«БЕЗОПАСНОСТЬ, ЭФФЕКТИВНОСТЬ, РЕСУРС Украина – Севастополь 1 – 6 октября 2013 г. Сборник тезисов докладов 11-й Международной научно-практической конференции по атомной энергетике Безопасность, ...»

СБОРНИК

ТЕЗИСОВ ДОКЛАДОВ

11-й Международной научно-практической

конференции по атомной энергетике

БЕЗОПАСНОСТЬ,

ЭФФЕКТИВНОСТЬ, РЕСУРС

Украина – Севастополь

1 – 6 октября 2013 г.

http://icnpe.com.ua

Сборник тезисов докладов 11-й Международной научно-практической конференции по атомной энергетике

«Безопасность, эффективность, ресурс». – Севастополь, Оргкомитет МНПК АЭ-11. – 82 с.: илл.

В Сборнике представлены тезисы докладов участников 11-й Международной научно-практической конференции по атомной энергетике «Безопасность, эффективность, ресурс»

(МНПК АЭ-11), проходившей в г. Севастополе, Украина, 1-6 октября 2013 г.

Цель конференции МНПК АЭ-11 – широкое обсуждение проблем атомной энергетики, связанных с обеспечением безопасности, повышением надежности и эффективности эксплуатации АЭС, управления ресурсом оборудования энергоблоков и продления сроков их эксплуатации, совершенствования ремонтного и технического обслуживания, разработки перспективных ЯЭУ, апробации результатов научных исследований и конструкторских разработок в области атомного энергомашиностроения, расширения научных и коммерческих связей.

Оргкомитет 11-й Международной научно-практической конференции по атомной энергетике «Безопасность, эффективность, ресурс» (МНПК АЭ-11), Авторы, Содержание Абдуллаев А.М., Байдуллин В.З., Жуков А.И. Обоснование безопасности перегрузки активных зон реакторов ВВЭР-1000 АЭС Украины

Аулова О.В., Гаспаров Д.Л., Литышев А.В., Пантюшин С.И., Букин Н.В., Быков М.А. Опыт применения расчетного кода СОКРАТ в ОКБ «ГИДРОПРЕСС»

Бараненко В.И., Гулина О.М., Просвирнов А.А, Нафталь М.М.

Использование программных средств для расчета эрозионнокоррозионного износа трубопроводов АЭС

Бараненко В.И., Гулина О.М., Просвирнов А.А, Нафталь М.М.

Особенности ЭКИ элементов трубопроводных систем на АЭС с водо-водяными и кипящими РУ

Барбашев С.В. Подходы к прогнозированию радиационного состояния окружающей среды при тяжелых авариях на АЭС...... Брус Н.А., Соколов К.В., Сергеева С.С. Комплекс экспериментальных исследований кризиса теплообмена в топливных каналах РБМК-1000 измененной формы

Буров В.Ю., Герлига В.А., Запорожан В.В., Мирошниченко С.Т.

Расчетное обоснование конструкции стенда испытаний импульсных клапанов компенсатора давления РУ ВВЭР-1000….. Выскребцов В.Г., Корнейчук Л.Г., Пухлий В.А. Некоторые особенности проведения гидроаэродинамических расчетов элементов энергоблоков АЭС на основе уравнений Навье-Стокса Ениватов В.В., Федоровский К.Ю. Влияние ориентации теплоотдающей поверхности на эффективность теплоотвода газожидкостных струй

Кирюхин А.Л., Черпита П.В., Сапига В.В. Повышение эффективности демпфирования колебаний валов турбоагрегатов и валопроводов

Клыков А.Е. Упругая и дилатансионная составляющие смещений контура подземной выработки

Лебедев Н. П. Новый тип нагнетателя с использованием перекрещенных струй

Лисниченко В.А., Дудкин С.Н. Ремонт ГРР блока № 1 ЮУ АЭС. Ляшенко Л.А., Шугайло А.П. Крицкий В.Б., Рыжов Д.И., Марченко А.П. Типичные ошибки, допускаемые при разработке компьютерных моделей для расчета прочности и надежности зданий и сооружений АЭС (на примере здания РДЭС)................ Мороз Н.А. Применение системного анализа для комплексной оценки трансграничного воздействия АЭС на окружающую среду Муратов О.Э. Становление российской национальной системы обращения с РАО

Муратов О.Э., Степанов И.К. Минеральный материал для иммобилизация ЖРО

Наффаа Х.М., Шевелев Д.В., Балашевскй А.С. Оценка эффективности системы пассивного теплоотвода гермообъема при тяжелых авариях на АЭС с ВВЭР-1000

Немоловский Е.А., Поночовный О.А. Внедрение оперативного вероятностного анализа безопасности на АЭС Украины............. Пухлий В.А., Наголюк Л.О, Москвичева Н.Н., Померанская А.К.

Расчет конических дисков центробежных насосов ядерной энергетики

Пухлий В.А., Сычев Е.Н., Софийский И.Ю., Прохода С.В., Москвичева Н.Н., Ковальчук Ю.Г. К расчету пневмоцилиндров роботов и манипуляторов

Пышный В.М., Пухлий В.А., Прохода С.В. Перспективы развития робототехники в атомной энергетике Украины: проблемы и альтернативы

Самойлов О.Б., Кайдалов В.Б., Романов А.И., Фальков А.А., Долгов А.Б., Шишкин А.А. Развитие ядерного топлива реакторов ВВЭР на базе ТВСА

Свириденко И.И., Шевелев Д.В., Выборнов С.С., Поляков А.В.

Применение термосифонного теплообменного оборудования в пассивных системах теплоотвода

Сычев Е.Н., Пухлий В.А., Прохода С.В., Галенина В.П., Куринной В.В. Сенсорные устройства роботов и манипуляторов(современное состояние)

Ткач С.Н., Свириденко И.И., Тимофеев В.А., Сергеев Д.И.

Исследование метода газожидкостной интенсификации теплоотдачи конечному поглотителю

Федорова С.А., Челебиев С.Р., Данилкин К.В., Сигачев Р.С., Федоров А.М Использование электронных тренажеров для подготовки специалистов-химиков АЭС……………………………….………. Федоровский К. Ю. Повышение теплоотвода к жидкости при свободной конвекции……………………………………………….. Чарыков С.Н., Пухлий В.А., Прохода С.В., Наголюк Л.О.

Определение реакций в суставах роботов и манипуляторов с учетом трения

Шумилин М.П. Сравнение расчетных кодов SAPHIRE и RISKSPECTRUM для целей вероятностного анализа безопасности АЭС Украины

Абдуллаев А.М., Кулиш Г.В., Слепцов А.Н. Оптимизация последовательности перегрузки

снование бе зопа сност и

ОБОСНОВАНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ ПЕРЕГРУЗКИ

УКРАИНЫ

В настоящее время в Украине обоснование безопасности перегрузки активной зоны реактора основано на сравнении расчитанных нейтронно-физических характеристик (НФХ) планируемой загрузки с предельными значениями, установленными в действующем анализе безопасности реакторной установки. Вместе с тем, планируемая загрузка активной зоны реактора может отличаться от загрузок, предусмотренных проектом РУ (например, при внедрении ТВС с измененными характеристиками либо при несимметричной компоновке активной зоны в случае невозможности использования отдельных запланированных к установке ТВС). В этом случае для обоснования безопасности недостаточно только проверки нейтронно-физических характеристик. То же относится к смешанным активным зонам, в которых эксплуатируются ТВС различных производителей, имеющие разные гидравлические и нейтронно-физические характеристики.

В статье представлен подход, основанный на использовании ключевых параметров безопасности, который применяется при обосновании безопасности перегрузок активных зон на энергоблоках №2 и №3 Южно-Украинской АЭС. Ключевыми параметрами безопасности называются характеристики активной зоны, (параметры нейтронной кинетики, теплогидравлические параметры и др.), которые могут изменяться в зависимости от загрузки и к изменению которых чувствительны результаты анализа проектных аварий.

ОПЫТ ПРИМЕНЕНИЯ РАСЧЕТНОГО КОДА

СОКРАТ В ОКБ «ГИДРОПРЕСС»

Аулова О.В., Гаспаров Д.Л., Литышев А.В., Пантюшин С.И., Букин Н.В., Быков М.А.

Опытное конструкторское бюро «ГИДРОПРЕСС», В ОКБ «ГИДРОПРЕСС» для расчетного анализа тяжёлых аварий широко используется система отраслевых кодов - расчетный код СОКРАТ. РК СОКРАТ предназначен для комплексного численного моделирования динамики физико-химических, теплогидравлических и термомеханических процессов, происходящих в реакторных установках с водяным теплоносителем типа ВВЭР при тяжелых запроектных авариях и может использоваться для получения реалистических оценок важных для расчетного обоснования безопасности параметров РУ на всех стадиях, начиная с исходного события до выхода продуктов деления в окружающую среду. При этом учитывается взаимное влияние различных процессов, то есть, применяются взаимосогласованные модели. Минимальное использование параметрических моделей и ориентация на физику процесса обеспечивает реалистичность расчётов.

Несмотря на предписываемую нормативными документами достаточно низкую вероятность возникновения тяжёлых аварий (10-6 реактор/год) в проектах АЭС, как показывает практика, тем не менее, необходимо рассматривать аварии с плавлением активной зоны (тяжелые аварии). Так как последствия их велики. В соответствии с этим необходимо предусматривать технические меры и решения по управлению тяжелыми авариями.

В настоящее время РК СОКРАТ можно использовать для решения следующих задач:

- расчетного обоснования и оптимизации барьеров и функций безопасности, эксплуатационных пределов, схемных и компоновочных решений;

- снятия консерватизма при определении исходных данных для проектирования при обеспечении требований по безопасности;

- расчетного обоснования процедур управления авариями;

- анализа водородной безопасности;

- обоснования радиационной безопасности.

Наибольший интерес для ОКБ «ГИДРОПРЕСС» представляет анализ внутрикорпусной стадии аварии с оценкой времени наступления характерных событий, поведения основных параметров РУ, выхода за пределы корпуса реактора массы, энергии теплоносителя и материалов активной зоны, ВКУ (после разрушения корпуса реактора). В рамках разработки концепции «Виртуальный ядерный остров» в ОКБ «ГИДРОПРЕСС» выполняются работы по адаптации базовых кодов для суперкомпьютерных технологий. Одним из направлений данной концепции является адаптация РК СОКРАТ для выполнения расчётов на супер-ЭВМ РФЯЦ-ВНИИЭФ (на базе OC Linux) в параллельном режиме с повышением скорости вычислений. С использованием кода СОКРАТ/В1 с 2008 г. по настоящее время в ОКБ «ГИДРОПРЕСС» выполнены следующие расчеты и анализы запроектных и тяжелых аварий:

- отчеты по обоснованию безопасности действующих АЭС (Балаковская АЭС-1, Калининская АЭС-1) и проектируемых (Ростовская АЭС-3, 4);

- тематические отчеты в поддержку отчета по обоснованию безопасности АЭС «Бушер» (блок № 1);

- расчеты для всех действующих в России АЭС с РУ ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 в рамках обоснования дополнительных проектных решений, направленных на смягчение последствий аномальных внешних воздействий;

- расчеты для АЭС-2006 (Нововоронежская АЭС-2) в рамках реализации концепции «Виртуальная АЭС»;

- выбор характеристик пассивных систем безопасности для проектируемых АЭС с РУ ВВЭР;

- для проектов АЭС с ВВЭР-440, 600, 1000, 1200, ТОИ проведены расчеты возможности удержания расплава в корпусе РУ.

Бараненко В.И., Гули на О.М., Просвирнов А.А, Наф таль М.М. Использ ование прог рам мны х средс тв для ра счет а эроз ионно-коррозионного из носа т рубоп роводов АЭ С

ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ПРОГРАММНЫХ СРЕДСТВ ДЛЯ

РАСЧЕТА ЭРОЗИОННО-КОРРОЗИОННОГО ИЗНОСА

ТРУБОПРОВОДОВ АЭС

Компьютерные коды (КК) (в терминологии РФ программные средства – ПС) являются основной составляющей в комплексе нормативных материалов по эрозионнокоррозионному износу. В зарубежных источниках эрозионнокоррозионный износ называется Flow-Accelerated Corrosion (FAC), что дословно переводится как “коррозия, усиленная потоком”. В 80-90-е годы в США после аварии на АЭС Сарри-2 были разработаны компьютерные коды CHEC, CHECNDE, CHEC-T, CHECMATE, CHECWORKS и др. В 1995 г. в США в электортехноческом институте EPRI разработан компьютерный код (КК) CHECWORKS (Chexal-Horowitz Engineering Corrosion Workstation), который нашел широкое применение на АЭС с различными реакторными установками. В Германии и Франции для расчета FAC разработаны КК WATHEC и DASY, COMSY В РФ в ОАО «ВНИИАЭС» для расчета эрозионнокоррозионного износа разработаны программные средства ЭКИ-02, ЭКИ-03, в качестве прототипа для которых использован КК CHECWORKS. В 2003 г. аттестовано программное средство ЭКИ-02, предназначенное для расчета скорости ЭКИ и величины утонения стенок трубопроводов с однофазной средой на АЭС с ВВЭР-440. В 2005 г. аттестовано ЭКИдля расчета скорости ЭКИ и величины утонения стенок трубопроводов с двухфазной средой на АЭС с ВВЭР-440. В отличие от КК CHECWORKS, WATHEC, COMSY, BRTCICERO в ПС ЭКИ-02, ЭКИ-03 и в новые версии аналогичных ПС, разрабатываемых в ОАО «ВНИИАЭС», включен коэффициент, учитывающий в расчете длительность эксплуатации трубопровода (применимый в интервале времени от 0 до 50 лет).

С использованием ПС ЭКИ-02, ЭКИ-03 и новых версий программных средств были рассчитаны скорость ЭКИ (Wэки), величины утонений (S) до развития сквозных дефектов трубопроводов на АЭС с PWR и ВВЭР (Сарри-2, Ловииса-1,2, Михама-3, Балаковская АЭС), РБМК (Курская АЭС).

Погрешность расчетов не превышает указанную в аттестационных паспортах. В докладе рассматриваются различные вопросы, связанные с разработкой и использованием КК и ПС на АЭС с различными реакторными установками.

Бараненко В.И., Гули на О.М., Просвирнов А.А, Наф таль М.М. Особе нности ЭК И элем ентов т рубопроводных сист ем на АЭ С с водо-водяным и и кипящими РУ

ОСОБЕННОСТИ ЭКИ ЭЛЕМЕНТОВ ТРУБОПРОВОДНЫХ СИСТЕМ НА АЭС С ВОДО-ВОДЯНЫМИ

И КИПЯЩИМИ РУ

Представлены результаты анализа особенностей эрозионно-коррозионного износа (ЭКИ) элементов трубопроводных систем на АЭС с ВВЭР-440, ВВЭР-1000, РБМК-1000.

Установлено, что во всех случаях на результаты замеров толщин стенок различных элементов трубопроводных систем оказывают влияние отложения продуктов коррозии, толщина которых фиксируется совместно с толщиной неповрежденного металла. Наличие толщин замеров меньших и больших исходных толщин предполагает необходимость расчета скоростей эрозионно-коррозионного износа (ЭКИ) и скоростей формирования отложений продуктов коррозии.

Для расчета скоростей ЭКИ необходимо располагать значениями исходных толщин. В ряде работ указано, что в качестве исходной толщины принимается номинальная толщина.

Но для растянутых и сжатых частей гибов и околошовных зон на трубопроводах с условным диаметром более 100 мм, на которых имеются расточки под сварные соединения, использование в качестве исходной номинальной толщины не является обоснованным.

В ряде работ в качестве исходной толщины предлагается использовать максимальную по данным последних замеров толщину. Этот метод также не представляется обоснованным, так как максимальные толщины, как правило, определяется толщиной отложений продуктов коррозии.

В докладе приведены результаты обработки данных эксплуатационного контроля прямых участков, гибов, околошовных зон трубопроводов с однофазными и двухфазными средами.

На основании полученных результатов приводятся рекомендации по обработке данных эксплуатационных замеров, выбору исходных толщин, схем и сетки замеров при проведении эксплуатационных инспекций.

Анализ данных эксплуатационных замеров на трубопроводах АЭС с ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и РБМК-1000 позволил установить, что закономерности ЭКИ на разных реакторных установках различны. Трубопроводы на АЭС с ВВЭР подвержены ЭКИ в большей степени, чем трубопроводы на АЭС с РБМК. Одним из основных факторов, способствующих этому, является различие в используемых водно-химических режимах.

Барбашев С.В. Подходы к прогноз ированию рад иационн ого с остоя ния окружающе й среды при тяже лых а вариях на А ЭС

ПОДХОДЫ К ПРОГНОЗИРОВАНИЮ РАДИАЦИОННОГО СОСТОЯНИЯ ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ ПРИ

ТЯЖЕЛЫХ АВАРИЯХ НА АЭС

Несмотря на значительные усилия, которые предпринимаются во всем мире по повышению безопасности АЭС, в т.ч.

по предотвращению аварий, вероятность их возникновений остается высокой и трудно поддается оценкам.

Чтобы определить степень влияния радиационных аварий на АЭС на здоровье населения и состояние природной и социальной систем целесообразно воспользоваться методами вероятностного анализа безопасности (ВАБ) третьего уровня.

В настоящее время методики выполнения ВАБ-3 разработаны только частично.

Работа над его усовершенствованием продолжается. В данной работе были использованы некоторые результаты такого анализа.

Уменьшение последствий аварии достигается реализацией планов по защите персонала и населения, которые учитывают вид аварии и определяют перечень и ход работ по ликвидации аварии (восстановление контроля над источником) и устранению главной потенциальной опасности – выброса в окружающую среду радиоактивных продуктов деления, накопленных в реакторе за время его работы.

Если аварийные планы и стратегии управления тяжелыми авариями (ТА) на АЭС, направленные на восстановление проектных параметров работы систем и оборудования энергоблока и всей АЭС в целом, разработаны достаточно полно, так как основаны на многолетнем опыте эксплуатации АЭС, то превентивные аварийные планы по управлению состоянием окружающей среды и риском для населения требуют глубокой проработки. Такие планы должны основываться на данных о свойствах экосистем, входящих в зону влияния аварийной АЭС, и их миграционных характеристиках, влияющих на формирование радиационной обстановки и дозовых нагрузок на население.

В качестве первого шага в изучении возможных последствий аварии для населения и окружающей среды необходимо детально рассмотреть и выбрать представительные исходные события (ИС), которые могут вызвать развитие аварии в корпусе реактора, в пределах контайнмента, а также вне его, если ЗПА переросла в ТА и сопровождается выбросами во внешнюю среду.

Мероприятия по смягчению последствий аварии в первую очередь должны быть составлены для представительных ЗПА (ТА). В общем случае, в качестве запроектных условий должны быть выбраны сценарии аварий, имеющие наивысший вклад в частоту повреждения АЗ, а их последствия должны смягчаться таким образом, чтобы соблюсти вероятностные целевые показатели безопасности.

Однако при этом необходимо анализировать и аварии с низким вкладом в частоту повреждения активной зоны, но потенциально приводящим к значительным выбросам. По крайней мере, одна последовательность ЗПА (ТА) среди тех, которые ведут к наибольшим нагрузкам для системы защитной оболочки, должна быть рассмотрена независимо от ее вклада в частоту повреждения АЗ, рассчитанной с помощью вероятностного анализа безопасности (ВАБ).

Значительный запас радиоактивных материалов в РУ и большая вероятность разрушения целостности корпуса реактора и контайнмента при ТА с расплавление АЗ (10-7 и выше), обусловливают большую вероятность появления значительных радиационных выбросов и, соответственно, больших рисков для населения, проживающего в районе расположения аварийной АЭС.

Для оценки характеристик выбросов необходимо учесть и рассмотреть развитие аварии, включающее многие характеристики и явления, характерные для конкретного блока и его контайнмента. При этом изменения некоторых параметров могут привести к изменению характеристик выбросов на порядки.

Поэтому желательно иметь несколько категорий выбросов с характерными для них параметрами, например, такими, как эффективная высота выброса, его изотопный состав, состояние РН, которое определяет их растворимость и последующую интенсивность включения в биологические цепи и геохимические циклы, продолжительность выброса и др.

В качестве примера анализа возможных радиационных последствий ЗПА в докладе рассмотрен сценарий аварии на реакторе типа ВВЭР-1000 (ЗАЭС-1) с полным обесточиванием и нелокализацией гермооблочки в условиях бездействий по управлению тяжелой аварией.

Эта авария характеризуется наиболее неблагоприятными комбинациями факторов, определяющими величину выброса в атмосферу, такими как степень повреждения активной зоны и величина выброса за пределы локализующих барьеров.

Комбинация этих факторов обеспечивает большой выброс радиоактивных веществ в атмосферу.

Прогнозирование радиационных последствий запроектной аварии проводилось с целью определения границ оправданности и безусловной оправданности применения контрмер, таких как укрытие и эвакуация. Уровни оправданности применения контрмер для защиты населения определялись согласно НРБУ-97.

Таким образом, при прогнозировании с целью превентивной готовности к аварийному реагированию и определения риска последствий коммунальных аварий следует определить перечень критических исходных событий приводящих к аварии и выбросу радионуклидов в окружающую среду, необходимо знать нуклидный состав АЗ реактора в момент аварии, категорию выброса и его характеристики (количество, продолжительность, высота, время формирования и др.), которые считаются по специальным программам или определяются в результате интерполяции известных данных.

Ключевое значение для определение риска здоровью населения и ущерба окружающей среде от аварийных выбросов и сбросов АЭС, а значит для прогнозирования радиационной ситуации и выбора защитных мер, имеют данные комплексного экологического мониторинга окружающей среды в районе расположения АЭС и формирование соответствующих баз данных о состоянии природных и сельскохозяйственных экосистем, социально-демографических особенностях территории.

Создание современной научной методологии и основанных на ней методов оценивания и прогнозирования рисков для здоровья людей и ущерба от тяжелых аварий на АЭС является насущной необходимостью, поскольку лежит в основе научного обоснования и анализа безопасности АЭС и принятия оптимальных управленческих решений.

Брус Н.А., Сок олов К.В., Се рге ева С.С. Ком плекс э ксперим ента льных исс ледова ний кризис а те плообме на в топливных к анала х РБМК -1000 изме ненной форм ы

КОМПЛЕКС ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ КРИЗИСА ТЕПЛООБМЕНА В ТОПЛИВНЫХ

КАНАЛАХ РБМК-1000 ИЗМЕНЕННОЙ ФОРМЫ Вследствие длительной эксплуатации АЭС с канальными реакторами встал вопрос о теплогидравлической надежности эксплуатации тепловыделяющих сборок (ТВС) в формоизмененных топливных каналах (ТК) реакторов РБМК-1000 (т.е.

вопрос о величине запаса до кризиса теплообмена). В докладе представлены обобщенные результаты экспериментов по определению условий возникновения кризиса теплообмена в полномасштабной модели ТК РБМК-1000 с увеличенным внутренним диаметром (84 мм), при соосном и эксцентричном расположении ТВС и ступенчатом обогреве имитаторов твэл, с имитацией и без имитации прогиба канала. Проведено сравнение вновь полученных экспериментальных данных с результатами ранее выполненных исследований.

Экспериментально проверить влияние на условия возникновения кризиса теплообмена ниже перечисленных нарушений штатной геометрии ТК РБМК-1000:

- увеличение внутреннего диаметра ТК с 80мм до 84 мм;

- эксцентричное расположение ТВС в ТК с увеличенным внутренним диаметром;

- искривление ТК приводящее к уменьшению зазоров между внутренней поверхностью технологического канала и твэлами внешнего ряда ТВС (в плоть до касания).

В ходе экспериментов были получены характерные для кризиса теплоотдачи зависимости критической тепловой мощности от расхода и критического теплового потока от массового паросодержания, что подтверждает качество экспериментальных результатов.

Полученные экспериментальные данные были использованы для верификации расчетных кодов, по которым проводится обоснование теплотехнической надежности ТВС (запаса до кризиса теплообмена) при увеличенном диаметре ТК с учетом искривления.

РАСЧЕТНОЕ ОБОСНОВАНИЕ КОНСТРУКЦИИ

СТЕНДА ИСПЫТАНИЙ ИМПУЛЬСНЫХ КЛАПАНОВ

КОМПЕНСАТОРА ДАВЛЕНИЯ РУ ВВЭР- ОП «Энергоэффективность» ГП НАЭК «Энергоатом», ОП «Научно-технический центр» ГП НАЭК «Энергоатом», ОП «Научно-технический центр» ГП НАЭК «Энергоатом», СНУЯЭиП, г. Севастополь, Украина Система защиты первого контура от превышения давления предназначена для защиты оборудования и трубопроводов реакторной установки от избыточного превышения давления в первом контуре. Структурно система состоит из трех независимых импульсно-предохранительных устройств (ИПУ), установленных паралельно на трубопроводе сброса пара из компенсатора давления.

Для надежной работы системы защиты первого контура от превышения давления необходимо проводить проверки функциональной исправности, испытания и настройку ИПУ.

Эти мероприятия проводятся в соответствии с регламентом и в составе системы защиты первого контура от превышения давления. Основными критериями работы ИПУ являются параметры открытия и закрытия ИПУ, а также плотность посадки клапанов (закрытия). При проведении испытаний и настройки ИПУ в составе системы защиты первого контура от превышения давления возникает ряд трудностей, которые можно решить только при помощи специального стенда.

В настоящее время, настройка ИПУ проводится с помощью сжатого газа в холодном состоянии, что приводит к неточности в задаваемых настройках. Настройка в горячем состоянии, близком к условиям эксплуатации, не реализуема, так как при этом необходимо изменять параметры первого контура реакторной установки и в случае неисправности ИПУ (неоткрытие, незакрытие или неплотность при посадке) может привести к аварийной ситуации на АЭС. Так, на Ривненской АЭС в 2009 году при проверке ИПУ КД не закрылся один из импульсных клапанов(ИК) из-за наличия недопустимых отклонений важных геометрических размеров золотника.

Поэтому, испытания ИК желательно предварительно проводить на специализированном стенде.

В связи с повышением к требованиям безопасности эксплуатации АЭС (на фоне событий АЭС Фукусима) вопрос разработки и создания испытательного стенда ИК является достаточно актуальным для атомной энергетики. Наличие испытательного стенда значительно облегчит проверку и настройку не только ИПУ КД но и ИПУ различного оборудования АЭС, что в свою очередь повысит безопасность АЭС в целом.

В докладе приведено описание схемы и конструкции стенда испытаний импульсных клапанов (ИК). Представлена математическая модель динамики процессов происходящих в парогенераторе электрическом и импульсном клапане. Приведены результаты расчетов динамики процессов происходящих в парогенераторе и ИК во время испытаний. Даны рекомендации по оптимизации габаритов электрического парогенератора, а так же рекомендован алгоритм проведения испытаний.

НЕКОТОРЫЕ ОСОБЕННОСТИ ПРОВЕДЕНИЯ

ГИДРОАЭРОДИНАМИЧЕСКИХ РАСЧЕТОВ

ЭЛЕМЕНТОВ ЭНЕРГОБЛОКОВ АЭС НА ОСНОВЕ

УРАВНЕНИЙ НАВЬЕ-СТОКСА

Выскребцов В.Г., Корнейчук Л.Г.

Московский государственный технический университет "МАМИ", СНУЯЭиП, г. Севастополь, Украина Рассматривается актуальная проблема современного естествознания – соответствие численных расчетов на основе различных приближенных методов экспериментальным данным. В частности, указывается на довольно сомнительные результаты расчетов задач аэрогидродинамики на основе известных пакетов прикладных программ, таких как NASTRAN, ANSIS, KATIA и др. применительно к энергоблокам АЭС. С этой целью проводится анализ используемых в качестве моделей известных уравнений Навье-Стокса. С одной стороны отмечается нерешенность данной проблемы с точки зрения уравнений математической физики, поскольку уравнения Навье-Стокса являются нелинейными уравнениями в частных производных, для которых не работают теоремы о единственности и существовании решения.

С другой стороны отмечается, что уравнения НавьеСтокса не могут в принципе описывать вращательные движения жидкости, поскольку при их выводе не учитывается кручение координатных линий.

Необходимо применять уточненные уравнения НавьеСтокса в естественных координатах с учетом кручения координатных линий, что возможно осуществить с использованием методов дифференциальной геометрии и аппарата масштабных коэффициентов (коэффициентов Ламе).

Показано, что для нелинейных задач математической физики должен быть накоплен достаточно обширный массив экспериментальных данных. Применение многоцелевых пакетов программ любого происхождения в области аэрогидродинамики должно сопровождаться экспериментальными работами, несмотря на то, что выполнение этих работ на несколько порядков дороже и требует большего времени.

Ениватов В.В., Федоровский К.Ю. В л ияние ориентаци и теплоотда ющей поверх ности на э фф ект ивность т еплоотвода га зож идкостны х струй

ВЛИЯНИЕ ОРИЕНТАЦИИ ТЕПЛООТДАЮЩЕЙ

ПОВЕРХНОСТИ НА ЭФФЕКТИВНОСТЬ

ТЕПЛООТВОДА ГАЗОЖИДКОСТНЫХ СТРУЙ

Эксплуатация энергетических установок (ЭУ), оборудованных разомкнутыми системами охлаждения, характеризуется низкой надежностью, эффективностью и низкой экологической безопасностью. Применение замкнутых систем охлаждения (ЗСО), исключающих прием извне загрязненной воды, улучшает эксплуатационные характеристики ЭУ и предотвращает негативное воздействие на окружающую среду.

В качестве устройств теплоотвода конечному поглотителю в ЗСО могут быть использованы забортные теплообменные аппараты. Угол наклона теплоотводящей поверхности аппарата может изменяться от вертикального положения до горизонтального.

При нахождении теплообменного аппарата в неподвижной воде теплоотвод осуществляется при свободной конвекции, при этом возникает необходимость интенсификации теплоотдачи, которая может быть реализована за счет формирования газожидкостных струй, омывающих теплообменную поверхность. Такие струи создаются посредством подачи воздуха с наружной стороны теплообменной поверхности. Достоинством этого метода интенсификации теплоотвода является его простота и использование воздуха с небольшим давлением, необходимым для преодоления гидростатического давления жидкости, соответствующего заглублению коллектора, и сопротивления воздухопровода.

Проведенные визуальные исследования показали принципиальную возможность газожидкостной интенсификации теплоотдачи при различных углах наклона теплообменной поверхности. С целью определения зависимости для расчета теплоотвода были проведены экспериментальные исследования. Результаты экспериментальных исследований показали высокую эффективность газожидкостной интенсификации теплоотдачи в ЗСО с указанным теплообменным аппаратом при различных углах его наклонна. Коэффициент теплоотдачи достигает максимума при углах наклона, близких к –30°, при всех значениях удельного расхода подаваемого воздуха (от 2,910-4 м2/с до 5,210-3 м2/с). Последующее увеличение удельного расхода газа приводит к качественному изменению теплоотдачи – уменьшается прирост коэффициента теплоотдачи, что связано с образованием воздушных пузырей, вытесняющих жидкость у поверхности, особенно при углах наклона, близких к горизонтальной ориентации.

Эффективность указанного метода интенсификации по сравнению с теплоотдачей при свободной конвекции резко возрастает по мере уменьшения температурного напора между теплоотдающей поверхностью и забортной водой при всех рассматриваемых удельных расходах воздуха и углах наклона теплоотдающей поверхности. При малых температурных напорах (t 2 °С) и значениях удельных расходов подаваемого воздуха 2,910-5 м2/с эффективность теплоотдачи газожидкостным струям в сравнении со свободной конвекцией повышается в 23 раза и 30 раз, в соответствии с изменением угла наклона от –30° до –75°. Отсюда следует рекомендация: применять угол наклона теплоотводящей поверхности порядка –30°, при этом количество подаваемого на поверхность газа должно быть выбрано оптимальным, в зависимости от режима эксплуатации ЭУ.

Применение метода газожидкостной интенсификации теплоотвода в ЗСО позволит эффективно использовать теплоотводящие площади, значительно снизить эксплуатационные затраты и улучшить энергетические характеристики.

ПОВЫШЕНИЕ ЭФФЕКТИВНОСТИ ДЕМПФИРОВАНИЯ КОЛЕБАНИЙ ВАЛОВ ТУРБОАГРЕГАТОВ

И ВАЛОПРОВОДОВ

Кирюхин А.Л., Черпита П.В., Сапига В.В.

Академия ВМС им. П.С. Нахимова, г. Севастополь, Украина Долгосрочные тенденции к повышению энергоёмкости силовых турбомашин и расширению диапазонов их эксплуатационных режимов стимулируют развитие энергоэффективных, ресурсосберегающих, отказоустойчивых роторных систем и расширение области их применения в стационарной и транспортной энергетике. Опыт эксплуатации турбоагрегатов газоперекачивающих станций с демпферными опорами жидкостного трения отечественного и зарубежного производства свидетельствует о перспективности внедрения таких многофункциональных подшипников в главных и вспомогательных механизмах энергетических установок. В то же время, реализация новых конструктивных решений сдерживается недостаточной исследованностью влияния режимных и эксплуатационных факторов на устойчивость подвижного равновесия роторных систем в демпферных подшипниках скольжения.

В работе развивается комплексный подход к динамическому анализу роторных систем, который предусматривает учёт силового взаимодействия элементов системы «ротор турбины демпферные подшипники», вызванного нестационарным нагружением смазочных слоёв между цапфами и сегментами опор вследствие колебаний, возбуждаемых несимметричностью и неуравновешенностью вала, неравномерностью распределения напряжений и деформаций по его длине, нестационарностью процессов передачи мощности в энергетической установке. Учёт влияния основных режимных и эксплуатационных факторов на этапе формализации математической модели роторной системы позволил оценить влияние переменных нагрузок на процессы удержания оси и стабилизации колебаний валов турбин и валопроводов во всём диапазоне эксплуатационных режимов и выявить резервы работоспособности подшипников при периодических, циклических и импульсных нагружениях.

Теоретическими и экспериментальными исследованиями установлено влияние переменных нагрузок на процессы удержания оси и стабилизации колебаний роторов в демпферных опорах и впервые показано, что демпфирование колебаний вала турбины достигается уменьшением потенциальной энергии гидродинамического слоя засчёт увеличения радиальной компоненты скорости движения жидкости в слоях по высоте зазора, роста перепуска жидкости в гидростатические карманы на внешней поверхности вкладышей и улучшения упруго-демпфирующих свойств гидростатической пленки. Как следствие, работа демпферного подшипника характеризуется меньшими напряжениями на его корпусе и более пологим характером нарастания амплитуды прецессии ротора по сравнению с подшипниками традиционной конструкции.

Обосновано применение демпферных гидростатодинамических подшипников в системах удержания и стабилизации валов турбоагрегатов и валопроводов стационарных и транспортных паротурбинных установок.

Перспективным направлением дальнейших исследований является моделирование и анализ устойчивости движения валов в пространстве зазоров демпферных подшипников основного энергетического оборудования с учётом специфики их функционирования в составе объектов атомной и тепловой энергетики.

Клы ков А.Е. Упругая и дилатансионная с оста вляющие с ме щений контура подзем ной выработ ки

УПРУГАЯ И ДИЛАТАНСИОННАЯ СОСТАВЛЯЮЩИЕ

СМЕЩЕНИЙ КОНТУРА ПОДЗЕМНОЙ ВЫРАБОТКИ

Подземные выработки вносят возмущение в массив.

Сложность процесса образования зоны неупругих деформаций (ЗНД) в окрестности выработки и многообразие влияющих факторов обусловило появление различных решений о напряжениях и перемещениях в этой зоне.

Предполагается, что в нетронутом упругом горном массиве действуют напряжения, соответствующие гидростатическому закону. В нем формируется горизонтальная протяженная выработка на достаточно большой глубине, чтобы можно было пренебречь влиянием дневной поверхности.

Рассматривается плоскость перпендикулярная оси выработки. Поскольку перемещения в массиве в направлении этой оси воспрещены, то это приводит к задаче о плоском деформированном состоянии и необходимо рассмотреть напряжения и деформации вокруг отверстия, соответствующего выработке.

Сложность проблемы заключается в специфичности поведения горных пород, связанной с увеличением объема (дилатансии) в ЗНД. Наблюдения показывают, что именно дилатансия является причиной больших смещений в выработках. Диаграммы напряжения-деформации, получаемые при испытаниях, являются сложными, поэтому при решении прибегают к кусочно-линейной аппроксимации этих диаграмм, что усложняет задачу и не позволяет учесть некоторые особенности окрестности выработки. Кроме того, остаются не известными параметры аппроксимации.

Из принятого уравнения состояния пород в ЗНД в виде прямой зависимости между главными напряжениями при использовании его в уравнении равновесия для осесимметричной задачи получена формула радиуса ЗНД. На основании экспериментальных данных принята гиперболическая зависимость объёмной деформации от минимального напряжения и получены формулы расчета дилатансионной составляющей смещений, которые дают результаты близкие к получаемым при кусочно-линейной аппроксимации.

Получена также формула расчета упругой составляющей, согласно которой её величина может составлять около 15% дилатансионной.

Ле бедев Н. П. Новы й тип нагнет ате ля с исполь зов анием перекре щенных ст руй

НОВЫЙ ТИП НАГНЕТАТЕЛЯ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ

ПЕРЕКРЕЩЕННЫХ СТРУЙ

На основе экспериментально обнаруженного эффекта возникновения гидродинамических сил стремящихся привести в относительное движение сопредельные тела с каналами, формирующими движение стеснённых струй для их перекрёстного взаимодействия, возможно создание безлопаточных расширительных машин динамического действия.

Обнаруженный эффект обладает и обратным свойством – при взаимном перемещении сопредельных тел со стесняющими каналами имеет место появление градиента давления, что является основой для создания безлопаточных насосов и компрессоров.

Взаимодействующие струи имеют встречное относительное движение, причём оси потоков перекрещены и проекции осей потоков на выделенное направление для взаимодействующих потоков рабочего тела (р. т.) имеют противоположные знаки. На рис. 1 изображено изолированное взаимодействие двух перекрёстных струй с канальным стеснением.

Рис. 1. Схема взаимодействия двух перекрестных струй Здесь под термином канальное стеснение струи понимается дальнейшее ограничение свободы распространения в неподвижной среде, так называемой затопленной струи в своеобразной цепочке:

Свободная струя. Данная струя без ограничения распространяется в жидкости той же природы.

Пристенная струя. Данная струя распространяется в жидкости той же природы, но имеется плоская стенка, стесняющая свободное распространение струи.

Струя с канальным стеснением. Данная струя распространяется в жидкости той же природы, но имеется ещё большее стеснение в виде открытого канала в твёрдом теле.

На рис. 2 изображена безлопаточная расширительная машина наиболее привлекательная с технологической точки зрения реализации устройств, – являются цилиндрические поверхности в них проще всего обеспечить постоянство зазора и удешевить производство.

Рис. 2. Струйная расширительная машина Для реализации новой, технологии (ЗАЯВКА НА ИЗОБРЕТЕНИЕ RU 2010 145 238 А Дата публикации заявки 27.05.2012 Бюл. №15 Корректировка названия и терминов, а также акцентирование обратимых свойств в ЗАЯВЛЕНИИ о выдачи патента Российской Федерации № 2013133448 от 19.07.2013 и №2013141930 от 13.09.2013) могут иметь место разные варианты устройств на встречных перекрёстных струях содержащие: полый статор 1, с присоединительными отверстиями 2 для подвода и отвода текучей среды – р. т., торцы которого закрываются крышками 3, с подшипниками 4, удерживающими вал 5, ротора 6, размещённого внутри статора 1, и при этом в полости с о д е р ж и т с я:

- вариант 1 (Рис. 2 – поясняет формулу изобретения) – геликоидный канал 7, соединяющий присоединительные отверстия2, статора 1 и полость последнего выполнена цилиндрической. Также цилиндрическая поверхность ротора 6 и тоже имеет геликоидный(ые) канал(алы) 8, причём направление последних противоположно каналам 7 статора 1 и зазор между цилиндрическими поверхностями статора 1 и ротора возможно мал.

- вариант 2 (фиг. 4 и 5 – поясняет формулу изобретения) в статоре 1 имеется круглая плоскость 9 с каналами 10 выполненными в форме спирали Архимеда. Также круглая поверхность 11 ротора 6 и тоже имеет каналы 12 в форме спирали Архимеда, причём направление последних противоположно каналам 10 статора 1 и зазор между поверхностями статора 1 и 11ротора 6 возможно мал.

Рассмотренный эффект позволяет создать новую технологию преобразования гидравлической энергии в механическую и наоборот.

Новым в технологии преобразования – разделение потока р. т. на две части, и создания условий для формирования потока р. т. в режиме стеснённой струи в зоне их взаимодействия со встречным относительным движением, при этом оси потоков перекрещены, а проекции указанных осей на выделенное направление имеют противоположные знаки.

Для реализации способа могут иметь место разные варианты устройств на встречных перекрёстных струях и их объединяет общая математическая модель для поверхностей тел вращения содержащих каналы формирующие встречные потоки р.т., задавая им в зоне взаимодействия режим струй с канальным стеснением (ISO 31-11 Цилиндрические координаты (,, z)), таким образом для варианта:

1-цилиндрические поверхности ротора и статора имеют постоянный аргумент – – const на величину зазора – отстоящие друг от друга, а осевой и угловой параметры – z, –. Геликоида в цилиндрических координатах имеет вид: const, где: - угол подъёма витка.

2-круглые поверхности ротора и статора имеют постоянный аргумент - z – const, на величину зазора – z отстоящие друг от друга, а радиальный и угловой параметры –, –.

Спираль Архимеда в цилиндрических, а в данном случае вырожденных в полярные, координатах имеет вид:

В.А., Д удкин С.Н. Рем онт ГРР блока №1 ЮУ А ЭС 1. Постановка задачи по ремонту ГРР блока № 1 ЮУ АЭС.

2. Подготовка к выполнению работ, с учетом опыта выполнения аналогичных работ на блоке №3 Ровенской АЭС и отличий в конструкции РУ проектов В-320 и В-302.

- подготовка персонала и оборудования (отработка технологии ремонта, проведение аттестации технологии сварки, изготовление и приобретение спецоснастки и инструмента);

- разработка необходимой технической и организационно – распорядительной документации (корректировка техпроцесса, подготовка программы выполнения работ и проекта производства работ);

- перевозка оборудования и спецоснастки (доставка USстапеля и заглушки).

3. Предварительная сборка и проверка оборудования в машинном зале блока № 4. Ремонт уплотнительной поверхности верхнего блока реактора (выбор места установки стапеля в центральном зале энергоблока № 1, организация рабочего места с учетом требований, действующих на ЮУ АЭС, установка оборудования и ВБ на стапель, порядок выполнения ремонтных работ, проведение контрольных операций).

5. Ремонт уплотнительной поверхности корпуса реактора (изготовление и установка лестницы и переходного мостика, организация рабочего места с учетом требований, действующих на ЮУ АЭС, порядок выполнения ремонтных работ, проведение контрольных операций).

6. Наплавка уплотнительной поверхности (порядок выполнения наплавки, краткое описание технологии, полученные результаты, контроль качества наплавляемых поверхностей).

7. Обеспечение радиационной безопасности (проектирование, изготовление биозащиты для установки в ВБ реактора, дезактивация ВБ и фланца корпуса реактора, установка дополнительной защиты в ШР).

8. Выводы (анализ результатов подготовки и выполнения ремонта, дозовых нагрузок на персонал, дезактивация спецоборудования и оснастки после выполнения работ).

Ляше нко Л.А., Шуг айло А.П. К рицкий В. Б., Рыж ов Д.И., М арченко А.П. Типич ные ошибки, до пускае мы е при раз работке ком пьюте рных м оделей для ра счет а прочности и надеж ности з даний и сооружений АЭС ( на примере зда ния РДЭС )

ТИПИЧНЫЕ ОШИБКИ, ДОПУСКАЕМЫЕ ПРИ

РАЗРАБОТКЕ КОМПЬЮТЕРНЫХ МОДЕЛЕЙ

ДЛЯ РАСЧЕТА ПРОЧНОСТИ И НАДЕЖНОСТИ

ЗДАНИЙ И СООРУЖЕНИЙ АЭС

(НА ПРИМЕРЕ ЗДАНИЯ РДЭС)

1. Введение.

2. Этапы построения расчетной модели зданий и сооружений АЭС:

определение геометрической схемы элементов конструкции здания;

задание жесткости (свойств материала) элементам конструкции;

определение граничных условий (опорных закреплений);

задание нагрузок.

3. Анализ ошибок, допущенных при построении расчетной схемы здания РДЭС:

При моделировании (построении расчетных схем) зданий и сооружений АЭС для выполнения их прочностных расчетов, допускаются следующие типичные ошибки:

построение части (половины) здания симметричного в плане для дальнейшего его расчета на динамические (сейсмические) воздействия, что исключает генерацию несимметричных собственных форм колебаний здания и учет их вклада в НДС конструкций;

некорректный подход к моделированию грунтовой среды – с помощью плоских или узловых элементов с упругими связями вместо массива грунта в виде объемных КЭ, жесткость которых соответствует определенному слою грунта в соответствии с геологическими исходными данными. Упрощенное задание грунтовой среды существенно увеличивает жесткость основания и приводит к нереалистичному НДС, что возникает в конструкции от сейсмических нагрузок;

несоответствие принимаемой расчетной модели фундаментов под оборудование (в виде совокупности взаимно перпендикулярных пластин) их реальной (сплошной массивной) конструкции, что не позволяет достоверно определить НДС фундаментов, а также влияние их колебаний при сейсмических воздействиях на НДС конструкций здания;

задание собственного веса конструкций здания в форме отдельных нагрузок на элементы вместо задания плотности материалов и последующего генерирования масс конструкций обуславливает отсутствие внутренних реакций в них от сейсмических воздействий;

необоснованное задание ограничений на перемещения и повороты элементов конструкций, что исключает их смещения (при сейсмических воздействиях) и как результат возникновение внутренних реакций в конструкциях здания;

некорректность выбора типа нагрузки и значений коэффициентов надежности/запаса приводит к нереалистичному распределению усилий и напряжений в элементах конструкций и здания в целом.

Мороз Н.А. Прим енение сис тем ного ана лиза для ком плексной оценки транс гра ничного возде йствия А ЭС на окружа ющую среду

ПРИМЕНЕНИЕ СИСТЕМНОГО АНАЛИЗА

ДЛЯ КОМПЛЕКСНОЙ ОЦЕНКИ ТРАНСГРАНИЧНОГО

ВОЗДЕЙСТВИЯ АЭС НА ОКРУЖАЮЩУЮ СРЕДУ

Конвенция об оценке воздействия на окружающую среду в трансграничном контексте («Эспо») направлена на учет экологических факторов при строительстве промышленного объекта, заблаговременно, до принятия окончательного решения с целью оценки вероятного воздействия планируемой деятельности на окружающую среду т.е. осуществление прогнозирования состояния воздушных, водных и наземных экосистем.

В настоящее время любой проект перед тем как будет введен в действие должен пройти серьезную экологическую экспертизу.

Основой для проведения экологической экспертизы является моделирование. Моделирование является одним из главных способов познания в экологии.

В настоящее время широко используются такие методы, как натурно-экспериментальное моделирование, математическое (в т.ч. численное) моделирование, системное моделирование.

В связи со сложностью математизации сложных биологических и экологических объектов были взяты на вооружение методы кибернетики (системное моделирование и системный анализ).

Системный анализ - это стратегия научного поиска, использующая математические методы и модели, но в рамках систематизированного научного подхода к решению сложных проблем.

Применение системного анализа предполагает методологию исследования объектов посредством представления их в качестве отдельных элементов и анализа этих элементов. По существу системный анализ, таким образом, организует наши знания об объекте, что облегчает выбор нужной стратегии и предсказания результатов той или иной стратегии для принятия определенного решения.

Трансграничные воздействия часто затрагивают водные объекты на берегах которых расположено несколько государств. Примерами являются строительство Белорусской АЭС, реконструкция Нарвской электростанции, строительство атомной станции в Финляндии «Ловииса 3» и т.д.

В работе обосновано применение системного многокритериального анализа для комплексной оценки экологического риска при воздействии АЭС на прилегающую акваторию.

Приведены примеры системного анализа техно-экосистемы АЭС, математического моделирования изменения качества воды системы технического водоснабжения АЭС на основе схемы нодализации с учетом водохозяйственного баланса.

В результате выполнения работы разработаны рекомендации по внесению изменений при пересмотре нормативного документа СОУ-Н ЯЭК 1.003:2006 «Методичні вказівки. Порядок розроблення регламенту продувки водоймиохолоджувача АЕС».

Приведены результаты моделирования загрязнения воды и дна радиоактивным 137Cs после аварии на АЭС Фукусима с помощью трехмерной численной модели ТРИТОКС, описывающая термогидродинамику прибрежных областей, а также перенос взвеси и радионуклидов, как в растворенной фазе, так и абсорбированных на взвеси.

Полученные значения концентраций растворенного 137Cs хорошо согласуются с данными измерений.

Определены области радиоактивного загрязнения дна, которые будут влиять на радиационное состояние региона на протяжении длительного времени. Использована камерная модель POSEIDON для оценки загрязнения морепродуктов в регионе расположения японской АЭС.

Мура тов О.Э. Ст ановление рос сийской национальной систе мы обращения с РАО

СТАНОВЛЕНИЕ РОССИЙСКОЙ НАЦИОНАЛЬНОЙ

СИСТЕМЫ ОБРАЩЕНИЯ С РАО

Более полувека ядерные технологии в России развивались в режиме незавершенных циклов по РАО, ОЯТ и выводу из эксплуатации ядерных и радиационных объектов. Практика обращения с РАО базировалась на принципе откладывания проблем по их переработке и захоронению. Отсутствие правовых требований к захоронению РАО, необходимой инфраструктуры и универсальных технологий по их переработке, а также стимулов к снижению образования РАО, кроме периодически возникавших ситуаций с заполнением хранилищ, привели к тому, что более 99 % отходов хранится в местах их образования.

Во всех странах, развивающих ядерно-оружейный комплекс, осознание важности решения проблемы завершающих стадий ядерного топливного цикла пришло в конце ХХ века в отличие от стран, реализовывавших мирные ядерные программы, где полноценные системы обращения с РАО создавались одновременно с развитием ядерной энергетики.

В России создание национальной системы обращения с РАО началось в 2005—2007 гг., когда, в основном, уже имелась законодательная база в области использования атомной энергии и были приняты государственные программы по реализации практических мер в области обеспечения ядерной и радиационной безопасности и ускоренному развитию ядерной энергетики. Основным этапом этой деятельности явилось принятие в 2011 г. Федерального закона № 190-ФЗ «Об обращении с радиоактивными отходами», который должен обеспечить правовую основу формирования системы обращения с РАО, соответствующей международной практике.

Принципиальными нормами закона является требование обязательного захоронения РАО и создание механизмов финансового обеспечения обращения с РАО, включая затраты на захоронение. Закон устанавливает, что деятельность по обращению с РАО должна осуществляться в рамках единой государственной системы, что определяет общие правила безотносительно ведомственной принадлежности предприятий, генерирующих отходы, и источников их образования.

Другой наиболее значимый момент закона – разделение РАО на две категории: образующиеся и накопленные до даты вступления закона в действие. Данная норма, во-первых, разграничивает ответственность, в том числе финансовую, за конечную стадию обращения с РАО между хозяйствующими субъектами и государством и, во-вторых, устанавливает принципиально разные подходы к обращению с вновь образующимися и накопленными отходами.

Для вновь образующихся РАО предусмотрен фиксированный путь (образование—сбор—приведение в соответствие с критериями приемлемости—захоронение), а для накопленных допускаются гибкие подходы в зависимости от конкретной ситуации. В частности, для неудаляемых РАО возможна реконструкция объектов временного хранения РАО с преобразованием их в объекты приповерхностного захоронения с обеспечением радиоэкологической безопасности.

Закон распространяется на все виды РАО, образующихся при использовании атомной энергии в гражданском секторе (независимо от форм собственности предприятий), в оборонных целях, а также при добыче и переработке сырья с повышенным содержанием природных радионуклидов. В целях ограничения дальнейшего накопления РАО для их производителей устанавливаются лимиты на объемы и сроки промежуточного хранения отходов. В течение этого срока отходы должны быть приведены в состояние, пригодное для захоронения, и переданы национальному оператору, который является единственной организацией, ответственной за захоронение РАО, и обеспечивающей безопасную эксплуатацию пунктов захоронения.

Для нормативного обеспечения всех стадий обращения с РАО, предусмотренных законом, в 2012 г. принято большое количества постановлений Правительства и ведется переработка норм и правил.

Для практического освоения закона предстоят масштабные работы по созданию системы пунктов захоронения РАО.

Для захоронения ВАО и долгоживущих САО будет создан федеральный могильник, а для НАО и короткоживущих САО – сеть региональных.

Становление национальной системы обращения с РАО обеспечит решение проблем с накопленными отходами и формирование современных механизмов управления ядерной и радиационной безопасностью.

Мура тов О.Э., Ст епанов И.К. Минера льный м ате риал для им мобилиз ация Ж Ро

МИНЕРАЛЬНЫЙ МАТЕРИАЛ

ДЛЯ ИММОБИЛИЗАЦИЯ ЖРО

В настоящее время наиболее распространенной технологией иммобилизации КО, получаемых в результате процессов дистилляции или упаривания ЖРО, является их омоноличивание.

Однако получение компаундов, отвечающих требованиям ГОСТ Р 51883-2002 при омоноличивании КО, концентрации радионуклидов и солей в которых в 60-300 раз превышает их содержание в исходных ЖРО, относится к числу проблемныx и до конца не апробированныx технологий.

Значительные различия солесодержания, наличия разнообразных органических веществ и ПАВ в составе ЖРО АЭС, радиохимических производств, предпpиятий «РосРАО» и др. также не позволяют применять универсальную технологию для омоноличивания КО.

Для отверждения высокосолевых концентратов ЖРО, содержащих органику и ПАВ, предлагается использовать матричные составы на основе магнезиального вяжущего.

Выбор магнезиального композиционного материала основан на исключительных свойствах отвержденного компаунда, в частности:

- высокая механическая прочность, на 1-2 порядка превышающая прочность бетонов;

- высокая адгезия к минеральным и органическим веществам, что позволяет использовать в качестве наполнителей практически любые вещества;

- повышенная плотность по сравнению с бетонами (2900-3200 кг/м3), поэтому толщина слоя половинного ослабления гамма-излучения ниже на 14-18 %;

- высокое содержание химически связанной воды – более 40 %.

Для экспериментального обоснования использования матричных материалов на основе магнезиального вяжущего использовалась магнезиально-минерально-солевая композиция (ММСК), основными компонентами которой являются:

- порошок магнезитовый каустический – магнезиальное вяжущее;

- хлористый магний – отвердитель;

- зола, молотый металлургический шлак, барит и т.п. – наполнитель.

Особо следует отметить, что использование в качестве наполнителя золы существенно не изменяет механических и физико-химических свойств отвержденного компаунда. Так, при включении до 40 масс. % золы обеспечивается нормативная (ГОСТ Р 51883-2002) прочность отвержденного компаунда. Это позволяет использовать в качестве наполнителя магнезиального компаунда золу от сжигания ТРО, что обеспечит сокращение вторичных РАО.

Для разработки технологического процесса, позволяющего изготавливать компаунды, отвечающие требованиям их качества по ГОСТ Р 51883-2002, исследовались различные сорбенты на цезий, последовательность введения компонентов и их соотношение при приготовлении компаундов.

Качество компаундов на соответствие нормативным требованиям определялось по их механической прочности и скорости выщелачивания 137Cs.

В качестве РАО использовались КО от установки дистилляции ЖРО спецпрачечной с солесодержанием 600 г/л, активность которых примерно поровну обусловлена 137Cs и Sr, при незначительном присутствии 60Co (1-2 %).

В качестве сорбента на цезий применялись растворы гексацианоферрата калия и азотнокислого никеля, образующие при смешении труднорастворимое соединение ферроцианид никеля-калия, а для увеличения степени наполнения компаундов солями вводили хлорид кальция для связывания фосфатов, оксалатов и силикатов в труднорастворимые соединения.

По результатам экспериментов достигнуто надежное (скорость выщелачивания по 137Cs 210-5 г/см2·сут) отверждение КО, содержащих до 30 % органических веществ, со степенью включения сухих радиоактивных солей 35-37 %.

Оценка э фф ект ивности сист ем ы пассивного те плоотвода г ерм ообъем а при тяж елы х ава риях на АЭ С с ВВ ЭР-

ОЦЕНКА ЭФФЕКТИВНОСТИ СИСТЕМЫ

ПАССИВНОГО ТЕПЛООТВОДА ГЕРМООБЪЕМА

На эксплуатируемых сегодня АЭС с ВВЭР-1000 технические средства для предотвращения повреждения ГО в условиях аварий с полным длительным обесточиванием не предусмотрены.

В эволюционных проектах РУ с ВВЭР, а также в новых проектах зарубежных АЭС, предусмотрены пассивные системы снижения параметров под ГО, но все эти системы обладают рядом недостатков. Основные из них – это ограниченное время работы указанных систем, а также возможность байпасирования ГО при отказах.

Поэтому актуальной является задача создания систем пассивного отвода остаточных тепловыделений (СПОТ) ГО и внедрение ее на действующих энергоблоках АЭС, а также в проектах перспективных РУ, которые были бы свободны от указанных недостатков.

Для решения указанной задачи предлагается схема СПОТ ГО с использованием испарительно-конденсационных устройств замкнутого типа – низкотемпературных кольцевых двухфазных термосифонов (ДТС). ДТС за счет переноса скрытой теплоты парообразования своего промежуточного теплоносителя, обеспечивает эффективный теплоперенос от атмосферы ГО к конечному поглотителю. Испаритель кольцевого ДТС размещается вблизи купольной части ГО, конденсатор – выводится за пределы гермообъема. Испаритель и конденсатор связаны между собой транспортными паровым и конденсатным трубопроводами (Рис. 1).

1 – реакторная установка; 2 – защитная оболочка;

3 – воздушный канал; 4 – испаритель; 5 – конденсатор;

6 – паровой трубопровод; 7 – конденсатный трубопровод;

8 – гермопроходка; 9 – сборный коллектор;

Расчетное моделирование работы СПОТ ГО на РУ В- при тяжелой аварии (ТА), вызванной полным длительным обесточиванием станции, выполнено с использованием теплогидравлического кода MELCOR 1.8.5 (Рис. 2 и Рис. 3).

Предполагалось, что в работе находятся 11 испарительных секций СПОТ ГО, т.е. в работе находятся 3 канала из 4-х и дополнительно в отказе находится одна из секций какоголибо работоспособного канала (отсечные арматуры закрыты).

Для сравнения выполнен также расчет для случая, когда СПОТ ГО отсутствует. Далее всюду на графиках кривые, полученные без учета СПОТ ГО, обозначены как «Base», а кривые, соответствующие работе СПОТ ГО, обозначены как «PHRS».

Расчетное время выбиралось из условия стабилизации основных параметров в ГО в случае, когда СПОТ ГО находится в работе.

В расчетах использованы характеристики СПОТ, ранее полученные при помощи кода RELAP5/MOD3.4.

Containment Pressure (Pa) Рис. 2. Давление парогазовой смеси в купольной части ГО Рис. 3. Температура парогазовой смеси в купольной части ГО Анализируя результаты, можно отметить следующее, что без СПОТ ГО риск разрушения ГО с вероятностью, близкой к 100 %, достигается уже к концу 6-го часа аварии (Рис. 2). В то же время, СПОТ ГО приводит к стабилизации давления на безопасном уровне 5 кгс/см2 (абс.) через 7 часов с момента начала ТА. В дальнейшем давление остается практически постоянным на протяжении всей внутрикорпусной фазы ТА. Иными словами, наличие СПОТ ГО позволит гарантированно предотвратить отказ ГО во всех случаях, когда противоаварийные мероприятия, направленые на удержание расплава в корпусе, окажутся успешными.

Наконец, следует отметить и более низкую температуру парогазовой смеси в ГО при работе СПОТ, которая даже в купольной части не превышает проектного значения +150 °С (Рис. 3). Этот факт может оказаться существенным для сохранения работоспособности контрольно-измерительных приборов, расположенных в ГО, а значит, облегчит выполнение противоаварийных мероприятий.

О.А. Внедре ние операт ивного ве роятност ного ана лиза без опасност и на АЭС Украины

ВНЕДРЕНИЕ ОПЕРАТИВНОГО ВЕРОЯТНОСТНОГО

АНАЛИЗА БЕЗОПАСНОСТИ НА АЭС УКРАИНЫ

Государственный научно-технический центр по ядерной На сегодняшний день оценка безопасности играет чрезвычайно важную роль в эксплуатации энергоблоков АЭС всего мира и выполняется с целью подтверждения достижения базовой цели безопасности – соблюдение критериев и проверки соответствия АЭС требованиям норм, правил и стандартов по ядерной и радиационной безопасности.

Согласно нормативным требованиям Украины анализ безопасности является составной частью оценки безопасности АС и направлен на подтверждение, расчетным путем, непревышения установленных пределов радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях, демонстрацию эффективности мероприятий по управлению и ограничению последствий запроектных аварий, а также подтверждение соблюдения критериев безопасности. Эксплуатирующая организация принимает меры для поддержания анализа безопасности в соответствии с реальным положением энергоблока АС и обеспечивает мониторинг изменения риска в течение всего срока эксплуатации энергоблока. Отчеты по анализу безопасности разрабатывается на каждом этапе жизненного цикла атомных станций. На этапе эксплуатации переоценка безопасности АЭС осуществляется периодически (каждые 10 лет после начала эксплуатации), или по требованию Госатомрегулирования.

Согласно нормативных требований к безопасности АЭС Украины эксплуатирующая организация должна обеспечивать поддержание расчетных моделей энергоблока АЭС в актуальном состоянии. Однако, в силу сложности структуры ядерных установок, для полного отражения их состояния безопасности необходимо постоянный учет физических, эксплуатационных и организационных изменений, а также опыта эксплуатации конкретного энергоблока.

В связи с низкой частотой обновления, отчеты по анализу безопасности не могут учитывать модификации энергоблока настолько, чтобы отражать реальное текущее состояние систем и элементов. Необходимость проведения анализа безопасности ядерных установок с учетом их текущего состояния привела к концепции Оперативного вероятностного анализа безопасности (ОВАБ).

В работе представлены подходы и методика к разработке Оперативного вероятностного анализа безопасности, а также область применения его результатов.

Оперативный ВАБ разрабатывается для отображения актуального состояния энергоблока, обновляется по мере необходимости (рекомендуется обновление не реже 1 раза в год после ППР), с целью отражения текущих проектных и эксплуатационных особенностей энергоблока и документируется таким образом, что каждый аспект модели может быть непосредственно соотнесен с информацией про энергоблок. Ключевыми составляющими Оперативного ВАБ являются нормативно-методическая документация по разработке и сопровождению ОВАБ, расчетные модели и вспомогательная документация.

Согласно мероприятия № 19102 "Разработка ОВАБ" Комплексной (сводной) программы повышения безопасности энергоблоков на всех энергоблоках АЭС Украины запланировано внедрение Оперативного ВАБ. ОВАБ удовлетворяет требованиям к ОАБ и предоставляет информацию относительно уровня безопасности энергоблока, также он применим для поддержки решений по модернизации энергоблока, оптимизации технического обслуживания и ремонтов, оптимизации технологического регламента и т.д.

Учитывая сравнительно высокую частоту обновления расчетных моделей, с учетом всех возможных изменений что осуществляются на энергоблоке, ОВАБ позволяет получать максимально соответствующие поточному состоянию энергоблока показатели безопасности.

Существует два метода разработки ОВАБ: один из методов – разработка на основе уже существующей «базовой» модели, другим методом является разработка полностью нового Оперативного ВАБ. Так, как для всех энергоблоков АЭС Украины на сегодняшний день уже разработаны отчеты по анализу безопасности, то для облегчения процесса модификации и обновления ОВАБ для конкретных прикладных задач, принят метод перехода от существующего ВАБ. С целью получения ОВАБ, должно быть выполнено обновление данных, модификация и интеграция моделей, подготовлена в полном объеме вся необходимая документация.

Обновление моделей и документации ВАБ проводится таким образом, чтобы обеспечить возможность оперативного выполнения действий, необходимых для реализации прикладных задач ВАБ. Обновления ОВАБ предусматривает возможность оперативного и удобного обновления данных по модернизаций на энергоблоке, данных по надежности оборудования и т.д.

Обновления Оперативного ВАБ происходит в три этапа.

Начальным этапом обновления является сбор данных, идентификация модификаций энергоблока и их предварительная оценка. На данном этапе выполняется оценка влияния модификаций энергоблока на модель и результаты ОВАБ. Это предполагает качественный анализ модификаций АЭС по отношению к вероятностным моделям ОВАБ (включая предположения моделирования), данных и результатов.

Следующим этапом является детальная оценка влияния модификаций энергоблока на ОВАБ. На данном этапе выполняется оценка соответствия модификаций АЭС с элементами модели ВАБ. Кроме того, оценивается необходимость проведения дополнительных анализов, например термогидравлических расчетов, обработка данных по надежности, и выполнения необходимых действий по сбору данных, которые требуются для обновления ОВАБ.

Финальным этапом является непосредственно обновление ОВАБ. На данном этапе в модели ОВАБ реализуются необходимые изменения, выполняется количественная оценка моделей ОВАБ и анализ полученных результатов.

Доклад основан на материалах отчетов по анализу безопасности АЭС Украины которые были разработаны в соответствии с реализацией мероприятия № 19102 «Разработка ОВАБ» и согласованы Госатомрегулированием. Рассматриваются особенности принятых методологических подходов к разработке ОВАБ, проводится анализ их соответствия международным рекомендациям, рассматривается возможная область применения результатов ОВАБ. Представлен анализ результатов расчетов с использованием «базовой» и обновленной в рамках Оперативного ВАБ модели.

РАСЧЕТ КОНИЧЕСКИХ ДИСКОВ ЦЕНТРОБЕЖНЫХ

НАСОСОВ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

Пухлий В.А., Наголюк Л.О, Москвичева Н.Н.

СНУЯЭиП, г. Севастополь, Украина СевНТУ, г. Севастополь, Украина Основной и покрывной диски центробежных насосов (рис.1) являются одними из самых напряженных и ответственных элементов и в ряде случаев определяют прочность и ресурс рабочих колес центробежных насосов в целом.

Покрывной диск изготавливается как коническая оболочка постоянной либо переменной толщины. Он может представлять собой составную оболочку, образованную из двух оболочек.

Основной диск, изготавливают в виде кольцевой пластины либо конической оболочки.

Рис. 1. Принципиальная схема центробежного насоса:

1 – покрывной диск; 2 – основной диск; 3 – лопатки;

В.А.Пухлий получил нелинейные уравнения для конических дисков переменной жесткости. Разрешающая система 6ти нелинейных дифференциальных уравнений 1-го порядка записывается относительно деформационных приращений радиальной и осевой координат срединной поверхности, при этом в уравнениях равновесия используются радиальные и осевые усилия. При таком подходе упрощается вид интеграла уравнений равновесия, следующего из уравнений равновесия конечной отсеченной части оболочки. Уравнения равновесия получены в самом общем случае при произвольном законе изменения толщины конического диска и произвольном нагружении.

В настоящем докладе рассматривается напряженнодеформированное состояние основного и покрывного диска, сопряженного с упругим кольцом.

Разрешающая система дифференциальных уравнений записывается в нормальной форме Коши:

Аналитическое решение краевой задачи для системы уравнений (1) основано на применении модифицированного метода последовательных приближений.

В соответствии с методом переменные коэффициенты B v,m и свободные члены f m представляются через смещенные полиномы Чебышева:

Здесь q – степень интерполяционного полинома; a k – разложения r в ряд по многочленам Чебышева. В выражениях (2) d r 1 для r = 0 и d r 2 2r 1 для остальных r.

Общее решение системы уравнений (1) имеет вид:

где t m, j,0 f m, r при j = r; – номер фундаментальной функции; C – постоянные интегрирования. В решении (3) будет = 1 если m = и = 0 для остальных.

В работе проводится сравнение полученных результатов расчета с точным решением. Отмечается хорошее совпадение результатов.

Пухлий В.А., С ыче в Е.Н., Соф ийский И. Ю., Прохода С.В., М осквичев а Н.Н., К оваль чук Ю.Г. К расче ту пневм оцил индров ро ботов и м анипуляторов

К РАСЧЕТУ ПНЕВМОЦИЛИНДРОВ РОБОТОВ

И МАНИПУЛЯТОРОВ

Пневмоприводы широко используются в роботах и манипуляторах небольшой грузоподъемности (до 15 кг), как правило, с циклическим устройством управления. К преимуществам пневмоприводов относится:

простота и надежность их конструкций;

большая скорость выходного звена, которая составляет до 1000 м/с для линейного перемещения и 60 об/мин при вращении;

высокая точность позиционирования при работе по жестких упорах и высокий КПД (до 80%);

экологическая чистота пневмопривода, поскольку используется сжатый воздух в качестве энергопередающего рабочего тела;

возможность использования в агрессивной и пожароопасной средах.

В пневмоприводах широко используется силовой исполнительный механизм – цилиндр двустороннего действия.

С помощью поршня осуществляется как поступательное линейное перемещение его по соответствующей координате манипулятора, так и вращательное движение в случае установки поворотных пневмодвигателей, которые работают на том же принципе, что и поршень.

Движение поршня описывается системой 3-х обыкновенных дифференциальных уравнений, в общем случае с переменными коэффициентами.

Отметим, что решение полученной системы дифференциальных уравнений представляет определенные математические трудности и на практике осуществляется, как правило, численными методами.

В настоящей работе получено аналитическое решение системы дифференциальных уравнений для поршня на основе модифицированного метода последовательных приближений.

ПЕРСПЕКТИВЫ РАЗВИТИЯ РОБОТОТЕХНИКИ

В АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКЕ УКРАИНЫ:

ПРОБЛЕМЫ И АЛЬТЕРНАТИВЫ

ГП НАЭК «Энергоатом», г. Севастополь, Украина СНУЯЭиП, г. Севастополь, Украина Принимая во внимание ситуацию в атомной энергетике – планируемую массовую разработку устаревших и отработавших ресурс атомных энергоблоков, дезактивацию территорий, захоронение радиоактивных отходов и зараженных радиацией материалов – как никогда актуальным является применение интеллектуальных мобильных автономных робототехнических комплексов для работы на АЭС и всего ядерного топливного цикла в условиях особо опасных для здоровья и жизни человека.

Основной тенденцией развития робототехники, используемой в особо опасных условиях АЭС, является создание автономных мобильных интеллектуальных робототехнических комплексов с развитой сенсорной системой, адаптивным и интеллектуальным управлением. Работы в этой области ведутся крупнейшими компаниями мира, включая «Дженерал Электрик», «Востин Гауз», «Дженерал Дайнамикс», «Сименс», «Мицубиси», «Areva», «Хитачи», ВНИИ «Трансмаш», ВНИИ АЭС, НПО «Энергия», НПО «Электронмаш» и др.

Основной формой организации научно-исследовательских, опытно-конструкторских работ по изготовлению робототехнических комплексов для выполнения инспекционных и технологических функций на АЭС являются государственные, а также международные программы и проекты, в частности программы МАГАТЭ.

Первоначально исследователями в области робототехники использовались основные принципы построения копирующих манипуляторов. Работы по созданию манипуляторов для атомных станций наиболее интенсивно велись в США, Великобритании, Франции и в Германии. Среди созданных в то время манипуляторов известность получили копирующие манипуляторы, разработанные Государственным научноисследовательским институтом штата Орегона. Конструкции манипуляторов и принципы управления ими, предложенные этим институтом, до сих пор находят применение во многих моделях робототехнических комплексов, работающих на АЭС.

Специалисты ядерного центра в Селлафилде (Великобритания) используют роботов при выводе ядерных объектов из эксплуатации. Селлафилд является одним из пионеров в деле использования робототехнических средств на атомных объектах. Толчком для активизации работ в этом направлении стала ситуация с бассейнами выдержки, в которых складировалось отработанное ядерное топливо реакторов Magnox с 1960 года и вопрос об обращении с ними перекладывали на будущие поколения. Когда была поставлена задача приступить к выводу объекта из эксплуатации то возникли вопросы - как оценить состояние находящегося в бассейнах выдержки отработанного ядерного топлива и радиоактивных элементов, что бы приступить к его извлечению. Находящиеся под открытым небом резервуары содержат 14 тыс.куб. метров воды, в которых помимо отработанного ядерного топлива находятся так же радиоактивные шламы, радиоактивный мусор и т.п.

Вывод бассейнов выдержки из эксплуатации планируется к 2050 году. Решение проблемы с отработанным ядерным топливом затрудняет то, что состояние далеко не всех погруженных в воду компонентов можно определить сквозь толщу воды. Так были созданы мобильные автономные робототехнические комплексы которые назвали «ROV» - remotely operated vehicles - с помощью которых была полностью осуществлена деликатная операция по удалению загрязненных объектов первой очереди бассейна выдержки Magnox. С помощью руки манипулятора автономного мобильного робота «ROV» был изолирован и удален ряд особо опасных радиоактивных сборок, препятствовавших дальнейшим работам по извлечению отработанного ядерного топлива а так же были очищены загрязненные стены бассейна. Подобные мобильные автономные робототехнические комплексы используются в разных качествах на всей территории АЭС Селлафилда - как в цехах так и при выводе из эксплуатации блоков АЭС. В их числе автономные роботизированные «подводные лодки» для исследования бассейнов хранения топлива, роботы для операций проводимых в закрытых ячейках - куда доступ человека не возможен. Роботы проводят дистанционные исследования радиационной обстановки, исследования химического состава воды, помогают проводить инспекционные проверки.

Роботы, разработанные во Франции для ликвидации аварии на АЭС Фукусима - созданы на предприятиях «GIE Intra», «EDF», «Areva» и Французским Комиссариатом по атомной энергии. Роботы предназначены для проведения срочных операций в условиях сильной радиации, замера уровней излучения, проведения технологических работ в том числе по расчистке территорий АЭС после произошедших взрывов. Робототехнические комплексы производят сбор радиоактивных обломков, разметку территории, способны записывать видеоданные о своих действиях и обстановке, способны оценивать ситуацию во враждебной радиоактивной среде и передавать данные на пульт оператора. Модельный ряд французской компании «Интра» - специально созданной робототехнической компании под патронатом государства насчитывает более двадцати видов мобильных автономных роботов.

Группа исследователей Технологического института Тиба создала роботов для проверки состояния внутри реакторов - Quince № 2 и № 3. Робототехнические комплексы фиксируют на видео состояние конструкций реакторов, замеряют уровни радиации, запыленности и загазованности.

«РосАтом» начал создавать и внедрять робототехнические комплексы для демонтажа отработавших ресурс ядерных реакторов. Демонтаж ядерных реакторов и блоков атомных станций - уникальная операция для России.

Первый энергоблок разберут таким образом на Белоярской АЭС в Свердловской области, где есть два законсервированных энергоблока. Один не работает с 1983 года, второй с 1990 года. Подготовительные работы уже начинаются и продлятся до 2020 года. Работы будут проводится с помощью робототехнических комплексов, разработанных в России, а так же подобранных лучших мировых аналогов. «РосАтом»

создал 3–D симулятор, который имитирует процесс управления робототехническими комплексами. Задача робототехнических комплексов на Белоярской АЭС будет заключаться в извлечении свыше 10 тысяч зараженных радиоактивных графитовых блоков, размещенных во внутренних помещениях реактора. Следом за энергоблоками Белоярской АЭС начнется демонтаж реакторов Нововоронежской АЭС. Движение «Россия 2045», реализуя идеи продления жизни человека и вывода человека из опасной среды на объектах с повышенной радиацией при помощи мехатронных систем и кибернетических технологий, запустило проект «Аватар».

На АЭС «Робинсон» в США штат Южная Каролина масштабно используются робототехнические комплексы. Имея возможность действовать на территориях, которые недоступны или опасны для людей робототехнические комплексы позволяют наблюдать за этими территориями, выполнять операции и механические действия не подвергая риску здоровье и жизнь людей. Компания «Тошиба» Япония создала робототехнические комплексы для дезактивации помещений. Робототехнический комплекс разбрасывает на стены и пол гранулы твердой углекислоты, которая испаряясь увлекает за собой радиоактивные вещества. Устройство затем всасывает образовавшийся газ и вместе с ним радиоактивные вещества.

Японская компания «Хитачи» разработала робототехнический комплекс способный поднимать тяжелые грузы. Модель «Astaco-Sora» поднимает груз 300 кг., может функционировать пятнадцать часов автономно, способен поднимать и дробить бетонные блоки двумя клешнями, оснащенными различными инструментами. Однако не все так оптимистично когда вопросы касаются реальной работы робототехнических комплексов в условиях повышенной радиации. Робототехнический комплекс «КОМАТСУ» бульдозер-амфибия способный автономно работать на дне морей и океанов под толщей воды - не выдержал радиационных нагрузок и вышел из строя при работах на «Фукусиме».

В Украине проводятся исследования эффективности работы робототехнических комплексов на объекты атомной энергетики, осуществляется анализ проблем, поиск альтернативных решений.

Наиболее эффективной роботизированной системой, которая выполнила невероятный объем работ по ликвидации аварии на ЧАЭС является робототехнический комплекс «Клин-1», созданный на базе танка Т–72. С его помощью производилась дезактивация прилегающих территорий, захоронение леса погибшего от радиации. Робототехнический комплекс СТР – 1 очистил кровлю Чернобыльской АЭС от тонн высокоактивных материалов, благодаря чему уровни радиации удалось снизить в 20 раз. Робототехнический комплекс СТР – 1 эксплуатировался при уровнях радиации гамма – фона до 3 000 Рентген в час, а в некоторых местах - у основания вентиляционной трубы № 2 уровни излучения доходили до 10 000 Рентген в час.

Современный робототехнический комплекс для работы на Чернобыльской АЭС - самоходный дистанционно - управляемый комплекс для обращения с радиоактивными отходами - «СДУК» был сконструирован научно-внедренческим инновационным предприятием «Струм» и институтом проблем механики - МНИИПМ «Ритм».

«СДУК» оборудован комплектом сменных инструментов позволяющим выполнять выгрузку и загрузку радиоактивных отходов, перемещение контейнеров с отходами, распил и дробление материалов загромождающих тоннели, может бурить скважины и осуществлять откачку воды или жидких радиоактивных отходов.

На базе Производственного Объединения «Робототехники и аварийно-восстановительных работ «Спецатом»

(г.Припять) Постановлением КМ Украины 16.06.1993 г. № 447 создан Государственный Аварийно-Технический Центр по выведению из эксплуатации и консервации ядерных установок и объектов с использованием специальной техники, робототехнических комплексов и дистанционно-управляемых мехатронных устройств.

Организация участвует в научно-исследовательских и опытно-конструкторских работах по созданию, подбору и эксплуатации робототехнических комплексов, имеет лицензии и разрешения на выполнение особо опасных работ, работ по дозиметрии и работ по дезактивации.

Предоставляет услуги по поиску и сбору высокоактивных радиоактивных отходов в закрытых помещениях и на открытых площадках с помощью робототехнических комплексов, подводные исследования объектов на глубинах до 25 метров с помощью управляемых подводных робототехнических комплексов, осмотр хранилищ твердых радиоактивных отходов с помощью робототехнических комплексов, выполнение тоннелей в железобетонных конструкциях методами бурения и канатного распила с помощью робототехнических комплексов, демонтаж железобетонных конструкций выведенных из эксплуатации АЭС с помощью робототехнических комплексов, мониторинг (воздушная и инженерная разведка с помощью робототехнических комплексов) санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения АЭС.

Для робототехнических комплексов, которые применяются в экстремальных условиях повышенной радиации является очень важным улучшение качества силовых систем. По сути - это наиважнейшая задача, которая требует разработки новых подходов наук

и «Механика» к решению задач оптимизации движения механизмов мехатронной системы робототехнического комплекса - разработка новых способов и механизмов передвижения роботизированной системы, новых способов перемещения грузов. Так же очень важно найти новые решения в обеспечении роботизированного комплекса энергией, развивать различные способы надежного дистанционного управления, усовершенствовать интеллектуальные возможности систем управления робототехническими комплексами, что напрямую связано с разработками по созданию искусственного интеллекта.

Так же, среди всего круга масштабных задач развития робототехники, необходимо не упустить важные «мелочи», появляющиеся в процессе работы мехатронных устройств робототехнических комплексов в условиях повышенной радиации, запыленности и загазованности на АЭС. Это и «охрупчивание» материала деталей мехатронной системы под воздействием радиации, и функциональный сбой в работе гидравлики проявляющийся в течи гидравлических систем, разгерметизация уплотнений при радиоактивном воздействии, выход из строя систем управления автономного робототехнического комплекса под воздействием радиации т. д.

Все эти факторы требуют пристального внимания ученых, работающих над проблемами материаловедения, теории машин и механизмов, сопротивления материалов, прикладной механики.

Сделать системы более надежными в работе, устойчивыми от воздействий неблагоприятной внешней среды, повышать функциональные возможности составных частей робототехнического комплекса и, прежде всего, его механической части, осуществлять поиск и находить более совершенную и надежную комплектацию системы, а так же подбирать и рекомендовать к использованию на атомных станциях наилучших мировых аналогов робототехники - основная задача специалистов и ученых, отслеживающих состояние развития робототехники необходимой для работы на АЭС Украины.

Проведение научных исследований и опытноконструкторских работ с целью улучшения основных характеристик мехатронных систем робототехнических комплексов, альтернативное изготовление и приобретение более надежной комплектации в различных странах мира, изучение рынка предложений и налаживание собственного производства надежных и функциональных деталей, узлов и механизмов мехатронных систем робототехнических комплексов – приоритетное направление деятельности Минэнергоугля Украины.

Что касается подготовки высококвалифицированных специалистов в этой области, следует отметить, что изучение робототехники популярно в сфере высшего образования в Европейском Союзе и США и представляет собой инновационные высокотехнологичные исследовательские инструменты в сфере мехатроники робототехнических комплексов. Их использование в учебных заведениях Высшего образования позволяет реализовывать Концепцию – «Обучение на проектах», положенную в основу такой крупнейшей совместной образовательной программы Европейского Союза и США как ALERT.

Использование возможностей изучения робототехнических комплексов в высшем инженерном образовании позволяет одновременно отрабатывать профессиональные навыки сразу по нескольким смежным дисциплинам таким как – механика, теория управления, схемотехника, программирование, теория информации; способствует развитию связей между научными коллективами.

Са мойлов О.Б., Кайдалов В.Б., Рома нов А.И., Фальков А.А., Дол гов А. Б., Шишк ин А.А. Развит ие ядерног о топл ива реа кторов В ВЭ Р на базе ТВСА

РАЗВИТИЕ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА РЕАКТОРОВ ВВЭР

НА БАЗЕ ТВСА

ТВСА с жестким уголковым каркасом эксплуатируются на 21 блоке ВВЭР-1000 Калининской АЭС, АЭС Украины, Болгарии и Чехии. Изготовлено более 7000 ТВСА.

Достигнуты высокие ресурсные показатели ТВСА:

максимальное выгорание по ТВС - 65 МВтсут/кгU, по твэлу МВтсут/кгU, ресурс 50000 эфф. ч.

Развитием базовой конструкции ТВСА является ТВСАPLUS с удлиненным топливным столбом на 150 мм. ТВСАPLUS в эксплуатации с 2010 г на блоках Калининской АЭС, реализуется 18 месячный цикл с повышением мощности 104 %.

Разработаны топливные сборки ТВСА-12 и ТВСАPLUS (удлиненный топливный столб) с оптимизированным размещением ДР (12 ДР с шагом 340 мм). Конструкция ТВСА-12 и ТВСА-12PLUS характеризуется повышенной жесткостью каркаса и оптимизированным пружинным блоком. Предусмотрено использование твэлов увеличенной ураноемкости с таблеткой 7,8х0мм и применение перемешивающих решеток.

Важным направлением развития ТВСА является применение перемешивающих решеток - интенсификаторов теплообмена (ПР) для выравнивания температур, снижения локального паросодержания, повышения эксплуатационной надежности и теплотехнических запасов.

Конструкция ПР представляет собой пластинчатую решетку с дефлекторами потока. Перемешивающие решетки реализованы в конструкции ТВСА-Т для АЭС «Темелин». С 2010 г ТВСА-Т с ПР эксплуатируются в составе полных загрузок активных зон 1 и 2 блока АЭС «Темелин». ТВСААЛЬФА с ПР в эксплуатации на 1 блоке Калининской АЭС в течение 5 лет. Впервые в российском топливе в активной зоне ВВЭР применены перемешивающие решетки.

Характеристики ТВСА-Т позволили внедрить в эксплуатацию на энергоблоках № 1 и 2 АЭС «Темелин»

5-годичный топливный цикл (51 год) с повышенными значениями неравномерности энерговыделения Кrmax = 1,63, Kqmax = 1,45. Выполнено обоснование повышения тепловой мощности блоков № 1 и 2 АЭС «Темелин» до 104% (до МВт). Результаты эксплуатации ТВСА-Т и послереакторных исследований ТВСА-Т на АЭС «Темелин» положительны.

Отработано новое топливо увеличенной ураноемкости с таблеткой 7,8х0 мм без центрального отверстия. ТВСА с твэлами увеличенной ураноемкости отработали 5 лет на блоке Калининской АЭС. Достигнуто выгорание твэлов МВт сут/кгU.

Накоплен большой опыт использования головки с трубками термоконтроля, обеспечивающей исключение ПЭЛэффекта и достоверное измерение температуры на выходе ТВСА.

Применение ПР и улучшенные теплогидравлические характеристики уголковой конструкции ТВСА позволяют повысить эксплуатационную надежность топлива, реализовать эффективные топливные циклы с увеличенными энерговыделениями твэл до Krmax =1.63 и обеспечивают возможность повышения мощности активной зоны.

Конструкция ТВСА характеризуется высокими показателями по эксплуатационной надежности, выгоранию и ресурсу топлива, обеспечивает конкурентные преимущества российского топлива и позволяет обеспечить высокие техникоэкономические характеристики перспективных ВВЭР.

Свириденко И.И.,

ПРИМЕНЕНИЕ ТЕРМОСИФОННОГО

ТЕПЛООБМЕННОГО ОБОРУДОВАНИЯ

В ПАССИВНЫХ СИСТЕМАХ ТЕПЛООТВОДА

Севастопольский национальный технический университет, НТЦ НАЭК «Энергоатом», Севастополь, Украина «Атомпроектинжиниринг» НАЭК «Энергоатом», Киев, Украина Одним из эффективных методов повышения надежности и безопасности отвода остаточного энерговыделения реакторной установки (РУ) АЭС с ВВЭР в условиях полного длительного обесточивания является применение теплообменного оборудования на основе испарительно-конденсационных устройств замкнутого типа – двухфазных термосифонов (ДТС). Являясь автономными замкнутыми устройствами теплоотвода, ДТС могут использоваться в теплообменном оборудовании систем пассивного отвода теплоты (СПОТ) РУ, гермообъема (ГО) и бассейна выдержки отработавшего ядерного топлива (БВ ОЯТ), создавая систему дополнительных барьеров между источниками энерговыделения и конечным поглотителем.

В докладе рассматриваются схемы и расчетные характеристики термосифонных СПОТ РУ, СПОТ ГО и СПОТ БВ ОЯТ, а также термосифонного устройства пассивной тепловой защиты трубопроводных гермопроходок (ГП) 2-го контура. СПОТ формируются в виде автономных петель с естественной циркуляцией всех сред, участвующих в процессе теплоотвода, и выполняются многоконтурными. СПОТ РУ осуществляет отвод теплоты от 1-го контура, состоит из четырех подключаемых к трубопроводам САОЗ петель расхолаживания, каждая из которых имеет свой промежуточный теплообменник на основе сборки ДТС, замкнутый кольцевой двухфазный промконтур, выводимый за пределы гермообъема, теплообменник-конденсатор, размещенный снаружи гермооболочки. Таким образом, 1-й контур и конечный поглотитель разделяют два последовательно расположенных промежуточных замкнутых контура теплопереноса: сборка ДТС теплообменника расхолаживания и промконтур, работающий по принципу кольцевого ДТС. Приводятся сравнительные характеристики эффективности СПОТ РУ с использованием в качестве конечного поглотителя атмосферного воздуха, а также воды, размещаемой в баках аварийного отвода теплоты (БАОТ).

СПОТ БВ сформирована кольцевыми ДТС, испарители которых размещаются в БВ ОЯТ в зазоре между стеной бассейна и периферийными рядами шестигранных чехлов стеллажей, а конденсаторы выводятся за пределы гермообъема.

Испарители и конденсаторы соединены между собой транспортными паровым и конденсатным трубопроводами. В качестве конечного поглотителя используется атмосферный воздух. Предложено два варианта теплообменной поверхности испарителей кольцевых ДТС: в виде трубных пучков и наборов плоских пластин. Приведено сравнение тепловой эффективности предложенных вариантов.

СПОТ ГО построена аналогично СПОТ БВ с испарителями из наборов плоских пластин. Представлены результаты расчетного моделирования СПОТ ГО при проектных авариях с большими течами первого контура, а также при тяжелых авариях.

Устройство пассивной тепловой защиты трубопроводной ГП представляет собой L-образный ДТС с горизонтальным коаксиальным испарителем, внутри которого расположен горячий трубопровод 2-го контура, и вертикальным трубчатым конденсатором, размещенным за пределами защитной оболочки в вертикальном воздушном канале. Пассивный теплоотвод от горячего трубопровода осуществляется переносом скрытой теплоты парообразования промежуточного теплоносителя ДТС атмосферному воздуху, движущемуся за счет естественной тяги в воздушном канале. Приведены результаты расчетного моделирования процесса пассивной тепловой защиты трубопроводной ГП с оценкой влияния температуры атмосферного воздуха на эффективность тепловой защиты ГП.

Сы чев Е.Н., Пухлий В.А., Прохода С.В., Гален ина В.П., К уринн ой В.В. Се нсорные ус тройст ва робот ов и ма нипуляторов(соврем енное сос тояние)

СЕНСОРНЫЕ УСТРОЙСТВА РОБОТОВ