Главная
страница 1страница 2страница 3страница 4


ФГБУ «Национальный исследовательский центр

«Курчатовский институт»

На правах рукописи

ПАВЛЕНКО ВИТАЛИЙ ИВАНОВИЧ

Разработка и научное обоснование оптимальных методов и технологических средств вывода из эксплуатации ИР


05.14.03 "Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации"

Автореферат

диссертации на соискание ученой степени

доктора технических наук

Москва — 2011

Работа выполнена в Национальном исследовательском центре «Курчатовский институт».
Официальные оппоненты:
1. д.т.н., профессор Тутнов Игорь Александрович, НИЦ «Курчатовский институт»;

2. д.ф.-м.н., профессор Полуэктов Павел Петрович, ВНИИНМ им. А.А. Бочвара.

3. д.т.н. Калыгин Владимир Валентинович, ГНЦ НИИАР.
Ведущая организация: Государственный научный центр РФ Физико-Энергетический Институт им. А.И. Лейпунского

Защита состоится “__” _______ 2011 г. в __ часов __ мин. на заседании диссертационного совета в ФГБУ НИЦ «Курчатовский институт» по адресу: 123182, Москва, пл. Курчатова, д.1,


С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке НИЦ «Курчатовский институт»

Автореферат разослан “___” _______ 2011 г.


Ученый секретарь

диссертационного совета Д 520.009.06

д.т.н., профессор В.Г.Мадеев

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ


Диссертационная работа посвящена разработке и научному обоснованию оптимальных методов и технологических средств вывода из эксплуатации (ВЭ) исследовательских реакторов (ИР).

Диссертация включает в себя экспериментальные исследования и разработки, выполненные в рамках работ по созданию проекта вывода из эксплуатации исследовательских реакторов МР и РФТ. Исследования направлены на разработку технологий и технических средств вывода из эксплуатации ИР, практическое обоснование, создание новых и совершенствование имеющихся методов для оценок количественных и радиационных характеристик радиоактивных отходов (РАО) и для оценок выхода радиоактивных аэрозолей при демонтаже оборудования, загрязненного радиоактивными нуклидами.


Актуальность работы


НИЦ «Курчатовский институт» является одним из крупнейших научно-исследовательских центров страны, обладающий комплексом ядерно-физических установок. Пик сооружения исследовательских реакторов в России, как и во всем мире, пришелся на 60-е годы прошлого века. Возраст практически всех работающих в России в настоящее время исследовательских реакторов превышает тридцать лет, а некоторые близки к пятидесятилетнему юбилею. Большинство реакторов не подвергалось кардинальной реконструкции за все время эксплуатации и в значительной степени физически и морально устарело. Это означает, что соотношение между эксплуатируемыми и остановленными реакторами неизбежно будет меняться в пользу последних и проблема вывода из эксплуатации исследовательских реакторов будет приобретать все большую значимость.

В настоящее время в Центре продолжают эксплуатироваться шесть из двенадцати реакторных установок. Остальные шесть остановлены для вывода из эксплуатации и частично или полностью демонтированы. В рамках работ по Федеральной целевой программе «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности России на 2008 год и на период до 2015г.» предусмотрен вывод из эксплуатации многоцелевого петлевого материаловедческого реактора МР, одного из наиболее сложных ядерных объектов, и его предшественника- реактора РФТ.

В связи с тем, что вывод из эксплуатации ИР – это направление деятельности, которое получает все большее развитие, разработка новых демонтажных технологий, технических средств вывода из эксплуатации, методов обоснования и обеспечения безопасности персонала, населения и окружающей среды является очень актуальным.

Актуальность данных научных исследований предопределяется важностью исполнения правовых документов федерального и регионального уровня:



  • Постановление Правительства Российской Федерации от 13.07.2007 № 444-р.

  • Распоряжение Правительства Российской Федерации от 03.02.2005 № 117-р.

  • Постановление Правительства Москва №641 от 25.08.1998.

  • Предписание МИЯРБ Госатомнадзора России №8-92 «О приостановке эксплуатации теплотехнического оборудования и трубопроводов I-го контура реактора МР и петлевых установок».

  • Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века.

Цель работы и задачи исследования

Целью настоящей диссертационной работы является разработка и научное обоснование оптимальных методов и технических средств вывода их эксплуатации исследовательских реакторов – уникальных объектов, требующих учета их специфики при выводе их из эксплуатации.

Основные задачи исследования:


  • анализ состояния и формулировка требований к методам и средствам вывода из эксплуатации исследовательских реакторов;

  • разработка проекта вывода из эксплуатации исследовательских реакторов МР и РФТ;

  • разработка и научное обоснование технологических методов и технических средств вывода из эксплуатации исследовательских реакторов МР и РФТ с точки зрения обеспечения радиационной безопасности персонала, населения и окружающей среды при штатном режиме проведения работ и при возможных аварийных ситуациях;

  • организация и проведение комплексного инженерного и радиационного обследования реакторов МР и РФТ;

  • разработка и экспериментальное обоснование метода оценки количественных и радиационных характеристик РАО, образующихся в процессе проведения демонтажных работ;

  • экспериментальное определение параметра, характеризующего процесс осаждения радионуклидов на поверхностях помещения;

  • создание метода и экспериментальное определение коэффициента выхода радиоактивных аэрозолей в воздушную среду при демонтаже загрязненного радионуклидами оборудования.

Методы и объект исследования. Объектами исследования являются исследовательские реакторы.

Методы исследования: математическое моделирование процессов, связанных с выходом аэрозольной активности в атмосферу помещений и формированием объемной активности, проведение радиометрических и спектрометрических измерений в реальных условиях.

Методологический подход. Для разработки метода определения радиационных характеристик РАО, образуемых при демонтажных работах, использовался расчетный код MicroShield 8, расчеты мощностей доз за счет рассеянного излучения за теневой защитой проводились по программе MicroSkyshine 2.10, построение изодозных кривых проводилось с помощью программы Surfer. Выбор оптимального варианта вывода из эксплуатации проводился с помощью с помощью методологии многофакторного анализа.

Оценка радиационного воздействия на население при кратковременных выбросах радионуклидов в атмосферу проводилась по сертифицированной программе «Нуклид-авария», алгоритм которой основан на "Методических указаниях по расчету радиационной обстановки в окружающей среде и ожидаемого облучения населения при кратковременных выбросах радиоактивных веществ в атмосферу" (МПА -98).

Оценка радиационного воздействия на население при длительных выбросах проводилась по сертифицированной программе «Нуклид», алгоритм расчета которой основан на методике, изложенной в работе «Руководство по установлению допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферу» (ДВ-98).

На защиту выносятся следующие положения:


  • создание проекта вывода из эксплуатации исследовательских реакторов МР и РФТ, включающее:

- разработку концепции и принципиальной программы вывода из эксплуатации реакторов;

- корректировку состава и содержания проектной документации с включением новых разделов проектной документации, не предусмотренных Постановлением Правительства №87.

- разработку демонтажных технологий и выбор технических средств, позволяющих провести демонтажные работы в условиях мегаполиса;

- научное обоснование предложенного выбора на основе расчетных оценок радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду при штатном режиме проведения работ и при возможных авариях;



  • разработка метода оценки количественных и радиационных характеристик РАО, образующихся в процессе проведения демонтажных работ. Проведение верификации метода на основе результатов определения количества РАО во временных хранилищах на площадке временного хранения РАО в НИЦ «КИ».

  • разработка и создание стенда для изучения поведения радиоактивных аэрозолей в воздушной среде помещений; экспериментальное определение значения коэффициента скорости осаждения аэрозолей, параметра, позволяющего рассчитать выведение радиоактивных аэрозолей из воздушной среды помещения за счет осаждения аэрозолей на окружающих поверхностях;

  • создание метода определения коэффициентов выхода радиоактивных аэрозолей при проведении демонтажных работ. Экспериментальное определение значения коэффициента выхода аэрозолей при резке загрязненного радионуклидами оборудования с использованием разработанного метода.

  • проведение инженерного и радиационного обследования исследовательских реакторов МР и РФТ, включая девять петлевых установок (~500 единиц оборудования), расположенных примерно в 50 технологических помещениях с использованием как традиционных методов, так и методов дистанционной диагностики. Создание по результатам обследования базы данных, которая послужила основой при разработке проекта вывода реакторов МР и РФТ.

следующая страница >>
Смотрите также:
Разработка и научное обоснование оптимальных методов и технологических средств вывода из эксплуатации ир 05. 14. 03 "Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации"
578.66kb.
4 стр.
Создание и применение
237.29kb.
1 стр.
Исследование радиационных характеристик окончательно остановленных реакторных установок с ввэр
235.9kb.
1 стр.
Расчетно-экспериментальный анализ условий облучения и разработка процедуры определения флюенса быстрых нейтронов для образцов-свидетелей корпусов реакторов ввэр-440 05. 14
367.33kb.
2 стр.
Испытания в реакторе мир твэлов ввэр-1000 в режиме аварии с вводом положительной реактивности
343.64kb.
1 стр.
Единые технические условия эксплуатации железнодорожных транспортеров
2397.6kb.
23 стр.
Планирование и проведение работ по подготовке к снятию с эксплуатации атомных энергоблоков на этапе их эксплуатации
104.76kb.
1 стр.
Постановление От 10 июня 2003 г. N 80 об утверждении правил устройства и безопасной эксплуатации технологических трубопроводов госгортехнадзор России постановляет: Утвердить Правила устройства и безопасной эксплуатации технологических трубопроводов
2051.72kb.
13 стр.
Программа профессиональной переподготовки акф п/п-4
25.94kb.
1 стр.
Тактика применения и эксплуатации средств охраны
716.51kb.
4 стр.
Правила эксплуатации средств электронной цифровой подписи
39.24kb.
1 стр.
Инструкция по эксплуатации 5 Общие указания по эксплуатации 5
75.57kb.
1 стр.