Введение к работе
Актуальность работы. Учет и обеспечение требований радиационной безопасности при проектировании, эксплуатации и выведении из эксплуатации АЭС является одной из ключевых проблем успешного развития атомной энергетики в настоящем и будущем.
Накопленный опыт показаі, что основные проблемы обеспечения радиационной безопасности связаны непосредственно с проведением ремонта и обслуживания оборудования технологического контура и демоптажными работами с технологическим оборудованием при выведении из эксплуатации АЭС. Это определяется тем фактом, что в результате процессов радиоактивного загрязнения и активации нейтронами технологическое оборудование становится источником ионизирующего излучения со сложным компонентно-энергетическим составом и на 80% определяет дозовые нагрузки в течение всего жизненного цикла АЭС.
Кроме того, часть оборудования технологических контуров при выведении из эксплуатации АЭС может быть возвращена в повторное использование (после обследовашія, классификации и разделения на радиоактивное и нерадиоактивное) непосредственно или в качестве металлических отходов, что принесёт несомненный экономический эффект.
Поэтому разработка методов и средств для уменьшения облучаемости и дозовых нагрузок персонала за счет радиоактивности технологического оборудования на всех этапах жизненного цикла АЭС является актуальной задачей, ігмеющей научно-практігческое значение.
Целью диссертационной работы является обеспечение безопасности проведения ремонтных и демонтажных работ с оборудовшшем технологических контуров путем разработки методов прогнозирования и уменьшения дозовых затрат персонала на всех этапах жизненного щпсла АЭС.
Указанная цель достигается:
комплексным исследованием характеристик и процессов формирования полей гамма-излучения радиоактивного оборудования во время остановов реактора при планово-предупредительных ремонтах (ГТПР) и на этапе вывода из эксплуатации АЭС
разработкой алгоритма и программы расчета на ЭВМ полей гамма-излучения от радиоактивного оборудования вігутри технологических боксов с учетом ослабления теневыми защитными экранами
проведением расчетных исследований эффективности теневых экранов для защиты ремонтного и демонтажного персонала
использованием полученной информации для разработки рекомендаций по обеспечению безопасности проведения ремонтных и демонтажных работ в технологических контурах АЭС.
Научная новизна работы заключается:
в развитии расчетно-экспсриментального метода исследования характеристтж полей излучения и процессов их формирования в боксах с радиоактивным оборудовшшем при ПИР и окончательном останове реактора
в разработке алгоритма и программы расчета полей фотонного излучения от радиоактивного оборудования за теневыми экранами с учетом прямой и алъбедной составляющих, апробированной результатами сравнений с экспериментальными данными
в получешш новой оригинальной расчстно-экспериментальной информации на действующих и остановленных блоках АЭС с реакторами различных типов по пространственным распределениям полей фотонного излучения в боксах с радиоактивным оборудованием, определяющим облучаемость персонала в период ППР н демонтажных работ.
Практическая ценность работы состоит в разработке методов и средств снижения дозовых затрат персонала на различных этапах жизненного цикла АЭС. включающих прогноз радиационной обстановки по расчетным и экспериментальным данным, рекомендации по прішенешпо стационарных и передвижных теневых экранов для проектируемых, действующюс и остаїювлеїшьгх энергоблоков с реакторами различных типов.
Автор защищает:
результаты комплексных расчетно-экспериментальных исследований полей излучения радиоактивного оборудования во время ППР и на этапе вывода из эксплуатации для энергоблоков АЭС с реакторами различных типов
алгоритм и программу "Тень" по расчету полей фотонного излучения за теневыми защитными экранами
результаты исследований эффективности применения стационарных и передвижных теневых защитных экранов в боксах с радиоактивным оборудованием
и методы н средства уменьшения облучаемое персонала при проведении ремонтных и демонтажних работ с радиоактивным технологическим оборудованием на различных этапах жизненного цикла АЭС.
Внедрение результатов. Основные результаты исследований внедрены на Курской АЭС, в ВНИПИЭТ, использованы при организации и проведении комплексного радиационного обследования на Бшшбинской, Запорожской и Армянской АЭС.
Апробация работы. Основные положения и результаты работы доложены и обсуждены на: V Всесоюзной конференции по защите от ионизирующих излучений ядерно-технических установок (1989 г.), на конференции Ядерного Общества (1992 г.), на научных семинарах кафедры Строительства ядерных установок, опубликованы в 8 печатных трудах и использованы в 23 научных отчетах.
Структура диссертации. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения и выводов, списка использованных источников из /.-^.^-наименовашій и приложений. Общий объем диссертации, включая ^.с рисунков \\j таблиц, составляе'г/$^страннц.
