Студопедия.Орг Главная | Случайная страница | Контакты | Заказать  
 

Характеристика радиоактивных продуктов коррозии, входящих в состав отложений



Реакции образования Период полураспада Энергия фотонов, МэВ
58Fe(n, γ)59Fe 45,1 сут. 1,1; 1,29
50Cr(n, γ)51Cr 27,8 сут. 0,32
55Мп(п, γ)Μn 2,58 ч 0,846; 1,81; 2,11
54Fe(n, р)54Мn 312,3 сут 0,835
59Co(n, γ)60Co 5,25 года 1,17; 1,33
58Ni(n, p)58Co 70 сут 0,511; 0,81
94Zn(n, γ)95Ζn 64 сут 0,72; 0,75
109Ag(n, γ)110mAg 250,4 сут 0,66; 0,88; 0.94; 1.38

Радионуклиды отложений образуются из химических элементов, входящих в состав этих сталей, сплавов циркония и других материалов, применяемых в реакторостроении.

Наибольший вклад в мощность дозы вносит Со. Вклад продуктов деления в мощность дозы незначителен и, как правило, не превышает 10%.

С увеличением времени эксплуатации АЭС активность отложений на оборудовании растет и вместе с этим возрастает мощность дозы γ-излучения вблизи трубопроводов первого контура. На остановленном реакторе ВВЭР-440 после 1 года эксплуатации она составляет 10 — 20 мкР/с (0,1 — 0,2 мкЗв/с), через 3 года — 70 — 100 мкР/с (0,7 — 1 мкЗв/с), а в отдельных участках контура до 500 — 1000 мкР/с (до 5 — 10 мкЗв/с).

Кроме ядерного реактора и оборудования первого контура мощным источником ионизирующих излучений являются: бассейны выдержки с отработанным ядерным топливом; системы спецводоочистки и их оборудование; детали и механизмы СУЗ; датчики КИП и радиационного технологического контроля, связанные с измерением параметров первого контура.

Второй контур и различные вспомогательные технологические контуры могут быть источниками излучения, если будет происходить протечка в них теплоносителя из основного технологического контура (например, при разгерметизации коллектора или теплообменных трубок в парогенераторе).

Кроме внешнего нейтронного и γ-излучения радиационную обстановку на АЭС определяют радиоактивные газы и аэрозоли, присутствующие в воздухе рабочих помещений. Они выделяются в воздух в результате протечек технологических сред АЭС или при вскрытии оборудования технологических контуров для ремонта.

Радиоактивные газы — это прежде всего ИРГ, т. е. радионуклиды Kr, Xe и Ar, а также радионуклиды йода и тритий. Наибольшую опасность при протечках теплоносителя представляет йод, так как его в теплоносителе сравнительно много. Попав в воздух, а затем в организм, он облучает в основном щитовидную железу. Для ИРГ, попадающих в воздух, определяющим является не внутреннее, а внешнее β-, γ-излучение из объема воздуха.

Радиоактивные аэрозоли представляют собой взвешенные в воздухе (в виде тумана или дыма) мельчайшие твердые или жидкие частицы радиоактивных веществ — активированных продуктов коррозии или продуктов деления. Поскольку почти все эти нуклиды при распаде испускают γ-кванты, то в воздухе рабочих помещений появляются источники внешнего γ-и β-излучения. Внешнее облучение в данном случае обусловлено излучением объемного источника. Поступление газов и аэрозолей внутрь организма с вдыхаемым воздухом создает опасность внутреннего облучения.

Барьерами, ограничивающими распространение продуктов деления в помещения АЭС, служат топливная матрица, оболочки ТВЭЛов и контур теплоносителя. Однако идеально герметичных оболочек ТВЭЛов не бывает. Что касается контура теплоносителя, то технологические системы, содержащие его, сконструированы таким образом, чтобы обеспечить изоляцию радионуклидов, попавших в теплоноситель через дефекты в оболочках ТВЭЛов. Для этого часть теплоносителя непрерывно направляется на очистку в специальную систему водоочистки. Из барботажного и других баков и емкостей с жидкими радиоактивными средами сдувки газов направляют в специальную систему газоочистки.

Большие концентрации аэрозолей образуются в период планово-предупредительного ремонта (ППР) и перегрузки топлива, когда проводятся такие радиационно-опасные работы как: разуплотнение главного разъема реактора, зачистка гнезд шпилек этого разъема, шлифовка металла корпуса реактора, зачистка, сварка и шлифовка в парогенераторе, дезактивация парогенераторов и главных циркуляционных насосов и т.п. В этот период при выполнении некоторых из перечисленных работ суммарная концентрация аэрозолей в местах проведения работ может кратковременно повышаться до 70 — 3000 Бк/м3.

Опыт эксплуатации АЭС показывает, что обычно наблюдающиеся концентрации радиоактивных газов и аэрозолей в помещениях АЭС такие, что они не вносят заметного вклада в дозу как внешнего, так и внутреннего облучения. Наблюдаемые концентрации газов и аэрозолей в рабочих помещениях настолько малы, что годовое поступление их внутрь организма не превышает 1/300 — 1/15 допустимого.

КОНСТРУКЦИЯ БИОЛОГИЧЕСКОЙ ЗАЩИТЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Для снижения доз нейтронного и γ-излучений до предельно допустимого значения реакторы окружаются биологической защитой. Потоки нейтронов и γ-излучения на выходе из активной зоны превосходят предельно допустимые в миллионы и миллиарды раз.

В зависимости от назначения и типа реактора защита может быть сплошной и раздельной. При проектировании новых АЭС последнему виду защиты отдают предпочтение.

При сплошной защите реактор и его система охлаждения (первый контур, парогенератор, циркуляционный насос и др.) окружены со всех сторон. При раздельной защите реактор и система охлаждения имеют самостоятельную защиту, т. е. они находятся в разных помещениях. Это позволяет обслуживать их во время остановки реактора.

При раздельной защите различают первичную защиту (защита активной зоны реактора) и вторичную защиту (защита системы охлаждения реактора).

Первичная защита предназначена для ослабления плотности потока нейтронов из активной зоны реактора, чтобы не допустить активации теплоносителя второго контура и значительной наведенной активности в конструкциях и оборудовании. Это обеспечивает необходимый доступ к реактору. Первичная защита должна ослабить плотность потока нейтронов до такой степени, чтобы свести к минимуму γ-излучение, возникающее при захвате нейтронов вторичной защитой. Кроме того, защита должна снизить остаточную активность активной зоны остановленного реактора, чтобы был обеспечен доступ к оборудованию, расположенному между первичной и вторичной защитами.

Вторичная защита предназначена для снижения плотности потока γ- и нейтронного излучения до предельно допустимого значения, для предотвращения прострела излучения через ослабленные места первичной защиты (например, на выходе трубопроводов из реактора), а также для создания барьера, чтобы загрязненный воздух из реакторного зала не попадал в помещения, где находятся люди.

При проектировании защиты реактора следует всегда учитывать теневую защиту — самоэкранируюшие свойства компонентов (парогенератора, пульта управления, коридоров и др.), которые расположены вблизи реактора. Следовательно, некоторые участки обслуживаемых помещений защищаются естественными экранами и находятся как бы в тени защиты. Теневая защита может полностью поглотить прямое излучение, падающее от реактора на внутреннюю поверхность вторичной защиты. В этом случае на участке теневой зашиты толщина вторичной защиты делается значительно меньше. Кроме того, теневая защита используется для обеспечения непродолжительного доступа к некоторому оборудованию в помещении, окруженному вторичной защитой, во время работы реактора.

Конструкция биологической защиты реактора зависит от типа реактора.

Биологической защитой для реакторов типа ВВЭР является, прежде всего, сам металлический корпус толщиной 15 — 20 см (рис. 6.8), закрытый сверху крышкой. В средней части корпуса размещена активная зона. Управление реактором осуществляется сверху системой СУЗ, стержни которой проходят через крышку реактора.

Защиту реактора можно разделить на две: внутрикорпусную и внекорпусную. Первая выполняет функции как обычной биологической защиты, так и радиационной защиты корпуса, т.е. защиты, снижающей тепловой поток и плотность потока излучений на корпус до допустимых значений. Внекорпусная защита дополнительно ослабляет плотность потока нейтронов и γ-излучения до значений, определяемых допустимой мощностью дозы за зашитой. Внутрикорпусная защита в радиальном от активной зоны направлении обычно представляет собой ЖВЗ (железо-водную защиту), т.е. чередующиеся слои стали и воды, причем первый от активной зоны слой стали — это так называемая шахта активной зоны, т.е. стальная цилиндрическая конструкция, ограничивающая активную зону. Толщина ЖВЗ 35 — 50 см. Например, в реакторе ВВЭР-440 толщина радиальной радиационной зашиты 48 см, из которых 24 см — вода. Зашита вверх обеспечивается слоем воды, крышкой и другими защитными устройствами. Так как толщина защитного слоя воды достаточно большая (у ВВЭР-440 — 60 см), то для радиационной защиты крышки каких-либо дополнительных слоев не требуется. При необходимости здесь также можно установить стальные листы. Вниз от активной зоны радиационная защита — вода или ЖВЗ.

Рис. 6.8. Конструкция защиты реактора ВВЭР-440:

1— корпус реактора;

2— защита из воды (бак с водой);

3— бетонная шахта реактора (обычный строительный бетон).

За пределами корпуса защита выполняется из бетона или из воды и бетона. Например, в радиальном направлении на АЭС с ВВЭР-440 (в более ранних вариантах) размещали стальной кольцевой бак, заполненный водой (95 см воды и около 2,5 см стали), а за ним слой бетона (300 см). На более поздних конструкциях и на АЭС с ВВЭР-1000 предусмотрена сухая боковая зашита: вместо бака с водой слой серпентинитового бетона, охлаждаемый специальным технологическим контуром. Вверх от активной зоны в защите применяют различные конструкции и материалы, например защитный бетонный или металлический колпак.

Назначение такого колпака — не только ослабление плотности потока излучения, прошедшего через защиту, но и излучения, прошедшего через зазоры в каналах СУЗ и рассеянного приводами СУЗ. Вниз от активной зоны — защита из бетона.

Боковая бетонная защита образует шахту реактора, между стенками которой и корпусом остается зазор. Этот зазор сверху частично перекрывают бак с водой или сухая защита из бетона, над которой обычно выше патрубков, отводящих и подводящих теплоноситель, монтируют перекрытие из бетона, так называемую кольцевую бетонную консоль. Остающиеся и после этого зазоры перекрывают засыпной защитой, размещаемой в специальных кожухах. Засыпную защиту делают из серпентинита или из серпентинита и чугунной дроби. Иногда в смесь добавляют карбид бора.

Засыпка и бетонная консоль являются также защитой от промежуточных нейтронов, натекающих в верхнее полупространство по корпусу реактора как по нейтроноводу.

Конструкция реактора РБМК-1000 и его биологической защиты показана на рис. 6.9. Реактор помещен в бетонную шахту квадратного сечения размером 21,6x21,6х25м с толщиной стен 200 см. Графитовая кладка реактора и отражатель расположены в герметичной полости, образованной нижней и верхней цилиндрическими металлоконструкциями коробчатого типа и цилиндрическим кожухом реактора. В металлоконструкции вварены тракты технологических каналов. Нижняя металлоконструкция (диаметр 16,5 м, высота 2 м) является опорой реактора и установлена на крестообразной конструкции, которая образует подреакторное помещение, занятое разводкой трубопроводов с теплоносителем к технологическим каналам. Верхняя металлоконструкция (диаметр 19,5 м, высота 3 м) служит опорой технологических каналов. В радиальном от активной зоны направлении установлен кольцевой бак, заполненный водой, толщина слоя воды 1 м.

Между отражателем и металлоконструкциями размещена защита из стали толщиной 20 — внизу и 25 см — вверху, обеспечивающая снижение плотности потока излучений из активной зоны на верхний и нижний листы коробчатых металлоконструкций. Введение этой защиты позволило применить для изготовления металлоконструкций низколегированные сорта стали: флюенс нейтронов (Еn>0,1МеВ) за 30 лет эксплуатации на металлоконструкции не превысит 5·1010 см'2. Пространство между трактами технологических каналов в верхней и нижней металлоконструкциях заполнено серпентинитом — засыпка с объемной массой 1,7 т/м3. Эта засыпка вместе с опорными плитами металлоконструкций выполняет роль основной защиты: толщина её по направлению вверх 2,8 м серпентинита и 0,3 м стали, а по направлению вниз 1,8 м серпентинита и 0,25 метали. Верхняя часть шахты непосредственно над реактором перекрыта защитой из стали (4 см) и железобарийсерпентинитового цементного камня (ЖБСЦК). Толщина последней около 90 см. Эта защита выполнена в виде двух поясов — нижнего неразборного и верхнего разборного. Оба пояса собираются из блоков: нижний — из больших, а верхний — из индивидуальных для каждого технологического канала. Верхние блоки снимаются при перегрузке тепловыделяющих сборок.

Верхняя защита пронизана неоднородностями — технологическими каналами и щелями между блоками. Для снижения "прострела" по каналам в них вставлены специальные вкладыши и винтовые пробки. Верхний и нижний пояса защиты собраны из блоков так, чтобы щели между блоками перекрывались в нижнем ряду верхними, а в верхнем ряду нижними блоками.

Периферийная часть защиты реактора перекрыта металлическими коробами и балками, заполненными железобарийсерпентинитовым цементным камнем или засыпкой из смеси серпентинита с чугунной дробью, взятых в соотношении 14:86. Эта часть зашиты выполняет двоякую роль: с одной стороны, это периферийная часть защиты реактора, а с другой — основная защита части технологического контура, а именно трубопроводов, отводящих пароводяную смесь от технологических каналов к барабан-сепараторам (рис. 6.9, б). Металлические короба и балки этой защиты конструктивно выполнены так, что при сборке защиты между ними не образуется прямых сквозных щелей. Для предотвращения натекания излучения щели сделаны ступенчатыми.

Рис. 6.9. Схема защиты реактора РБМК-1000 (а) и конструкция верхнего перекрытия реактора (б)

а: 1 — плитный настил (материал ЖБСЦК); 2 — засыпка из серпентинита в коробчатой металлоконструкции; 3 — бетонная шахта реактора (обычный строительный бетон); 4 — засыпка из речного песка; 5 — кольцевой бак с водой; б — блоки защиты из стали; 7 — графитовая кладка реактора;

б: 1 — съемные блоки плитного настила (материал ЖБСЦК); 2 — нижние несъемные блоки (материал ЖБСЦК); 3—периферийные блоки (материал ЖБСЦК); 4 — головки технологических каналов реактора.

В радиальном от активной зоны направлении защита состоит из слоев воды (кольцевой бак, толщина 1,2 м), слоя засыпки из речного песка (р =1,3 т/м3, толщина 1,3 м), слоя обычного строительного бетона толщиной 2 м.

Температура основной защиты, размещенной в пределах верхней и нижней металлоконструкций, при работе АЭС достигает примерно 570 K (температура теплоносителя 540 — 555К, радиационный разогрев), поэтому в качестве материала выбран серпентинит, не меняющий своих защитных свойств при этой температуре. Использование серпентинита в виде засыпки исключило дополнительную нагрузку на тракты технологических каналов за счет расширения материала при нагреве. Верхние пояса защиты работают в условиях одностороннего нагрева при перепаде температуры около 520K. Поэтому материалом защиты выбран железобарийсерпентинитовьй цементный камень, способный выдерживать такой перепад температуры и обладающий достаточно высокими защитными свойствами как по отношению к нейтронам, так и к γ-излучению. Так как оба материала используются в больших количествах, то немаловажно (при выборе их для зашиты), что они доступны и недороги.

Применение воды в радиальной защите обусловлено не только необходимостью снизить плотность потока излучений на бетонные стены шахты реактора, но и снизить тепловой поток из активной зоны. Вода служит тепловым экраном, для отвода тепла от воды организован специальный технологический контур — контур охлаждения защиты.

Защита реактора РБМК-1000 в направлении вверх по данным расчета должна обеспечивать в центральном зале реактора мощность дозы 1,6 мкбэр/с (центральный зал — периодически обслуживаемое помещение); измерения показали, что при нормальной работе АЭС мощность дозы в центральном зале не превышает этого значения (в отдельных точках), а в среднем по центральному залу — не более 0,6 мкбэр/с.

Толщина и состав защиты в направлении вниз выбраны из условия: снизить плотность потока нейтронов до значения, не дающего заметной активации трубопроводов и металлоконструкций в необслуживаемом (при работе АЭС на мощности) помещении нижних водных коммуникаций. Контрольные измерения показали, что это условие обеспечено.

На АЭС с реакторами любого типа стены и перекрытия помещений, стены бассейнов выдержки, шахт ревизии оборудования выполняются, как правило, из железобетонных конструкции. Металлическими инструкциями биозащиты являются защитные двери, люки, плиты, закладные детали и т.п.

Вода в качестве материала биозащиты, кроме названных случаев, применяется также в бассейнах выдержки и перегрузки и в шахтах ревизии оборудования. Работы на реакторах по перегрузке ядерного топлива и ревизии внутрикорпусных устройств выполняются под водой с применением манипуляторов, контейнеров, телевизионной техники, дистанционных приспособлений и инструмента.

При выполнении эксплуатационных операций во время нормальной работы оборудования, кроме биологической защиты, в полной мере используются такие технические средства зашиты, предусмотренные проектными решениями, как герметизация необслуживаемых помещений, дистанционное управление оборудованием с блочных и местных щитов или из коридоров обслуживания, дезактивация оборудования и поверхностей помещений.

При выборе конструкционных материалов для изготовления реакторной установки конструкторы обращают внимание на ограничение применения материалов, в результате активации которых образуются радионуклиды с большим периодом полураспада, испускающие фотоны высоких энергий. В процессе эксплуатации добиваются снижения активности отложений организацией и поддержанием водно-химического режима, способствующего уменьшению скорости коррозии, повышением эффективности очистки теплоносителя от радиоактивных продуктов коррозии и деления.

К техническим средствам радиационной защиты относятся также системы радиационного контроля.





Дата публикования: 2015-06-12; Прочитано: 706 | Нарушение авторского права страницы | Заказать написание работы



studopedia.org - Студопедия.Орг - 2014-2019 год. Студопедия не является автором материалов, которые размещены. Но предоставляет возможность бесплатного использования (0.005 с)...Наверх