Випуск 22, 2014 року, Проблеми безпеки атомних електростанцій та Чорнобиля

ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ

ОБГРУНТУВАННЯ НАДІЙНОСТІ СИСТЕМ ВІДВОДУ ЗАЛИШКОВОГО ТЕПЛОВИДІЛЕННЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА З ПОЗИЦІЙ БЕЗПЕКИ АЕС
В. І. Борисенко, О. О. Ключников, В. І. Пампуро c.5-12

   Анотація: Розглянуто методологію визначення показників надійності систем відведення тепла (СВТ) ВВЕР-1000. Аналіз надійності СВТ проведено для випадку забезпечення безперервної роботи з відведення залишкових тепловиділень протягом ~ 100 діб, а також при таких припущеннях: межа пошкоджуваності ТВЕЛ за відсутності тепловідведення становить 3,0·1011 Дж; мінімальний час до досягнення межі пошкоджуваності ТВЕЛ становить 2 год; час на включення резервного каналу СВТ становить 60 с. При цьому отримано, що час середнього напрацювання на відмову СВТ більший за термін служби АЕС і, відповідно, не може бути підтверджено на основі експлуатаційних статистичних даних, а отже, не можна керувати надійністю СВТ. Тому контроль безвідмовності СВТ слід здійснювати через контроль безвідмовності його каналів. При цьому необхідний час безперервної роботи каналу (час між відмовами) становить 720 ч. З огляду на те, що існуючі вимоги по часу безперервної роботи каналу СВТ обмежені 240 год, для забезпечення необхідних показників надійності СВТ необхідно забезпечити ремонтопридатність каналів СВТ. Також необхідна надійність СВТ може бути досягнута, якщо дооснастити реакторну установку системами пасивного відводу тепла, які спочатку мають високі показники надійності і не вимагають відновлювальних робіт протягом тривалого часу (30 – 100 діб) після постульованій аварії з знеструмленням ВВЕР-1000.
   Ключові слова: залишкове тепловиділення, система відводу тепла, надійність, коефіцієнт готовності, напрацювання на відмову, система пасивного відводу тепла.

ЗавантажитиЗавантажити статтю

СИМПТОМНО-ОРІЄНТОВАНИЙ ПІДХІД ОБГРУНТУВАННЯ СТРАТЕГІЙ КЕРУВАННЯ ВАЖКИМИ ЯДЕРНИМИ АВАРІЯМИ ДЛЯ МІНІМІЗАЦІЇ КАТАСТРОФІЧНИХ ЕКОЛОГІЧНИХ НАСЛІДКІВ
В. І. Скалозубов, В. М. Ващенко, А. А. Гудима, І. Л. Козлов c.13-15

   Анотація: Запропоновано подальший розвиток симптомно-орієнтованих підходів щодо ідентифікації переліків та обгрунтування стратегій управління запроектними й важкими аваріями в корпусних ядерних реакторах з метою підвищення рівня екологічної безпеки АЕС і мінімізації або повного недопущення можливих небезпечних екологічних наслідків за допомогою науково обґрунтованого алгоритма керування важкою ядерною екологічною аварією.
   Ключові слова: екологічна безпека, стратегії керування важкими аваріями; симптомно-орієнтований підхід, водо-водяний енергетичний реактор.

ЗавантажитиЗавантажити статтю

РИЗИК-ОРІЄНТОВАНИЙ МЕТОД ОЦІНКИ ЙМОВІРНОСТІ РУЙНУВАННЯ КОРПУСУ РЕАКТОРА ПРИ ТЕРМОУДАРАХ
В. I. Скалозубов, Т. В. Габлая, Г. С. Драган, I. Л. Козлов, К. С. Лещoтна c.16-22

   Анотація: На основі результатів звітів з аналізу безпеки і галузевих програм з продовження термінів експлуатації атомних станцій України встановлено, що ключовим питанням є запобігання термоудару на корпус реактора в процесі експлуатації, а також вплив виниклих термічних навантажень на обґрунтування продовження термінів експлуатації. Запропоновано ризик-орієнтований підхід імовірнісної оцінки руйнування корпусу реактора при термоударах на основі теорії надійності за залишковою дефектності. Запропонований підхід може бути використаний при розробці звітів з аналізу безпеки ядерних енергоустановок.
   Ключові слова: ризик-орієнтований підхід, корпус реактора, термоудар.

ЗавантажитиЗавантажити статтю

ВИКОРИСТАННЯ РОБОТОТЕХНІКИ ПРИ ЛІКВІДАЦІЇ НАСЛІДКІВ АВАРІЙ НА АЕС
А. С. Садовніков c.23-33

   Анотація: Розглянуто застосування дистанційно керованих робототехнічних комплексів у радіаційно-небезпечних умовах. Виконано порівняння технічних характеристик важких і легких роботів. Запропоновано конструкцію пристрою для отримання нових даних про стан паливовмісних матеріалів.
   Ключові слова: об’єкт «Укриття», паливовмісні матеріали, робот, самохідне шасі, радіоактивні аерозолі.

ЗавантажитиЗавантажити статтю

ПРОБЛЕМИ РОЗРАХУНКОВОГО ВИЗНАЧЕННЯ КРИЗИ ТЕПЛОВІДДАЧІ У ТЕПЛОВИДІЛЯЮЧИХ ЗБІРКАХ РЕАКТОРІВ ВВЕР НА ОСНОВІ СУЧАСНИХ ВЕРСІЙ ТЕПЛОГІДРАВЛІЧНИХ КОДІВ
Н. М. Фіалко, Г. І. Шараєвський, С. В. Бабак, О. І. Шараєвська c.34-43

   Анотація: Виконано аналіз адекватності програмних комп’ютерних комплексів ПУЧОК БМ-ДФ та COBRA, що призначені для розрахунку основних параметрів безпеки водоохолоджуваних ядерних реакторів. Цей розрахунок засновано на визначенні локальних теплогідравлічних параметрів потоку теплоносія у стрижневих збірках тепловиділяючих елементів. Представлено результати порівняння виконаних експериментів з визначення розподілу основних теплогідравлічних параметрів потоку у характерних субканалах стрижневих збірок тепловиділяючих елементів з даними розрахунку цих параметрів на основі вищевказаних комп’ютерних кодів. Особливу увагу приділено аналізу експериментальних та розрахункових даних щодо визначення умов виникнення кризи тепловіддачі у стрижневих збірках тепловиділяючих елементів. Показано можливість надійного визначення критичного теплового потоку на основі використання зазначених двомірних комп’ютерних кодів.
   Ключові слова: реактор ВВЕР, криза тепловіддачі, теплогідравлічний код.

ЗавантажитиЗавантажити статтю

АКТУАЛЬНІ ПРОБЛЕМИ РОЗРАХУНКОВОГО ВИЗНАЧЕННЯ ПАРАМЕТРІВ БЕЗПЕКИ ВОДООХОЛОДЖУВАНИХ РЕАКТОРІВ НА ОСНОВІ СУЧАСНИХ ВЕРСІЙ ТЕПЛОГІДРАВЛІЧНИХ КОДІВ
Н. М. Фіалко, Г. І. Шараєвський, С. В. Бабак, Н. І. Шараєвська c.44-50

   Анотація: Розглянуто актуальні проблеми забезпечення надійності результатів математичного комп’ютерного моделювання режимів експлуатації водоохолоджуваних ядерних реакторів. Головну увагу приділено методології визначення теплофізичних параметрів безпеки активних зон реакторних установок на основі використання сучасних теплогідравлічних кодів. Виконано аналіз адекватності фізичних моделей виникнення кризи тепловіддачі, а також розрахункових кореляцій, що використовуються у цих комп’ютерних програмах для визначення умов виникнення цього аварійного процесу. Розглянуто основні напрямки вдосконалення сучасних теплогідравлічних кодів з метою підвищення надійності визначення теплофізичних параметрів безпеки водоохолоджуваних ядерних реакторів.
   Ключові слова: водоохолоджувані реактори, параметри безпеки, теплогідравлічні коди.

ЗавантажитиЗавантажити статтю

КОМЕНТАРІ ДО ПРОЕКТУ ОСНОВНИХ ВИМОГ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ СТАНЦІЙ З УРАХУВАННЯМ УРОКІВ АВАРІЇ НА АЕС FUKUSHIMA-DAIICHI
О. О. Ключников, В. М. Щербін, В. І. Скалозубов, Т. В. Габлая, В. М. Ващенко, І. Л. Козлов, Т. В. Герасименко, А. А. Гудима, К. В. Скалозубов c.51-55

   Анотація: Розглянуто пропозиції для розробки Основних вимог безпеки атомних станцій України з урахуванням уроків аварії на АЕС Fukushima-Daiichi відносно термінології аварій, імовірнісних і детерміністських критеріїв безпеки, вимог до методів і розрахункових засобів моделювання аварійних процесів, а також до керівництва з управління важкими аваріями. Пропозиції можуть бути використані Державною інспекцією ядерного регулювання України та експлуатуючою організацією.
   Ключові слова: безпека; аварія; АЕС Fukushima-Daiichi.

ЗавантажитиЗавантажити статтю

ГІДРОДИНАМІЧНА МОДЕЛЬ МОЖЛИВОГО ЗАТОПЛЕННЯ ПРОММАЙДАНЧИКА ЗАПОРІЗЬКОЇ АЕС ПРИ ЕКСТРЕМАЛЬНИХ ЗЕМЛЕТРУСАХ ТА УРАГАНАХ
В. І. Скалозубов, В. М. Ващенко, І. Л. Козлов, Т. В. Габлая, Т. В. Герасименко c.56-62

   Анотація: Запропоновано гідродинамічну модель можливого затоплення проммайданчика Запорізької АЕС при позапроектних землетрусах і ураганах. На відмінність від квазістаціонарного підходу стрес-тестів запропонованої моделі враховується динамічний характер процесів затоплення, а також безпосередній вплив зовнішніх екстремальних впливів на Каховське водосховище. У результаті проведеного гідродинамічного моделювання визначено можливі умови та критерії затоплення проммайданчика Запорізької АЕС при зовнішніх екстремальних впливах.
   Ключові слова: гідродинамічна модель, затоплення, землетрус.

ЗавантажитиЗавантажити статтю

ФІЗИЧНІ ВЛАСТИВОСТІ КОМПОНЕНТІВ БЛАНКЕТА ДЛЯ РІДИННОСОЛЬОВИХ РЕАКТОРІВ
Л. А. Булавін, А. А. Омельчук, Н. В. Файдюк, Ю. О. Плевачук, В. М. Склярчук, Р. Н. Савчук c.63-69

   Анотація: У широкому температурному інтервалі проведено дослідження температурної залежності в’язкості, електропровідності та термоелектрорушійної сили (термоЕРС) розплавів систем NaF–LiF–LaF3 і NaF–LiF–NdF3, які можуть служити компонентами бланкета рідинносольових реакторів. Установлено, що в’язкість розплавів істотно залежить від хімічного складу і при переході від евтектичної концентрації до перитектичної змінюється в 1,5 – 2 рази. Цей же перехід суттєво змінює температурну залежність термоЕРС. Разом з тим температурні залежності електропровідності як для зразків з лантаном, так і для зразків з неодимом практично не зміню­ються.
   Ключові слова: рідинносольові реактори, бланкет, в’язкість, електропровідність, термоЕРС.

ЗавантажитиЗавантажити статтю

ПРОБЛЕМИ ЧОРНОБИЛЯ

НАНОРОЗМІРНІ ПОРОВІ КАНАЛИ ЯК СКЛАДОВА ПОРОВОГО ПРОСТОРУ ЛАВОПОДІБНИХ ПАЛИВОВМІСНИХ МАТЕРІАЛІВ ОБЄКТА «УКРИТТЯ»
С. В. Габєлков, О. О. Ключников, Є. Є. Олійник, П. Є. Пархомчук, Г. Ф. Чемерський, В. М. Щербін c.70-75

   Анотація: Проведено дослідження порового простору лавоподібних паливовмісних матеріалів (ЛПВМ) об’єкта «Укриття» з використанням нового методу визначення об’ємів відкритих поровых каналів за видаленням робочої рідини з них при її випаровуванні. Поровий простір ЛПВМ складається з великих газових пор (значно більших 10 мкм), малих газових пор (~10 мкм), тріщин (товщина 2 – 2,5 мкм) і нанорозмірних порових каналів (діаметр 40 – 60 нм). Нанорозмірні порові канали й, можливо, тріщини з’єднують газові пори в суцільний каркас відкритих каналів. Газові пори сформувалися на заключній стадії аварії 4-го блока ЧАЕС за рахунок зменшення розчинності газів у силікатній скломатриці при зниженні температури, тріщини, очевидно, за рахунок збільшення об’єму кристалічних включень оксидів урану та швидкого охолодження поверхневих шарів ЛПВМ, нанорозмірні порові канали – результат накопичення радіаційних дефектів при самоопроміненні ЛПВМ за рахунок a-розпаду трансуранових елементів.
   Ключові слова: лавоподібні паливовмісні матеріали, поровий простір, газові пори, тріщини, нанорозмірні порові канали.

ЗавантажитиЗавантажити статтю

ДИНАМІКА ТЕМПЕРАТУРИ ПІДРЕАКТОРНОЇ ПЛИТИ НА ФОНІ СПАДУ ЗАЛИШКОВОГО ТЕПЛОВИДІЛЕННЯ ПАЛИВА В ЗОНАХ КРИТМАСОВОГО РИЗИКУ
Є. Д. Висотський, О. В. Михайлов, А. О. Дорошенко c.76-83

   Анотація: Представлено методику і результати відновлення та аналізу довготривалої динаміки температури підреакторної плити в зонах локалізації ядерно-небезпечних скупчень. Показано, що на фоні спаду залишкового тепловиділення палива поточна температура в зонах локалізації може підтримуватися лише за рахунок додаткового джерела тепла. Запропоновано пояснення природи його походження і наведено попередню оцінку його вкладу в потужність сумарного тепловиділення. Установлено, що джерелом тепла, що частково компенсує падіння залишкового тепловиділення палива, може бути лише енергія вимушеного поділу, зростання якого обумовлене збільшенням інтенсивності виходу нейтронів (α, n)-реакцій на легких ядрах паливовмісних матеріалів при накопиченні 241Am.
   Ключові слова: динаміка температури, паливовмісні матеріали, залишкове тепловиділення, ядерно-небезпечні скупчення, нейтрони.

ЗавантажитиЗавантажити статтю

ПІДВИЩЕННЯ НАДІЙНОСТІ КОНТРОЛЮ ЯДЕРНОЇ БЕЗПЕКИ ОБ’ЄКТА «УКРИТТЯ» І НОВОГО БЕЗПЕЧНОГО КОНФАЙНМЕНТА
А. І. Довидьков, С. А. Довидьков, В. О. Краснов, В. М. Щербін c.84-91

   Анотація: Показано, що нова інтегрована автоматизована система контролю (ІАСК) не забезпечує досить високої надійності контролю ядерної безпеки об’єкта «Укриття» та нового безпечного конфайнмента. Необхідно збільшити  кількість точок  контролю в  зонах великих  скупчень  паливовмісних  матеріалів (ПВМ), а  головне, щоб контроль динаміки параметрів ПВМ, крім ІАСК, виконувався також й іншою (резервною) системою, яка може бути створена на базі вже існуючої системи «Фініш». Показано найбільш інформативні точки розташування додаткових датчиків цієї системи в зонах великих скупчень ПВМ. Проведено аналіз характеристик каналів контролю ПВМ у цих зонах. Наголошено на необхідності контролю динаміки температурних полів у зонах скупчень ПВМ.
   Ключові слова: об’єкт «Укриття», паливовмісні матеріали, контроль ядерної безпеки.

ЗавантажитиЗавантажити статтю

ПРО НОВИЙ ПРИНЦИП МОКРОГО АЕРОЗОЛЬНОГО ОЧИЩЕННЯ ТА ЙОГО МІСЦЕ В РОЗВИТКУ ВИРОБНИЧОЇ СИСТЕМИ ПОВОДЖЕННЯ З РАДІОАКТИВНИМИ ВІДХОДАМИ
О. Б. Андронов c.92-97

   Анотація: Розглядається конденсаційний спосіб мокрого очищення, оснований на принципі адіабатичної камери. Оцінюються його переваги, схема реалізації та місце в створенні інтегрованої системи поводження з радіоактивними відходами.
   Ключові слова: гнучка виробнича система, аспіраційні системи, скруберне очищення, фізика атмосфери, ядра конденсації, газоаерозольні радіоактивні відходи, технологічна інтеграція.

ЗавантажитиЗавантажити статтю

ВИЗНАЧЕННЯ ВЕЛИЧИН ПАРАМЕТРІВ МОДЕЛІ, ЩО ОПИСУЄ ЯДЕРНО-НЕБЕЗПЕЧНЕ СКУПЧЕННЯ ПАЛИВОВМІСНИХ МАТЕРІАЛІВ В ОБ’ЄКТІ «УКРИТТЯ»
В. Б. Шостак, В. М. Щербiн, Є. Є. Олiйник c.98-109

   Анотація: Представлено результати розрахунків нейтронно-фізичних характеристик моделі просторового розташування об’ємів, заповнених бетоном, металом і паливовмісними матеріаломі (ПВМ) з низьким і високим вмістом палива в зоні проплавлення фундаментної плити шахти реактора в південно-східній частині приміщення 305/2 об’єкта «Укриття» і в областях, що безпосередньо примикають до зони проплавлення, масові і геометричні параметри яких відповідають реальним умовам існування прихованого скупчення. Аналізується можливість опису динаміки розвитку і самопогашування нейтронної аномалії, зареєстрованої в 1990 р., залежно від можливих величин параметрів гетерогенності суміші ПВМ з високим вмістом палива.
   Ключові слова: паливовмісні матеріали, нейтронна аномалія, критичність.

ЗавантажитиЗавантажити статтю

КОНТРОЛЬ ВИНЕСЕННЯ РАДІОАКТИВНИХ АЕРОЗОЛІВ З ОБ’ЄКТА “УКРИТТЯ” У 2013 р
В. Є. Хан, Б. І. Огородников, О. К. Калиновський, В. О. Краснов c.110-121

   Анотація: Наведено результати контролю викиду радіоактивних аерозолів з об’єкта «Укриття» в 2013 р. Макси­мальна величина неорганізованого викиду спостерігалася в зимовий період і досягала 2,1 МБк/доба. Концент­рації довгоживучих бета-випромінюючих аерозолів, що надходили в атмосферу через систему «Байпас», знахо­дилися зазвичай у діапазоні 0,5 – 10 Бк/м3 (максимальна концентрація 100 Бк/м3). Їхніми носіями в більшості випадків були частинки з АМАД 1 – 6 мкм. Концентрації 212Pb – дочірнього продукту торону – становили, як правило, 1 – 5 Бк/м3. Вони зазвичай мали АМАД 0,07 – 0,3 мкм. Об’ємні активності та дисперсність аерозолів у викидах з об’єкта «Укриття» залишаються практично стабільними впродовж останніх 10 років. Показано, що співвідношення концентрацій короткоживучих дочірніх продуктів радону і 212Pb у повітряному потоці, що викидаються в атмосферу через систему «Байпас», залишається постійним і близько до 4.
   Ключові слова: об’єкт «Укриття», аерозолі, об’ємна активність, АМАД.

ЗавантажитиЗавантажити статтю

Схожі повідомлення

Залиште коментар