Стартовая >> Архив >> Генерация >> Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов

Радиационная безопасность при нормальной эксплуатации реактора - Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов

Оглавление
Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов
Введение
Деление тяжелых ядер
Нейтронно-физические характеристики активной зоны ВВЭР-1000
Пусковые режимы работы реактора
Требования к системе управления и защиты ВВЭР
Пуск реактора
Нейтронно-физические характеристики активной зоны при работе
Регулирование и маневренность ВВЭР
Отвод тепла от реактора в нормальных и переходных режимах
Ограничения допустимой мощности реактора, связанные со схемой электроснабжения ГЦН
Останов реактора
Обеспечение отвода тепла после останова реактора
Комплектация тепловыделяющих сборок в активной зоне
Расчет нейтронно-физических характеристик реактора
Расчет распределения энерговыделения в тепловыделяющих сборках
Оптимизация нейтронно-физических характеристик реактора
Свойства двуокиси урана и оболочек твэлов из циркониевого сплава
Контроль герметичности оболочек твэлов на остановленном реакторе
Изучение отработавшего ядерного топлива в защитной камере
Требования к материалам 1-го контура реактора
Особенности водно-химического режима и способы регулирования качества воды 1-го контура
Очистка воды 1-го контура
Переработка и захоронение жидких радиоактивных отходов
Контроль за состоянием материалов оборудования реакторных установок
Безопасность ВВЭР
Радиационная безопасность при нормальной эксплуатации реактора
Обеспечение ядерной безопасности при работах с тепловыделяющими сборками
Наиболее вероятные аварии на реакторе
Оценка возможного выделения энергии при аварии
Предохранительные и защитные устройства
Эксплуатация энергетического блока с ВВЭР-1000
Паротурбинная установка ВВЭР-1000
Система контроля, управления и защиты ВВЭР-1000
Себестоимость электроэнергии, вырабатываемой на АЭС
Режим и показатели работы АЭС в энергосистеме
Способы увеличения глубины выгорания ядерного топлива и длительности кампании реактора
Режим продления кампании реактора
Снижение потерь нейтронов в реакторе
Заключение
Список литературы

Технологический процесс получения электроэнергии на АЭС, связанный с испусканием из реактора нейтронов и проникающего у-излучения и с образованием и накоплением в топливных элементах активной зоны и другом оборудовании 1-го контура радиоактивных продуктов, требует обеспечения необходимой биологической защиты персонала. При нормальных условиях эксплуатации биологическая защита обслуживаемых и полуобслуживаемых помещений АЭС поддерживает радиационную обстановку в пределах норм, обеспечивающих безопасность персонала при выполнении любых работ по ревизии и ремонту оборудования, в том числе и при операциях по замене ядерного топлива [149, 150].

Основными источниками радиоактивности на АЭС с ВВЭР являются теплоноситель 1-го контура — вода, содержащая проникшие через дефекты оболочек твэлов осколки деления, и активированные продукты коррозии конструкционных материалов 1-го контура. Образующиеся в топливе радиоактивные осколки деления удерживаются оболочками твэлов. В нормальном режиме эксплуатации, предусматривающем условия, при которых не должны превышаться установленные пределы повреждения оболочек твэлов, суммарная удельная осколочная активность воды 1-го контура обычно не превышает 10_3—10-4 кюри/л [111,151].
Небольшие количества радиоактивных веществ (радиоактивные вода и газ), которые выходят из 1-го контура, попадают в герметичные помещения реакторной установки, поэтому главная мера обеспечения радиационной безопасности — локализация радиоактивности в необслуживаемых или малообслуживаемых помещениях. Достаточно низкий уровень активности воды и высокая степень герметичности оборудования 1-го контура обусловливают малую радиоактивную загрязненность помещений АЭС.
Чтобы уменьшить радиоактивное загрязнение помещений, все отходы (жидкие и твердые) собирают и транспортируют в соответствующие хранилища. Хранилища обеспечивают локализацию жидких радиоактивных отходов на территории АЭС, ликвидируя возможность радиоактивного загрязнения окружающей территории.
Радиоактивность газоаэрозольных отходов АЭС постоянно контролируют, что позволяет принять своевременные меры для обеспечения безопасности персонала. Для снижения радиоактивности газоаэрозольных отходов предусматривают системы газоочистки и выдержки [151 ], а на месте выброса их в атмосферу через вентиляционную трубу измеряют радиоактивность и расход.
Системы транспортировки отработавшего топлива рассчитывают на предотвращение механических повреждений, которые могут привести к выходу радиоактивности от отработавших ТВС. В хранилищах отработавшего ядерного топлива, заполняемых водой, предусматривают надежные системы отвода тепла радиоактивного распада (см. гл. 6), предотвращающие недопустимый разогрев и разрушение твэлов. Уровень и температуру воды в хранилищах для отработавшего топлива постоянно контролируют.
Бассейны (шахты) для хранения отработавшего топлива проектируют с учетом защиты персонала от радиации во время транспортировки и хранения топлива. С учетом этого требования проектируют также хранилища радиоактивных отходов.
При работе эксплуатационный персонал использует портативные детекторы излучений, что позволяет контролировать воздействие ионизирующих излучений при проведении определенных операций. Обеспечению безопасности для обслуживающего персонала способствует также ряд мер, регламентирующих проведение работ по ревизии и ремонту оборудования, а также при замене ядерного топлива. Так, ремонтные работы в помещении реакторной установки выполняются после отключения оборудования и удаления из него воды 1-го контура.

Важную роль в обеспечении безопасности при ремонтных работах играет подготовка рабочего места, к которой относятся дезактивация оборудования и помещений, дозиметрическое обследование помещения и ремонтируемого агрегата, установка переносных защитных экранов, устройство санитарного шлюза.
Особое внимание обеспечению радиационной безопасности уделяется при перегрузке активной зоны реактора, а также транспортировке отработавшего топлива, элементов приводов органов СУЗ и внутрикорпусных устройств реактора. Все эти операции проводятся по специальной технологии под руководством квалифицированных лиц и под контролем дозиметрической службы.
Контроль радиоактивности воздуха в помещениях реакторной установки позволяет наряду с другими методами определять негерметичность 1-го контура реактора.
Дозиметрический контроль жидкой фазы парогенераторов служит для обнаружения утечки из 1-го контура во 2-й.
В результате всех принимаемых мер эксплуатация АЭС практически не оказывает влияния на окружающую среду, что подтверждается многолетним опытом эксплуатации реакторов типа ВВЭР (PWR) как в СССР, так и за рубежом [152].         



 
« Экспериментальные ВЭУ большой мощности управления ERDA-NASA   Эксплуатация генераторов »
электрические сети