Nuclear power for the people
MACEDONIAN NUCLEAR INFRASTRUCTURE DEVELOPMENT
Изтегляне 0.63 Mb.
|
- Навигация на страницата:
- ISRD2014 AND REACTOR DOSIMETRY NEWS
- CHALLENGES TO THE DESIGN OF Containment Filtered Venting Systems at NPP
- OPERATING THE NPP WITH HYDRO THERMAL COORDINATION IN A COMPLEX POWER SYSTEM
- DECOMMISSIONING OF NUCLEAR REACTORS APPROACHES AND PROBLEMS
- БЕЗОПАСНА ЕКСПЛОАТАЦИЯ НА 3 И 4 БЛОК НА ЕТАП“ИЗВЕЖДАНЕ ОТ ЕКСПЛОАТАЦИЯ
- OF THE TECHNOLOGICAL PROCESSES FOR THE PRODUCTION OF CHDW AT NPP KOZLODUY
- SERVICE AND MAINTENANCE OF A PRIMARY SIDE ON-LINE CHEMISTRY MONITORING SYSTEM OF KNPP AND CO-OPERATION BETWEEN KNPP AND ENERGOSERVICE PERSONNEL
- ANALYSIS OF BEHAVIOR OF TVSA CASSETTES FOR VVER -1000 IN A COMPARTMENT OF NUCLEAR FUEL STORAGE POOL OF
- LIFETIME OF THE VVER -1000 TYPE REACTOR TOWARD THE CRITERIUM OF COLD BRITTLENESS OF REACTOR VESSEL METAL
- DETERMINATION OF ELEMENTAL COMPOSITION OF PM10 AEROSOL FILTERS FROM NIMH SOFIA REGION DURING FIVE CAMPAIGNS IN THREE YEARS PERIOD USING EDXRFA
- RADIATION AND ENVIRONMENT - 20 YEARS OF THETA CONSULT’ GOOD PRACTICES
- ASSESSMENT OF THE GENERATION OF RAW IN THE OPERATION OF MINITCYCLOTRON FOR MEDICAL PURPOSES
MACEDONIAN NUCLEAR INFRASTRUCTURE DEVELOPMENT Nikola Popov, Igor Ilijovski, Vladimir Popovski, AD Macedonain Power Plants – ELEM, Skopje, R. Macedonia Over the past decades nuclear energy has been proven as reliable and economical energy supply that is capable of meeting demanding energy market requirements. Many countries around the world consider entering into new nuclear energy programs and building new power reactors for satisfying their increasing electrical energy needs in the long term. However, a nuclear power program is a major undertaking requiring careful planning, preparation and investment in time and human resources for building adequate nuclear infrastructure. Preparations for making a decision to enter into a new nuclear energy program requires a significant amount of financial and human resources, time, and assistance from already developed countries and international nuclear organizations. The International Atomic Energy Agency (IAEA) from Vienna provides technical help, financial assistance, and documented knowledge that are important for countries facing the challenge of entering nuclear programs for the first time. The IAEA organizes technical courses and information exchange meetings for new countries at which experiences and lessons learned are provided to new countries. This paper describes the planning activities for making a decision to enter a new nuclear energy program. It describes the efforts currently being conducted in the Republic of Macedonia in the direction of collecting information, performing various feasibility studies, and engaging in regional cooperation for utilizing experiences of the regional countries in performing such activities, and in developing their nuclear power programs. This paper also provides an overview of the IAEA documents and recommendations that are relevant for this topic, and discusses some of the aspects of the Macedonian feasibility project currently funded by the IAEA in the 2014-15 cycle. ISRD2014 AND REACTOR DOSIMETRY NEWS Mladen Mitev (INRNE-BAS) Assessment of radiation situation in MCR and ECR at Units 5&6 of Kozloduy NPP following the containment basemat melt through Nadejda Rizhova 1) , Vanya Saryeva 1) , Alexnder Yordanov 1) , Dimitar Popov 2) 1) ENPRO Consult Ltd., 2) Kozloduy NPP Plc. This study is aimed at assessing the radiation situation in MCR during ex-vessel phase of a severe accident related to containment basemat melt through (to the GA301 room below the reactor cavity) It was carried out on the basis of the recommendations based on the performed stress tests at Kozloduy NPP after the Fukushima accident. The SBO - complete loss of all AC power supply sources - accident scenario was considered. A typical feature of the WWER 1000/320 Units is the location of MCR and ECR in the Reactor Building. For the hypothetical scenario severe accident with containment basemat melt through by the molten core, these rooms would become inhabitable. The radiation situation in MCR and ECR was evaluated considering both the airborne particle transfer and melt and gamma radiation. The MELCOR, v.2.1. code identifies the time of reactor pressure vessel failure and of containment basemat melt through, the mass of the melt released to the reactor cavity and the floor of elevation 6.6, where MCR is situated. The MELCOR code calculates the concentration of airborne particles, iodine and radioactive noble gases in the rooms, as well as the flow rate of radioactive airborne particles through the containment untightness, and these are used to determine the dose rate of airborne particles, iodine and radioactive noble gases. In order to determine the dose rate of gamma radiation a model for the VISIPLAN 4.0 code considering the actual thickness and wall location in the Reactor Building has been developed. The data derived from the MELCOR code for the time of containment basemat melt through, the mass and thickens of the melt are set as boundary conditions in the VISIPLAN model. As a result of calculations the assessment of the radiation situation in MCR and ECR is made and it is in the form of gamma map. It is demonstrated that the accident can be long-term managed: a certain criterion for the evacuation of the personnel from Main Control Room to Emergency Control Room and some recommendations are given to increase the resistance of the rooms to the spread of radioactive particles and increased dose of -radiation. CHALLENGES TO THE DESIGN OF Containment Filtered Venting Systems at NPP Evgeni Lukanov, Alexander Wolski, Valentin Papazov, Emil Kostov WorleyParsons Nuclear Services JSC, Sofia, Bulgaria The last barrier according to the concept of defense in depth between radioactive materials in Nuclear Power Plants (NPP) and environment is the containment structure. In case of a Severe Accident radioactive materials are released and may reach the environment if the containment structure is damaged and/or bypassed. The results of recently performed “stress-tests” on European reactors following the Fukushima accident have highlighted the need of safety improvements related to beyond-design-basis natural hazards that could challenge plants’ heat removal systems long term operation. This highlights the importance of efficient mitigation systems capable to reduce as much as possible accident releases. In the paper are presented shortly different types of Containment Filter Venting Systems (CFVS) and their implementation worldwide. The main goal of this paper however is to present WorleyParsons investigations on severe accidents conditions and to define the specific containment environment to support the design and especially the sizing of CFVSs. Selection of a bounding case and initial conditions of a severe accident scenario that poses the highest requirements to the CFVS, Molten Core Concrete Interaction (MCCI) parameters and analysis of system performance at any SA situation in order to maintain containment integrity represent the biggest part of the study. Main parameters of the accident scenario under investigation were the timing of the vessel failure and the containment design value pressure achievement, hydrogen production during the accident and its influence on the system operation. The accuracy of predictions of SA parameters obtained by means of used MELCOR 1.8.5 model is also discussed – containment pressure and temperature, fission product mass concentration at different stages of accident, modelling the characteristics of aerosols in the containment and many others. In addition to WWER related investigations (mainly WWER-1000/320) our current work is targeted at the design modifications necessary for the CFVS to address the specific requirements of small-containment Boiling Water Reactors. For these reactor types the venting does not only serve to avoid the uncontrolled release of fission products, but also – especially before the fuel is damaged – as the only access to the Ultimate Heat Sink.
*Faculty of Electrical Engineering & IT – Skopje ** Macedonian Academy of Sciences and Arts
The application of the model in this paper is for projected power system of Macedonia for the period after 2020. The input parameters of the thermal units and hydro power plants are from Macedonian power system, with operation of a proposed nuclear power unit in a power system. The energy demand is according projected needs with hourly loads in a year (8760). The results will be presented for selected weeks in winter and summer period of the year for hourly operation of the power plants in the power system. DECOMMISSIONING OF NUCLEAR REACTORS APPROACHES AND PROBLEMS "Извеждане на ядрени реактори от експлоатация. Подходи и проблеми" Georgy Vasilev
The manuscript has mainly educational rationale, so this requires a limited book volume. Several issues are discussed: Leading international organization recommendations /mainly IAEA, OECD /NEA, UN etc. / on decommissioning of nuclear reactors and their suggestion how to apply ALARA principle. Several countries experience on the issue has been described. Some of major problems occurring in nuclear reactors decommissioning have been discussed concerning radioactive waste menagement, social and financial issues, accidents etc. Bulgarian experience in nuclear reactors decommissioning was more extensively analyzed. Terminology, some abbreviations and references were presented. SAFETY DECOMMISSIONING OF KOZLODUY NPP UNITS 3 AND 4 Sonia Yankova, Valentina Pesheva-Nencheva (SE RAW)
Соня Дилкова Янкова, Валентина Пешева-Ненчева, SERAW MATRIXES FOR IMMOBILIZING AND CONDITIONING OF RAW Momchil Kazakov, SERAW МАТРИЦИ НА ИМОБИЛИЗИРАНЕ И КОНДИЦИОНИРАНЕ НА РАО AUTOMATED CONTROL OF THE TECHNOLOGICAL PROCESSES FOR THE PRODUCTION OF CHDW AT NPP KOZLODUY Stefka Vaklinova (KNPP, BG) АВТОМАТИЗИРАНО УПРАВЛЕНИЕ НА ТЕХНОЛОГИЧНИТЕ ПРОЦЕСИ ЗА ПРОИЗВОДСТВО НА ХОВ В “АЕЦ КОЗЛОДУЙ” ЕАД Стефка Ваклинова, р-л сектор “Е-ХО”, „АЕЦ Козлодуй”ЕАД, представител на WiN – България В презентацията се представя модернизацията на системата за производство на дълбоко обезсолена вода за нуждите на “АЕЦ Козлодуй” ЕАД, която включва: пълно автоматизиране на системите за контрол и управление на технологичният процес. Използва се автоматизирана система “Teleperm XP”, производство на Арева - Сименс. В доклада са представени: - възможностите за контрол и управление на всеки отделен технологичен процес; - възможностите на системата за анализ на производственият процес/ като изчисляване на работоспособността на отделните компоненти на системата и др./, на чиято основа се вземат управленски решения; - контрол и автоматично управление на отделните подсистеми на основната система и техните функции; Като заключение се акцентира върху ползите и предимствата на автоматизираната система за управление пред класическата схема на обезсоляване нса водата с ръчно управление на процесите. SERVICE AND MAINTENANCE OF A PRIMARY SIDE ON-LINE CHEMISTRY MONITORING SYSTEM OF KNPP AND CO-OPERATION BETWEEN KNPP AND ENERGOSERVICE PERSONNEL Ralitza Penkova, Energoservice AD, BG ANALYSIS OF CRITICALITY OF SPENT NUCLEAR FUEL OF TYPE TVSA FOR VVER-1000 IN THE NPP KOZLODUY SPENT NUCLEAR FUEL STORAGE Alexander Yordanov (Enpro consult, BG) Анализ на подкритичността при съхранение на отработено ядрено гориво тип ТВСА за ВВЕР-1000 в ХОГ на АЕЦ „Козлодуй“ Александър Йорданов 1), Цвета Харалампиева 1), Николай Михайлов 2) 1) ЕНПРО Консулт ООД, 2) ИЯИЯЕ-БАН Осигуряването на ядрената безопасност при управление на отработеното ядрено гориво се гарантира чрез изпълнение на основните функции на безопасност, а именно осигуряване на подкритичността в режим на нормална експлоатация и при проектни аварии. Ефективният коефициент на размножаване на неутрони Keff трябва да е по-нисък от 0.95, както е според изискванията на Наредбата за осигуряване безопасността при управление на отработено ядрено гориво В настоящия анализ се представят пресмятанията за оценка на подкритичността (Keff) на ХОГ в съответствие с критериите за безопасност при всички условия на експлоатация с използване на гориво уранов диоксид за реактор ВВЕР-1000. Анализът е направен на базата на пресмятания с модулната програмна система SCALE (версии SCALE6.0 и SCALE6.1), която е утвърдена в международната практика като най-подходяща за пресмятания на комплекса от параметри за оценка на безопасността на ХОГ. Резултатите за стойностите на Keff с отчитане условията на съхраняване в ХОГ на ОЯГ от реактори ВВЕР-1000 и съответните консервативни допускания демонстрират, че при всички проведени пресмятания те са по-ниски от нормативно определената граница за подкритичност Keff < 0.95 с отчитане на неточностите на модела и входните данни. ANALYSIS OF BEHAVIOR OF TVSA CASSETTES FOR VVER-1000 IN A COMPARTMENT OF NUCLEAR FUEL STORAGE POOL OF KNPP WITH COMPLETE LOSS OF ALL AC VOLTAGE SOURCES Анализ на поведението на касети ТВСА за реактори тип ВВЕР-1000, в един отсек на басейна за съхраняване на гориво в ХОГ на АЕЦ Козлодуй, при пълна загуба на всички източници на променливотоково напрежение Светлана Тодорова, Ваня Саръева, Надежда Рижова, Александър Йорданов, ЕНПРО Консулт ООД Целта на анализа е да се оцени поведението на касети ТВСА за реактори тип ВВЕР-1000 в един отсек на басейна за съхраняване на гориво в ХОГ при пълна загуба на всички източници на променливотоково напрежение. Отвеждането на остатъчното енергоотделяне от отработеното ядрено гориво, което се съхранява в басейна на ХОГ, се осъществява от система за разхлаждане KV30. Дълговременният отказ на системата за разхлаждане на водата от басейна e надпроектно изходно събитиe. То е анализирано с цел определяне на времената, с които разполага персоналът на ХОГ до достигане на предела на безопасна експлоатация по температурата на водата в БСГ (65оС) и до настъпване на оголването на горивото. За пресмятане на термохидравличните параметри в ХОГ при избрания сценарий е използвана програмата MELCOR версия 2.1, която позволява моделиране на басейни за отлежаване на ОЯГ и извършването на топлохидравлични анализи на охлаждането на касетите ОЯГ в отсек на БСГ при нормална експлоатация, нарушение на нормалната експлоатация и при аварийни режими. Анализът на поведението на горивото по време на авария с пълна загуба на променливотоково захранване е изпълнен за най-натоварения отсек за съхранение на горивото (ОСГ). Допуска се, че в отсека са разположени 28 кошници с касети тип ТВСА. Сумарното енергоотделяне в отсека е равно на максимално допустимото. В интервала между 0 и 250 s моделът се стабилизира. В 250 s настъпва пълна загуба на променливотоково електрозахранване, което води до отказ на системата за разхлаждане на БСГ - KV30. Започва разгряване на горивото, което води до повишаване на температурата на водата в отсека. Температурата на водата се повишава до предела за безопасна експлоатация (65оС) за 3 денонощия и 7 часа. Разгряването на горивото продължава и за 9 денонощия и 1 час температурата на водата над ТОК достига температура на насищане, равна на 100оС при атмосферно налягане и започва изпарение на водата. За 44 денонощия и 19 часа след достигането на температурата на насищане (или за 53 денонощия и 20 часа след настъпването на пълната загуба на всички източници на променливотоково напрежение) се изпаряват 690 t вода. Анализът на събитието със загуба на всички източници на променливотоково електрозахранване показва, че изпарението протича много бавно, поради относително ниското остатъчно енергоотделяне и голямото количество вода в отсека на БСГ. Оперативният персонал разполага с почти 9 денонощия до началото на кипенето и с 53 денонощия и 20 часа до началото на оголването на горивните части на касетите ОЯГ, за да осигури допълване на БСГ с вода. LIFETIME OF THE VVER-1000 TYPE REACTOR TOWARD THE CRITERIUM OF COLD BRITTLENESS OF REACTOR VESSEL METAL Ludmil Nedelchev, Kozloduy NPP, BG Ресурс на реактор тип ВВЕР-1000 по критерий студена крехкост на метала от корпуса на реaктора Людмил Неделчев, АЕЦ Козлодуй SEISMIC ASSESSMENT OF POTENTIAL SITES IN MACEDONIA Vladimir Popovski, Nikola Popov, Igor Ilijovski JSC Macedonian Power Plants - ELEM, Skopje, R. Macedonia
Recently, feasibility studies for a large power plant were reinitiated in Macedonia, and the issue of seismic acceptance was reopened in view of the internationally modified seismic requirements. The JSC Macedonian Power Plants Company contracted IZIIS (Institute of Earthquake Engineering and Engineering Seismology) to complete an update of the studies previously completed for these sites. Although still ongoing, preliminary results of this project already confirmed that the site of Mariovo can meet the modern seismic requirements. Further studies are need to fully cover the preliminary site investigation study. This paper provides a summary of the work completed in the 70s and 80s, discusses the preliminary results obtained so far in the project with IZIIS this year, and provides some insights of recent visits to the site, where a walk-down was completed to confirm some aspects of the site adequacy to host a large power plant construction. DETERMINATION OF ELEMENTAL COMPOSITION OF PM10 AEROSOL FILTERS FROM NIMH SOFIA REGION DURING FIVE CAMPAIGNS IN THREE YEARS PERIOD USING EDXRFA Emilia Nikolova1) , Raliza Valcheva1), Blagorodka Veleva2), Elena . Hristova2) 1)Institute of Nuclear Research and Nuclear Energy, INRNE-BAS, Tsarigradsko sh. 72, Sofia 2)National Institute of Meteorology and Hydrology, NIMH-BAS, Tsarigradsko sh. 66, Sofia This study presents the results from experimental investigation of urban aerosol (PM10) fraction on quartz filters. The sampling of 24 hour during one month was performed by TECORA sampler, according to the European Standards near the Central Meteorological Observatory of NIMH Sofia. Five experimental campaigns were organized from winter 2012 to winter 2014. The Energy dispersive X-Ray Fluorescent (EDXRFA) nuclear technique was applied to determine more than 20 macro and micro elements. A comparison between the results from different seasons and different years was made. The obtained values will be used for further investigations including Factor analysis (FA) and Principal Components Analysis (PCA) for source identification of the elemental composition data. ОПРЕДЕЛЯНЕ НА ЕЛЕМЕНТЕН СЪСТАВ НА АЕРОЗОЛНИ ФИЛТРИ PM10 ОТ РАЙОНА НА НИМХ СОФИЯ ЗА ПЕТ КАМПАНИИ В ТРИГОДИШЕН ПЕРИОД ЧРЕЗ ЕДРФА Емилия Николова 1), Ралица Вълчева 1), Благородка Велева 2), Елена Христова 2) 1) Институт за ядрени изследвания и ядрена енергетика (ИЯИЯЕ) - БАН 2) Национален институт по метеорология и хидрология (НИМХ) - БАН Представени са резултатите от анализа на елементния състав на кварцови аерозолни филтри (PM10). Аерозолите са натрупвани в продължение на 24 часа за период от един месец със специализирано устройство TECORA, изпълняващо изискванията на Европейските стандарти, на територията на НИМХ - София. Получени са резултати от пет кампании от зимата на 2012 до зимата на 2014 година, включващи зимен и летен експеримент. Използван е ядренофизичния метод енергодисперсивен рентгенофлуоресцентен анализ (ЕДРФА) за определяне концентрациите на повече от 20 макро и микроелементи в PM10 филтри. Направено е сравнение между зимните и летните кампании в една и съща година, както и между кампаниите през трите години. Получените резултати ще послужат за входни данни при използването на многовариантни методи, като Факторен анализ и Множествена линейна регресия за установяване източниците на замърсяване. RADIATION AND ENVIRONMENT - 20 YEARS OF THETA CONSULT’ GOOD PRACTICES Tzvetan Andreev (Theta consult, BG) РАДИАЦИЯ И ОКОЛНА СРЕДА - 20 ГОДИНИ ДОБРИ ПРАКТИКИ ТИТА-КОНСУЛТ ООД Цветан Андреев, Тита Консулт ООД RADIATION PROTECTION AND SHIELDING OF PET/CT CENTER Severina Ivanova*, Ari Artinian, Anelia Klisarova* *Department of Nuclear Medicine, University Hospital St. Marina, Varna, Bulgaria, Institute for Nuclear Research and Nuclear Energy (INRNE) of the Bulgarian Academy of Sciences Purpose: Positron Emission Tomography (PET) has been available in number of centers for more than 25 years, but its use was not wide spread until 10 years ago. In Bulgarian PET/CT was installed for the first time in 2009 in Nuclear Medicine Department in University Hospital St. Marina in Varna, Bulgaria. As a physicists the aim for us was to consider and calculate the shielding so that to protect the people and the stuff. The purpose of this paper is calculating and analysis of the radiation protection and shielding of Nuclear Medicine Center including PET/CT center situated in University Hospital St. Marina in Varna, Bulgaria. Method: Following the Recommendation of International Commission of Radiation Protection (ICRP) Report # 60, Report # 73, American Association of Physics in Medicine (AAPM) Task Group 108: PET and PET/CT Shielding Requirements, Medical Physics, DIN 6844-3, Installation of Nuclear Medicine; Radiation protection calculation and the Bulgarian regulations in NM, the new Department was made. The design of the Existing Department was renovated fallowing the requirements for PET/CT Center. The shielding was calculated for imaging room as well as the uptake room, resting room, the PET control room, places above and under the facility, patient WCs and other surrounding laboratories and stuff cabinets. The radiotracer used for the examinations is fluoro-2-desixyglucose (FDG). FDG is labeled with F-18, whose time of flight is only 109min, but it is positron emitting. The energy of annihilation is 511keV.
The newest thing at the Department is the installation of mini cyclotron on site and now the doses of the patients decrease a lot. ASSESSMENT OF THE GENERATION OF RAW IN THE OPERATION OF MINITCYCLOTRON FOR MEDICAL PURPOSES Ari Artinian, INRNE-BAS, BG ОЦЕНКА НА ГЕНЕРИРАНЕТО НА РАО ПРИ ЕКСПЛОАТАЦИЯ НА МИНИЦИКЛОТРОН ЗА МЕДИЦИНСКИ ЦЕЛИ Ари Аведис Артинян, ИЯИЯЕ-БАН Каталог: web -> pub -> bgns bgns -> Мусала, бео-мусала, след инцидента "фукушима" Authors: Илия Пенев, Христо Ангелов, Стефан Георгиев, Асен Чорбаджиев bgns -> Science and Technology Journal of BgNS, vol. 14, No1, june 2010 issn 1310-8727 bgns -> Science and Technology Journal of BgNS,vol. 15, No. 1, June 2011 Title: обща бета-активност на дребни гризачи bgns -> Science and Technology Journal of bgns, vol. 14, No1, june 2010 bgns -> Програма за ядрени изследвания и дейности за обучение "euratom" към 6-та Рамкова Програма на Европейската Комисия bgns -> Изпълнението на работен пакет 7 (WP7)– условие за достигане на целите на проект corona тако Таков, Маринела Илиева, Росица Митева „риск инженеринг” bgns -> Science and Technology Journal of BgNS, vol. 11, No. 1, June 2007 Title: реакторната дозиметрия – агент на безопасността и сигурността bgns -> До Министър председателя на Република България bgns -> Authors: Н. Михайлов, М. Манолова, И. Иванова. Abstract Изтегляне 0.63 Mb. Сподели с приятели:
|