РБМК ВВР Задачи по физике ядра Испытания ядерного оружия Атомные батареи Физика ядерного реактора Курсовые по энергетике Термоядерный синтез Термоядерный реактор Атомные реакторы на быстрых нейтронах Развитие энергетики России

В качестве количественной характеристики опережения облучения ОС по отношению к КР используется коэффициент опережения (КО) – величина, равная отношению усредненной расчетно-экспериментальной величины плотности потока (или флюенса) нейтронов с E>0,5 МэВ, воздействовавших на образцы-свидетели за все время их облучения, к соответствующему максимальному значению в интересующей зоне внутренней поверхности корпуса реактора за период облучения ОС:

  (7)

 Получаемые таким образом значения КО являются более представительным по сравнению с КО, определенными для конкретного топливного цикла, поскольку усредняют влияние различных топливных загрузок активной зоны и режима работы реактора за весь период облучения.

 На основании определенных расчетно-экспериментальным методом значений средней за время облучения плотности потока быстрых нейтронов, воздействовавших на ОС, и расчетных значений флюенса нейтронов на внутренней поверхности корпусов реакторов с полной активной зоной и с КЭ были получены зависимости КО от положения контейнера с ОС в канале. Соответствующие распределения приведены на рисунке 7. Устройство ветроэлектрической установки Основные компоненты установок обоих типов: ветроколесо (ротор), преобразующее энергию набегающего ветрового потока в механическую энергию вращения оси турбины. Диаметр ветроколеса колеблется от нескольких метров до нескольких десятков метров. Обычно для соединенных с сетью ВЭУ частота вращения ветроколеса постоянна. Для автономных систем с выпрямителем и инвертором – обычно переменная;

  Анализ полученных результатов показывает следующее. Минимальные значения коэффициента опережения облучения ОС достигаются в верхних контейнерах гирлянд, при этом большей части контейнеров, расположенных напротив активной зоны реактора, соответствует максимально значение КО.

 В реакторе, эксплуатирующемся с КЭ, образцы, установленные напротив активной зоны, облучаются в условиях, при которых плотность потока быстрых нейтронов примерно в 6,8 раз превосходит плотность потока на корпусе реактора на уровне центра активной зоны и примерно в 10,5 раз на уровне сварного шва №4. Полный диапазон изменения величины КО по гирлянде с ОС составляет от 0,34 до 10,8 для металла сварного шва №4 и от 0,22 до 7,0 для области на уровне центра активной зоны (основной металл).

В реакторе с полной конфигурацией активной зоны образцы, расположенные в области “плато” высотного распределения нейтронного потока, облучаются в условиях, при которых плотность потока в ~11,5 раз превышает плотность потока на основном металле (напротив активной зоны) и в ~18 раз на уровне сварного шва №4. Полный диапазон изменения величины КО для основного металла и сварного шва №4 составляет (0,59-11,88) и (0,91-18,34) соответственно.

●- КО для сварного шва №4

■ – КО для основного металла.

Рисунок 7. Распределение коэффициента опережения по контейнерам гирлянд ОС для корпуса реактора с кассетами-экранами (А) и с полной активной зоной (Б)

 Как уже было сказано, полученные расчетно-экспериментальные КО являются усредненными за длительный период облучения (длительность облучения ОС превышает 20 кампаний как в случае реактора с полной активной зоной, так и в случае реактора с кассетами-экранами). Проведенный анализ полученных в данной работе расчетных распределений плотностей потока нейтронов в каналах ОС и на внутренней поверхности КР с полной активной зоной показал, что величина коэффициента опережения облучения ОС, расположенных напротив центра активной зоны, слабо зависит от конфигурации загрузки активной зоны реактора и изменяется в пределах 5-8% для разных кампаний.

В реакторе с кассетами-экранами зависимость величины коэффициента опережения облучения ОС, расположенных напротив центра активной зоны, от характера топливной загрузки существенно выше - для разных кампаний различия достигают 35%.

Коэффициент опережения облучения верхних контейнеров с образцами-свидетелями в реакторах с полной активной зоной зависит от параметров загрузки значительно сильнее. Величина КО для верхнего контейнера (№ 1 и № 20) по отношению к основному металлу в кампаниях со свежими топливными кассетами на периферии составляет ~0,28. В кампаниях с сильно выгоревшими периферийными ТВС, установленными напротив канала с ОС, величина КО увеличивается в 1,5 раза и достигает значений ~0,4. Аналогичная картина наблюдается и для ОС, облучающихся в реакторе с кассетами-экранами.

В шестой главе показано применение разработанной методики определения флюенса быстрых нейтронов на ОС при исследовании радиационного охрупчивания материалов КР ВВЭР-440.

Разработанная в диссертации методика была применена для повышения представительности базы данных по радиационному охрупчиванию материалов корпусов реакторов ВВЭР-440.

В рамках международного проекта TAREG с помощью данной методики проведена расчетно-экспериментальная переоценка флюенсов быстрых нейтронов для всех испытанных ОС КР ВВЭР-440, эксплуатирующихся в России и на Украине. На базе переоценки флюенсов быстрых нейтронов для всех материалов были переоценены результаты испытаний образцов на ударный изгиб, построены новые сериальные кривые и определены новые значения критической температуры хрупкости.

На основе полученных в диссертации расчетно-экспериментальных распределений величин КО по гирляндам с ОС из некоторых комплектов ОС были отобраны и испытаны образцы, облучавшиеся с плотностью потока быстрых нейтронов, близкой к плотности потока на внутренней поверхности корпуса реактора. Полученные результаты позволили подтвердить представительность базы данных НИЦ «Курчатовский институт».

На основе анализа уточненной базы данных по радиационному охрупчиванию материалов КР ВВЭР-440 и результатов микроструктурных исследований были разработаны зависимости для определения радиационного охрупчивания основного металла, материала сварных швов с содержанием меди меньше или равным 0,08 % и с содержанием меди больше 0,1%.

На основе разработанной методики и проведенных в диссертационной работе расчетов и экспериментальных исследований в рамках работ по продлению срока службы КР 1-го и 2-го энергоблоков Ровенской АЭС был выполнен анализ представительности условий облучения ОС этих реакторов и определены флюенсы нейтронов, воздействовавших на штатные комплекты ОС последних выгрузок.

С использованием полученных данных были разработаны зависимости для прогноза хрупкой прочности корпуса реактора 1-го и 2-го блока Ровенской АЭС и оценки их остаточного ресурса. Полученные зависимости использовались для обоснования срока службы КР 1-го и 2-го блоков Ровенской АЭС на проектный срок и с учетом их продления на 20 лет.

С использованием проведенных в диссертации исследований условий облучения в каналах ОС реакторов с КЭ была разработана программа ОС для реактора 1-го блока Ровенской АЭС при его эксплуатации после восстановительного отжига.

Разработанная методика определения флюенса нейтронов на ОС была применена в рамках работ по обоснованию продления срока службы КР 1-го поколения до 45 лет при исследовании образцов металла темплетов, вырезанных из КР 1,2 блоков Кольской АЭС и 3,4 блоков Нововоронежской АЭС и затем дооблученных в каналах ОС реакторов ВВЭР-440/213.

Дооблучение образцов проводилось как в реакторах с полной активной зоной, так и в реакторе с кассетами-экранами. С использованием полученных результатов были разработаны прогнозные зависимости радиационного охрупчивания металла указанных корпусов реакторов, разработан руководящий документ «Методика определения радиационного охрупчивания материалов корпусов ВВЭР-440 при повторном после отжига облучении» и выполнено расчетно-аналитическое обоснование при их сверхпроектной эксплуатации.

Результаты нейтронно-дозиметрических исследований были использованы для обоснования отказа от дальнейшей вырезки темплетов из КР реакторов 1,2 блоков Кольской АЭС и 3,4 блоков Нововоронежской АЭС при их эксплуатации в период продления срока службы до 45 лет.

Первая глава посвящена рассмотрению основополагающих нормативных и законодательных документов, касающихся вывода из эксплуатации исследовательских реакторов, которые определяют правовые основы обеспечения радиационной безопасности персонала и населения, устанавливают требования и нормативы по обеспечению радиационной безопасности персонала и населения для каждого вида облучения, устанавливают основные принципы и требования, которые должны выполняться при проектировании, эксплуатации, подготовке и производстве работ по выводу из эксплуатации исследовательских ядерных установок (ИЯУ). Изложены требования, предъявляемые к выводимым из эксплуатации ядерным реакторам, требования к обеспечению безопасности при выводе из эксплуатации ядерных установок к программе их вывода из эксплуатации, комплексному инженерному и радиационному обследованию ядерных установок, а также требования к составу разделов проектной документации и их содержанию, требования к программе обеспечения качества исследовательских ядерных реакторов, требования безопасности при транспортировании радиоактивных материалов, в том числе требования к операциям и условиям, которые связаны с перемещением радиоактивного материала и составляют этот процесс.

В этой главе рассмотрены типы исследовательских реакторов и состояние дел с выводом из эксплуатации как отечественных, так и ИР ближнего зарубежья.

Для исследовательских реакторов существует более широкое многообразие используемых конструкций, чем для энергетических реакторов, где, в основном, используются два типа реакторов. Исследовательские реакторы имеют различные режимы работы, производя энерговыработку в непрерывном или импульсном режиме. Типичная конструкция - это бассейновый ядерный реактор, где активная зона - это блок топливных элементов, размещенный в большом водном бассейне. Вода замедляет и охлаждает реактор, а графит или бериллий обычно используются в качестве отражателя, хотя могут быть использованы также и другие материалы. Исследовательские реакторы корпусного типа имеют аналогичную конструкцию, за исключением того, что они охлаждаются более активно.

Россия имеет больше всех исследовательских реакторов (62), за ней следуют Соединенные Штаты (54), Япония (18), Франция (15), Германия (14) и Китай (13).

В России в настоящее время остановлено 14 ИР, пять из которых демонтированы. Действующих реакторов в России насчитывается 18, основная часть которых была введена в эксплуатацию в 50-80х годах прошлого столетия.

В этот же период в республиках бывшего СССР и странах социалистического лагеря при содействии СССР было построено около двух десятков исследовательских ядерных реакторов. Реакторы ИРТ и ВВЭР-2 явились основой разработки типовых исследовательских реакторов ИРТ-М, ВВР-С, ВВР-М, ВВР-Ц, ВВР-К, мощностью 2- 10 МВт и выше, которые послужили ядром создания ряда зарубежных физических институтов и научных центров.

Большинство исследовательских реакторов, построенных с помощью СССР, остановлены и ведется подготовка к работам по выводу их из эксплуатации.

Показано на опыте западных стран, что вывод из эксплуатации реакторов, в том числе исследовательских, это длительный процесс, составляющий 20-30 лет.

Несмотря на многообразие типов исследовательских реакторов, различающихся по конструкции активной зоны, по виду используемого теплоносителя, по назначению, по режимам работы, с точки зрения работ по выводу из эксплуатации исследовательские реакторы имеют мало различий. Эти различия для разных типов исследовательских реакторов сводятся к различию количества зон, в которых используются одинаковые технологии и средства демонтажа. К таким зонам относятся:

- внутрикорпусные устройства реактора (включая горизонтальные каналы вывода нейтронных пучков);

- технологические помещения с основным оборудованием реактора;

- технологические помещения с вспомогательным оборудованием.

Необходимо отметить, что у реакторов МР и РФТ присутствуют все вышеуказанные зоны, и опыт, полученный при выводе из эксплуатации этих реакторов, может быть распространен на все типы исследовательских реакторов.

На выбор методов и технологий демонтажа влияют различные факторы: радиационная обстановка в зоне работ, трудоемкость работ, возможность физического доступа к месту выполнения технологической операции, возможность снижения мощности дозы дезактивацией или применением радиационной защиты, квалификационный уровень работ и т.д. Приведен обзор различных методов демонтажа оборудования включающий: механическую резку (ножовки и гильотинные ножницы, абразивный инструмент, циркулярные режущие машины, канатная резка) и огневые методы (электродуговая резка, плазменно - дуговая резка, плазменно - водяная резка, кислородно - ацетиленовая резка, термитное копье, резка взрывом).

Деятельность по выводу из эксплуатации радиационно-опасного объекта включает кроме демонтажных работ деятельность, связанную с дезактивацией оборудования установки, используемых средств, технологических помещений и площадки реактора.


На главную