Содержание к диссертации
Введение
Глава 1. Текущая ситуация с выводом из эксплуатации исследовательских ядерных установок в России и за рубежом 14
1.1. Основные типы исследовательских ядерных установок и их особенности 14
1.2. Особенности и технологические ограничения при выводе из эксплуатации исследовательских ядерных установок 19
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 21
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 22
2.1. Производственная площадка подкритического стенда СО-2М 22
2.2. Описание подкритического стенда СО-2М 24
2.3. Описание методики выбора критериев и инструментальных средств вывода из эксплуатации подкритического стенда СО-2М ОАО 36
2.3.1. Основные результаты комплексного инженерного обследования ПКС СО-2М
для обоснования выбора критериев 37
2.3.2. Основные результаты радиационного обследования ИЯУ СО-2М для обоснования выбора критериев 39
2.3.3. Анализ возможных аварий при выводе из эксплуатации ИЯУ 39
2.3.4. Особенности демонтажа активной зоны ПКС СО-2М 43
2.3.5. Перечень и выполнение технологических операций по погрузке в ТУК и вывозу ядерных материалов ПКС СО-2М 53
2.3.6. Переработка активной зоны ПКС СО-2М 55
2.3.7. Инженерное обследование строительных конструкций корпуса и рабочих помещений ПКС СО-2М, после вывоза облученного ядерного топлива 61
2.3.8. Радиационное обследование рабочих помещений ПКС СО-2М после вывоза облученного ядерного топлива 62
2.3.9. Изготовление защитного транспортного контейнера для отработавших нейтронных источников (изотоп Cf -252) 63
2.3.10. Извлечение и отправка нейтронных источников 65
2.3.11. Выполнение работ по демонтажу, сбору, сортировке, фрагментации удаляемых радиоактивных отходов и дезактивации загрязненного оборудования 67
2.4. Выводы по результатам создания методики выбора критериев и инструментальных средств вывода из эксплуатации ПКС СО-2М 68
Глава 3. Методики расчета дозовых нагрузок при эксплуатации подкритического стенда СО- 2М на завершающем этапе его жизненного цикла 70
3.1. Оценка мощности дозы и дозовых нагрузок при демонтаже активной зоны 70
2.3.12. Расчет по инженерным методикам 70
2.3.13. Расчет по программе MCNP 78
3.2. Определение размеров защитного транспортного контейнера для отработавшего закрытого нейтронного источника (изотоп Cf - 252) 79
3.3. Результаты расчета 82
Глава 4. Конверсия подкритического стенда СО-2М ОАО «ВНИИХТ» и условия его применения по новому назначению 83
4.1. Основные возможности конверсии подкритического стенда СО-2М ОАО «ВНИИХТ» в текущий период развития атомной отрасли 83
4.2. Перспективные предложения по конверсии подкритического стенда СО-2М ОАО «ВНИИХТ» и возможные пути их реализации 98
4.3. Выводы 107
Основные выводы 108
Литература 109
- Особенности и технологические ограничения при выводе из эксплуатации исследовательских ядерных установок
- Основные результаты радиационного обследования ИЯУ СО-2М для обоснования выбора критериев
- Определение размеров защитного транспортного контейнера для отработавшего закрытого нейтронного источника (изотоп Cf - 252)
- Основные возможности конверсии подкритического стенда СО-2М ОАО «ВНИИХТ» в текущий период развития атомной отрасли
Введение к работе
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.
-
Проанализированы известные ранее методы и средства вывода из эксплуатации исследовательских ядерных установок России.
-
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
-
Впервые выполнена и апробирована разработка комплексного метода - уникального технологического инструментария вывода из эксплуатации подкритиче-ского стенда с уран-полиэтиленовой активной зоной, который обладает свойством инвариантности для пока еще действующих исследовательских ядерных стендов, например ФС-2, ПС-1 и др.
-
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 нейтроноактива-ционным и рентгено-флуоресцентным анализом, что открывает перспективу проводить исследования технологических образцов с использованием обратного резер-фордовского 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 подкрити-ческого стенда СО-2М.
Основные положения, выносимые на защиту
-
Разработанные методики конверсии исследовательского ядерного стенда СО-2М ОАО «ВНИИХТ и их обобщение для ликвидации ядерного наследия ИЯУ подобного типа.
-
Разработанные методы, инструментальные средства и технологии для вывода из эксплуатации исследовательского ядерного стенда СО-2М ОАО «ВНИИХТ».
-
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.
-
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», Димит-ровград, 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.
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.
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 стенда СО-2М 2.1. Производственная площадка подкритического стенда СО-2М Далее в главе речь пойдет об исследовательской ядерной установке с покдритическим стендом СО-2М до недавнего времени эксплуатируемой на территории ОАО «ВНИИХТ». Подкритический стенд СО-2М, далее ПКС СО-2М (обозначение по конструкторской документации - нейтронный размножитель СО-2М) представлял собой технологический комплекс для нейтронно-активационных аналитических работ и обогащения компонентов различных полезных ископаемых [4]. ПКС обеспечивал необходимый поток тепловых нейтронов в экспериментальных устройствах. Стенд был расположен в отдельно стоящем здании научно-исследовательской лаборатории и был защищен мощной биологической защитой из тяжелого бетона с чугунным наполнителем. Уровень тепловой мощности активной зоны доходил до 10 Вт.
В состав установки входили: рудоподготовительное отделение; подкритический стенд СО-2М; пульт управления установкой и рудосортировочным отделением; сортировочное отделение; отделение готовой продукции; отделение контроля процесса и экспресс опробования продуктов сепарации; отделение активационных анализов. Рудоподготовительное отделение было предназначено для выделения из рудного сырья требуемых классов крупности. В зависимости от вида и свойств сырья, а также общей технологической схемы его переработки, для подготовки руды были использованы операции дробления, грохочения и промывки. ПКС СО-2М представлял собой подкритическую ядерную сборку, в которой возбуждение и поддержание реакции деления ядер урана осуществляется при введении внешнего источника нейтронов. Основной частью подкритического стенда являлась активная зона, которая набиралась из цилиндрических дисков тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов). В качестве делящегося вещества использовался уран, обогащенный по U-235 до 36%, диспергированный в полиэтилене. Активная зона была помещена в графитовый отражатель, в котором имелся вертикальный канал для подачи руды в зону активации. В нем же были расположены облучательные каналы для проведения нейтронно-активационных анализов проб по короткоживущим и среднеживущим изотопам. Подача образцов в зону облучения и измерения осуществлялась с помощью пневмопочты в канале ВЭК-1, а также тяговой почтой в каналах ВЭК-2 и РК. Активная зона с графитовым отражателем окружена биологической защитой из тяжелого бетона с удельным весом у=4,5 т/м3.
Основные результаты радиационного обследования ИЯУ СО-2М для обоснования выбора критериев
При выводе из эксплуатации ПКС СО-2М возможен ряд событий, приводящих к аварии. Были проанализированы следующие события:
Отказ элементов транспортно-технологического оборудования
При выводе из эксплуатации установки СО-2М из транспортно-технологического оборудования используется электрическая таль [7]. Максимальная возможная авария, связанная с отказом оборудования, это обрыв каната или грузозахватного приспособления и падение груза. В случае если груз содержит ядерные или радиоактивные вещества необходимо предпринять меры по нераспространению этих веществ. Контейнер для транспортировки ядерно- и радиационнопасных грузов должен быть рассчитан на падение с высоты 3 метров. Редко используемые грузозахватные краны ОИАЭ должны подвергаться полному техническому освидетельствованию не реже одного раза в 5 лет.
Для поддержания работоспособности систем механизмов и элементов металлоконструкций крана ОИАЭ, а также предотвращения отказов в работе элементов должны проводиться их техническое обслуживание, ремонт, испытания и проверки.
Электрическая таль может быть допущена к перемещению только тех грузов, масса которых не превышает грузоподъемность кранов. При эксплуатации кранов ОИАЭ не должны нарушаться требования, изложенные в руководстве по эксплуатации крана ОИАЭ.
Не прошедшие технического освидетельствования краны ОИАЭ, съемные грузозахватные приспособления и тара к работе не допускаются.
В процессе эксплуатации съемных грузозахватных приспособлений и тары организация - владелец крана ОИАЭ должна периодически производить их внешний осмотр по инструкции, разработанной организацией - владельцем крана ОИАЭ и утвержденной руководителем эксплуатирующей организации.
Выявленные в процессе внешнего осмотра поврежденные съемные грузозахватные приспособления должны быть выведены из эксплуатации.
Не допускается нахождение в местах производства работ немаркированной и поврежденной тары.
Все работы, выполняемые кранами ОИАЭ в условиях фактической или возможной радиационной опасности, должны осуществляться с соблюдением следующих организационных мероприятий:
- оформление наряда-допуска на проведение работ;
- назначение лиц, ответственных за безопасное производство работ кранами;
- определение радиационной обстановки на рабочем месте персонала;
- подготовка рабочего места персонала и допуска персонала к работе;
- надзор со стороны эксплуатирующей организации ОИАЭ при выполнении работ; - перевод персонала в безопасное место по истечении предельного времени нахождения в зоне радиационного воздействия;
- оформление перерывов в работе;
- оформление окончания работы.
Наряд-допуск должен определять содержание, место, время и условия проведения работ, необходимые меры по соблюдению требований общей техники безопасности и радиационной безопасности, состав бригады и лиц, ответственных за безопасное выполнение работ.
Порядок организации производства работ, выдача наряда-допуска и проведения инструктажа персонала должен устанавливаться приказами администрации организации - владельца крана.
Потеря эффективности (разгерметизация) физических барьеров
Физическими барьерами ИЯУ СО-2М для ЯМ активной зоны являются: корпус активной зоны и транспортный упаковочный комплект.
Корпус активной зоны внутренним давлением не нагружен.
Разгерметизация его возможна только при падении в процессе перемещения и транспортировки. Возгорание графита Возгорание графита на воздухе при нормальных условиях происходит при температуре 600 - 700 С. Так как даже при максимальной возможной аварии температура активной зоны достигает 133 С, то из-за отсутствия температур необходимых для возгорания графита данная ситуация считается маловероятной. Возгорание отходов демонтажных работ В соответствии с [8] в каждом помещении корпуса ПКС СО-2М для предотвращения возгорания установлен огнетушитель углекислотный (ОУ). Все огнетушители проверены и готовы к использованию.
Отказы в системе радиационного контроля
Система радиационного контроля включает в себя:
1. микрорентгенометр «Кактус-IM» с датчиком ДИГ-5 для контроля уровня гамма-фона в помещении сборки;
2. сигнально-измерительная технологическая установка УСИТ-I на 26 каналов;
3. сигнально-измерительный 2-х канальный дозиметр УСИТ-2;
4. переносной универсальный радиометр РУП-I;
5. индивидуальные дозиметры ДТЛ-02.
Кроме того, на установке СО-2М организован пункт аварийно дозиметрического контроля (а.д.к.).
В случае отказа системы радиационного контроля применяются переносные дозиметры. Персонал службы радиационной безопасности и ПКС СО-2М, используя переносные дозиметры, выясняет причины неисправности и устраняет их.
Контроль аэрозольных радиоактивных веществ и наличие радона в производственных помещениях установки осуществляет централизованная служба радиационной безопасности института. Для этих целей используется радиометрическая установка регистрации и -частиц на фильтре АФА-РМП-20 и установка «RAMON-01».
Ошибки работников (персонала) при использовании технических средств, материалов, а также при выполнении демонтажных работ
Все работы по выводу из эксплуатации проводятся в соответствии с документами, перечисленными в [8, 9], а демонтажные работы по [7]. Четкое выполнение описанных инструкций исключает появление возможных ошибок при выполнении работ.
Внешнее воздействие природного и техногенного происхождения
Здание установки СО-2М располагается на охраняемой территории ОАО «ВНИИХТ» на достаточном расстоянии от жилых и производственных площадок.
Ближайший аэропорт Домодедово расположен на расстоянии 40 км от площадки установки СО-2М. Воздушных трасс над районом площадки установки СО-2М нет, а вероятность падения самолета на площадку установки менее 10 "1/год.
В силу вышесказанного внешним воздействием природного и техногенного происхождения можно пренебречь.
Все работы, связанные с процессом демонтажа, загрузки, транспортирования активной зоны ПКС СО-2М и т.д. проводились с учетом требований Заключения № 08-111 по ядерной безопасности транспортирования активной зоны подкритического стенда СО-2М в транспортном упаковочном комплекте ТУК-69/1, разработанного ГНЦ РФ ФЭИ и утвержденного директором Департамента ядерной и радиационной безопасности, организации лицензионной и разрешительной деятельности А.М. Агаповым 15.01.2009 г., а также согласно «Проекта производства работ на демонтаж активной зоны подкритического стенда СО-2М» ТД 17.00.00.00 (с учетом извещения 810-РО от 25.03.09 г.).
Определение размеров защитного транспортного контейнера для отработавшего закрытого нейтронного источника (изотоп Cf - 252)
Для отправки закрытых нейтронных источников (Cf-252, 2 шт.) в ГУП МосНПО «Радон» спецтранспортом необходимо было подготовить защитный контейнер, размеры которого ограничиваются размерами емкости в спецтранспорте (550x860). Мощность эквивалентной дозы на наружной поверхности контейнера также должна быть ограничена. Максимальное значение мощности эквивалентной дозы излучения для III транспортной категории указано в Таблице 3.1 Санитарно-эпидемиологических правил и нормативов СанПиН 2.6.1.1281-03.
Калифорниевые источники технического назначения применяют в геологии в установках нейтронно-активационного многоэлементного анализа горных пород и руд, для исследования скважин, на горно-обогатительных комбинатах для оперативного контроля и регулирования параметров технологических процессов; в транспортабельных установках нейтронной радиографии для контроля изделий и материалов. Источники помещены в капсулы, изготовленные из нержавеющей стали. Способ герметизации капсул -аргонодуговая сварка. Калифорний-252 в источнике находится в виде оксида.
На рисунке 55 представлен внешний вид калифорниевых источников:
Калифорниевые источники Для защиты от нейтронов было принято решение использовать парафин – водородосодержащий материал, а, следовательно, хорошо ослабляющий нейтронное излучение. Средняя энергия нейтронов составляет 2 МэВ – быстрые нейтроны. При прохождении нейтронов через парафин будут образовываться вторичные гамма - кванты. Для защиты от фотонного излучения после парафина был установлен слой свинца толщиной 6 мм. Эскиз защитного контейнера представлен на рисунке 56.
Схематичное изображение защитного контейнера для перевозки калифорниевых источников
Для определения толщины защиты из парафина, необходимой для снижения мощности эквивалентной дозы, используется метод длин релаксации. Пространственное распределение плотности потока быстрых нейтронов за защитой определим [13]: плотность потока нейтронов за защитой толщиной d, расстоянии rбака с учетом геометрического ослабления; = 4 см - длина релаксации нейтронов в среде; N = 5107 1/с - мощность нейтронного источника. Для расчета мощности эквивалентной дозы для источников нейтронов с энергией E0 по известному флюенсу нейтронов используют дозиметрическую величину на единичный флюенс - Нмакс, Звм. Значение данной величины составляет Нмакс = 4,110"14 Звм. Тогда мощность эквивалентной дозы от источника быстрых нейтронов за защитой с учетом дозового фактора накопления определяется следующим образом:
Зная допустимую мощность эквивалентной дозы, определим необходимую толщину парафина:
Разработана методика расчета дозовых нагрузок при работах по демонтажу активной зоны ПКС СО-2М. Разработана методика расчета дозовых нагрузок при транспортировании защитного контейнера с отработавшими нейтронными источниками. Верификация расчетных моделей показала, что полученные значения мощности дозы ионизирующего излучения в процессе работ по выводу из эксплуатации совпадают с расчетными в пределах 20 % погрешности, что является допустимым. Таким образом, результаты расчета определили возможность формирования типовой методики выбора инженерных методов и инструментальных средств конверсии ИЯУ. Эта методика в нашем случае представляет собой перечень приемов и порядок выполнения технико-технологических процессов и конкретных процедур конверсии ПКС СО-2М.
Основные возможности конверсии подкритического стенда СО-2М ОАО «ВНИИХТ» в текущий период развития атомной отрасли
После вывода из эксплуатации опытно-промышленной ИЯУ СО-2М было предложено восстановить ИЯУ на совершенно новом качественном уровне: создать реактор нового поколения с повышенным уровнем безопасности, состоящий из системы подкритического стенда и ускорителя протонов.
Реновация производственных площадей ИЯУ СО-2М предполагает увеличение в 1000 раз мощности (с 10 Вт до 10 кВт) активной зоны. В связи с этим была проведена оценка радиационной обстановки за защитной композицией в новых условиях (Приложение 1, 2, 3). На основании расчетов получено, что имеющаяся защитная композиция не обеспечивает выполнения требований по радиационной безопасности персонала в условиях более высоких уровней мощности активной зоны ИЯУ СО-2М требует соответствующей модернизации.
Далее будут рассмотрены технические требования к планируемой ИЯУ и финансовые показатели работы ядерной установки при возможностях, заложенных в ее конструкцию. 4.1.1. Технические требования к электроядерной установке
В результате того, что предполагается использование биологической защиты выведенной из эксплуатации установки ПКС СО-2М, к активной зоне электроядерной установки выдвигаются следующие требования:
мощность установки - 10 кВт;
плотность потока тепловых и эпитепловых нейтронов в экспериментальных каналах должна быть не менее 5109 1/(см2с);
эффективный коэффициент размножения Кэфф=0,998;
кампания ядерного установки - 20 лет;
режим работы: 2-е смены за сутки - 12 часов/сут;
охлаждение активной зоны - воздушное. Наличие двух контуров охлаждения: замкнутого и разомкнутого.
Топливная композиция будет размещена в активной зоне с характеристиками:
высота активной зоны Наз=205 мм;
диаметр активной зоны Dаз= 375мм;
объем активной зоны Vаз= 0.02264 м3;
Удельное объемное энерговыделение в таком случае составит qv = 221 кВт/м3.
Геометрические размеры в установке, выделенные под отражатель и активную зону составят:
диаметр D = 775 мм;
высота Н= 845 мм.
В отражателе необходимо будет предусмотреть экспериментальные каналы:
3 канала под нейтронно-активационный анализ и имитационные эксперименты;
2 канала под наработку радионуклидов; 1 канал - для получения холодных нейтронов. Требования к ускорителю протонов: энергия пучка протонов на выходе - 5 МэВ; ток пучка (средний) - 3 мкА;
ток пучка должен обеспечивать средний выход нейтронов с мишени 109 н/с;
ток пучка (импульсный) - 30 мА; длительность импульса - 100 мкс; частота повторения - 1 Гц;
охлаждение резонаторов ускорителя - воздушное/водяное; режим ВЧ питания - импульсный с АРЧ; количество секций - 2 (1я - группирующая, с пространственно-однородной квадрупольной фокусировкой, ПОКФ; 2я - основная с высокочастотной и/или магнитной квадрупольной фокусировкой);
система транспортировки при высокой энергии с возможностью разводки пучка на два канала.
Требования к оборудованию Для эффективной работы исследовательской ядерной установки необходимо будет приобрести/изготовить следующее оборудование: ускоритель протонов (энергия пучка - 5 МэВ) - 1 шт.; активная зона подкритического стенда - 1 шт.; система управления защитой «Мираж» - 1 шт.; система дозиметрического контроля корпуса- 1 шт.; горячая камера - 1 шт.; вытяжной шкаф - 3 шт.; механическая и электромастерская - 1 шт.; система физической защиты - 1 шт.; автономный компрессор для подачи сжатого воздуха - 1 шт.; узел наработки радионуклидов - 1 шт.; оборудование для организации холодной петли - 1 шт.; комплект необходимого оборудования для активационного анализа (ППД, система пробоподачи, камера ион-пучкового метода анализа) - 1 шт.;
пункт временного хранения «охлаждаемых» образцов - 1 шт.;
и др.
