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

Особенность процесса формирования активности радионуклидов в воздушной среде помещения, в котором проводятся работы по резке загрязненного оборудования, состоит в дискретном характере процесса резки оборудования.

Дискретный характер процесса резки загрязненного радионуклидами оборудования выражается в пилообразном характере изменения объемной активности радионуклидов в воздухе помещений (см. рис. 17). Получено выражение для определения усредненного значения поступающей в воздух аэрозольной активности от одного реза при неизменной интенсивности процесса резки трубопроводов, имеющих одинаковую загрязненность, которое имеет вид:

  (2)

где  - значение активности радионуклида, поступающего в воздушный объем помещения при одном резе, Бк; Глобальные ветры К глобальным ветрам относятся пассаты и западный ветер. Пассаты образуются в результате нагрева экваториальной части земли. Нагретый воздух поднимается вверх, увлекая за собой воздушные массы с севера и юга. Вращение земли отклоняет потоки воздуха. В результате  устанавливаются дующие круглый год с постоянной силой северо-восточный пассат в северном полушарии и юго-восточный – в южном. Пассаты дуют в приэкваториальной области, заключенной между 25 и 30° северной и южной широтами соответственно. В северном полушарии пассаты охватывают

Ai∑ - активность радионуклида, осевшего на фильтре;

V- объем технологического помещения, м3;

 qf –расход воздуха, пропускаемого через фильтр аспирационной установки, м3/час;

Kp- поправочный коэффициент

τо- длительность интервала между резами, час;

n - количество резов;

 
li - постоянная распада i-ого нуклида, час-1;

 nv- постоянная выведения радионуклида из помещения за счет вытяжной спецвентиляции, час-1;

no - постоянная выведения радиоактивных аэрозолей из атмосферы помещения за счет осаждения на поверхностях помещения, час-1.

 (3)

Влияние количества проведенных резов, кратности обмена воздуха в помещении и интенсивности резов на значение поправочного коэффициента Kp показано на рис. 18.

Рис. 18. Значения поправочных коэффициентов при различной интенсивности резов

Из рис. 18. видно, что поправочный коэффициент в значительной степени зависит как от интенсивности резов, от количества произведенных резов, так и от кратности обмена воздуха в помещении. Коэффициент, характеризующий выход радиоактивных нуклидов на единицу длины реза при неизменной интенсивности резов оборудования, имеющего одинаковую загрязненность оборудования, определяется выражением:

  (4)

 где - значение активности радионуклиды, поступающего в воздушный объем помещения при одном резе, Бк;

d – диаметр трубопровода, м;

as- загрязненность радионуклидами демонтируемого оборудования (поверхностная - в Бк/см2, объемная в- Бк/см3).

В общем случае, при различной интенсивности демонтажа оборудования, имеющего различную степень загрязнения радионуклидами, рассчитывается усредненный коэффициент выхода с помощью численного интегрирования.

Используя результаты измерений мощностей доз от петлевых каналов и компонентного состава g- излучателей была сделана оценка загрязненности внутренних поверхностей разрезаемых канальных труб. Расчет по разработанной методике с учетом измеренных значений мощностей доз от демонтированных фрагментов и объемной активности нуклидов в воздухе зала реактора показал, что значения коэффициентов выхода радиоактивных аэрозолей при фрагментации загрязненного оборудования гидрокусачками существенно меньше, чем при использовании других средств демонтажа и находится в диапазоне (1.10-2 -2×10-2) Бк/м/(Бк/см2).

Глава 6 посвящена разработке проекта вывода из эксплуатации реакторов МР и РФТ.

В соответствии с Правилами обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации исследовательских реакторов НП-028-01 была разработана Принципиальная программа вывода из эксплуатации реакторов МР и РФТ, основными целями и задачами которой являлись:

- оценка текущего радиационного состояния реакторных конструкций и оборудования петлевых установок по уровню радиоактивного загрязнения и составу нуклидов;

- описание целевой постановки задачи вывода из эксплуатации реакторов МР и РТФ, демонтажа их конструкций, оборудования петлевых установок, включая конечное состояние объекта после завершения демонтажных работ;

- описание варианта, принятого для вывода из эксплуатации реактора МР (РТФ), включая обоснование выбора этого варианта;

- формулирование стратегии проведения работ по выводу из эксплуатации реакторов в соответствии с принятым вариантом, включая описание основных этапов и сводного плана-графика проведения работ по подготовке к выводу и выводу реакторов из эксплуатации;

- определение перечня технологических помещений, в которых будут вестись демонтажные работы, включая состав систем и оборудования, подлежащих демонтажу;

- описание мероприятий по обращению с радиоактивными отходами, которые будут образовываться при выводе реакторов из эксплуатации, включая оценку объемов и классификацию отходов;

- описание мероприятий по подготовке персонала для обеспечения квалифицированного и качественного выполнения работ по выводу реакторов из эксплуатации;

- предварительное описание мероприятий по обеспечению безопасности проведения работ по выводу реакторов из эксплуатации, по исключению влияния этих работ на безопасность других исследовательских ядерных установок Центра и на окружающую среду.

В соответствии с Принципиальной программой был разработан проект вывода из эксплуатации реакторов МР и РФТ. В 2008 г. были Постановлением Правительства РФ №87 изменены требования к составу проектной документации и содержанию этих разделов. В этом постановлении, ориентированном прежде всего на объекты гражданского строительства производственного назначения, не были учтены особенности ядерно- и радиационно-опасных объектов, не отражена функциональная направленность работ по выводу из эксплуатации, нацеленных, как правило, на ликвидацию объекта, а не на его сооружение.

В связи с этим была выполнена работа по корректировке состава и содержания проектной документации: дополнительно в состав проекта были введены разделы, учитывающие специфику радиационно-опасных объектов:

-«Сведения об инженерном оборудовании, о сетях инженерно-технического обеспечения, перечень инженерно-технических мероприятий, содержание технологических решений».

-«Перечень мероприятий по охране окружающей среды», который включает характеристику НИЦ "Курчатовский институт", состояние радиационно-экологической обстановки в районе его расположения, оценку воздействия радиационного фактора на население и окружающую среду.

- «Инженерно – технические мероприятия ГО и ЧС».

- «Физическая защита».

-«Программа обеспечения качества работ по выводу из эксплуатации исследовательских реакторов МР и РФТ».

Обоснование окончательного выбора варианта вывода из эксплуатации реактора МР было проведено с помощью методологии многофакторного анализа. Результаты многофакторного анализа показали, что наиболее целесообразным вариантом вывода из эксплуатации реактора МР является вариант «немедленного демонтажа реакторных конструкций» (DECON).

Реакторы МР и РФТ имеют свои специфические особенности, которые определяют выбор технологий проведения демонтажных работ:

наличие девяти петлевых установок, расположенных в ~ 50 технологических помещениях;

насыщенность технологических помещений оборудованием, (см. рис.19);

высокие уровни g-излучения от оборудования в технологических помещениях (до 20 мЗв/ч);

наличие крупногабаритного оборудования и оборудования с массой до 5 тонн;

сложность маршрутов удаления демонтированного оборудования из подвальных технологических помещений;

расположение площадки реакторов вблизи жилого массива.

Работы по выводу из эксплуатации реакторов МР и РФТ разбиты на 4 этапа, состав которых приведен в таблице 4.

Таблица 4. Состав работ на этапах ВЭ МР и РФТ

этапа

Перечень работ

I

2009-

2010 гг

Реконструкция систем, обеспечивающих работы по выводу из эксплуатации.

Освобождение бассейна-хранилища и приреакторных хранилищ от радиоактивных отходов и облученного топлива.

II

2011-

2012 гг

Демонтаж оборудования и трубопроводов в технологических помещениях контуров охлаждения и девяти петлевых установок реактора МР (ПГ, ПВ, ПВО, ПВЦ, ПВК, АСТ, ПВМ, ПВУ, ПОВ).

III

2013-

2014 гг

Проведение работ в зале реактора, демонтаж:

- внутрикорпусных устройств реактора МР;

- внутрикорпусных устройств реактора РФТ;

-арматуры и трубопроводов в поднастильном пространстве реакторного зала.

IV

2015 г

Дезактивация технологических помещений и реабилитация территории.

 На первом, подготовительном этапе:

- проведена реконструкция систем обеспечения работ по выводу из эксплуатации (спецвентиляции, электроснабжения, радиационного контроля, пожарной сигнализации и теплоснабжения);

- удалены петлевые каналы из бассейна- хранилища, накопленные в нем в период эксплуатации реактора (см.рис.20);

- удалено облученное топливо из приреакторного хранилища (см.рис.21);

- удалена из активной зоны реактора МР облученная сборка петлевой установки с жидкометаллическим теплоносителем (см.рис. 22).

 После завершения подготовительных работ и подготовки материалов, по обоснованию безопасности работ по выводу из эксплуатации реакторов МР и РФТ, была получена лицензия на вывод их из эксплуатации.


На главную