диплом - копия

Таблица 5.5. Соотношение физико-химических форм йода в выбросе, %

5.4.Исходные данные для проведения расчетов влияния выполненных модернизаций на радиационные последствия при аварии с течью из ГЦТ Ду 500.

Вкачестве исходных данных для выполнения расчетов радиационных последствий аварии с разрывом трубопровода Ду 500 на энергоблоке №4 НВ АЭС используются следующие:

-состав и активность аварийного выброса в соответствии с таблицей 5.4;

-соотношения физико-химических форм йода в выбросе – в соответствии с таблицей 5.5:

-метеорологические условия – наихудшие;

-эффективная высота аварийного выброса – 15 метров;

-длительность аварийного выброса – 3600 с;

-время формирования аварийного выброса – 0 с;

-параметр шероховатости подстилающей поверхности – 0,1 м;

-расстояние от энергоблока № 4 до границы СЗЗ – 2,25 км.

Наиболее опасными с точки зрения распространения выброса и дозовых нагрузок на население метеорологическими условиями при эффективной высоте аварийного выброса 15 м на расстояниях более 2 км от АЭС будут:

-категория устойчивости атмосферы - F;

-скорость ветра на высоте флюгера (10 м) – 2 м/с;

-осадки - отсутствуют.

5.5.Результаты расчета влияния модернизаций на радиационные последствия при аварии с разрывом трубопровода Ду 500 на

энергоблоке №4 НВ АЭС

Для оценки радиационных последствий ПА с разрывом ГЦТ на

энергоблоке №4 НВ АЭС были проведены альтернативные расчеты с использованием ПС “SULTAN” и “НОСТРАДАМУС”[15, 16].

С целью оценки радиационных последствий ПА с разрывом ГЦТ на энергоблоке №4 НВ АЭС (непревышения доз облучения населения уровней Б критериев для принятия неотложных решений в соответствии с НРБ-99/2009 [14])

выполнены расчеты поглощенных доз облучения на:

1)щитовидную железу ребенка (1-2 года) и взрослого человека (более 17 лет) за счет ингаляционного поступления радиоизотопов йода;

2)все тело взрослого человека за счет внешнего облучения от радиоактивного облака и прямого излучения от подстилающей поверхности за 10 суток;

3)легкие взрослого человека за счет ингаляционного поступления, внешнего облучения от радиоактивного облака и прямого излучения от подстилающей поверхности за 10 суток;

4)кожу взрослого человека за счет ингаляционного поступления, внешнего облучения от радиоактивного облака и прямого излучения от подстилающей поверхности за 10 суток;

Результаты расчетов дозовых нагрузок на население представлены в таблице 5.6.

Таблица 5.6. Результаты расчета доз облучения населения за 10 суток, мГр

Примечание: 1- ПС “SULTAN”, 2 – ПС “НОСТРАДАМУС”

Анализ данных таблицы 5.6. показывает, что различие в дозах облучения ЩЖ детей и взрослых (критический путь облучения), полученных при помощи ПС “SULTAN” и ПС “НОСТРАДАМУС”, различаются более, чем в три раза.

Указанное расхождение объясняется различной степенью консерватизма и различием моделей рассеяния примеси в атмосфере, заложенных в ПС:

-Гауссовой модели – в ПС “SULTAN”;

-Лагранжевой стохастической модели – в ПС “НОСТРАДАМУС”.

ВПС “SULTAN”, использующего Гауссову модель рассеяния, заложен консерватизм, связанный со сложностью и неопределенностью моделирования реального процесса переноса примеси в атмосфере и необходимостью при обосновании безопасности населения использования консервативных оценок.

ВПС “НОСТРАДАМУС” с Лагранжевой стохастической моделью рассеивания используются реалистичные представления со снятием консерватизма.

С учетом сказанного, расхождения в результатах расчетов (таблица 5.6.) не

выглядят чрезмерными. Например, учет в Гауссовой модели рассеяния

флуктуации направления ветра может уменьшить результаты расчета более, чем в два раза.

Результаты расчетов аварии с разрывом ГЦТ у входного патрубка эквивалентным диаметром Ду 500 мм с двусторонним истечением теплоносителя при помощи ПС “SULTAN” показывают, что расстояния, на которых могут быть применены меры защиты, не превышают 4 км. На этом расстоянии превышается уровень А на проведение укрытия по критерию «доза на ЩЖ» для детей в соответствии с таблицей 6.3 НРБ-99/2009 [14]. На расстояниях до 2,5 км превышается уровень А на проведение йодной профилактики для детей от 1 года до 2 лет. Также следует отметить, что до этого расстояния (2,5 км) превышается уровень А на проведение укрытия по критерию «доза на ЩЖ» для взрослых. Другие критерии из таблицы 6.3 НРБ-99/2009 не достигаются. Критический путь воздействия на население при возникновении данной аварии будет, как и следовало ожидать, облучение ЩЖ у детей в возрасте от одного года до двух лет.

Результаты расчетов радиационных последствий аварии при помощи ПС “НОСТРАДАМУС” показывают, что критерии из таблицы 6.3 НРБ-99/2009 на принятие неотложных решений не превышаются.

Как было указано выше, согласно требованиям СП АС-03 (п. 5.24) [9]«На АС, проекты которых утверждены до введения в действие НРБ-99, последствия проектной радиационной аварии по величинам выбросов и сбросов радиоактивных веществ в окружающую среду не должны приводить к дозам облучения населения, требующим принятия обязательных мер по его защите в начальном периоде радиационной аварии. Результаты расчетов по двум ПС (ПС “SULTAN” и ПС “НОСТРАДАМУС”) показали, что при данной аварии обязательных мер по защите населения не требуется и, следовательно, проект энергоблока №4 НВ АЭС с учетом его реконструкции удовлетворяет требованиям нормативных документов в части обеспечения безопасности населения при проектных авариях.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В дипломной работе предлагаются мероприятия по модернизации 4-го блока Нововоронежской АЭС, направленные на повышение надежности работы блока и его безопасности при дальнейшем продлении срока его службы.

Модернизация системы впрыска в компенсатор объема, заключающаяся в в установке двух дополнительных линий впрыска, позволяет повысить надежность системы и энергоблока в целом. При этом вероятность безотказной работы системы возрастает на ≈15%.

Модернизация системы САОЗ, заключающаясяс во внедрении пассивной системы охлаждения и системы олаждения низкого давления, позволяет расширить спектр проектных аварий блока 4 НВАЭС вплоть до аварии с течью теплоносителя первого контура при гильотинном разрыве ГЦТ Ду 500 с

одновременным обесточиванием энергоблока. При этом не происходит превышения приемочного критерия для аварии данного типа – разгерметизации более 1% исходно герметичных твэлов и превышения предельного значения

(18%) эквивалентной степени окисления оболочки твэлов.

Модернизация герметичных помещений, включающая в себя объединение гермообъемов 3 и 4 блоков НВАЭС и внедрение СВК, позволяет снизить максимальное значение давления в ГП до 1,76 бара, что ниже проектного значения, а также снизить дозовые нагрузки на население и не допустить принятия обязательных мер по защите населения при аварии с разрывом ГЦТ эквивалентным диаметром Ду 500.

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ

1.Технологический регламент эксплуатации 3 блока Нововоронежской АЭС с реактором ВВЭР-440 (В-179).

2.Реактор В-179. Расчет теплогидравлический. Стационарные режимы работы реактора 3 блока Нововоронежской АЭС.ОКБ '' Гидропресс'', 2001.

3.Гусак А.А. Пособие к решению задач по высшей математике. Минск, ''Вышэйшая школа''1967.

4.Безопасность ядерных энергетических установок: Уч. пособ. для вузов/ О. Б. Самойлов, А. М. Бахметьев,, Г. Б. Усынин.. М.: Энергоатомиздат,1989.

5.Общие положения обеспечения безопасности атомных станций ОПБ 88/97, НП 001-97 (ПНАЭ Г 01 011 97), Москва, 1997.

6.Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций НП-082-07, Москва, 2007.

7.Отчет о научно – исследовательской работе по теме: "Обоснование работоспособности и безопасного поведения твэлов и твэгов в условиях эксплуатации реакторной установки энергоблока 4 Кольской АЭС на повышенном уровне мощности (107% Nном)", ФГУП "ВНИИНМ". 2008. инв. № 213/48207 ОКБ "ГИДРОПРЕСС".

8.Отчет о научно – исследовательской работ теме: «Обоснование работоспособности и безопасного поведения твэлов и твэгов в условиях эксплуатации реакторной установки энергоблока 3 Кольской АЭС на повышенном уровне мощности (107 % Nном)», ОАО "ВНИИНМ". 2009. инв. № 213/49010 ОКБ «ГИДРОПРЕСС».

9.СанПиН 2.6.1.24-03 Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций (СП АС-03).

10.Инженерная база данных по блокам № 3, 4 НВАЭС для теплогидравлических расчетов, № 05-11/ГЭС-2/45, 2011. .

11.НВАЭС блок 4. Отчет по углубленной оценке безопасности. 2002.

12.Оценка радиационных последствий аварий с течами Ду 100, Ду 200 и Ду 500 на 3 блоке Нововоронежской АЭС с учетом работы СВК. Отчет РНЦ КИ. Москва. 2000.

13.Методические рекомендации для оценки доли органических соединений йода во время аварий на АЭС. Отчет РНЦ КИ. Москва.2000.

14.СанПиН 2.6.1.2523-09 Нормы радиационной безопасности (НРБ-

99/2009).

15.Программное средство QUASAR V.3.0 расчета утечки продуктов деления в атмосферу в случае аварии на АЭС с ВВЭР-1000. №

643.59085090.00057-03.34-57 ЛУ. ВНИИАЭС. 2009.

16.Программное средство SULTAN по определению экстренных мер защиты в случае радиационной аварии на атомной станции. Руководство оператора. № 643.5908509.00052-01.34-52. ВНИИАЭС. 2008.

17.НОСТРАДАМУС. Компьютерная система прогнозирования и анализа радиационной обстановки на ранней стадии аварии на АЭС. Инструкция пользователя. ИБРАЭ РАН. инв.№ 3429. Москва. 2001.

18.Установка реакторная В-179. Теплогидравлический расчетный анализ безопасности активной зоны при мгновенном разрыве ГЦТ Ду-500 с двусторонним истечением теплоносителя из реактора. 179-Пр-128. инв. № 457447. ОКБ «Гидропресс». 2012.

19.Концепция повторного продления срока эксплуатации энергоблока 4 Нововоронежской АЭС (ПСЭ 4 блока сверх 45 лет, с учётом объединения конфайментов 3, 4 блоков и использованием систем безопасности остановленного 3 блока), ОАО «Концерн Росэнергоатом». инв. № 179/51374 ОКБ «ГИДРОПРЕСС».

20.Методы оценки и обеспечения безопасности ЯЭУ/ А. М. Бахметьев, О. Б. Самойлов, Г. Б. Усынин. М.: Энергоатомиздат,1988.

21.Зверьков В. В., Игнатенко Е. И. Ядерная паропроизводящая установка с ВВЭР–440. М.: Энергоиздат.

22.Инструкция по ликвидации проектных аварий и нарушений нормальной эксплуатации реакторной установки 4 блока Нововоронежской АЭС.

23.Кириллов П. Л., Юрьев Ю. С., Бобков В. П., Справочник по теплогидравли-ческим расчетам (Ядерные реакторы, теплообменники,

парогенераторы) Под. общ. ред. П. Л. Кириллова. М.: Энергоатомиздат, 1984.

24. Идельчик И. Е. Справочник по гидравлическим сопротивлениям, М.:

Энергия,1978.

25. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций, ОПБ –

88\97, ПНАЭ Г-01-011-97, М.: Госатомнадзор,1997.

26. Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопро-водов атомных энергетических установок, ПНАЭ Г-7-008-89, М.:

Энергоатом-издат, 2000.

27. Генеральная схема размещения объектов электроэнергетики до 2030 г.

ЗАО "Агентство по прогнозированию балансов в электроэнергетике".

28. Расчетный анализ процессов в герметичных помещениях модернизированного блока 4 НВАЭС при проектной аварии с течью Ду500 из первого контура для сценария работы систем безопасности, приводящего к наибольшему росту давления в герметичных помещениях. ОКБ "ГИДРОПРЕСС".

ПРИЛОЖЕНИЕ 1

Модернизация системы впрыска в КО

Рис. П1.1.Трубопровод впрыска в КО из «холодной» нитки петли №1