Атомные станции с реакторами РБМК-1000

Атомные станции с реакторами РБМК-1000
  • Реактор Большой Мощности Канальный (РБМК
  • Конструкция реактора РБМК-1000
  • ТВС
  • Запорно - регулирующий клапан
  • Тепловыделяющие сборки
  • Результаты исследования защиты и радиационной
    безопасности АЭС с реакторами РБМК-1000
  •  МКЭР — Многопетлевой Канальный Энергетический Реактор
  • 5-й энергоблок Курской АЭС (РБМК-1000 3-го поколения)
  • Аварии на энергоблоках с РБМК
  • Особенности атомной энергетики
  • Выбросы и сбросы вредных веществ при эксплуатации АС
  •  

    Результаты исследования защиты и радиационной безопасности АЭС с реакторами РБМК-1000

    Нормальная эксплуатация АЭС невозможна без знания радиационной обстановки в корпусах и помещениях. Экспериментальная проверка эффективности биологической защиты и исследование радиационной обстановки в помещениях АЭС необходимы при ее пуске и проводятся в период сдачи АЭС в эксплуатацию Проведение таких исследований в помещениях первого блока Ленинградской АЭС тем более было необходимо, так как блок являлся крупнейшим в СССР и головным из серии строящихся АЭС такого типа.

    Цель, проводимых на Ленинградской, а впоследствии на Курской и Смоленской АЭС, исследований радиационной обстановки и эффективности биологической защиты заключается в проверке правильности выполненных на стадии проектирования расчетов и качества монтажа защиты. Эксперименты проводились в период физического и энергетического пусков, а также в период вывода станций на номинальную мощность Основная задача экспериментов, проводимых во время физического пуска, состояла в обследовании основного источника излучений на АЭС - активной зоны реактора. Во время энергетического пуска и при постепенном повышении мощности реакторов изучалась радиационная обстановка в центральном зале реактора и других основных помещениях АЭС Измерения проводились дозиметрами нейтронов и гамма излучений счетчиками тепловых и быстрых нейтронов, сцинтилляционными гамма спектрометрами. Методики измерений предварительно были проверены на исследовательском реакторе.

    Исследование эффективности защиты. При полной загрузке активной зоны реактора и тепловой мощности 800 Вт были измерены распределения плотности потока быстрых и тепловых нейтронов, а также мощности дозы гамма-излучения по высоте технологических и других каналов, проходящих через активную зону или вблизи от нее Для измерения были выбраны три канала в активной зоне, расположенных на разных расстояниях от оси, канал камеры деления (находится на периферии активной зоны) и канал телевизионной камеры, расположенный между кожухом реактора (по существу — поверхностью отражателя) и внутренней стенкой кольцевого бака с водой. На Ленинградской АЭС замеры сделаны при трех состояниях активной зоны: технологические каналы без воды, каналы залиты водой до половины их высоты, каналы залиты водой полностью. Анализ полей излучения показал, что перераспределение плотности потока излучения по высоте активной зоны обусловлено влиянием воды, поскольку во всех состояниях активной зоны положения регулирующих стержней оставались практически неизменными.

    Измерения мощности дозы нейтронов и гамма-излучения в центральном зале были выполнены при номинальной мощности реактора на Ленинградской и Курской АЭС. Мощность дозы практически не превышает регламентированного значения. В центральном зале были измерены спектры гамма-излучения (однокристальным сцинтилляционным спектром с кристаллом стильбена 40х40 мм). Одновременно в тех же точках была измерена мощность дозы. Цель этих исследований:

    1.     определение спектральных характеристик полей гамма-излучения и вклада различных энергетических групп гамма квантов в полную мощность дозы;

    2.   сравнение мощности дозы гамма-излучения, измеренной дозиметрами, с полученной переводом энергетического спектра гамма квантов в мощность дозы и, таким образом, оценка хода с жесткостью используемых дозиметров.

    2.Таблица 4. Мощности доз гамма-излучения в помещении центрального зала, мкР/с

    Место измерения

    Тип гамма - дозиметра 

    Вклад в полную мощность дозы гамма квантов с энергией, МэВ

    1*

    2*

    3*

    0,5 – 1,0

    1,0 – 2,0

    2,0 – 3,0

    3,0 – 5,0

    5,0 – 7,0

    Над ячейкой 37-40

    1,00

    0,98

    1,05

    8,2

    9,0

    10,0

    23,2

    49,6

    Над ячейкой 37-52

    0,92

    0,86

    1,00

    6,8

    8,7

    9,9

    27,0

    48,0

    На стыке между плитным настилом и неразборной частью верхнего перекрытия

    0,33

    0,28

    0,46

    7,9

    6,8

    9,0

    27,2

    51,1

    У стены левого сепаратора

    0,075

    0,07

    0,102

    7,8

    7,8

    8,8

    24,5

    51,1

    Над телевизионным каналом со стороны машинного зала

    0,23

    0,13

    0,26

    4,65

    8,35

    8,35

    27,6

    51,0

    На балконе крановщика

    0,17

    0,12

    0,25

    5,7

    7,3

    7,7

    22,3

    57,0

    примечание к таблице 4 типы дозиметров : 1* - Сцинтилляционный 50x50; 2* - РУП-1; 3* - Спектрометр

    Из приведенных в таблице 4 данных следует, что основной вклад в полную мощность дозы гамма-излучения (диапазон энергии 0,5—7,0 МэВ) вносит группа гамма-квантов с энергиями 5—7 МэВ (он составляет 50%). При работе блока основным источником гамма-излучения в центральном зале является излучение радиоактивного теплоносителя (изотоп 16N), проходящего по пароводяным коммуникациям под верхним перекрытием реактора. Из сравнения мощности дозы, определенной спектрометрическим методом, с показаниями дозиметров получается, что в центральном зале соотношение этих величин меняется от 1 до 2, причем спектрометр дает несколько большие значения, чем дозиметры (в частности, РУП-1).

    Таким образом, исследования радиационной обстановки в центральных залах реакторов первых блоков Ленинградской и Курской АЭС показали, что значения мощности дозы гамма-излучения и нейтронов при номинальных мощностях реакторов не превышают проектных.

    Турбины тепловых и атомных электростанций