Развитие и применение методов вывода из эксплуатации ядерных установок на примере исследовательского стенда CO-2M тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат наук Щепелев, Роман Михайлович

• Щепелев, Роман Михайлович
• кандидат наук
• 2014

Оглавление диссертации кандидат наук Щепелев, Роман Михайлович

Содержание

Список терминов и определений

Введение

Глава 1. Текущая ситуация с выводом из эксплуатации исследовательских ядерных установок в России и за рубежом

1.1. Основные типы исследовательских ядерных установок и их особенности

1.2. Особенности и технологические ограничения при выводе из эксплуатации исследовательских ядерных установок

1.3. Постановка задачи на создание оптимальной методики и инструментальных средств вывода из эксплуатации и конверсии исследовательских ядерных установок на завершающем этапе их жизненного цикла на примере подкритического стенда СО-2М

Глава 2. Разработка методов выбора диагностирования оптимальных по заданному набору критериев методов и инструментальных средств вывода из эксплуатации и конверсии исследовательских ядерных стендов на завершающем этапе их жизненного цикла на примере

подкритического стенда СО-2М

2.1. Производственная площадка подкритического стенда СО-2М

2.2. Описание подкритического стенда СО-2М

2.3. Описание методики выбора критериев и инструментальных средств вывода из эксплуатации подкритического стенда СО-2М ОАО

2.3.1. Основные результаты комплексного инженерного обследования ПКС СО-2М для обоснования выбора критериев

2.3.2. Основные результаты радиационного обследования ИЯУ СО-2М для обоснования выбора критериев

2.3.3. Анализ возможных аварий при выводе из эксплуатации ИЯУ

2.3.4. Особенности демонтажа активной зоны ПКС СО-2М

2.3.5. Перечень и выполнение технологических операций по погрузке в ТУК и вывозу ядерных материалов ПКС СО-2М

2.3.6. Переработка активной зоны ПКС СО-2М

2.3.7. Инженерное обследование строительных конструкций корпуса и рабочих помещений ПКС СО-2М, после вывоза облученного ядерного топлива

2.3.8. Радиационное обследование рабочих помещений ПКС СО-2М после вывоза облученного ядерного топлива

2.3.9. Изготовление защитного транспортного контейнера для отработавших нейтронных источников (изотоп СГ -252)

2.3.10. Извлечение и отправка нейтронных источников

2.3.11. Выполнение работ по демонтажу, сбору, сортировке, фрагментации удаляемых радиоактивных отходов и дезактивации загрязненного оборудования

2.4. Выводы по результатам создания методики выбора критериев и инструментальных средств вывода из эксплуатации ПКС СО-2М

Глава 3. Методики расчета дозовых нагрузок при эксплуатации подкритического стенда СО-2М на завершающем этапе его жизненного цикла

3.1. Оценка мощности дозы и дозовых нагрузок при демонтаже активной зоны

2.3.12. Расчет по инженерным методикам

2.3.13. Расчет по программе MCNP

3.2. Определение размеров защитного транспортного контейнера для отработавшего закрытого нейтронного источника (изотоп Cf - 252)

3.3. Результаты расчета

Глава 4. Конверсия подкритического стенда СО-2М ОАО «ВНИИХТ» и условия его применения по новому назначению

4.1. Основные возможности конверсии подкритического стенда СО-2М

ОАО «ВНИИХТ» в текущий период развития атомной отрасли

4.2. Перспективные предложения по конверсии подкритического стенда СО-2М

ОАО «ВНИИХТ» и возможные пути их реализации

4.3. Выводы

Основные выводы

Литература

Приложение 1. Расчет биологической защиты ПКС СО-2М

Приложение 2. Исходные данные для расчета биологической защиты ПКС СО-2М

Приложение 3. Справочные материалы

Приложение 4. Стадии и этапы проекта

Приложение 5. Расчет финансовых показателей проекта

Приложение 6. Копия титульного листа научно-технического отчета № ТИ/4395 от 01.09.2009 г

Приложение 7. Копия титульного листа научно-технического отчета № ТИ/4811 от 24.11.2011 г

Приложение 8. Копия титульного листа методических рекомендаций по обоснованию безопасности работ по выводу из эксплуатации подкритического стенда СО-2М № 21-03/411 от 01.12.11 г

Список терминов и определений

Активная зона ИЯУ - часть исследовательского реактора, критической сборки или подкритической сборки с размещенными в ней ядерными материалами (ядерным топливом) и другими элементами, необходимыми для поддержания цепной реакции деления. В составе активной зоны ИЯУ могут быть замедлитель, теплоноситель, средства воздействия на реактивность, экспериментальные устройства.

Безопасность ИЯУ ядерная, радиационная - свойство ИЯУ при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии, ограничивать радиационное воздействие на работников (персонал), население и окружающую среду установленными пределами.

Вариант вывода из эксплуатации исследовательской ядерной установки -один из способов достижения заданного конечного состояния ИЯУ и ее площадки при выводе из эксплуатации ИЯУ.

Вывод из эксплуатации ИЯУ - деятельность, осуществляемая после удаления ядерных материалов с площадки ИЯУ, направленная на достижение конечного состояния ИЯУ и ее площадки.

Исследовательская ядерная установка - ядерная установка, включающая исследовательский ядерный реактор и критический ядерный стенд, или подкритический ядерный стенд с комплексом сооружений, систем, экспериментальных устройств и необходимыми работниками (персоналом), располагающаяся в пределах определенной проектом территории и предназначенная для получения и использования нейтронов и ионизирующего излучения в исследовательских или других целях, определенных проектом.

Источник нейтронов внешний - периодически устанавливаемое (извлекаемое) в активную зону при эксплуатации ИЯУ в режиме пуска и работы на мощности испускающее нейтроны устройство, предназначенное для увеличения плотности потока нейтронов в активной зоне ИЯУ.

Комплексное инженерное и радиационное обследование ИЯУ — комплекс мероприятий, направленных на получение информации о техническом состоянии зданий, сооружений, строительных конструкций, оборудования и систем, а также о радиационной обстановке в помещениях и на территории площадки ИЯУ, необходимых для разработки Принципиальной программы вывода из эксплуатации ИЯУ и проекта вывода из эксплуатации ИЯУ.

Обеспечение качества — планируемая и систематически осуществляемая деятельность, направленная на то, чтобы любые работы на этапах выбора площадки, проектирования, конструирования и изготовления оборудования, сооружения, ввода в эксплуатацию, эксплуатации и вывода из эксплуатации ИЯУ выполнялись установленным образом, а их результаты удовлетворяли предъявляемым к ним требованиям.

Первый контур исследовательского реактора - комплекс каналов (полостей) в активной зоне гетерогенного исследовательского реактора, трубопроводов и теплообменников, содержащих теплоноситель для охлаждения активной зоны или корпус гомогенного исследовательского реактора с раствором ядерного материала и трубопроводы, по которым циркулирует раствор ядерного материала.

Площадка ИЯУ - определенная проектом ИЯУ территория вместе с сооружениями и зданиями или помещения отдельных зданий, где расположена выводимая из эксплуатации ИЯУ. Общие с другими ИЯУ сооружения, здания и помещения и т.п. не относятся к площадке, выводимой из эксплуатации ИЯУ.

Принципиальная программа вывода из эксплуатации ИЯУ - документ, включающий в себя описание состояния площадки ИЯУ после завершения работ по выводу из эксплуатации ИЯУ, основные организационные и технические мероприятия по реализации выбранного варианта вывода из эксплуатации ИЯУ, перечень и последовательность выполнения основных работ.

Проект вывода из эксплуатации ИЯУ — документ, разработанный с учетом результатов комплексного инженерного и радиационного обследования ИЯУ и положений Принципиальной программы вывода из эксплуатации ИЯУ, в котором определены конкретные виды работ по выводу из эксплуатации ИЯУ с указанием технологий и последовательности их выполнения и необходимых людских, финансовых и материально-технических ресурсов, а также мер по обеспечению безопасности работ.

Пуск физический ИЯУ - этап ввода ИЯУ в эксплуатацию, включающий загрузку ядерных материалов в активную зону и экспериментальное определение нейтронно-физических характеристик ИЯУ.

Рабочий орган СУЗ - средство воздействия на реактивность, изменением положения или состояния которого в активной зоне или в отражателе ИЯУ обеспечивается изменение реактивности.

Рабочие программы вывода из эксплуатации ИЯУ - документы, разработанные на основе Принципиальной программы вывода из эксплуатации ИЯУ и проекта вывода из эксплуатации ИЯУ с учетом текущей радиационной обстановки на площадке ИЯУ, в которых для конкретного помещения, здания или участка на площадке ИЯУ определяются необходимые условия для начала работ по выводу из эксплуатации ИЯУ, технология и последовательность их выполнения, организационные и технические мероприятия по обеспечению безопасности, исполнители работ, а также в соответствии с установленными контрольными уровнями определяются допустимые дозы облучения работников (персонала) и допустимые выбросы (сбросы) радиоактивных веществ (РВ) в окружающую среду при выполнении конкретных работ.

Разработчики проекта ИЯУ - организации, разрабатывающие проект ИЯУ.

Реактор ядерный исследовательский - устройство для экспериментальных исследований, состав и геометрия которого позволяют осуществлять управляемую ядерную реакцию деления, эксплуатируемое на мощности,

требующей принудительного охлаждения и (или) оказывающей влияние на его нейтронно-физические характеристики.

Реакторная установка - ИЯУ, в составе которой используется исследовательский реактор.

Режим окончательного останова - режим эксплуатации ИЯУ, при котором производится подготовка к выводу из эксплуатации ИЯУ, включающий выгрузку ядерных материалов из активной зоны ИЯУ и их удаление с площадки ИЯУ.

Сборка подкритическая - устройство для экспериментального изучения характеристик и параметров размножающей нейтроны среды, состав и геометрия которой обеспечивают затухание цепной реакции деления в отсутствии внешних источников нейтронов.

Системы, важные для безопасности - системы, отказы которых или неправильное обращение с которыми при выполнении работ по выводу из эксплуатации ИЯУ приводят или могут привести к аварии.

Стенд подкритический - ИЯУ, в составе которой используется подкритическая сборка.

Эксплуатация ИЯУ - деятельность, направленная на достижение безопасным образом цели, для которой сооружалась ИЯУ, включая набор критической массы, работу на заданной мощности, проведение экспериментов, остановы ИЯУ, обращение с ядерными материалами и источниками радиационного излучения, техническое обслуживание, ремонт и другую связанную с этим деятельность.

нннвннни

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Развитие и применение методов вывода из эксплуатации ядерных установок на примере исследовательского стенда CO-2M»

Введение

Актуальность проблемы

В реальной практике деятельности предприятий атомной промышленности наблюдаются процессы, которые не нашли достаточного научного объяснения, чтобы воплотиться в нормах жизнедеятельности отечественного ядерно-энергетического комплекса (ЯЭК), особенно это касается проблемы ликвидации последствий от негативных аспектов объектов использования атомной энергии (ОИАЭ). Такие обстоятельства требуют улучшения диагностического анализа влияния негативных факторов внешней и внутренней среды на состояние ОИАЭ и создание новых методов, механизмов и инструментальных средств для ликвидации вредных последствий их практического использования.

В середине прошлого столетия в нашей стране и за рубежом было спроектировано, построено и введено в эксплуатацию значительное число исследовательских ядерных реакторов и стендов. К настоящему моменту многие из них исчерпали свой проектный ресурс. В сложившейся ситуации актуальной, имеющей существенный экономический аспект, является задача конверсии отработавших ресурс исследовательских ядерных установок. Конверсию можно реализовать несколькими способами: путем модернизации и последующего использования по новому назначению систем и элементов выработавших ресурс исследовательских ядерных установок (ИЯУ), обоснованного продления их проектного срока службы и, наконец, вывода из эксплуатации с утилизацией радиоактивных и промышленных отходов за счет проведения реабилитационных мероприятий.

Научная проблема ликвидации вредных для окружающей среды, жизни и здоровья людей последствий эксплуатации ОИАЭ в условиях текущих рыночных отношений в российском ЯЭК обусловлена во многом существующими требованиями по обеспечению безопасности ОИАЭ. Поэтому

задача научного обоснования полноты и достаточности технологических процессов и самих методов, средств ликвидации вредных для окружающего среды, жизни и здоровья людей последствий эксплуатации ОИАЭ приобрела новые черты из-за существенного увеличения уровня изменчивости и влияния неопределенности процессов развития и применения методов вывода из эксплуатации ИЯУ. Развитие и постоянное улучшение методов, инструментов и различных средств практической деятельности по выводу из эксплуатации исследовательских ядерных реакторов и стендов является составной частью системы управления безопасностью национальным ядерным энергетическим комплексом. Эта система должна превентивно обеспечивать целенаправленное воздействие на факторы и условия хозяйственной деятельности, от состояния которых зависит результативность работы конкретного предприятия и национальная безопасность страны. Этим обусловливается актуальность выбора темы настоящего диссертационного исследования и поиска новых путей решения задач по конверсии исследовательских ядерных реакторов и стендов на основе современных требований безопасности при эксплуатации ОИАЭ.

Цель и задачи исследования

Целью настоящей работы явилось создание метода выбора инженерных способов и инструментальных средств вывода из эксплуатации и конверсии исследовательских ядерных установок и практическая реализация данного метода на примере подкритического стенда СО-2М.

Для достижения указанной цели в работе решены следующие задачи.

1. Проанализированы известные ранее методы и средства вывода из эксплуатации исследовательских ядерных установок России.

2. Уточнены методы диагностики состояния ИЯУ и предложены технологии и средства конверсии ядерных установок исследовательского назначения на примере подкритического стенда СО-2М.

3. Выполнены работы по диагностике, демонтажу активной зоны и реабилитации производственных помещений подкритического стенда СО-2М с дезактивацией вспомогательного оборудования, сортировкой и подготовкой к утилизации образовавшихся радиоактивных отходов.

4. Разработаны предложения по созданию на освободившихся площадях ИЯУ нового поколения с повышенным уровнем безопасности.

Научная новизна работы

1. Впервые выполнена и апробирована разработка комплексного метода - уникального технологического инструментария вывода из эксплуатации подкритического стенда с уран-полиэтиленовой активной зоной, который обладает свойством инвариантности для пока еще действующих исследовательских ядерных стендов, например ФС-2, ПС-1 и др.

2. Впервые выработаны рекомендации конверсии исследовательского ядерного стенда СО-2М ОАО «ВНИИХТ» и предложены способы дальнейшего использования части его систем и элементов путем реализации разрабатываемого проекта электроядерной установки под задачи использования нейтронного потока для решения материаловедческих задач и накопления информации для пополнения базы данных в указанной предметной области знаний.

Практическая значимость полученных результатов

Практическая значимость и ценность работы заключается в:

•получении новых научных данных, необходимых для правильного решения инженерных задач конверсии исследовательских реакторов и стендов, в том числе подкритического стенда СО-2М ОАО «ВНИИХТ;

•обосновании возможности обеспечить комплексное использование пучка заряженных частиц (с реализацией вариации энергии пучка) вместе с нейтроноактивационным и рентгено-флуоресцентным анализом, что открывает перспективу проводить исследования технологических образцов с использованием обратного резерфордовского рассеяния заряженных частиц от поли- и монокристаллических мишеней; проводить исследования с применением мгновенных ядерных реакций типа (р,у), (р,а) и др., решать задачи исследования пленочных структур, в том числе при разработке тонкопленочных технологий в энергетике (например, в солнечной энергетике с применением микроморфных покрытий - тонких пленок на основе кремния);

•обосновании целесообразности конверсии исследовательского ядерного стенда СО-2М ОАО «ВНИИХТ», что позволит проводить качественный и количественный анализ изучаемых образцов при разработке и усовершенствовании технологии получения ядерных материалов (нитрид урана из металла и оксидов различной стехиометрии), их переработки и утилизации;

•подготовке технического предложения для создания электроядерной установки на базе выведенного их эксплуатации стенда СО-2М ОАО «ВНИИХТ».

Практическая и научная значимость результатов настоящей диссертации подтверждается разработанными методическими рекомендациями, использованными в ОАО «ВНИИХТ» по обоснованию безопасности вывода из эксплуатации подкритического стенда СО-2М.

Основные положения, выносимые на защиту

1. Разработанные методики конверсии исследовательского ядерного стенда СО-2М ОАО «ВНИИХТ и их обобщение для ликвидации ядерного наследия ИЯУ подобного типа.

2. Разработанные методы, инструментальные средства и технологии для вывода из эксплуатации исследовательского ядерного стенда СО-2М ОАО «ВНИИХТ».

3. Разработанные положения и рекомендации по конверсии исследовательского ядерного стенда СО-2М ОАО «ВНИИХТ» путем его модернизации в новое состояние современной электроядерной установки на основе современных требований безопасности при эксплуатации ОИАЭ.

4. Результаты практического применения методов, инструментальных средств и технологий для вывода из эксплуатации исследовательского ядерного стенда СО-2М ОАО «ВНИИХТ».

5. Результаты конверсии подкритического стенда СО-2М и условия его применения по новому назначению.

Апробация работы

Основные результаты исследований доложены на следующих российских и международных научных конференциях и семинарах: VI Международный ядерный форум «Безопасность ядерных технологий: правовое и кадровое обеспечение инновационного развития атомной отрасли», Санкт-Петербург, 2011; XIII, XIV Российское совещание «Безопасность исследовательских ядерных установок России», Димитровград, 2011, 2012; Конференция «Атомэко-2011», Москва, 2011; Отраслевой семинар-совещание по обсуждению вопросов, связанных с обеспечением безопасности и повышением эффективности использования экспериментальной базы атомной энергетики Госкорпорации «Росатом», Обнинск, 2011; Отраслевой семинар-совещание по вопросам вывода из эксплуатации объектов ядерного топливного цикла России, Обнинск, 2011; Научная сессия НИЯУ МИФИ, Москва, 2012; Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», Москва, 2012; Конференция «Вывод-2012» в рамках выставки «АтомЭко-2012», Москва, 2012; 10-я Курчатовская

молодежная научная школа, Москва, 2012; Конкурс «УМНИК», Москва, НИЦ «Курчатовский институт», 2012.

Публикации по теме диссертации:

По теме диссертации опубликовано 8 научных работ, в том числе 4 в рецензируемых научно-технических журналах, рекомендованных ВАК.

Достоверность научных результатов и выводов определяется приоритетными публикациями в признанных научных изданиях и публичной апробацией работы на различных научных форумах: конференциях, отраслевых совещаниях, инновационных и инвестиционных комитетах Госкорпорации «Росатом», а также научно-техническими отчетами и методическими рекомендациями фонда ОАО «ВНИИХТ» по обоснованию безопасности вывода из эксплуатации подкритического стенда СО-2М.

Структура. Диссертация включает введение, 4 главы, заключение, список использованной литературы, включающий 14 источников, 8 приложений. Общий объем текста диссертации составляет 144 машинописных страниц (с учетом приложений), включая 7 таблиц и 66 рисунков.

Личный вклад автора заключается в совершенствовании методологических положений и пополнении базы знаний, направленных на повышение качества формирования методов и механизмов, важных для устойчивого развития методологии конверсии ОИАЭ в составе промышленных и энергетических предприятий ЯЭК; в разработке комплексного метода оценки эффективности мероприятий по выводу из эксплуатации исследовательской ядерной установки СО-2М и модернизации производственной площадки ОАО «ВНИИХТ» в разрезе управления внутрифирменной стратегией устойчивого научного и экономического развития научно-исследовательской организации атомной отрасли.

Глава 1. Текущая ситуация с выводом из эксплуатации исследовательских ядерных установок в России и за рубежом

В наши дни исследовательские ядерные реакторы являются основными источниками интенсивных потоков нейтронов - точно так же, как ускорители заряженных частиц являются источниками быстрых электронов и протонов.

Общее число исследовательских реакторов в мире продолжает увеличиваться; они играют важную роль во многих фундаментальных отраслях науки и еще большую - в развитии ядерной техники.

1.1. Основные типы исследовательских ядерных установок и их

особенности

Первый в мире реактор (Chicago Pile - 1, СР-1) был построен в 1942 г. К этому времени обогащение урана еще не было поставлено на промышленную основу, и в качестве реакторного топлива можно было использовать лишь природную смесь изотопов U238 и U-235 [1]. Тяжелая вода также была веществом экзотическим и чрезвычайно дефицитным. По существу выбора не было: реактор СР-1 мог быть сооружен только из природного урана и ядерно-чистого графита.

Первый реактор не был снабжен системой принудительного охлаждения, его мощность составляла всего ~ 200 Вт, а средний по активной зоне поток тепловых нейтронов ~ МО7 н/см2-с. Сегодня такие параметры кажутся более чем скромными. И, тем не менее, это был мощный, принципиально новый и чрезвычайно перспективный источник нейтронов, открывший путь для осуществления многих физических экспериментов.

Пуск реактора СР-1 доказал возможность осуществления цепной реакции в системе природный уран + графит. Поэтому его можно считать критической сборкой. Он послужил физической моделью будущих мощных реакторов для переработки U-238 в Ри-239, поэтому его можно считать экспериментальным реактором или прототипом. Наконец, он использовался в качестве источника нейтронов для проведения различных физических исследований и содержал

семь каналов, предназначенных для облучения фольги, поэтому, его можно считать исследовательским реактором.

Первый реактор представлял собой штабель (отсюда термин pile) из блоков урана и графитовых призм. Увеличение мощности последующих реакторов (и особенно мощности, приходящейся на единицу веса топлива) потребовало создания специальной системы охлаждения урановых блоков (тепловыделяющих элементов - ТВЭЛов). Впервые принудительный теплоотвод был реализован в реакторе Х-10. Прокачка воздуха позволила довести его мощность до 3800 кВт, а средний поток тепловых нейтронов — до 5-1011 н/см2 -с.

Использование в качестве замедлителя тяжелой воды, обладающей минимальным сечением поглощения нейтронов, позволило сделать следующий важный шаг — уменьшить загрузку естественного урана до ~ 3 т и увеличить отношение потока тепловых нейтронов к мощности приблизительно в 15 раз по сравнению с уран-графитовыми реакторами.

После того как было налажено разделение изотопов урана (1944 г.), начался новый этап в реакторостроении. В частности, использование обогащенного урана дало возможность применить в качестве замедлителя обычную воду, что позволило резко сократить размеры активных зон и сделать реакторы гораздо компактнее. Критическая загрузка высокообогащенного урана может быть меньше 1 кг (это зависит от замедлителя, отражателя и конструкции активной зоны), а отношение потока тепловых нейтронов к мощности может быть в 20 и более раз выше, чем в тяжеловодных реакторах с природным ураном.

Обогащенный уран позволил использовать также конструкционные материалы с довольно большим сечением поглощения нейтронов. Кроме того, появилась возможность создавать реакторы на быстрых нейтронах.

В 1946 г. в Институте атомной энергии им. И. В. Курчатова был введен в действие первый советский реактор. В нем в качестве топлива использовался

естественный уран, преимущественно в виде металлических блоков диаметром 30-40 мм, и небольшое количество брикетов из окиси урана (на периферии активной зоны). Замедлителем и отражателем служил графит. Форма активной зоны была близка к сферической (радиусом 3 м). Непрерывный отвод выделяющейся энергии не предусматривался. Однако за счет большой теплоемкости системы удавалось кратковременно поднимать мощность до нескольких тысяч киловатт. При таких больших мощностях было обнаружено явление саморегулирования реактора: после извлечения поглощающего стержня мощность увеличивалась до некоторого предела, а затем начинала падать. Это происходило вследствие того, что по мере нагревания урана, а затем и графита эффективный коэффициент размножения нейтронов уменьшался и в какой-то момент становился меньше единицы. Таким образом, реактор оказывался взрывобезопасным.

Реактор позволил осуществить более тщательный контроль чистоты и качества материалов (в первую очередь графита). Это сыграло существенную роль при сооружении последующих, более совершенных реакторов. На реакторе впервые в Советском Союзе были получены в заметных количествах искусственные изотопы. В дальнейшем ими снабжались другие отрасли науки и техники.

Опыт, полученный на первом советском реакторе, и проведенные на нем исследования позволили перейти к проектированию и постройке других реакторов.

Первый мощный ядерный реактор (BGRR - Брукхейвенский графитовый исследовательский реактор), предназначенный специально для осуществления обширного плана исследований, был построен в 1950 г. (США) [2]. Конструкция реактора была обусловлена стремлением использовать доступные материалы (чистый графит и естественный металлический уран). Задача

проекта стояла в получении максимального потока тепловых нейтронов ~

12 2

5-10 н/см -с, а для этого требовалась (при выбранной конструкции) мощность

~ 30 000 кВт. Экспериментальные устройства включали 30 горизонтальных

16

каналов сечением 100 см2, пневмопочту для быстрой пересылки облучившихся в течение короткого времени образцов к «горячим» лабораториям, туннель квадратного сечения (61x61 см) для облучения подопытных животных и т.д. На реакторе производились радиоактивные изотопы и кобальтовые источники.

Следующий шаг в развитии исследовательских реакторов был сделан в 1952 г. К этому времени в различных странах начинают разрабатывать проекты атомных электростанций. В связи с этим возникает необходимость детального изучения радиационной стойкости различных материалов и прежде всего топливных композиций. Почти одновременно начали работать американский реактор для испытания материалов (MTR) и советский реактор для физических и технических исследований (РФТ). Это были первые реакторы, предназначенные не только для физических, но и для материаловедческих исследований.

В реакторе MRT топливом служил обогащенный уран, замедлителем и теплоносителем - обычная вода, а отражателем - бериллий. Мощность реактора равнялась 30 ООО кВт, средний поток тепловых нейтронов в активной зоне составлял 2-1014 н/см2-с, а максимальное значение потока в отражателе 5-1014 н/см2 -с. Реактор предназначался для изучения свойств конструкционных материалов в полях нейтронного и гамма-излучений, проведения физических исследований и производства радиоактивных изотопов. В реакторе имелись каналы для исследования ТВЭЛов.

Реактор РФТ имел мощность 10 000 кВт, а максимальный поток тепловых нейтронов в активной зоне - 8-1013 н/см2 -с. В качестве топлива использовался обогащенный уран, в качестве замедлителя - графит и вода. Физические исследования выполнялись на электронных пучках. Пять каналов большого диаметра имели автономные циркуляционные контуры и предназначались для исследования рабочих каналов энергетических ядерных реакторов. Каналы меньшего диаметра предназначались для исследования опытных образцов и ТВЭЛов в условиях облучения [2].

Опыт создания и использования исследовательских реакторов выявил неудобства совмещения физических и технических экспериментов. Радиоактивные загрязнения, связанные с выходом из строя испытываемых ТВЭЛов. Приводят к повышенному фону и затрудняют проведение физических экспериментов. С другой стороны, для наладки аппаратуры при подготовке физических экспериментов требуется довольно длительная работа реактора на малой мощности, а это задерживает проведение технических исследований. Поэтому в Советском Союзе после РФТ реакторы проектировались специально для проведения определенного круга экспериментов. Для исследования ТВЭЛов были созданы реакторы МР (1963 г.) и МИР (1966 г.), для физических исследований - ВВР-М (1959 г.), для химических исследований - ВВР-Ц, для получения трансурановых изотопов - СМ-2 (1961 г.) [2].

С 1956 г. Во многих странах мира началось интенсивное строительство исследовательских реакторов. Широкое распространение получили гетерогенные реакторы с водяным замедлителем и теплоносителем и, в частности, бассейновые реакторы. Основные преимущества этих реакторов -компактность, простота конструкции, удобство проведения экспериментов, безопасность в работе, низкая стоимость и надежность в эксплуатации. Все эти качества послужили основанием для разработки проекта типового реактора (в Советском Союзе ИРТ) для научно-исследовательских и учебных институтов.

Наряду с типовыми реакторами строились и уникальные. В 1960 г. в Дубне начал работать пульсирующий реактор на быстрых нейтронах, предназначенный для проведения физических исследований. Малое время жизни нейтронов позволило получить короткие нейтронные импульсы, а фон, обусловленный средней мощностью реактора, был сведен к минимуму.

На Второй международной конференции по мирному использованию

атомной энергии было сообщено о сооружении, а на Третьей - о работе

импульсного графитового реактора ИГР. ИГР предназначался для работы в

двух режимах: режиме самогасящейся вспышки и регулируемом режиме

длительностью в несколько секунд и более. Интегральный поток тепловых

18

17 2

нейтронов при полном извлечении стержней мог достигать 10 н/см , а максимально возможный поток тепловых нейтронов в режиме вспышки 1018 н/см2 -с.

Важную роль в развитии исследовательских реакторов сыграл высокопоточный реактор СМ-2. Это был первый исследовательский реактор с эпитепловым спектром нейтронов при водяном замедлителе. Высокая концентрация топлива в активной зоне позволила использовать без значительного ухудшения физических характеристик термостойкие конструкционные материалы (никель, нержавеющая сталь), благодаря которым были существенно повышены тепловые нагрузки. В год пуска (1961 г.) параметры СМ-2 были рекордными для стационарных реакторов по потокам тепловых нейтронов (3-1015 н/см2 -с), нейтронов с энергией свыше 1 Мэв (более 1015 н/см2-с), по отношению потока тепловых нейтронов к мощности (5-1015

2 3

н/см -с-квт), по тепловым нагрузкам с единицы поверхности ТВЭЛа (7-10 кВт/м2) и с единицы объема активной зоны (4,5-103 кВт/л).

Создание реактора СМ-2 и его успешная работа стимулировали строительство американских высокопоточных реакторов с жестким спектром ИБВЯ (1964 г.) и НИЯ (1966 г.).

Сегодня исследовательские реакторы работают не только в крупных научных и учебных центрах промышленных стран, но и во многих развивающихся странах.

1.2. Особенности и технологические ограничения при выводе из эксплуатации исследовательских ядерных установок

Планирование вывода из эксплуатации ИЯУ требует учета особенностей и проблем, характерных для этого класса объектов использования атомной энергии. ИЯУ отличаются большим разнообразием конструкций и условий эксплуатации, обусловленным проводившимися научными исследованиями [3]. Большинство отечественных ИЯУ созданы свыше 30 лет назад; растет доля установок, остановленных в результате окончания научных программ и

проектных сроков эксплуатации, а также несоответствия растущим требованиям к обеспечению безопасности. Многие ИЯУ расположены вблизи жилых массивов и транспортных коммуникаций, что обуславливает повышенное внимание заинтересованных сторон к вопросам, связанным с выводом этих установок из эксплуатации. Проектная документация на ИЯУ, как правило, не содержит решений по выводу их из эксплуатации.

Техническая информация об установках нередко носит неполный и устаревший характер. Старение и уход кадрового эксплуатационного персонала приводит к потере знаний об установках. Отсутствует методическая база по планированию вывода ИЯУ из эксплуатации.

Вывод ИЯУ из эксплуатации предполагает демонтаж установки и удаление образующихся опасных отходов с территории предприятия с последующей реабилитацией площадки до уровней остаточного загрязнения, обусловленных ее дальнейшим использованием с учетом позиций заинтересованных сторон, при выполнении требований по обеспечению безопасности персонала, населения и защите окружающей среды. При всем разнообразии установок в общем цикле таких работ можно выделить ряд основных этапов, что позволяет разработать общие подходы к созданию принципиальных программ их вывода из эксплуатации.

На первом этапе, в процессе нормальной эксплуатации (до окончательного останова ИЯУ) после принятия принципиального решения о ВЭ производится разработка концепции ВЭ ИЯУ и программы комплексного инженерно-радиационного обследования установки (КИРО), а также его проведение. Главными задачами этого этапа является создание базы данных (БД) об установке и разработка принципиальной программы ВЭ.

На втором этапе, при эксплуатации ИЯУ в режиме окончательного останова, следует провести подготовительные работы, в ходе которых с площадки установки должны быть удалены все накопленные за время эксплуатации материалы, являющиеся источниками ядерной, радиационной,

химической и пожарной опасности. Важной частью работ этого этапа является уточнение данных КИРО и развитие БД. Главные задачи - разработка проекта ВЭ, оценка безопасности и получение лицензии на вывод установки из эксплуатации.

На третьем этапе, в ходе вывода установки из эксплуатации, необходимо осуществить демонтажные и дезактивационные работы, обследовать площадку после завершения работ по ВЭ и реабилитировать ее. Основной задачей этого этапа является освобождение площадки от регулирующего контроля как радиационно-опасного объекта.

1.3. Постановка задачи на создание оптимальной методики и инструментальных средств вывода из эксплуатации и конверсии исследовательских ядерных установок на завершающем этапе их жизненного цикла на примере подкритического стенда СО-2М

Основной задачей настоящего исследования является разработка научных положений и инструментальных методов конверсии исследовательского ядерного стенда СО-2М ОАО «ВНИИХТ» и создание нового безопасного инженерного инструмента, важного для решения прикладных задач при создании новых материалов и технологий продуктовой продукции атомной отрасли на базе конверсионного стенда и ускорителя протонов.

Глава 2. Разработка методов выбора диагностирования оптимальных по заданному набору критериев методов и инструментальных средств вывода из эксплуатации и конверсии исследовательских ядерных стендов на

завершающем этапе их жизненного цикла на примере подкритического

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Щепелев, Роман Михайлович, 2014 год

Литература

1. Аксенов B.JL Импульсные реакторы для нейтронных исследований. -Физика элементарных частиц и атомного ядра, том 26, вып.6. - Дубна, 1995. С. 3-25.

2. Исследовательские ядерные установки России / под ред. Н.В. Архангельского, И.Т. Третьякова, В.Н. Федуллина. - М.: ОАО «НИКИЭТ», 2012. С. 29-127.

3. Былкин Б.К., Горлинский Ю.Е., Кутьков В.А., Никольский O.A., Павленко В.И. Результаты экспертной оценки приемлемости вариантов вывода из эксплуатации ИЯУ МР (РНЦ «Курчатовский институт»). Безопасность окружающей среды. - М.: 2009.

4. Нейтронный размножитель // Пояснительная записка. СО2.М.00.000 ПЗ. -М.: ОАО НИКИЭТ, 1973, с. 7-33.

5. Кудрявцев В.В. Принципиальная программа вывода из эксплуатации исследовательской ядерной установки СО-2М с подкритическим стендом ОАО «ВНИИХТ». -М.: ВНИИХТ, 2008.

6. Кудрявцев В.В. Матюшин А.П., Скопин В.П. Комплексное инженерное и радиационное обследование ИЯУ СО-2М, эксплуатируемой в режиме окончательного останова. - М.: ВНИИХТ, 2008.

7. Мостовой Ю.В. Проект производства работ на демонтаж активной зоны подкритического стенда СО-2М. - М.: НИКИМТ, 2008.

8. Правила ядерной безопасности подкритических стендов ПБЯ ПКС-2005 (НП-059-05).

9. Соколов С.А., Нетеча М.Е., Васюхно В.П., Третьяков И.Т., Трушкин В.И., Куатбеков Р.П. Обоснование ядерной и радиационной безопасности при демонтаже активной зоны подкритического стенда СО-2М. - М.: НИКИЭТ, 2008.

10. Белый Д.К., Родионов В.Я., Шарапа А. И., Калядин А. Ю., Тутнов И.А. Оценка качества автоматизированных систем проектирования, применяемых

при разработке электронных приборов и устройств. //Ядерные измерительно-информационные технологии - 2009, №4(32), с. 41-45.

П.Барзов А.А., Елагина О.Ю., Сарычев Г.А., Тутнов И.А. Верификация основных мероприятий для увеличения проектного срока безопасной эксплуатации силовых установок энергетических систем и комплексов. //Управление качеством в нефтегазовом комплексе. - 2011, №3, с. 35-41.

12. Машкович В. П., Кудрявцев А. В. Защита от ионизирующих излучений: Справочник -4-е изд., перераб. и доп. - М.: Энергоатомиздат, 1995, с. 496.

13. Гусев Н.Г., Машкович В.П., Суворов А.П., Кимель Л.Р. Защита от ионизирующих излучений. В 2-х т. Т. 1. Физические основы защиты от излучений. Атомиздат, 1969, с. 53-66.

14. Баянов Б.Ф., Белов В.П., Таскаев С.Ю. Нейтроногенерирующая мишень ускорительного источника нейтронов для нейтронозахватной терапии. -Новосибирск: РАН Ордена Ленина Сибирское отделение «Институт ядерной физики им. Г.И. Будкера», 2005.

Приложение 1. Расчет биологической защиты ПКС СО-2М

Расчет биологической защиты с использованием инженерных методик Ослабление нейтронов.

Расчет проводится в радиальном направлении биологической защиты. На следующем рисунке представлена схема, по которой проводился расчет:

Графит Алюминий [топь Бетон

Рисунок 1 - Расчетная схема

В исходных данных (Приложение 2) задано распределение плотности потока нейтронов на боковой поверхности активной зоны фпдз-Пространственное распределение плотности потока нейтронов за защитой определим методом длин релаксаций:

<рп(с!) = Фпо(О) ■ ехр(— а/Л),

(1)

где фп(с!) - плотность потока нейтронов за защитой на расстоянии с1, 1/(см2 - с); фпо(0) - плотность потока нейтронов на расстоянии с1 с учетом геометрического ослабления; X - длина релаксации нейтронов в среде, в общем случае зависящая от энергии нейтронов источника, толщины материала,

компоновки и геометрии защиты, энергии детектируемых нейтронов и других условий задачи.

В большинстве случаев X не зависит от толщины защиты лишь в определенном диапазоне изменения с1. В этом случае длина релаксации определяется для отдельных участков защиты, в пределах которых ослабление нейтронов может быть описано экспоненциальной зависимостью с постоянным значением X:

Фп(й) = Фпо(О) ■ ехр(-Е£1 ДфА), (2)

где ДсЦ — толщина защиты ьго участка, для которого длину релаксации можно принять равной т - число участков, на которые разбита толщина защиты.

Характеристики материалов защиты указаны в Приложении 3.

Определим плотность потока нейтронов на расстоянии ё фп0 (0) с учетом геометрического ослабления.

Фпаз ■ 2 ■ И ■ °аз/2 ■ НАЗ = Фпо(0) ■ 2 ■ тт ■ И3 ■ НАЗ (3)

ФПО(0) = Фпаз-Е>АЗ/(2.Кз) (4)

где Яз=1597,5 мм - радиус биологической защиты.

Таблица 1 - Плотность потока нейтронов за защитой в зависимости от

энергии нейтронов

Энергия нейтронов, МэВ Плотность потока нейтронов за защитой Фпо(0), 1/(см2-с)

0,7-2 5,9-109

2-10 4,1-Ю9

Последним слоем в защите является бетон - водородосодержащий материал. Дозовый коэффициент накопления подпороговых нейтронов

л

источника нейтронов спектра деления для бетона плотностью 4,5 т/м примем кд(ё, Еп)=2.

Плотность потока быстрых нейтронов за защитой определим по формуле (2). Результаты указаны в таблице 2.

Таблица 2 - Плотность потока быстрых нейтронов за защитой в зависимости от

энергии нейтронов

Энергия нейтронов, МэВ Плотность потока быстрых нейтронов за л защитой фп(с1), 1/(см -с)

0,7-2 500

2-10 316

Для расчета мощности эквивалентной дозы для источников нейтронов с энергией Е0 по известному флюенсу нейтронов используют дозиметрическую величину на единичный флюенс для моноэнергетических нейтронов и тканеэквивалентного фантома - ЗН.макс, Зв-м . Значение данной величины указано в Приложении 2.

Тогда мощность эквивалентной дозы от источника нейтронов за защитой с учетом дозового фактора накопления определим следующим образом:

РП(Ю = Фп(с1) ■ кд(с1, Еп) ■ 5Нмакс (5)

В результате расчетов получены следующие данные:

Рп(с1) = 5,9 ■ Ю-7 Зв/с = 0,59 мкЗв/с.

Ослабление фотонного излучения

Ослабление нерассеянного фотонного излучения в защите происходит по экспоненциальному закону:

Фу(а,Ео) = Фуо(0,Ео)-е-^ (6)

где фу(с!,Е0) - плотность потока нерассеянного фотонного излучения за защитой, 1/(см2-с); фу0(0, Е0) - плотность потока нерассеянного фотонного излучения на расстоянии ё от активной зоны с учетом геометрического ослабления, 1/(см -с); р - линейный коэффициент ослабления фотонного излучения, см-1; с1 - толщина защиты, см.

Если биологическая защита состоит из нескольких слоев, то формула (6) преобразуется:

<Ру(а, Е0) = фу0(0, Е0) ■ е^^'Ч (7)

где (1| - толщина защиты ьго слоя с линейным коэффициентом ослабления щ; к - число слоев в защите.

Плотность потока нерассеянного фотонного излучения на расстоянии <1 от активной зоны с учетом геометрического ослабления определяется из следующего соотношения:

Фуаз(°АЗ/2 < Е0) ■ 2 ■ тт ■ °аз/2 ■ НАЗ = фу0(0, Е0) ■ 2 ■ т1 ■ Я3 ■ НАЗ (8) Фуо(0, Е0) = Фуаз(°АЗ/2 , Е0) ■ 0аз/(2 . Кз), (9)

где Фуаз(^АЗ/2> Е0) - плотность потока нерассеянного фотонного излучения на боковой поверхности активной зоны,

1/(см с).

Плотность потока нерассеянного моноэнергетического фотонного излучения с учетом физического ослабления определяется по формуле (7). Результаты расчета плотности потока нерассеянного фотонного излучения с

учетом физического ослабления указаны в таблице 3. Линейные коэффициенты

ослабления фотонного излучения указаны в Приложении 2.

Таблица 3 - Плотности потока нерассеянного фотонного излучения за защитой

в зависимости от энергии фотонов

Энергия Е0, МэВ Плотность потока нерассеянного фотонного излучения за защитой фу(с1, Е0), 1/(см2-с)

0,25 2,1-10"20

0,7 1,810"9

1,5 8,710"4

2,5 0,42

4,0 21

6,0 138

8,0 460

Для расчета мощности эквивалентной дозы источника нерассеянного фотонного излучения с энергией Е0 используют дозиметрическую величину на единичный флюенс для моноэнергетических фотонов: для биологической ткани - 8Н, Зв-м . Эквивалентная доза на единичный флюенс моноэнергетических фотонов с энергией ЕО 8Н:

5Н = к ■ 1.602 ■ 10~13 ■ Е0 ■ ЦТК 5 (Ю)

где к=1 Зв/Гр - коэффициент качества фотонного излучения; р™ -массовый коэффициент поглощения энергии в биологической ткани, м /кг. Значение 8Н, указано в Приложении 2.

Тогда мощность эквивалентной дозы моноэнергетического нерассеянного фотонного излучения с учетом физического ослабления определяется из следующего выражения:

Руо(с1,Ео) = Фу(с1,Е0)-6н, (11)

Расчетные значения мощности эквивалентной дозы фотонного излучения с энергией Е0 указаны в таблице 4.

Таблица 4 - Мощности эквивалентной дозы излучения с энергией Ео

Энергия Ео, МэВ Мощность эквивалентной дозы нерассеянного фотонного излучения с энергией Е0 Руо(с1, Е0), Зв/с

0,25 2,6-10"32

0,7 6,7-10"21

1,5 610"15

2,5 4-Ю"12

4,0 2,76-10"ш

6,0 2,4-10"9

8,0 9,8-10"9

Рассеянное фотонное излучение при вычислении мощности эквивалентной дозы учитывается введением дозового фактора накопления. Дозовый фактор накопления рассеянного фотонного излучения для гетерогенной защиты рассчитывается по формуле Д.Л. Бродера:

В

гет

п

n

N-1

^ щ ■ Ф = Вм ^ к ■ ф + ^ [Вп ^ щ ■ ф - Вп_! ^ щ ■ ф

л=1 и=1 п=1 и=1 и=1

г п

п

где Вп - фактор накопления гомогенной среды из материала п-го слоя, взятый на соответствующей толщине защиты; N — число слоев в защите. Дозовые факторы накопления для гомогенных сред рассчитаны по формуле Тейлора:

В(ц ■ с!) = Аг ■ ехрС-с*! ■ ц ■ с!) + (1 - Ах) ■ ехр(-сх2 ■ р ■ с1), (12)

где А, и щ - константы, значения которых указаны в приложении Б таблицы 3, 4 и 5.

Распишем формулу Д.Л. Бродера для защиты, состоящей из трех слоев: Вгет = Вбет[рА1 ■ (1А1 + рРе ■ (1Ре + |!бет ■ (1бет] — Вбет[рА1 ■ с1А1 + рРе ■ с1Ре] +

вре[иа1 ■ ¿а1 + иге ■ ~ вре[ра1 ' ¿а\] + ва1[ца1 ' ¿а\\-

Дозовые факторы накопления для гомогенной среды, необходимые для расчета дозовых факторов накопления для гетерогенной среды всех энергетических групп, рассчитаны по формуле (12) (см. приложение 2).

Дозовые факторы накопления для гетерогенной среды всех энергетических групп указаны в таблице 5.

Таблица 5 - Дозовые факторы накопления для гетерогенной среды в

зависимости от энергии

Энергия, МэВ Дозовый фактор накопления для гетерогенной среды Вгет

0,25 9768

0,7 440

1,5 55

2,5 28,7

4,0 12,1

6,0 7,5

8,0 5,6

Мощность эквивалентной дозы с учетом рассеянного фотонного излучения каждой энергетической группы Ру(с1, Е0) определяется по следующей формуле:

Ру(с1,Е0) = Ру0(с1,Е0)-Вгет. (13)

Расчетные значения мощности эквивалентной дозы с учетом рассеянного фотонного излучения указаны в таблице 6:

Таблица 6 — Мощность эквивалентной дозы с учетом рассеянного фотонного излучения в зависимости от энергии

Энергия, МэВ Мощность эквивалентной дозы с учетом рассеянного фотонного излучения Рт(с1, Е0), Зв/с

0,25 2,5-10"28

0,7 3-Ю"18

1,5 з,з-ю13

2,5 1,15-Ю"10

4,0 3,3-10-9

6,0 1,8-10"8

8,0 5,5-10"8

Суммарная по всем энергетическим группам мощность эквивалентной дозы с учетом нерассеянного фотонного излучения:

Ру(с1) = £?=! Ру1(с1, Е00 = 7,67 ■ 10"8 ^ = 0,0767 мкЗв/с.

Мощность эквивалентной дозы от фотонного и нейтронного излучения за защитой Р(<1) составляет:

Р((1) = Ру(с1) + Рп(с1) = 0,66 мкЗв/с.

Определение радиационной обстановки за защитой ИЯУ с использованием программного комплекса АМ8]Ч-ВМ8Ти

Данный программный комплекс предназначен для проведения расчётов радиационной защиты в целях обеспечения радиационной безопасности. Ашбп-ВМ8Ти позволяет моделировать геометрию защитной композиции ядерной энергетической установки в одномерном приближении. Круг задач, который охватывает программный комплекс достаточен для изучения процессов переноса излучения в защитной композиции, а также для анализа воздействия ионизирующих излучений на объёкт исследования. При этом точность расчётов обеспечивается набором необходимых экспериментальных сечений взаимодействия, характеризующих ослабление излучения в рассматриваемых материалах защиты. В основе программы лежит одномерное транспортное уравнение переноса нейтронов Больцмана, характеризующее баланс частиц в элементе фазового пространства, которое в операторной форме записывается так:

где Ь - оператор уравнения переноса, Ф - плотность потока частиц в данной точке, - источник частиц в данной точке. Для одномерной геометрии данное выражение записывается следующим образом:

х 1 5

Программа АМБК использует метод дискретных ординат (МДО) для описания переноса частиц, не подверженных воздействию внешнего силового поля в одномерной X геометрии. Кинетическое уравнение Больцмана аппроксимируется по каждой переменной дискретными величинами.

N

а 2

1 . -¿V 5

По энергетической переменной используется многогрупповое приближение, т. е все частицы внутри заданных интервалов рассматриваются взаимодействующими с сечениями, усредненными по соответствующим интервалам. Угловые переменные представляются набором дискретных направлений и весов, связанных с этими направлениями. Все частицы рассматриваются движущимися вдоль одного из дискретных направлений. Наборы направлений и весов должны удовлетворять определенным балансным соотношениям. Каждое пространственное направление делится на интервалы, и балансные соотношения частиц записываются для тока и скоростей реакций в ячейках одномерной сетки. "Внутренние" итерации проводятся в каждой энергетической группе, при этом уравнения, описывающие поток в каждой пространственно-угловой ячейке, решаются повторно до тех пор, пока не будет достигнуто соответствующее "сошедшееся" решение. В простейшем типе задач энергетические группы располагаются таким образом, что возможен переход частиц только в группы с более высоким номером. Если допускается рассеяние вверх по энергии необходимо выполнять "внешние " итерации.

Результаты расчетов, проведенных в программном комплексе Ашэп-ВМБТи, показаны в нижеприведенных таблице и графиках.

Таблица 7 — Плотность потока нейтронного и гамма излучения за защитной

композицией в радиальном направлении

Вид излучения Плотность потока, 1/(см -с)

Нейтронное 2,620-10 3

Нейтронное, с Е > 1,1 МэВ 4,532-10 2

Нейтронное, с Е > 0,5 МэВ 9,803-10 2

Нейтронное, тепловой спектр 5,096-10 2

Таблица 8 - Мощность эквивалентной дозы за защитной композицией в

радиальном направлении

Вид излучения МЭД, мкЗв/с

Нейтронное 0,3060

Гамма-излучение 0,3312

Нейтронное и гамма-излучение 0,6371

СРАВНИТЕЛЬНЫЕ ДАННЫЕ

Таблица 9 — Плотность потока нейтронного и гамма излучения за защитной композицией в радиальном направлении

Вид излучения Расчет по инженерным методикам Расчет по АМБМ-ВМБТи

Нейтронное - 2620

Нейтронное, с Е > 0,5 (0,7) МэВ 816 980,3

Гамма-излучение - 5,389-10 4

Таблица 10 - Мощность эквивалентной дозы за защитной композицией в

радиальном направлении, мкЗв/с

Вид излучения Расчет по инженерным методикам Расчет по АМБМ-ВМВШ

Нейтронное 0,59 0,306

Гамма-излучение 0,0767 0,3312

Нейтронное и гамма-излучение 0,66 0,6371

ПДД за год для персонала класса А составляет 20 мЗв. Рабочее время персонала за год составляет 1700 часов. Тогда предельно допустимая мощность эквивалентной дозы составит РПдд=0,0016 мкЗв/с. При вычислении предельно допустимой мощности эквивалентной дозы был учтен коэффициента запаса по индивидуальной дозе равный двум.

Рисунок 2 - Изменение плотности потока нейтронов в радиальном направлении защитной композиции

i ¡ i i ; ; ; i i i :

Щи И ITTfil 111 ГЦ

II Мим mj-^S-.

Активная зона Графит Тяжёлыйбетон

О 5 10 15 20 25 30 Э5 40 45 50 S5 60 65 70 75 ео 85 90 95 ЮС 10S 110 115 120 125 130 1Э5 НО 145 150 155 160 165 170 175

R. см

Рисунок 59 - Изменение плотности потока нейтронного и гамма-излучения в радиальном направлении защитной композиции

Рисунок 3 - Изменение мощности эквивалентной дозы в радиальном направлении защитной композиции

Выводы

Представленные результаты показывают, что:

• инженерные методики расчета и программный комплекса АМ8М-ВМБТи дают различия результатов не более 20%, что дает нам основание считать полученные результаты адекватными;

• имеющаяся защитная композиция не обеспечивает выполнения требований по радиационной безопасности персонала в условиях более высоких уровней мощности активной зоны ИЯУ СО-2М;

• необходимо изменить биологическую защиту таким образом, чтобы она обеспечивала радиационную безопасность персонала. При этом новая защитная композиция должна обеспечивать защиту как от нейтронного, так и от гамма-излучения. Выбор выполнения биологической защиты зависит от экономической целесообразности и конструкторского решения.

Приложение 2. Исходные данные для расчета биологической защиты ПКС

СО-2М

Таблица 1 - Исходные данные

Тепловая мощность, МВт 0,01

Плотность потока нейтронов на поверхности активной зоны, 1/(см -с):

Энергия нейтронов, МэВ: Боковая поверхность:

Тепловые 1,2*10"

0,06-0,4*10"6 1,5*10"

0,7-0,06 7,9*Ю10

2-0,7 5,5*Ю10

10-2 3,8*Ю10

Плотность потока гамма-излучения на поверхности активной зоны

работающего реактора:

Энергия, МэВ Плотность потока гамма-излучения, 1/(см2-с)

0,25 4,4*10ш

0,70 3,0*10"

1,5 1,4*10"

2,5 7,5* Ю10

4,0 2,7* 10ш

6,0 9,1 * 10у

8,0 6,7* 109

Активная зона:

Диаметр АЗ, Оаз 345 мм

Толщина стенки корпуса АЗ 0,8 мм

Материал Коррозионностойкая сталь

Высота 350 мм

Коэффициент неравномерности энерговыделения по радиусу АЗ, Кг: 1,29

Коэффициент неравномерности 1,3

энерговыделения по высоте АЗ, К2:

Отражатель - графит

Толщина в радиальном направлении ~200 мм

Алюминиевая оболочка/ обечайка:

Толщина в радиальном направлении 5 мм

Стальная обечайка:

Толщина в радиальном направлении 4 мм

Биологическая защита - бетон

Толщина в радиальном направлении 1200 мм

Бетон плотностью 4,5 т/м3

Состав бетона:

Материал: Расход, кг на 1 м бетона

Портланд-цемент 280

Песок строительный 520

Дробь чугунная 3800

Вода 160

Приложение 3. Справочные материалы

Таблица 1 - Плотность и толщина материалов защиты

^^—^^ Характеристика Материал — Плотность, р г/см3 Толщина, 8 мм г/см3

Графит 2,2 200 44

Алюминий 2,7 , 5 1,35

Железо 7,87 4 3,15

Бетон 4,5 1200 540

Таблица 2 - Длины релаксации материалов защиты для интервалов энергии,

2

г/см

Материал Энергия, Графит Алюминий Железо Бетон

0,7-2 17 42 96 8,8

2-10 18,9 32,4 55,4 8,6

Таблица 3 - Максимальная эквивалентная доза нейтронов на единичный

флюенс, Зв-м2

Энергия, МэВ 2 МЭД нейтронов на единичный Флюенс, 8П Зв-м

0,7-2 3,3-10-14

2-10 4,1-10"14

Таблица 4 - Линейные коэффициенты ослабления фотонного излучения р, см"1.

Материал Энергия, МэВ\. Графит Алюминий Железо Бетон

0,25 0,255 0,298 0,936 0,5165

0,7 0,169 0,196 0,556 0,3385

1,5 0,116 0,135 0,381 0,2328

2,5 0,0888 0,105 0,305 0,1812

4,0 0,0686 0,0837 0,260 0,1436

6,0 0,0556 0,0718 0,240 0,1211

8,0 0,0486 0,0656 0,234 0,1098

Таблица 5 - Эквивалентная доза моноэнергетического фотонного излучения н единичный флюенс 8Н, Зв-м

Энергия, МэВ Эквивалентная доза моноэнергетического фотонного излучения на единичный флюенс 5Н, Зв-м2

0,25 12,4-Ю"17

0,7 3,65110"16

1,5 6,810"16

2,5 9,64510"16

4,0 1,3210"15

6,0 1,7310"15

8,0 2Д2710"15

Таблица 6 - Коэффициенты А1 для расчета дозового фактора накопления по

формуле Тейлора

Материал Энергия, МэВ\^ Алюминий Сталь Бетон

0,25 - - 137

0,7 - 9,2 106

1,5 6,75 6,75 32,8

2,5 5 5,25 26,5

4,0 3,8 3,75 14,22

6,0 3,1 2,9 8,87

8,0 2,3 2,35 7

Таблица 7 - Коэффициенты а! , для расчета дозового фактора накопления по

формуле Тейлора

Материал Энергия, Алюминий Сталь Бетон

0,25 - - -0,075

0,7 - -0,093 -0,052

1,5 -0,096 -0,084 -0,03522

2,5 -0,078 -0,076 -0,027

4,0 -0,066 -0,075 -0,02223

6,0 -0,064 -0,0825 -0,02358

8,0 -0,062 -0,0833 -0,023

Таблица 8 - Коэффициенты а2 , для расчета дозового фактора накопления по

формуле Тейлора

Материал Энергия, МэВ^ Алюминий Сталь Бетон

0,25 - - -0,0566

0,7 - 0,023 -0,0354

1,5 0,069 0,055 -0,00174

2,5 0,105 0,0725 0,013

4,0 0,130 0,082 0,02316

6,0 0,152 0,075 0,03132

8,0 0,150 0,0546 0,03323

Таблица 9 - Дозовые факторы накопления

Энергия, МэВ Обозначение/ значение

0,25 ВбетСМ-бет'^бе т)

9768

0,7 Вре(ЦРе'8ре) Вбет(Цбет*8бе т+ Цре'8ре) Вбет( Цре"8ре)

1,23 440,5 1,4

1,5 ВА1(|ХА1-5А1) Вре(ЦРе"8ре+ ЦАГЗАО Вре(ЦА1'8А1) Вбет(М'бет'8б ет+ ЦГе'8ре+ ЦАГ8А0 Вбет(М-Ре*8ре + РАГЗАО

1,07 1,2 1,06 55 1,24

2,5 ВА^АГ^АО Вре(Цре'8ре+ ЦА1'8АО Вре(|ЛА1'8А0 Вбет(|^бет'8б ет+ М-Рс'8рс+ ЦА1'8А0 Вбет(ЦГе'8ре + ЦАГ§АО

1,04 1,12 1,04 28,7 1,2

4,0 ВА1(ЦАГ§А1) Вре(|Хре'5ре+ В ре( ЦА1 * 8 АО Вбет(Цбет"8б Вбет(рре' 8ре

Hai'Sai) ет+ PFe'$Fe+ Hai'Sai) + pAfÔAl)

1,026 1,07 1,02 12,1 1Д

6,0 BAICH-AI'SAI) Вре(ЦГе'0ре+ Mai'Sai) BFeC^AfÔAl) Вбет(М-бет'^б ет+ ЦРе'0кс+ Mai'Sai) Вбет(Цре'8ре + JlAl-ÖAl)

1,02 1,05 1,01 7,5 1,06

8,0 BAIC^AI'SAI) Bfc(M-FC'8FC+ Hai'Ôai) BFCCM-ai'SAI) Вбет(Цбет'8б ет+ |1ге'5не+ Цаг6АО Вбет(М-Ре'8ре + ЦА.-5АО

1,01 1,03 1,009 5,6 1,04

Приложение 4. Стадии и этапы проекта

№ Наименование работ Продолж ительнос ть этапа Стоимость этапа (тыс.руб.) Исполнители работ Направление работ по проекту

1 2 3 4 5 6

1-й год

Подкритический стенд и производственная площадка ИЯУ

1 Проведение расчета по определению санитарно-защитной зоны установки. Замечание такого характера выявлено вследствие проведения комплексного инженерного и радиационного обследования производственной площадки ИЯУ. 6 мес. 5 000,0 ОАО «ВНИИХТ» Проектные и изыскательны е работы

2 Проведение анализа и обследования на устойчивость оборудования, систем и строительных конструкций установки к внешним воздействиям природного происхождения характерным для площадки ОАО «ВНИИХТ». Учет сейсмических особенностей производственной площадки ИЯУ с учетом сейсмических особенностей г. Москвы и Московской области. 3 мес. 1 000,0 ОАО «ВНИИХТ» Проектные и изыскательны е работы

3 Разработка конструкторской документации подкритического стенда. В проекте предполагается два возможных исполнения подкритического стенда. Вариант №1. Состав активной зоны: тепловыделяющие сборки из урана-гидрида циркония с обогащением 21% по изотопу урана-235. Преимущества: высокая прочность и радиационная стойкость топлива, тепловой спектр нейтронов в среднем по всей активной зоне, размещение экспериментальных каналов непосредственно вокруг бака активной зоны. Недостатки: низкий коэффициент умножения нейтронов (-100-150). Подготовка конструкторской документации «под ключ» - ОАО «НИКИЭТ». Изготовление подкритического стенда - ФГУП «НИИ НПО «ЛУЧ» Вариант №2. Состав активной зоны: каскадный тип из нептуния-вольфрама-урана с обогащением 21% по изотопу урана-235. Преимущества: высокий коэффициент умножения нейтронов (~20000),относительная простота изготовления и размещения основных элементов активной зоны, высокая 12 мес. 30 000, 0 ОАО «ВНИИХТ», ОАО «НИКИЭТ» или ФГУП «РФЯЦ ВНИИЭФ» НИОКР

радиационная стойкость топлива вследствие добавления молибдена. Недостатки: состав активной зоны засекречен. Подготовка конструкторской документации «под ключ» и изготовление подкритического стенда - ФГУП «РФЯЦ ВНИИЭФ», г. Саров

4 Фонд оплаты труда. Создание проектного офиса «Исследовательская ядерная установка». Состав проектного офиса: Руководитель проектного офиса - 1 чел.; Координатор проекта - 1 чел.; Ведущий специалист - 3 чел. В обязанности проектного офиса входят выполнение работ по проекту, курирование работ подрядчиков и подготовка отчетной документации. Точные обязанности каждой штатной единицы определяются должностной инструкцией проектного офиса. В фонд оплаты труда входит денежное поощрение временному трудовому коллективу равное «средней стоимости двух штатных единиц проектного офиса». Средняя стоимость одной штатной единицы проектного офиса - 1,5 млн. руб.в ценах 2012 г. 12 мес 10 500,0 ОАО «вниихт» НИОКР

Ускоритель протонов

5 Разработка компоновочной схемы ускорителя. Выбор типов протонного источника, начальной (группирующей) и основной (ускоряющей) секций, системы высокочастотного питания, систем согласования и транспортировки протонного пучка, систем управления и диагностики, вакуумной системы, системы электропитания и др. 1,5 мес. 1 000,0 ФГУП «гнц РФ «ИТЭФ» НИЯУ МИФИ Проектные и изыскательны е работы

6 Моделирование динамики пучка. Моделирование системы формирования протонного пучка для выбранного типа протонного источника. Моделирование каналов согласования между источником и начальной секцией (LEBT), между начальной (НЧУ) и основной (ОЧУ) секциями (МЕВТ). Моделирование динамики протонного пучка в ускоряющих секциях. Моделирование системы транспортировки высокоэнергетического пучка с возможностью разводки на два канала (КВ). 1,5 мес. 2 500,0 ФГУП «гнц РФ «ИТЭФ» НИЯУ МИФИ Проектные и изыскательны е работы

N

132

7 Расчет электродинамических характеристик начальной и основной секций ускорителя. 1,5 мес. 2 500,0 ФГУП «ГНЦ РФ «ИТЭФ» Проектные и изыскательны е работы

8 Разработка компоновочной схемы инженерно-технических систем. Определение состава, компоновки систем: - электропитания, - вакуумной, - охлаждение, - механика, - радиационная безопасность, и других. 1,5 мес. 2 000,0 ФГУП «ГНЦ РФ «ИТЭФ» Проектные и изыскательны е работы

9 Разработка конструкторской документации узлов ускорителя: - протонный источник, - LEBT, -НЧУ, - МЕВТ, -ОЧУ, -КВ, - система диагностики. 3 мес. 5 000,0 ФГУП «ГНЦ РФ «ИТЭФ» НИЯУ МИФИ НИОКР

10 Разработка принципиальных схем инженерных систем ускорителя: - электропитания, - управления и контроля, - вакуумной, - ВЧ питания с АРЧ, и других. 3 мес. 5 000,0 ФГУП «ГНЦ РФ «ИТЭФ» НИОКР

ИТОГО: 64 500,0

2-й год

Подкритический стенд и производственная площадка ИЯУ

11. Регистрация прав интеллектуальной собственности. Получение лицензии на ввод в эксплуатацию исследовательской ядерной установки 1 мес. 1 000,0 ОАО «ВНИИХТ» НИОКР

12 Подготовка производственных помещений ПКС СО-2М для установки нового оборудования исследователськой ядерной установки. В подготовку производственных помещений входят следующие работы: • Демонтаж вспомогательного технологического оборудования, входившего в установку подкритического стенда; • Создание саншлюза между пультовой и помещением установки; • Установка специальных защитных дверей в помещении установки, оснащенных блокирующими системами и системами предупредительной сигнализации; • Герметизация помещений установки (установка плотных дверей, заложение оконных проемов кирпичом) для локализации и выдержки радиоактивных газов и аэрозолей в случае аварии; • Монтаж системы аварийной вентиляции; • Установка молниезащиты здания ИЯУ по III категории согласно РД 34.21.12287; • Оснащение и установка современных средств радиационного, дозиметрического и технического контроля, отвечающих требованиям НРБ-99/2009. 6 мес. 5 600,0 ОАО «вниихт» Строительно-монтажные работы

13 Проведение ремонтных работ. Замена устаревших систем энергоснабжения, водоснабженения, канализации. Установка стеклопакетов. Косметический ремонт помещений. 2 мес. 5 000,0 ОАО «ВНИИХТ» Строительно-монтажные работы

14 Закупка сверлильных, токарных станков, набора инструментов для точных и грубых работ, средств диагностики электроприборов. Закупка вышеперечисленных предметов является необходимой для реализации стадии монтажа и отладки производства. 1 мес. 3 000,0 ОАО «ВНИИХТ» Поставка оборудования и материалов

15 Закупка и установка средств контроля доступа. Установка пропускных пунктов на границе раздела «чистой» и «грязной» зоны. Установка выдионаблюдения по периметру производственной площадки ядерной установки, а также установка радиационно устойчивых видеокамер в «грязной» зоне. 2 мес. 5 000,0 ОАО «ВНИИХТ» Поставка оборудования и материалов

16 Изготовление инженерных систем, узлов, активной зоны подкритического стенда 11 мес. 50 000,0 ФГУП «НИИ НПО «ЛУЧ» Поставка оборудования

или ФГУП «РФЯЦ ВНИИЭФ» и материалов

17 Транспортирование активной зоны, инженерных систем и узлов подкритического стенда на производственную площадку ОАО «ВНИИХТ» 1 мес. 1 000,0 ОАО «Атомспецтран с» Поставка оборудования и материалов

18 Фонд оплаты труда. 12 мес 10 500,0 ОАО «ВНИИХТ» НИОКР

Ускоритель протонов

19 Сквозное моделирование динамики (1гопМо-еп(1). Сквозное моделирование динамики протоного пучка от источника до мишени с учетом результатов разработки отдельных узлов 3 мес. 2 000,0 ФГУП «ГНЦ РФ «ИТЭФ» НИЯУ МИФИ НИОКР

20 Изготовление узлов ускорителя. За 2-й год будет выполнено 3\5 работ по изготовлению узлов ускорителя 9 мес. 48 000,0 Кураторство: ФГУП «ГНЦ РФ «ИТЭФ», НИЯУ МИФИ Возможные изготовители: ИЯФ (г. Новосибирск), Axel и др. Поставка оборудования и материалов

21 Изготовление инженерных систем ускорителя. За 2-й год будет выполнено 3\5 работ по изготовлению инженерных систем ускорителя 9 мес. 57 000,0 Кураторство: ФГУП «ГНЦ РФ «ИТЭФ», НИЯУ МИФИ Возможные изготовители: ИЯФ (г. Новосибирск), Thaies (Thomson), ГСПИ, Rheiffer, Поставка оборудования и материалов

Уапап и др.

ИТОГО: 188 100,0

3-й год

Подкритический стенд и производственная площадка ИЯУ

22 Закупка средств индивидуальной защиты. Для защиты участников проведения работ по монтажу и наладке работы подкритического стенда и ускорителя протонов 1 мес. 500,0 ОАО «ВНИИХТ» Поставка оборудования и материалов

23 Монтаж инженерных систем, узлов и активной зоны подкритического стенда. 3 мес. 6 000,0 ОАО «НИКИЭТ» Строительно-монтажные работы

24 Установка и настройка широкодиапозонного канала контроля, регулирования и защиты «Мираж», СУЗ 3 мес. 3 000,0 НИЯУ «МИФИ» Поставка оборудования и материалов

25 Установка горячих камер. Установка и монтаж горячих камер для обращения с облученными образцами с целью переработки в товарную продукцию - короткоживущие радиоизотопы для радиационной терапии. 5 000,0 ОАО «ВНИИХТ» Поставка оборудования и материалов

26 Монтаж и установка системы пневматической подачи образцов. Схема движения образца: «Лаборатория радиационного контроля (2 этаж)» -> «Экспериментальный канал активной зоны подкритического стенда» -> «Горячая камера (подвал корпуса производственной площадки ИЯУ)» -> «Склад временного хранения» -> «Машина спецавтотранспорта до потребителя» 3 000,0 ОАО «ВНИИХТ» Строительно-монтажные работы

27 Фонд оплаты труда. 12 мес 10 500,0 ОАО «ВНИИХТ» НИОКР

Ускоритель протонов

28 Изготовление узлов ускорителя. За 3-й год будет выполнено 2\5 работ по изготовлению узлов ускорителя. Завершение работ по изготовлению. 6 мес. 32 000,0 Кураторство: ФГУП «ГНЦ РФ «ИТЭФ», НИЯУ МИФИ Возможные изготовители: Поставка оборудования и материалов

ИЯФ (г. Новосибирск), Axel и др.

29 Изготовление инженерных систем ускорителя. За 3-й год будет выполнено 2\5 работ по изготовлению инженерных систем ускорителя. Завершение работ по изготовлению. 6 мес. 38 000,0 Кураторство: ФГУП «ГНЦ РФ «ИТЭФ», НИЯУ МИФИ Возможные изготовители: ИЯФ (г. Новосибирск), Thaies (Thomson), ГСПИ, Rheiffer, Varían и др. Поставка оборудования и материалов

30 Монтаж ускорителя протонов. За 3-й год будет выполнено 6\7 всех работ по монтажу ускорителя. 6 мес. 10 300,0 ОАО «ВНИИХТ», ГНЦ РФ «ИТЭФ», НИЯУ МИФИ Строительно-монтажные работы

ИТОГО: 108 300,0

4-й год

Подкритический стенд и производственная площадка ИЯУ

31 Организация лаборатории радиационного контроля. Для проведения работ по нейтронно-активационному анализу будет необходимо следующее оборудрование: • Блок альфа-спектрометра 7401 с детектором А1200-30 AM (фирма Canberra США); • Широкополосный детектор гамма-излучения ВЕ-3825 (фирма Canberra США); • 10-канальный альфа-бета-радиометр LB770 (фирма Приборы ОИ Финляндия); • Набор электронных блоков для комплектации альфа и гамма-спектрометров 3 мес. 10 000,0 ОАО «ВНИИХТ» Поставка оборудования и материалов

(фирма АСПЕКТ Россия); • Шкаф вытяжной PRO IIIB150/70-F20; • Шкаф вытяжной PRO ШВ150/70-НП1; • Шкаф вытяжной PRO ШВКК 150/70; • Сушильный шкаф СНОЛ-3.5;3.5;3.5/3.5-И1М; • Планетарная мельница РМ100; • Стол лабораторный пристенный Лaб-Pro-CПвl50-TR; • и др.

32 Закупка сырья для наработки короткоживущих радиоизотопов для радиационной диагностики. Закупка набора радионуклидов для получения короткоживущих изотопов, а именно: • Иод-131 для терапии опухолей, щитовидной железы, почек, печени (Тт=3.0 сут.); • Самарий-153 для терапии костных опухолей и метастазов (Тт=46.7 чЛ: • Рений-186 для терапии опухолей костной системы ГГт=90.62 ч.): • Рений-188 для терапии карциномы мозга, костных метастазов (Тт/?=17.0 чЛ: • Золото-198 для терапии ревматоидных артритов ГГт=2.7 сут); • Золото-199 для терапии ревматоидных артритов (Ti/2=3,1 сут). 1 мес. 2 000,0 ОАО «ВНИИХТ» Поставка оборудования и материалов

33 Модернизация зоны баланса материалов производственной площадки ИЯУ 1 мес. 2 000,0 ОАО «ВНИИХТ» Поставка оборудования и материалов

34 Регистрация прав интеллектуальной собственности. Получение лицензии на эксплуатацию исследовательской ядерной установки 1 мес. 1 000,0 ОАО «ВНИИХТ» НИОКР

Отработка технологических цепочек. Проверка и усовершенствование ранее созданных методик по нейтронно-активационному анализу. Создание методик по наработке короткоживущих изотопов для радиационной терапии. 4 мес. 15 000,0 ОАО «ВНИИХТ» Разработка эксплутацион но- технологичес кой документации

35 Организация сбыта. 2 мес. 2 000,0 ОАО Организация

С -Г" г

Поиск потребителей на продукцию полученную в результате эксплуатации исследователськой ядерной установки. «ВНИИХТ» сбыта

36 Фонд оплаты труда. 12 мес 10 500,0 ОАО «ВНИИХТ» НИОКР

Ускоритель протонов

37 Монтаж ускорителя протонов. За 4-й год будет выполнено 1\7 всех работ по монтажу ускорителя. Завершение работ по монтажу. 1 мес. 1 700,0 ОАО «ВНИИХТ», ГНЦ РФ «ИТЭФ», НИЯУ МИФИ Строительно-монтажные работы

38 Наладка, тестирование и запуск ускорителя. 5 мес. 9 000,0 ОАО «ВНИИХТ», ГНЦ РФ «ИТЭФ», НИЯУ МИФИ Запуск производства

ИТОГО: 53 200,0

Общая инвестиция по проекту за 4 года 414 100,0

Приложение 5. Расчет финансовых показателей проекта

2111 2 2013 2014 2111 5 2616 2017 2018 2(119 202« 2021 2(122 2(123 2024 2025 2(126 2027 2028 2029 2030 2031 2032 2033 2034 2035 2036 2037 2038 2039 2040 204 ( 2042 21143 2044 2045

Работы 610 00 1360 1) 71Ю0 320 00

ОС [phone]

ФОТ 238 1.4 2181. 4 2381. 4 238 1.4 3175 .2 3175 .2 3175 .2 3175 .2 3175 .2 3175 .2 3175 .2 3175 ,2 3175 .2 3175 ,2 3175 .2 3175 .2 3175 .2 3175 .2 3175 .2 3175 .2 3175 .2 3175 .2 3175 .2 3175 .2 3175 .2 3175 ,2 3175 .2 3175 ,2 3175 .2 3175 .2 3175 .2 3175 .2 3175 .2 3175 .2

Амортитац и я 0 0 0 0 8533 .33 8533 .33 8533 .33 853.3 .33 8533 .33 8533 .33 8533 .33 8533 .33 8533 .33 8533 .33 8533 .33 8533 .33 8533 .3.3 8533 .33 8533 .33 8533 .33 8533 .33 8533 .33 8533 .33 8533 .33 8533 .33 853.3 .33 853.3 .33 8513 .33 8533 .33 8533 .33 8533 .3.3 8533 .33 8533 .33 8533 .33

Прочее 0 О 0 0 7200 720(1 72011 7200 7200

ИТОГО ОпшчиС! ачссквй саснарнн 633 81 1 1863 81 343 81 117« 9 117(1 9 1170 9 117(1 9 1170 9 189« 9 117« 9 117« 9 117« 9 11711 9 117« 9 189(1 9 117« 9 117« 9 117« 9 117« 9 117« 9 189(1 9 1170 9 117(1 9 117« 9 1170 9 117(1 9 189» 9 117« 9 117« 9 117« 117(1 9 117« 9 189« 9

600 630 661. 5 694. 575 729. 3038 765. 7689 804, 0574 844 2603 886. 4733 930. 7969 977. 3368 1026 .204 1077 .514 1131 .389 1187 .959 1247 .357 1309 .725 1375 .211 1443 .972 1516 .17 1591 .979 1671 .578 1755 .156 1842 .914 1935 .06 2031 .813 2133 .4(14 2240 .074 2352 .077 2469 .681

100 105 110. 25 115. 7625 121. 5506 127. 6282 134. 0096 140 71 147. 7455 155. 1328 162. 8895 171. 0339 179. 5856 188. 5649 197. 9932 207. 8928 218. 2875 229. 2018 240. 6619 252. 695 265. 3298 278. 5963 292. 5261 307. 1524 322. 51 338. 6355 355. 5673 373. 3456 392. 0129 411. 61.36

1 0 0 (1 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 6000 6000 6000 6000 6000 6000 6000 6000 6000 600(1 6000 6000 6000 6000 6(1011 6000 6000 6000 6000 6000

2 0 0 0 0 3000 5835 8811 .75 1193 7.34 1521 9.2 1866 5.16 2228 3.42 2608 2.59 3007 1.72 3426 0.31 3865 8.3.3 4327 6.24 4812 5.05 5321 6.31 5856 2.12 6417 5.23 7006 8.99 7625 7,44 8275 5.31 8957 8.08 9674 1.98 1042 64.1 1121 62.3 1204 55.4 1291 63.2 1383 06.3 1479 (16.6 1579 87 1685 71.3 1796 84,9

3 0 0 0 0 2640 0 2772 0 2910 6 3056 1.3 .3208 9.37 3.369 3.83 3537 8.52 3714 7.45 3900 4.82 4095 5.06 4300 2.82 4515 2.96 4741 0.61 4978 1.14 5227 0.19 5488 3.7 5762 7.89 6050 9.28 6353 4,75 6671 1.49 7004 7.06 7354 9.41 7722 6.88 8108 8.23 8514 2.64 8939 9.77 9386 9.76 9856 3.25 1034 91.4 11186 66