Введение к работе
Актуальность проблемы
На крайнем Северо-Востоке Российской Федерации с 1974 года успешно эксплуатируется Билибинская АТЭЦ, имеющая 4 энергоблока с водо-граФнтовыни реакторами типа ЭГП-в тепловой мощностью 63 МВт какдья. В настоящее время рассматривается вопрос о строительстве второй очереди БиАТЭО. призванной эанесТить блоки Первой очереди по пере вывода их иэ эксплуатации. Разворачиваются работы по строительству плавучей АС "Волнолон" с двумя реакторами АБВ-67-01. Перспективними планами предусматривается создание ряда других АС различного назначения небольшой модности, в первую очередь для размещения в районах Севера и Северо-Востока странн, где они являются наиболее конкурентоспособными по сравнению с источниками энергий Иа органическом топливе. При этом широко используется опыт, накопленный как при создании крупных АС. так и установок небольшой Косности - демонстрационных АС» исследовательских реакторов, транспортных установок М т.п.. В мире в целой также Наблюдается рост интереса к АС налоя и средней мощности. В ton числе ориентированных иа условия рынка раээиваювнхея страм. Рассматриваются возможности использования ядерных эНергоНсточнмкоп небольшой мощности и для нетрадиционных областей Применения, например, таких как опреснение морской йоды.
Обоснование безопасности, доказательство того «акта, что . ядерная энергетика представляет меньшую угрозу человеку и среде его обитания, чек энергетика Йа органической Топливе, является Важнейших условием дальнейшего развития отрасли. Когда хе рече ИДет о создании атомных станций Малой йоДОостй cACrfO М обеспечении их безопасности, ряд вопросов,'связанных со спецификой и оптимизацией конструктивных решений и условий разнесения, особенно актуален в силу того» что накопленный опыт разработок н эксплуатации для них относительно невелик.
В частности, можно отметить следующие области, где проведение дальнейших исследований по обоснованию безопасности АсИМ наиболее насущно в силу их мельией изученности !
поведение в аварийных условиях топлива и твэлов. н»
используемых в современных энергетических реакторах;
влияние специфичных дли АСНН Конструктивных и технологических решений Сестественная циркуляция теплоносителя, низкая энергонапряженность и т. д.Э на протекание аварийных процессов;
специфика формирования радиационной обстановки при нормальной работе И при авариях А СИМ, размещаемых в северных "районах, где условия рассеяния радиоактивности в окружающей среде отличны от условий Европейского региона;
оптимизация нормативных требований по критериям эффективности и безопасности-
Очевидно, что особенности, присущие ЛСМН в указанных выве областях, означают также. что н решение задач обеспечения радиационной безопасности, имеет определенную специфику по сравнению с решением аналогичных задач для Ножных АС.
Цм» работ.
Целью настоящей работы является разработка методологии анализа радиационной безопасности атомных станций налой мощности, включающей в себя:
модели Формирования источников поступления радиоактивных продуктов при авариях в системы. Технологические объемы и помещения АСММ, рекомендации по оценке выхода радионуклидов из теплоносителя и топлива реакторов станций малой мощности;
модели расчета протекания процессов теплоНассопереноса. включая расчет переноса радиоактивных продуктов в здании АС в аварийных условиях с учетом действия локализующих систем. Формирования источника выброса радиоактивности в атмосферу и оценки радиационной обстановки в обслуживаемых помещениях;
- методику расчета рассеяния радиоактивных продуктов в
атмосфере, загрязнения местности и дозовых нагрузок на на :=ление.
проживаете иа згой местности;
- рекомендации по анализу последствий аварийного облучения
населения, расчету функционалов риска с учетом проведения защитных
мероприятий.
- « -
Основные еадачи
Для достижения поставленных целей э работе были решены следующие задачи:
- проанализирована специфика ЛСММ с точки зрения конструктивных особенностей и предполагаеных условий размещения.
- проведен анализ современных методик и подходов к рассмотрению
пробленмы безопасности радиационно-опасных объектов,
изучены теоретические иетоды моделирования поведения радиоактивных продуктов в систеиах РУ и здании АС и в окружающей среде,
- проведен анализ экспериментальных результатов по изучению
переноса радиоактивных продуктов,
созданы модели и программные средства, позволяющие рассчитывать:
Формирование источника радиоактивности;
протекание теплофизических процессов в здании АСММ при
различных аварийных ситуациях;
перенос радиоактивных продуктов в здании АСММ;
радиационную обстановку в обслуживаемых помещениях
станции;
- распространение радиоактивного выброса в атмосфере и
Форнирование радиационной обстановки на местности вблизи АС;
- дозовые нагрузки и эффекты облучения для здоровья
населения с учетом защитных мероприятий.
- разработан подход к сопоставлению АСМН и крупных АС по
критериям риска для населения.
Научная ковнанв работы аакязчаетая а оледпщемі
- разработке модели Формирования величины выхода радионуклидов
в системы и помещения станции для наиболее представительных
аварийных ситуаций - аварий с течью теллоносилеля н аварий с
повреждением топлива, в тон числе иа основе выполнении*
экспериментальных исследований, получении количеств*, иимх
реконендаций ;
создании методики расчета процессов тепяоиасссобиея» я
помещениях атонной станини в аварийны* условиях, объединенной с
моделью переноса радиоактивных продуктов, позволяющее учитывать
действие локализующих систем, а также рассчитывать параметры
радиационной обстановки в обслуживаемых помещениях и анализировать
радиацнонню безопасность персонала; .
- методологии оценки безопасности населения, проживающего
вблизи ЛСММ, основанной на показателях радиационных последствий
облучения населения, с учетом различных сценариев защитных
поставарийных мероприятий;
- обосновании величины предельно допустимых аварийных выбросов
при различных удалениях населенных пунктов от АСММ, при которых не
потребуется эвакуация населения;
- разработке способа сопоставления АСММ и крупных АС по
критериям риска и выявлении основных особенностей АСММ с точки
зрения Форнирования радиационного риска для населения, проживающего
вблизи станции.
Практическая шшчшюоты
В результате выполнения работы проанализированы и систематизированы основные «акторы, специфичные для АСММ. могущие влиять на радиационную безопасность персонала и населения. Приведены количественные рекомендации для анализа поведения радиоактивных продуктов в теплоносителе, топливе, систенах локализации,-помещениях станции и в окружающей среде. Разработаны модели, позволяющие анализировать радиационную безопасность АСММ как при нормальной работе, так и различных, аварийных ситуациях. Созданы компьютерные програнны анализа нассопереноса радиоактивности в систенах и здании станция и в атмосфере, позволяющие эффективно проводить расчетные исследования в обоснование безопасности АСММ. С нспользованиен данных программ выполнен большой объем расчетных исследований протекания и последствий аварці таких АСММ. Как Первая в мире АЭС, Билибинская АТЭЦ С1 и 3 очереднЭ, плавучая АТЭЦ "Волнолон", АСММ с реакторными установками РУТА, РКМ. АТЭЦ-1ЭО, ЯТЭУ-М, "Елена" и другие. Разработанный програнмный комплекс внедрен в ФЭИ, передан в институт "Атоэнергопроект". ОКБМ, а также в Фирму "Энергопроякт" СБолгария}.
- в -
Использование разработанных методик И рекомендаций позволяет анализировать эффективность заложенных в проектах АСММ реиения по обеспечению радиационной безопасности, обоснованно подходить к выбору схемных решений систем локализации и размещению станции.
Слядугадав основные положения является предов-ом защита
1. Методика определений величины поступления радиоактивных
продуктов из теплоносителя и топлива реакторов в газовую среду в
аварийных ситуациях, рекомендации по оценке интегрального выхода в
различных ситуациях.
2. Методика pac4eta протекания аварийных процессов в
здании АС, включакяаая модели процессов теплонассоПереноса сред и
распространения радиоактивных Продуктов а технологических обьенах и
понещемийх с учетом действия1 Локализующих систем безопасности.
3. Модель расЧе+а радиационных характеристик при
Поступлении радиоактивности в атмосферу и последствия облучения
населений с учетом различных зааитНЫх мероприятии.
4. Результаты расчета предельно-допустимого выброса при
авариях на- АСММ при различных удалениях станций от населенных
Пунктов.
Э. Спссоб сопоставлений АСММ И круНных АС по критериям риска для населения.
АпроЗзцал рзОотй»
Основные положения и результаты, представленные в работе, докладывались!
1. На Всесоюзной научМо-ИрактнческоЙ конференции по безопасности АС С Москва, 1999 5
Є. texMH4ecKM* комитетах-семинарах МАГАТЭ по анализу безопасности е ПоНоаЬю компьютеров С Берлин, 1989, Москва, 1990 Э
3. Семинаре специалистов стран СЭВ по "Разработке и
внедрению методов й средств оперативной оценки и Мероприятий ПО
защите Населения при ядерной аварии" С Варна, 1940 Э
4. Международном семинаре Ядерного общества " Автономні-'»
атонны»? энергоисточники малой Мощности Для деЦентрялизорчнмог"
тепло- электроснабжения" СМосква. 1991Э
s. Технической конитете МАГАТЭ "Руководства по вероятностной оценке последствий аварий" СВена, lbJS3
6. Ежегодной конференции Ядерного общества СНияния
Новгород, 1993}
7. Обнинской симпозиуме XV Менделеевского съезда СОбнмнск,
І9933
Основные результаты работ представлялись также на ряде отраслевых семинаров и совещания и встреч с иностранными специалистани.
По теие диссертационной работы автором опубликовано 10 печатных работ, выпущено более 30 отчетов ФЭИ.
Структура и объем дасоертвции.
Диссертационная работа состоит из введения, пяти глав И заключения; изложена на 311 страницах, содержит 137 ссылок На использованные литературные источники.
В диссертации рассмотрен круг вопросов. связанных с обоснованием 'радиационной . безопасности атонных " станция налоя мощности, предназначенных для использования в ' районах Севера и Северо-Востока -страны. Представлены разработанные модели для определения источника выхода радиоактивных . продуктов за пределы барьеров локализации, расчета условия протекания аварийных Процессов переноса радиоактивных продуктов в пределах станции и на прилегающей к станции местности, а также модели определения доэовых Нагрузок и последствий облучения персонала и Населения, проживающего вблизи станции. Изложены результаты исследований влияния специфики АСММ на обеспечение безопасности населения при их размещении. вблизи населенных пунктов.
Введение содержит обоснование актуальности тены работы, определяет цели и задачи исследований и практическую значимость полученных результатов. Приведен краткий обзор исследований в области обоснования радиационной безопасности объектов атонной
энергетики.
