WWW.DISS.SELUK.RU

БЕСПЛАТНАЯ ЭЛЕКТРОННАЯ БИБЛИОТЕКА
(Авторефераты, диссертации, методички, учебные программы, монографии)

 


Исследование радиационных характеристик окончательно остановленных реакторных установок с ввэр

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.

Погрешность полученных результатов расчетов радиационных характеристик основных конструкций РУ АЭС на момент окончательного останова блока и динамика изменения во времени может зависеть от различных факторов, причем влияние этих факторов на результат расчетов и возможность их учета в целях повышения точности могут быть различны.

Среди источников расчетной погрешности удельной активности конструкций реактора могут быть выделены следующие основные составляющие погрешности расчетов:

  • погрешность используемой расчетной методики, то есть тех вычислительных методов и программных средств, с помощью которых были выполнены расчеты;
  • погрешность выбора расчетной модели, то есть адекватность представления используемых для расчетов исходных данных реальным геометрическим и другим параметрам конструкций реактора и условиям их облучения;
  • погрешность выбора и определения самих используемых в расчетах исходных данных.

Точность расчета мощности дозы гамма-излучения вблизи конструкций реактора определяется, прежде всего, точностью расчетов удельной активности конструкций и точностью численного интегрирования функции влияния от точечного изотропного источника с линейным ослаблением гамма-излучения по объему элемента конструкции.

Все данные, полученные в работе, рассчитывались при условии, что энергоблок работает на 100% от своей номинальной мощности. Исходя из международного и российского опыта, энергоблок в среднем за весь срок эксплуатации АЭС работает в пределах 70-90% от своей номинальной мощности. Учитывая это обстоятельство, полученные результаты являются консервативной оценкой.

При подготовке к ВЭ и планировании работ по демонтажу для каждого конкретного блока АЭС должен проводиться свой окончательный расчет и анализ его погрешности с учетом всех факторов, влияющих на погрешность результатов.

В третьей главе представлены результаты и анализ вычислительных исследований удельной и интегральной активностей конструкций РУ, мощности дозы вблизи этих конструкции, массы радиоактивных отходов, образующихся при выводе из эксплуатации, а также приводится прогноз на период 2016-2049 гг. накопления массы радиоактивных отходов при выводе из эксплуатации АЭС в России.

Удельная активность.

Анализ радиального распределения удельной активности радионуклидов показывает, что в начальный период времени после останова энергоблока основной вклад в радиоактивность металлоконструкций реактора будут вносить радионуклиды Fe-55 (50%), Ni-63 (30%) и Со-60 (20%). Радиоактивность серпентинитового бетона опорной фермы и сухой защиты РУ будут определять Fe-55 (60%), Со-60 (20%) и Eu-152 (20%). После выдержки в 50 лет большинство радионуклидов, образующихся в процессе эксплуатации, распадется, и радиоактивность металлоконструкций РУ будет соответствовать радиоактивности Ni-63 (99%) из-за длительного периода полураспада в 100 лет, а в серпентинитовом бетоне – Eu-152 (80%) и Са-41 (15%), периоды полураспада которых 13 лет и 1,03105 лет, соответственно.

Удельная активность корпуса реактора зависит, прежде всего, от компоновки и конструкторских решений РУ, а не от величины мощности. Очевидно, чем ближе расположены ВКУ и другие защитные конструкции реактора к активной зоне, тем сильнее они активируются, и, соответственно, время выдержки, необходимое для снижения удельной активности до определенной величины будет больше.

После 50 лет выдержки удельную активность всего строительного бетона шахты реактора можно считать незначительной.

Интегральная активность.

Основной вклад в суммарную активность РУ вносит выгородка (корзина для ВВЭР-440), расположенная наиболее близко к активной зоне реактора. С течением времени эта тенденция сохраняется.

Несмотря на меньшую электрическую мощность реактора, интегральная активность РУ с ВВЭР-440 достаточно велика за счет особенностей конструкции РУ. Так между корзиной и активной зоной у РУ с ВВЭР-440 находится слой воды (~6 см), в котором происходит всплеск тепловых нейтронов, вносящих основной вклад в активность конструкции. За счет этого суммарная интегральная активность конструкций РУ с ВВЭР-440 превосходит активность РУ с ВВЭР-1000 и близка по своему значению к активности РУ с ВВЭР-1200.

Увеличение срока эксплуатации энергоблока сверх 30-ти летнего периода не оказывает сильного влияния на интегральную активность конструкций РУ: за каждые 15 лет эксплуатации она увеличивается приблизительно на 2%.

На рис. 1 показана зависимость интегральной активности всей РУ от времени выдержки после окончательного останова блока.

Рис. 1 – Зависимость интегральной активности РУ от времени

выдержки после окончательного останова блока.

Заметное снижение интегральной активности конструкций происходит за первые 50 лет выдержки блока, далее с 50 до 150 лет выдержки снижение незначительно. Это обуславливается падением суммарной удельной активности конструкций реактора за первые 50 лет выдержки, вследствие распада большинства радионуклидов, активирующих данные конструкции. Следовательно, для всех типов РУ с ВВЭР, с точки зрения снижения радиационных параметров, наиболее подходит вариант вывода из эксплуатации – SAFSTOR, при котором длительность этапа сохранения под наблюдением энергоблока будет составлять приблизительно 50 лет.

Мощность дозы.

При выполнении работ по демонтажу радиоактивных конструкций РУ при выводе из эксплуатации особое внимание уделяется дозовым нагрузкам на персонал, который осуществляет данные работы. В таблице 1 приведено время выдержки, необходимое для достижения уровня мощности дозы, при котором персонал, осуществляющий демонтажные работы, может находиться вблизи активированных конструкций.

Таблица 1 – Время выдержки, необходимое для достижения уровня мощности дозы, при котором персонал, осуществляющий демонтажные работы, может находиться вблизи активированных конструкций, лет.

Конструкция ВВЭР-440 ВВЭР-1000 ВВЭР-1200
Выгородка 120 115 120
Шахта 110 105 105
Корпус 105 90 85
Опорная ферма 75 55 45
Теплоизоляция 75 50 45
БЗТ 75 45 65
Сухая защита 55 15 20

Масса радиоактивных отходов.

В соответствии с санитарными правилами обращения с радиоактивными отходами (СПОРО-2002) при анализе радиационных характеристик РУ все конструкции были разделены на группы твердых радиоактивных отходов по удельной -активности:

  • Высокоактивные РАО: Ауд > 107 Бк/г;
  • Среднеактивные РАО: 107 > Ауд >103 Бк/г;
  • Низкоактивные РАО: 103 > Ауд >102 Бк/г;
  • Материалы ограниченного использования (РВ): 102 > Ауд > 0,3 Бк/г;
  • Материалы неограниченного использования Ауд < 0,3 Бк/г.

Среди основного технологического оборудования РУ ВВЭР наибольшую радиационную опасность после окончательного останова будут представлять внутрикорпусные устройства, корпус реактора, теплоизоляция бетонной шахты реактора и оборудования шахты реактора. Весь строительный бетон переходит из категории РАО в категорию РМ. На рис. 2 показана зависимость массы РАО для всех трех типов рассматриваемых РУ с ВВЭР от времени выдержки.

Рис. 2 – Зависимость суммарной массы РАО при ВЭ РУ с ВВЭР от

времени выдержки.

Количество РАО и РМ для энергоблоков с ВВЭР разной мощности примерно одинаково и определяется в основном их конструкционными особенностями. Суммарная масса твердых отходов при выводе блока с ВВЭР из эксплуатации через 50 лет выдержки после окончательного останова будет составлять ~320-350 тонн. Количество радиоактивных материалов ограниченного использования после 50 лет выдержки будет составлять ~150-200 тонн. Поскольку классификация основных конструкций реактора основана на максимальной удельной активности, данные являются консервативной оценкой.

Прогноз накопления ТРО, образующихся на стадии демонтажа при ВЭ АЭС в России.

В соответствии с Программой деятельности Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом» на долгосрочный период (2009-2015 годы) в период с 2016 по 2049 гг. будут окончательно остановлены все действующие в настоящее время 15 РУ с ВВЭР и 11 РУ с РБМК.

Несмотря на то, что в настоящей работе исследованы радиационные характеристики только РУ с ВВЭР, для получения полной информации о массе ТРО при выводе из эксплуатации всех АЭС, была также оценена масса твердых радиоактивных отходов, образующихся и при выводе из эксплуатации типовых РУ с РБМК.

Выполненные результаты расчетных исследований показали, что:

  • основной долей отходов для РУ с ВВЭР являются металлоконструкции реактора и строительный бетон, для реакторов с РБМК приблизительно половина всей массы РАО составляет графит кладок реактора;
  • до 2049 года будет происходить только накопление массы отходов, и суммарная масса РАО для РУ с ВВЭР и РБМК будет составлять ~50 тыс. тонн.

Одним из главных факторов, определяющих динамику вывода РУ из эксплуатации, является наличие хранилищ для хранения/захоронения кондиционированных РАО. В связи с этим основной интерес представляют высокоактивные отходы, поскольку обращение с ними связано не только с наибольшими дозозатратами но и необходимостью их последующего централизованного хранения/ захоронены.

Анализ накопления ВАО, которые образуются при ВЭ РУ с ВВЭР и РБМК в России в период с 2016 по 2049 гг. показывает, что:

  • на данном промежутке времени ВАО для РУ с ВВЭР – это медленно снижающие свою радиоактивность металлоконструкции реактора, а для РБМК – графит, который после 10-15 лет выдержки переходит из категории ВАО в категорию САО;
  • снижение массы ВАО для РУ с ВВЭР при их ВЭ до 2049 года незначительно, тогда как для РБМК в период с 2016-2035 гг. наблюдается рост ВАО в связи с остановом энергоблоков, но после 2035 года происходит заметное снижение ВАО из-за перехода графита в категорию САО.

В настоящее время осуществляется разработка технического задания на сооружение национального хранилища для окончательной изоляции РАО. Результаты, полученные в диссертации, могут быть также использованы и при оценке соответствующих параметров этого национального хранилища.

В силу сложившейся в России ситуации основным вариантом ВЭ блоков АЭС выбран вариант ликвидации после длительного сохранения под наблюдением. Длительность стадии ВЭ блока АЭС по указанному варианту (50 лет и более) может превышать совокупную длительность сроков его проектирования, сооружения и эксплуатации, а стоимость и трудоемкость ВЭ (с учетом наличия радиационного фактора и значительных объемов РАО, образующихся при ВЭ), как показывает зарубежный опыт, в отдельных случаях может быть сопоставима с затратами на сооружение нового блока АЭС.

Очевидно, что кардинально решить ситуацию с информационным сопровождением работ по ВЭ возможно только при создании специальной, целенаправленно обновляемой и поддерживаемой на протяжении всей длительности процесса ВЭ базы данных проектной и эксплуатационной документации блока АЭС, обеспечивающей ее долговременное и надежное хранение базы данных по выводу из эксплуатации блока АЭС. Заблаговременное внедрение и наполнение такой базы данных по выводу из эксплуатации позволит централизованно сохранить и передать всю необходимую документацию и данные, требуемые для практического осуществления вывода из эксплуатации, будущим поколениям специалистов.

На рис. 3 показаны основные практические применения результатов, полученных в настоящей работе, для банка данных радиационных параметров окончательно остановленных энергоблоков АЭС, входящего в состав БДВЭ.

Рис. 3. Назначение банка данных радиационных характеристик окончательно остановленных РУ.

Таким образом, результаты для банка данных радиационных параметров окончательно остановленных блоков АЭС, полученные в настоящей работе, будут использованы в составе имитационных моделей при разработке технологических процессов, планировании работ и получении технико-экономических показателей при выводе из эксплуатации блоков АЭС с РУ типа ВВЭР. Использование изложенных подходов при разработке проектов новых энергоблоков (АЭС-2006, ВВЭР-ТОИ) позволит при их будущем выводе из эксплуатации обеспечить экономичность и экологическую безопасность проведения работ, что, в конечном счете, повысит конкурентоспособность атомной энергетики России.

Также в третьей главе приводятся основные практические рекомендации, которые могут быть использованы Главным конструктором РУ и Генпроектантом АЭС при планировании работ по подготовке к выводу из эксплуатации энергоблоков АЭС с РУ типа ВВЭР.

В заключении сформулированы основные результаты диссертационной работы, а именно:

  1. Обоснован выбор вычислительного инструмента для определения радиационных параметров конструкций окончательно остановленных РУ с ВВЭР.
  2. Накопленный в процессе работы опыт позволил перевести вычислительный инструмент из области сугубо методического применения в область практики для оперативного и достоверного определения радиационных характеристик РУ блоков АЭС с ВВЭР.
  3. Вычислительный инструмент для определения радиационных параметров РУ типа ВВЭР внедрен в практику инженерных расчетов в ОКБ «Гидропресс».
  4. Получены и исследованы распределения удельных активностей основных конструкций РУ с ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200 по нуклидному составу и суммарная удельная активность каждой конструкции РУ в зависимости от времени выдержки энергоблока после окончательного останова.
  5. Получена и исследована зависимость интегральной активности РУ с ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200 от мощности блока, срока эксплуатации и времени выдержки после окончательного останова энергоблока, а также вклад каждой конструкции в общую активность установки.
  6. Получены и исследованы значения мощности дозы гамма-излучения вблизи основных конструкций РУ с ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200 в зависимости от времени выдержки энергоблока после окончательного останова. Определено время выдержки, необходимое для достижения уровня мощности дозы, при котором персонал, осуществляющий демонтажные работы, может находиться вблизи активированных конструкций без ограничения по времени.
  7. Рассчитаны значения массы радиоактивных отходов и радиоактивных материалов для РУ с ВВЭР-440, 1000 и 1200 в зависимости от времени выдержки энергоблока после окончательного останова.
  8. Дан прогноз накопления массы твердых радиоактивных отходов, образующихся при выводе из эксплуатации АЭС в России на период 2016-2049гг. в соответствии с программой деятельности ГК «Росатом» на долгосрочный период (2009-2015 годы).
  9. Результаты данной диссертации использованы для формирования банка данных радиационных характеристик РУ с ВВЭР в составе БДВЭ.
  10. Даны практические рекомендации, которые могут быть использованы Главным конструктором РУ и Генпроектантом АЭС при планировании работ по подготовке к выводу из эксплуатации энергоблоков АЭС с РУ типа ВВЭР.
  11. Использование разработанных в диссертации методических подходов позволит на этапе проектирования новых РУ с ВВЭР (АЭС-2006, ВВЭР-ТОИ), а также при планировании мероприятий по ВЭ окончательно остановленных энергоблоков с РУ типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 обеспечить экономичность и экологическую безопасность проведения работ, что в конечном итоге повысит конкурентоспособность атомной энергетики России.

Основные результаты диссертации изложены в следующих работах:

  1. Журбенко Е.А. Основные подходы по определению активности конструкций реакторных установок с ВВЭР при их выводе из эксплуатации. КМС-2009. Тезисы докладов. Подольск, 11-12 марта 2009г.
  2. Былкин Б.К., Егоров А.Л., Цофин В.И., Журбенко Е.А. Радиационные характеристики реакторных конструкций после окончательного останова АЭС с ВВЭР. Атомная энергия, 2009, т.106, вып.1, с.56-59.
  3. Рыжов С.Б., Мохов В.А., Никитенко М.П., Четвериков А.Е., Цофин В.И., Журбенко Е.А. Некоторые проблемы вывода реакторных установок ВВЭР из эксплуатации. Вывод-2009. Тезисы докладов. Москва, 2-5 июня, 2009г.
  4. Цофин В.И., Журбенко Е.А. Радиоактивные отходы при выводе из эксплуатации РУ с ВВЭР. Вопросы атомной науки и техники, серия: «Обеспечение безопасности АЭС», 2009, выпуск 25 «Реакторные установки с ВВЭР», с.141-144.
  5. Цофин В.И., Журбенко Е.А. Радиоактивные отходы при выводе из эксплуатации РУ с ВВЭР. МНТК-2009: Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР. Тезисы докладов. Москва, 26-29 мая, 2009г., с. 51-52.
  6. Былкин Б.К., Журбенко Е.А. Радиоактивные отходы при выводе из эксплуатации АЭС с реакторными установками типа ВВЭР. МНТК-2010: Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики. Тезисы докладов. Москва, 26-27 мая 2010г., с. 255-256.
  7. Былкин Б.К., Давыдова Г.Б., Журбенко Е.А. Радиоактивные отходы при демонтаже реакторных установок АЭС. Атомная энергия, 2011, т.110, вып.3, с.171-172.


 


Похожие работы:

«УДК 662.997:537.22. ТЎРАЕВА ЎЛМАСОЙ ФАРМОНОВНА ЭФФЕКТИВНОСТЬ СОЛНЕЧНЫХ теплоэнергетических УСТАНОВОК С СЕЛЕКТИВНЫМИ ПРИЕМНИКАМИ ИЗЛУЧЕНИЯ 05.14.08 - Энергоустановки на основе возобновляемых видов энергии 05.14.05 - Теоретические основы теплотехники АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук...»

«ВАСИЛЬЕВ Владимир Владимирович разработка автоматики комплексного аварийного управления нагрузкой Специальность 05.14.02 – Электрические станции и электроэнергетические системы АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Новосибирск – 2011 Работа выполнена в Федеральном государственном бюджетном образовательном учреждении высшего профессионального образования Новосибирский государственный технический университет Научный руководитель:...»

«МЯТЕЖ аЛЕКСАНДР ВЛАДИМИРОВИЧ РЕГУЛИРОВАНИЕ НАПРЯЖЕНИЯ В СИСТЕМАХ ЭЛЕКТРОСНАБЖЕНИЯ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ НЕЧЕТКОЙ ЛОГИКИ Специальность 05.14.02 – Электростанции и электроэнергетические системы АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Новосибирск – 2009 Работа выполнена в Государственном образовательном учреждении высшего профессионального образования Новосибирский государственный технический университет Научный руководитель: доктор технических...»

«Буваков Константин Владимирович СВОЙСТВА МИНЕРАЛЬНЫХ СОРБЕНТОВ ПРИМЕНИТЕЛЬНО К ТЕХНОЛОГИЯМ ТОПЛИВОСЖИГАНИЯ 05.14.14. – тепловые электрические станции, их энергетические системы и агрегаты Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Томск – 2007 Работа выполнена в ГОУ ВПО Томский политехнический университет Научный руководитель: кандидат технических наук, доцент Заворин А.С. Официальные оппоненты: доктор технических наук, профессор...»

«Буй Мань Ту Исследование теплогидравлических процессов в автоколебательных насосах теплового действия применительно к системам тепло – и хладоснабжения Специальность 05.14.04 – Промышленная теплоэнергетика АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук   Москва – 2010 Работа выполнена на кафедре Тепломассообменных процессов и установок Московского энергетического института (технического университета). Научный руководитель кандидат технических...»

«АЮЕВ БОРИС ИЛЬИЧ МЕТОДЫ И МОДЕЛИ ЭФФЕКТИВНОГО УПРАВЛЕНИЯ РЕЖИМАМИ ЕДИНОЙ ЭЛЕКТРОЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ СИСТЕМЫ РОССИИ Специальность 05.14.02 – Электростанции и электроэнергетические системы Автореферат диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук Новосибирск – 2008 Работа выполнена в ГОУ ВПО Уральский государственный технический университет – УПИ имени первого Президента России Б.Н. Ельцина Научный консультант: доктор технических наук, профессор Бартоломей Петр...»

«Алексеев Александр Вениаминович ИСПЫТАНИЯ В РЕАКТОРЕ МИР ТВЭЛОВ ВВЭР-1000 В РЕЖИМЕ АВАРИИ С ВВОДОМ ПОЛОЖИТЕЛЬНОЙ РЕАКТИВНОСТИ Специальность 05.14.03 – ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Димитровград – 2011г. Работа выполнена в открытом акционерном обществе Государственный научный центр - Научно-исследовательский институт атомных реакторов,...»

«УДК 621.039.5 Федосов Александр Михайлович ОБОСНОВАНИЕ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ УРАН-ЭРБИЕВОГО ТОПЛИВА РБМК И СОПРОВОЖДЕНИЕ ЕГО ВНЕДРЕНИЯ НА АЭС Специальность 05.14.03 Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук МОСКВА-2008 Работа выполнена в Институте ядерных реакторов Российского Научного Центра Курчатовский...»

«Тутундаева Дарья Викторовна МОНИТОРИНГ ДОПУСТИМОСТИ ПОСЛЕАВАРИЙНЫХ РЕЖИМОВ ЭЛЕКТРОЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ СИСТЕМ Специальность 05.14.02 – Электрические станции и электроэнергетические системы АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Новосибирск – 2011 Работа выполнена в Федеральном государственном бюджетном образовательном учреждении высшего профессионального образования Новосибирский государственный технический университет

«Давиденко Ирина Васильевна РАЗРАБОТКА СИСТЕМЫ МНОГОАСПЕКТНОЙ ОЦЕНКИ ТЕХНИЧЕСКОГО СОСТОЯНИЯ И ОБСЛУЖИВАНИЯ ВЫСОКОВОЛЬТНОГО МАСЛОНАПОЛНЕННОГО ЭЛЕКТРООБОРУДОВАНИЯ Специальность 05.14.12 - Техника высоких напряжений АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук Екатеринбург – 2009 Работа выполнена в Государственном образовательном учреждение высшего профессионального образования “ Уральский государственный технический университет -УПИ имени первого...»

«БЕЛОГЛАЗОВ Алексей Владимирович Разработка адаптивных средств выявления неисправностей и стратегии обслуживания гидроагрегатов Специальность 05.14.02 – Электрические станции и электроэнергетические системы АВТОРЕФЕРАТ диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук Новосибирск – 2011 Работа выполнена в Федеральном государственном бюджетном образовательном учреждении высшего профессионального образования Новосибирский государственный технический университет...»

«ДУДНИК НАТАЛИЯ МИХАЙЛОВНА ИССЛЕДОВАНИЕ ПРОЦЕССА КОНДЕНСАЦИИ ВОДЯНОГО ПАРА ИЗ ПАРОГАЗОВЫХ СМЕСЕЙ РАЗЛИЧНОГО СОСТАВА В КОЖУХОТРУБНЫХ ТЕПЛООБМЕННЫХ АППАРАТАХ Специальность: 05.14.04- “Промышленная теплоэнергетика” АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание учёной степени кандидата технических наук Москва – 2010. Работа выполнена на кафедре тепломассообменных процессов и установок Московского энергетического института (технического университета). Научный руководитель кандидат...»

«ЯРУНИНА Наталья Николаевна оптимизаци я термо динам ич е ских параметров в теплотехническом процессе компримирования газа Специальность 05.14.04 – Промышленная теплоэнергетика Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Иваново 2009 Работа выполнена в Государственном образовательном учреждении высшего профессионального образования Ивановский государственный энергетический университет имени В.И. Ленина. Научный руководитель: кандидат...»

«Бурукин Андрей Валентинович Исследование в реакторе МИР.М1 поведения твэлов ВВЭР с глубоким выгоранием топлива при скачкообразном и циклическом изменении мощности Специальность 05.14.03 Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Димитровград 2010 Работа выполнена в Открытом акционерном обществе Государственный научный центр -...»

«УДК 662.997:537.22. НУРМАТОВ ШАВКАТ РАСУЛМАТОВИЧ РАЗРАБОТКА однозеркальных солнечных высокотемпературных технологических установок и технологии СИНТЕЗА КАРБИДОВ 05.14.08 - Энергоустановки на основе возобновляемых видов энергии АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата...»

«. Балыгин Алексей Александрович Расчетный анализ методов измерения коэффициентов реактивности РБМК. Специальность 05.14.03 Ядерные энергетические установки включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации. АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук. Москва. 2008. Работа выполнена в ФГУ Российский научный центр Курчатовский Институт Научный руководитель: доктор технических наук...»

«Косов Андрей Викторович ПОВЫШЕНИЕ ЭНЕРГОЭФФЕКТИВНОСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО ПАРА НА ОСНОВЕ РАЗРАБОТКИ НОВЫХ КОНДЕНСАТООТВОДЧИКОВ Специальность: 05.14.04 - Промышленная теплоэнергетика А В Т О Р Е Ф Е Р А Т диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Саратов 2012 Работа выполнена в Федеральном государственном бюджетном образовательном учреждении высшего профессионального образования Саратовский государственный технический университет имени...»

«Смирнов Станислав Сергеевич ТЕОРЕТИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ И ТЕХНОЛОГИИ ИЗВЛЕЧЕНИЯ ГЕОТЕРМАЛЬНОЙ ЭНЕРГИИ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ АБСОРБЦИОННЫХ ТЕПЛОВЫХ НАСОСОВ Специальность 05.14.01 - Энергетические системы и комплексы АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Новочеркасск, 2011 Работа выполнена на кафедре Теплогазоснабжение и экспертиза недвижимости федерального государственного бюджетного образовательного учреждения высшего профессионального образования...»

«БУРТАСЕНКОВ Дмитрий Геннадьевич ПОВЫШЕНИЕ ЭФФЕКТИВНОСТИ ЦЕНТРАЛИЗОВАННОГО ТЕПЛОСНАБЖЕНИЯ ПУТЁМ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ ТЕПЛОВЫХ НАСОСОВ Специальность: 05.14.04 – Промышленная теплоэнергетика АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Краснодар – 2006 Работа выполнена в Кубанском государственном технологическом университете Научный руководитель: канд. техн. наук, доц. Шерстобитов И.В. Официальные оппоненты: д-р техн. наук, проф. Амерханов Р.А.; д-р...»

«Кузин Юрий Сергеевич ПОВЫШЕНИЕ ЭКСПЛУАТАЦИОННОЙ НАДЕЖНОСТИ РЕГУЛИРУЮЩИХ КЛАПАНОВ ДИСКОВОГО ТИПА ДЛЯ ТРУБОПРОВОДОВ ТЭС И АЭС 05.14.14 Тепловые электрические станции, их энергетические системы и агрегаты Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Новочеркасск-2012 Работа выполнена в федеральном государственном бюджетном образовательном учреждении высшего профессионального образования Южно-Российский государственный технический университет...»






 
2014 www.avtoreferat.seluk.ru - «Бесплатная электронная библиотека - Авторефераты диссертаций»

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.