(134 t ), (2) A где ksn – параметр учета влияния снежного покрова на величину среднегодовой дозы внешнего облучения; d(t) – мощность поглощенной дозы в воздухе на высо те 1 м над поверхностью земли, Гр/год; ki – коэффициент перехода от поглощен ной дозы в воздухе к эффективной эквивалентной дозе в теле человека для i ой группы населения (школьники k=0.8, дошкольники k=0.9, взрослые k=0.75), Зв/ Гр; fj – фактор места (location factor), pij – фактор занятости (occupancy factor) – доля времени пребывания для представителей i ой группы населения на j ом типе местности, pij = 1 ; A137 – плотность поверхностного загрязнения почвы радио j нуклидами 137Cs, кБк/м2; r(t) – функция двухэкспоненциального вида описываю щая уменьшение мощности дозы в воздухе со временем вследствие миграции ра дионуклидов цезия в почву; g134, g137 – отношение мощности поглощенной дозы в воздухе к поверхностной активности для контрольного [3] распределения радио нуклидов 134Cs и 137Cs в почве, (Гр/год)/(кБк/м2); 134, 137 – константы радиоак тивного распада. Значения параметров модели определены в работе [3] .

Помимо базовой модели оценки доз внешнего облучения, реализована версия модели, адаптированная для использования в ГИСППР PRANA и отличающаяся ши рокими возможностями формирования ареала пребывания представителей i ой группы населения для конкретных населенных пунктов (НП) и его окрестностей .

Ареал пребывания определяется посредством привязки полигонов (территории самого НП, близлежащих пастбищ, сенокосов, пахотных угодий, лесных массивов и др.) к данному НП; при этом могут быть использованы различные алгоритмы привязки (по заданному расстоянию от НП, по принадлежности к хозяйству, а так же по выбору пользователя/эксперта). Данный подход позволяет проводить ана ##

ЭКОЛОГИЯ ЭНЕРГЕТИКИ

лиз широкого класса сценариев оценки доз населения на локальном уровне, что особенно важно в случаях неоднородной структуры загрязнения и/или примене ния защитных мероприятий .

Для оценки типа и параметров распределения индивидуальных доз внешнего облучения населения исследуемого региона была разработана вероятностная версия модели (1), (2). В ней используется та же система уравнений, что и в базо вой модели, но при этом каждый из параметров является распределенной/случай ной величиной. Указанный подход позволяет получить в качестве результата оценку распределения индивидуальных доз облучения населения. Определение типа и параметров распределения каждого из параметров модели было основано на ре зультатах полевых исследований, выполненных в течение 10 лет после Чернобыль ской аварии [3]. Необходимо подчеркнуть, что вероятностный подход использу ется, прежде всего, для анализа неопределенностей модельных оценок доз насе ления (см. также [7], где рассматривается проблематика использования вероят ностных методов при проведении радиологических исследований) .

Для оценки доз внутреннего облучения населения от потребления (местной) продукции, загрязненной долгоживущими радионуклидами 137Cs и 90Sr, применя ется следующая базовая модель:

H(t ) = d137 k 137C 137 (t )V j + d90 k 90C 90 (t )V j, (3) j j j j j j где H(t) – эффективная доза внутреннего облучения, Зв/год, d137, d90 – дозовые коэффициенты для пищевого поступления радионуклидов 137Cs и 90Sr соответствен но, Зв/Бк [3]; k137j, k90j – коэффициенты, учитывающие кулинарную и технологи ческую обработку j го продукта питания, C137j, C90j – средняя концентрация радио нуклидов цезия и стронция соответственно в j ом продукте питания, Бк/кг, Vj – потребление j го продукта питания, кг/год .

Параметры модели (d, V) зависят от возрастной группы, для которой проводит ся оценка.

При реализации моделей оценки доз внутреннего облучения учитыва лись следующие основные категории/группы населения:

для среднего (взрослого) человека;

для пяти возрастных групп: от 0 до 1 года, от 1 до 8 лет, от 8 до 12 лет, от 12 до 17 лет и старше 17 лет .

Как и в случае с оценкой доз внешнего облучения, для анализа неопределенно стей модельных оценок доз внутреннего облучения используется вероятностная модель, основанная на уравнении (3), в котором ключевые переменные и пара метры (Cj,Vj) рассматриваются распределенными/случайными величинами .

Для реализации адаптивных моделей оценки доз внешнего и внутреннего об лучения были разработаны процедуры настройки ключевых параметров базовых моделей на соответствующие данные мониторинга. В основе указанных процедур лежит использование метода наименьших квадратов с учетом ограничений на граничные значения параметров настройки.

В общем виде задача настройки мо делей формулируется следующим образом:

n U(r1...rm ) = (hi Hi (r1...rm ))2 min, r j rj rj, j = 1...m, min max (4) i =1 где U(r) – целевая функция, hi – данные мониторинга для населенного пункта i (индивидуальные дозы внешнего/внутреннего облучения), Hi(r1…rm) – функция, зависящая от параметров настройки rj .

В качестве параметров настройки для моделей оценки доз внешнего облуче ния используются факторы занятости pij, а для моделей оценки доз внутреннего облучения – значения компонент рациона питания (V1…Vm) для населения данно #$ Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004 го НП или группы НП. Таким образом, адаптивные модели оценки доз позволяют улучшить качество модельных оценок за счет более адекватного учета парамет ров моделей применительно к конкретному объекту исследования .

ОЦЕНКА ДОЗ ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ БРЯНСКОЙ ОБЛАСТИ

Эффективная доза облучения населения является одним из основных критери ев оценки состояния окружающей среды и сферы жизнедеятельности человека [8] .

Территории со среднегодовой (эффективной) дозой облучения населения, не превышающей 1 мЗв, считаются безопасными для проживания и хозяйственной деятельности человека. При дополнительной дозе облучения от 1 до 5 мЗв/год загрязненная территория определяется как зона радиационного контроля. В этой зоне должны проводиться мероприятия по снижению дозы на основе принципа оптимизации радиационной защиты. Если доза составляет от 5 до 20 мЗв/год, то территория определяется как зона ограниченного проживания населения .

Для Новозыбковского, Клинцовского, Гордеевского, Красногорского и Злын ковского районов Брянской области, в соответствии с официальными данными за 1999 г., средняя годовая эффективная доза облучения 15% населения меньше или равна 1 мЗв, 84% населения подвергается дополнительному облучению с дозой от 1 до 5 мЗв/год и доза облучения около 1% населения не превышает 20 мЗв/год .

При этом, вклад в дозу различных источников неодинаков. Представленная на рис .

1 гистограмма вклада внутреннего облучения в суммарную дозу позволяет сде лать вывод о большей значимости данного источника облучения для населения Брянской области в настоящее время. Для более чем 80% населенных пунктов вклад внутреннего облучения в суммарную дозу превышает 50%. При этом, почти для 10% из них эффективная доза на 90% определяется внутренним облучением .

Результаты модельных оценок средневзвешенных по НП эффективных доз об лучения сельского населения в 2004, 2010 и 2030 гг., выполненные с исполь зованием ГИСППР PRANA, представлены в табл. 1 .

Для каждого из годов в таблице приведены два значения – доза без использо вания КМ a), а также доза после использования сельскохозяйственных КМ и зап ретов на потребление продукции с загрязнением больше установленных норма тивов (СанПин 2001) b). Сценарий проведения защитных мероприятий включает следующие основные меры (в случае загрязнения продукции выше установленных СанПин 2001 нормативов): на естественных угодьях – коренное улучшение паст бищ и сенокосов; на пашне – известкование .

Из приведенных данных видно, что наиболее неблагополучная радиоэкологи

–  –  –

Рис.1. Гистограмма вклада внутреннего облучения (Hint ) в суммарную дозу облучения (Hsum ) населения Брянской области (по официальным данным о средних по НП пяти районов Брянской обл. дозах внутреннего и внешнего облучения за 1999 г.) #%

ЭКОЛОГИЯ ЭНЕРГЕТИКИ

–  –  –

ческая обстановка наблюдается в Новозыбковском, Гордеевском и Злынковском районах Брянской области. Взвешенная, с учетом количества населения в НП доза облучения, здесь составляет 2.6 мЗв/год, 2.1 мЗв/год, 1.8 мЗв/год соответствен но. Применение контрмер по сценарию b) приводит к уменьшению дозы в сред нем более чем на 50% в 2004 г .

Интересно отметить тот факт, что в ряде случаев величина дозы после КМ прак тически не уменьшается с течением времени, а в некоторых случаях даже увели чивается. Например, средняя эффективная доза облучения после КМ для Злынков ского района в 2004 г. составляет 0.79 мЗв/год, а в 2010 г. – 0.81 мЗв/год. Основ ной причиной появления указанного эффекта является (возможное) увеличение доли “чистой” местной продукции (т.е. продукции с загрязнением ниже установ ленных нормативов) в рационе населения вследствие применения КМ и/или уве личение среднего загрязнения “чистой” продукции в результате применения сель скохозяйственных КМ. Более подробно данный эффект рассмотрен в работах [7, 9] .

Значение дозы внутреннего облучения зависит от многих факторов, включая количественный и качественный состав рациона питания человека, а также от заг рязнения продукции растениеводства и животноводства.

Проведенные оценки вклада основных компонент рациона питания в дозу внутреннего облучения на селения Брянской области позволили выявить следующие закономерности:

• основными дозообразующими продуктами питания для населения Брянской области являются молоко и дары леса (грибы, ягоды);

• вклад молока в дозу внутреннего облучения сельского населения Брянской области в среднем составляет около 40%;

• вклад грибов и ягод в дозу внутреннего облучения сельского населения со Hmilk/Hint, % 38,1 40 = 30 31,6 [30, 50] 

–  –  –

ставляет в среднем около 48% .

Особый интерес представляет распределение населенных пунктов Брянской области по временным интервалам, когда доза облучения населения станет мень ше 1 мЗв/год. Результаты соответствующих расчетов представлены на рис. 3 .

Анализ полученных данных позволяет сделать следующие основные выводы:

• более 30% НП к настоящему времени характеризуются значением эффектив ной дозы облучения населения меньшей 1 мЗв/год;

• к 2010 г. доза облучения населения еще примерно в 12% НП станет меньше 1 мЗв/год;

• в период от 2010 до 2040 гг. доза облучения населения в большинстве остав шихся НП (около 50%) станет меньше 1 мЗв/год;

ЗАКЛЮЧЕНИЕ Разработанный комплекс программных средств (блок оценки доз ГИСППР PRANA, автономная компьютерная система DoseApplication) позволяет проводить всесторонний анализ структуры доз внешнего и внутреннего облучения населе ния Брянской области. При этом учитываются особенности загрязнения рассмат риваемых территорий, структура жилого фонда НП и социально возрастной со став населения, а также количественные и качественные параметры рационов питания местного населения, характерные для рассматриваемых НП .

В качестве инструментальной среды разработки программных модулей исполь зовался C++Builder; для хранения и обработки исходных данных применяются на стольная СУБД Paradox и серверная СУБД Interbase; для создания электронных карт рассматриваемой территории, а также представления исходных данных и модель ных оценок использовались возможности картографического пакета ArcGIS 8.1 .

Литература

1. Козьмин Г.В., Круглов С.В., Курганов А.А., Яцало Б.И. и др. Ведение сельского хозяйства в ус ловиях радиоактивного загрязнения: Учебное пособие. – Обнинск: ИАТЭ, 1999. – 188 с .

2. Guntay S., Powers D.A., Devell L. The Chernobyl reactor accident source term: development of a consensus view /One decade after Chernobyl: Summing up the consequences of the accident. V.2 .

IAEA TECDOC 964, 1996 .

3. Golikov V., Balonov M., Erkin V., Jacob P. Model validation for external doses due to environmental contamination by the Chernobyl accident//Health Physics. – 1999. – V. 77. – № 6. – Р. 654 661 .

4. Baverstam U., Fraser G. and Kelly G.N. (Eds) Decision Making Support for Off site Emergency Management //Radiat. Prot. Dosim. 73(1 4) (1997) .

5. Yatsalo B., Mirzeabassov O., Okhrimenko I., Pichugina I., Kulagin B. PRANA – Decision Support System for Assessment of Countermeasure Strategy in the Long term Period of Liquidation of the #'

ЭКОЛОГИЯ ЭНЕРГЕТИКИ

Consequences of a Nuclear Accident (Agrosphere)//Radiat. Prot. Dosim. – 1997. – V.73. – №№ 1 4 .

– Р. 291 294 .

6. Яцало Б.И., Пичугина И.А., Козьмин Г.В., Мирзеабасов О.А., Охрименко И.В., Каневский М.Ф., Савельева Е.А. Геоинформационная система радиоактивно загрязненных территорий//Извес тия вузов. Ядерная энергетика. – 2001. – № 3. – С. 57 61 .

7. Яцало Б.И. Эффективность защитных мероприятий в условиях неоднородного загрязнения с/х продукции//Атомная энергия. – 1994. – Т.76. – Вып. 6. – С. 526 530 .

8. Нормы радиационной безопасности (НРБ – 99). Ионизирующее излучение. Радиационная бе зопасность. /СП 2.6.1.758 99. М.: Минздрав России, 1999. – 115 с .

9. Yatsalo B.I. Can agricultural countermeasures lead to an increase in population doses? /Proc. of the 1996 Intern. Congr. on Rad. Prot. IRPA9 (April 14 19, 1996). V.3. P. 256 .

–  –  –

$ Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004 УДК 574: 621.039

ОЦЕНКА ЭКОЛОГИЧЕСКОГО РИСКА

ДЛЯ НАЗЕМНЫХ ЭКОСИСТЕМ ПРИ

ГИПОТЕТИЧЕСКИХ АВАРИЯХ НА АЭС

Д.Ю. Кремленков, М.Ю. Кремленков НПО «Тайфун», г. Обнинск Проведена оценка вероятного ущерба лесным и агроэкосистемам от ава рийных выбросов цезия 137 и стронция 90 при гипотетических авари ях на АЭС, основанная на использовании концепции радиоэкологическо го риска, включающей применение моделей распространения радиоак тивных веществ в атмосфере и расчета поглощенных доз в критических группах экосистем. Показана зависимость вероятного радиоэкологичес кого ущерба, выраженного в площади гибели экосистем, от масштабов аварийных выбросов радионуклидов, метеорологических условий, радио устойчивости критических групп растительных сообществ. Экологичес кий риск, выраженный в виде возможной площади гибели экосистем в зоне, где дозовые нагрузки лежат в диапазоне от МЭПД до ЭПД составля ет при загрязнении цезием 137 хвойных лесов около 2%, лиственных лесов – от 4 до 9%, при загрязнении стронцием 90 сельскохозяйствен ных посевов – от 2 до 4% .

Известно, что с воздействием объектов ядерной энергетики на человека и ок ружающую среду связан ряд проблем, таких как экологические последствия ради ационных аварий, хранение и транспортировка отработавшего ядерного топли ва, захоронение радиоактивных отходов, действие малых доз ионизирующего из лучения, химическое и тепловое загрязнение окружающей среды, отчуждение зе мель и другие [1]. До сих пор проявляются последствия наиболее крупных ава рий на атомных энергетических объектах, которые сопровождались выбросами значительных количеств радиоактивных веществ, загрязнением обширных терри торий, переселением людей. Исходя из вероятностного характера радиационных аварий, необходимо быть готовым к ним и заранее знать возможные экологичес кие, экономические и социальные последствия. Существующие в настоящее время подходы к проведению оценок последствий радиационных аварий для населения связаны с использованием таких характеристик, как годовая эффективная коллек тивная доза, индивидуальный и коллективный риск стохастических и детермини рованных эффектов, которые могут также быть оценены в стоимостном виде в форме экономического ущерба. Подобные оценки связаны с ожидаемым прямым или косвенным радиационным воздействием на организм условно среднего чело века и не учитывают сопутствующего радиационного воздействия на живую при роду .

В настоящей работе проведена оценка вероятного ущерба лесным и агроэко системам от аварийных выбросов при гипотетических авариях на АЭС для перво Д.Ю. Кремленков, М.Ю. Кремленков, 2004 $

ЭКОЛОГИЯ ЭНЕРГЕТИКИ

го этапа аварий, основанная на использовании концепции радиоэкологического риска, включающей применение моделей распространения радиоактивных веществ в атмосфере и расчета поглощенных доз в критических группах экосистем [2 7] .

При аварии в окружающую среду поступают разнообразные газообразные про дукты деления и топливные частицы. К наиболее опасным радионуклидам для эко систем и человека относятся 131I, 137Cs, 90Sr. Для иллюстрации подхода оценки радиоэкологического риска в работе выбраны 137Cs и 90Sr.

По аналогии с оценкой радиоэкологического риска для населения использовалось понятие индивидуаль ного экологического риска () для отдельных видов, который в соответствии с консервативным подходом можно представить в виде зависимости:

= 0 при D МЭПД (1) = p(D) * * D при МЭПД D ЭПД (2) = p(D) при D ЭПД, (3) где D – поглощенная доза отдельных видов экосистемы, Гр; p – вероятность гибе ли отдельных видов экосистемы; коэффициент риска для различных экосис тем; МЭПД минимальный экологически значимый предел дозы (радиационные эффекты на уровне организмов, обратимые в течение короткого периода), Гр в год; ЭПД экологически значимый предел дозы, определяемый радиоустойчивос тью доминирующего вида экосистемы (радиационные эффекты необратимы) .

Коллективный экологический риск R для сообщества, подвергающегося радиа ционному воздействию R = P(D)dS, (4) S где P(D) вероятность гибели экосистемы, получившей дозу D; S площадь заг рязненной экосистемы, га .

Ущерб, выраженный в виде площади зоны, ограниченной изолинией ЭПД,

–  –  –

где Р(МЭПД D ЭПД) – вероятность гибели для экосистемы, получившей дозу D в интервале (МЭПД; ЭПД]; S(МЭПД D ЭПД) – часть экосистемы, где поглощен ная доза D находится в интервале (МЭПД; ЭПД] .

Для расчета величины ущерба в виде дополнительной площади гибели экосис тем использовали формулу [Y2] = * ( S i * Dim – МЭПД * {S(МЭПД) – S(ЭПД)}), (8) где i – число интервалов, в пределах каждого из которых поглощенная экосисте мой доза Dim равна $ Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004 (max[Di ] min[Di ]) Dim =, где max[Di] и min[Di] – максимальная и минимальная дозы в интервале Si; Si – интервал, в пределах которого поглощенная доза равна Dim, га .

Расчет доз облучения экосистем проводился по методике расчета поглощен ных доз излучения и излучения цезия 137 в критических группах лесных эко систем, с учетом характеристик радиоактивных выбросов, применением методов расчета распространения и рассеяния радиоактивных примесей в атмосфере [2 7] .

При расчете приземной концентрации радионуклидов использовались такие па раметры, как высота и мощность выброса, скорость ветра, категория устойчи вости атмосферы, температурный градиент нижних слоев атмосферы, скорость гравитационного осаждения радиоактивных веществ, скорость радиоактивного распада и др. Для расчета поглощенной дозы за год в различных частях древесных растений использовались значения дозовых коэффициентов, полученных для лес ных массивов Воронежской области [4] .

Для оценки поглощенных доз излучения стронция 90 и иттрия 90 у сельско хозяйственных растений были использованы материалы работы [2], в которой предоставлена информация о распределении поглощенных доз по периодам раз вития растений для излучения стронция 90 и иттрия 90. Плотность радиоактив ного загрязнения отнормирована на 1 Бк/(м2), а плотность почвы принята рав ной 1,4*(103) [кг/м3] .

Расчет вероятных площадей гибели экосистем при гипотетических авариях на АЭС проводился по программе в среде Turbo Pascal. Обобщенные данные резуль татов расчета представлены в табл. 1 3. Количественная оценка экологического ущерба от загрязнения цезием 137 проводилась для экосистем хвойного и ли ственного лесов, величина экологического предела дозы (ЭПД) которых состав ляет 30 и 300 Гр соответственно [5], при выбросах 104, 105 и 106 Ки и различных классах устойчивости атмосферы. При этом за величину минимального экологи ческого предела дозы для всех экосистем (МЭПД) принято 10 Гр .

В пределах зоны Sзо дозовые нагрузки на экосистему хвойного леса выше эко логического предела дозы (ЭПД), поэтому здесь можно ожидать полную гибель хвойного леса. Внутри зоны, ограниченной изолиниями 30 и 10 Гр, дозовые на грузки лежат в пределах от МЭПД до ЭПД. Здесь вероятна частичная гибель леса (Sдоп). Из табл. 1 видно, что с увеличением на порядок аварийных выбросов це зия 137 вероятная площадь полной гибели леса (Sзо) возрастает в 10 20 раз. Ана логично изменяется площадь дополнительной гибели хвойного леса (Sдоп) и об щая площадь погибшего леса (So) .

Экологический риск гибели хвойного леса в зоне, имеющей дозовую нагрузку от цезия 137 в пределах от МЭПД до ЭПД при аварийных выбросах, равных 104 106 Ки, составляет примерно 2% для любых погодных условий. Это означает, что веро ятная площадь дополнительной гибели хвойного леса (Sдоп) составляет 2% от пло щади зоны, ограниченной изолиниями 30 и 10 Гр .

Экологический ущерб от аварийных выбросов цезия 137 в значительной мере будет определяться метеорологическими условиями. Наибольшие величины пло щадей S30 и Sдоп вероятны для класса устойчивости атмосферы F, при устойчивом состоянии атмосферы с умеренной скоростью ветра (2 м/с), при значительной температурной инверсии, когда значение вертикального градиента температуры достигает 1,6 4,0 град/100 м. Вероятная общая площадь гибели хвойного леса составляет 3,79 га. Наименьшее значение площади Sзо и Sдоп отмечены при катего рии устойчивости атмосферы С. Эта категория погоды характеризуется слегка $!

ЭКОЛОГИЯ ЭНЕРГЕТИКИ

неустойчивым состоянием атмосферы, слабой конвекцией при значительной ско рости ветра (5 м/с) .

Данные табл. 1 показывают, что с ростом температурного градиента в ряду классов устойчивости атмосферы C D E F величина So увеличивается в 4 15 раз (при категории Е и F). При выраженном неустойчивом состоянии атмосферы (классы А и В) величина вероятной площади гибели хвойного леса (So) в 5 7 раз ниже, чем при устойчивом антициклональном типе погоды (класс устойчивости F). Сниже нию величины площади гибели хвойных лесов при неустойчивом состоянии ат мосферы способствует увеличение скорости ветра. Так, в ряду классов устойчи вости погоды А В С увеличение скорости ветра в 2,5 5 раз может сократить пло щадь гибели хвойных лесов в 1,5 3 раза .

Примечательно, что наименьшее увеличение (в 11 12 раз) ущерба с ростом масштабов аварийных выбросов цезия 137 от 104 до 106 Kи вероятно для катего

–  –  –

$" Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004 рии устойчивости атмосферы А, а наибольшее (в 16 20 раз) при категориях D и Е (табл. 1) .

Расчеты, выполненные для лиственного леса (табл. 2), показали, что при выб росах цезия 137, равных 104 Ки, площадь зоны Sзоо, ограниченной изолинией 300 Гр, равна нулю за исключением категории погоды А. Величина площади Sдоп, лежа щей в пределах зоны, ограниченной изолиниями 300 и 10 Гр, а, следовательно, и значения So составляют 0,04 0,62 га. С увеличением масштабов выбросов цезия 137 в 10 100 раз величина вероятного экологического ущерба для лиственного леса возрастает. Так, при выбросах цезия 137, равных 105 Ки, величина площади полной гибели леса Sзоo составляет 0,19 2,81 га, а при выбросах 106 Ки может достигать 3,7 56,8 га. Эти результаты показывают, что при одинаковых масштабах

–  –  –

$#

ЭКОЛОГИЯ ЭНЕРГЕТИКИ

выбросов цезия 137 площади полной гибели лиственного леса (Sзоо), где дозовые нагрузки превышают экологический предел дозы, значительно ниже (примерно в 15 20 раз), чем площади полной гибели хвойных лесов Sзо .

Значения площадей дополнительной гибели лиственного леса Sдоп в 3 7 раз превосходят значения S300, т.е. есть ущерб от аварийных выбросов цезия 137 для лиственного леса более выражен в гибели леса в зоне, где дозовые нагрузки на экосистему лежат в пределах от МЭПД до ЭПД (от 10 до 300 Гр). В целом при оди наковых выбросах цезия 137, равных 104 Ки, величина общей площади погибше го лиственного леса So в 4 7 раз меньше, чем общая площадь погибшего хвойного леса, а при выбросах 105 и 106 Ки – в 3 4 раза, что согласуется с более высокой радиочувствительностью хвойных лесов по сравнению с лиственными [8] .

Как и для хвойного леса, атмосферные выпадения цезия 137 представляют наи большую опасность для лиственного леса при устойчивом состоянии атмосферы,

–  –  –

$$ Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004 слабом ветре, температурных инверсиях (классы устойчивости атмосферы F и Е), а наименьшую – при слабой конвекции и при нейтральном состоянии атмосферы и сильном ветре (5 м/с), т.е. при классах устойчивости атмосферы С и D .

При сильно развитой конвекции (класс устойчивости атмосферы А) площадь гибели лиственного леса снижается в 3 8 раз (в зависимости от масштабов выб росов) по сравнению с классом устойчивости атмосферы F. При классах устойчи вости атмосферы С и D общая площадь гибели лиственного леса So, при всех мас штабах выбросов имеет наименьшие значения .

Увеличение скорости ветра в ряду категорий устойчивости атмосферы А В С так же, как и для хвойных лесов, способствует снижению экологического ущерба для лиственного леса в 2 5 раз .

Экологический риск гибели лиственного леса в зоне, ограниченной изолиния ми 300 и 10 Гр, составляет 4 9%. Причем, наименьшие значения риска (3 4%) от мечены при выбросах 104 Ки и категориях погоды С и D .

Для сельскохозяйственных посевов значение ЭПД составляет 60 Гр [5]. При выбросах стронция 90, равных 104 Ки, площади полной гибели S60 сельскохозяй ственных посевов равны нулю, лишь при категориях устойчивости атмосферы А и В они составляют 0,1 0,2 га (табл.3). Площади дополнительной гибели агроэкоси стем, Sдоп, колеблются от 0,02 до 0,36 га и являются основной частью ущерба (за исключением категорий погоды А и В). Максимальный ущерб от дополнительной гибели посевов вероятен при устойчивом состоянии атмосферы (категория F). Он в 5 6 раз выше, чем при неустойчивом состоянии атмосферы (категории А и В) .

Минимальное значение дополнительного ущерба отмечено при категории состо яния атмосферы D .

Вероятный общий ущерб для агроэкосистем, выраженный в общей площади погибших посевов (Sо), имеет максимальные значения при категориях устойчиво сти атмосферы F и А. Неустойчивое состояние атмосферы (категория С) и силь ный ветер уменьшают величину вероятного ущерба агроэкосистемам по сравне нию с категориями погоды F и А в 19 раз .

При выбросах стронция 90, равных 105 и 106 Ки, площади зон, где дозовые на грузки превышают ЭПД и происходит полная гибель посевов, S60, составляют со ответственно 1,8 20 га и 26 288 га. Значения Sдоп в 3 4 раза ниже, чем S60 .

Наибольший ущерб для сельскохозяйственных посевов от выбросов стронция 90, равных 105 и 106 Ки, вероятен при устойчивом состоянии атмосферы (катего рия F), наименьший – при категории погоды С .

Риск дополнительной гибели агроэкосистем в зоне с дозовыми нагрузками, лежащими в пределах от ЭПД до МЭПД, от выбросов стронция 90 составляет 2 4% .

Таким образом, использование концепции радиоэкологического риска, осно ванной на линейной зависимости вероятности гибели экосистем от дозы в диапа зоне от МЭПД до ЭПД и проведение расчетных исследований по программе в сре де Turbo Pascal, включающих расчет распространения радиоактивных веществ в атмосфере, расчет поглощенных доз в критических группах лесных и агроэкосис тем, расчет экологического риска, выраженного в вероятной дополнительной ги бели экосистем, дозовые нагрузки которых ниже экологического предела дозы, позволил сделать следующие выводы:

экологический ущерб для наземных экосистем от воздействий аварийных выбросов цезия 137 и стронция 90 в значительной мере зависит от масштабов аварийных выбросов радионуклидов, метеорологических условий, радиоустойчи вости критических групп растительных сообществ;

экологический риск, выраженный в виде возможной площади гибели экосис $%

ЭКОЛОГИЯ ЭНЕРГЕТИКИ

тем (доли площади территорий зон, где дозовые нагрузки лежат в диапазоне от МЭПД до ЭПД), составляет при загрязнении цезием 137 хвойных лесов около 2%, лиственных лесов – от 4 до 9%, при загрязнении стронцием 90 сельскохозяйствен ных посевов – от 2 до 4%;

при увеличении масштабов выбросов цезия 137 от 104 до 105 Ки вероятный ущерб для экосистемы хвойного леса, выраженный в площади погибших расти тельных сообществ, возрастает в 12 19 раз в зависимости от погодных условий, а для экосистемы лиственного леса – в 15 36 раз. При увеличении масштабов выб росов цезия 137 от 105 до 106 Ки вероятный ущерб для экосистем хвойного и ли ственного леса возрастает в 11 17 раз. При увеличении масштабов выбросов стронция 90 от 104 до 105 Ки вероятный ущерб для экосистемы сельскохозяйствен ных посевов, выраженный в площади погибших растительных сообществ, возрас тает в 14 117 раз, а при увеличении масштабов выбросов от 105 до 106 Ки – в 10 15 раз;

наибольший экологический ущерб для экосистем от загрязнения радионук лидами вероятен при устойчивом состоянии атмосферы (категория F), наимень ший – при неустойчивом состоянии атмосферы и сильном ветре (категория С);

в зависимости от масштабов выбросов радионуклидов и погодных условий вероятный экологический ущерб для хвойного леса в 3 7 раз выше, чем для ли ственного леса, что обусловлено более высокой чувствительностью хвойных де ревьев к радиационным воздействиям .

Оценка вероятного экологического ущерба на основе концепции экологичес кого риска позволяет учитывать дополнительные потери экосистем при радиоак тивном загрязнении в диапазоне от МЭПД до ЭПД .

Литература

1. Крышев И.И., Рязанцев Е.П. Экологическая безопасность ядерно энергетического комплекса России. – М.: ИздАТ, 2000. – 384 с .

2. Алексахин Р.М., Васильев А.В., Дикарев В.Г. Сельскохозяйственная радиоэкология/Под ред .

Р.М. Алексахина, Н.А. Корнеева. – М.: Экология, 1992. – 400 с .

3. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. – 4 е изд., перераб. и доп. – М.: Энер гоатомиздат, 1991. – 352 с .

4. Радиационная безопасность и защита населения: Тез. докл. Международной научно практ .

конф. – Екатеринбург, 1995. – 124 с .

5. Романов Г.Н. Ликвидация последствий радиационных аварий. Справочное руководство .

– М.: ИздАТ, 1993. – 336 с .

6. Zabudko A.N. The IAEA model for Aiding Decisions on Contaminated Forest and Forestry products .

Technical Committee meeting held 30 October 3 November 1995 .

7.Общие положения безопасности АЭС. Методы расчета распространения радиоактивных ве ществ с АЭС и облучение окружающего населения. Нормативно технический документ стран членов СЭВ и СФРЮ 38.220.56 84. – М.: Энергоатомиздат, 1984 .

8. Козубов Г.М., Таскаев А.И. Динамика радиационного поражения и восстановительных процес сов в хвойных насаждениях в 10 километровой зоне контроля аварии на ЧАЭС//Радиационная биология. Радиоэкология. – 1995. – Т. 35. – Вып. 6. – С. 836 844 .

–  –  –

$& Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004 УДК 621.039.5

МАТЕМАТИЧЕСКОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ

ИДЕНТИФИКАЦИИ РАСХОДА

ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ В ТОПЛИВНОМ

КАНАЛЕ РЕАКТОРА РБМК

НА ОСНОВЕ ИНФОРМАЦИИ

ОБ АЗОТНОЙ АКТИВНОСТИ

А.М. Загребаев, Н.В. Овсянникова, А. Е.Артемьев, Н.И. Миронов Московский инженерно физический институт (государственный университет), г. Москва Описывается математическая модель активации теплоносителя в топлив ном канале реактора РБМК и возможности ее использования для опреде ления расхода теплоносителя при работе на номинальном и пониженном уровне мощности, а также для интерпретации активных и пассивных экспериментов по идентификации расхода. Рассматривается алгоритм восстановления расхода теплоносителя, основанный на эксперименталь ной информации об азотной активности теплоносителя системы контро ля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов (системы КГО), файлов состояния энергоблока и математической модели активации теп лоносителя. Приводятся результаты восстановления расхода по экспери ментальным данным Курской и Игналинской АЭС с помощью созданного математического обеспечения .

Расход теплоносителя через топливный канал является одним из параметров, определяющих безопасную работу энергоблока с реактором РБМК. Для контроля расхода служат расходомеры ШТОРМ, установленные на входе в каждый канал[1] .

В процессе эксплуатации по разным причинам погрешность определения расхо да возрастает и нередки ситуации, когда показаниям некоторых расходомеров верить нельзя, т.е. появляются «запрещенные» расходомеры. Это обстоятельство накладывает дополнительные ограничения на режим эксплуатации (например, при проведении перегрузок топлива или подъема мощности после кратковременных остановок). По этой причине актуальным представляется поиск дополнительных информационных каналов о расходе теплоносителя. Такой канал существует бла годаря тому обстоятельству, что водный теплоноситель в активной зоне активи руется быстрыми нейтронами. При этом протекают реакции 16O(n,p)16N7, 17O(n,p)17N, первая из которых 16O + 1n 16N + 1p ; 16N 16O + + вносит наибольший вклад в наведенную активность. Эта реакция протекает на нейтронах с энергией более 9,638 МэВ с образованием радионуклида 16N (T1/2 = 7,11 с), испускающего гамма кванты с энергиями 6,13 – 7,11 и 2,75 МэВ. Сечение А.М. Загребаев, Н.В. Овсянникова, А. Е.Артемьев, Н.И. Миронов, 2004 $'

ФИЗИКА И ТЕХНИКА РЕАКТОРОВ

активации, усредненное по спектру деления – 0,01910 31 м2 [2] .

Понятно, что наведенная активность зависит от величины плотности потока быстрых нейтронов, следовательно, от мощности, а в точке измерения активности от времени доставки, т.е. при известном расстоянии – от расхода теплоносителя .

Таким образом, величина азотной активности теплоносителя несет в себе инфор мацию и о мощности, и о расходе. Этот факт привлек внимание исследователей более 30 лет назад применительно к корпусным реакторам с водой под давлени ем. Были созданы и внедрены в эксплуатацию информационные измерительные системы, основанные на этом принципе, позволяющие с высокой точностью оп ределять основные лимитирующие параметры (для расхода теплоносителя перво го контура относительная погрешность составляет 2 – 3%, для тепловой мощнос ти 1,5 – 2% при доверительной вероятности 0,95) [3] .

Одной из основных составляющих этих систем является математическое обес печение, включающее модель активации теплоносителя, т.е. связь измеренного значения активности с определяемыми параметрами. Запишем условно эту связь в виде A=f(W,G), где W – мощность, G – расход теплоносителя. Для реакторов с некипящим теплоносителем используется довольно простая модель[3]. Действи тельно, конструктивно детекторы гамма активности азота (рис. 1) расположены на горячей (точка 1) и холодной (точка 2) нитках главного циркуляционного кон тура. Если А1 – активность выделенного объема в точке измерения 1, а А2 – актив ность в точке измерения 2, то вследствие радиоактивного распада ядер азота при движении по контуру, время прохода теплоносителя t = ln( A1 / A2 ) /, где – постоянная распада, с 1 .

Зная расстояние между точками, определяем скорость теплоносителя, а следо вательно, и расход. Конечно, эта модель отображает лишь сущность метода. На практике она уточняется за счет введения различных коэффициентов, учитываю щих реальную геометрию детекторов, ослабляющих свойств материалов и т.д .

Успешное применение данного подхода на реакторах типа PWR инициировало исследователей на изучение возможности его использования применительно к реакторам типа РБМК с кипением теплоносителя в каналах. Однако математичес кие модели активации и методы определения расхода теплоносителя, используе мые в реакторах с водой под давлением, в данном случае не применимы. Обуслов лено это как кипением в канале, так и конструкцией системы КГО .

Принципиальная схема детектирования азотной активности на энергоблоках с реакторами РБМК изображена на рис. 2. Пароводяные коммуникации (ПВК) пос ле выхода из реактора группируются в так называемые нитки, каждая из которых содержит по 115 ПВК, всего таких ниток 16. Нитки расположены параллельно друг другу. Восемь сдвоенных коллиматоров с блоками детектирования устанавлива ются на тележках и передвигаются в коробах вдоль вертикально расположенных

–  –  –

% Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004 рядов ПВК. При движении детекторы регистрируют g кванты от трубопровода, напротив которого находится в данный момент коллимационное отверстие. Сиг налы по кабелям подаются на сигнально измерительную аппаратуру. Тележка может передвигаться с различной скоростью. При быстром проезде нитка скани руется за время около 5 мин, при медленном – за 30 мин. Можно остановить те лежку на постоянный контроль около ПВК нужного канала. Важно отметить, что активность теплоносителя на каждой ПВК фиксирует лишь один датчик, и по этой причине невозможно определять расход по тому же принципу, как на реакторах типа PWR. Однако автоматизация работы системы КГО (например, на Курской и Игналинской АЭС) дает возможность оперативного сбора и обработки большого объема экспериментальной информации, а использование при этом современных ЭВМ позволяет применять новые подходы к решению задачи определения расхода теплоносителя по измеренному значению азотной активности. В первую очередь, это касается разработки детальной математической модели активации теплоно сителя, максимально учитывающей существенные особенности процесса, затем набора экспериментального материала для адаптации модели и, наконец, разра ботки алгоритмов идентификации неизвестного параметра в условиях действия помех .

МАТЕМАТИЧЕСКАЯ МОДЕЛЬ АКТИВАЦИИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ

В топливном канале (ТК) реактора РБМК теплоноситель, поступающий на вход в активную зону, нагревается до температуры насыщения на экономайзерном уча стке, затем частично испаряется на испарительном участке. Таким образом, харак терная особенность процесса активации – наличие двух фаз: жидкой и паровой .

Физической моделью двухфазного потока, охватывающей широкий круг режимов и практически применяемой для РБМК, является модель гомогенного потока со скольжением (ГСМ). При этом концентрации фаз можно считать непрерывными функциями координат [4]. Именно такая модель потока и принята при выводе модели активации теплоносителя .

Введем следующие обозначения:

N – концентрация ядер азота в жидкой фазе теплоносителя, м 3;

N– концентрация ядер азота в паровой фазе теплоносителя, м 3;

z – координата по высоте АЗ и ПВК, м ;

S – проходное сечение ТК или ПВК, м2;

W – мощность ТК, МВт;

W0 – средняя мощность окружения ТК, МВт;

= 0,101 с 1 – постоянная распада ядер азота;

– плотность воды на линии насыщения, кг/м3;

– плотность пара на линии насыщения, кг/м3;

G – массовый расход, кг/с;

– скорость жидкой фазы, м/c;

– скорость паровой фазы, м/c;

– истинное объемное паросодержание;

r – удельная теплота парообразования, Дж/кг;

ql – линейная нагрузка, Вт/м;

плотность недогретой воды, кг/м3;

H – высота АЗ, м;

L – длина ПВК, м;

z0 – координата точки начала кипения теплоносителя, м;

доля быстрых нейтронов из соседних каналов (окружения) .

%

ФИЗИКА И ТЕХНИКА РЕАКТОРОВ

–  –  –

% Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004 ных относительно концентрации ядер азота. На границе активной зоны и ПВК «сшиваются» плотности потоков ядер азота, а на входе в активную зону концент рация азота принята равной нулю, т.к. за время циркуляции ядра азота успевают распасться. Неизвестные значения функций, стоящих в правых частях дифферен циальных уравнений (скорости и плотности фаз), определяются из теплогидрав лического расчета. В данной работе теплогидравлический расчет выполнялся по алгоритму, принятому в известной и апробированной для РБМК программе «Гид ра». В частности, в этом состоит существенное отличие данной модели от описан ной ранее [4] .

Относительно учета активации теплоносителя за счет быстрых нейтронов, ок ружающих ТК (параметр ), установлено следующее. Экспериментальные значе ния активности в каналах с дополнительными поглотителями составляют около 7% от средней мощности окружения. По просьбе авторов данной работы Н.И. Бело усовым были проведены расчетно теоретические исследования влияния быстрых нейтронов из соседних каналов по программе «ГЕТЕРА» [6]. Результаты исследо ваний свидетельствуют о том, что вклад в поток нейтронов в канале РБМК от окру жающих источников в области энергий 10,5 – 6,5 МэВ составляет 5 7% и зависит как от топливной композиции, так и от плотности воды в каналах, и согласуются с результатами других исследований. В настоящей работе применяется несколько более упрощенная схема влияния окружения, учитывающая вклад лишь 4 ближай ших каналов .

Результаты моделирования при работе в стационарном режиме представлены на рис. 3, из которого видно, что чувствительность концентрации азота к измене нию расхода тем больше, чем больше мощность канала. Для стационарных режи мов с некипящим теплоносителем функция G(N) вообще является двузначной, что говорит о невозможности решения обратной задачи: определения расхода по измеренной азотной активности. Таким образом, данная математическая модель может быть применена для восстановления расхода в канале при уровнях мощно сти, близких к номинальному .

Концентрация азота, отн.ед .

–  –  –

НАСТРОЙКА МОДЕЛИ И РЕЗУЛЬТАТЫ ИДЕНТИФИКАЦИИ РАСХОДА

Несмотря на попытки учесть все физические особенности активации теплоно сителя в парогенерирующем канале, настройка модели все же необходима, по скольку каждый канал и ПВК обладают своими индивидуальными конструктивны ми и технологическими особенностями. Предлагается следующий алгоритм на стройки модели. Допустим, в момент времени t известна достоверная информа ция о расходах Git и мощностях Wi t каждого i го канала и системой КГО произве %!

ФИЗИКА И ТЕХНИКА РЕАКТОРОВ

–  –  –

с нормировкой, учетом фона, численным решением и т.д. опущены. Для проверки данного подхода было проведено полное сканирование активной зоны второго блока ИАЭС: 28.04.1995 г. на мощности W = 2347 МВт и 16.05.1995 г. на мощности W = 3850 МВт, а также полное сканирование четвертого блока Курской АЭС 3.04.2000 г. и 14.04.2000 г. при работе на мощности 3200 МВт. Сканирование на КАЭС осуществлялось системой «Кентавр»[7]. По первому сканированию актив ной зоны (первому «временному срезу») на каждой станции проводилась настрой ка модели, а на второй временной срез (второе сканирование) проводилось вос становление. Значения восстановленных расходов сравнивались со значениями, даваемыми штатными программами контроля («Призма»). Если считать, что мо дель адаптировалась по достоверным значениям расхода и «Призма» на втором временном срезе дает верные значения, то погрешность восстановления в сред нем по активной зоне до и после настройки составляет соответственно 15,3 и 6,6% для четвертого блока Курской АЭС и 12,3 и 6,8% для второго блока Игналинской АЭС .

На рис. 4 и 5 показаны гистограммы относительного отклонения восстанов ленных расходов от измеренных для всех ниток активной зоны ИАЭС и КАЭС .

Из приведенных гистограмм видно, что настройка модели существенно сужает разброс и отличие восстановленного по модели расхода от измеренного состав ляет в среднем 7%. Вместе с тем, из этих же гистограмм видно, что в некоторых каналах отличие весьма существенно (более 70%). Это может быть обусловлено ошибками измерения расхода либо на первом временном срезе (по которому производилась настройка модели), либо на втором временном срезе за счет рос та погрешности измерений, либо объясняется несовершенством алгоритма на стройки. Это обстоятельство обуславливает необходимость использовать алгоритм

–  –  –

%" Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004 %#

ФИЗИКА И ТЕХНИКА РЕАКТОРОВ

(p=1…n) для определения коэффициентов интерполяции si. Исследования пока зали, что корреляционная функция имеет экспоненциальный характер и для оп ределения интерполированного значения функции f для данного канала достаточ но знать ее значение в каналах ближайшего окружения. После определения в за Gi ~ определяем интер данной точке интерполированного значения отношения Gi  ~ L полированное значение расхода Gi = Gi f (ri ). Оценки, проведенные на реальных данных Курской и Игналинской АЭС показывают, что средняя относительная по грешность восстановления расхода уменьшилась до величины 5% (рис. 6), макси мальная погрешность до 25% .

В заключение отметим, что описанный выше подход реализован в виде про граммного комплекса, включающего программы предварительной обработки эк спериментальной информации, расчетных модулей и модулей визуализации ре зультатов восстановления .

Литература

1. Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. – М.: Атомиз дат, 1980 .

2. Физические величины: Справочник / Под ред. И.С.Григорьева, Е.З. Мейлихова. М.: Энерго атомиздат, 1991 .

3. Агапов С.А., Лысенко В.В., Мусорин А.И., Цыпин С.Г. Радиационные методы измерения пара метров ВВЭР/Под ред. С.Г. Цыпина. – М.: Энергоатомиздат, 1991 .

4. Крамеров А.Я., Шевелев Я.В. Инженерные расчеты ядерных реакторов. – М.: Энергоатомиздат, 1984 .

5. Belousov N.I., Bichkov S.A., Marchuk Y.V. at al. The code GETERA for cell and policell calculations model capabillity. Proc. of the Top. Meet. an Advances in Reactor Physics. March 8 11. 1992 .

Charlston. USA .

6. Alexakov G.N., Kudryavtsev A.V., Fedorov V.A. (MEPHI), Kuzmin A.N., Kachanov V.M.(IAE), Neural Similar Processor For RBMK Power Distribution Monitoring and Control. NPIC7HMIT2000 ANS/ENS Embedded Topical Meeting. P.88 100. 2000 .

7. Ицкович Э.Л. Контроль производства с помощью вычислительных машин. М.: Энергия, 1975 .

–  –  –

%$ Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004 УДК 621.039.52

ОСОБЕННОСТИ РАЗВИТИЯ

АВАРИЙНЫХ СИТУАЦИЙ В

РЕАКТОРАХ ТИПА БН БОЛЬШОЙ

МОЩНОСТИ С НЕТРАДИЦИОННОЙ

ФОРМОЙ АКТИВНОЙ ЗОНЫ

В.С. Окунев Московский государственный технический университет им. Н.Э. Баумана, г. Москва Переход к нетрадиционной форме активной зоны (ленточной или коль цевой) быстрого реактора позволяет достичь оптимальных значений пу стотного эффекта реактивности, плотностного и доплеровского коэффи циентов реактивности. Представлены результаты анализа аварийных ситуаций, сопровождающихся отказом аваорийной защиты, для реактора типа БН 1600 с кольцевой активной зоной. Рассмотрены компоновки со смешанным оксидным и смешанным мононитридным топливом .

ВВЕДЕНИЕ Переход к нетрадиционной (кольцевой или ленточной) форме активной зоны быстрого реактора позволяет увеличивать мощность реактора, сохраняя пустотный и плотностной эффекты и коэффициенты реактивности на уровне, соответствующем реактору малой мощности, т.е. на безопасном уровне, что способствует повышению внутренней самозащищенности от аварий с осушением активной зоны и ухудшени ем условий теплоотвода. Но есть одна проблема: при увеличении мощности и пере ходе к нетрадиционной форме активной зоны доплеровский коэффициент реактив ности также сохраняется на уровне, приблизительно соответствующем реактору ма лой мощности, что не всегда желательно .

Рассмотрим особенности развития аварийных ситуаций типа ATWS (сопровожда ющихся отказом аварийной защиты) и роль доплеровского коэффициента реактив ности в обеспечении безопасности реакторов типа БН 1600 со смешанным оксидным и мононитридным топливом с кольцевой активной зоной с точки зрения целесооб разности перехода к нетрадиционным формам активной зоны .

НЕТРАДИЦИОННАЯ ФОРМА АКТИВНОЙ ЗОНЫ

Основные факторы опасности, внутренне присущие реакторам на быстрых нейт ронах возможность реализации положительного пустотного эффекта реактивности (ПЭР) и потенциальная опасность реактивностных аварий с разгоном на мгновенных нейтронах [1] (аварийные ситуации с нарушением условий теплообмена типичны для реакторов всех типов). В реакторах типа БН большой мощности с традиционной ком В.С. Окунев, 2004 %%

ФИЗИКА И ТЕХНИКА РЕАКТОРОВ

поновкой ПЭР положителен и при осушении центральной части активной зоны в не сколько раз превышает эффективную долю запаздывающих нейтронов. Потенциаль ная опасность разгона связана с малым временем жизни мгновенных нейтронов при отсутствии замедлителя и относительно малой долей запаздывающих нейтронов при наличии плутония в активной зоне .

Известны способы минимизации факторов опасности, внутренне присущие реак торам на быстрых нейтронах [2 4] .

Отказ от традиционной формы активной зоны быстрых реакторов большой мощ ности позволяет разрешить конфликт между стремлением увеличить мощность энер гоблока и обеспечить его безопасность. Концепция быстрого реактора с активной зоной в форме цилиндрической трубы («кольцевая» активная зона) и натриевой полостью, расположенной непосредственно над активной зоной, предложена в на чале 60 х годов А.Чалмерсом (см. [5], а также ссылки к этой монографии). Такая ком поновка позволяет минимизировать ПЭР, в том числе локальный, реализующийся при осушении части активной зоны. (Специалистами ГНЦ РФ ФЭИ впервые предложено реализовать идею натриевой полости в проекте БН 800 [4, 6]. В проектах быстрых реакторов со свинцовым охлаждением также предусмотрена полость над активной зоной). В конце XX столетия как альтернатива кольцевой компоновке В.В. Орловым для реактора БРЕСТ большой мощности была предложена активная зона в форме вытянутого прямоугольного параллелепипеда с двумя полуцилиндрами на торцах со стороны малых граней «ленточная» активная зона) .

Увеличение утечки нейтронов из активной зоны способствует не только миними зации ПЭР, но и снижению плотностной составляющей температурного коэффициента реактивности (по теплоносителю), которая как и ПЭР, обычно положительна в цент ральной области цилиндрической активной зоны быстрого реактора средней и боль шой мощности. Снижение этой составляющей ведет к повышению самозащищеннос ти реактора от тяжелых аварий (типа ATWS) и, в первую очередь, от аварий с ухуд шением условий теплоотвода (LOF WS нарушение принудительной циркуляции теп лоносителя первого контура с отказом аварийной защиты, LOHS WS нарушение теп лоотвода ко второму контуру с отказом аварийной защиты) .

Кроме того, в ряде случаев необходимо ограничить отрицательный доплеровский коэффициент реактивности: в быстрых реакторах средней и большой мощности при относительно большой разности температур топлива и теплоносителя в номинальном режиме (что характерно при использовании оксидного топлива) роль доплеровско го коэффициента в аварийных ситуациях типа LOF (LOF WS) негативна [5, 7]. Сниже нию по абсолютному значению отрицательного доплеровского коэффициента реак тивности также способствует переход к кольцевой или ленточной форме активной зоны. Уменьшение утечки нейтронов при увеличении мощности (объема) реактора с цилиндрической активной зоной приводит к увеличению доли нейтронов относитель но низких энергий: нейтроны, не покинувшие активную зону в результате утечки продолжают замедляться, рассеиваясь на ядрах. Увеличение доли нейтронов отно сительно низких энергий, соответствующих резонансам в энергетической зависимо сти сечения радиационного захвата на ядрах 238U, приводит к повышению по абсо лютному значению отрицательного доплеровского коэффициента реактивности. Ха рактерные значения коэффициентов чувствительности доплеровского коэффициен та к тепловой мощности реактора типа БН с оксидным топливом и цилиндрической активной зоной лежат в диапазоне ( 4,6 … 1,3) · 10 9 МВт/т/ 1 К 1. (Все расчеты, представленные в статье, проводились с помощью оптимизационного комплекса DRACON M и программ FRISS [7]. Модель позволяет рассматривать многозонные бы стрые реакторы в двумерной цилиндрической геометрии. Распределения нейтронов %& Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004 и ценностей нейтронов определяются с использованием 26 групповой системы кон стант в диффузионном приближении с использованием идей итерационно синтети ческих методов. Аварийные процессы программа FRISS описываются в прибли жении точечной нейтронной кинетики с учетом обратной связи по средним темпе ратурам топлива и теплоносителя. Оптимизационная задача решается с помощью метода последовательной линеаризации [8]. Программа FRISS работает в составе оптимизационного комплекса DRACON M или автономно). Необходимо отметить, что эффект увеличения по абсолютному значению отрицательного доплеровского коэф фициента при увеличении мощности может быть заметен и в реакторах с относительно жестким спектром (например, при использовании мононитридного топлива и свин цового теплоносителя) .

Роль доплеровского коэффициента реактивности в быстрых реакторах средней и большой мощности (при большой разности температур топлива и теплоносителя в номинальном режиме) в аварийных ситуациях TOP WS (ситуация, инициированная вводом положительной реактивности при несрабатывании аварийной защиты) и LOF WS противоположна: большой по абсолютному значению отрицательный доплеров ский коэффициент реактивности приводит к усугублению аварийных ситуаций типа LOF WS и к повышению самозащищенности от реактивностных аварий. Таким обра зом, оптимизация компоновки при условии обеспечения внутренней самозащищен ности от аварий LOF WS и TOP WS носит конфликтный характер. Как правило, в реак торах типа БН 800 достаточно легко обеспечить внутреннюю самозащищенность от аварий типа TOP WS при вводе реактивности, меньшей доли запаздывающих нейтро нов: в такой ситуации температура натрия и оболочек твэлов увеличивается не так сильно, как температура топлива и за счет оптимального выбора параметров компо новки можно сохранить температурный запас до плавления топлива и значительный запас по температурам теплоносителя и оболочек [5]. Самозащищенности от аварий типа LOF WS добиться труднее: это требует и оптимизации параметров компоновки, и повышения доли естественной циркуляции, и увеличения времени выбега главных циркуляционных насосов при их обесточивании. Снижая по абсолютному значению отрицательный доплеровский коэффициент реактивности, можно несущественно ухудшить внутреннюю самозащищенность от реактивностных аварий (TOP WS), од новременно повысив самозащищенность от аварий типа LOF WS. С другой стороны, при этом может получиться, что практически незаметное повышение самозащищен ности от аварий типа LOF WS приведет к заметному ухудшению самозащищенности от реактивностных аварий [9] .

Итак, при нетрадиционной (кольцевой или ленточной) форме активной зоны бы строго реактора можно увеличивать мощность реактора, сохраняя утечку нейтронов на уровне, характерном для реактора малой мощности и, следовательно, обеспечить независимость (или крайне слабую зависимость) ПЭР, плотностного и доплеровско го коэффициентов реактивности от мощности (объема) реактора. В результате, зна чительно увеличивая мощность реактора, можно сохранить эти эффекты и коэффи циенты реактивности на уровне, соответствующем реактору малой мощности, т.е. на безопасном уровне: отрицательные или близкие к нулю локальный ПЭР и плотност ной коэффициент, небольшой по абсолютному значению отрицательный доплеровс кий коэффициент реактивности .

КОМПОНОВКА РЕАКТОРА ТИПА БН 1600 С КОЛЬЦЕВОЙ АКТИВНОЙ

ЗОНОЙ Рассматриваются две компоновки быстрого реактора размножителя типа БН 1600 со смешанным оксидным (МОХ) и смешанным мононитридным (MN) топливом. Схема %'

ФИЗИКА И ТЕХНИКА РЕАКТОРОВ

–  –  –

& Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004 ния ограничений для ряда функционалов, характеризующих номинальный (функци оналы надежности) и аварийные режимы типа ATWS (функционалы безопасности), в том числе при условии неположительности ПЭР, реализующегося при осушении ак тивной зоны .

В компоновке с нитридным топливом учитывалось ограничение КВА1. Максималь ные линейные нагрузки не превышают 450 Вт/см для обеих компоновок (ограниче ние не активно). Для полученных компоновок локальный ПЭР (при осушении ЗМО) меньше эффективной доли запаздывающих нейтронов .

В табл. 1 представлены основные характеристики компоновок реакторов типа БН 1600 с кольцевой активной зоной .

ОСОБЕННОСТИ РАЗВИТИЯ АВАРИЙНЫХ СИТУАЦИЙ В РЕАКТОРЕ

С МОХ ТОПЛИВОМ

Временнaя зависимость температур, мощности и расхода натрия для реактора типа БН 1600 с МОХ топливом в аварийной ситуации LOF WS представлена на рис. 2 (а,б) .

Постулируется одновременное обесточивание всех насосов первого контура при не срабатывании аварийной защиты. Для исключения кипения натрия при малой доле естественной циркуляции (около 6%) необходимо оснастить насосы высокоинерци онными маховиками (увеличить время tн выбега насосов до 60 с, как следует из рис .

2в) или предусмотреть возможность ввода отрицательной реактивности на пассив ных принципах (например, при уменьшении расхода теплоносителя, как это предус мотрено в проектах РУ БРЕСТ). Скачок температур приблизительно на 80 й секунде процесса LOF WS, связанный с поступлением «горячего» натрия на вход в активную

–  –  –

&

ФИЗИКА И ТЕХНИКА РЕАКТОРОВ

зону после прохождения по первому контуру (при переходе к режиму естественной циркуляции), не представляет опасности: отрицательная обратная связь по расши рению опорного коллектора нейтрализует это возмущение по температуре натрия .

Второй максимум температуры натрия, связанный с поступлением «горячего» тепло носителя на вход (увеличению Твх), значительно меньше первого максимума, связан ного с уменьшением расхода. Таким образом, изменением Твх при анализе аварий ного режима LOF WS можно пренебречь .

Реактивностный «вес» пассивных систем защиты в зависимости от времени вы бега насосов (при tн 60 с) можно определить по данным рис. 2г (тонкая линия) .

Предполагается, что отрицательная реактивность вводится одновременно с уменьше нием расхода («поплавок» из поглощающего материала тонет в активной зоне). При больших временах выбега в пассивных системах защиты нет необходимости и реак тор обладает свойством внутренней самозащищенности при одновременном наложе нии аварийных режимов (LOF + TOP) WS. При этом максимально введенная положи а) б) Максимальная температура топлива, К Максимальная температура натрия, К TOP WS TOP WS & Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004 тельная реактивность, при которой не происходит кипения натрия, разрушения обо лочек твэлов и имеется температурный запас до плавления топлива, может быть оп ределена на основе рис. 2г (толстая линия) .

Аварийную ситуацию TOP WS и роль доплеровского коэффициента реактивности в реакторе с МОХ топливом иллюстрирует рис. 3 (исследования проводились в при ближении точечной нейтронной кинетики и носят оценочный характер). На рис. 3 (а, б) представлена временнaя зависимость температур в аварийной ситуации TOP WS при вводе положительной реактивности 0,3 за 10 с. Поступление «горячего» на трия на вход в активную зону происходит намного раньше, чем в режиме LOF WS (т.к .

расход натрия не изменяется и время транспорта по контуру мало). Расширение опорного коллектора и, как следствие, ввод отрицательной реактивности приводит к нейтрализации повышения температуры теплоносителя и уменьшению максимальных температур топлива, натрия и оболочек твэлов (толстая линия на рис. 3а, 3б). Таким образом, консервативная оценка максимальных температур в аварийной ситуации типа TOP WS может быть получена в предположении Твх = const. Максимальное зна чение температуры топлива в ситуации TOP WS достигается в установившемся (в ре зультате действия обратных реактивностных связей) режиме. Ввод реактивности более 0,4 быстрее, чем за 4 с при несрабатывании аварийной защиты и отсутствии пассивных систем защиты приводит к плавлению топлива (при большем времени ввода реактивности максимум температуры топлива достигается в установившемся режиме и уже не зависит от времени ввода реактивности). Важно отметить, что про цессы TOP WS и LOF WS нейтрализуют друг друга по температуре топлива (в процес се TOP WS максимальная температура топлива увеличивается, в LOF WS уменьшает ся). В результате при наложении процессов (LOF + TOP) WS можно ввести большую положительную реактивность, чем при постоянном (номинальном) расходе, т.е. при TOP WS .

Влияние доплеровского коэффициента реактивности на максимальные темпера туры в аварийных режимах TOP WS и LOF WS иллюстрирует рис. 3 (г, д). Очевидно, что доплеровский коэффициент оказывает значительно большее влияние на темпе ратуру топлива, чем натрия. Чувствительность максимальной температуры натрия к доплеровскому коэффициенту реактивности мала (см. рис. 3д). Следует также отме тить нелинейность коэффициентов чувствительности: при уменьшении по абсолют ному значению доплеровского коэффициента температуры изменяются на гораздо меньшее значение, чем при его увеличении. Это характерно и для температуры топ лива, и для температуры натрия (оболочек твэлов), хотя наиболее ярко выражено для температуры топлива (см. рис. 3г). В ситуации LOF WS максимальная температура топлива уменьшается со временем и основную роль в обеспечении безопасности реактора определяет возможность ограничения температуры теплоносителя. Но даже при десятикратном увеличении доплеровского коэффициента по модулю, максималь ная температура натрия увеличивается лишь на 12 К (рис. 3д). При этом максималь ная температура топлива в режиме TOP WS уменьшается приблизительно на 70 К (рис. 3г), т.е. в целом для повышения безопасности реактора увеличение по абсо лютному значению отрицательного доплеровского коэффициента играет благопри ятную роль и переход к кольцевой форме активной зоны с этой точки зрения неце лесообразен .

ОСОБЕННОСТИ РАЗВИТИЯ АВАРИЙНЫХ СИТУАЦИЙ В РЕАКТОРЕ

С МN ТОПЛИВОМ

Компоновка реактора с мононитридным топливом получена в результате миними зации ПЭР с ограничениями для функционалов надежности и безопасности, в том числе функционалов, характеризующих аварийные ситуации LOF WS (при времени &!

ФИЗИКА И ТЕХНИКА РЕАКТОРОВ

–  –  –

выбега насосов 15 с) и TOP WS (при вводе реактивности 0,9 за 10 с). Для обеих компоновок выполнены ограничения: ПЭР (при осушении реактора) 0, ПЭР (при осушении ЗМО), где эффективная доля запаздывающих нейтронов .

В реакторах с более плотным, чем оксид топливом (мононитридное, монокарбид ное, металлическое) при относительно небольшой разности температур топлива и теплоносителя в номинальном режиме ситуация противоположна. Температура топ лива увеличивается в аварийном режиме LOF WS (рис. 4). Для уменьшения макси мальной температуры топлива в режимах LOF WS и TOP WS необходимо увеличивать по абсолютному значению отрицательный доплеровский коэффициент реактивнос ти. Таким образом, переход к нетрадиционной форме активной зоны благоприятно сказывается на роли доплеровского коэффициента в аварийных ситуациях. Однако для рассматриваемой компоновки это влияние не существенно: коэффициенты чув ствительности максимальных температур к доплеровскому коэффициенту реактивно сти малы (на фоне прочих составляющих обратных связей доплер эффект практи чески не влияет на развитие аварийной ситуации LOF WS) .

При tн 12 с для обеспечения внутренней самозащищенности от аварий типа LOF WS необходимы пассивные системы защиты, при tн 12 с реактор безопасен при на ложении ситуаций (LOF + TOP) WS (см. рис. 4в). Наложение (LOF + TOP) WS с точки зрения увеличения температуры топлива более опасно, чем каждый из этих режи мов: в отличие от реактора с МОХ топливом режимы усугубляют, а не нейтрализуют друг друга .

Увеличение по абсолютному значению отрицательного доплеровского коэффици ента (переход к цилиндрической форме активной зоны) даже в 10 раз (гипотетичес кий случай) приводит к уменьшению максимальной температуры топлива всего лишь на 20 К в аварийной ситуации TOP WS, инициированной, например, вводом реактив ности 0,3 за 10 с. В аварийной ситуации LOF WS при одновременном обесточива нии всех насосов первого контура, максимальные температуры практически не из меняются при гипотетическом увеличении доплеровского коэффициента в 10 раз .

&" Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004

–  –  –

Примечания: *соответствует началу кипения натрия; аварийный режим LOHS WS вследствие отрицательной обратной связи по расширению опорного коллектора не представляет опасности; максимумы температур достигаются во внутренней ЗБО, за исключением случая, отмеченного двумя звездочками (**) .

Роль доплеровского коэффициента в последнем случае не существенна на фоне мень шего плотностного коэффициента реактивности и большой отрицательной обратной связи при расширении опорного коллектора .

Значения максимальных температур в аварийных ситуациях для реакторов типа БН 1600 с оксидным и нитридным топливом представлены в табл. 2. Для удобства сравнения вариантов рассматривались одинаковые возмущения, инициирующие ава рийные режимы .

ЗАКЛЮЧЕНИЕ Несмотря на возможность влияния на доплеровский коэффициент реактивности при переходе к кольцевой активной зоне реактора типа БН 1600, коэффициенты чув ствительности функционалов безопасности, характеризующих аварийных режим LOF WS, к доплеровскому коэффициенту невелики даже при использовании оксидного топлива. При использовании мононитридного топлива в БН 1600 уменьшение по абсолютному значению доплеровского коэффициента при переходе к кольцевой ком поновке практически не приводит к заметному ухудшению самозащищенности от аварий типа LOF WS и TOP WS .

Таким образом, значение и роль доплеровского коэффициент реактивности не может быть определяющей при выборе формы активной зоны быстрого реактора, а предпочтительность нетрадиционных компоновок по безопасности наиболее ярко проявляется за счет возможности минимизации пустотного и плотностного эффек тов и коэффициентов реактивности .

&#

ФИЗИКА И ТЕХНИКА РЕАКТОРОВ

Литература

1. Орлов В.В., Аврорин Е.Н., Адамов Е.О. и др. Нетрадиционные концепции АЭС с естественной безопасностью (новая ядерная технология для крупномасштабной ядерной энергетики следу ющего этапа)//Атомная энергия. 1992. Т. 72. Вып. 4. С. 317 329 .

2. Уолтер А., Рейнольдс А. Реакторы размножители на быстрых нейтронах/Пер. с англ .

М.: Энергоатомиздат, 1986 .

3. БРЕСТ ОД 300/Под ред. Е.О. Адамова, В.В. Орлова. – М.: Изд во ФГУП НИКИЭТ им. Н.А.Долле жаля, 2001 .

4. Status of Liquid Metal Cooled Fast Reactor Technology / IAEA, Vienna, 1999. IAEA TECDOC 1083 (Chapter 9.3) .

5. Хаммел Г., Окрент Д. Коэффициенты реактивности в больших энергетических реакторах на быстрых нейтронах/Пер. с англ. М.: Атомиздат, 1975 .

6. Матвеев В.И., Черный В.А, Чебесков А.Н. и др. Концепция активной зоны быстрого энергети ческого реактора типа БН 800 с нулевым натриевым пустотным эффектом реактивности/Кн.:

Внутренняя безопасность ядерно энергетических установок: Тез. докл. VII Всесоюзного семи нара по проблемам физики реакторов. (Москва, 3 7 сентября 1991 г.) М.: ЦНИИ атоминформ,

1991. С.53 55 .

7. Кузьмин А.М., Окунев В.С. Использование вариационных методов для решения задач обеспе чения и обоснования естественной безопасности реакторов на быстрых нейтронах .

М.: МИФИ, 1999 .

8. Хромов В.В., Кузьмин А.М., Орлов В.В. Метод последовательной линеаризации в задачах опти мизации реакторов на быстрых нейтронах. М.: Атомиздат, 1978 .

9. Окунев В.С. О роли доплеровского коэффициента реактивности в обеспечении безопасности реакторов на быстрых нейтронах/Сб.: Физические проблемы эффективного и безопасного ис пользования ядерных материалов: Материалы ХII семинара по проблемам физики реакторов .

(Москва, 2 6 сентября 2002 г.). М.: МИФИ, 2002. С. 171 173 .

–  –  –

&$ Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004 УДК 539.1.07+621.039.516

АНАЛИЗ ВОЗМОЖНОСТЕЙ

ПРИМЕНЕНИЯ ОДНОТИПНЫХ

ТЕХНИЧЕСКИХ СРЕДСТВ

И МЕТОДИЧЕСКОГО ОБЕСПЕЧЕНИЯ

ДЛЯ КОНТРОЛЯ СОСТОЯНИЯ

ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА И ЯДЕРНЫХ

МАТЕРИАЛОВ В РЕАЛЬНОМ ВРЕМЕНИ

О.В. Маслов *, С.Г. Олейник **,М.В. Максимов* * Одесский национальный политехнический университет, г. Одесса ** ЭНИЦ ВНИИАЭС, г. Москва Показана необходимость контроля состояния ядерного топлива и ядер ных материалов в реальном времени. В качестве основного принципа построения системы контроля ядерного топлива выбрано измерение спек тров собственного измерения отработавшей ТВС. На основе измерений более двухсот ТВС предложена методика контроля выгорания отработан ных ТВС в реальном времени при проведении транспортно технологи ческих операций. Также в данной статье показана возможность контроля обложения «свежего» ядерного топлива измерительной системой на ос нове CdZnTe детекторов. Оснащение приоритетных систем цифровыми спектрометрами улучшает качество измерения. Использование CdZnTe детекторов позволяет проводить контроль выгорания отработавшего ядерного топлива и обогащение «свежего» ядерного топлива в реальном времени при проведении транспортно технологических операций .

Развитие атомной энергетики с ядерным топливным циклом, в основу которо го положен принцип радиационно эквивалентного захоронения РАО с их времен ным промежуточным хранением (например, в системе хранения облученного ядер ного топлива (СХОЯТ)), выдвигает требование контроля состояния облученного ядерного топлива (ОЯТ) [1]. Это, в первую очередь, выгорание, изотопный состав ядерных материалов и продуктов деления, данные о состоянии оболочек тепло выделяющих элементов и др. При этом следует отметить, что всесторонний анализ указанных параметров важен на всех этапах жизненного цикла ядерного топлива на АЭС вне зависимости от типа реакторной установки. Знание глубины выгора ния и изотопного состава необходимо при определении стратегии переработки или захоронения (ОЯТ), а без данных о состоянии оболочки твэла просто невоз можна дальнейшая эксплуатация тепловыделяющей сборки (ТВС). Сейчас не все из перечисленных параметров определяются путем измерений непосредственно на АЭС или определяются расчетными и качественными методами, что противоре чит нормативным требованиям по ядерной безопасности [2] .

О.В. Маслов, С.Г. Олейник,М.В. Максимов, 2004 &%

ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ И РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ

По данным Европейского атомного агентства учет выгорания ОЯТ позволяет обеспечить снижение эффективного коэффициента размножения на 0,078, а учет профиля распределения выгорания дополнительно позволяет обеспечить сниже ние эффективного коэффициента размножения на 0,0074 для топлива с началь ным обогащением 4,5%, выгоранием 30 ГВтсут/кг и выдержкой в бассейне выдер жки (БВ) 5 лет. При загрузке свежего топлива в транспортный контейнер и заливе контейнера чистой не борированной водой подкритичность не обеспечивается, эффективный коэффициент размножения равен 1,1256 [3]. Более того, при обо сновании безопасности транспортировки 30 облученных ТВС (ОТВС) начального обогащения 4,4% для реактора ВВЭР 440 в контейнере ТК 6 установлено, что заг рузка контейнера ОТВС с начальным обогащением 4,4% по U235 с учетом выгора ния допускается лишь при условии измерения этой величины для каждой загру жаемой ОТВС. Обоснование безопасности хранения, 24 ОТВС реактора ВВЭР 1000 начального обогащения более 3% по U235 в контейнере СХОЯТ для ЗАЭС, может быть обеспечено лишь при условии определения выгорания для каждой загружаемой ОТВС .

Проведенный анализ показал, что на АЭС советских проектов определение вы горания ОЯТ как штатная операция не проводится вообще. Тем более, не прово дится анализ изотопного состава радиоактивных продуктов деления (ПД), кото рый бы охватывал 100% перегружаемых ОТВС .

Обеспечение полного контроля состояния ядерного топлива (ЯТ) на всех эта пах его жизненного цикла на АЭС предусматривает инструментальную оценку на чального обогащения свежего топлива перед его загрузкой в активную зону реак тора. Ядерное топливо представляет собой смесь изотопов с диапазоном содер жания 235U 1,6 4,4%, поэтому начальный изотопный состав ядерных материалов часто является объектом измерений. Однако на АЭС отсутствуют какие либо сис темы определения начального обогащения ЯТ. Поэтому приходится полностью полагаться только на данные, задекларированные изготовителем. Знание реаль ного отклонения начального обогащения имеет большое значение при оптимиза ции перестановок топлива, особенно при эксплуатации на завершающих этапах кампании .

Как видим, с одной стороны, для обеспечения необходимого уровня безопас ности эксплуатации ядерного топлива следует увеличивать качество и информа тивность контроля, а это, в свою очередь, требует дополнительных затрат време ни, т.е. снижается коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) .

Экономическая целесообразность увеличения КИУМ для АЭС при заданном уровне безопасности эксплуатации неоспорима [4]. Противоречие между необходимос тью увеличения КИУМ АЭС, экономичности ядерно топливного цикла в целом, с одной стороны, и все возрастающими требованиями к безопасности эксплуата ции ЯТ, объему и качеству контроля состояния ЯТ, с другой стороны, может быть решено путем создания новой технологии оперативного контроля ОЯТ. Под опе ративным контролем следует понимать осуществление процедур оценки выгора ния ядерного топлива, идентификации ТВС с дефектным твэлом во время переме щения ТВС в период перегрузки [5] .

Методам определения выгорания на основе измерений характеристик соб ственного излучения ОЯТ посвящено большое количество работ [6 8], но в них, как правило, не отражается, что в эксплуатации используется ЯТ с разным началь ным обогащением, новые перспективные виды топлива. Кроме того, эти методы не вписываются в существующую технологию транспортно технологических опе раций (ТТО) и не пригодны для оперативного контроля .

&& Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004 Известно несколько реализаций способа определения выгорания на основа нии измерений суммарной скорости счета нейтронов. Приводятся данные о за висимости скорости счета от выгорания и выдержки [9, 10]. Но специфика нейт ронного излучения такова, что идентифицировать отдельные изотопы на основа нии измерений нейтронных полей вокруг ТВС невозможно. Другой способ – из мерения собственного излучения ТВС [6, 11, 12] .

Обоснование радиационных методов контроля состояния ядерного топлива в реальном времени при проведении перегрузки приведено в [13]. Описание сис темы, реализующей измерения при проведении перегрузки и ее основных элемен тов приведено в [14 16], а результаты измерений, проведенных на ЗАЭС при по мощи прототипа системы приведены в [17]. Система содержит несколько измери тельных каналов, включающих детектор и многоканальный амплитудный анализа тор с сопутствующей электроникой .

В качестве основного принципа построения системы контроля состояния ЯТ, в том числе системы определения выгорания, выбрано измерение спектров соб ственного излучения ОТВС [13]. Как уже сказано выше, оптимальным с точки зрения минимизации временных затрат является измерение спектров ОТВС не посредственно в процессе перегрузки ЯТ [18]. Поскольку время перегрузки рег ламентировано достаточно жестко, операции по определению глубины выгорания ЯТ должны быть согласованы с временным графиком процесса перегрузки. По этому основным критерием при построении структуры системы определения глу бины выгорания должна быть выбрана ее работоспособность в режиме реально го времени. За время извлечения перегрузочной машиной одной топливной сборки (~ 10 мин) система должна обеспечить измерение собственного излучения ТВС, провести амплитудный анализ импульсов счета, осуществить обработку спектра собственного излучения, рассчитать характеристики выгорания ЯТ и занести их в базу данных. Работу системы в таком режиме будем называть далее работой в режиме реального времени, при этом соблюдается основной принцип построе ния систем реального времени – темп поступления входных данных в систему (характеристик собственного излучения топливной сборки) должен соответство вать темпу формирования выходных данных системы (характеристик состояния ОЯТ) .

В соответствии со сформулированными требованиями к системе построена ее

–  –  –

'

ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ И РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ

делить выгорание ОЯТ для различных значений времени выдержки и начального обогащения без использования внешней информации об этих величинах. Такой подход выгодно отличает предложенную методику от других .

На основании полученных результатов предложена методика контроля выго рания ОЯТ в реальном времени при проведении ТТО [21]. Особенность методики состоит в том, что для расчета выгорания не требуется предварительного знания начального обогащения и времени выдержки .

Методика состоит из последовательности операций по измерениям и обработ ке результатов, приводимых ниже:

• определение времени выдержки с использованием отношения измеренной интенсивности излучения 137Сs к интегральной интенсивности излучения;

• оценочный расчет выгорания BU контролируемой ОТВС по 137Cs; определение погрешности BU;

• определение отношения интенсивностей излучения изотопов 134Сs, 137Сs к моменту останова реактора на основании полученного значения времени выдер жки;

• определение начального обогащения ТВС, используя оценочный расчет вы горания контролируемой ОТВС и значение I(134Cs)/I(137Cs) на момент останова реактора;

• определение расчета BU контролируемой ОТВС с использованием отношения интенсивности излучения изотопов 134Сs, 137Сs и значения начального обогаще ния; определение погрешности BU;

• определение уточненного расчета BU контролируемой ОТВС с учетом време ни выдержки, начального обогащения;

• определение погрешности BU контролируемой ОТВС .

Определение времени выдержки и начального обогащения по результатам из мерения спектров собственного излучения является отличительной чертой раз работанной методики .

При выполнении измерений излучения ОЯТ определена оценка точности кон троля выгорания ОЯТ предложенным методом. На основании полученных данных погрешность измерения выгорания составляет не более 10% при доверительной вероятности 0,95 и выдержке ОТВС более 2 лет .

Определение выгорания с использованием описанной методики является только одной из задач, которые могут быть решены при помощи созданной системы. Даль нейшее развитие работ состоит в восстановлении распределения продуктов де ления по объему ТВС с использованием методов пассивной компьютерной томог рафии. В свою очередь, распределение продуктов деления позволяет восстановить распределение энерговыделения по активной зоне в целом, отдельной ТВС и сег ментам ТВС и, тем самым, уточнить параметры математического обеспечения ис пользуемого для нейтронно физических расчетов. Необходимость такого уточне ния обусловлена тем, что в настоящее время ведется работа по оптимизации топ ливных загрузок, ведется оптимизация конструкции ТВС – планируется использо вание новых конструкционных материалов, новых топливных композиций, в том числе с использованием регенерированного или оружейного плутония, выгораю щими поглотителями. Кроме того, распределение продуктов деления может быть использовано для контроля целостности оболочек твэлов, т.к. в случае разгерме тизации твэла распределения легкоподвижных и малоподвижных продуктов де ления будут отличаться. Увеличение среднего выгорания ЯТ по зоне до 60 70 ГВтсут/т приводит к существенным значениям локального выгорания и уве личивает выход продуктов деления из топливной матрицы. Это позволяет более ' Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004 уверенно идентифицировать негерметичный твэл .

Определение начального обогащения ЯТ (т.е. содержания делящегося изотопа 235 U) в реальном масштабе времени может быть проведено посредством пассив ных радиационных измерений собственного излучения образца. Как и все пассив ные измерения, такой метод анализа является неразрушающим [6]. Определение обогащения урана в образцах является ключевым измерением в технологических процессах и при контроле продукции на предприятиях по обогащению урана и изготовлению ядерного топлива, оно играет важную роль при международных инспекциях по ядерным гарантиям для подтверждения использования уранового топлива в мирных целях. Принципы измерения обогащения могут быть использо ваны для определения содержания любых изотопов, если известны их радиацион ные характеристики и удовлетворяются некоторые специальные условия измере ний [22 24] .

Основным излучением, используемым при пассивном неразрушающем анализе образцов урана, является излучeниe. При измерении обогащения 235U наиболее часто используется линия излучения с энергией квантов 186 кэВ. Oнa является самой выделенной одиночной линией излучeния для любых образцов урана с обогащением по 235U вышe пpиpoднoгo уpoвня .

Метод определения обогащения урана по излучeнию впервые был применен для контроля бaллoнoв c UF6 [6]. Метoдикa измepeния включaла регистрацию из лучения oбpaзцa уpaнa чepeз кaнaл кoллимaтopa дeтeктopoм излучeния. Обога щение определялось по интенсивности гамма квантов изотопа 235U c энергией 186 кэВ. Если образец является достаточно толстым, то дeтeктopa достигaют квaнты c энepгиeй 186 кэВ тoлькo oт незначительной чacти oбщeгo oбъeмa образца, вви ду cильнoгo пoглoщeния квантов низкой энepгии в мaтepиaлaх топливной сбор ки. В этом смысле по терминологии [6] ТВС является “толстым образцом”. “Види мый объeм” oбpaзцa oпpeдeляeтcя конфигурацией кoллимaтopа, гeoмeтpиeй дeтeктopa и длинoй cвoбoднoгo пpoбeгa излучeния c энepгиeй 186 кэВ в матери але образца [6, 23, 24] .

Было сделано предположение, что для оценки начального обогащения пере гружаемого свежего топлива можно использовать созданную для анализа выго рания отработавшего ядерного топлива измерительную систему на основе CdZnTe детекторов [14]. При этом главной проблемой может явиться низкая эффектив ность регистрации используемых детекторов. Для проверки возможности приме нения CdZnTe детекторов n, 1/с были проведены измерения топливных таблеток с на чальным обогащением 10000 4,4%. Один из полученных спектров приведен на 1000 рис.5. В спектре наблюда ются хорошо идентифици руемые линии 186 кэВ и 205 кэВ собственного излу чения 235U. Видны линии 10 собственного излучения 238U с энергиями 742 кэВ, 766 кэВ, 786 кэВ и 0 400 800 1200 1600 Е, кэВ 1001 кэВ. Линия 1001 кэВ Рис.5. Спектр собственного излучения топливных таблеток с обычно используется в ана начальным обогащением 4,4% в полулогарифмическом масштабе '!

ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ И РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ

–  –  –

'" Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004 ной температуре. Детектор с высокой разрешающей способностью изготовлен из CdZnTe. Если сравнить сцинтилляционные детекторы с CdZnTe детекторами, суще ственные различия очевидны. Единственный параметр в пользу сцинтилляцион ных детекторов – их высокая эффективность. Для увеличения эффективности не обходимо увеличить размеры детектора, но это ухудшает энергетическое разре шение. Эта проблема возникает из за низкой подвижности и короткой продолжи тельности жизни “дырок” .

Было предложено и использовалось множество методов, чтобы преодолеть проблему захвата дырок ловушками. Один подход состоит в использовании новых принципов конструирования детекторов. Например, предложено изготавливать детекторы с компланарной решеткой или квазисферической геометрии. Другой подход состоит в том, чтобы использовать информацию, содержащуюся в форме импульса. В этом подходе, импульсы с медленным временем нарастания исправ ляются или фильтруются (отбрасываются) посредством специально разработан ной электроники .

Наиболее оптимальным является использование цифровых методов фильтра ции по форме импульса, реализованное в цифровом спектрометре. Цифровые спектрометры фиксируют детальную форму сигналов предусилителя высокоско ростными аналого цифровыми преобразователями, и затем обрабатывают зафик сированные формы импульсов в реальном масштабе времени с применением сиг нальных процессоров (DSP), которые реализуют в цифровой форме все необхо димые функции обработки данных, включая точное измерение энергии и синхро низацию событий, исправление баллистического дефицита, анализ формы импуль са. Таким образом, цифровой спектрометр улучшает качество измерения. Такой цифровой спектрометр разработан для контроля выгорания ОЯТ .

Использование универсальных цифровых элементов при проектировании си стемы позволяет снизить стоимость, упрощает работу с системой, снижает сто имость обслуживания и модернизации. Модернизация системы сводится к обнов лению встроенного программного обеспечения. Спектрометр включает многока нальный анализатор, жидкокристаллический дисплей, усилитель, блоки питания, стандартные интерфейсы, функциональную клавиатуру, программное обеспече ние и детектор .

Таким образом, можно сделать вывод о том, что CdZnTe и CdTe детекторы име ют доказанные достижения в области измерений с целью проверок по обеспече нию гарантий и связанных с этим приложений. Они стали наиболее удобными для комнатных температур детекторами гамма излучения, которые охватывают широ кую область применений. Их свойства являются идеальными для измерений на месте и для проектирования небольших детекторных зондов, которые могут по мещаться вблизи контролируемых деталей даже в том случае, если существуют пространственные ограничения. Намечено новое важное приложение для исполь зования детекторов с большим рабочим объемом в переносных и портативных устройствах идентификации изотопов, необходимых в комплекте технических мер по предотвращению незаконного оборота ядерных материалов и радиоактивных источников, и в таких связанных приложениях, как описание отходов и дозимет рия. Данные детекторы имеют значительные преимущества в сравнении с NaI де текторами, используемыми в настоящее время [26] .

Литература

1. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века. Основные поло жения – М.: Министерство Российской Федерации по атомной энергии, 2000. – 35 с .

2. ПНАЭ Г 14 029 91. Правила безопасности при хранении и транспортировке ядерного топли '#

ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ И РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ

ва на объектах атомной энергетики. – М.: ЦНИИатоминформ, 1992. – 33 с .

3. International studies on burnup credit criticality safety by an OECD/NEA working group/ Brady M.C., Okuno H., DeHart M.D., Nouri A., Sartori E.// Intern. Conf. on the physics of nuclear science and technology. (Long Island, NY (United States), 5 8 Oct, 1998). – 8 p .

4. Фридман Н.А., Максимов М.В., Маслов О. В. Оценка эффективности работы АЭС с реакторами ВВЭР 1000/ Тp. Одес. политехн. ун та. – 2002. – Вып. 1 (17). – С. 70 – 75 .

5. Маслов О.В., Олейник С.Г. Аппаратура и методика контроля высокорадиоактивных материалов и топлива в технологии обращения с ОЯТ/ Междунар. конф. Укр. ЯО “Обращение с ОЯТ”. (Киев, 19 20 сент. 2000 г.). – С. 42 .

6. Райлли Д., ЭнсслинН., Смит Х.(мл.), Крайнер С. Пассивный неразрушающий анализ ядер ных материалов: – Washington, DC, 1991 – NUREG/CR 5550. / Пер. с англ. – М.: ЗАО “Издательство Бином”, 2000. – 720 с .

7. Фролов В.В. Ядерно физические методы контроля делящихся веществ. – М.: Энергоатомиздат, 1989. – 184 с .

8. Nondestructive Assay Methods for Irraiated Nuclear Fuels: Report/ Los Alamos National Lab / Hsue S.T., Crane T.W., W.L. Talbert Jr., Lee J.C. – LA 6923 MS – Jan. 1978. – 35 p .

9. Measurements on Spent Fuel Assemblies at Arkansas Nuclear One Using the Fork System: Report/ Sandia National Laboratory/ Ronald I.E., Bronowski D.R., Bosler G.E., Siebelist R., Priore J., Hansford C.H., Sullivan S. – SAND 96 1364 – Mar. 1997. – 29 p .

10. Пыткин Ю.Н., Андрушечко С.А., Васильев Б.Ю., Голощапов С.Н. Внедрение на Кольской АЭС прибора для измерения глубины выгорания отработавших тепловыделяющих сборок/Тр. Рос .

Междунар. конф. по учету, контролю и физ. защите ядерн. материалов, (Обнинск, 9 14 марта, 1997 г.). – С.637–645 .

11. Determination of Curie Content and 134/137Cesium Ratios by Gamma Spectroscopy of High Burnup Plutonium Aluminum Fuel Assemblies: Report/ Pacific Northwest National Laboratory/ D.L .

Haggard, J.E. Tanner– PNNL 11609 – Jun. 1997. – 39 p .

12. VVER 1000 SFAT – specification of an industrial prototype/ A. Tiitta, A.M. Dvoyeglazov, S.M .

Iievlev, M. Tarvainen, M. Nikkinen – STUK YTO TR 161. – Helsinki 2000. – 41 p .

13. Маслов О.В., Максимов М.В., Олейник С. Г. Обоснование радиационных методов контроля со стояния ядерного топлива в реальном времени при проведении перегрузки/Тp. Одес. политехн .

ун та. – 2000. – Вып. 3 (12). – С. 50–55 .

14. Маслов О.В., Олейник С.Г. Автоматизированная система контроля распределения продуктов деления в ТВС ВВЭР 1000 при проведении перегрузки ядерного топлива/Вторая рос. междунар .

конф. “Учет, контроль и физ. защита ядерн. материалов” (Обнинск, 22 26 мая, 2000 г.). – С.3 70 – 3 88 .

15. Билей Д.В., Маслов О.В. Анализ возможности использования CdTe детекторов для создания систем контроля состояния ядерного топлива на АЭС//Автоматика. Автоматизация. Электро техн. комплексы и системы. – 1998. – №1(4) – С.141–148 .

16. Галченков О.Н., Маслов О.В, Олейник С.Г. Сравнение двух способов построения спектров в цифровом гамма спектрометре// Ядерная и радиационная безопасность – 2000. – Т. 3. – Вып. 3 .

– С.61 – 63 .

17. Маслов О.В., Олейник С.Г., Кальнев Л.Л., Савельев С.А.Определение глубины выгорания ядер ного топлива в реальном времени при проведении перегрузки//Автоматика. Автоматизация .

Электротехн. комплексы и системы. – 2000. – №1(6) – С.141–148 .

18. Маслов О.В., Олейник С.Г., Кальнев Л.Л., Савельев С.А. Измерение спектров собственного гамма излучения ядерного топлива при проведении перегрузки/ IV Междунар. совещание “Про блемы прикладной спектрометрии и радиометрии. ППСР 2000” (Одесса, 6 8 июня 2000 г.). – С .

38 .

19. Олейник С.Г., Болтенков В.А. Имитационное моделирование системы определения глубины выгорания облученного ядерного топлива//Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2002 – №.1 – С.39 – 52 .

20. Маслов О.В., Максимов М.В., Савельев С.А., Билей Д.В. Автоматизированная система проведе ния контроля состояния ядерного топлива при проведении перегрузки в режиме реального вре мени/Праці П’ятої Укр. Конф ції з автоматичного управління “Автоматика 98” (Київ – 13 16 травня 1998 р.). – Ч. IV. – Київ: НТТУ “КПІ” – С. 197 203 .

'$ Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004

21. Олейник С.Г., Максимов М.В., Маслов О.В. Методика определения выгорания отработавшего ядерного топлива в процессе перегрузки//Атомная энергия. – 2002. – Т. 92. – Вып. 4 – С. 268 – 272 .

22. Soltys I., Yacout A. M., McKnigh R. D. Application of Сontrol Сharts and Isotope Correlations to Spent Fuel Measurements at FCF / 40th Annual Meeting of the Institute of Nuclear Material Management. July 25 29, 1999, Phoenix. – 7 p .

23. Rinard P. Shuffler Instruments for the Nondestructive Assay of Fissile materials .

LA– 2105 – 76 p .

24. Peak Fitting Applied to Low Resolution Enrichment Measurements. / Bracken D.S., McKown T., Sprinkle J.K., Jr., Gunnink R., eds./ 40th Annual Meeting of the Institute of Nuclear Material Management. July 26 30, 1998, Naples. – 7 p .

25. Use CdZnTe Detectors in Hand Held and Portable Isotope Identifiers to Detect Illicit Trafficking of Nuclear Material and Radioactive Sources /Artl R., Brutscher J., Gunnik R., Ivanov V., eds.// 2000 IEEE Nuclear Science Symposium Conf. Record – Lyon, France. – 15–20 Oct. 2000. – Р. 4 18 – 4 24 .

26. Arlt R., Ivanov V., Parnham K. Advantages and Use of CdZnTe Detectors in Safeguards Measurements//Вторая рос. междунар. конф. “Учет, контроль и физ. защита ядерн. материалов” (Обнинск – 22 26 мая, 2000 г.). – С.3 45 – 3 57 .

–  –  –

'%

ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ И РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ

УКД 621.039.73

НЕКОТОРЫЕ ОСОБЕННОСТИ

СЖИГАНИЯ КЮРИЕВОЙ ФРАКЦИИ

МЛАДШИХ АКТИНИДОВ

В НЕЙТРОННОМ ПОЛЕ

А.Е. Синцов, В.А. Апсэ, А.Н. Шмелев Московский инженерно физический институт (государственный университет), г. Москва Рассматриваются некоторые нейтронно физические особенности сжига ния кюриевой фракции младших актинидов (МА) в нейтронном поле ядер ных реакторов. Показано, что систему, содержащую смесь изотопов кю рия, можно сделать критической, и ее размножающие свойства будут зна чительно лучше, чем на урановом оксидном (UOX) топливе. Приводятся результаты численного моделирования сжигания кюриевого оксидного (Cm2O3) топлива в различных спектрах нейтронов. Используются две рас четные модели: ячейка ВВЭР и микротвэльная ячейка ВТГР. Показано, что за один цикл облучения можно достичь достаточно глубокого выгорания .

Рассмотрены особенности обращения с топливом на основе смеси изото пов кюрия (Cm2O3 топливо), связанные с интенсивным тепловыделением и накоплением гелия в результате распадов .

ВВЕДЕНИЕ Известно, что развитие крупномасштабной ядерной энергетики приведет к уве личению накопления РАО, в том числе и МА (смесь изотопов нептуния, америция и кюрия). В настоящее время активно изучаются различные способы сжигания МА в ядерных установках [1]. Предлагаются две основные стратегии: совместное сжига ние плутония и МА или сжигание этих материалов по отдельности. Для реализации каждой из этих стратегий рассматриваются как ядерные, так и электроядерные уста новки с различным спектром нейтронов [1 4]. Между тем известно, что совместное облучение нептуния и америция с ядерным топливом, например, в легководном ре акторе, повышает защищенность ядерных материалов от распространения [5]. Поэто му, если нептуний и америций можно будет утилизировать в энергетических легко водных реакторах для защиты топлива от несанкционированного распространения, то специального обращения (сжигания) потребует только кюриевая фракция МА .

В данной работе анализируется возможность сжигания кюриевой фракции МА в качестве основной компоненты ядерного топлива, а также проводится сравнение размножающих свойств Cm2O3 топлива и традиционного UOX топлива .

ХАРАКТЕРИСТИКИ КЮРИЕВОЙ ФРАКЦИИ МА

Известно, что при облучении UOX топлива накопление кюриевой фракции от носительно невелико. Однако, если рассмотреть цепочку изотопных переходов, при А.Е. Синцов, В.А. Апсэ, А.Н. Шмелев, 2004 '& Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004

–  –  –

–  –  –

Некоторые характеристики кюриевой фракции МА приведены в табл. 1. В облу ченном топливе кюриевая фракция представлена пятью активными изотопами с периодами полураспада от сотен суток до тысяч лет. Видно, что изотопы 242Cm и 244Cm характеризуются высоким удельным тепловыделением распада. Тепловыделение этих изотопов значительно выше, чем тепловыделение 232U и 238Pu (710 Вт/кг и 570 Вт/кг соответственно). Изотопы кюрия являются также интенсивными источни ками нейтронов спонтанного деления. Так, выход нейтронов при спонтанном деле нии 242Cm и 244Cm составляет 2,31010 и 1,11010 н/скг [6] соответственно, что зна чительно больше, чем при спонтанном делении 240Pu (0,99106 н/скг). Можно также сделать вывод о том, что после 3 5 лет выдержки кюриевая фракция будет состоять, ''

ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ И РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ

–  –  –

–  –  –

Здесь fast – сечение, усредненное по спектру деления; R – резонансный интеграл при бесконечном разбавлении; th – сечение при Е=0,0253 эВ; число вторичных нейтронов; выход запаздывающих нейтронов на 100 делений в основном, из трех изотопов – 244Cm, 245Cm и 246Cm, причем на долю 244Cm будет при ходиться более 90% .

Учитывая, что 244Cm характеризуется высоким удельным тепловыделением, обра щение с этой фракцией представляется нелегкой задачей. Интенсивный распад изотопов кюрия влечет за собой три эффекта: высокое тепловыделение, накопление гелия, который занимает значительно больший объем, чем кюрий, и накопление изо топов плутония. Поэтому при долговременном хранении кюриевой фракции МА не обходимо будет решать еще и вопрос об утилизации накапливающегося плутония .

Для выбора условий сжигания кюрия в ядерной установке проанализируем нейт ронно физические свойства изотопов 244Cm, 245Cm и 246Cm (табл. 2). По нейтронно физическим свойствам изотопы 244Cm и 246Cm можно отнести к воспроизводящим изотопам (как, например, 238U), а 245Cm – к делящимся, причем его размножающие свойства значительно лучше, чем у делящихся изотопов урана и плутония .

Нейтронно физические свойства изотопов 244Cm и 245Cm выгодно отличаются от свойств изотопов 238U и 235U. Например, зависимости сечения захвата от энергии нейтронов для 238U и 244Cm имеют похожий характер (рис. 2а) за исключением теп ловой области, где сечение захвата 244Cm значительно больше, чем у 238U. Напротив, зависимости сечения деления 235U и 245Cm сильно различаются (рис. 2б) как в теп ловой, так и в резонансной областях. В тепловой области сечение деления 245Cm зна чительно больше, чем у 235U. Также различаются зависимости отношения сечений захвата и деления (=c/f) для 235U и 245Cm от энергии (рис. 2в). Доля паразитного захвата нейтронов на 245Cm меньше, чем на 235U. Таким образом, смесь изотопов кю рия нетрудно сделать критической [9], однако недостатком такой смеси будет низ кий выход запаздывающих нейтронов (табл. 2) .

Из приведенных данных можно сделать вывод о том, что для реализации хране ния или выжигания кюрия необходимо использовать технологию, которая позволи ла бы сильно разбавить материал для надежного теплоотвода и обеспечивала бы удержание значительных количеств гелия и газообразных продуктов деления (ПД) .

Также заметим, что в случае сжигания кюрия в нейтронном поле необходимо будет стремиться к возможно быстрому снижению содержания 244Cm, что позволило бы сни зить накопление гелия за счет канала распада .

Для выжигания кюрия может быть использована микротвэльная технология, раз работанная для высокотемпературных газо охлаждаемых реакторов (ВТГР) [12]. Твэл представляет собой графитовую матрицу, в которой распределены топливные мик  Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004

–  –  –

1,6 0,014 1,4 0,018 1,2 1,0 0,022

–  –  –

ния зависимостей K от водо уранового отношения имеет некоторые отличия. Напри мер, максимальные значения K достигаются при различных водо урановых отноше ниях. Видимо, это можно объяснить зависимостью от энергии сечений захвата изо топов кюрия и урана (рис. 2) .

Известно, что эффект Доплера является основным физическим механизмом для обеспечения внутренней безопасности реактора. Оценивалось влияние температуры топлива на реактивность ячейки с Cm2O3 и UOX топливом. Зависимости реактивнос ти от водо уранового отношения при увеличении температуры топлива на 500oC пред ставлены на рис.4. Заметим, что здесь рассматривался суммарный эффект Доплера на сырьевом и делящемся изотопах. Видно, что повышение температуры низкообо гащенного Cm2O3 топлива приводит к уменьшению реактивности, так же, как для низ кообогащенного UOX топлива. Причем для Cm2O3 топлива Доплер эффект сильнее, чем для UOX топлива во всем диапазоне водо уранового отношения. Это объясняет ся тем, что в резонансной области сечения захвата на 244Cm больше, чем у 238U .

ЗАВИСИМОСТЬ K ОТ ВЫГОРАНИЯ CM2O3 И UOX ТОПЛИВА

В ЯЧЕЙКЕ ВВЭР

Для моделирования выгорания топлива использовалась рассмотренная выше мо дель ячейки ВВЭР с радиусом 0,66 см, что соответствует Vвода/Vтоплива=1,89. Измене ние спектра нейтронов в ячейке достигалось переходом с легкой воды на тяжелую .

Удельная энергонапряженность принималась равной 110 кВт/л .

Зависимости K от выгорания топлива представлены на рис. 5а. Видно, что зави симости 1 и 2 (замедлитель H2O, Cm2O3 и UOX топливо) так же, как и зависимости 3 и 4 (теплоноситель D2O, Cm2O3 и UOX топливо) от выгорания имеют сходный харак тер, хотя размножающие свойства ячеек существенно отличаются. Зависимости со держания «делящейся» фракции от выгорания приводятся на рис. 5б. Под «делящей ся» фракцией понимается: для Cm2O3 топлива – 245Cm и 241Pu, для UOX топлива – 235U, 239Pu и 241Pu. В ячейке с Cm O топливом и D O замедлителем воспроизводство «де лящейся» фракции больше, чем для варианта с H2O замедлителем .

Из полученных результатов можно сделать вывод о том, что в рассмотренном ди апазоне выгораний размножающие свойства Cm2O3 топлива остаются существенно лучше, чем свойства UOX топлива. Однако рассмотренная ячейка ВВЭР малоэффек тивна для сжигания кюрия (из за низкой удельной энергонапряженности топлива кюрий выгорает медленно, и значительное количество 244Cm успевает распасться) .

чении UOX топлива (рис. 8). Видно, что при выгорании 9.5% т.а. накоп ление газообразных продуктов 0,0 различается почти в два раза. 10 20 30 40 Уменьшая время облучения, Выгорание, % Н.М .

можно, конечно, снизить накопле Рис.6. Зависимости Kinf и содержания «делящейся» фракции ние гелия (т.к. гелий образуется в от выгорания для микротвэльной ячейки (cодержание результате распада 244Cm). Однако «делящейся» фракции определяется как отношение суммы концентраций делящихся изотопов при выгорании к сумме этого же можно добиться и за счет первоначально загруженных делящихся изотопов) повышения энергонапряженности топлива. Зависимости накопления гелия для разных уровней энергонапряженности представлены на рис. 9. Видно, что трехкратное увеличение энергонапряженности приводит к уменьшению накопления гелия в 2,5 раза .

ЗАКЛЮЧЕНИЕ Из проведенных расчетных исследований выжигания кюриевой фракции МА в нейтронном поле можно сделать следующие выводы .

" Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004

–  –  –

#

ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ И РАДИОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ

Литература

1. Salvatores M. Transmutation: Issues and Perspectives After a Decade of Revival//Progress in Nuclear Energy. – V. 40. – № 3 4. – Р. 375 402 .

2. Iwasaki T. A Study on Transmutation of Minor Actinides in a Thermal Neutron Field of the Advanced Neutron Source//Progress in Nuclear Energy. – V. 40. – № 3 4. – Р. 481 488 .

3. Бергельсон Б.Р., Герасимов А.С. и др. Сценарии трансмутации долгоживущих радионукли дов//Атомная энергия. – 2002. – Т. 93. – Вып. 4. – С. 271 278 .

4. De Saint Jean C., Tommasi J. et al. Americium and Curium Heterogeneous Transmutation in Moderated S/A in the Framework of CNE Scenarious Studies/Proc. of the International Conf. on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems, «GLOBAL 2001», Paris, France, September 9 13, 2001 .

5. Апсэ В.А., Синцов А.Е., Шмелев А.Н. и др. Радиоактивные отходы: пути обезвреживания//Ин женерная физика. – 2001. – № 3. – С. 32 41 .

6. Физические величины. Справочник/Под ред. И.С. Григорьева, Е.З. Мейлихова. – М.: Энерго атомиздат, 1991 .

7. SCALE: A Modular Code System for Performing Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation. NUREG/CR 0200, ORNL/NUREG/CSD 2/R5, Oak Ridge, January 1997 .

8. Benedict М., Pigford Т.Н., Levi Н.W. Nuclear Chemical Engineering. Second Edition. – McGraw Hill, 1981. – Р. 369 370 .

9. Синцов А.Е. О возможности получения глубокого выгорания кюриевого топлива в подкрити ческих установках/Материалы XII семинара «Физические проблемы эффективного и безопас ного использования ядерных материалов» (Москва, 2 6 сентября 2002 г.)ю – С. 30 32 .

10. JEF PC – A personal computer program for displaying nuclear data from the Joint Evaluated File library. User manual, version 2.0. – NEA/OECD, 1997 .

11. Shibata К. et al. Curves and Tables of Neutron Cross Sections in JENDL 3.2, JAERI Data/Code, 97 003, Part II, 1997 .

12. Черников А.С., Пермяков Л.Н. и др. Твэлы на основе сферических топливных частиц с защит ным покрытием для реакторов повышенной безопасности//Атомная энергия. – 1999. – Т. 87. – Вып. 6. – С. 451 462 .

13. Черников А.С. Топливо и твэлы ВТГР//Атомная энергия. – 1988. – Т. 65. – Вып. 1. – С. 32 38 .

14. Справочник по ядерной энерготехнологии/Пер. с англ./Под ред. В.А. Легасова. – М.: Энер гоатомиздат, 1989. – С. 415 .

–  –  –

$ Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004 УДК 621.039.54

ВНЕШНЯЯ ЗАДАЧА ПРИМЕНИТЕЛЬНО

К МЕТОДИКЕ ТОЧЕЧНОГО

ИСТОЧНИКА ТЕПЛА ДЛЯ РЕШЕНИЯ

СОПРЯЖЕННОЙ ЗАДАЧИ

ТЕПЛООБМЕНА В СБОРКАХ

СТЕРЖНЕВЫХ ТВЭЛОВ

В.С. Гольба, А.С. Шелегов Обнинский государственный технический университет атомной энергетики, г. Обнинск Получены частные решения уравнения энергии (отклики температур) для теплоносителя численным образом. Отклики температур используются при решении сопряженной задачи теплообмена в сборках стержневых твэлов. Проведено качественное сравнение расчетных откликов темпе ратур с откликами температур, полученными экспериментально для эк вивалентного кольцевого канала. Численное решение внешней задачи позволяет не проводить дорогостоящих экспериментов .

ВВЕДЕНИЕ Создание ядерных реакторов повышенной безопасности, таких как проект БРЕСТ ОД 300, является одной из приоритетных задач развития атомной энергетики. Для теплогидравлического и нейтронно физического обоснования активной зоны этого реактора необходим комплексный подход, предполагающий проведение эксперимен тальных исследований и расчетов, с использованием новейших компьютерных тех нологий и расчетных кодов. Только расчетно экспериментальная база позволяет де тально изучить все процессы, которые будут протекать в ядерном реакторе. Если ней тронно физические характеристики реактора БРЕСТ изучены довольно хорошо, то теплогидравлика этого реактора исследована еще не в полном объеме. Проведенные экспериментальные исследования [1 3] показали необходимость дальнейшего про ведения работ по изучению теплогидравлики. Данные этих экспериментов исполь зуются для верификации расчетных кодов, основанных на различных методиках рас чета. В качестве примера можно отметить следующие расчетные коды: ТЕМП, ТИГР БРС и CONTACT, который предполагал проведение экспериментов по определению откликов температур внешней задачи (для теплоносителя). В данной статье пойдет речь о методике [4], использующей модифицированный принцип суперпозиции тем ператур, на основе которой был разработан расчетный код CONTACT М, который по зволяет рассчитывать поля температур и тепловых потоков в сборке стержневых твэ лов быстрых реакторов в сопряженной постановке задачи (твэл теплоноситель) без проведения экспериментов .

В.С. Гольба, А.С. Шелегов, 2004 %

ТЕПЛОФИЗИКА И ТЕПЛОГИДРАВЛИКА

–  –  –

& Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004 Рис. 1. Квадратная упаковка твэлов: S шаг решетки твэлов, d наружный диаметр твэла, линии максимальных скоростей

–  –  –

Рис.2. Постановка граничных условий внешней задачи '

ТЕПЛОФИЗИКА И ТЕПЛОГИДРАВЛИКА

–  –  –

щадкой [i, j] от действия локального источника q[ext, ] с площадки [,]. t q вклад v от тепловыделений в теплоносителе .

РЕЗУЛЬТАТЫ РАСЧЕТА

Из совместного решения уравнений неразрывности и количества движения были получены пространственные распределения полей скоростей в сборке стержневых твэлов. На рис. 3 и 4 показаны распределение осевой составляющей скорости Wz по сечению расчетной ячейки и графики распределения этой составляющей в широком и узком зазорах ячейки .

По найденному пространственному профилю скорости для данного расчетного уча стка численным образом определялись частные решения уравнения энергии для теп лоносителя или отклики температур. На рис. 5 и 6 приведены типичные отклики тем ператур для источника, расположенного в «широком» зазоре ячейки сборки имита торов твэлов [3], имеющей квадратную решетку с относительным шагом s/d=1,46 .

Угловая координата =0 соответствует оси источника .

Полученные отклики хорошо коррелируют с экспериментальными данными, при веденными в [7]. Однако проведение таких экспериментов весьма трудоемкое и до рогостоящее занятие, поэтому авторы полагают, что разработанная методика числен ного нахождения откликов температур внешней задачи может являться существен

–  –  –



ТЕПЛОФИЗИКА И ТЕПЛОГИДРАВЛИКА

–  –  –

ным дополнением к ряду существующих методик решения сопряженных задач теп лообмена. На рис. 7 приведен отклик температуры внешней задачи, полученный эк спериментально для треугольной упаковки твэлов .

Литература

1. Орлов В.В., Леонов В.Н., Сила Новицкий А.Г. и др. Конструкция реактора БРЕСТ. Эксперимен тальные работы для обоснования концепции реактора БРЕСТ. Результаты и планы/Междуна родный семинар «Быстрый реактор и топливный цикл естественной безопасности для крупно масштабной энергетики. Топливный баланс, экономика, безопасность, отходы, нераспростра нение». М.: Минатом, 2000 (доклад № 13) .

2. Ефанов А.Д., Жуков А.В., Кузина Ю.А. и др. Экспериментальное и расчетное изучение вопро сов теплогидравлики активной зоны быстрых реакторов типа БРЕСТ (свинцовое охлаждение) /Международный семинар «Быстрый реактор и топливный цикл естественной безопасности для крупномасштабной энергетики. Топливный баланс, экономика, безопасность, отходы, не распространение». М.; Минатом, 2000 (доклад № 14) .

3. Жуков А.В., Кузина Ю.А., Сорокин А.П. и др. Экспериментальное изучение на моделях тепло обмена в активной зоне реактора БРЕСТ ОД 300 со свинцовым охлаждением//Теплоэнергети ка. – 2002. № 3. С. 2 10 .

4. Шелегов А.С., Гольба В.С., Орлов Ю.И. Расчет полей температур и скоростей в сборках твэлов, охлаждаемых жидкометаллическим теплоносителем и имеющих квадратную решетку, с ис пользованием модифицированного принципа суперпозиции температур//Теплоэнергети ка. 2003. № 7 .

5. Гольба В.С., Иваненко И.Ю., Шелегов А.С. Современный подход к решению сопряженной зада чи теплообмена для сборки твэлов, охлаждаемой жидкометаллическим теплоносителем, с ис пользованием модифицированного метода суперпозиции температур//Тезисы докладов VII й Международной конф. «Безопасность АЭС и подготовка кадров» (Обнинск, 8 11 октября 2001 г.) Обнинск: ИАТЭ, 1998. С. 35 .

6. Golba V.S., Ivanenko I.J. and Zinina G.A. Solution of the Conjugated Heat Transfer Problem for the Fuel Elements Assemblies//Proc. Fourth International Seminar on Subchannel Analysis, Tokyo, September 25 26, 1997 .

7. Golba V.S., Belozerov V.I., Ivanenko I.J. et al. Calculation and experimental research of the temperatures in the ring channel and the tube bundle with local heat source at the inside wall//Proc .

4th world conf. on experimental heat transfer, fluid dynamics and thermodynamics, 2 6 June 1997, Brussels .

–  –  –

 Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004 УДК 532.582

ВЫВОД И ОБОБЩЕНИЕ ФОРМФАКТОРОВ КВАЗИОДНОМЕРНЫХ

МОДЕЛЕЙ КОЭФФИЦИЕНТОВ

ПРИСТЕННОГО ТРЕНИЯ,

ТЕПЛО- И МАССООБМЕНА

НЕОДНОРОДНЫХ ПОТОКОВ .

КАНАЛЫ КОЛЬЦЕВОЙ ГЕОМЕТРИИ*

Ю.Н. Корниенко ГНЦ РФ Физико энергетический институт им. А.И. Лейпунского, г. Обнинск Предложенная в [1] методика построения обобщенных замыкающих со отношений на основе форм факторов для пристенного трения, тепло и массообмена распространена на описание неоднородного потока тепло носителя в каналах кольцевой геометрии. Приведена обобщенная зави симость, связывающая величины коэффициентов трения, тепло и массо обмена на каждой из стенок с их общим для канала значением. Получен общий вид выражений для форм факторов, который обобщает лайон по добные интегральные соотношения для коэффициентов трения и массо обмена не только в отношении распределенности теплофизических (т/ф) свойств и обобщенных массовых сил, но также и геометрии кана ла .

ВВЕДЕНИЕ В большинстве практических случаев течения одно и двухфазных потоков в эле ментах оборудования ЯЭУ, их геометрия и граничные условия могут в значительной степени отличаться от условий, типичных для круглой трубы. Так весьма распростра ненными являются каналы кольцевой формы, поэтому разработка для них наиболее полной и универсальной формы замыкающих соотношений коэффициентов пристен ного трения, тепло и массообмена неоднородных потоков теплоносителей с отра жением в их интегральных соотношениях основных механизмов, управляющих рас пределением переменных и плотностей потока субстанций, представляет собой ак туальную для теории и важную для практики задачу .

Настоящая работа развивает предложенный ранее [1, 2] обобщенный подход по строения интегральных аналитических замыкающих соотношений для коэффициен тов пристенного трения тепло и массообмена течений в осесимметричных каналах кольцевой геометрии. Основная идея предлагаемого подхода заключается в предпо ложениях о допустимости: 1) применения метода разделения переменных и 2) су *Работа выполнена при финансовой поддержке Российского фонда фундаментальных исследований (код проекта 03 01 96338) .

Ю.Н. Корниенко, 2004 !

ТЕПЛОФИЗИКА И ТЕПЛОГИДРАВЛИКА

–  –  –

отсутствует для плотности теплового потока и потока массы, полученных с использованием a+/Z .

'

ТЕПЛОФИЗИКА И ТЕПЛОГИДРАВЛИКА

фектов включая массовую скорость awa f(Y), а также ea 0 и/или Kea 0 при водит к обычному линейному распределению плотности потока субстанции: вязких напряжений, плотности потока тепла и массы [5] по каждой из зон кольца. И наобо рот, в случае заметного их влияния зависимость (15) обеспечивает поправку к ли нейному распределению тем большую, чем выше значения соответствующей компо ненты и форм фактора .

2. ОПРЕДЕЛЕНИЯ И ФИЗИЧЕСКИЙ СМЫСЛ ФОРМ ФАКТОРОВ

В КОЛЬЦЕВЫХ ЗОНАХ

Подобно круглой трубе [1], компоненты ea и форм факторы Kea управляют по ведением плотности потока субстанции при течении в кольцевом канале (см. (15)) .

Они ответственны за эффекты распределенных в поле течения переменных и источ ников/стоков субстанций и приведены в табл. 2 для кольцевой зоны (а). При этом, если компонента ea отражает нормированный относительно «шкалы трения» мас штаб данного явления е, то форм фактор Kea представляет собой меру отличия ло кальной переменной от ее средне интегрального значения, отнесенную к величине этой компоненты в кольцевой зоне (а) .

Осредненные компоненты ea и форм факторы Kea обобщенного уравнения пе реноса субстанции, приведенные в табл. 2, обращаются в соответствующие компо ненты и форм факторы для уравнений количества движения, тепла и конвективной диффузии, описывающие влияние формы профиля переменных (= w, v, h или T и с), а также источников/стоков субстанций. При этом компоненты ea можно охаракте ризовать как обобщенные субстанциональные массовые силы, в частности, связан ные с источниками (е=1) или с процессами аксиального (е=2) и радиального (е=3) ускорений, а также нестационарностью (е=4). Они представляют собой обобщение чисел Грасгофа для этих процессов, что нетрудно проверить непосредственной под становкой соответствующих переменных в каждый из рассматриваемых законов со хранения .

Таким образом, введение форм факторов Kea, по своему физическому и матема тическому смыслу отражающих влияние распределенных в поперечном сечении коль цевого канала обобщенных субстанциональных массовых сил на распределение плот ности потока субстанции, приводит к возможности его значительных отклонений от характерной (в простейшем случае линейной) зависимости. В количественном отно шении форм факторы отражают меру влияния радиально распределенных эффектов обобщенных массовых сил в квазиодномерной модели кольцевого канала .

3. АНАЛИТИЧЕСКИЕ ЗАВИСИМОСТИ ДЛЯ КОЭФФИЦИЕНТОВ ТРЕНИЯ,

ТЕПЛО И МАССООБМЕНА ПО ЗОНАМ КОЛЬЦЕВОГО КАНАЛА

При допущении неизменности аксиального градиента давления в поперечном се чении зоны (а) кольцевого канала из уравнения для коэффициента трения (см. табл.1, строка 9, колонка 2) и уравнения (15) после интегрирования по частям получим сле дующую обобщенную зависимость для коэффициента трения:

( ) ~ ~ ~ Y 1 m 2 a a m 2 a 1 m 2 ewa ewa 1 m 2 Y =Rea 1 K ~~ dY, (18) ( ) a ~ ~ a 0 a Ta a e a a где интегральные компоненты и форм факторы идентичны соотношениям (1) (8) табл.2 при замене на w и Iv на g;

–  –  –

где интегралы eha и Keha идентичны (1) (8) табл. 2 при замене переменной на h и Iv на qv;

( ) q (1 m 2 Y )dY .

Ya 1 ~ ~ ~ ~ ~ = qva 1 m 2qaYa dY qv (21) va qa a Ya Зависимость для коэффициента массообмена StNa функционально идентична урав ~ нению (20), отличаясь лишь коэффициентом =1 и индексом N вместо q .

Сопоставление полученных уравнений (18) и (20) с имеющимися в литературе [3 5] позволяет утверждать, что они являются обобщением интегральных соотношений Лайона [4], Новикова Воскресенского [3], Петухова Попова [5] для описания тепло обмена однофазных потоков в плоских и круглых каналах, а также обобщением за мыкающих соотношений по трению и тепло и массообмену [1,2,7] для течений нео днородных потоков в кольцевых каналах .

Как и для течений в каналах простой геометрии [1], полученные аналитические выражения представляют собой нелинейные интегродифференциальные уравнения, для замыкания которых необходимы соответствующие модельные представления для включенных в рассмотрение физических явлений. Требуются как модели турбулент ного переноса субстанций в одно и двухфазных неравновесных потоках, так и мо дели их радиального и аксиального переносов, представленные в табл. 2; необходи ма также разработка соответствующих численных методов решения. Однако при ряде дополнительных упрощений и допущений, устраняющих нелинейности, возможно получение квадратурных решений [12], сохраняющих обобщающие и эвристические свойства полученных выше интегральных форм .

ЗАКЛЮЧЕНИЕ В работе представлено развитие методики [1] построения обобщенных лайон подобных интегральных замыкающих соотношений на основе форм факторов для коэффициентов пристенного трения, тепло и массообмена для течений неоднород ного потока теплоносителя в каналах кольцевой геометрии, показаны их предельные переходы к плоской щели и круглой трубе. Форм факторы Kea по своему физичес кому и математическому смыслу отражают влияние распределенных в поперечном сечении кольцевого канала обобщенных субстанциональных массовых сил на пове дение плотности потока субстанции, приводя к возможности ее значительных откло нений от характерной (в простейшем случае линейной зависимости) .

Получено обобщенное гармоническое соотношение, связывающее величины ко эффициентов трения, тепло и массообмена на каждой из стенок с их общим для кольцевого канала значением. Приведено обобщенное уравнение для линии экстре мальных значений вязкого напряжения, плотности теплового (массового) потока, или же профиля скорости, энтальпии (концентрации) в кольцевом канале .



ТЕПЛОФИЗИКА И ТЕПЛОГИДРАВЛИКА

Предложенный квазиодномерный метод представляет собой основу для наиболее полного, теоретически последовательного и строгого учета пространственной неодно родности рассматриваемых эффектов при разработке и обосновании новых полуэм пирических замыкающих соотношений термогидравлики в каналах кольцевой геомет рии .

Литература

1. Корниенко Ю.Н. Вывод и обобщение форм факторов квазиодномерных моделей коэффици ентов пристенного трения, тепло и массообмена неоднородных потоков. Каналы круглой и щелевой геометрии. // Известия вузов. Ядерная Энергетика. – 2003. № 3. – С. 105 115 .

2. Kornienko Y.N. Generalized integral forms for friction, heat and mass transfer coefficients//Int. J .

Heat Mass Transfer. 1995. V. 38. №16. Р. 3103 3108 .

3. Новиков И.И., Воскресенский К.Д. Прикладная термодинамика и теплопередача. М.: Атомиз дат, 1977 .

4. Lyon R.N. Liquid metal heat transfer coefficients//Chemical Engin ng Progr. – 1951. V. 47. –№

2. Р. 87 97 .

5. Петухов Б.С. Избранные труды. Вопросы теплообмена. М.: Наука, 1987 .

6. Щукин В.К. Теплообмен и гидродинамика внутренних потоков в полях массовых сил. М.:

Машиностроение, 1980 .

7. Kornienko Y. On Development of Analytical Closure Relationships for Local Wall Friction, Heat and Mass Transfer Coefficients for Sub Channel Codes // International Atomic Energy Agency. TECDOC

1157. LMFR сore thermohydraulics: Status and prospects. – Vienna. – Austria. – 2000. P.347 363 .

8. Рейнольдс А. Дж. Турбулентные течения в инженерных приложениях. М.: Энергия, 1979 .

9. Maubach K. Rough annulus pressure drop interpretation of experiments and recalculation for square ribs//Int. J. Heat Mass Transfer. – 1972. V. 15/ P. 2489 2498 .

10. Боришанский В.М., Кутателадзе С.С., Новиков И.И., Федынский О.С. Жидкометаллические теплоносители. М.: Атомиздат, 1976 .

11. Jones J.C., Leung J.C.M. An improvement in the calculation of turbulent friction in smooth concentric annuli//J. of Fluids Engineering. – 1981. V. 103. № 4. Р. 159 168 .

12. Kornienko Yu., Ninokata H. Development of generalized integral forms of local and sub channel wall friction, heat and mass transfer coefficients in single and two phase flows. Preprint IPPE 2791 .

Obninsk, 2000 .

–  –  –

 Известия вузов • Ядерная энергетика • №1 • 2004

ABSTRACTS OF THE PAPERS

УДК 621.039.524.46 Industrial Heavy Water Reactor Technology Creation Experience and Development Prospects\V.V. Petrunin;

Editorial board of journal “Izvestia vissikh uchebnikh zavedeniy. Yadernaya energetica” (Communications of Higher School. Nuclear Power Engineering). – Obninsk, 2004. – 14 pages, 4 illustrations, 5 tables. – References, 7 titles .

The development of heavy water reactor technology is presented in the report. The distinctive features of industrial heavy water reactors and the introduction stages of radioactive isotopes fabrication at L 2 reactor are given. The concept of new heavy water industrial reactor is presented .

New HWR creation economic efficiency is analysed. Multiversion calculation of HWR economics was performed by Ail Russian method using the certified TEO INVEST code, developed by Russian Acad emy of Science Institute of Management Problems. Calculation results allowed making a conclusion that at the present level of world prices for isotope products the investment project of new HWR has high profitability and payback indices. The predicted increase of the world prices for isotope prod ucts caused by the demand rise allows additionally to improve project characteristics and to increase its stability to financial risks .

УДК 621.039.58 The Modern Approach to Methodology of Probabilistic Safety Analysis\Yu.V. Shvyryaev; Editorial board of journal “Izvestia vissikh uchebnikh zavedeniy. Yadernaya energetica” (Communications of Higher School .

Nuclear Power Engineering). – Obninsk, 2004. – 8 pages. – References, 11 titles .

The brief description of probabilistic safety analysis (PSA) methodology which is used in present time for the development of the safety decisions at the designing and operation nuclear power plants (NPP) with WWER reactors .

PSA methodology includes the common probabilistic model describing the arising of NPP acci dent states exceeding the setting value of limiting accident consequences, list of the probabilistic safety indicators (PSI), the definition of basic tasks, methods, approaches, data base and computer codes to define full population of accident states and to perform PSI quantification and the ap proach for complex qualitative and quantitave estimation of safety level based on PSA results .

УДК 621.317 Magnetic Inspection of Pipelines in Industrial Water Supply of NPPs\A.A. Abakumov, A.A. Abakumov (jun ior), E.A. Kasatov; Editorial board of journal “Izvestia vissikh uchebnikh zavedeniy. Yadernaya energetica” (Communications of Higher School. Nuclear Power Engineering). – Obninsk, 2004. – 7 pages, 8 illustra tions, 1 table. – References, 2 titles .

The physical principles of magnetic methods of inspection of pipelines is reviewed. The main notice is given to problems of magnetic introscopes construction. The construction, principle of operation and performances of magnetic introscopes for external inspection of pipelines in indus trial water supply of NPPs is depicted .

УДК 621.039.53 The analysis of temperature distribution in front of a shock wave in metals\A.I. Trofimov, M.A. Trofimov, V.V. Hudasko; Editorial board of journal “Izvestia vissikh uchebnikh zavedeniy. Yadernaya energetica” (Communications of Higher School. Nuclear Power Engineering). – Obninsk, 2004. – 7 pages, 4 illustra tions. – References, 9 titles .



Pages:   || 2 |



Похожие работы:

«Общество с ограниченной ответственностью "КРАФТ-АЙР" 420032, РТ, г. Казань, ул. Деловая 13 Тел./факс +7 (843) 253-62-05/206-02-10 ИНН/КПП 1658128298/165601001 www.kraftmarket24.ru ООО "КРАФТ-АЙР" является членом то...»

«SAA.45 SINGLE ACTION ARMY CO2 Revolver / cal. 4,5 mm (.177) BB LICENSED TRADEMARK OF NEW COLT HOLDING CORP. 5.8307 Antique finish 5.8308 Blued 5.8309 Nickel Pearl Operating instructions 3 10 Bedienungsanleitung 11 18 Mode demploi 19 26 Manual de instrucciones 27 34 12/14 © 2014 Инструкция по эксплуатации 43 50 Istr...»

«Порше Центр Тольятти • 445024 • Тольятти • Революционная, 82 ООО "Премьер-Спорт"Получатель: PC Togliatty/Samara (Premier Sport), Революционная, 82 445024 Тольятти 445024 Тольятти Телефон: +7-8482-502911 Ул Революционная 82 Телефакс: +7-8482-502911 Email: porsche@primjera.ru Интернет: www.porsche-togliatti...»

«"УТВЕРЖДАЮ" // ""_20 г. ТЕХНИЧЕСКОЕ ЗАДАНИЕ на закупку, предметом которой является выбор подрядной организации для выполнения работ по модернизации автоматического комплекса защиты системы бесперебойного питания (АЗК-СГЭ-2000) ООО "Газ...»

«Порше Центр Краснодар • 350015 • Краснодар • Новокузнечная, 34/1 ООО "Премиум Кар"Получатель: Новокузнечная, 34/1 350015 Краснодар Телефон: +7-861-255-30-30 Телефакс: +7-861-253-88-08 Email: info@porsche-krasnodar.ru Интернет: www.porsche-krasnodar.ru 12.10.2017 Уважаемый(ая) Благодарим Вас з...»

«Порше Центр Сочи • 354207 • Сочи • Батумское шоссе OOO Арт гараж Получатель: PC Sochi (ART GARAGE), Батумское шоссе 354207 Сочи 354207 Сочи Телефон: +7-861-255-3030 Батумское шоссе 99 Телефакс: +7-861-255-3030 Email: info@porsche-sochi.ru Интернет: www.porsche-sochi.ru 09.04.2016 Уважаемый(ая) Благодарим Вас за проявленный интерес к м...»

«Нормы пожарной безопасности НПБ 111-98* Автозаправочные станции. Требования пожарной безопасности (утв. приказом ГУГПС МВД РФ от 23 марта 1998 г. N 25) Car refueling stations. Fire safety requirements* Дата введения 1 мая 1998 г. Взамен НПБ 102-95 I. Общие положения 1*. Настоящие нормы устанавливают требования пожарной безопасности, п...»

«Порше Центр Тольятти • 445024 • Тольятти • Революционная, 82 ООО "Премьер-Спорт"Получатель: PC Togliatty/Samara (Premier Sport), Революционная, 82 445024 Тольятти 445024 Тольятти Телефон: +7-8482-502911 Ул Революционная 82 Телефакс: +7-8...»

«ВАЖНЫЕ УКАЗАНИЯ ПО ОБЕСПЕЧЕНИЮ БЕЗОПАСНОСТИ СОБЛЮДЕНИЕ УСЛОВИЙ ВАШЕЙ ЛИЧНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ И БЕЗОПАСНОСТИ ДРУГИХ ЛЮДЕЙ ЯВЛЯЕТСЯ КРАЙНЕ ВАЖНЫМ В данном руководстве и на самом приборе даются важн...»

«М. П е н ж и е в О КЯРИЗНОМ ОРОШЕНИИ И ОРОШЕНИИ ЛАГЫМАМИ В ТУРКМЕНСКОЙ ССР Туркмения принадлежит к числу тех стран Востока, в которых, к а к отмечал Ф. Энгельс, первым условием земледелия является искусственное орошение 1. Одна из разновидностей искусственного о р о ш е н и я — к я ризное 2. Оно было особенно...»

«Министерство науки и высшего образования Российской Федерации Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "СИБИРСКИЙ ФЕДЕРАЛЬНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ" ПРОГРАММА вступительного испытания для поступающих в аспирантуру по направлению 15.0...»

«УДК 620.22:67.02 В. В. Воропаев1, Г. Н. Горбацевич2, Г. Б. Юлдашева3 ( Гродненский государственный университет имени Янки Купалы, ОАО "Гродненский механический завод",3Ташкентский автомобильно-дорожный инстиут) О...»

«40 Горные машины Код МРНТИ 55.03.43 Л.А. Крупник, Б.С. Бейсенов, К.К. Елемесов, Е.Е. Сарыбаев Satbayev University (г. Алматы, Казахстан) ТИХОХОДНЫЙ ПРИВОД НА БАЗЕ ПНЕВМОБАЛЛОНОВ Маалада тау-кен металлургия саласында пайдаланылатын баяу жрісті жетектерді механизімін бірыайланан пневмобаллонды...»

«МИКРОВОЛНОВАЯ ПЕЧЬ С ГРИЛЕМ ГРИЛЬДI МИКРОТОЛЫНДЫ ПЕШ МIКРОХВИЛЬОВА ПIЧ З ГРИЛЕМ ИНСТРУКЦИЯ ДЛЯ ПОЛЬЗОВАТЕЛЯ ПАЙДАЛАНУШЫА АРНАЛАН НСАУЛЫ IНСТРУКЦЯ ДЛЯ КОРИСТУВАЧА ПРЕЖДЕ ЧЕМ ПОЛЬЗОВАТЬСЯ ВАШЕЙ ПЕЧЬЮ, ПОЖАЛУЙСТА, ВНИМАТЕЛЬНО ПРОЧТИТЕ ДАННОЕ РУКОВОДСТВО ПОЛЬЗОВАТЕЛЯ. ПЕШIIЗДI ПАЙДАЛАНАРДАН БРЫН ОСЫ ПАЙДАЛАНУШЫНЫ НСАУЛЫЫН МИЯТ...»

«С. Ю. Курносов, А. Л. Л арионов МОРСКОЙ МУЗЕЙ И МОДЕЛЬ-КАМЕРА В XIX ВЕКЕ Часть первая "МОРСКОЙ МУЗЕУМ" И ЕГО МОДЕЛЬ-КАМЕРА В 1825-1834 ГОДАХ За два десятилетия (1805-1825) своего существования "Музеум Государственного Адмиралтейского департамента"...»

«ВЗАИМОСВЯЗЬ ГЕОМЕТРИИ БАЗОВЫХ ЭЛЕМЕНТОВ СТЕНТОВОЙ КОНСТРУКЦИИ И ЕЕ ФУНКЦИЙ Овчаренко Е.А.1, Клышников К.Ю.1, Саврасов Г.В.2, Нуштаев Д.В.3, Глушкова Т.В.1 ФГБУ "НИИ Комплексных проблем сердечно сосудистых з...»

«Порше Центр Новосибирск • 630028 • Новосибирск • Большевистская улица, 283 OOO ПРЕМИУМ ПАРК Получатель: PC Novosibirsk (Premium Park), Большевистская улица, 283 630028 НОВОСИБИРСК 630028 Новосибирск Телефон: +7-383-3-190-911 УЛ БОЛЬШЕВИСТСКАЯ 283 Телефакс: +7-383-3-190-911 Email: info@porsche-novosibirsk.ru Интернет: www...»

«МИНИСТЕРСТВО ОБОРОНЫ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ М Е Т О Д И Ч Е С К И Е У К А ЗА Н И Я П О О П Р ЕД Е Л Е Н И Ю М О РО ЗО С Т О Й К О С Т И Б Е ТО Н А П О В Е РХ Н О С Т Н О Г О С Л О Я П О К Р Ы Т И Й А Э РО Д РО М О В У Т В Е РЖ Д Е Н Ы Первым заместителем начальника строительства и расквартирования войск 28 февраля 2000 г. Москва 2000 г. украшение кружевом РАЗРАБОТАНЫ 26 Центральным научно-исследовательским институтом...»

«НАУЧНЫЕ ВЕДОМОСТИ Серия Естественные науки. 2011. № 9 (104). Выпуск 15/1 УДК 582.931.4 (581.47 + 581.8) СРАВНИТЕЛЬНАЯ КАРПОЛОГИЯ COMORANTHUS И SCHREBERA (OLEACEAE) В настоящей статье представлены результаты изучения А.В. Филоненко1 структуры плодов и анатомии перикарпия представителей ро­ А.Н. Ефремов2 дов Comoranthus и Sc...»

«УТВЕРЖДАЮ СОГЛАСОВАНО Начальник Управления Директор Центра радиотехнического обеспечения сертификации типа оборудования полетов и авиационной электросвязи аэродромов (аэропортов), воздушных трасс Федерального агентства воздушного и оборудования центров УВД Филиала транспорта "НИИ Аэронавигации" ФГУП Г осНИИ Г А Э.А. В...»

«ЕВРАЗИЙСКИЙ СОВЕТ ПО СТАНДАРТИЗАЦИИ, МЕТРОЛОГИИ И СЕРТИФИКАЦИИ (ЕАСС) EURO-ASIAN COUNCIL FOR STANDARDIZATION, METROLOGY AND CERTIFICATION (EASC) ГОСТ МЕЖГОСУДАРСТВЕННЫЙ 28089— СТАНД АРТ КОНСТРУКЦИИ СТРОИТЕЛЬНЫЕ СТЕНОВЫЕ Методы определения прочнос...»

«Проект ОВОС ТОО "Строй Экс Проект" Проект разработан ТОО "СтройЭксПроект" Гослицензия КЭРКиГИНК Министерство энергетики РК № 01724Р от "9" января 2015 г . Адрес: г. Павлодар, Каирбаева,69, тел./факс 8 (7182) 325888 GSM: 8-701-779-63-67 e-...»

«Анна Крауэлл Американский английский в формулах для русских. Книга I-II Аннотация Пособие рассчитано на читателя, никогда не изучавшего английский язык, но желающего овладеть основами грамматики и навыками разгов...»

«LINER 1900 LINER 1800 TWIN LINER 1700 TWIN/1700 LINER 1600 TWIN/1600 Презентация продукции 2018 Содержание Ассортимент продукции 4 Обзор 6 Монтаж/демонтаж 10 Привод 11 Детали Роторное колесо 12 Соединение граблин LINER 1600 (TWIN) 16 Соединение граблин PROFIX 17 Граблины 18 Паль...»

«Лясникова Александра Владимировна ОБОСНОВАНИЕ И РЕАЛИЗАЦИЯ КОМБИНИРОВАННОЙ МЕХАНИЧЕСКОЙ И ФИЗИКО-ХИМИЧЕСКОЙ ОБРАБОТКИ ТИТАНОВЫХ ДЕТАЛЕЙ В УЛЬТРАЗВУКОВОМ ПОЛЕ С УЧЕТОМ ЭЛЕКТРОПЛАЗМЕННОГО НАПЫЛЕНИЯ КОМПОЗИЦИОННЫХ ПОКРЫТИЙ Специальности: 05.03.01 Технологии и оборудован...»







 
2019 www.mash.dobrota.biz - «Бесплатная электронная библиотека - онлайн публикации»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.