Наукова діяльність 

Дослідження спеціальних методів та заходів зняття з експлуатації ядерних установок та розробка методичних рекомендацій щодо їх використання для АЕС з реакторами ВВЕР

Проведено дослідження спеціальних методів та заходів зняття з експлуатації ядерних установок та розроблено методичні рекомендації щодо їх використання для АЕС з реакторами ВВЕР, які спрямовані на забезпечення науково обґрунтованих підходів та методів використання різних технологій для приведення післяаварійної АЕС та навколишнього середовища до екологічно безпечного стану.

У ході виконання аналізу радіаційних наслідків важких аварій на енергоблоках АЕС та в навколишньому середовищі було зроблено акцент на оцінках ступеню радіаційного забруднення навколишнього середовища, активності та радіонуклідного складу матеріалів, що залишаються в межах післяаварійного енергоблока. В результаті аналізу переліку важких аварій (номінальний рівень потужності, стан останову) виділено основні стани пошкодженого енергоблока в умовах важких аварій з урахуванням реалізації стратегій управління важкими аваріями:

СПЕ-1 – протікання з першого контуру в другий з накладенням повного знеструмлення без урахування дій з управління важкою аварією;
СПЕ-2 – відмова герметичної оболонки в процесі розвитку важкої аварії без урахування дій з управління важкою аварією;
СПЕ-3 – протікання з першого контуру в другий з накладенням повного знеструмлення з урахуванням дій з управління важкою аварією;
СПЕ-4 – нелокалізація з урахуванням дій щодо зниження викиду в навколишнє середовище з герметичної оболонки;
СПЕ-5 – збереження цілісності герметичної оболонки при локалізації розплаву в реакторі;
СПЕ-6 – викид у навколишнє середовище в результаті скидання тиску з герметичної оболонки.

На основі систематичного аналізу результатів аналітичних обґрунтувань стратегій управління важкими аваріями було визначено аварії-представники (з задіяними стратегіями управління важкими аваріями та без них).

У відповідності до методик розрахунків радіаційних наслідків (Вимоги щодо визначення розмірів і меж зони спостереження АЕС НП 306.2.173-2011) було розраховано рівні очікуваного радіаційного забруднення території навколо аварійного енергоблока у відповідності до обраних сценаріїв, які наведено у зведеній таблиці результатів розрахунку радіаційних наслідків важких аварій на номінальному рівні потужності енергоблока.

Виконано оцінку радіаційного стану аварійного енергоблока.

Проаналізовано радіаційні наслідки важких аварій на енергоблоках АЕС з точки зору найбільшої кількості РАВ, що можуть утворюватися в результаті виходу радіоактивних речовин за бар’єри безпеки та втручання направленого на зняття залишкового тепловиділення.

В рамках роботи було проаналізовано:

1)      Види РАВ, що утворюються в результаті тяжких аварій відповідно до їх фізико-хімічного стану;

2)      Сценарії розвитку аварій, які приводять до найбільшої кількості РАВ відповідно до їх видів;

3)      Загальна максимальна кількість РАВ кожного виду;

4)      Механізми утворення РАВ кожного виду;

5)      Радіонуклідний склад РАВ кожного з видів;

6)      Попередні кількісні оцінки РАВ різних категорій відповідно до їх видового складу.

Аналіз проектно-конструкторської документації та Звітів з аналізу безпеки АЕС України показав, що РАВ, які утворюються внаслідок тяжкого пошкодженнями активної зони за своїми фізико-хімічними властивостями поділяються на газо-аерозольні, рідкі та тверді.

Газо-аерозольні РАВ утворюються внаслідок радіоактивного викиду, який супроводжує всі стадії протікання аварії на енергоблоці. Найгірший, з точки зору утворення газоподібних радіоактивних відходів сценарій протікання тяжкої аварії для ВВЕР-1000, пов’язаний з течією першого контуру у другий з неможливістю локалізації аварійного парогенератора на фоні розплавлення палива.

Сумарна кількість та активність рідких РАВ, які у випадку аварії потраплять в оточуюче середовище залежить від сценарію розвитку аварії та дій персоналу по її управлінню. Найбільшу кількість рідких РАВ на АЕС з реакторами типу ВВЕР слід очікувати при запроектних аваріях пов’язаних з втратою охолоджуючої рідини, яка компенсується за рахунок використання мобільних насосних установок для подачі додаткових об’ємів води для охолодження палива. Витрата води для таких установок становить 400 (номінальна) – 500 (максимальна) м3/год.

На цьому проміжному етапі роботи був проведений аналіз сценаріїв протікання аварій, які потребують використання мобільних насосних установок з метою компенсації втрати води (або пароводяної суміші) за рахунок викиду в оточуюче середовище. За результатами аналізу були визначені ті аварії, поглиблений розгляд яких має відбутися на подальших етапах роботи. До них, в першу чергу, відносяться аварії з втратою теплоносія (двосторонній розрив першого контуру та течія із першого контуру у другий в ПГ) при втраті електропостачання власних потреб з відмовою дизель-генераторів.

Тверді РАВ, що виникають унаслідок аварій, утворюються за рахунок осадження радіоактивних продуктів уламків поділу ядерного палива, які  потрапили в ГО при тяжкому пошкодженні активної зони, на поверхні будівельних конструкцій та обладнання. За даними літературних джерел через 24 години після початку аварії для умов непошкодженого ГО на поверхні будівельних конструкцій та обладнання осяде 99% радіоактивних аерозолів, що потрапили в ГО із розігрітого пошкодженого палива. В першу чергу це радіоактивні аерозолі, в склад яких входять радіонукліди Стронцію-90, Рутенію-103, Рутенію-106, Цезію-137, Цезію-134, Лантану-140 та Церію-144. Якщо обмежитись порядками величин, то осадження на поверхню обладнання та будівельні конструкції радіоактивних аерозолів з розплавленого палива (за умови повного плавленням АЗ)  складе:  Стронцію-90, Рутенію-103, Рутенію-106, Лантану-140 та Церій-144 -1014Бк, Цезію-137 та Цезію-134- 1016Бк (При проведенні розрахунків були використані дані щодо виходу радіонуклідів із розплавленого палива). Сумарна маса обладнання АЕС, що була отримана із проектної документації окремих АЕС, становила 44000 тон. Таким чином на одиницю маси (кг) приходиться 105 кБк поверхневого забруднення. В припущенні логарифмічно-нормального розподілу поверхневого забруднення за елементами обладнання отримано попередні маси РАВ з різною поверхневою активністю до їх дезактивації: низькоактивні – 28 %, або 11 000 т; середньоактивні – 62 %, або 25000 т; високоактивні – 10 %, або 4500 т.

За результатами досліджень, що проводились у рамках виконання роботи на основі аналізу літературних даних та експлуатаційної документації АЕС, були отримані попередні оцінки і характеристики кількості та фізико-хімічного стану РАВ, які мають виникнути в результаті аварій, що супроводжуються тяжкими пошкодженнями активної зони, виходом радіоактивних речовин за бар’єри безпеки та втручань спрямованих на охолодження палива.

За результатами проведених робіт були визначені аварії, поглиблений розгляд яких має відбутися на подальших етапах роботи з метою проведення аналізу безпеки та визначення стратегії поводження з рідкими РАВ при їх великій кількості.

Чл.-кор. Носовський А. В., Богорад В. І., Слепченко О. Ю.

Схожі повідомлення

Insert math as
Block
Inline
Additional settings
Formula color
Text color
#333333
Type math using LaTeX
Preview
\({}\)
Nothing to preview
Insert