РАСЧЕТНО-ИЗМЕРИТЕЛЬНЫЙ МЕТОД ОЦЕНКИ ПРОТЕЧКИ РАДИОАКТИВНОГО АЗОТА16N7 В ПАРОГЕНЕРАТОРАХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРАХ ТИПА КЛТ-40
https://doi.org/10.26583/gns-2021-04-02
Аннотация
В работе проводится анализ протечки радионуклида азота16 N7, 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 g-спектрометрии и дозиметрии, измеряя объёмную g-активности пара и мощность дозы g-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.
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. Нормы радиационной безопасности 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. Деев, 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, И.Н. 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. // Патент №2754755 Бюл. №25 от 07.09.2021. Приоритет от 31.12.2020.
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.
Рецензия
Для цитирования:
Елохин А.П., Федорченко С.Н. РАСЧЕТНО-ИЗМЕРИТЕЛЬНЫЙ МЕТОД ОЦЕНКИ ПРОТЕЧКИ РАДИОАКТИВНОГО АЗОТА16N7 В ПАРОГЕНЕРАТОРАХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРАХ ТИПА КЛТ-40. Глобальная ядерная безопасность. 2021;(4):16-30. https://doi.org/10.26583/gns-2021-04-02
For citation:
Elokhin A.P., Fedorchenko S.N. Calculation and Measurement Method of Evaluating the Leakage of Radioactive Nitrogen16N7 in Steam Generators of Nuclear Reactors of KLT-40 Type. Nuclear Safety. 2021;(4):16-30. (In Russ.) https://doi.org/10.26583/gns-2021-04-02