Випуск 20, 2013 року, Проблеми безпеки атомних електростанцій та Чорнобиля

ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ

АНАЛІЗ НЕВИЗНАЧЕНОСТЕЙ ПРИЧИН ВАЖКИХ АВАРІЙ НА АЕС ФУКУСІМА-DAIICHI
С. В. Васильченко, С. Л. Волошина, Т. В. Габлая, В. Ю. Кочнева, К. В. Скалозубов c.11-17

   Анотація: Наведено аналіз невизначеностей причин важких аварій на АЕС Фукусіма-Daiichi, пов’язаних зі станом активної зони і корпусів реакторів, з природою та механізмами, що виникли в результаті парогазових вибухів, з ефективністю дій персоналу зі зниження тиску в контайнменті та охолодження пошкодженого палива.
   Ключові слова: важка аварія, контайнмент, водневовмісна пароповітряна суміш, паливовмісні матеріали, вихідна подія аварії.

ЗавантажитиЗавантажити статтю

НАУКОВІ ОСНОВИ ВОДНЕВОЇ БЕЗПЕКИ, НАДІЙНОСТІ ТА ЕНЕРГОЕФЕКТИВНОСТІ БЛОКІВ АЕС
О. О. Ключников, Г. М. Федоренко, Я. С. Буєва c.18-27

   Анотація: Наведено основи водневої безпеки, надійності та енергоефективності блоків і машинних залів АЕС, що є важливою частиною забезпечення безпеки АЕС. Розглянуто основні джерела водню на АЕС: радіаційно-хімічне утворення водню в теплоносії 1-го контуру (радіоліз внутрішньоконтурного теплоносія; розклад гідразину та аміаку; корозії нержавіючих і вуглецевих сталей, радіолізу пари в герметичних приміщеннях); пароцирконієва реакція; окислення металу; СО ефект. Складено список можливих домішок, що можуть потрапити в корпус генератора, показано їхній вплив на чистоту і сумарні механічні втрати. Основними домішками, що потрапляють у корпус генератора, є вода, турбінне масло, кисень, водомасляний аерозоль. Підвищення чистоти водню в турбогенераторах зменшує механічні втрати, до яких відносяться: втрати на тертя ротора і бандажа, втрати на тертя в підшипниках, втрати на вентиляцію. Розглянута можливість використання металогідридів для забезпечення чистоти, очищення, сорбції та зберігання водню. Розроблено основи концепції і стратегії безпеки АЕС.
   Ключові слова: воднева безпека, імовірнісний аналіз безпеки, система охолодження генератора, чистота водню, використання металогідридів.

ЗавантажитиЗавантажити статтю

ВИЗНАЧЕННЯ КОНСЕРВАТИВНИХ ПАРАМЕТРІВ МОДЕЛІ РЕАКТОРА ДЛЯ ДОСЛІДЖЕННЯ ПЕРЕХІДНИХ РЕЖИМІВ РОБОТИ ВВЕР-1000
В. І. Борисенко, В. В. Горанчук c.28-36

   Анотація: Розглянуто розрахункову модель реакторної установки ВВЕР-1000 на основі точкової нейтронної кінетики з урахуванням зворотних зв’язків по ефектах реактивності, а також з урахуванням зміни основних параметрів моделі від температури й тиску, що досягаються в паливі та теплоносії у ході перехідних процесів. Інтерес до точкової моделі нейтронної кінетики реактора пояснюється тим, що моделювання за допомогою тривимірних нейтронних кодів перехідного процесу у ВВЕР-1000, спричиненого спрацюванням прискореного попереджувального захисту внаслідок відмови частини основного обладнання енергоблока, істотно відрізняється від спостережуваних на практиці по ряду важливих параметрів, наприклад по швидкості набору нейтронної потужності після падіння однієї групи ОР СУЗ. У статті представлено результати моделювання та порівняння з реальними даними, отриманими під час спрацьовування прискореного попереджувального захисту на енергоблоках з ВВЕР-1000 АЕС України в різні моменти паливної кампанії. Визначено консервативні параметри моделі для проведення аналізу реактивносних аварій.
   Ключові слова: ВВЕР, взаємодіючі коди, модель кінетики нейтронів у реакторі, прискорений попереджувальний захист, реактивнісна аварія.

ЗавантажитиЗавантажити статтю

ДОСЛІДЖЕННЯ РЕЖИМУ РОБОТИ ВВЕР-1000 ПРИ ВІДКЛЮЧЕННІ ОСТАННЬОГО ЖИВИЛЬНОГО ТУРБОНАСОСА З РІВНЯ ПОТУЖНОСТІ МЕНШЕ 25 % НОМІНАЛЬНОЇ
В. І. Борисенко, В. В. Горанчук, А. Г. Крушинський c.37-44

   Анотація: Розглянуто роботу системи управління та захисту реакторної установки ВВЕР-1000 при відмовах у системі живильної води парогенераторів. В якості вихідної події прийнята відмова останнього працюючого живильного турбонасоса (ТЖН) з переходом на підживлення парогенераторів від двох або одного допоміжного живильного електронасоса (ДЖЕН). У відповідності з технологічним регламентом безпечної експлуатації ВВЕР-1000 у разі розглянутої відмови ТЖН з рівня потужності більше 25 % передбачено роботу аварійного захисту (АЗ) реактора. Якщо рівень потужності менше 25 %, то роботою пристрою з розвантаження та обмеження потужності (РОП) реактор повинен бути переведений на знижений рівень потужності ~ 5 %. Представлено результати розрахункових досліджень перехідного режиму для ВВЕР-1000 при відключенні ТЖН з рівнів потужності 25 % і менше. Показано, що в деяких випадках робота РОП не забезпечує переведення реактора на необхідний рівень потужності, тому продуктивність ДЖЕН недостатня для підтримки необхідних рівнів у парогенераторах, а це призводить до відключення головних циркуляційних насосів відповідних петель та спрацьовування АЗ по факту їхнього відключення. Розглянуто причини відхилень від проектного протікання режимів із відключенням ТЖН на ВВЕР-1000, а також запропоновано можливі шляхи вирішення розглянутої проблеми щодо виключення спрацювання АЗ.
   Ключові слова: ВВЕР, аварійний захист, живильний турбонасос, допоміжний живильний електронасос, рівень у парогенераторі.

ЗавантажитиЗавантажити статтю

ПЕРСПЕКТИВИ ПІДВИЩЕННЯ БЕЗПЕКИ АЕС НА ОСНОВІ НАНОТЕХНОЛОГІЙ
О. О. Ключников, І. Г. Шараєвський, Н. М. Фіалко, Л. Б. Зимін c.45-56

   Анотація: Розглянуто основні напрямки застосування сучасних високотехнологічних розробок у галузі нанотеплофізики для підвищення безпеки атомних електричних станцій. Виконано аналіз можливостей практичного використання ефективних нанотехнологій для атомної енергетики. Розглянуто комплекс проблемних питань, пов’язаних із використанням нанорідин як теплоносія для найбільш відповідального устаткування атомної електростанції. У числі цього устаткування розглянуто перший контур водоохолоджуваного ядерного реактора, а також систему його аварійного охолодження. Виконано аналіз основних проблем, які пов’язані з визначенням критичного теплового потоку при кипінні рідини на робочій поверхні. Із цих позицій оцінено відомі результати стосовно даних про критичний тепловий потік при використанні нанорідин. Розглянуто основні задачі перспективних досліджень у галузі нанотеплофізики.
   Ключові слова: нанорідини, безпека АЕС, водоохолоджуваний ядерний реактор, критичний тепловий потік.

ЗавантажитиЗавантажити статтю

РОЗРОБКА Й НАУКОВЕ ОБҐРУНТУВАННЯ ТЕХНІЧНИХ ПРОПОЗИЦІЙ ПО ПІДВИЩЕННЮ НАДІЙНОСТІ, ЕНЕРГЕТИЧНОЇ ЕФЕКТИВНОСТІ Й ПРОДОВЖЕННЮ РЕСУРСУ ТРАНСФОРМАТОРІВ ТНЦ-1250000/330 НА БЛОКАХ АЕС УКРАЇНИ
Д. В. Зозуля c.57-67

   Анотація: Досліджено основні типові та ймовірні сценарії передаварійних й аварійних відмов головних блокових трансформаторів ТНЦ-1250000/330. На основі аналізу відмов запропоновано методи обслуговування силових трансформаторів після нормованого строку експлуатації. Дослідження аварійності дали змогу визначити основні «зони ризику» устаткування, виявити інтерпретації різних дефектів і запропонувати деякі контрольно-діагностичні методи керування терміном служби трансформаторного устаткування блоків АЕС України.
   Ключові слова: блокові трансформатори, вводи, шунтуючі реактори, автотрансформатори зв’язку, пробій і старіння ізоляції, система охолодження, надійність, безпека.

ЗавантажитиЗавантажити статтю

ПРОБЛЕМИ ЧОРНОБИЛЯ

ГЕНЕРАЦІЯ ПАЛИВОВМІСНОГО ПИЛУ ЛАВОПОДІБНИМИ МАТЕРІАЛАМИ ОБ’ЄКТА «УКРИТТЯ»
В. П. Бадовський, О. О. Ключников, О. Е. Меленевський, Ю. В. Морозов, І. О. Ушаков, В. М. Щербін c.68-76

   Анотація: У період з вересня 2011 по жовтень 2012 р. проведено вимірювання радіоактивності пилу з альфа-активними радіонуклідами (ААР), накопиченому на ділянці 1020 см2 поверхні лавоподібних паливовмісних матеріалів (ЛПВМ) приміщення 304/3 об’єкта «Укриття» за відрізки часу від 1 до 288 діб. Середня швидкість генерації альфа-активності радіонуклідів пилу близько 1,1∙10-3 Бк/(см2∙добу) або 3,9 кБк/(м2∙рік) (за даними накопичення 670 діб). Для утворення річної кількості ААР на пил мав перетворитися зовнішній шар виокремленої ділянки ЛПВМ грубизною близько 2 мкм. У наближенні бімодального логнормального розподілу знайдено значення медіанних аеродинамічних діаметрів для дрібнодисперсної фази зареєстрованих частинок.
   Ключові слова: генерація радіоактивного пилу; паливні аерозолі; поверхня ЛПВМ; деструкція ЛПВМ.

ЗавантажитиЗавантажити статтю

СТАТИСТИЧНІ ВЛАСТИВОСТІ СИГНАЛІВ СИСТЕМИ КОНТРОЛЮ НЕЙТРОННОЇ АКТИВНОСТІ В ОБ’ЄКТІ “УКРИТТЯ”
А. І. Довидьков, А. Д. Скорбун c.77-84

   Анотація: Залишки палива після вибуху на 4-му енергоблоці Чорнобильської атомної станції (ЧАЕС) знаходяться в некерованому стані, що означає потенційну небезпеку об’єкта. Для контролю за станом лавоподібних паливовмістних матеріалів і попередження про виникнення самопідтримної ланцюгової реакції діють системи контролю нейтронних потоків, які випромінюються паливовмістними матеріалами в зруйнованому 4-му блоці ЧАЕС. Припускається, що зростання потоку нейтронів і перевищення ним деякого рівня свідчить про розвиток небезпечної ситуації і вимагає прийняття певних заходів. Питання встановлення такого рівня  на основі наявних вимірювань потоків нейтронів є предметом даної роботи. Проаналізовано статистику густини потоку нейтронів за декілька діб. Показано, що ця статистика не зводиться до функцій розподілу Гаусса чи Пуассона. Виявлено, що значення густини потоку нейтронів не утворюють неперервний ряд значень і це не може бути пояснено роботою електроніки. Запропоновано вводити два типи контрольних рівнів густини потоку нейтронів: перший – для фіксації миттєвого перевищення максимальних значень, і другий – для відслідковування повільних змін середніх значень.
   Ключові слова: об’єкт “Укриття”, контрольний рівень, статистика нейтронів, паливовмістні матеріали.

ЗавантажитиЗавантажити статтю

ПРОГНОЗНА ОЦІНКА ТРАНСКОРДОННОГО ПЕРЕНЕСЕННЯ РАДІОНУКЛІДІВ  У НАСЛІДОК ПРОХОДЖЕННЯ СМЕРЧУ НАД ВОДОЙМОЮ-ОХОЛОДЖУВАЧЕМ ЧАЕС
М. М. Талерко, Є. К. Гаргер, Г. Г. Кузьменко c.85-93

   Анотація: Виконано прогноз можливого радіоактивного забруднення території Білорусі та Росії внаслідок атмосферного перенесення радіонуклідів, піднятих з осушеної території водойми-охолоджувача ЧАЕС при про­ходженні смерчу в чорнобильській зоні відчуження. Розрахунки проведено за допомогою комплексу моделей, що включає концептуальну модель смерчу, мезомасштабну дифузійну модель атмосферного перенесення домішки та блока дозиметричних моделей. Отримано, що в найближчих населених пунктах Білорусі та Росії збільшення щільності випадінь не перевищить 1-2 % у порівнянні з фактичним. Доза опромінення для жителів Білорусі не перевищить 1 мкЗв, Росії -10-2 мкЗв.
   Ключові слова: водойма-охолоджувач ЧАЕС, смерч, моделі розповсюдження радіонуклідів в атмосфері, радіоактивні аерозолі, трансграничне перенесення.

ЗавантажитиЗавантажити статтю

АЕРОЗОЛІ – СВІДКИ РУЙНУВАННЯ ЛАВОПОДІБНИХ ПАЛИВОВМІСНИХ МАТЕРІАЛІВ В ОБ’ЄКТІ «УКРИТТЯ»
Б. І. Огородников, В. Є. Хан, В. П. Ковальчук c.94-106

   Анотація: Представлено радіонуклідний склад, дисперсність і концентрації аерозолів у 2010 – 2011 рр. в приміщенні 012/7 об’єкта «Укриття». Проби відбирали на тришарові фільтри Петрянова в 15 – 20 см від південного краю лавоподібних паливовмісних матеріалів (ЛПВМ). Одночасно за допомогою радонової сейсмічної станції визначали вміст у повітрі радону і торону. Установлено, що сумарна концентрація аерозолів-носіїв 90Sr + 90Y та 137Cs коливалася в діапазоні 5 – 100  Бк/м3. При цьому частка 137Cs становила 10 – 20 %. Співвідношення концентрацій 137Cs/241Am було близьке до 15. Носіями радіонуклідів були аерозолі більше 1 мкм. Максимальний вміст радону досягав 100 – 300 Бк/м3. Концентрації 212Pb – дочірнього продукту торону – коливалися від 0,3 до 30 Бк/м3, а його носіями були переважно частинки діаметром 0,1 – 0,3 мкм. Гамма-спектрометричне вимірювання та радіохімічні аналізи показали, що склад і співвідношення радіонуклідів-продуктів аварії 4-го блока ЧАЕС в аерозольних пробах і зразках ЛПВМ практично ідентичні. Це свідчить, що відбувається деструкція ЛПВМ і частковий перехід матеріалів в аерозольний стан.
   Ключові слова: об’єкт «Укриття», лавоподібні паливовмісні матеріали, тришарові фільтри, радіоактивні аерозолі, концентрація, дисперсність, співвідношення радіонуклідів, радон, торон.

ЗавантажитиЗавантажити статтю

ДОСЛІДЖЕННЯ ДИНАМІКИ ОПОРУ ФІЛЬТРУЮЧИХ МАТЕРІАЛІВ ПРИ ВІДБОРІ РАДІОАКТИВНИХ АЕРОЗОЛІВ ПОБЛИЗУ ОБ’ЄКТА «УКРИТТЯ»
О. К. Калиновський, Б. І. Огородников c.107-115

   Анотація: Представлено результати багатодобових експериментів із прокачування атмосферних аерозолів у чорнобильській зоні через двошарові композиції волокнистих фільтруючих матеріалів. Установлено, що основне накопичення пилового осаду при швидкостях продувки 83 і 165 см/с відбувається в лобовому шарі. Через це опір фільтрів безперервно зростає. Використання передфільтрів із грубоволокнистого фільтруючого матеріалу, зокрема ФПП-70 або ПЕТФ-100, зі стандартним опором 0,1 – 0,3 мм вод. ст. знижує пилове навантаження на основний фільтр ФПП-15-1,7 і збільшує термін його експлуатації. Надходження дрібнодисперсних крапель туману або дощу призводить до зростання опору фільтруючого матеріалу. Однак якщо він виготовлений із гідрофільних волокон, то опір через деякий час після закінчення випадіння опадів повертається практично до значення, яке спостерігалось перед дощем.
   Ключові слова: Чорнобиль, волокнисті фільтри, передфільтр, двошарові композиції, атмосферні аерозолі, випадіння опадів, швидкість продувки повітря, опір фільтра.

ЗавантажитиЗавантажити статтю

ОЦІНКА РАДІАЦІЙНОГО ВПЛИВУ СХОВИЩА ВІДПРАЦЬОВАНОГО ЯДЕРНОГО ПАЛИВА  (СВЯП-2) ЧАЕС
В. Г. Батій, Д. В. Городецький, Ю. І. Рубежанський, В. М. Рудько, А. О. Сізов c.116-126

   Анотація: Виконано оцінки радіаційного впливу за нормальних умов експлуатації сухого сховища відпрацьованого ядерного палива (СВЯП-2) реакторів РБМК ЧАЕС, яке призначене для тривалого зберігання відпрацьованих тепловиділяючих збірок (ВТВЗ), що утворились унаслідок експлуатації енергоблоків ЧАЕС. Розрахунки показали, що викид для окремих радіонуклідів становить не більше 1010 Бк/рік. При цьому сумарний прогнозний викид не перевищить 3 % від допустимого викиду. Показано, що максимальна концентрація радіонуклідів у повітрі поблизу СВЯП-2 істотно нижче від допустимої для населення, а додаткове забруднення навколишнього середовища є незначним. Так, максимально можливе додаткове забруднення води р. Прип’ять 137Cs та 90Sr буде не більше 3,5∙10-3 та 2,2∙10-6 Бк/м3, що є незначним у порівнянні із сучасним вмістом цих радіонуклідів у воді р. Прип’ять – 0,05 та 0,12 кБк/м3 відповідно. Максимально можлива щільність додаткового забруднення поверхні прилеглих територій буде становити менше 0,1 % від існуючих рівнів забруднення грунтового покриву зони впливу.
   Ключові слова: сховище, ядерне паливо, викид, навколишнє середовище.

ЗавантажитиЗавантажити статтю

Схожі повідомлення

Залиште коментар