Курсовые по энергетике
БН
Экология
Карта

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