Развитие электроэнергетики страны Концепция развития атомной энергетики

Развитие электроэнергетики России Энергосбережение

Электроэнергетика - составляющая часть энергетики, обеспечивающая электрификацию хозяйства страны на основе рационального производства и распределения электроэнергии. Она имеет очень важное преимущество перед энергией других видов - относительную легкость передачи на большие расстояния, распределения между потребителями, преобразования в другие виды энергии (механическую, химическую, тепловую, свет).

Третья глава посвящена работам по проведению комплексного инженерного и радиационного обследования:

технологических помещений, оборудования и трубопроводов контуров охлаждения реактора МР и петлевых установок, включая спектрометрические исследования состава радионуклидов;

внутрикорпусных устройств реакторов МР и РФТ;

Обобщенные результаты радиационного обследования приведены в таблице 1, из которой следует, что значения мощностей доз в технологических помещениях находятся в широком диапазоне. Гамма – излучение обусловлено нуклидами 137Cs и 60Co.

На рис.7 приведено распределение мощности дозы гамма- излучения по высоте бассейна реактора МР на периферии активной зоны. При этом надо отметить, что радиационные поля в бассейне реактора обусловлены как наведенной активностью метал- локонструкций внутрикорпусных устройств, включая бериллиевые блоки.

Выполнена расчетная оценка накопления радионуклидов в металоконструкциях внутрикорпусных устройств реактора МР за счет активации, результаты которой приведены в таблице 2, из которых следует, что, как и следовало ожидать, в районе расположения активной зоны реактора дозовые нагрузки имеют наибольшие значения. Второй тепловой контур. Барабан сепаратор, забирая тепловую энергию вместе с паром из первого контура, где он является потребителем, отдает ее во второй контур. Следовательно, он является источником тепловой энергии для второго теплового контура. Первый ядерный уран-графитовый реактор на тепловых нейтронах был построен в 1942 в США под руководством Э.Ферми.

Рис. 7. Распределение мощности дозы γ- излучения по высоте бассейна реактора МР

 
Проведено радиационное обследование поднастильного пространства в реакторном зале, в котором находятся подводящие и отводящие трубопроводы каналов основного контура и петлевых установок. Результаты этого обследования приведены на рис. 8.

Рис. 8. Картограмма мощностей g-излучения в поднастильном пространстве (значения МЭД на изолиниях даны в мЗв/ч

 
Проведение радиационного обследования реактора РФТ в полном объеме не проводилось из-за невозможности доступа к верхней части шахты, находящейся в поднастильном пространстве реакторного зала, в котором находятся трубопроводы и арматура первого контура и контуров петлевых установок теплоносителя реактора МР. Информация о состоянии внутрикорпусных устройств внутри шахты реактора РФТ после работ по консервации шахты практически отсутствовала, при этом не исключалось, что пространство внутри шахты между корпусом реактора и биологической защитой заполнено фрагментами демонтированного оборудования и залито бетоном. Для того чтобы получить информацию о состоянии внутрикорпусных устройств реактора, были выполнены работы по обследованию шахты реактора РФТ с организацией доступа внутрь шахты с помощью пробуренной горизонтальной скважины. Обследование проводилось с использованием диагностической аппаратуры, включающей радиометрическую и спектрометрическую аппаратуру, видеоаппаратуру, позволяющую проводить дозиметрические, спектрометрические измерения, видео и фото - съемку.

С помощью сверлильной установки с алмазной коронкой Æ 182 мм было пробурено горизонтальное отверстие в бетонной биологической защите реактора РФТ в коридоре водных петель (см. рис. 9). В месте производства работ были смонтированы локальный отсос воздуха в вентсистему и система для сбора воды, используемой по технологии в процессе бурения.

Результаты видеосъемок показали, что пространство между корпусом реактора и защитой не заполнено посторонними объектами и не залито бетоном. Полученная информация позволила уточнить технологию демонтажа внутрикорпусных конструкций реактора РФТ.

Рис. 9. Бурение скважины в биологической защите реактора РФТ в коридоре водяных петель

 
 


Таблица 2. Оценка активности внутрикорпусных металлических конструкций в бассейне реактора МР

Наименование оборудования

Материал

Вес, т

Активность,

Бк

НАО

САО

Тележка СУЗ

Сталь 3

10

*

Защитные плиты

Сталь 3

177.1

*

Коллектор

1Х18Н9Т

1.2

4.5×109

Опора верхняя

1Х18Н9Т

3.2

4.6×109

Решетка

1Х18Н9Т

1.9

7.5×1011

Опора нижняя

1Х18Н9Т

2.2

2.1×1011

Труба всасывающая

1Х18Н9Т

0.25

2.8×1011

Облицовка бассейна (от отметки -5 до –9)

1Х18Н9Т

3.3

1.9×1011

Облицовка бассейна (от отметки 0 до –5) биологической защитой

1Х18Н9Т

4.8

1.3×109

Корпус с нижней плитой

АД-1

1.5

*

Протектор

САВ-1

0.7

*

Итого:

189.3

16.8

1.4×1012

Был проведен γ – каротажа скважины пробуренной в защите реактора РФТ, результаты которого приведены на рис. 10. Подпись: Рис. 10. Результаты γ – каротажа скважиныРезультаты расчета показали, что наведенная активность в нержавеющих конструкциях внутрикорпусных устройств реактора РФТ обусловлена 60Со и в районе расположения активной зоны и на 2008 г составляла -106 кБк/кг, что вполне согласуется с результатами измерений мощностей доз в районе корпуса реактора, выполненными с использованием пробуренной скважины.

Проводилось радиационное обследование территории площадки реакторов МР и РФТ, которое включало:

измерение мощности дозы g-излучения на высоте 0,1 м;

измерение b-загрязнений поверхности почвы.

Результаты измерений мощности дозы g-излучения на высоте 0,1 м представлены на рис. 11. Результаты измерений b-излучения представлены на рис. 12.

Рис.11. Результаты измерения МЭД гамма-излучения (на высоте 0,1 м, мкЗв/час) на площадке реактора МР

Рис.12. Результаты измерений плотности потока бета-частиц (b-част/(см2 мин) на площадке реактора МР

Диапазон значений мощности эквивалентной дозы (МЭД) – 0.1-1.4 мкЗв/ч. Диапазон значений поверхностной b - загрязненности земли составил 0-5 част/см2/мин.

Разработка метода оценки количественных и радиационных характеристик радиоактивных отходов, образующихся в процессе проведения демонтажных работ. Практика показывает, что определение величины загрязненности оборудования как наружных, а тем более внутренних поверхностей трубопроводов и оборудования без отбора проб (вырезания образцов) загрязненной поверхности оборудования практически невозможно.

Особенность процесса формирования активности радионуклидов в воздушной среде помещения, в котором проводятся работы по резке загрязненного оборудования, состоит в дискретном характере процесса резки оборудования.

В связи с тем, что радиационное воздействие на население и окружающую среду обусловлено, главным образом, радионуклидами, попавшими в атмосферу, количество которых зависит от процесса генерации их при резке загрязненного оборудования, то есть, в конечном счете, от способа резки, для проведения демонтажных работ были запланированы только методы с наименьшим выходом радиоактивных аэрозолей. Для демонтажа и фрагментации малогабаритных объектов планируется использовать гидроножницы и гидрокусачки

Становление электроэнергетики России связано с планом ГОЭЛРО (1920 г.) сроком на 15 лет, который предусматривал строительство 10 ГЭС общей мощностью 640 тыс. кВт. План был выполнен с опережением: к концу 1935 г. было построено 40 районных электростанций. Таким образом, план ГОЭЛРО создал базу индустриализации России, и она вышла на второе место по производству электроэнергии в мире.
Развитие электроэнергетики России Энергосбережение