Nuclear power for the people


Контрол на качеството (QC)



страница4/4
Дата17.09.2016
Размер0.63 Mb.
#9960
1   2   3   4

Контрол на качеството (QC)





  • трасирана проба с известна активност 129I;

  • трасирана проба с известна активност 63Ni;

  • трасирана проба с известна активност 99Тс;

  • нулева проба за оценка влиянието на реагентите, използвани в процедурата.



РАДИОАКТИВНИТЕ МАТЕРИАЛИ В ПРИРОДАТА

Костадин Зашев ТУ – София


Осигуряването на лесен публичен достъп до специализирано знание, както и поднасянето на разбираема информация относно различните източници на радиация стават все по-наложителни за опознаването и подобряването на жизнената среда и условията за професионална дейност. В тази връзка в статията са представени някои от основните източници на радиация в заобикалящия ни свят – радионуклидите от естествен и техногенен произход, както и опасностите за здравето и околната среда, които произтичат от тях. Направено е разграничение на естествените радионуклиди, имащи принос към радиационния фон, в зависимост от техния произход – земен и космогенен. Разгледани са основните източници за облъчване на човека в ежедневния живот и професионална дейност, посочено е средното годишно дозово натоварване на човек от населението, дължащо се на радионуклидите от естествен произход както и съдържанието и активността на най-опасните радионуклиди в отпадъчните продукти на различните индустриални производства.

Основен акцент е поставен върху техногенните радионуклиди и индустриите, които са техен източник - въглищнодобивната промишленост, производството на електроенергия от въглища, производството на петрол и газ, металодобивната промишленост, добивът на минерални суровини, производството на изкуствена тор и строителството. Показани са най-опасните радионуклиди с техните активности, които стават причина за високи дозови натоварвания както и методите за обработка и третиране на отпадъка извършван от всяка индустрия. Основният проблем при техногенните радионуклиди е липсата на съгласуваност между средствата и методите за контрол в различните държави за различните индустриални производства, което води до сериозни противоречия при определянето на промишления отпадък като радиоактивен отпадък или не. Свързан с това е другият проблем – за рециклирането на радиоактивните материали и двойните стандарти, създадени в Европа, които позволяват 30 пъти по-голяма доза от неядрени рециклирани материали в сравнение с тези, генерирани от ядрената индустрия. Допустимото нивото на активност, което отпадък от неядрената промишленост трябва да има, за да бъде рециклиран пък е хиляда пъти по-високо от разрешеното ниво за рециклиран материал (стомана и бетон) от ядрената индустрия.

Това показва, че макар с не по-малко въздействие върху всекидневните условия за живот и бит на хората, радиоактивните отпадъци от неядрената промишленост са поставени под изключително либерален контрол, в сравнение с високите стандарти, установени в ядрената енергетика. Затова правилното разбиране на радиацията е изключително важно и необходимо при формиране на обоснована преценка относно въпроси, изискващи или провокиращи общественото мнение. Такъв е въпросът за отношението към ядрената енергетика и нейното бъдещо развитие, за решаването на който една от основните пречки продължава да бъде непреодоленият обществен страх от „ядрения“ отпадък, дължащ се в масовия случай на некоректно поднасяна или едностранчива информация.

МАТЕРИАЛЕН И ИЗОТОПЕН БАЛАНС НА ЯДРЕНИ ГОРИВНИ ЦИКЛИ ЗА ЛЕКОВОДНИ РЕАКТОРИ
маг. инж. Ивайло Найденов, ТУ – София
Докладът разглежда материалните потоци и изотопните състави на свежото и отработеното ядрено гориво, съответно при прилагането на отворен и затворен горивен цикъл с използване на смесено уран-плутониево оксидно гориво, при реактори с топлоносител и забавител лека вода.

По-широкото прилагане на затворените ядрени горивни цикли, при които изведеното от активната зона на реактора отработено ядрено гориво се преработва, извличат се останалите в него делящи се изотопи и се връщат обратно в горивния цикъл за производство на ново ядрено гориво, води до редица положителни ефекти. Сред тях са значителното намаляване на количеството на дългоживущите изотопи в отработените ядрени горива, което може осезаемо да намали тяхната активност и съответно сроковете за съхранението им, както и оползотворяването на енергийното съдържание на делящите се материали. Рециклирането на изотопите на урана и плутония в ядрените реактори от сегашното поколение ще позволи да се намали потреблението на природен уран с до 50% в сравнение с използването на отворен горивен цикъл. Въпреки това цената на урана, получен от преработеното ядрено гориво, превишава цената на природния ресурс. Поради тази причина е необходимо да се анализира целесъобразността на затворения ядрен горивен цикъл.

В настоящия доклад накратко се разглежда мястото на ядрената енергетика в световното електропроизводство, както и броят и видът на работещите енергийни реактори. Представени са страните, в които се използват разновидности на затворения ядрен горивен цикъл, както и различни стратегии за управлението на горивните цикли.

Направени са кратки изчисления за изотопния състав на отработеното ядрено гориво, получено от различни типове ядрени реактори с топлоносител и забавител лека вода – PWR, BWR, и ВВЕР. Разгледан е както изотопният състав на отработено ураново гориво при отворен горивен цикъл, така и на вторичното отработено смесено уран-плутониево оксидно гориво при зареждане на активната зона съответно с 5% и 30% МОХ.

Направен е сравнителен анализ на материалните потоци при използването на отворен и затворен ядрен горивен цикъл за трите типа разглеждани реактори. Изследвани са количествата делящ се материал, който се извежда от активната зона с отработеното гориво. Определени са потенциалните спестявания на природен уран, както и допълнителните количества плутоний, необходими за поддържането на материалния баланс.

Настоящият доклад представлява начална фаза на изследването на целесъобразността на прилагането на затворен ядрен горивен цикъл за реактори с топлоносител и забавител лека вода, като целта му е да предостави предварителни данни за анализ на материалния и изотопния баланс за различните горивни цикли при реактори със забавител и топлоносител лека вода.



СИСТЕМИ ЗА БЕЗОПАСНОСТ НА РЕАКТОРИ С ВОДА ПОД НАЛЯГАНЕ

Стилиян Костов, ТУ – София


В настоящия доклад са разгледани системите за безопасност на три от основните представители на реакторите с вода под налягане. На първо място са разгледани защитните и локализиращите системи за безопасност на реактор ВВЕР-1000/В-466Б, разработен за проекта АЕЦ „Белене”. Направен е преглед на пасивните системи за безопасност на реактор AP1000, разработен от Westinghouse. Представени са системите за безопасност на Европейски реактор с вода под налягане (European pressurized reactor – EPR), разработка на AREVA NP. Освен това са представени различните решения на системите за управление на тежки аварии при разгледаните реактори, като най-вече е обърнато внимание на системата за улавяне и охлаждане на разтопената активна зона при постулирана тежка авария. Докладът ще бъде представен с постер, като неговият формат ще позволи да се направи ясно сравнение между системите за безопасност на разглежданите представители на реакторите с вода под налягане.

АНАЛИЗ НА ПОСЛЕДСТВИЯТА ОТ ТЕРОРИСТИЧНИ ДЕЙСТВИЯ ЧРЕЗ ВЗРИВНО УСТРОЙСТВО, НАСОЧЕНИ КЪМ ПОМЕЩЕНИЕ ЗА МАНИПУЛИРАНЕ НА ЗАКРИТИ ИЗТОЧНИЦИ НА ЙОНИЗИРАЩИ ЛЪЧЕНИЯ

Любомир Кандов, ТУ - София


Разглежданият сценарий „Терористичен акт чрез взривяване’’ се отнася за гореща камера (ГК), която е разположена на площадка за съхранение на радиоактивни отпадъци. Площадката разполага със съоръжения за съхраняване на твърди, течни и биологични отпадъци, както и хранилище за отработени високоактивни гама-източници. Съхраняваните радиоактивни отпадъци са генерирани в следствие от дейността на научни учреждения, болници, мета- лургични, строителни и промишлени предприятия, проучвателни организации и системи за наблюдение и контрол, но не се включват отпадъци, генерирани на площадката на АЕЦ „Козлодуй”.

Изследван е сценарий с внасяне на експлозив на територията на съоръжението, като се акцентира допълнително и върху заобикалянето на физическата защита, с която разполагат всички съоръжения от подобен тип. Ще се опише, какво представлява горещата камера и за какво предназначение има. Евентуално разположение на експлозива и последствията от него.

Симулирано е разделяне на източника на три части с различна активност, като е определена мощността на дозата в различни части на сградата. Не е изследвано облъчване на персонала чрез инхалация поради приемането, че съгласно аварийния план на хранилището, всички участващи в процеса на локализация и поставяне на източниците в контейнерите разполагат със средства за индивидуална защита.

Изследването обхваща целия процес на локализиране на последствията до прибирането на последния източник и изнасянето на контейнера, като са определени колективната ефективна доза, получена в резултат на инцидента и съответните погълнати дози на лицата, заети с дейностите по ликвидиране на последствията.



ИКОНОМИЧЕСКИ АНАЛИЗ НА КАСЕТИ ЗА РЕАКТОРИ ТИП ВВЕР-1000
маг. инж. Гергана Герова, ТУ – София
В настоящия доклад са разгледани три типа касети, които се използват за зареждане с гориво на реакторите ВВЕР-1000, а именно ТВС–М, ТВСА и ТВСА–12. Извършеното сравнение се основава на разликите в характеристиките на използваното тях гориво – обогатяване по 235U в свежото гориво, дълбочина на изгаряне, геометрични размери на горивната таблетка, плътност на урановия двуокис, активна височина на топлоотделящите елементи и др.).

Целта на проведеното изследване е определяне на производствените разходи, необходими за получаване на 1 kg ядрено гориво с различно обогатяване, както и производствените разходи за изработване на всеки един от трите типа касети. Включени са само разходите за изработване на топлоотделящите елементи, без да се отчитат разходите за останалите конструкционни елементи на касетите – дистанциониращи решетки, централна и направляващи тръби и др.

Производствените разходи се формират като сума от три компоненти: разходи за природен уран, разходи за разделяне на урана на изотопи и разходи за производство на топлоотделящи елементи.

Съобразно характеристиките на горивото, използвано в трите типа касети, производствените разходи за разделяне на урана на изотопи и производствените разходи за разделителната работа, е изчислен разделителният потенциал при съответното обогатяване на свежото гориво в трите типа касети и при две стойности на концентрацията на 235U в обеднения уран (0.3% и 0.2%). Изчислени са също така и разходните коефициенти при използване на природен уран и специфичната разделителна работа.

В резултат на извършените пресмятания е проведен сравнителен анализ на получените резултати за трите вида касети, като е анализирано влиянието на обогатяването на свежото гориво и изменената геометрия (по-голямата активна дължина и липсата на централен отвор при касетите тип ТВСА-12) върху производствените разходи. Резултатите са представени в табличен и графичен вид.


АНАЛИЗ И СИНТЕЗ НА ХИБРИДНА ЯДРЕНО-СОЛАРНА ЕЛЕКТРОЦЕНТРАЛА
Ана Борисова, Технически университет – София
Съвременните изисквания за опазване на околната среда и земния климат налагат производството на електроенергия да се извършва без емисии на парникови газове. Ядрените електроцентрали и централите, използващи енергията на вятъра и слънцето, отговарят в най-голяма степен на това важно изискване. В настоящото изследване е потърсена възможност да се съчетаят в единен технологичен процес благоприятните технически и екологични характеристики на ядрените и соларните електроцентрали.

Големите единични мощности на ядрените енергийни реактори до скоро бяха смятани за логичния път на развитие на ядрената технология. Сериозните капитални вложения, дългият период на лицензиране и изграждане, както и значителното влияние върху инфраструктурата и баланса на съществуващи национални електропреносни системи с относително малък капацитет, създават идеални условия за стартиране на нови разработки на реактори с малка и средна мощност. Настоящите проекти за малки реактори с вода под налягане обещават интегрална конфигурация на основния контур, липса на тръбопроводи с голям диаметър, редица пасивни функции за безопасност и цялостно опростяване на дизайна.

Развитието на ядрената енергетика на този етап е фокусирано основно върху безопасността. Дори и при новите проекти на водо-водни енергийни реактори, условията в неядрената паротурбинна част остават неизменни. На входа на турбината се подава суха наситена или леко прегрята пара с ниски параметри. В резултат по- голямата част от стъпалата на турбината работят с влажна пара. Това налага възприемането на конструктивни и схемни решения, насочени преди всичко към намаляване на загубите на енергия от влажност и ограничаване до минимум на ерозионното износване на лопатъчния апарат. С тази цел се разполага сложна и скъпо струваща система за сепарация и междинно прегряване на парата.

Настоящото изследване предлага технологична схема на хибридна ядрено- соларна електрическа централа. Реакторът mPower, разработван от фирма Babcock & Wilcox, е типичен малък водо-воден ядрен реактор с проектна електрическа мощност от 180 MW. Тъй като засега дизайнът му е съсредоточен основно върху самия реактор, е синтезирана структурата на втори контур на централата. Началните параметри на парата налагат междинна сепарация и прегрев. Основната цел при съставянето на схемата на хибридната централа е да се реализира външно прегряване на парата, генерирана в парогенератора на ядрения енергиен блок. Това е осъществено чрез съвместната му работа със соларна ТЕЦ с кулова компановка, топлоносител стопени соли и предвидена топлоакумулация до 15 часа. Извършени са подробни пресмятания за определяне на материалните и топлинни баланси на хибридната централа като е подсигурена работата на реактора при проектните му параметри.

С изчисленията категорично е доказано сериозно увеличение на коефициента на полезно действие на хибридната централа, нарастване на номиналната електрическа мощност, както и много висок коефициент на полезно действие при оползотворяване на топлината от соларната част на централа. Също така са предвидени мерки, които да осигурят възможност за продължителна непрекъсната работа на централата и висок коефициент на използване на инсталираната мощност.

НОВ СПЕКТРОМЕТЪР НА БЪРЗИ НЕУТРОНИ НА БАЗА ПРОТОНЕН ТЕЛЕСКОП С ЕЛЕКТРОННА КОЛИМАЦИЯ НА ОТКАТНИ ПРОТОНИ

В. М. Милков1, 2, Цв. Ц. Пантелеев2, А. А. Богдзель2, В. Н. Швецов 2, С. А. Котузов2, Л. Т. Цанков 1, С.Б.Борзаков2, П.В. Седышев2.



1 СУ „СВ. КЛИМЕНТ ОХРИДСКИ”, Факультет Физики, кафедра „Ядерная техника и ядерная энергетика” бул."Джеймс Баучър", 5 София 1164

2 Объединенный Институт Ядерных Исследований, гр. Дубна, РоссияЛаборатория нейтронной физики им. И.М. Франка, ОИЯИ, 141980, Дубна,
Цел на настоящия проект се явява разработката и създаването на прецизионен спектрометър на бързи неутрони в диапазона по енергии 0.15-15 MeV с помоща на протонен телескоп с електронна колимация на откатни протони и провеждането на експериментални изследвания, ефективността, на който превишава ефективността на по рано съсдаден прототип на този прибор в ЛНФ ОИЯИ защитен с патент РФ № 2445649, 20.03.2012г.. В работният колектив на настоящия проект също така са включени авторите на този патент.

Главни задачи, поставени в новата разработка се явяват многократно увеличение на ефективността на регистрация за неутроните, увеличение на динамическият диапазон по енергии на регистрираните неутрони и съхранение на високата разделителна способност на прибора по енергии за определени налягания на газовите смеси в обема на детектора.

В състава на новият спектрометър са включени детектори на бързи неутрони, детекторна и събирателна електроника, както и програмно обеспечение.

Принципът на действие на тази многодетекторна система е основана на измерване на кинетичната енергия на еластично разсеяни на малки ъгли протони от (n,p) реакция в среда, съдържаща водород. В качеството на мишена се използва водородо-съдържащи съединения, като CH4, като реперен газ се използват малки количества 3Не (пик на пълно поглъщане 764 keV).

Принципиалното отличие от общо приетата геометрия се състои в това, че освен централно разположена система от две катодни тръби в обема са разположени радиално още 8 аналогични системи от катоди с по малък радиус с независими анодни електроди, работащи като един общ телескоп. Задъджително условие за правилната работа на спектрометъра се явява изискването за точно изравняване на коефициентите на газово усилване на централният анод и на допълнителните аноди от осемте радиално разположени тръби, което ще позволи сумиране на двата сигала, това от своя страна ще доведе до повишаване на общата ефективност на прибора.

Спектрометърът е предназначен за използване в областта на реакторната физика и неутронната експериментална физика. В частност, се планират измервания на спектри от мигновенни и закъсняващи неутрони, спектрометрия на неутрони от реакции на термоядрен синтез и др.

В докладът ще бъдат представени на кратко прототипа на спектрометър на бързи неутрони на база протонен телескоп с принципа на работа и получените резултати, както и описание на новия спектрометър с първоначално получените и очакваните резултати.

Фигура 1. Прототип на спектрометър за регистрация на бързи неутрони на базата на протонен телескоп в събран вид.


Фигура 2. Нов спектрометър за регистрация на бързи неутрони на базата на протонен телескоп в полусглобен вид с електронна колимация на откатни протони.


xxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxx
Organizing Committee

Pavlin Groudev –INRNE-BAS

Krassimira Ilieva – BgNS

George Halev – Risk Engineering

Daniela Milcheva – BULATOM

Albena Georgieva – BNRA

Ludmil Tsankov – Sofia University “St Kl Ohridski”

Kalin Phylipov – Technical University of Sofia

Agop Srenc – Plovdiv University “Paisii Hilendarski”

Ludmil Nedelchev – Kozloduy NPP

Mladen Mitev – INRNE-BAS

Boryana Atanasova – BgNS Executive Secretary

Mariana Milchova –BgNS Secretary
Contacts

 Sofia 1784, Tzarigradsko chaussee Blvd. 72

Phone: (+359 2) 979 5565, (+359 2) 979 5491

E-mail: b_atanasova@inrne.bas.bg, Boryana Atanasova



E-mail: mariana@inrne.bas.bg, Mariana Milchova


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