авторефераты диссертаций БЕСПЛАТНАЯ РОССИЙСКАЯ БИБЛИОТЕКА - WWW.DISLIB.RU

АВТОРЕФЕРАТЫ, ДИССЕРТАЦИИ, МОНОГРАФИИ, НАУЧНЫЕ СТАТЬИ, КНИГИ

 
<< ГЛАВНАЯ
АГРОИНЖЕНЕРИЯ
АСТРОНОМИЯ
БЕЗОПАСНОСТЬ
БИОЛОГИЯ
ЗЕМЛЯ
ИНФОРМАТИКА
ИСКУССТВОВЕДЕНИЕ
ИСТОРИЯ
КУЛЬТУРОЛОГИЯ
МАШИНОСТРОЕНИЕ
МЕДИЦИНА
МЕТАЛЛУРГИЯ
МЕХАНИКА
ПЕДАГОГИКА
ПОЛИТИКА
ПРИБОРОСТРОЕНИЕ
ПРОДОВОЛЬСТВИЕ
ПСИХОЛОГИЯ
РАДИОТЕХНИКА
СЕЛЬСКОЕ ХОЗЯЙСТВО
СОЦИОЛОГИЯ
СТРОИТЕЛЬСТВО
ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ
ТРАНСПОРТ
ФАРМАЦЕВТИКА
ФИЗИКА
ФИЗИОЛОГИЯ
ФИЛОЛОГИЯ
ФИЛОСОФИЯ
ХИМИЯ
ЭКОНОМИКА
ЭЛЕКТРОТЕХНИКА
ЭНЕРГЕТИКА
ЮРИСПРУДЕНЦИЯ
ЯЗЫКОЗНАНИЕ
РАЗНОЕ
КОНТАКТЫ

Pages:   || 2 |

Исследование радиационных характеристик окончательно остановленных реакторных установок с ввэр

-- [ Страница 1 ] --

Национальный Исследовательский Центр

«Курчатовский Институт»

На правах рукописи

Журбенко Евгений Александрович

исследование радиационных характеристик окончательно остановленных

реакторных установок с ввэр

Специальность: 05.14.03.

«Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации»

автореферат

диссертации на соискание ученой степени

кандидата технических наук

Москва – 2011

Работа выполнена в Национальном Исследовательском Центре «Курчатовский институт».

Научный руководитель: доктор технических наук, профессор

Былкин Б.К., НИЦ «Курчатовский институт»

Официальные оппоненты: доктор технических наук,

Енговатов Игорь Анатольевич

Московский государственный строительный

университет (ГОУ ВПО МГСУ)

доктор физико-математических наук,

профессор

Петров Эрнест Ефимович

Физико-энергетический институт имени

А.И.Лейпунского (ФГУП «ГНЦ РФ – ФЭИ»)

Ведущая организация: Всероссийский Научно - исследовательский

институт по эксплуатации атомных

электростанций (ОАО ВНИИАЭС)

Защита состоится «___»_________2011г. в ___ час ___ мин на заседании диссертационного совета Д 520.009.06 при Национальном исследовательском центре «Курчатовский институт» по адресу: 123182 Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке НИЦ «Курчатовский институт».

Автореферат разослан «___» _________2011 года.

Ученый секретарь

диссертационного совета Д 520.009.06

д.т.н., профессор Мадеев В.Г.

Общая характеристика работы

Вывод из эксплуатации блока АЭС c реакторной установкой (РУ) ВВЭР – комплексная задача, охватывающая множество вопросов, начиная от окончательного останова блока до демонтажа его конструкций. Согласно требованиям отечественной нормативной документации и рекомендациям международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) этот процесс должен учитываться уже на стадии проектирования АЭС.

Комплексное решение проблемы безопасного вывода из эксплуатации (ВЭ) блоков АЭС и многоблочной АЭС в целом, а также связанные с ним безопасное обращение с ОЯТ и РАО, являются не только важнейшими условиями обеспечения ядерной и радиационной безопасности при использовании атомной энергии, но одним из важнейших условий повышения эффективности и конкурентоспособности атомной энергетики.

В настоящее время в нашей стране эксплуатируется шесть РУ с ВВЭР-440 и девять РУ с ВВЭР-1000, начался процесс сооружения в рамках проекта АЭС-2006 блоков с РУ ВВЭР-1200 (НВАЭС-2 и ЛАЭС-2), проектируется ВВЭР ТОИ. Остановлены, но не выведены из эксплуатации два энергоблока АЭС с ВВЭР (энергоблоки 1, 2 Нововоронежской АЭС). В соответствии с Программой деятельности ГК «Росатом» на долгосрочный период (2009-2015гг.) в период с 2020 по 2040гг. будет окончательно остановлено еще двенадцать РУ с ВВЭР.

Таким образом, в настоящее время проблема вывода из эксплуатации отработавших назначенный срок службы энергоблоков АЭС в России (и за рубежом) выходит на уровень промышленного масштаба. Это объясняется исчерпанием срока службы (30 лет) большинства энергоблоков России, построенных в прошлом столетии.





Правительство Германии приняло решение об окончательном останове всех действующих в настоящее время энергоблоков АЭС до 2022 года, а семь эксплуатируемых блоков, остановленных после аварии на АЭС «Фукусима-1», больше не вводить в эксплуатацию уже сейчас. Реакторные установки энергоблоков АЭС Германии оснащены, в основном, корпусными реакторами водо-водяного типа (PWR и BWR), близкими по конструкции РУ с ВВЭР.

Кроме того, недавние события на АЭС «Фукусима-1» (Япония) позволяют предположить, что в самом ближайшем будущем, как по техническим, так и по ряду других соображений в России возможен окончательный останов энергоблоков АЭС первого поколения (ВВЭР-440), срок службы которых был продлен на 15 лет. После этого может начаться процесс их вывода из эксплуатации. Перечисленные обстоятельства позволяют считать практические работы по подготовке к выводу из эксплуатации блоков отечественных АЭС с РУ типа ВВЭР (как с другими типами РУ) весьма важными.

Актуальность работы: обоснование безопасности работ по выводу из эксплуатации отработавших срок службы АЭС с типовыми реакторными установками ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 и проектирование новых блоков АЭС с реакторными установками ВВЭР-1200 с учетом их последующего вывода из эксплуатации.

Цель работы: разработка банка данных радиационных характеристик конструкций окончательно остановленных РУ с ВВЭР, который будет использоваться Генпроектантом, Главным конструктором и Научным руководителем при проектировании новых блоков АЭС с реакторными установками ВВЭР-1200, а также эксплуатирующей организацией для планирования работ и обоснования безопасности их проведения при подготовке к выводу из эксплуатации отработавших срок службы АЭС с типовыми реакторными установками ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

Задачи расчетных исследований:

  • отработка вычислительного инструмента (компьютерных кодов и библиотек нейтронно-физических констант) для выполнения исследований;
  • сбор и анализ радиационных параметров конструкций реакторных установок в зависимости от величины мощности, срока эксплуатации и выдержки после окончательного останова реактора: активационные характеристики элементов конструкций, вызванные облучением потоков нейтронов при эксплуатации установок;
  • прогноз накопления массы радиоактивных отходов различных групп активности при выводе из эксплуатации блоков АЭС с РУ типа ВВЭР.

Научная новизна работы.

Научная новизна результатов работы заключается в следующем:

  • применен современный эффективный расчетный комплекс для определения активности конструкций РУ с ВВЭР и массы радиоактивных отходов и материалов после окончательного останова РУ, с использованием которого получены данные по радиационным характеристикам для элементов конструкций АЭС с РУ с ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200;
  • выполнен комплексный анализ результатов расчетных исследований;
  • получен прогноз накопления радиоактивных отходов после окончательного останова действующих АЭС в России.

Практическая ценность работы.

Результаты исследований использованы:

  • для формирования банка данных радиационных характеристик РУ с ВВЭР в составе базы данных для вывода из эксплуатации блока, которые необходимо иметь для каждой АЭС, что позволит осуществлять оптимальное планирование при подготовке и выводе из эксплуатации соответствующей РУ;
  • при разработке практических рекомендаций и рабочих программ проведения работ по выводу из эксплуатации РУ с ВВЭР;
  • при разработке в ОКБ «Гидропресс » технической документации в рамках проекта «АЭС-2006».

Личный вклад.

В представленной диссертационной работе полученные результаты являются итогом проведенных автором исследований. Работа выполнена в тесном контакте с сотрудниками НИЦ «Курчатовский институт», ОКБ «Гидропресс» и АЭП. На всех этапах выполнения диссертационной работы автор самостоятельно ставил и формулировал задачи исследований, принимал непосредственное участие в проведении комплекса исследовательских работ, разработке программ, обработке и анализе результатов, выпуске научных отчетов и подготовке докладов.

Основные положения, выносимые на защиту:

1. Современный эффективный расчетный комплекс, позволяющий получать радиационные характеристики элементов конструкций РУ.

2. Систематизированные результаты расчетных исследований радиационных характеристик элементов конструкций и массы РАО после окончательного останова блока АЭС с РУ типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

3. Систематизированные результаты расчетных исследований радиационных характеристик элементов конструкций и массы РАО после окончательного останова блока АЭС с РУ типа ВВЭР-1200 проекта АЭС-2006.

4. Прогноз накопления массы РАО различных групп активности при ВЭ АЭС в России на период 2016-2049 гг. в соответствии с программой деятельности ГК «Росатом» на долгосрочный период (2009-2015гг.).

Апробация работы.

Основные результаты работы были представлены и обсуждены на:

– одиннадцатой научно-технической конференции молодых специалистов (Россия, Подольск, ОКБ «Гидропресс», 11-12 марта 2009г.);

– шестой международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (Россия, Подольск, ОКБ «Гидропресс», 26-29 мая 2009г.);

– первой международной научно-практической конференции "Вывод из эксплуатации объектов использования атомной энергии. Концептуальные аспекты и практический опыт" (Россия, Москва, «НИКИМТ», 2-5 июня 2009г.);

– седьмой международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (Россия, Москва, Концерн «Росэнергоатом», 26-27 мая 2010г.).

Публикации.

По материалам диссертации опубликовано 7 печатных работ, в том числе 3 в ведущих рецензируемых научных изданиях и 3 в тезисах докладов международных конференций.

Структура диссертации.

Диссертационная работа состоит из введения, трех глав, заключения и выводов, списка литературы из 44 наименований и 3 приложений. Общий объем диссертации, включая 19 рисунков и 34 таблицы, составляет 102 страницы.

основное содержание работы.

Во введении раскрывается актуальность темы диссертации, заключающаяся в обосновании безопасности работ по выводу из эксплуатации отработавших срок службы АЭС с типовыми реакторными установками ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 и проектировании новых блоков АЭС с реакторными установками ВВЭР-1200 с учетом их последующего вывода из эксплуатации. Изложены основные цели и задачи работы, показана их практическая значимость, представлена структура диссертации и сформулированы основные положения, выносимые на защиту.

Приведен краткий аналитический обзор проблемы вывода из эксплуатации АЭС в России и сформулированы основные принципы вывода из эксплуатации реакторных установок.

Первая глава посвящена проблеме остаточной радиоактивности реакторных установок на стадии их вывода из эксплуатации.

Одной из основных проблем при выводе из эксплуатации блока АЭС является проблема переработки и удаления для последующего хранения или захоронения радиоактивных отходов, которые будут образовываться при демонтаже реактора и радиоактивных конструкций блока. В настоящее время в России отсутствуют хранилища и могильники РАО, требуемые при выводе из эксплуатации блока атомной станции. Этот фактор, а также сложности с финансированием для осуществления немедленного демонтажа радиоактивных конструкций реактора определяют принятие SAFSTOR (отложенный демонтаж конструкций реактора, который осуществляют после определенного периода их безопасного сохранения) как основного варианта для вывода из эксплуатации блоков атомных станций в России.

При проведении ВЭ АЭС учитывается ряд специфических проблем для объектов, использующих ядерную технологию. К ним относятся: активация (наведенная активность) и радиоактивное загрязнение части оборудования, боксов, помещений и конструкций в зданиях. Для конструкций реактора характерна пространственная неравномерность распределения активности по объему, что приводит к необходимости дополнительной обработки полученных в измерениях параметров путем расчетного моделирования.

В главе выполнен обзор литературы по имеющимся на данный момент программно-константных комплексам, предназначенным для расчета радиационных характеристик материалов, облученных потоками нейтронов, сформулированы вопросы, на которые было уделено внимание в рамках данной диссертации.

Во второй главе описан вычислительный инструмент и расчетный метод для определения радиационных характеристик РУ, а также представлен анализ погрешностей вычислений.

Метод дискретных ординат, реализующих численное решение кинетического уравнения переноса излучения, позволяет получать дифференциальные характеристики во всем рассматриваемом объеме. Однако объем получаемой информации в этом случае для трехмерной композиции достигает значительной величины и корректное описание реальных конструкций РУ ограничивается объемом памяти и быстродействием современных ЭВМ. Программы, реализующие этот метод в трехмерной геометрии, только начинают входить в практику расчетов и находятся в основном в стадии тестирования. Программа КАТРИН (Кинетический Анизотропный Трехмерный Расчет) предназначена для решения многогруппового уравнения переноса нейтронов, фотонов и заряженного излучения методом дискретных ординат в двух – трехмерных геометриях: и . Эта программа содержит модули, позволяющие производить расчет основных функционалов решения. Основное преимущество геометрического модуля программы КАТРИН заключается в возможности более точного трехмерного моделирования таких геометрически сложных элементов, как выгородка, по сравнению с методом синтеза. Сравнение полученных результатов с аналогичными значениями функционалов, рассчитанными методом синтеза (по комплексу DOT III–ANISN), показывает достаточно хорошую их сходимость в пределах нескольких процентов.

Таким образом, учитывая, что программный комплекс КАТРИН более точно моделирует трехмерное пространство и возможности современных компьютеров позволяют проводить расчеты в приемлемые сроки, было принято решение использовать программный комплекс КАТРИН с библиотекой констант BGL-1000, содержащей 47 групп нейтронов в интервале энергий от 0 до 17,33 МэВ, для расчета радиационных характеристик окончательно остановленных РУ типа ВВЭР в данной работе. Расчет проводился в S8P3 – приближении методом дискретных ординат.

Наведенная активность A радионуклида – продукта реакции активации с постоянной распада в материале с первоначальным числом атомов изотопа мишени в единице объема n0 после окончания облучения в очередном цикле без учета процессов выгорания определялась по следующей формуле:

где М – активируемая масса конструкции;

Am – удельная активность радионуклида, определяемая по формуле:

где n0 – первоначальное числом атомов изотопа мишени в единице объема;

– постоянная распада;

k – число полных циклов облучения;

T – время облучения за один цикл;

t – время «выдержки» после облучения за один цикл;

q – активационный интеграл, который при многогрупповом представлении спектра нейтронов определяется по формуле:

где – плотность потока нейтронов i-ой энергетической группы;

– сечение активации нейтронами i-ой энергетической группы.

Данные по сечениям активации радионуклидов брались из конкретных библиотек. Требуется расширять библиотеки сечений активации для более точного определения активностей конструкций РУ после ВЭ.

Для повышения точности определения интегральной активности всей конструкции было принято решение не интегрировать удельную активность по объему, а вначале усреднять поток нейтронов на данную конструкцию и далее рассчитывать усредненный активационный интеграл и активность по методике описанной выше. Расчет проводился следующим образом:

1. При помощи программного комплекса КАТРИН рассчитывалось распределение плотности потока нейтронов по аксиальному, радиальному и азимутальному сечениях конкретной конструкции РУ:

, ;

, ;

, .

2. Из этих распределений выбиралось максимальное значение плотности потока нейтронов, а также среднее значение плотности потока нейтронов по всему распределению:

и ;

и ;

и .

3. Рассчитывался коэффициент, равный произведению отношений среднего к максимальному значению плотности потока нейтронов:

4. При расчете активационного интеграла q плотность потока нейтронов i-ой энергетической группы умножался на коэффициент K:

5. Далее расчет проводился по методике, описанной в Главе 3 и в итоге:

,

где Amn – удельная активность n-ого радионуклида.

В данной диссертационной работе для расчета интегральной активности всей конструкции использовалась только активируемая масса, поскольку из-за сильной неравномерности распределения активации по высоте конструкции нецелесообразно брать для расчетов массу конструкции. Так величина активности непосредственно напротив активной зоны реактора будет на несколько порядков выше, чем величина активности вверху и внизу данной конструкции. Поэтому было принято решение выбирать высоту конструкции так, чтобы активность по краям конструкции составляла не менее одного процента от максимального значения активности. Соответственно, исходя из такой высоты, пересчитывалась масса конструкции.

Радиационные характеристики конструкций реактора и их изменение со временем выдержки зависят как от флюенса нейтронов, так и от состава материала. Состав стали и бетона в расчетах принят по данным, использованным в проектных материалах.

Расчет мощности дозы гамма-излучения вблизи поверхности активируемой конструкции рассчитывался по формуле:

где G – интегральная функция, учитывающая геометрию источника;

Aинт – интегральная активность конструкции;

Г – ионизационная гамма-постоянная радионуклида.

Источник гамма-квантов формировался из излучения всех энергий, возникающего при распаде содержащихся в соответствующем материале радиоактивных ядер, включая низкоэнергетическое рентгеновское излучение.



Pages:   || 2 |
 



Похожие работы:







 
© 2013 www.dislib.ru - «Авторефераты диссертаций - бесплатно»

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.