2021, 4 (41)

Ядерная, радиационная и экологическая безопасность

Наименование публикацииРАСЧЕТНО-ИЗМЕРИТЕЛЬНЫЙ МЕТОД ОЦЕНКИ ПРОТЕЧКИ РАДИОАКТИВНОГО АЗОТА 16N7 В ПАРОГЕНЕРАТОРАХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРАХ ТИПА КЛТ-40
АвторыА.П. Елохин*, С.Н. Федорченко*
Адреса авторов

*НИЯУ МИФИ, Москва, Россия

**АО «СНИИП» г. Москва, Россия

1ORCID iD: 0000-0001-6251-1736

WoS ResearcherID: S-9359-2019

e-mail: orumokenoll@yahoo.com

2ORCID iD: 0000-0002-7682-8504

WoS Researcher ID: G-9573-2017

e-mail: elokhin@yandex.ru

АннотацияВ работе проводится анализ протечки радионуклида азота 16N7, возникающего в 1-ом контуре реактора КЛТ-40, который используется на объектах морского транспорта различного назначения, через парогенератор ядерного реактора во второй контур, в который поступает вода под давлением Pв, с температурой Тв >> 100 °C. Радиоактивный азот распространяется в паровой фазе и по спиральному паропроводу выходит на турбину под высоким давлением Pп, создавая неблагоприятные, с точки зрения радиационной безопасности, условия. Содержание указанного радионуклида в паре можно обнаружить и оценить методами -спектрометрии и дозиметрии, измеряя объёмную -активности пара и мощность дозы -излучения, при выходе пара на турбину. Анализ наблюдаемого эффекта протечки осуществлялся на основе использования несложной физико-математической модели, учитывающей перенос водной, паровой сред и перенос радиоактивного азота в паровой фазе, что позволило указать причину и определить область протечки на спиральном паропроводе, которая определялась из условия равенства давлений пара и воды в паропроводе. В работе указываются основные области конструкции парогенератора, позволяющие провести измерения радиационных характеристик, и необходимое приборное оборудование, учитывающее в своих показаниях физические особенности сред, в которых будет работать это оборудование.
Ключевые словаэнергетический реактор, радионуклид, парогенератор, давление температура, мощность дозы, радиационная безопасность.
ЯзыкРусский
Список литературы
  1. Иванов, Е.А. Модель накопления радионуклидов в котловой воде парогенераторов АЭС с ВВЭР-440 и -1000 / Е.А. Иванов, И.В. Пырков, Л.П. Хамьянов. – Атомная энергия. – 1994. – Т. 77, вып. 1. – С. 58-63.
  2. Иванов, Е.А. Методика диагностики протечки теплоносителя первого контура в котловую воду парогенераторов АЭС с ВВЭР-440 и -1000 / Е.А. Иванов, И.В. Пырков, Л.П. Хамьянов. –  Атомная энергия. – 1994. – Т. 77, вып. 1. –  С. 51-58.
  3. Методика расчета протечки теплоносителя первого контура в воду парогенераторов АЭС с ВВЭР-1000 : (типовая) : РД ЭО 0334-02: руководящий документ / Министерство Российской Федерации по атомной энергии, Концерн «Росэнергоатом». – Москва, 2001.
  4. НРБ-99/2009. Санитарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.2523-09. – Электронный фонд правовых и нормативно-технических документов. – URL : https://docs.cntd.ru/document/902170553.
  5. Гусев, Н.Г. Квантовое излучение радиоактивных нуклидов. Справочник / Н.Г. Гусев,
    П.П. Дмитриев. – Москва : Атомиздат, 1997. – 400 с.
  6.  В.И. Основы расчета судовых ЯЭУ / В.И. Деев, Н.В. Щукин, А.Л. Черезов. – Москва : НИЯУ МИФИ, 2012. – 256 с.
  7. Никитин, А. Плавучие атомные станции / А. Никитин, Л. Андреев. – Доклад объединения Bellona. – 2011. – 48 с.
  8. Воробьёв, Экспериментальные исследования по определению значений скорости испарения и кипения жидкостей / И.Н. Воробьев, А.А. Хащенко. –
    URL : https://nauchforum.ru/archive/mnf_nature/2.pdf (дата обращения:16.01.2019).
  9. Елохин, А.П. Метод оценки протечки радиоактивного азота 16N7 в парогенераторах, используемых на ядерных реакторах типа КЛТ-40 / А.П. Елохин, С.Н.  Федорченко. – Глобальная ядерная безопасность. – 2019. – № 3(32). – С. 7-23.
  10. Сарданашвили, С.А. Расчётные методы и алгоритмы (трубопроводный транспорт газа) /
    С.А. Сарданашвили. – Москва : Нефть и газ, 2005. – 577 с.
  11. Кимель, Р.Р. Защита от ионизирующих излучений. Справочник / Р.Р. Кимель,
    В.П.  Машкович. – Москва : Атомиздат, 1966. – 311 с.
  12. Способ оценки протечки радиоактивного азота 16N7 в парогенераторах, используемых на ядерных реакторах типа КЛТ-40 / А.П. Елохин, С.Н. Федорченко. //
  13. Елохин, А.П. Методы и средства систем радиационного контроля окружающей среды : монография / А.П. Елохин. – Москва : НИЯУ МИФИ, 2014. – 520 с.
  14. Елохин, А.П. метод экспресс-оценки средней энергии спектра g-излучения радионуклидов в условиях радиационных аварий в помещениях спецкорпуса АЭС / А.П. Елохин,
    А.И. Ксенофонтов, И. Алалем, С.Н. Федорченко. – глобальная ядерная безопасность. – 2018. – №2(27). – С. 7-15.
Страницы16 - 30
URL cтраницыАдрес статьи
 Открыть публикацию