Разработка и научное обоснование оптимальных методов и технологических средств вывода из эксплуатации ИР
В России было построено большое количество реакторов, пик сооружения которых пришелся на 60-е годы прошлого века. Возраст практически всех работающих в настоящее время исследовательских реакторов превышает тридцать лет, а некоторые близки к пятидесятилетнему юбилею. Большинство реакторов не подвергалось кардинальной реконструкции за все время эксплуатации и в значительной степени устарело… Читать ещё >
Содержание
- ГЛАВА 1. СОСТОЯНИЕ ДЕЛ С ВЫВОДОМ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ В РОССИИ И ЗА РУБЕЖОМ
- 1. 1. Законодательная и нормативная база вывода из эксплуатации ИР
- 1. 2. Типы исследовательских реакторов
- 1. 3. Современное состояние вывода из эксплуатации исследовательских реакторов
- 1. 3. 1. Отечественные исследовательские реакторы
- 1. 3. 2. Исследовательские реакторы ближнего зарубежья
- 1. 4. Технические методы и средства для выполнения работ по выводу из эксплуатации
- 1. 4. 1. Методы демонтажа
- 1. 4. 2. Методы дезактивации
- 1. 5. Общий цикл работ по выводу из эксплуатации ИР
- 1. 5. 1. Нормальная эксплуатация реактора
- 1. 5. 2. Эксплуатации ИЯУ в режиме окончательного останова
- 2. 1. Площадка реакторов МР и РФТ
- 2. 2. Многопетлевой реактор МР
- 2. 2. 1. Технологическая схема реактора МР
- 2. 2. 2. Петлевые установки реактора МР
- 2. 2. 3. Состояние реактора МР
- 2. 3. Реактор РФТ
- 2. 4. Основные системы инженерного обеспечения
- 2. 4. 1. Спецвентиляция
- 2. 4. 2. Электроснабжение
- 2. 4. 3. Спецканализация
- 2. 4. 4. Физические барьеры на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ
- 2. 4. 5. Радиационный и индивидуальный дозиметрический контроль
- 2. 4. 6. Обеспечение пожарной безопасности
- 2. 4. 7. Водоснабжение
- 2. 4. 8. Физическая защита
- 3. 1. Радиационное обследование реактора МР
- 3. 1. 1. Технологические помещения
- 3. 1. 2. Оборудование контуров охлаждения реактора и петлевых установок
- 3. 1. 3. Внутрикорпусные устройства реактора МР
- 3. 1. 4. Поднастильное пространство в реакторном зале
- 3. 2. Радиационное обследование внутрикорпусных устройств реактора РФТ
- 3. 3. Радиационное обследование территории площадки реакторов МР и РФТ
- 4. 1. Создание метода оценки количественных и радиационных характеристик РАО
- 4. 2. расчетно- аналитическая оценка радиационно- технологических характеристик захоронений РАО на территории ВХРАО
- 4. 2. 1. Расчет наведенной активности радионуклидов в графитовых втулках кладки реактора РФТ
- 4. 2. 2. Расчет наведенной активности в рабочих и петлевых каналах реактора РФ
- 4. 2. 3. Поступление в хранилища РАО радионуклидов с конструкционными материалами
- 4. 2. 4. Компонентный состав и степень загрязненности радионуклидами оборудования I контура и петлевых установок реактора РФТ
- 4. 2. 5. Компонентный состав продуктов деления в топливной композиции
- 4. 2. 6. Оценка степени загрязненности радиоактивными нуклидами поверхностей оборудования реактора РФТ
- 4. 2. 7. Узлы и оборудование I контура реактора РФТ
- 4. 2. 8. Рабочие каналы РФТ
- 4. 2. 9. Ионообменные фильтры
- 4. 2. 10. Узлы и оборудование активной зоны и отражателя реактора РФТ
- 4. 2. 11. Гелиевый контур реактора
- 4. 2. 12. Узлы и оборудование петлевых установок реактора РФТ
- 4. 2. 13. РАО, образованные в процессе эксплуатации реактора МР
- 4. 2. 14. Активность РАО, поступившая при дозагрузке хранилищ в 1973 г
- 4. 3. Оценка количества РАО при демонтаже реакторов МР и РФТ
- 4. 3. 1. Реактор МР
- 4. 3. 2. Реактор РФТ
- 4. 3. 3. Участок упаковки и характеризации РАО
- 4. 3. 4. Пункт специальной обработки техники (ПУСО)
- 4. 3. 5. Вторичные радиоактивные отходы при проведении демонтажных работ в технологических помещениях
- 4. 3. 6. Общее количество РАО при выводе из эксплуатации МР и РФТ
- 5. 1. Особенности различных способов резки
- 5. 2. Определение параметров выведения радионуклидов из атмосферы помещений
- 5. 3. Экспериментальное исследование осаждения радиоактивных аэрозолей в воздушной среде
- 5. 4. Механизм формирования радиоактивных нуклидов в воздухе помещений при демонтажных работах
- 5. 5. Метод оценки коэффициена выхода радиоактивных аэрозолей при демонтажных работах
- 5. 6. Экспериментальное определение коэффициентов выхода радионуклидов в воздушную среду при демонтажных работах
- 6. 1. Выбор стратегии и оптимального варианта вывода из эксплуатации
- 6. 1. 1. Принципиальная программа вывода из эксплуатации
- 6. 1. 2. Требования к составу проектной документации
- 6. 1. 3. Выбор стратегии вывода из эксплуатации
- 6. 1. 4. Конечное состояние объекта
- 6. 1. 5. Обоснование окончательного выбора варианта вывода из эксплуатации реакторов МР и РФТ
- 6. 2. Выбор демонтажных технологий
- 6. 2. 1. Комплекс работ по выводу из эксплуатации исследовательских реакторов МР и РФТ
- 6. 2. 2. Обращение с РАО
- 6. 2. 3. Маршруты транспортировки и удаления контейнеров с РАО с площадки реактора
- 6. 3. Организационно-технические мероприятия по обеспечению радиационно — экологической безопасности
- 7. 1. Выбор оборудования и механизмов для проведения демонтажных работ и обращения с РАО
- 7. 1. 1. Дистанционно- управляемые механизмы
- 7. 1. 2. Технические средства для «холодной» резки (фрагментации) металлических конструкций и трубопроводов
- 7. 1. 3. Технология пылеподавления
- 7. 1. 4. Локальная вентиляция
- 7. 1. 5. Использование дистанционной диагностики для контроля радиационной обстановки
- 7. 1. 6. Оборудование для дезактивации загрязненных поверхностей
- 7. 1. 7. Элементы радиационного контроля и защиты
- 7. 1. 8. Установка по очистке воды от радиоактивных нуклидов
- 7. 1. 9. Грузоподъемные механизмы и транспортные устройства
- 7. 2. Оценка дозовых нагрузок на персонал
- 7. 3. Оценка радиационного воздействия на население демонтажных работ на реакторах МР и РФТ
- 7. 3. 1. у- излучение радиоактивных источников на площадке
- 7. 3. 2. Выброс радионуклидов в окружающую среду
- 7. 4. Анализ возможных аварий при выводе из эксплуатации реакторов МР и РФТ
- 7. 4. 1. Проектные аварии
- 7. 4. 2. Оценка радиационного воздействия на население при аварийной ситуации
Разработка и научное обоснование оптимальных методов и технологических средств вывода из эксплуатации ИР (реферат, курсовая, диплом, контрольная)
В России было построено большое количество реакторов, пик сооружения которых пришелся на 60-е годы прошлого века. Возраст практически всех работающих в настоящее время исследовательских реакторов превышает тридцать лет, а некоторые близки к пятидесятилетнему юбилею. Большинство реакторов не подвергалось кардинальной реконструкции за все время эксплуатации и в значительной степени устарело.
Проблема вывода из эксплуатации исследовательских реакторов стала приобретать особую значимость, начиная с середины 80-х годов прошлого века, когда количество остановленных исследовательских реакторов стало заметно увеличиваться. Причины остановки были разные — несоответствие возросшим требованиям безопасности, завершение экспериментальной программы, проблемы финансирования и т. д. Важно отметить, что многие остановленные реакторы находятся в больших городах или в непосредственной близости от них, что увеличивает риск радиационного воздействия на население и существенно осложняет работы по выводу из эксплуатации.
В связи с тем, что вывод из эксплуатации ИР — это направление деятельности, которое только начинает развиваться, развитие новых демонтажных технологий, новых технических средств, методов контроля и обеспечения безопасности персонала, населения и окружающей среды является очень актуальным.
В 2008 г. началось выполнение работ по Федеральной целевой программе «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности России на 2008 год и на период до 2015 г.». В рамках этой программы было начато решение задач по выводу из эксплуатации исследовательских реакторов [1].
Диссертационная работа посвящена разработке и научному обоснованию оптимальных методов и технологических средств вывода из эксплуатации ИР и состоит из введения, восьми глав и заключения. Основные задачи исследования: