Nuclear power for the people


INNOVATING OF MEDICAL EQUIPMENT IN VARNA, DOBRICH AND SHUMEN



страница3/4
Дата17.09.2016
Размер0.63 Mb.
#9960
1   2   3   4

INNOVATING OF MEDICAL EQUIPMENT IN VARNA, DOBRICH AND SHUMEN
Natasha Ivanova (Department of Medical Physics and Biophysics, Medical University Prof. Dr.Paraskev Styanov, Varna, BG), Severina Ivanova (Department of Nuclear Medicine, University Hospital St. Marina, Varna, BG)
ОБНОВЯВАНЕ НА МЕДИЦИНСКАТА РЕНТГЕНОВА АПАРАТУРА ВЪВ ВАРНЕНСКА,
ШУМЕНСКА И ДОБРИЧКА ОБЛАСТ

Наташа Иванова, Медицински университет „Проф. д-р П. Стоянов“, Варна

Северина Иванова, Клиника по нуклеарна медицина, метаболитна терапия и лъчелечение, МБАЛ „Света Марина“, Варна
Огромният прогрес на науката и техниката в нашето съвремие доведе до създаване на високотехнологична медицинска апаратура, чието използване в доболничната и болнична помощ е незаменим помощник в работата на медицинските работници.

Влизането на България в Европейския съюз даде възможност, чрез участие в европейски програми и проекти, на множество болници и медицински центрове да подновят и разширят базата си с нова, съвременна медицинска апаратура. Някои от изискванията, поставени пред съвременната медицинска апаратура, са понижаване на дозовото натоварване на пациента и повишаване на качеството на получения образ.

Целта на този доклад е да покаже ръста и обновяването с нова, високо -технологична медицинска апаратура в периода януари 2006 – април 2014 година, на болничните заведения и медицинските центрове в областите Варна, Шумен и Добрич, намиращи се под контрола на Регионална здравна инспекция Варна. Използвани са архивите на отдел „Радиационен контрол“ към Регионална здравна инспекция Варна, с данни от които са построени графики, даващи информация за увеличаване броя и осъвременяване на медицинската апаратура.

Като конкретен пример е дадена информация за нововъведената медицинска апаратура в университетската болница „Света Марина“ във Варна, част от която, беше въведена в експлоатация за пръв път в България.

Отдел „Радиационен контрол“ към РЗИ Варна контролира обектите с източници на йонизиращи лъчения (ИЙЛ) в три области – Варненска, Шуменска и Добричка. В обсега на контрол на отдела са обекти използващи йонизиращо лъчение и в промишлеността, и в медицината. В този доклад ще разгледаме само медицинската апаратура, като ще обърнем внимание на най-масово използваната и най – съвременната.

Фиг.1 Състоянието на медицинската апаратура до месец април 2014 г в областите Варненска, Шуменска и Добричка.


Една от водещите болници в североизточна България е университетската болница МБАЛ „Света Марина“ във Варна.


Апаратура

Брой

Ангиограф

4

Компютър-томограф

2

Скопична + графична

4

Графична

3

Остеоденситометър

1

Позитронно-емисионен томограф + компютър томограф

1

Циклотрон

1

Линейни ускорители

2


фиг.2 Медицинската апаратура на МБАЛ „Света Марина“, Варна в графика и таблица


Почти изцяло бе подменена медицинската апаратура на болницата. Водеща, не само в болницата, но и в цяла България е Клиниката по нуклеарна медицина, метаболитна терапия и лъчелечение, създадена от проф. Анелия Клисарова. В момента ръководител на клиниката е доц. д-р Павел Бочев.

През 2009 г., за диагностика на онкоболни, бе въведена за пръв път в България медицинската апаратура Позитронно емисионен томограф с компютър томограф (ПЕТ/СТ). Радиофармацевтика F-18, с който работи ПЕТ-а, бе доставян ежедневно със самолет от Дебрецен, Унгария.

През 2013 г. бе въведен в експлоатация циклотрон „BIOMARKER GENERATOR“ за прозводство на F-18, с което значително се намалиха разходите за извършване на процедурата и се създадоха условия за диагностициране на по-голям брой пациенти. Все още циклотронът е единствен по рода си в България.

До края на 2014 г. ще бъдат пуснати в експлоатация двата линейни ускорителя за лечение на онкоболни

Надеждите на всички ни са, че тенденцията към осъвременяване и увеличаване на медицинската апаратура ще продължи с още по високи темпове. С въвеждането на новата съвременна апаратура се създават условия за диагностициране на заболяванията в много ранен стадии и своевременното им, адекватно лечение, което е и основната цел на съвременното здравеопазване.

LABORATORY RADIOMETER FOR THE REGISTRATION OF ALFA AND BETA ACTIVITY OF POWDER PROBES
BORISLAV TOSKOV; VELICHKO PAVLOV; AGOP SRENTZ

Plovdiv University ’Paisii Hilednarski”, Optics and Nuclear Physics department


P2014 radiometer is a modification of the P2013 model creation, introduced in 2013. The assembly is meant to identify alfa- and beta- activity of powder probes. In both cases infinite-thick probes are used and the specific activity is measured by a method reported on the Bulgarian Nuclear Society conference, held in October 2012 in Hissar.

Beta-radiation registration is made by GM counter tube.

The innovation in the assembly is the usage of proportion counter with a mica display for alfa-radiation registration. With the selection of the measuring conditions actually zero rates of the background impulses are reached (less than 0,007 sek-1)

The device consists of the following units:



  • a measuring unit with a tuning high voltage power supply 200-2000 V.

  • an amplifier, shaper and sound indicator of the registered impulses

  • microprocessor unit with a micro controller PIC 18F97J60 for impulse counting

  • 6-digit LCD display with 16x2 light signs

  • a preset time option to choose between 1-9999 sec.

The measuring unit and the high voltage power supply are galvanized separately from the other parts of the device and have an individual power source.

The device is equipped with a button to opt between:


  • duration of the measurement

  • measuring of the number of the impulses per amount of time selected with ‘start-stop’ button

  • measuring of the number of the impulses per amount of time defined by a timer

  • intensity of counting sek-1 after the last counting

The device is characterized with an ample memory storage and computing possibilities that can be applied under the specific demands of the user.

WIN BULGARIA – IN ORDER TO POPULARIZE THE NUCLEAR TECHNOLOGY

Radka Ivanova – President of WiN-Bulgaria


Women in Nuclear (hereafter referred to as WiN ) is a worldwide non-profit and non-political association of individuals, focusing on women, working professionally in various fields of nuclear energy and radiation applications. The members have a common commitment to providing information and communicating to the public.

The vision of WiN is to be a forum for exchanging information and raising awareness of the benefits of nuclear and radiation applications, and of the safety that ensures protection of the public and the environment, to enhance the quality of life.

The Mission

  • WiN aims at developing a dialogue with the public to promote awareness and education about the factual contribution of nuclear technologies to people and society

  • WiN aims at contributing to factual knowledge and experience among members and chapters

  • WiN aims at promoting interest in nuclear engineering, science and other nuclear-related professions, especially among women and young people


The report presents the way in which WiN-Bulgaria works for popularization the nuclear technology. The objectives and tasks set by the Association for organizing the activities with popular and young people are described in detail.

The main goals of WiN-Bulgaria are: to promote and distribute the achievements of nuclear technologies in the educational system and training of personnel; to guide and coordinate young people to acquire knowledge about these technologies; to inform the population in understanding safety culture.

To implement these goals, the Association WiN-Bulgaria is continuing the tradition to organize topical evenings-competitions for the secondary school students from different schools in Bulgaria, take a part in conferences like BULATOM and BgNA , and WiN-Global meetings and more.

Other important activities that the Association organizes for work with the rising power engineers are workshops and round tables related to acquiring nuclear knowledge and safety culture and interest in nuclear technologies.

The main conclusions are made for: professions related to the nuclear industry; to promote nuclear energy among young people and for the establishment of nuclear industry as a promising area for their professional development.

The members of WiN-Bulgaria took part in the preparation and conduct of a series of lectures on protection of population in case of accidents and natural disasters.

Other activities with public acceptance of WiN-Bulgaria are active participation with written statements in the Public hearings about the Environmental Impact Assessment Reports related to:

- Storage Facility for Low and IRAW at the SERAW;

- Kozloduy NPP Units 5 and 6 Stress tests;

- Facility for treatment and conditioning of solid RAW for volume reduction at KNPP ;

- Decommissioning of Units 1-4 of Kozloduy NPP;

- Investment Proposal for a New Build on Kozloduy NPP site.



References:

Radka Ivanova, Country report WiN-Bulgaria-2013

Radka Ivanova, Annual report of WiN-Bulgaria -2014

Radka Ivanova, Veselka Aleksieva,WiN Bulgaria -Working with young people to promote the nuclear energy”, BgNS conference, 2013

Statut of WiN-Bulgaria,2014

Radka Ivanova – Women in nuclear Bulgaria , mars 2014

Rules and procedures of WiN-Global 2013


POSSIBILITIES FOR REALIZATION OF CORONA PROJECT RESULTS WITHIN THE FRAMEWORK OF HORIZON 2020, EURATOM PROGRAM
Tako Takov, Marinela Ilieva, Rossitza Miteva

Nuclear Power Engineering Directorate, RISK ENGINEERING LTD


The conclusions from the planned and fulfilled activities within CORONA project “Establishment of a Regional Center of Competence for VVER Technology and Nuclear Applications” presented that the consortium goals are met.

The joint work of the consortium partners contributed to full cover of target groups and activities necessary to be fulfilled for training and contracting the personnel involved in VVER technology.

After the fulfillment of analysis, the activities realized within the project were directed towards following main tasks:


  • Establishment of specialists target groups and development of training schemes, programs and training materials;

  • Organization and conducting of pilot trainings for all target groups in order to reveal the problematic areas in the training for each group;

  • Analysis of information collected from the pilot trainings for assessment of the fulfillment of the tasks and achievement of the established goals.

Analyzing the results from CORONA project activities it can be accepted that the existence of Regional center for VVER competences and nuclear technologies is a vital decision in support of EC idea for transnational mobility and lifelong learning among the countries applying VVER technologies in their economic activities. CORONA project corresponds completely with the EU ambition for support and development of European collaboration in this area by means of creation of conditions for preservation and further development of expert experience in the area of nuclear energy through improvement of personnel training and conditions for maintaining professionals’ qualification.

As a final result from the CORONA project fulfilled activities and completed analysis of conducted trainings, as well as taking into account the differences in the conditions due to the legislation systems in the countries applying VVER technologies, the project participants created the idea to transform Regional center into a Network of virtual centers to offer training for the target groups specialists. Analysis of the training needs and coordination of the virtual centers will be run by “Administrative office”. The Administrative office will coordinate the collaborations between virtual offices and similar European organisations.

Some of the advantages of the proposed structure of the Regional centre are as follows:


  • Better access to different information materials from different European regions;

  • Saving resources for the construction of additional training facilities;

  • Reduction of training expenses;

  • Fast access to current information about interested areas;

  • Providing opportunity for wider use of training materials prepared within CORONA project.

In order to realize this idea and to ensure compliance with IAEA and EU standards and criteria for education and professional training the CORONA project consortium partners took a decision to apply for funding from the EURATOM 2014-2015 working program of HORIZON 2020.

Some of the goals established for CORONA project continuation are:



  • To elaborate harmonized approach for education in the nuclear sciences and nuclear engineering in VVER countries to support improving the safety of nuclear installations;

  • To propose a platform for development of collaboration and sharing of academic resources at the national and international level;

  • To propose a system for optimisation of the development of competences in the area of VVER technologies;

  • To establish a framework for mutual recognition of competences in the area of VVER technologies through implementation of European Credit System for Vocational Education and Training (ECVET), which is proposed and will be tested through pilot implementations in EU in order to support training systems and qualification maintaining of professionals with similar qualifications from EU countries;

  • To propose a collaboration platform between regulators and end users from different EU member countries applying VVER technologies;

  • To propose online platform for maintaining Knowledge management portal in the area of VVER technologies

With the realization of the proposal funding, CORONA project will be accomplished in response to the aims of the EU member countries towards further development of the collaboration between universities, scientific organisations, regulatory bodies, utilities, industry and other organisations applying nuclear science and ionising radiation as a possibility for contribution to the improvement of climate and life conditions by secure, efficiency and safety way.

DEVELOPMENT THE HUMAN RESOURCES INFRASTRUCTURE FOR NUCLEAR ENERGY PROGRAM IN MACEDONIA
*Anton Chaushevski, *Hristina Spasevska, *Sofija Nikolova Poceva, **Nikola Popov

Faculty of Electrical Engineering & IT – Skopje

** JSC ELEM - Skopje
Macedonia is a country with no nuclear reactors (research and power) and the nuclear application is only in medicine, agriculture and food industry, observation for customs needs, radiation measuring in different sectors. On the other side the energy needs has increasing trends in the last ten years, which reflected the electricity import of near 20-30 % (around 3000 GWh). Therefore, the nuclear power is one of the options for energy expansion planning in the next 50 years.

One of the crucial problems in nuclear energy is human resources needs and educational infrastructure in this field. No matter what will be the future energy scenario in Macedonia, the nuclear educational program is the first step to have HR in the field of nuclear energy.

The paper will present the proposed direction for having HR in nuclear energy program. Taking into account the existing national education program related to nuclear subjects and nuclear energy, and having the recommended international nuclear educational programs under IAEA, EHRO and national ones, the analyses are made to make the proposed programs for establishing HR infrastructure in nuclear energy field in Macedonia. The other direction will be the establishing the national body and agency related to nuclear energy program in Macedonia.

40 YEARS Kozloduy NPP

Ruscho Yankov, KNPP, BG


40 ГОДИНИ АЕЦ КОЗЛОДУЙ
А СЕГА НАКЪДЕ ?

•Енергийните ресурси на България са ограничени и като вид и като количество

•Република България има задължения като член на ЕС и е поела задължения по договора от Киото да спазва сериозни ограничения за емисии на парникови газове, серни оксиди, азотни оксиди и други вещества замърсяващи околната среда.

•ЯЕ осигурява базовия товар на нашата електроенергийна система (35 % от произведената ел. енергия идва от блокове 5 и 6 в АЕЦ „Козлодуй”).

•Произвежда електроенергия на разумна цена, непрекъснато и в продължение на 10-18 месеца

•Осигурява сигурност на доставките на електроенергия - горивото може лесно и евтино да се складира в запас за няколко години

•Наличие на уран в много страни и региони, гарантира диверсификация на доставките

•Работи за ограничаване последствията от климатичните промени -генерира не повече от 2% от СО2 емисиите от въглищните и не повече от 5% от газовите централи

•Може да бъде основа на водородната енергетика

•Подкрепя се от мнозинството български граждани



POSTERS
ПРИМЕРНА ОЦЕНКА НА РАДИАЦИОННОТО НАТОВАРВАНЕ НА НАСЕЛЕНИЕТО ПРИ АВАРИЙНО ИЗХВЪРЛЯНЕ НА РАДИОАКТИВНИ ИЗОТОПИ В АТМОСФЕРАТА ПОСРЕДСТВОМ КОДА PC CREAM 08
П. Детистов1, С. Горанов2, П. Грудев1, М. Андреева1 ,

Т. Милошева2, Б. Бабулски2, Н. Терентев2, Кр. Пъшев2.



1 Институт за ядрени изследвания и ядрена енергетика, Българска академия на науките,

2 КВАНТ ИНЖЕНЕРИНГ ООД, София
Кодът PC CREAM 08 е разработен от Агенцията за защита на здравето (HPA), Великобритания и е международно признат и верифициран инструмент за извършване на оценки за дозовото натоварване на населението в широки граници около източник на радиоактовно замърсяване. Програмата позволява оценка на разпространението на радионуклидите по въздуха, водата, почвите и хранителните вериги, при зададени атмосферни условия, географски и икономически данни за изследваната област.

Настоящата работа има за цел да представи възможностите на кода за оценка на разпространението на радиоактивни изотопи при пренасянето им в атмосферата и по хранителните вериги и погълнатите дози от населението в резултат от пряко облъчване, вдишване и консумация на заразени продукти при зададени хипотетични обстоятелства.

PRELIMINARY INVESTIGATION OF IN-VESSEL MELT RETENTION IN VVER1000 WITH ICARE/ASTECv2r3 COMPUTER CODE

R. Gencheva, A. Stefanova, P. Groudev (INRNE)
This paper concerns a stand-alone calculation performed with ICARE/ASTECv2.0r3 computer code and input model for VVER1000 reactor design. In the calculation it was simulated external water cooling of the vessel lower head. For this purpose there were applied in the model boundary conditions for the vessel/water heat exchange.

This investigation was done to contribute to the assessment of applicability of the In-Vessel Melt Retention (IVMR) strategy for the reactors of VVER-1000/320 type. IVMR strategy is one of the feasible solutions to mitigate severe accidents of VVER-1000/320 reactors but it needs to be further developed and optimized.

In this paper there are investigated heat fluxes from the corium to the vessel and the heat fluxes from the vessel to the outside coolant.

YOUNG GENERATION COMPETITION
YG Oral Presentations
ПРИЛОЖЕНИЕ НА ПРОГРАМАТА MCNPX ЗА ПРЕСМЯТАНЕ НА РЕСУРСА НА ГОРИВОТО НА ИЗСЛЕДОВАТЕЛСКИЯ РЕАКТОР ИРТ-СОФИЯ
Добромир Димитров, ИЯИЯЕ-БАН
Изследователският реактор ИРТ-София в Ядрената научно-експериментална и учебна база (ЯНЕУБ) на Института за ядрени изследвания и ядрена енергетика (ИЯИЯЕ) е в процес на реконструкция, една от основните цели на която е достигане на съвременните норми за безопасност и надеждност. Проектът за реконструкция предвижда използване на нискообогатено ядрено гориво тип ИРТ-4М.

В рамките на международната програма RERTR (Reduced Enrichment for Research and Test Reactors) са извършени пресмятания на горивния цикъл с помощта на компютърен код REBUS-PC. Резултатите от тези пресмятания показват, че първоначалното зареждане на активната зона (АЗ) със шестнадесет горивни касети (четири осемтръбни и дванадесет шесттръбни) има ресурс от около четири календарни години при непрекъснат режим на експлоатация на реактора. Програмата REBUS-PC използва многогрупова библиотека от неутронни сечения генерирана с помощта на компютърния код WIMS-ANL. Неутронно-физичните пресмятания в програмата REBUS-PC се провеждат с използване на многогруповата (7 групи по енергия) дифузионна програма DIF3D.

В настоящата работа са представени два модела, с които се пресмята изгарянето на горивото в АЗ на реактора ИРТ-София с използване на програмата MCNPX. Този подход дава възможност за пресмятане на неутронно-физичните характеристики на активната зона по време на цялата кампания, като неутронните пресмятания се извършват по метод Монте Карло без прилагане на приближения, както при описанието на геометрията, така и за зависимостта на сеченията за неутронни взаимодействия от енергията. Благодарение на това с програмата MCNPX може да бъде направено по-точно моделиране на АЗ и определяне на ресурса на горивото на изследователския реактор ИРТ-София.

Първият модел се доближава максимално до геометричните размери и материалния състав на модела на АЗ, използван при пресмятанията с REBUS-PC. В този случай, резултатите получени с MCNPX показват, че началният запас от реактивност е по-голям от този, получен с REBUS-PC. Тази тенденция се запазва по време на изгаряне на горивото, като разликите между стойностите на ефективния коефициент на размножение на неутроните keff, получени с двете програми за междинните етапи от горивната кампания, са в рамките на 2,5%. За тази конфигурация на АЗ е изследвана и зависимостта на keff от детайлизирането на геометрията на горивните елементи. Когато те са моделирани с квадратно сечение без закръгленията на ръбовете им, стойностите на keff са по-високи в сравнение с пресмятанията, когато се отчитат тези закръгления.

Вторият модел на АЗ на изследователския реактор ИРТ-София (Фиг. 1) представлява надграждане и разширяване на първия модел, като за целта са включени регулиращите пръти и техните водачи, както и частта от канала за борна неутронно-захватна терапия, който се намира в басейна на реактора. Регулиращите пръти са моделирани в техните горни позиции, за да може отново да се оцени началния запас от реактивност.

Фиг. 1 Визуализация на модела на АЗ на изследователския реактор ИРТ-София
При тази конфигурация стойностите на keff, получени с MCNPX са малко по-ниски от съответните стойности, пресметнати с REBUS-PC, като разликите са в рамките на 1%.

Получените резултати и направените сравнения показват, че програмата MCNPX може да се използва за прецизно пресмятане ресурса на горивото на изследователски реактори.Като неин основен недостатък може да се отбележи дългото време, което е необходимо за извършване на пресмятанията.



ИНДУЦИРАНА АКТИВНОСТ И МОЩНОСТ НА ДОЗАТА ЗА РЕАКТОРНИТЕ КОМПОНЕНТИ И МАТЕРИАЛИТЕ ОКОЛО ТЯХ В 1 – 4 БЛОК НА “АЕЦ КОЗЛОДУЙ”

Младен Милчев, „АЕЦ Козлодуй” ЕАД, Ивайло Христосков, СУ “Св. Климент Охридски”, Александър Каменов, „АЕЦ Козлодуй” ЕАД
След окончателното спиране на блокове 1&2 и 3&4 в края на 2002 г. и 2006 г. съответно, следва процес на извеждане от експлоатация. Част от този процес е оценяването на индуцираната активност и мощността на еквивалентната доза от определени компоненти на реакторната установка.

Изчислителна процедура

За пресмятане на индуцираната активност и на мощността на еквивалентната доза са използвани програмните комплекси SCALE [1] и DOORS 3.2a [2], както и допълнително разработено помощно програмно осигуряване [3].

По-долу са споменати някои от основните програмни компоненти на изчислителната процедура.

XSDRNPM е модул на SCALE [1]. Използва се за създаване на 49-групова библиотека с неутронни сечения за решаване на преносната задача с програмата DORT.

Програмата DSNP440 е средство за подготовка на входни данни за транспортните пресмятания и за интерпретиране на резултатите от тези пресмятания.

Програмата DORT  е част от програмния комплекс DOORS 3.2A [2]. Тя е предназначена за решаване на уравнението на неутронния пренос по метода на дискретните ординати в двумерни x-y, r-z и r- геометрии с възможно редуциране на тези геометрии до едномерни x и r.

Програмата XACT е предназначена за пресмятане на активационни полета и свързани с тях статистики. Пресмятанията се правят на основата на получени от DORT разпределения на скаларния неутронен поток.

Получените обемни специфични активности се използват за пресмятане на мощността на еквивалентната доза чрез модула SAS1 на SCALE [1].



Резултати

В Таблици 1 и 2 са приведени някои основни резултати от пресмятанията [3].



Таблица 1. Индуцирана активност по материали към 01.01.2014 г.




Материал

Нер. ст. (ВКУ)

Корпус

Наплавка

Бетон

Въгл. ст.

Топлоиз.

плътност

7.9

7.8

7.9

3.77

7.8

0.2

маса g

1.14E+08

2.40E+08

1.05E+07

2.78E+09

3.46E+07

1.73E+06

I Бл

пълна А Bq

1.01E+16

1.47E+13

-

1.16E+10

1.10E+12

1.57E+10

средна А Bq/g

8.86E+07

6.13E+04

-

4.17E+00

3.17E+04

9.06E+03

II Бл

пълна А Bq

1.06E+16

1.58E+13

-

1.24E+10

1.17E+12

1.65E+10

средна А Bq/g

9.29E+07

6.58E+04

-

4.48E+00

3.38E+04

9.50E+03

III Бл

пълна А Bq

2.00E+16

2.98E+13

2.35E+13

2.70E+10

3.26E+12

2.70E+10

средна А Bq/g

1.75E+08

1.25E+05

2.24E+06

9.72E+00

9.42E+04

1.55E+04

IV Бл

пълна А Bq

1.29E+16

8.33E+13

5.54E+13

7.69E+10

9.68E+12

7.14E+10

средна А Bq/g

1.26E+08

3.48E+05

5.28E+06

2.76E+01

2.80E+05

4.12E+04

Таблица 2. Мощност на еквивалентната доза към 01.01.2014 г. за някои основни компоненти



Мощност на еквивалентната доза

I Блок

II Блок

III Блок

IV Блок




Корпус

На повъхноста / 1 m

22 / 10

23 / 11

36 / 17

95 / 45

mSv/h

На вътрешната пов.

0.23

0.25

1.6

4

Sv/h

Шахта

На повъхноста / 1 m

10 / 4.4

11 / 5

11 / 7

36 / 15

Sv/h

Кошница

На повъхноста / 1 m

41 / 15

44 / 15

69 / 24

135 / 48

Sv/h

Касета-екран

На повъхноста / 1 m

84 / 3.5

90 / 3.7

182 / 7.5

- / -

Sv/h

БЗТ хомогенизиран участък над долната решетка

На повъхноста / 1 m

30 / 13

31 / 14

60 / 27

61 / 27

mSv/h

БЗТ под долната решетка

На повъхноста / 1 m

1.2 / 0.59

1.3 / 0.61

2.5 / 1.2

2.5 / 1.2

Sv/h

В доклада ще бъдат представени данни за индуцираната активност и мощността на дозата по компоненти, приноси по изотопи и очаквани стойности след 100 г.


Приложение на резултатите:

  • Оценка на количеството активирани материали.

  • Степен на активация и натрупани изотопи в основни компоненти.

  • Актуализация на работен план за извеждане от експлоатация.

  • Ориентиране за границите на приложение на човешки труд и необходимост от роботи.


Литература:

[1] SCALE: A Comprehensive Modeling and Simulation Suite for Nuclear Safety Analysis and Design, Version 6.1.1, Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, Tennessee, May 2012, (ORNL/TM-2005/39)

[2] DOORS 3.2a, One, Two- and Three Dimensional Discrete Ordinates Neutron/Photon Transport Code System, Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, Tennessee, 2003, (CCC-650 DOORS3.2a)

[3] И. Христосков, “Оценка на индуцираната активност и пресмятане на мощността на дозата на оборудването и материалите в и около активната зона на блокове 1 до 4 на „АЕЦ Козлодуй” ЕАД”, отчет за изпълнение на договор № 221000001/13.11.2012 г. между „АЕЦ Козлодуй” ЕАД и НИС на СУ „Св. Климент Охридски”



APPLICATIONS OF RELAP/SCDAPSIM TO THE ANALYSIS OF STATION BLACKOUT TRANSIENT WITH LBLOCA FOR VVER-1000
Petya Vryashkova, INRNE-BAS BG, Chris Allison, Innovavtive Systems Software, LLC, Idaho, USA, Pavlin groudev, INRNE-BAS BG, Antoaneta Stefanova, INRNE-BAS BG
This paper shows the results from transient station blackout with LBLOCA (ID=300 mm) using different flow model in-vessel phase severe accident aspects. The default flow model in RELAP5/MOD3.3 is Ransom-Trapp model, while the flow model in RELAP/SCDAPSIM is Henry-Fauske choking model.

The aim of the research is to compare the results and validate the RELAP/SCDAPSIM code. RELAP/SCDAPSIM is designed to describe the overall reactor coolant system (RCS) thermal hydraulic response and core behaviour under normal operating conditions or under design basis or severe accident conditions.

The SCDAP portion of the code also includes models to treat the later stages of a severe accident including debris and molten pool formation, debris/vessel interactions, and the structural failure (creep rupture) of vessel structures.

The reference power plant for this analysis is a VVER-1000/v320 Kozloduy NPP unit 6. The baseline input deck used in this study for this reactor was developed by the Institute for Nuclear Research and Nuclear Energy (INRNE-BAS).



Анализ на безопасността на Автономната охладителна система
на отсеците в ХОГ (KV31)

Пламен Ангелов, ЕНПРО Консулт ООД, Ваня Саръева, ЕНПРО Консулт ООД, Константин Ганчев, ЕНПРО Консулт ООД
Целта на анализа е да се оцени работа на автономната охладителна система на отсеците в ХОГ (KV31) в различни режими. Идейният проект на автономна охладителна система на отсеците в ХОГ е разработен в отговор на препоръките от „Европейски „стрес-тестове” за ядрени електроцентрали – Национален доклад на България”, АЯР, декември 2011 г. и на „Програма за изпълнение на препоръките от проведените „стрес-тестове” на ядрените съоръжения в АЕЦ ”Козлодуй” ЕАД”, ДОД.АД.ПМ.996/01, мярка С-2-4-1. Автономната охладителна система на отсеците в ХОГ (KV31) е предназначена да осигури отвеждане на остатъчното топлоотделяне от ОЯГ, съхранявано в БСГ при аварийни режими и следаварийни състояния, водещи до неработоспособност на щатната система за разхлаждане (KV30).

Работата на АОС-ХОГ е разгледана в следните случаи:



  • Включване на KV31 при повишаване температурата на водата в БСГ до 45С (Пресмятане 1);

  • Включване на KV31 с 30 минути закъснение, след повишаване температурата на водата в БСГ до 45С (Пресмятане 2);

  • Включване на KV31 при повишаване температурата на водата в найнатоварен ОСГ до 45С (Пресмятане 3);

  • Включване на KV31 при повишаване температурата на водата в БСГ до 65С (Пресмятане 4).

Пресмятанията са извършени със следните входни данни:

  • Брой кошници (чохли) в един ОСГ: 50 бр.;

  • Брой кошници (чохли) в БСГ: 200 бр.;

  • Тип на кошниците (чохлите) в БСГ: Т12/В-4 (водоизместимост 1 m3);

  • Обем на водата в запълнен с кошници (чохли) БСГ: 5240 m3;

  • Мощност на хладилния агрегат: 1800 kW;

  • Мощност на остатъчното топлоотделяне в БСГ: 1064 kW;

  • Мощност за охлаждане на водата в БСГ: 736 kW.

Резултатите от направените пресмятания са представени в Фигура 1 и Фигура 2. Може да се направи извод, че така проектираната автономна охладителна система KV31, изпълнява функцията си за непревишаване на предела по безопасност на температурата на водата в БСГ (65С) при всички направени пресмятания. Нещо повече, при стартиране на KV31 при повишаване температурата на водата в ОСГ до 45С, в рамките на един час (Фигура 2) системата възстановява експлоатационния предел във всички анализирани случаи, като след удовлетворяване на проектно изискване понижението на температурата на водата в отсеците продължава до изтичане на разглеждания 72-часов период от време (Фигура 1).





Фигура 1: Температура на водата в ОСГ след включване на KV31

Фигура 2: Температура на водата в ОСГ за първия час след включване на KV31 при повишаване на температурата до 45С

От изчисленията е видно, че ако АОС-ХОГ се остави в експлоатация повече от 72 часа (това е свързано с осигуряване на допълнително гориво за дизел-генератора), тя е в състояние да охлади водата в БСГ до 35С. При тази температура, в условията на нормална експлоатация, се изключва щатната система за разхлаждане на БСГ (KV30).

ПРЕСМЯТАНИЯ ЗА ОЦЕНКА АКТИВНОСТТА И МОЩНОСТТА НА ДОЗАТА НА ВАРЕЛИ С КУБОВ ОСТАТЪК

Миряна Славейкова, ЕНПРО Консулт ООД,




В резултат от експлоатацията на АЕЦ се натрупват значителни количества исторически РАО. Част от тези РАО представляват кубов остатък (КО), който трябва да бъде извлечен и съхранен в хранилища. Кубовият остатък е нехомогенна смес, което допълнително усложнява неговото управление. Общото количество на течната фаза се оценява на 900m3 или е 20% от общия обем на КО; твърдата фаза е съответно 80% от общия обем или 3600m3. Това значително количество отпадък трябва разумно да бъде управлявано. Един от начините за неговото имобилизиране е смесване с цимент. Извършен е анализ на възможностите за смесване на отделни порции КО (течност, кристали) с цимент във варели. Вместимостта на един варел е 200l. Варелите се подреждат в Стоманобетонни Контейнери, чиято максимална активност трябва да бъде 2.2 Ci за контейнер.



Фиг. 1 Модел на варела и позиция на оператора

Оценено е каква ще бъде активността на варела при смесване с различни форми на КО. Активността в измерени проби от КО в отделните резервоари е от порядък 107 Bq/kg за Cs-137 и 105-106 Bq/kg за Co-60. Пресметната е мощността на дозата на определено разстояние от варела ( Фиг. 1)

Осъществени са консервативни комбинации от входни данни, осигуряващи практическа достоверност на резултатите. Моделират се случаи с различен изотопен състав (с ограничен или голям набор от изотопи). Целта на настоящата разработка е коректно планиране за съхранението на варелите с кубов остатък и оценка на дозовото натоварване.


Анализ на поведението на хермозоната на блокове 5 и 6 на АЕЦ „Козлодуй” при попадане на стопилка в помещението на шахтата на реактора
Цветелин Виденов, Сергей Данаилов, Надежда Рижова, Ваня Саръева, ЕНПРО Консулт ООД
Целта на анализа е да се определи момента, в който стопилката от шахтата на реактора (ГА301) преминава в съседното помещение (ГА302 – помещение на машината за оглед на дъното на корпуса на реактора) вследствие на радиалната аблация на бетона около или под стоманената врата или през стоманената врата (между ГА301 и ГА302). Вследствие на преминаването на стопилката от шахтата на реактора към съседното помещение налягането в хермозоната се повишава, което води по-голям разход на аерозоли, йод и РБГ от хермозоната към обстройката и от там към околната среда. Характерна особеност на блоковете с ВЕЕР-1000/320 е разполагането на помещенията на БЩУ и РЩУ в обстройката на сградата на реактора. При хипотетичен сценарий „тежка авария с изтичане на стопената активна зона извън корпуса на ректора” тези помещения биха станали необитаеми. Представеният тук анализ за оценка на състоянието на шахтата на реактора (ГА301) при попадане на стопилка в нея при авария със сценарий пълна загуба на всички източници на променливотоково напрежение е част от проект „Анализ за оценка на радиационната обстановка в помещенията в обстройката, БЩУ и РЩУ на 5 и 6 блок на АЕЦ „Козлодуй” по време на тежка авария“. Този проект е разработен въз основа на една от препоръките на изпълнените стрес-тестове на АЕЦ „Козлодуй” след аварията на АЕЦ „Фукушима”.

Анализът за оценка на състоянието на шахтата на реактора е извършен на два етапа. При първия етап е оценено състоянието на бетона на шахтата на реактора с помощта на програмата MELCOR, а при втория етап е оценено състоянието на стоманената врата с програмата ANSYS. Като гранични условия за модела на програмата ANSYS са използвани данните за дебелината и температурата на стопилката, получени от анализа, извършен с програмата MELCOR.








Фигура 3: Маса на стопилката, изтекла през КР

Фигура 4: Маса на стопилката в Шахта 1


Анализът с програмата MELCOR е изпълнен с нов тип ТОК ТВСА-12, които са с по-голямо съдържание на UO2 (около 15.59 %) и по-голяма дължина на обогреваемата част на ТОЕ (4.23 %) спрямо касетите ТВСА. Мощността на реактора е 3 120 MW. Резултатите от анализа на избраната авария са представени графично. Стабилизирането на модела е от 0 до 250 секунда, след което настъпва пълна загуба на всички източници на променливотоково напрежение. В това изследване е разгледана само извън-корпусната фаза на аварията. Пробив на корпуса на реактора настъпва 8 часа и 25 минути след началото на аварията (Фигура 3). Изтичането на стопилката през корпуса на реактора не е мигновено и продължава около 3 часа. Вследствие на аблацията на бетона масата на стопилката в Шахта 1 постепенно се увеличава и в момента на пробива на бетона около или под стоманената врата достига 400 t (Фигура 4).
Температурата на стопилката в Шахта 1 до момента на пробива на бетона е над температурата на аблация на бетона (Фигура 6). Общата дебелина на стопилката в момента преди пробива на Шахта 1 е 2.2 m (Фигура 5).






Фигура 5: Дебелина на стопилката в Шахта 1

Фигура 6: Температура на стопилката в Шахта 1

На 18-тия час настъпва пробив на бетона около или под стоманената врата на Шахта 1 и стопилката се излива в Шахта 2 (Фигура 2). На Фигура 1 е представена формата на шахтата на реактора вследствие на аксиалната и радиалната аблация на бетона.







Фигура 7: Форма на Шахта 1 вследствие на аксиалната и радиалната аблация на бетона

Фигура 8: Аксиална и радиална аблация на бетона в Шахта 1


С цел да се определи дали и кога ще настъпи пробив на вратата между ГА301 и ГА302 е изпълнено пресмятане с програмата ANSYS. Като гранични условия са използвани температурата и дебелината на стопилката (1.09 m), получени от пресмятането с програмата MELCOR. Температурата на стопилката е над 1700ºС, което превишава температурата на топене на стоманата с около 300ºС. Началният момент съвпада с началото на извън-корпусната фаза на аварията или 8 часа и 25 минути от началото на аварията.

Когато температурата на вратата по цялата й дебелина превиши температурата на топене на стоманата   1400С, херметичната врата се счита за компрометирана. Както се вижда от фигурите (от Фигура 9 до Фигура 12), за достигането на това състояние са необходими приблизително 10 часа.







Фигура 9: Температурно поле на вратата 1000 сек. след пробива на КР

Фигура 10: Температурно поле на вратата 2 часа (7200 сек.) след пробива на КР






Фигура 11: Температурно поле на вратата 6 часа (21600 сек.) след пробива на КР

Фигура 12: Температурно поле на вратата 10 часа (36000 сек.) след пробива на КР

Според двете пресмятанията с програмите MELCOR и ANSYS преминаването на стопилката от шахтата на реактора към съседното помещение (ГА302) ще настъпи приблизително по едно и също време след настъпването на аварията, съответно 9 часа и половина при пресмятането с MELCOR и 10 часа според ANSYS. Следователно очакваното повишаване на налягането в хермозоната вследствие на пробива на шахтата на реактора (ГА301) и от там по-голям разход на аерозоли, йод и РБГ от хермозоната към обстройката (където са разположени БЩУ и РЩУ) и от там към околната среда ще настъпи по едно и също време.



КОНЦЕПЦИИ ЗА ОГРАНИЧАВАНЕ НА ПОСЛЕДСТВИЯТА ОТ АВАРИЯ С РАЗТОПЯВАНЕ НА ЯДРЕНОТО ГОРИВО НА РЕАКТОРИ С ВОДА ПОД НАЛЯГАНЕ
ИЯИЯЕ, Явор Йорданов (АЕЦ Козлодуй ЕАД), Кирил Крежов (ИЯИЯЕ, БАН)
Разглеждат се концепциите за ограничаване на последствията от авария с разтопяване на ядреното гориво на реактори с вода под налягане. Докладът разглежда реакторите предложени за проектиране на нови мощности в Р. България:

  • ВВЕР-1000 – вариант за АЕЦ Белене, производство Русия,

  • ВВЕР-1200(АЕС-2006) – реактор, производство Русия,

  • АП1000 – реактор на Уестингхаус, САЩ.

Целта на доклада е:

  • Да опише концепциите за ограничаване на последствия от авария с разтопяване на ядреното гориво.

  • Да се направи сравнение на концепциите реализирани в разглежданите варианти

Изводи:

  • Руските ВВЕР реактори са проектирани с голямо разнообразие на системи за безопасност. Предвидени са както активни, така и пасивни системи за безопасност. Разчита се на тяхното разнообразие, резервираност и многоканалност.. Концепцията заложена в проекта ВВЕР реактори се усъвършенства с годините и продължава. Доказали са тяхното високо ниво на безопасност в годините на експлоатация. В последните години руснаците проектират система за улаваня на стопилката, в случай пробиване корпуса на реактора, Тази система има за цел да задържи високо радиоактивната материя в рамките на херметичната обвивка около реактора и да гарантира нейното охлаждане,

  • Американският АП1000 е проектиран изцяло на пасивни системи за безопасност, основавайки се единствено на природните закони. Пробиването на корпуса на реактора не се разглежда. Предвидена е система за неговото охлаждане в случай на авария с разтапяне на горивото, с което се обосновава запазване целостта на корпуса. Концепцията за безопасност е коренно различна от тази на руските ВВЕР. Все още не се експлоатира такъв реактор в света. АП1000 предстои да прави първите си стъпки. Конкуренцията от доказалите се в експлоатация ВВЕР е изключително сериозна.



YG POSTER PRESENTATIONS
КОМПЛЕКСЕН МЕТОД ЗА ОПРЕДЕЛЯНЕ НА СПЕЦИФИЧНИТЕ АКТИВНОСТИ НА 129I,99TC И 63NI В ПРИРОДНИ ПОДПОЧВЕНИ ВОДИ
А. Чалъков, Б. Славчев, Л. Добрев, Ц.Симеонова, З. Захариев, ИЯИЯЕ-БАН
Въведение:

Лаборатория „Радиоаналитични методи” (ЛРАМ) има дълга история в развитието на радиохимични и ядрено-физични методи в изследване и анализ на радионуклиди в различни сфери на околната среда, изследователски и енергетични реактори, РАО, както и в изготвянето на калибровъчни източници за ядрената спектрометрия.

През 2014г. между „ТИТА-КОНСУЛТ” ООД и ИЯИЯЕ при БАН бе сключен договор с предмет „Определяне на радионуклидите 129I , 99Tc и 63Ni в проби от подпочвени природни води, взети от площадка Радиана, южно от АЕЦ Козлодуй“. Пробоотборът бе осъществен от фирмата Поръчител, като обема на пробите е достатъчен(10L) за осъществяване на комплексният подход за анализ на търсените емитери.

Резюме на метода:

Към основната част от пробата се добавят стабилни изотопи на Ni(като нитрат) и I(от разтвор на KI).Пробите се алкализират с NH4OH до около pH=9 - предпочита се амонячна пред NaOH алкализация за да се осъществи в голяма степен редукцията на различните форми на йода в пробата (йодиди, хипойодиди, йодати, перйодати, йодни асоциати, органично свързан йод и др.) до йодид. Никела ще присъства в пробата като комплексен йон – Ni(NH3)62+ и няма да се съутаи.Пробите се третират за количествено отстраняване на амониевите йони, в присъствие на окислител за съхраняване на технеция като технетат и на йода като йодат.

Никелът се утаява с натриева основа като хидроокис, при което технетатът и йодатът остават в разтвора над утайката.

Утайката на никела се опепелява киселиино и се пречиства хроматографски от пречещи бета радионуклиди чрез прилагане на анионно - обменна смола AG1X8, 100-200mesh, хлоридна форма. Никеловата фракция се пречиства с две екстракции с диметилглиоксим в хлороформ, извършвани последователно. След реекстракция на никела във водна фаза, тя се третира за отстраняване на следи от органика. Подходяща аликвота от пробата се смесва със сцинтилатор за течна сцинтилация и се измерва. Друга аликвота се отделя за установяване на радиохимическия добив с ICP-OES.

Към разтвора, съдържащ технетат и йодат се добавят обратни носители Ba, Ca и Fe и се съутаяват пречещите метали. Утайката се отделя и технетатът и йодатът от супернейта се редуцират до Tc[IV] и йодид, технецият се съутаява във ферихидроксид, при което йодидът остава във разтвора.

След окисление на Tc(IV) от утайката в Tc[VII] с к.HNO3, разтворът внимателно се неутрализира и падналата в алкална среда утайка се отделя като РАО.

Крайна Tc-фракция се сепарира хроматографски с TEVA-Spec смола. Елуираният от колоната технетат се изгаря в присъствие на H2O2, смесва се със сцинтилатор и се измерва течно- сцинтилационно.За определяне ефективниста на прибора се изготвят вторични калибровъчни източници – 63Ni,проследими към референтен материал.

Йодатът в разтвора се редуцира до елементен йод и той се екстрахира в толуол. Екстракцията на йода позволява висока степен на разделяне от много голяма част от елементите и изотопите, присъстващи в матрицата, с изключение на халогенидите (особено по-близките до него Cl- и Br-). Екстракцията на йода е последвана от реекстракция. Реекстрахираният йод се пречиства чрез анионен обмен на йода като йодид. Провежда се втора екстракция след контролирано окисление до елементен йод на елуирания от колоната йодид. Екстрахираният елементен йод се реекстрахира отново като йодид. Аликвотата се разделя количествено на две части и в едната тегловно се определя добивът, като йодидът се утаява като AgI. Другата част на аликвотата от пробата количествено се прехвърля в предварително претеглено сцинтилационно шише ,смесва се със сцинтилатор UG LLT и се измерва чрез LSC (максимална енергия на -спектъра 154 keV, средна енергия - 40.9 keV) заедно с подходящи стандарти и ''празна'' (бяла) проба.

Специфичната активност на дълго живущите 129I и 99Tc може да бъде определена и чрез мас-спектрометрия с индуктивно свързана плазма (ICP-MS) - Използваната апаратура е модел VARIAN 820-MS с квадруполен мас-спектрометър с включен иновативен CRI-интерфейс за премахване на полиатомните пречения.

Този метод се подчинява на стандарт EPA 200.8.

Използването на двата независими метода ще доведе до верифициране на цялата процедура и резултати.

В условията на Лабораторията, ICP-MS методът достига нива от 10-6g/L от търсените елементи – това ще позволи да се гарантира достоверност на MDL за нива кореспондиращи с околна среда. По отношение на определянето на горепосочените радионуклиди, лабораторията ползва външни стандарти, а за концентрационно калибриране на апаратурата са приготвени такива от стандартен мулти-елементен разтвор на фирма Merck ®. Условията, при които ще се извършват конкретните измервания са:




Показател:

Стойност

Plasma flow

16.00 L/min Ar

Auxiliary flow

2.00 L/min Ar

Sheath Gas flow

0.20 L/min Ar

Nebulizer flow

1.00 L/min Ar

Sampling depth

6.50 mm

Power

1.35 kW

Pump rate

5rpm

Spray chamber temperature

3.00°C

Replicate time

21.03 sec

Scan time

1052 msec

Nebulizer

Cross flow – Scot type nebulizer

Skimmer and sampler cones

Ni - cones


Възможни пречещи влияния и ограничения

1) През 2ml TEVA-Spec може да се прекара 0.02l проба, без прилагане на допълнителен вакуум.

2) Количественото отстраняване на амониевите йони преди хидроксидното утаяване на никела е от съществено значение за добива на тази стъпка. Предвиден е качествен тест с Неслеров реагент, чиято чувствителност задоволява изпълнението на процедурата.

3) Съществуваща органика в пробата, комплексообразуватели и редуктори трябва да бъдат отстранени за превръщане всички форми на технеция в разтворими пертехнетати.

4) През 2ml TEVA-Spec може да се прекара 1l проба, без проскок на 99Tc.


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


Сподели с приятели:
1   2   3   4




©obuch.info 2024
отнасят до администрацията

    Начална страница