Добавил:
ivanov666
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Центры ядерных исследований и технологий основные требования, существующий статус и перспективы развития. Учебное пособие
.pdf
11
Рисунок 1.1.5.2 – Национальная лаборатория Айдахо
Один из наиболее востребованных реакторов - Advanced Test
Reactor (ATR) (рисунок 1.1.5.3).
Рисунок 1.1.5.3 – Вид на ATR [2]
ATR позволяет помещать самые разные материалы в среду с заданной интенсивностью излучения, температуры и давления. Затем
образцы удаляются, чтобы изучить, как время облучения в реакторе
повлияло на материалы. ATR также производит медицинские изотопы, которые могут помочь в лечении больных раком, и промышленные изотопы, которые можно использовать для рентгенографии.
Многие эксперименты ATR сосредоточены на перспективных материалах для следующих поколений реакторов.
12
Израиль
Центр ядерных исследований «Сорек» основан в 1955 г. с помощью США (рисунок 1.1.5.4). В центре имеется легководный реактор
бассейнового типа IRR-1 мощностью 5 МВт. На нем производят изотопы для ядерной медицины. В центре возводится новый комплекс
- ускоритель частиц - Soreq Applied Research Accelerator Facility
(SARAF). Первая очередь введена в эксплуатацию в 2008 г., вторая
планируется - в 2020 г. На комплексе планируется производство в
основном медицинских радионуклидов (
103
Pd). Также эксплуатиру-
ется гамма-установка стерилизации на основе 60Со.
Рисунок 1.1.5.4 – Центр ядерных исследований «Сорек», здание атомного реактора
Китай
Центр ядерных исследований и разработок открылся в Китае
(провинция Шаньдун) в 2016 г. (рисунок 1.1.5.5).
Рисунок 1.1.5.5 – Центр ядерных исследований и разработок
13
Россия
АО «Научно-исследовательский физико-химический институт
им. Л.Я. Карпова» (г. Обнинск). В институте с 1964 г. эксплуатируется ИЯУ ВВР-ц мощностью 15 МВт. Гамма-установки на основе
60
Со - 4 ед., ускорители заряженных частиц - 2 ед. (рисунок 1.1.5.6).
Рисунок 1.1.5.6 – Реакторный зал ИЯУ ВВР-ц [7]
Казахстан
Республиканское государственное предприятие «Институт ядерной физики» (РГП ИЯФ) (г. Алма-Ата). В институте с 1967 г. эксплуатируется ИЯУ ВВР-к мощностью 15 МВт: критический стенд 1 ед., ускорители заряженных частиц - 4 ед. (рисунок 1.1.5.7).
Рисунок 1.1.5.7 – Реакторный зал ИЯУ ВВР-к
14
Бразилия
IPEN - Институт энергетических и ядерных исследований Бразилии. Институт основан в 1956 г. для проведения научных исследований и разработок в области ядерных материалов и процессов, фармпрепаратов, промышленного гамма-оборудования, лазерных технологий и пр. IPEN имеет развитую инфраструктуру лабораторий, исследовательский реактор IEA-R1, ускоритель частиц, промышленный и компактный циклотрон переменной энергии (рисунок
1.1.5.8).
Рисунок 1.1.5.8 – Общий вид IPEN
1.2 Исследовательская ядерная установка
1.2.1 Описание исследовательской ядерной установки
Рассмотрим критерии выбора реакторной установки. Определим
основные параметры ИЯУ, влияющие на конструктивный облик.
Плотность потока нейтронов в экспериментальных каналах
Поскольку экономически целесообразная наработка радионуклидной продукции в промышленных масштабах возможна в потоках тепловых нейтронах, начиная с 5∙1013 нейтр./см2∙с, а повышение плотности потока тепловых нейтронах до 5∙1014 нейтр./см2∙с повлечет за собой существенное усложнение конструкции реактора,
остановимся на данном диапазоне.
15
Тип реактора
Наиболее простым, с точки зрения эксплуатации и дешевым является реактор бассейнового типа, где замедлителем и теплоносителем является обессоленная обыкновенная вода. Уровень воды (глубина погружения активной зоны) лежит в диапазоне от 4 м для биологической защиты при ядерно-опасных работах до 7 м, что связано
с удобством визуального обслуживания эксплуатационным персоналом с помощью различных инструментов.
Тепловая мощность
В зависимости от конструкции активной зоны (наличие отражателя, замедлитель, расход теплоносителя и т.д.) тепловая мощность
будет лежать в диапазоне от 5 до 20 МВт. Кроме того, при конструк-
ции реактора бассейнового типа, поскольку при атмосферном давлении в баке под наливом на глубине до 7 м фиксирована температура кипения, что накладывает ограничения на температуру на поверхности ТВС.
Утилизация тепла
Поскольку бак реактора находится при атмосферном давлении,
то температура воды на выходе из активной зоны будет не выше 70-
80 С. Такое низко потенциальное тепло невозможно использовать
для генерации электроэнергии. Поэтому осуществляется сброс
тепла в атмосферу.
Количество контуров
Для надежного удержания радиоактивных продуктов деления в
случае проектной аварии первый контур реактора является одним из
защитных барьеров. Таким образом, необходимо минимум два контура:
- первый контур - замкнутый (последний защитный барьер);
- второй контур - либо разомкнутый с утилизацией тепла в атмо-
сферу посредством мокрой пленочной градирни вентиляторного
типа в случае достаточного количества подпиточной воды на площадке реактора (в среднем расход подпиточной воды на компенсацию уноса и испарения воды оценивается около 1 т/ч на 1 МВт тепловой мощности), либо замкнутый с утилизацией тепла в атмосферу
16
посредством сухой градирни вентиляторного типа в случае отсутствия достаточного количества подпиточной воды на площадке реактора (в таком случае существенно (в несколько раз) возрастает
площадь поверхности теплообмена градирни, что влечет увеличение
объема конструкции и, как следствие, удорожание градирни).
Вертикальные и горизонтальные экспериментальные каналы
Тип (сквозной, глухой), количество, диаметры и местоположение
вертикальных экспериментальных каналов определяется в зависимости от предполагаемого назначения реактора. Например, при производстве радионуклидной продукции нужны каналы небольших
диаметров, установленные в активной зоне реактора. При планировании производства ядерного легирования кремния необходимо
предусмотреть каналы больших диаметров (до 400 мм) за пределами
активной зоны реактора. При необходимости проведения испытаний
различных изделий или облучения мишеней с повышенным энерговыделением необходимо предусмотреть автономные контуры с принудительной циркуляцией и автономным охлаждением (петли).
Горизонтальные каналы также могут быть глухими (направленные обычно по радиусам активной зоны) и сквозные (касательные)
проходящие вблизи активной зоны. Горизонтальные каналы чаще
используются для проведения исследований. В них также удобно
располагать пневмопочту для малых (до 0.5 мин) экспозиций образцов.
Кампания реактора
Кампания реактора выбирается в зависимости от вида основной
продукции или длительности экспериментов. Обычно для наработки
радионуклидов требуется от 100 до 200 часов работы на номинальном уровне мощности.
Обогащение топлива
В настоящее время вновь строящиеся реакторы по рекомендации
МАГАТЭ имеют обогащение до 19.75% по
235
U (НОУ-топливо) с це-
лью снижения террористических угроз.
Таким образом, исходя из вышеизложенного, в таблице 1.2.1.1
приведен перечень параметров ИЯУ.
17
Таблица 1.2.1.1 – Параметры ИЯУ ЦЯИТ
№
Наименование параметра
Величина
1
Плотность потока нейтронов в экспериментальных каналах, нейтр./см2∙с
5∙1014
2
Тип реактора
бассейновый
3
Тепловая мощность, МВт
до 20
4
Утилизация тепла
градирня
5
Количество контуров
2
6
Вертикальные и горизонтальные экспериментальные каналы
имеются
7
Кампания реактора, ч
до 200
8
Обогащение топлива, %
19,75
1.2.2 Описание инфраструктуры
1.2.2.1 Горячие камеры
При производстве реакторной продукции используются «горячие» камеры. Они разделяются на легкие (до 100 Ки2), средние (до
1000 Ки) и тяжелые (до 10 000 Ки) в зависимости от активности, ко-
торая может находиться внутри. Камера представляет собой помещение с защитными стенками, выполненными из тяжелого бетона
или свинца для биологической защиты персонала. В ней имеется защитное смотровое стекло и манипуляторы для осуществления технологических операций персоналом. С обратной стороны камеры
имеется защитная дверь для захода внутрь и замены оборудования.
Сверху может быть предусмотрен проем с защитной пробкой для загрузки/выгрузки образцов, оборудования и т.д. К камере подводятся
необходимые для работы среды (вода, электропитание, сжатый воздух или технологические газы, дезактивирующий раствор и т.д.).
Для различных работ в камере может располагаться измерительное
оборудование (первичные датчики) для измерения температуры, активности и т.д. Вторичное оборудование располагается в операторской «горячих» камер в месте пребывания персонала. Откачка воздуха производится в систему спецвентиляции, при этом разряжение
в камере не должно быть менее 20 мм вод.ст. Воздух, последовательно проходя через систему фильтров (механических, аэрозольных, противойодных), выбрасывается в атмосферу посредством вы-
2
по радионуклиду
60
Co
18
бросной трубы. Также в камере предусмотрена система сбора протечек в емкость для сбора жидких радиоактивных отходов (ЖРО) с
последующим перенаправлением в централизованную систему
спецканализации. Тяжелые «горячие» камеры могут иметь подкамерное пространство, где находятся различные системы (дозаторы,
вакуумные насосы, ловушки и т.д.) и емкостное оборудование. Подкамерное пространство также имеет защитную дверь для захода
внутрь и замены оборудования. В камерах обеспечивается 20-ти
кратный обмен воздуха.
Для производства радионуклидов необходимо иметь несколько
«горячих» камер, каждую для работы с конкретным радионуклидом.
Если осуществляется производство радионуклидов для ядерной медицины, то необходимо исключить возможность взаимозагрязнения
радионуклидами. Обычно камеры располагаются в одну линию и соединяются транспортной системой. Транспортная система должна
иметь возможность доставлять облученную мишень индивидуально
в каждую «горячую» камеру. Она, в свою очередь, должна быть соединена с автоматизированной цепочкой доставки облученной мишени из реактора. Кроме этого, имеется дублирующая система доставки облученной мишени в «горячие» камеры на случай временного отказа основной транспортной цепочки.
1.2.2.2 Сопутствующие системы
Система отопления, вентиляции и газоочистки
Требования к отоплению
Температура в помещениях реакторной установки поддерживается автоматизированной системой от индивидуального источника
тепла в холодное время или кондиционирования в теплое время.
Приток воздуха в помещение зала реактора необходимо предварительно очищать. Температура в реакторном зале должна быть не
выше 25 °С.
Требования к технологической вентиляции
Технологическая вентиляция реакторной установки предназначена для удаления радиоактивного 41Ar, образующегося при активации воздуха нейтронами вблизи активной зоны ректора и радиоактивных газов и аэрозолей. Технологическая вентиляция должна
обеспечить удаление радиоактивного 41Ar из отсека/шахты реактора.
19
Кроме того, технологическая вентиляция также удаляет все РБГ и
аэрозоли из помещений ограниченного доступа, где расположено
оборудование реактора, включая помещения «горячих» камер, боксов с исследовательским и технологическим оборудованием и др.
Выброс воздуха, удаляемого технологической вентиляцией, осуществляется в трубу, высота которой определяется расчетом. При
этом концентрация радиоактивного 41Ar в приземном слое атмо-
сферного воздуха не должна превышать допустимой концентрации.
Вентиляторы технологической вентиляции подключаются к
щиту неотключаемых потребителей электроэнергии со 100% резервированием с автоподменой, то есть один вентилятор работает, а
второй находится в «горячем» резерве. Если с работающим вентилятором случится неисправность, и он отключится, то без участия
оператора, вентилятор, находящийся в «горячем» резерве, включится в работу, а отсечные клапаны отключат неисправный вентилятор
Запуск и контроль за работой вентиляторов осуществляется с места расположения вентиляторов и дублируется в помещении пультовой.
Технологическая вентиляция должна обеспечивать необходимые
разряжения в местах расположения систем реакторной установки.
Переток воздуха осуществляется от более «чистых» помещений в
более «грязные». Расходы воздуха определять по скорости его движения открываемых проемов. Эти скорости должны быть не менее
1.0 – 1.5 м/с.
Расход воздуха вентиляционной системой приямка реактора считать из условия температуры в приямке не выше 60°С.
Требование к общеобменной приточно-вытяжной вентиляции
Требования определены к приточно-вытяжной общеобменной
вентиляции для помещений реакторного зала, пультовой и прилегающих к реактору и его системам помещениям.
Приточную вентиляцию реакторного зала и помещений, технологически связанных с реактором, предусмотреть автономную с
предварительной фильтрацией воздуха.
Температура подаваемого в реакторный зал воздуха должна быть
не выше 25° С.
20
При проектировании вентиляционной системы предусмотреть
перепад давления с уменьшением в сторону приямка, в котором располагается реактор. Приток в реакторный зал обеспечить фильтром
от пылевых частиц.
Требования к газоочистке
Технологическая вытяжная вентиляция должна быть разделена
на три потока перед выбросом в трубу:
- В-3 - самая загрязненная система (шахта реактора, технологиче-
ские необслуживаемые помещения спецканализации и т.д.) проходит через аэрозольный фильтр и противойодный фильтр;
- В-2 - менее загрязненная система проходит только через аэро-
зольный фильтр;
- В-1 - остальные системы выводятся в трубу без фильтрации.
Водопровод и канализация
Разрабатывается общехозяйственная и специальная канализация.
Специальная канализация
Специальная канализация предназначена для слива и выдержки
жидкостей, имеющих следы радиоактивного загрязнения, в специальных емкостях. Объем емкости рассчитывается из объема бака реактора и объемов ЖРО, образующихся при выделении радионуклидов, а также должна быть рассчитана на прием дезактивирующего
раствора при обработке помещений первого и второго классов и
других.
Монтаж специальной канализации необходимо вести путем, позволяющим контролировать ее целостность.
Должен осуществляться непрерывный контроль уровня жидкости в емкости.
Емкость спецканализации должна предусматривать возможность
организации перемешивания жидкости, а также возможность передачи воды на кондиционирование.
Допускается иметь несколько емкостей с разделением поступаю-
щих дренажных потоков с разной степени активности (высокоактивные, среднеактивные и низкоактивные).
Для устранения образования локальных критических масс в
боксе реактора необходимо предусмотреть техническое устройство
разделения потоков в случае разгерметизации бака реактора.
Соседние файлы в предмете [НЕСОРТИРОВАННОЕ]