Исследование радиационных характеристик окончательно остановленных реакторных установок с ВВЭР тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Журбенко, Евгений Александрович

• Журбенко, Евгений Александрович
• кандидат технических наук
• 2011

Оглавление диссертации кандидат технических наук Журбенко, Евгений Александрович

ВВЕДЕНИЕ.

1. ПРОБЛЕМЫ ОСТАТОЧНОЙ РАДИОАКТИВНОСТИ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК НА СТАДИИ ВЫВОДА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ. ПОСТАНОВКА ЗАДАЧИ ИССЛЕДОВАНИЯ.

2. ОСНОВНОЙ ПОДХОД К ОПРЕДЕЛЕНИЮ РАДИАЦИОННЫХ ХАРАКТЕРИСТИК КОНСТРУКЦИЙ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК ПРИ ИХ ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ.

2.1. Вычислительный инструмент для определения радиационных характеристик реакторных установок. Выбор и обоснование.

2.2. Метод определения активности и мощности дозы конструкций реакторных установок при выводе из эксплуатации.

2.3. Анализ погрешностей вычислений.

3. РАСЧЕТНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ РАДИАЦИОННЫХ ХАРАКТЕРИСТИК КОНСТРУКЦИЙ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК С ВВЭР.

3.1. Удельная активность конструкций реакторных установок.

3.2. Интегральная активность конструкций реакторных установок.

3.3. Мощность дозы гаммы - излучения вблизи конструкций реакторных установок.

3.4. Радиоактивные отходы и материалы.

3.5. Расчетное исследование накопления массы радиоактивных отходов при выводе из эксплуатации.

3.6. Место и роль банка данных радиационных характеристик реакторных установок в базе данных для вывода из эксплуатации блока АЭС.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Исследование радиационных характеристик окончательно остановленных реакторных установок с ВВЭР»

Актуальность работы: обоснование безопасности работ по выводу из эксплуатации отработавших срок службы АЭС с типовыми реакторными установками ВВЭР-440 и ВВЭР-1 ООО и проектирование новых блоков АЭС с реакторными установками ВВЭР-1200 с учетом их последующего вывода из эксплуатации.

Цель работы: комплексное изучение активационных характеристик конструкций окончательно остановленных для вывода из эксплуатации РУ с ВВЭР. Разработка банка данных, который будет использоваться Генпроектантом, Главным конструктором и Научным руководителем при проектировании новых блоков АЭС с реакторными установками ВВЭР-1200, а также эксплуатирующей организацией для планирования работ и обоснования безопасности их проведения при подготовке к выводу из эксплуатации отработавших срок службы АЭС с типовыми реакторными установками ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

Задачи расчетных исследований:

- отработка вычислительного инструмента (компьютерных кодов и библиотек нейтронно-физических констант) для выполнения исследований;

- сбор и анализ радиационных параметров конструкций реакторных установок в зависимости от величины мощности, срока эксплуатации и выдержки после окончательного останова реактора: активационные характеристики элементов конструкций, вызванные облучением потоков нейтронов при эксплуатации установок;

- прогноз накопления массы радиоактивных отходов различных групп активности при выводе из эксплуатации блоков АЭС с РУ типа ВВЭР.

Научная новизна работы.

Научная новизна результатов работы заключается в следующем:

- применен современный эффективный расчетный комплекс для определения активности конструкций РУ с ВВЭР и массы радиоактивных отходов и материалов после окончательного останова РУ, с использованием которого получены новые данные по радиационным характеристикам для элементов конструкций АЭС с РУ с ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200;

- выполнен комплексный анализ результатов расчетных исследований;

- получен прогноз накопления радиоактивных отходов после окончательного останова действующих АЭС в России.

Практическая ценность работы.

Результаты исследований использованы:

- для формирования банка данных радиационных характеристик РУ с ВВЭР в составе базы данных для вывода из эксплуатации блока, которые необходимо иметь для каждой АЭС, что позволит осуществлять оптимальное

- при разработке практических рекомендаций и рабочих программ проведения работ по выводу из эксплуатации РУ с ВВЭР;

- при разработке в ОКБ «Гидропресс » технической документации в рамках проекта «АЭС-2006».

Личный вклад.

В представленной диссертационной работе полученные результаты являются итогом проведенных автором исследований. Работа выполнена в тесном контакте с сотрудниками НИЦ «Курчатовский институт», ОКБ «Гидропресс» и АЭП. На всех этапах выполнения диссертационной работы автор самостоятельно ставил и формулировал задачи исследований, принимал непосредственное участие в проведении комплекса исследовательских работ, разработке программ, обработке и анализе результатов, выпуске научных отчетов и подготовке докладов.

Основные положения, выносимые на защиту:

1. Современный эффективный расчетный комплекс, позволяющий получать радиационные характеристики элементов конструкций РУ.

2. Систематизированные результаты расчетных исследований радиационных характеристик элементов конструкций и массы РАО после окончательного останова блока АЭС с РУ типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

3. Систематизированные результаты расчетных исследований радиационных характеристик элементов конструкций и массы РАО после окончательного останова блока АЭС с РУ типа ВВЭР-1200 проекта АЭС-2006.

4. Прогноз накопления массы РАО различных групп активности при ВЭ АЭС в России на период 2016-2049гг. в соответствии с программой деятельности ГК «Росатом» на долгосрочный период (2009-2015гг.).

По материалам диссертации опубликовано 3 статьи в ведущих рецензируемых научных журналах. Диссертационная работа состоит из введения, трех глав, заключения и выводов, списка литературы из 44 наименований и 3 приложений. Общий объем диссертации, включая 19 рисунков и 34 таблицы, составляет 102 страницы.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Журбенко, Евгений Александрович

Основные результаты работы были представлены и обсуждены на:

- одиннадцатой научно-технической конференции молодых специалистов (Россия, Подольск, ОКБ «Гидропресс», 11-12 марта 2009г.);

- шестой международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (Россия, Подольск, ОКБ «Гидропресс», 26-29 мая 2009г.);

- первой международной научно-практической конференции "Вывод из эксплуатации объектов использования атомной энергии. Концептуальные аспекты и практический опыт" (Россия, Москва, «НИКИМТ», 2-5 июня 2009г.);

- седьмой международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (Россия, Москва, Концерн «Росэнергоатом», 26-27 мая 2010г.).

1. Концепция подготовки и вывода из эксплуатации энергоблоков атомных станций ОАО «Концерн Росэнергоатом, М. 2010 год.

2. Программа деятельности Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом» на долгосрочный период (2009-2015 годы). Утверждена постановлением Правительства РФ от 20 сентября 2008 г. № 705.

3. Енговатов И.А., Машкович В.П., Орлов Ю.В., Пологих Б.Г. и др. Радиационная безопасность при выводе из эксплуатации реакторных установок гражданского и военного назначения. М.: ПАИМС, 1999.

4. Атоян В.А., Былкин Б.К., Брагин Г.А. и др. Комплексное обследование 1-го энергоблока Армянской АЭС после прекращения эксплуатации. Атомная энергия, 1992, т.72, вып.4, с. 345-353.

5. Былкин Б.К., Довбенко A.A., Егоров А.Л., Машкович В.П. и др. Временные распределения наведенной активности РАО блока №1 Армянской АЭС. 2-я Всесоюзная конференция ЯО СССР, 25-28 июня 1991, Москва. Программа конференции, c.l 1.

6. Дубровский В.Б., Лавданский П.А., Енговатов И.А. Строительство атомных электростанций. Издание второе, исправленное и дополненное. Учебник для ВУЗов. Издательство АСВ, 2010, Москва.

7. Довбенко A.A., Кудрявцева A.B., Машкович В.П. и др. Наведенная активность и поле гамма-излучения продуктов активации в защите ИРТ МИФИ при снятии с эксплуатации. Атомная энергия, 1991, т.71, вып.5, с.431-436.

8. Борисов С.Е., Кудрявцева A.B., Лещенко A.B. и др. ВВЭР-500 как источник наведенной активности при снятии с эксплуатации. Атомная энергия, 1994, т.11, вып.4, с.314-318.

9. Борисов С.Е., Лысенко В.В., Машкович В.П. и др. Реперный полномасштабный макроскопический эксперимент и расчет мощности дозы активационного гамма-излучения в защите водо-водяного реактора. Атомная энергия, 1995, т.79, вып.2, с. 125-130.

10. Rhoades W., Mynatt F. The DOT III Two-Dimensional Discrete Ordinat Transport Code. ORNL-TM-4280, 1973.

11. Morrison G., Straker E., Odegaarden E. A coupled neutron and gamma-ray library for use in shielding calculations. Trans. Am. Nucl. Soc., 1972, v. 15, p.535.

12. Valenta V. VVER Type Nuclear Power Plant Decommissioning Problems. IAEA Advisory Group Meeting on "Design and Construction of Nuclear Power Plants to Facilitate Decommissioning", 13th to 17th February, 1995, Vienna.

13. Rhodes W. and Childs R. "The Tort Three-Dimensional Discreate-Ordinates Neutron/Photon Transport Code", ORNL-6268 Oak Ridge National Laboratory (1987).

14. Волощенко A.M., Крючков В.П. «КАТРИН-2.0 - программа для решения уравнения переноса нейтронов, фотонов и заряженного излучения методом дискретных ординат в трехмерной геометрии». Инструкция для пользователя. Отчет ИПМ им. М.В. Келдыша РАН, Москва, 2004.

15. Engle W. Jr. A Users Manual for ANISN. К-1693, 1967.

16. Bcholz J., Antonov S., Belousov S. BGL440 and BGL1000 Broad Group Neutron/Photon Cross-Section Libraries Derived from RNDF/B-VI Nuclear Data. INDC(BUL)-15, 1996.

17. Комплекс программ DOT III - ANISN с библиотекой констант BGL1000. Аттестационный паспорт № 234 от 18.09.07.

18. Программа MCU-REA/2 с библиотекой констант DLC/MCUDАТ-2.2. Описание применения и инструкция для пользователя. Отчет ИЯР РНЦ «Курчатовский институт», Москва, 2004.

19. Гуревич М.И., Руссков А.А., Волощенко A.M. "ConDat 1.0 - программа преобразования исходных данных из комбинаторной геометрии в растровую с использованием алгоритма трейсинга (tracing)". Инструкция для пользователя. Препринт ИПМ им. М.В. Келдыша РАН, № 12, 2007.

20. Волощенко A.M., Гуков C.B., Швецов A.B. "ARVES-2.5 - комплекс программ, обслуживающих файл макроконстант в формате FMAC-M для решения многогруппового уравнения переноса". Инструкция для пользователя. Отчет ИПМ им. М.В. Келдыша РАН, Москва, 2004.

21. Волощенко A.M. "IST3D 1.0 - утилита для конвертации заданного по-кассетно распределения плотности нейтронов деления на разностную r,3,z сетку с сохранением баланса нейтронов в ячейках сетки". Инструкция для пользователя. Отчет ИПМ им. М.В. Келдыша РАН, Москва, 2007.

22. Гуревич М.И., Руссков A.A., Волощенко A.M. "BurnDat - утилита для подготовки начальных данных о источнике деления в формате программы MCU на основе потвэльных и покассетных данных о выгорании, рассчитанных программами ПЕРМАК-А и БИПР-7А". Инструкция для пользователя. Отчет ИПМ им. М.В. Келдыша РАН, Москва, 2007.

23. Алешин С.С., Большагин С.Н., Томилов М.Ю. "Программа ПЕРМАК-А. Описание алгоритма. Описание применения". Отчет ИЯР РНЦ "Курчатовский институт", инв. № 32/1-24-107, Москва, 2007.

24. Томилов М.Ю., Большагин С.Н. "Программа БИПР7-А. Инструкция пользователя". Отчет ИЯР РНЦ "Курчатовский институт", Москва, 2007.

25. Журбенко Е.А. Научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы в обоснование проектов реакторных установок В-392М и В-491. Отчет о научно-исследовательской работе. Освоение программы КАТРИН с использованием дополнительного сервиса (заключительный). Усовершенствование комплекса программ расчета радиационной защиты. ОКБ «Гидропресс», 12.12.2008г.

26. Pescarini M, Orsi R., Borgia M.G., Martineiii T. "ENEA Nuclear Data Centre Neutron Trans-port Analysis of the VENUS-3 Shielding Benchmark Experiment", ENEA report SIEC KT-SCG-00013, Italy, 2001.

27. Волощенко A.M., Руссков A.A. Результаты распараллеливания вычислений в программах КАСКАД-С и КАТРИН для решения уравнения переноса в двумерной и трехмерной геометриях. Отчет ИПМ им. М.В. Келдыша РАН, Москва, 2009.

28. Библиотека групповых сечений активации для реактора типа ВВЭР-1000 "ACT-1000". 8624607.00513-018101, ОКБ "Гидропресс", 2000.

29. Библиотека групповых сечений активации примесных и следовых элементов для реактора типа ВВЭР-1000 "ACT PS-1000". 8624607.00535018101, ОКБ "Гидропресс", 2002.

30. Былкин Б.К., Егоров A.JL, Цофин В.И., Журбенко Е.А. Радиационные характеристики реакторных конструкций после окончательного останова АЭС с ВВЭР. Атомная энергия, 2009, т. 106, вып.1, с.56-59.

31. Машкович В.П., Кудрявцева A.B. Защита от ионизирующих излучений. Справочник, 4-е изд., перераб. и доп. - М.: Энергоатомиздат, 1995.

32. Кимель JI.P., Машкович В.П. Защита от ионизирующих излучений. Справочник, Изд. 2, М., Атомиздат, 1972.

33. Журбенко Е.А. Расчет радиационной защиты. Часть 6. Активность отходов при снятии с эксплуатации. Установка реакторная В-392М. ОКБ «Гидропресс», 19.12.2008г.

34. Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПОРО-2002). СП 2.6.6.1168-02. Минздрав России, Москва, 2003.

35. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010). Минздрав России, Москва, 2010.

36. Цофин В.И., Журбенко Е.А. Радиоактивные отходы при выводе из эксплуатации РУ с ВВЭР. Вопросы атомной науки и техники, серия: «Обеспечение безопасности АЭС», 2009, выпуск 25 «Реакторные установки с ВВЭР», с. 141-144.

37. Высоцкий В.JI. Научно-технические и нормативно-правовые проблемы создания системы обращения со слабоактивными отходами в Северозападном регионе России. Доклад на совещании экспертов МАГАТЭ, Оксфорд, 4-8 марта 2008г.

38. Bylkin В., Davydova G., Zverkov Yu., Krayushkin A. et. al. Induced radioactivity and waste classification of reactor zone components of the Chernobyl Nuclear Power Plant Unit 1 after final shutdown. Nuclear Technology, 2001, vol. 136, p. 76-88.

39. Былкин Б.К., Давыдова Г.Б, Краюшкин A.B., Шапошников В.А. Радиационные характеристики реакторных конструкций после окончательного останова АЭС с РБМК. Атомная энергия, 2004, т.97, вып.6, с.451-457.

40. Былкин Б.К., Журбенко Е.А. Радиоактивные отходы при выводе из эксплуатации АЭС с реакторными установками типа ВВЭР. МНТК-2010: Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики. Тезисы докладов. Москва, 26-27 мая 2010г., с. 255-256.

41. Былкин Б.К., Давыдова Г.Б., Журбенко Е.А. Радиоактивные отходы при демонтаже реакторных установок АЭС. Атомная энергия, 2011, т. 110, вып.З, с.171-172.

42. Былкин Б.К., Шапошников В.А., Тихоновский B.JI. и др. Использование информационных технологий при выводе из эксплуатации энергоблоков атомных станций. Атомная техника за рубежом, 2003, №5, с.3-11;

43. Черников О.Г., Шапошников В.А., Тихоновский B.JL, Былкин Б.К. Опыт разработки базы данных для вывода из эксплуатации блоков Ленинградской АС. Журнал «Росэнергоатом», 2005, № 9, с.30-31;

44. Тихоновский В.Л. Научно-методические и практические основы разработки и внедрения базы данных для вывода из эксплуатации блока АС с реакторной установкой РБМК-1000. Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук. М. 2009.