Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Обоснование безопасности корпусного кипящего реактора при крупных течах контура теплоносителя

14.07.2014 2014 - №02 Безопасность, надежность и диагностика ЯЭУ

А.С. Курский

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2014.2.01

УДК: 621.039.7

На современном этапе развития атомной отрасли для широкомасштабного внедрения инновационных энергоблоков необходимы опытные данные по радиационной безопасности прототипных реакторных установок. В работе описываются результаты исследований радиолитических процессов и радиационной безопасности корпусного кипящего реактора ВК-50 с естественной циркуляцией теплоносителя.

Представленный материал получен методом эмпирического исследования.

По результатам опытно-экспериментальных исследований выполнены расчетные обоснования радиационной безопасности реактора.

Приведены результаты исследований внутренне присущих свойств радиационной безопасности установки ВК-50 с естественной циркуляцией теплоносителя в корпусе реактора. Приведены выявленные особенности работы систем каталитического сжигания водорода в условиях повышенной влажности парогазовой смеси при авариях. Обосновано, что особенности фазового переноса радиоактивности позволяют ограничивать последствия тяжелой запроектной аварии на корпусном кипящем реакторе.

Показана не имеющая аналогов разработанная методика определения радиационной обстановки в аварийном помещении.

Обоснованы технологические схемы и эксплуатационные режимы, позволяющие исключать ситуации со взрывами оборудования и выходом радиоактивности в окружающую среду.

Обосновано, что особенности фазового переноса радиоактивности позволяют ограничивать последствия тяжелой запроектной аварии с течью теплоносителя.

Использование полученных результатов направлено на подтверждение безопасности и усовершенствование установок с корпусными кипящими реакторами.

Ссылки

  1. Akio S. Next-Generation ABWR and Future Nuclear Power Plants / S.Akio, S.Shigeru, F.Toshihiro // Toshiba review. – 2005. – Vol. 60, N. 2. – Р. 14-21.
  2. Concept of a future High Pressure-Boiling Water Reactor (HP-BWR) // Frigyes Reisch Nuclear Power Safety, Department of Physics School of Engineering Sciences KTH, Royal Institute of Technology Stockholm, Sweden Seminar. – 2007. – Vol. 21, N 6. – Р. 2-4.
  3. Санитарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.2523-09 «Нормы радиационной безопасности (НРБ-992009)» // Российская газета. – 2009. – 11 сентября. – П.3.1.6.
  4. Там же. П.2.3.
  5. Там же. П.3.1.6.
  6. Курский А.С. Создание автоматизированной системы контроля выбросов РВ при авариях на ИЯУ ВК-50 / А.С. Курский, Д.Ф. Тульников, Е.К. Якшин, В.Д. Кизин / Годовой отчет (отчет об основных исследовательских работах, выполненных в 2005г.). – Димитровград: Издание ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», 2006. – С. 43-44.
  7. Курский А.С. Корпусные кипящие реакторы для атомной теплофикации / А.С. Курский, В.М. Ещеркин, В.В. Калыгин, М.Н. Святкин, И.И. Семидоцкий // Атомная энергия. – 2011. – Т. 111, вып. 5. – С. 297-302.
  8. Курский А.С. Перспективы атомной теплофикации в России / А.С. Курский, В.В. Калыгин, И.И. Семидоцкий // Теплоэнергетика. – 2012. – № 5. – С. 3-9.

корпусной кипящий реактор радиоактивные продукты коррозии газообразные продукты деления система радиационного контроля продукты радиолиза гремучая смесь