Стартовая >> Архив >> Генерация >> Основы радиационной безопасности атомных электростанций

Подход к расчету и проектированию защиты на АЭС - Основы радиационной безопасности атомных электростанций

Оглавление
Основы радиационной безопасности атомных электростанций
Основные дозовые пределы
Облучение персонала
Санитарные правила работы с радиоактивными веществами
Санитарные правила проектирования и эксплуатации АЭС
Требования к дозиметрическому контролю, производственным помещениям, вентиляции и удалению отходов
Типы атомных электростанций
Реактор как источник излучений
Технологический контур АЭС как источник излучения
Другие технологические контуры АЭС как источники излучения
Защита от излучений
Закономерности распространения нейтронов
Защита от нейтронов
Материалы защиты АЭС
Материалы из элементов со средним значением атомной массы А
Подход к расчету и проектированию защиты на АЭС
Защита канальных реакторов
Защита корпусных реакторов
АЭС с реактором в ПНЖБ-корпусе
Защита от y-излучения оборудования и технологических сред
Радиационная обстановка и дозовые затраты персонала на АЭС
Радиационная обстановка
Облучаемость персонала
Пути уменьшения дозовых затрат
АЭС и внешняя среда
Образование и обработка отходов на АЭС
Распространение радиоактивных выбросов АЭС во внешней среде
Радиоактивные выбросы и сбросы действующих АЭС
Радиационная обстановка в районах размещения действующих АЭС
Предотвращение поступления радиоактивных веществ в окружающую среду при авариях на АЭС
Контроль радиационной безопасности АЭС
Технологический радиационный контроль радиационной безопасности
Дозиметрический радиационный контроль
Контроль активности жидких и газоаэрозольных отходов
Радиационный контроль в окружающей АЭС среде

Защита от излучений реактора, основного технологического контура и других источников излучений на АЭС должна обеспечить снижение плотности потока нейтронов и γ-излучение до значений, обеспечивающих в помещениях АЭС мощность дозы, регламентированную Санитарными правилами проектирования и эксплуатации АЭС — СП—АЭС—79. Согласно СП—АЭС—79 проектирование защиты должно вестись дифференцированно с учетом категории работающих лиц, характера выполняемой работы, ее продолжительности, назначения защищаемых помещений. Толщина защиты должна быть такой, чтобы в помещениях постоянного пребывания персонала (в течение всего рабочего дня) мощность эквивалентной дозы не превышала 1,4 мбэр/ч, в тех помещениях, где персонал находится не более половины рабочего времени,—2,8 мбэр/ч, во всех других помещениях, где работают лица категории А, но их работа непосредственно не связана с источниками ионизирующих излучений, — не более 0,1 мбэр/ч. Во всех остальных помещениях на территории АЭС, т. е. там, где работают лица категории Б, мощность эквивалентной дозы не должна превышать 0,03 мбэр/ч. Защита от излучений должна не только обеспечить безопасные условия работы персонала и лиц категории Б, но и снизить плотность потока излучений на конструкционные материалы, уменьшить радиационное тепловыделение в конструкционных материалах и материалах защиты до допустимого значения.
Проектирование защиты на АЭС обычно начинают с оценки источников излучения (основные источники излучений приведены в табл. 5.1), т. е. на основании опыта проектирования и эксплуатации АЭС, информации о подобных АЭС и оценочных расчетов определяют утечку излучений из основных источников. Эти данные позволяют примерно определить необходимую кратность ослабления плотности потока нейтронов и γ-излучения будущей защитой. Затем, зная технологическую схему АЭС и имея информацию об утечке нейтронов и γ-излучения из источников и требуемой кратности ослабления, можно сделать предварительную компоновку АЭС, т, е. разместить реактор и основное оборудование в здании АЭС. При разработке компоновки АЭС следует руководствоваться следующими общими принципами:
основные источники излучения располагать по возможности ближе один к другому, в одном здании или одной части здания АЭС;
оборудование, являющееся даже источником излучения, использовать как защиту от других, более мощных источников, защиту одного какого-либо оборудования использовать одновременно как защиту реактора или другого источника излучения;
оборудование, подлежащее более частому ремонту, чем другое» а также требующее периодических осмотров или контроля его состояния, располагать либо в отдельных защитных боксах, либо так, чтобы радиационная обстановка у этого оборудования определялась его излучением, а не излучением других источников;

Источники излучений (основные) на АЭС с реактором на тепловых нейтронах


Источники образования V-квантов или нейтронов

Активная зона реактора

Отражатель, защита реактора

Основной технологический контур реактора

на
мощности

останов
ленного

с На
мощности

останов
ленного

на
мощности

остановлен» но го

Мгновенные нейтроны деления

Основ
ной

Нет

Нет

Нет

Нет

Нет

Запаздывающие
нейтроны

Второсте
пенный

Основ
ной*

Нет

Нет

Основ
ной*

Основ
ной*

Фотонейтроны

Второсте
пенный

Второсте
пенный

Основ
ной**

Основ
ной**

Нет

Нет

Нейтроны активации

Второсте
пенный

Второсте
пенный

Второсте
пенный

Второсте
пенный

Основной

Нет

Мгновенное гамма-излучение деления

Основной

Нет

Нет

Нет

Нет

Нет

Гамма-излучение короткоживущих ПД

Основной

Нет

Нет

Нет

Практи
чески
нет

Практи
чески
нет

Гамма-излучение долгоживущих ПД

Второсте
пенный

Основной

Нет

Нет

Основ
ной*

Основной

Захватное γ-излучение

Основной

Нет

Основной

Нет

Второсте
пенный

Нет

Гамма-излучение неупругого рассеяния нейтронов

Второсте
пенный

Нет

Второсте
пенный

Нет

Нет

Нет

Гамма-излучение собственной активности теплоносителя

Второсте
пенный

Нет

Нет

Нет

Основной

Нет

Гамма-излучение активированных ПК

Второсте
пенный

Второсте
пенный

Нет

Нет

Основной

Основной

Гамма-излучение активированных конструкций

Второсте
пенный

Второсте
пенный

Второсте
пенный

Основной

Нет

Нет

* При работе реактора с негерметичными твэла ми. ** Если в составе отражателя есть ДаО. Be или ВеО.

оборудование, подлежащее ремонту и контролю, располагать так, чтобы обеспечивался к нему доступ, чтобы для операций с этим оборудованием не приходилось демонтировать другое оборудование или часть защиты;
обслуживаемые пульты управления оборудованием, устройства для контроля за его состоянием, двигатели и приводы к оборудованию (последнее — по возможности) располагать вдали от источников излучения или за защитой.
Соблюдение этих основных принципов соответствует требованиям СП—АЭС—79, позволяет сократить затраты на сооружение защиты на АЭС и уменьшить дозовые затраты персонала на ее обслуживание. При проектировании защиты и компоновке АЭС следует иметь в виду, что СП—АЭС—79 требуют так организовать технологические и ремонтные операции на АЭС, чтобы индивидуальная доза персонала была меньше ПДД по НРБ—76. Тогда персонал будет иметь резерв по облучению на случай ликвидации последствий аварийных ситуаций или резкого ухудшения радиационной обстановки на АЭС после многолетней эксплуатации.
Задача даже предварительной компоновки АЭС, т. е. задача размещения оборудования и защиты в здании АЭС, не из легких. Поэтому, если есть прототип и подробная о нем информация, то надо обязательно ею воспользоваться, так как это существенно облегчит решение задачи.
Предварительная компоновка оборудования и защиты позволяет перейти к более глубокой проработке проекта, которая сводится, главным образом к уточнению сведений об источниках излучения и уточнению толщины и состава защиты. Это в свою очередь может потребовать определенных изменений в компоновке, т. е. вопрос о компоновке оборудования и его защите решается, если можно так выразиться, методом последовательных приближений.
На заключительной стадии расчета и проектирования защиты на АЭС необходимо знать:

  1. тепловую мощность реактора, кампанию, состав активной зоны и ее конструкцию, конструкцию основных элементов активной зоны, материал отражателя, его размеры:
  2. физические параметры активной зоны, т. е. плотность потока нейтронов в активной зоне, ее распределение по радиусу и высоте, изменение распределения за время кампании, плотность потока нейтронов и его энергетическое распределение в начале и в конце кампании;
  3. состав и количество замедлителя и теплоносителя в активной зоне, их распределение в пределах корпуса (кожуха) реактора;
  4. технологическую схему АЭС с перечнем и конструктивным (с размерами) оформлением оборудования, материалы оборудования;
  5. характеристики теплоносителя на различных участках технологического контура, т. е. его физическое состояние, состав, допустимые примеси, температуру, скорость течения и время циркуляций;
  6. характеристики системы очистки теплоносителя: расход теплоносителя на очистку, состав и эффективность фильтров очистки, проектные протечки теплоносителя;
  7. частоту осмотров, ревизий, ремонтов оборудования и некоторые другие параметры и сведения, которые при необходимости должны быть известны в связи с разработкой конструкции защиты, проведением ее расчетов и выбором материалов.

Последовательность проведения расчетных и проектных работ по созданию защиты на АЭС может быть, принята следующей:

  1. Расчет плотности потока нейтронов и γ-излучения на поверхности активной зоны реактора. Данные об утечке излучений из активной зоны должны быть получены в групповом приближении, причем число групп должно быть таким, каким оно будет при расчете защиты.
  2. Расчет защиты корпуса реактора, или, как говорят, расчет тепловой защиты (для АЭС с корпусным реактором), энерговыделения в отражателе, замедлителе, корпусе или кожухе (для АЭС с канальным реактором). Корректировка состава и толщины тепловой защиты на основании сравнений данных расчета с допустимым флюенсом. Расчет утечки излучений за корпус или кожух реактора. Расчет выполняется в групповом приближении.
  3. Выбор материалов и очередности их размещения в основной защите реактора. Расчет пространственного распределения плотности потка нейтронов и у-квантов в защите в различных направлениях от центра активной зоны. Расчет проводят методом лучевого анализа в групповом приближении. Суть метода состоит в том, что рассматривают ослабление плотности потока излучения параллельными слоями, материалов защиты, расположенными перпендикулярно лучу. Расчет начинают с вычисления пространственного распределения плотности потока нейтронов и добиваются того, чтобы нейтроны всех энергетических групп создавали за защитой мощность дозы, совпадающую с долей допустимой мощности дозы, выделенной нейтронам. Далее вычисляют мощность дозы γ-излучения (из активной зоны и захватного)  и  сравнивают с долей, выделенной γ-излучению. Если совпадения нет, то корректируют состав или толщину защиты и повторяют расчеты, начиная с нейтронов. Расчет будет закончен тогда, когда мощность дозы за защитой совпадает с допустимой, возможно, при этом придется изменить доли.

Результаты расчета в наиболее сложных направлениях защиты полезно проверить с помощью двумерных программ или методом Монте- Карло. В таких случаях п. 1—3 выполняются одновременно.
Если в основной защите реактора кроме самого реактора размещены и другие источники излучения, то и они должны быть учтены в расчете. Это обычно источники γ-излучения — части технологического контура, и излучение этих источников участвует в заполнении доли.

  1. Расчет протечки за защиту реактора излучений по неоднородностям в защите, разработка мероприятий по снижению влияния натекающего излучения на радиационную обстановку за защитой, проверка (расчетная) действенности мероприятий.
  2. Расчет активности теплоносителя. В расчете учитывают все ее составляющие во время работы реактора на мощности, в том числе работы с негерметичными твэлами и во время останова реактора; расчет активности отложений на поверхностях оборудования, омываемых теплоносителем; в зависимости от типа реактора и допустимого количества негерметичных твэлов с разной степенью разгерметизации в составе отложений учитывают или не учитывают продукты деления.
  3. Расчет защиты оборудования работающего реактора и радиационной обстановки у оборудования технологического контура остановленного реактора. В этом расчете также учитывают влияние щелей, каналов и прочих неоднородностей в защите оборудования на радиационную обстановку за ней.
  4. Расчет защиты различных вспомогательных устройств и оборудования (перегрузочной машины, хранилища отработавших тепловыделяющих сборок и др.), в том числе разработка и расчет временных защит, сооружаемых у оборудования во время ремонтных и других работ.

Согласно СП-АЭС-79 результаты расчета защиты должны быть изложены в специальном разделе проекта АЭС «Радиационная безопасность АЭС.



 
« Основные технические характеристики турбогенераторов мощностью 50 МВт и более   Особенности металла центробежнолитых труб из стали 15Х1М1Ф »
электрические сети