УДК 614.8                                                                                                         На правах рукописи

 

 

 

 

 

 

 

Ким Дмитрий Спартакович

 

 

 

 

 

 

 

Прогноз и оценка безопасности спасательных работ при аварии на реакторе со смешанным топливом

 

 

 

 

 

 

 

Специальность 05.26.02 – «Безопасность в чрезвычайных ситуациях»

 

 

 

 

 

 

 

Автореферат

диссертации на соискание ученой степени

кандидата технических наук

 

 

 

 

 

 

 

Республика Казахстан

Алматы, 2009

 

Работа выполнена на кафедре «Безопасность жизнедеятельности» Факультета строительных технологий, инфраструктуры и менеджмента Казахской головной архитектурно-строительной академии Министерства образования и науки Республики Казахстан.

 

 

 

Научный руководитель:	доктор технических наук
	М.Т. Жараспаев
Научный консультант:	кандидат технических наук
	К.М. Касенов
Официальные оппоненты:	доктор технических наук
	С.С. Омаров,
	кандидат технических наук
	И.В. Казанина
Ведущая организация:	Карагандинский государственный технический университет

 

 

 

Защита состоится 30 апреля 2009 г. в 14:30 часов на заседании диссертационного совета Д 14.61.25 при Казахском национальном техническом университете имени К.И. Сатпаева по адресу: 050013, г.Алматы, ул. Сатпаева, 22, корпус НК, 1 этаж, конференц-зал.

 

 

 

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Казахского национального технического университета имени К.И. Сатпаева.

 

 

 

Автореферат разослан 30 марта 2009 г.

 

 

 

Ученый секретарь диссертационного совета Д 14.61.25, доктор технических наук

П.В. Долгов

 

 

 

ВВЕДЕНИЕ

 

Общая характеристика работы. В начале работы поставлена проблема радиационной безопасности при возникновении ядерной аварии на реакторе со смешанным топливом. Анализ проблемы проведён путём экспериментальных исследований с образцами смешанного топлива и с живыми организмами, подтвердивших выдвинутые предположения о том, что аварийная дозовая нагрузка на человека должна меняться в зависимости от вида топлива, используемого в реакторе, на основании чего были сделаны выводы и представлены результаты работы.

Актуальность исследований. Современная атомная энергетика основана на использовании природного и обогащённого урана, который считается традиционным продуктом ядерного топлива для атомных электростанций. Основным отходом, образующимся в процессе работы ядерного реактора, является плутоний – долгоживущий и радиотоксичный элемент. Чтобы решить проблему удаления плутония из окружающей среды, в настоящее время интенсивно ведутся работы по его использованию в атомной энергетике, т.е. по освоению уран-плутониевого топливного цикла и увеличению роли реакторов на смешанном топливе. Хорошо известно, что атомная энергетика при нормальной эксплуатации не представляет большой опасности ни для человека, ни для окружающей среды, однако в случае тяжёлой аварии на реакторе глобальные экологические последствия очевидны. Реактор, работающий на топливе из смешанного оксида урана и плутония, при аварии станет мощным источником выделения радиоактивных материалов, которые создадут колоссальную дозовую нагрузку на человека, в первую очередь, – на персонал, обслуживающий установку, и на личный состав аварийно-спасательных формирований, ликвидирующих последствия чрезвычайной ситуации.

Основная идея работы заключается в принятии за основу исследований гипотезы о том, что аварийная дозовая нагрузка на человека, создаваемая продуктами деления смешанного топлива (U_0,8Pu_0,2)O_1,95…_2,00, как качественно, так и количественно отличается от аварийной дозовой нагрузки на человека, создаваемой продуктами деления традиционного топлива UO₂.

Целью работы является прогнозирование и оценка радиационной опасности, угрожающей личному составу спасательных формирований, ликвидирующих последствия аварии на реакторе энергетической мощностью 1000 МВт, работающем на смешанном уран-плутониевом топливе.

Задачи исследования:

- спектральный анализ выделений, образующихся над образцами смешанного топлива вследствие их нагревания до предельной температуры, и формирующих аварийное облучение личного состава спасательных формирований;

- определение особенностей метаболизма продуктов деления смешанного топлива в живом организме;

- прогнозирование доз внутреннего и внешнего облучения человека от поступления в его организм радионуклидов, выделенных в результате аварии в окружающую среду из активной зоны реактора со смешанным топливом;

- оценка безопасности спасательных работ в очаге аварии на реакторе со смешанным топливом по результатам прогнозирования доз аварийного облучения человека.

Метод исследования. В работе использована комплексная методика исследований, включающая аналитический обзор мировых достижений в области ядерной безопасности реакторов, обобщение отечественного и зарубежного опыта прогнозирования аварий на атомных установках, лазерный нагрев образцов смешанного топлива и спектрометрия их испарений, экспериментальное изучение метаболизма радиоактивных веществ в живых организмах, расчёт доз внешнего и внутреннего облучения человека от залпового выброса активности в окружающую среду, а также оценка безопасности спасательных работ при ликвидации последствий возможной аварии на реакторе со смешанным топливом.

Научная новизна работы состоит в следующем:

- изотопный состав прогнозируемого залпового выброса из реактора на смешанном уран-плутониевом топливе при повышении температуры в активной зоне до 5000 К отличается от спектра выделений, характерных для установки с традиционным диоксидом урана, содержанием устойчивого соединения PuO₂;

- среди компонентов залпового выброса из активной зоны реактора на смешанном топливе плутоний является наиболее радиотоксичным;

- достоверным признаком аварии в активной зоне реактора с натриевым теплоносителем является обнаружение в окружающей среде большого количества натрия, обладающего высокой наведённой активностью и вступающего во взаимодействие с кислородом воздуха и окисью углерода с образованием капли, однако, при определении аварийной дозовой нагрузки на человека его вкладом в облучение живого организма можно пренебречь;

- при оценке дозы внутреннего облучения живого организма плутонием его биологическое выведение следует принимать равным 0 в связи с низкой скоростью экскреции данного элемента из основных мест отложения (из крови, печени и костной ткани).

Научные положения, выносимые на защиту:

- изотопный состав аварийного выброса из активной зоны реактора, а, соответственно, и аварийная дозовая нагрузка на человека, зависят от вида используемого ядерного топлива;

- для определения дозовой нагрузки на персонал реактора и личный состав аварийно-спасательных формирований в случае аварии активной зоны, содержащей смешанное топливо, следует учитывать внутреннее облучение организма плутонием, а не ограничиваться теоретическим прогнозом внешнего облучения человека по измеренному радиационному фону.

Практическая значимость и реализация результатов работы. Прогноз аварийной дозовой нагрузки на человека необходим для последующей разработки комплекса мероприятий по выведению радиоактивных веществ из организма. Оценка дозы однократного внешнего облучения позволяет давать практические рекомендации по безопасному ведению СиДНР в районе аварии на реакторе со смешанным топливом. Критерием прогнозирования безопасности спасательных работ является аварийная дозовая нагрузка на человека от внутреннего облучения радиоактивными компонентами залпового выброса из активной зоны реактора в окружающую среду. Оценка безопасности спасательных и других неотложных работ (СиДНР), проводимых в очаге радиационной аварии реактора со смешанным топливом, проводится по дозам однократного внешнего облучения, на основании которых даются конкретные практические рекомендации.

Апробация работы. Научные положения и основные результаты диссертационной работы представлялись и докладывались на следующих Международных научно-практических конференциях: «Архитектурно-строительное образование в 21 веке. Болонская декларация и роль специалистов в устойчивом развитии городов» (г. Алматы, КазГАСА, 3-4 марта 2005 г.), «Региональные проблемы безопасности жизнедеятельности» (г. Алматы, КазГАСА, 5-6 мая 2005 г.), «Актуальные проблемы безопасности жизнедеятельности» (г. Алматы, КазНТУ им. К.И. Сатпаева, 15-16 октября 2005 г.), «Архитектура и строительство в новом тысячелетии» (секция «Безопасность строительства», 7-8 ноября 2008 г.)

Связь диссертации с планами НИР. Работа выполнялась в соответствии с планом научно-исследовательских работ Казахской головной архитектурно-строительной академии на 2005-2007 гг. в рамках общей тематики «Исследование, разработка рекомендаций и организация мониторинга опасных техногенных и природных процессов и сооружений» направления «Безопасность жизнедеятельности и защита окружающей среды».

Публикации по теме диссертации. По теме диссертации опубликовано 14 работ, 5 из которых – в Вестниках, входящих в перечень научных журналов, рекомендованных Комитетом по надзору и аттестации в сфере образования и науки МОиН РК, и 9 статей – в сборниках международных научно-практических конференций. Публикации охватывают период с 2005 по 2009 гг.

Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, четырёх глав, заключения и списка использованных источников. Объём работы составляет 125 страниц, содержащих 23 таблицы, 32 рисунка и список использованных источников, включающий 87 наименований.

 

Основная часть

 

Как показывает литературный обзор, при тяжелых ядерных авариях из активной зоны реактора выделяется большое количество высокоактивных топливных материалов. Некоторая часть выделившейся активности будет удержана в первом контуре реактора, а оставшийся объём попадёт в защит­ную оболочку. При разгерметизации контейнмента произойдёт залповый выброс радиоактивных компонентов в окружающую среду.

Гипотетически, уровни радиоактивного облучения человека, а также качественные и количественные характеристики доз, получаемых персоналом реактора и аварийно-спасательных формирований при ликвидации последствий аварии, должны меняться в зависимости от вида ядерного топлива, используемого в установке. 

Для того, чтобы определить предполагаемый уровень облучения личного состава аварийно-спасательных формирований при ликвидации последствий аварии на реакторе, работающем на смешанном топливе, необходимо, прежде всего, установить, какие продукты деления образуются в процессе его использования.

 Чтобы искусственного создать аварийные условия гипотетического разрушения активной зоны необходимо нагреть образец уран-плутониевого оксида до температуры жидкого топлива (3000 … 5000 К). Для нагревания образцов топлива использовалась установка с лазерным испарением, принципиальная схема которой показана на рисунке 1.

 

 

Нагрев лазерным лу­чом является наиболее приемлемым методом испарения при температуре до 5000 К. Он позволяет производить измерения данных термического равновесия, основанные на опреде­лении скорости испарения материала мишени и давления пара. Температура нагрева выбрана исходя из того, что, ключевую роль в ини­циировании ава­рий активной зоны играют продукты деления ядерного топлива, которые в температурной области ниже точки плавления (≈ 2000 K) вызывают повышение газового давления, приводящее к разрушению топливных стержней и сборок. На повышение давления в облученном топливе также вли­яет топливный материал и менее летучие продукты деления в температурной области выше 4000 К.

Эксперименты над образцами уран-плутониевого оксида в условиях, приближенных к аварийным, проводились, главным образом, для того, чтобы определить изотопный состав испарений смешанного топлива.

В таблице 1 показаны результаты спектрального анализа испарений  при температуре 4500 К.

 

Таблица 1

Активности радионуклидов, содержащихся в испарениях  при температуре 4500 К

 

 

Общее количество выбрасываемой активности за все время испарения  составит 271,666 ПБк (271,666 · 10¹⁵ Бк).

 

Радиоизотопный состав аварийных выделений из активной зоны реактора на смешанном топливе, формирующих дозовую нагрузку на личный состав аварийно-спасательных формирований, отличается высоким содержанием устойчивого соединения PuO₂, а также большого количества чистого плутония Pu²³⁸, Pu²³⁹, Pu²⁴⁰, Pu²⁴¹, Pu²⁴², долгоживущего и наиболее радиотоксичного по сравнению с остальными составляющими ожидаемого выброса.

Чтобы оценить степень удержания плутония в различных тканях, жизненно важных органах и их системах, были проведены эксперименты над свиньями. Исследованы три основных пути поступления плутония в живой организм: через ды­хательные пути, пищеварительный тракт, а также в результате отложения на поверхности туловища.

Экспериментально установлено, что скорость выведения плутония из основных мест отложения в живом организме очень мала, поэтому при оценке дозы внутреннего облучения биологическим выведением можно пренебречь; практический интерес представляет лишь ускорение выведения плутония терапевтическим путём. Для того, чтобы разработать курс терапии по выведению радиотоксичного плутония из организма, необходимо рассчитать дозовые нагрузки на основные места накопления изотопов.

Преобладающий вклад в суммарную активность, измеренную в испарениях над уран-плутониевым оксидом , вносит Pu-239 (таблица 1). Результаты экспериментов, проведённых на свиньях, показали, что большая часть плутония поступает в организм ингаляционным путём.

При допустимых условиях облучения некоторая доля поступающего с воздухом плутония f_a осаждается непосредственно в легких, при этом удаление 40% начального количества отложившегося плутония происходит с эффективным периодом полувыведения 1 сутки, а остальных 60% – с эффективным периодом полувыведения 500 суток. Таким образом, прием внутрь 1 мккюри плутония приведет к получению дозы:

 мккюри/сутки                         (1)

Для мужчины (допускается, что масса лёгких мужчин составляет 955 г) эта доза, поступившая в организм ингаляционным путем, за 50 лет к моменту достижения 70-летнего возраста составит:

 бэр/мккюри,   (2)

При f_a = 0,25 (приближенно соот­ветствует частице размером 1 мкм) это составит 308 бэр/мккюри. Принимая f_a = 1,0, можно рассчитать дозу за 50 лет на каждую единицу мккюри активности, отложившейся непосредственно в лёгких.

Для женщины (допускается, что масса лёгких женщин составляет 764 г) доза, полученная за 50 лет, будет равна 1540 бэр/мккюри от­ложившейся в организме активности.

Величины доз внутреннего облучения человека во многом зависят от массы его органов и интенсивности дыхания, которые, в свою очередь, подвержены возрастным изменениям. Дозовая нагрузка от плутония на внутренние органы, накопленная к 70-летнему возрасту, в зависимости от времени поступления в организм рассчитана по формуле:

 бэр/мккюри                 (3)

где К = 47,36 · 10⁵ для лёгких, 5,30 · 10⁵ – для костной ткани и 1,39 · 10⁵ – для печени.

Результаты вычислений представлены на рисунке 2.

 

Рисунок 2. Дозы облучения лёгких, костной ткани и печени, накопленные к 70-летнему возрасту, в зависимости от времени поступления плутония в организм: 1 – дозовая нагрузка, бэр/мккюри активности, отложившейся в лёгких; 2 – дозовая нагрузка, бэр/мккюри активности, отложившейся в костях; 3 – дозовая нагрузка, бэр/мккюри активности, отложившейся в печени.

 

В смешанном топливе ядерного реактора, помимо Pu-239, присутствуют и другие изотопы плутония. Относительное количество различных компонентов зави­сит от характера использования ТВЭЛов. Если рассматривать воздействие плутония на человека отдельно от всех других радиоизотопов, то дозы облучения могут вычисляться на основе тех данных, которые приведены в таблице 2.

 

Таблица 2

Ожидаемый состав смеси изотопов плутония в топливе

 

Радиоизотопы	Доля активности*, мккюри/мккюри смеси изотопов	Период полураспада, сутки	Доза на единицу активности, отложившейся в костной ткани, печени и яичниках, бэр/мккюри отложившейся активности
Плутоний-238	0,0028	3,3 · 104	15170
Плутоний-239	0,025	8,9 · 106	18260
Плутоний-240	0,0085	2,4 · 106	18260
Плутоний-241	0,013	4,8 · 103	6429
Плутоний-242	0,0068	1,4 · 108	18260
Всего			76379
* Удельная активность составляет 4,625 кюри/г смеси изотопов плутония

 

         Если доля ингалированного плутония f_a не установлена, дозовая нагрузка от плутония, отложившегося в лёгких, определяется по формуле:

 (4)

где суток.

 мккюри·сутки/мккюри отложившегося Pu-239. Однако на Pu-239 приходится только 0,025 общей активности смеси изотопов плутония. Таким образом, вклад Pu-239 в суммарную дозу составит  мккюри·сутки (Pu-239) / мккюри (отложившаяся смесь изотопов); тогда ПДД/мккюри·сутки/(Pu-239) , а сама доля ПДД за счет Pu-239 будет равна: 10,48 · 3,82 = 40,03 бэр/мккюри смеси изотопов, отложившихся в легких.

На рисунке 3 представлены прогнозируемые по истечении 50 лет значения дозовых нагрузок на лёгкие, костную ткань, печень и яичники людей, подвергнутых облучению в 20-летнем возрасте, в зависимости от активности изотопов плутония, отложившихся в лёгких.

Суммарную дозовую нагрузку от смеси изотопов Pu-238, Pu-239, Pu-240, Pu-241 и Pu-242 можно представить рисунком 4.

Принимая справочное значение удельной активности 4,625 мккюри/мкг смеси изотопов плутония, можно рассчитать суммарную дозовую нагрузку на лёгкие, костную ткань, печень и яичники, отнесённую к массе смеси изотопов, отложившихся в лёгких, а не к их активности. Результаты расчётов вынесены на рисунок 5.

 

 

 

 

Долговременный прогноз внутреннего облучения смесью изотопов плутония сделан с учётом первичного ингаляционного поступления частиц в организм и их последующего распределения по отдельным органам. Доза, приходящаяся на единицу активности Pu-239, отложившейся в костной ткани, печени и яичниках, составит 18260 бэр/мккюри отложившейся активности. Весь спектр изотопов плутония сформирует дозовую нагрузку, равную 76379 бэр/мккюри отложившейся активности. По истечении 50 лет после аварийного облучения лёгкие человека накопят дозу 341 бэр/мкг смеси изотопов, костная ткань – 4594 бэр/мкг смеси изотопов, отложившихся в лёгких, печень – 4714 бэр/мкг смеси изотопов, отложившихся в лёгких, и яичники – 1634 бэр/мкг смеси изотопов, отложившихся в лёгких.

Оценка безопасности спасательных работ предполагает определение дозы однократного внешнего облучения. При аварии на реакторе со смешанным топливом доза внешнего облучения спасателей будет зависеть, главным образом, от расстояния между эпицентром залпового выброса и человеком.

Оценку внешнего облучения человека при аварийном выбросе радиоактивных веществ из активной зоны реактора на смешанном топливе можно провести, рассчитав дозу от радиоактивного облака, дозу в щитовидной железе и дозу от радиоактивно загрязненных поверхностей.

Дозу облучения D человека при прохождении радиоактивного облака можно рассчитать по формуле:

,                                       (5)

где: K – дозовый коэффициент, ; A(i) – величина выбрасываемой в атмосферу активности i-го нуклида; – коэффициент разбавления радиоактивной примеси в атмосфере в радиусе 1000 м и при высоте трубы 80 м; M = 0,3 – коэффициент, учитывающий время пребывания человека на открытом воздухе.

Щитовидная железа человека Д (Зв) поглотит дозу, величину которой можно определить по формуле:

,                    (6)

где: К(i) – дозовый коэффициент i-го изотопа йода, Зв/Бк; M(а) – поправочный коэффициент для возрастной группы А, зависящий от удалённости эпицентра; A(i) – величина выбрасываемой активности I-131, равная 0,814 ТБк (см.табл.1);  – скорость дыхания для лиц возрастной группы А.

Эффективную дозу облучения всего тела от радиоактивно загрязненных поверхностей В можно вычислить по формуле:

,                                (7)

где: К(i) – дозовый коэффициент i-го нуклида, Зв/Бк;  – скорость осаждения радионуклидов из облака; Т = 17,5 м² – общая площадь загрязнённых поверхностей.

Рассчитанные дозы внешнего облучения аварийно-спасательных формирований за время проведения оперативных мероприятий по ликвидации последствий чрезвычайной ситуации приведены в таблице 3.

 

Таблица 3

Дозы внешнего облучения аварийно-спасательных формирований в зависимости от удаленности эпицентра аварии

 

 

         Исходя из того, что дозы внешнего облучения аварийно-спасательных формирований, величины которых приведены в таблице 3, будут получены за 3 суток, можно определить средние значения мощности дозы ионизирующего излучения на различных расстояниях от эпицентра аварии (таблица 4).

 

Таблица 4

Мощности доз внешнего облучения аварийно-спасательных формирований в зависимости от удаленности эпицентра аварии

 

 

Во избежание переоблучения необходимо строго соблюдать нормы работы в очаге аварии по времени. Если, согласно Нормам радиационной безопасности, критическим пределом годовой эффективной дозы облучения человека можно принять значение, равное 200 мЗв, то суточный лимит составит 0,55 мЗв. Рассчитав мощности дозы излучения на различных расстояниях от эпицентра выброса, а также зная величину суточного предела допустимой дозы, можно регламентировать время безопасного проведения спасательных работ в районе аварии на реакторе со смешанным топливом (таблица 5).

 

Таблица 5

Допустимое время проведения СиДНР на различных расстояниях от эпицентра аварии

 

 

Ограниченное время работы, регламентирование которого предусмотрено принципом нормирования во избежание переоблучения человека, является наиболее важным параметром безопасности при проведении экстренных мероприятий в очаге ядерной аварии. Однако допустимое время работы в районе аварии активной зоны реактора на смешанном топливе с высоким уровнем достоверности можно определить лишь оперативно, измерив величину мощности дозы ионизирующего излучения на местности и сопоставив её со смертельным для человека значением. Заблаговременная оценка продолжительности безопасного пребывания спасательных формирований в зоне аварии даётся с большой погрешностью, поскольку существующие методики не позволяют рассчитать мощность дозы ионизирующего излучения, испускаемого аварийным выбросом, по суммарной осколочной и наведённой активности многокомпонентных выделений активной зоны реактора на смешанном топливе.

 

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

 

В диссертационной работе представлено научно обоснованное решение проблемы прогнозирования дозовой нагрузки на живой организм при аварии активной зоны реактора на смешанном уран-плутониевом топливе.

1. На основании анализа результатов международных исследований установлено, что внутренним инициирующим фактором аварии активной зоны реактора является повышение температуры и газового давления, вызванное продуктами деления топлива, которые, выделившись в окружающую среду, сформируют залповую дозовую нагрузку на человека.

2. Идентифицирован изотопный состав выброса из реактора на смешанном уран-плутониевом топливе, ожидаемого при аварии, вызванной повышением температуры в активной зоне до 5000 К; определено различие между спектрами выделений, характерных для традиционного и альтернативного видов ядерного топлива.

3. В результате проведённых исследований влияния выделившихся из активной зоны реактора на смешанном топливе продуктов распада на живой организм определено количество РuO₂, всасываемого в кровь, откладывающегося в легочной области, печени, скелете и других тканях.

4. Эксперименты показали, что скорость выведения плутония из основных мест отложения в живом организме очень мала; на основании этого рекомендовано при оценке дозы внутреннего облучения пренебрегать биологическим выведением.

5. Рассчитана продолжительная (на 50 лет с момента поступления в организм) дозовая нагрузка от внутреннего облучения на различные органы и ткани человека.

6. Определена доза внешнего облучения человека, находящегося на различных расстояниях от эпицентра аварии активной зоны реактора на смешанном топливе, получение которой следует ожидать в течение 3 суток после залпового выброса активности в окружающую среду, на основании чего рассчитано допустимое время проведения СиДНР в районе возможной катастрофы.

7. Результаты исследований внедрены в служебную деятельность Отдела радиационной безопасности и Учебного центра ДГП «Институт ядерной физики» РГП НЯЦ РК, а также в учебный процесс Казахской головной архитектурно-строительной академии.

Оценка полноты решения поставленных задач. Поставленная цель работы достигнута, задачи исследования решены, результаты исследования доведены до внедрения.

Разработка рекомендации исходных данных по конкретному использованию результатов. Результаты исследования необходимы научно-исследовательским институтам, проводящим работы с плутонием, предприятиям атомной энергетики, использующим или планирующим применять уран-плутониевое топливо, промышленным организациям, производящим смешанное топливо, топливные элементы или перерабатывающим отходы обратимого цикла, и медицинским учреждениям, специализирующимся на ядерной диагностике и терапии и занимающимся лечением пострадавших от переоблучения и их реабилитацией.

Оценка технико-экономической эффективности внедрения. Известно, что уран-плутониевое топливо обладает энерговыделением, в семь раз превышающим аналогичный показатель диоксида урана. При использовании 1 кг UO₂ в качестве топлива на АЭС вырабатывается 50000 кВт·ч электроэнергии; то же количество (U_0,80Pu_0,20)O₂ характеризуется энерговыделением в 350000 кВт·ч. При цене 8,92 тенге за 1 кВт·ч электроэнергии и среднегодовом электропотреблении 1 человеком 7200 кВт·ч годовой экономический эффект от использования смешанного топлива на АЭС составит 385344 тенге (из расчёта на 1 человека).

Оценка научного уровня выполненной работы в сравнении с лучшими достижениями в данной области. В Казахстане проводились работы по изучению свойств уран-плутониевого топлива и по исследованию механизмов возможных аварий активной зоны, однако аналогичный подход к проблеме прогноза и оценки безопасности человека при аварии на реакторе со смешанным топливом до сегодняшнего дня не применялся.

 

Основные положения диссертации опубликованы в следующих работах:

 

1.     Ким Д.С., Касенов К.М. Экологическая ситуация на полуострове Мангышлак после остановки реактора БН-350 // Научный журнал «Вестник Казахской головной архитектурно-строительной академии», № 1(15) Алматы: КазГАСА, 2005. С.119-124

2.     Касенов К.М., Ким Д.С. Роль парка ядерных технологий г.Курчатова в развитии атомной энергетики и промышленности Казахстана // Материалы международной научно-практической конференции «Архитектурно-строительное образование в 21 веке. Болонская декларация и роль специалистов в устойчивом развитии городов» (3-4 марта 2005 г.) Алматы: КазГАСА, 2005. С.153-155

3.     Феофанов В.А., Ким Д.С. Radioecological conditions’ estimation in Semipalatinsk proving ground (SPG) territory after its closing // Материалы международной научно-практической конференции, посвященной 25-летию КазГАСА «Региональные проблемы безопасности жизнедеятельности» (5-6 мая 2005 г.) Алматы: КазГАСА, 2005. С.116-119

4.     Ким Д.С. Радиоактивные отходы ядерного топливного цикла
и их размещение в Казахстане // Научный журнал «Вестник Казахской головной архитектурно-строительной академии», № 4(18) Алматы: КазГАСА, 2005. С.178-181

5.     Ким Д.С. Оценка потенциальной опасности от эксплуатации реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем // Сборник материалов Седьмой международной научно-практической конференции «Актуальные проблемы безопасности жизнедеятельности». Том 1. Алматы: КазНТУ им. К.И. Сатпаева, 2005. С.258-264

6.     Феофанов В.А., Ким Д.С. Уран-плутониевый топливный цикл как экологически безопасный и перспективный ядерный топливный цикл для атомной энергетики Казахстана // Сборник материалов Седьмой международной научно-практической конференции «Актуальные проблемы безопасности жизнедеятельности». Том 1. Алматы: КазНТУ им. К.И. Сатпаева, 2005. С.148-153

7.     Ким Д.С. Сопоставление рентабельности и безопасности захоронения радиоактивных отходов в акватории Республики Казахстан // Сборник научных трудов «Безопасность жизнедеятельности» (охрана труда, защита человека в ЧС, экономические, правовые и психологические аспекты БЖД, экология). Выпуск 3. Алматы: КазНТУ им. К.И. Сатпаева, 2007. С.95-101

8.     Ким Д.С. Экологические проблемы вывода реактора БН-350 из эксплуатации // Сборник материалов Международной научно-практической конференции «Перспективы развития водо- и энергосберегающих технологий и охраны труда» (24-25 мая 2007 г.) Алматы: КазГАСА, 2007. С.153-156

9.     Ким Д.С. Современные проблемы окончательного удаления радиоактивных отходов (РАО) в космос Научный журнал «Вестник», № 3-4 (25-20) Алматы, КазГАСА, 2007. ISBN 1680-080Х (с.168-172)

10. Ким Д.С. Пути выхода из них аварийных ситуаций, возможных при выведении радиоактивных отходов (РАО) в космос // Сборник Международной научно-практической конференции «Инновационные и наукоемкие технологии в строительной индустрии» Алматы: КазГАСА, 2008.

11.  Жараспаев М.Т., Ким Д.С. Факторы, способствующие возникновению и развитию аварий на атомных реакторах // Научный журнал «Вестник КазНТУ им К.И. Сатпаева», № 6(69) Алматы, КазНТУ, 2008. ISSN 1680-9211, ноябрь 2008. С.87-90

12.  Жараспаев М.Т., Ким Д.С. Исследования роли продуктов деления в развитии аварий активной зоны, проведенные французскими учёными // Научный журнал «Вестник КазНТУ им К.И. Сатпаева», № 1(71) Алматы, КазНТУ, 2009. ISSN 1680-9211, январь 2009. С.9-12

13. Ким Д.С. Анализ процесса разрушения активной зоны атомного реактора, инициированного продуктами деления // Труды международной научно-технической конференции «Новое в БЖД» (охрана труда, защита человека в ЧС, экономические и правовые аспекты БЖД, логистика). Алматы: КазНТУ, 2009. С. 22-25

14. Жараспаев М.Т., Ким Д.С. Изучение аварийных процессов в активной зоне атомного реактора на смешанном топливе // Труды международной научно-технической конференции «Новое в БЖД» (охрана труда, защита человека в ЧС, экономические и правовые аспекты БЖД, логистика). Алматы: КазНТУ, 2009. С. 25-29

 

Түйін

 

Ким Дмитрий Спартакович

 

Аралас отынды реактордың апаты жанында ќ±тќаратын ж±мыстардыњ қауіпсіздікті бағалау және болжамдау

 

Мамандыќ 05.26.02 – «Тµтенше жаѓдайларда ќауіпсіздігі»

 

Зерттеулердің объекті жєне заты. Зерттеу объектісімен аралас уран-плутонилік отынды ядролыќ реакторлары етеді. Зерттеунің заты тірі организмніњ апаттыќ сєулеге т‰сірудіњ реакторда ќолданылатын ядролыќ отынды т‰рдыњ тєуелділігінде µзгерту зањдылығы ќ±растырады.

Ж±мыстың маќсаты – 1000 МВт энергетика ќуаттылыќ аралас уран-плутонилік отынды реакторда зардаптардыњ жоюшы ќ±тќаратын ќ±рулардыњ жеке ќ±рамѓа ќатерлі радиациялыќ ќауіп-ќатердіњ болжамдау жєне баѓалау. Қ±тќаратын ж±мыстар ќауіпсіздігініњ болжамдау белгісімен реактор белсенді аймаќтан ќоршаѓан ортада д‰ркін алып тастаудыњ радиоактивтілік компоненттілермен адамға апаттыќ ішкі сєулеге дозасын әсер ететін келеді. Араласќан отынмен реактордыњ радиациялыќ апаттыњ ошаќта шыѓарып салынушы ќ±тќаратын жєне басќа ш±ѓыл ж±мыстардыњ (ҚжБШЖ) ќауіпсіздіктің баѓалау бір рет сыртќы сєулеге дозалардың, ќайсылар негізінде наќтылы практикалыќ кепілдемелері беріледі, арналған µткізеді.

Зерттеу єдісі. Ж±мысында зерттеулердіњ комплексті єдістемесі ќолданѓан, реакторлардыњ ядролыќ ќауіпсіздігі облысында д‰ниеж‰зілік жетулердіњ аналитикалыќ шолуы ќосылѓан, атомдыќ ќ±руларда апаттар болжамдауныњ отан жєне шетелдік тєжірибе талдап ќорытуы ќосылѓан, аралас отын ‰лгілерініњ лазер ќызулау және оның булануларының спектрометриясы, тірі организмдерде радиоактивтілік заттар метаболизмініњ тєжірибелік зерттеуі, ќоршаѓан ортада белсенділік д‰ркін алып тастауынан адам сыртќы жєне ішкі сєулеге т‰сіру мµлшерлердіњ есеп-ќисабы, сонымен ќатар араласќан отынмен реакторда м‰мкін апаты зардаптардыњ жоюы жанында ќ±тќаратын ж±мыстардыњ ќауіпсіздікті баѓалау.

Ж±мыс негізгі нєтижелері.

1. Араласќан уран-плутонилік отында реактордан 5000 К-ге дейін температура жоѓарылауымен шаќырылѓан апат жанында к‰тілетін алып тастаудың изотоптыќ ќ±рамы тењестірілген; дєст‰рлі жєне баламалыќ ядролыќ отын т‰рларыныњ ‰шін мінездемелілер бµлістердіњ спектрлерімен ерекшелігі ќондырған.

2. Аралас отынды реактордыњ белсенді аймаќтан бµлінген ыдыраушылыќ µнімдерініњ тірі организмге ыќпалын жасаудыњ µткізілген зерттеулер нєтижесінде ќанѓа сорған, µкпе облысында, бауырда, ќањќада жєне басќа маталарда алып ќоюған РuO₂ саны айќын.

3. Тєжірибелер кµрсетті, не плутонийді тірі организмнің негізгі орындарынан біржола жою жылдамдығы µте аз; мынаныњ негізінде ішкі сєулеге дозасын баѓалау жанында биологиялыќ біржола жоюмен менсінбеу ±сынылѓан.

4. Адамдың єрт‰рлі органдарѓа жєне маталарѓа ішкі сєулеге т‰сіруден ±заќќа созылѓан (организмге т‰су 50 жыл кезењ) дозасын әсер ететін есептелген.

5. Аралас отынды реактордың белсенді аймағында апаттың эпиортадан єрт‰рлі ара ќашыќтыќ орнында болѓан адамдың сыртќы сєулеге т‰сіруініњ мµлшері, қайсының алуы белсенділіктіњ ќоршаѓан ортада д‰ркін алып тастаудан кейін 3 тєулік ішінде к‰туѓа ереді, айќын; мынаныњ негізінде м‰мкін апат ауданында ҚжБШЖ µткізу м‰мкін уаќыты есептелген.

Енгізу дєрежесі. Зерттеулердіњ нєтижелері ҚР ҰЯО РМК «Ядролыќ физика институты» ҚМК Радиациялыќ ќауіпсіздік бµлімініњ жєне Оќулыќ орталыќтың ќызметке, сонымен ќатар Қазаќ бас сєулет-ќ±рылыс академиясыныњ оќулыќ процеске енгізілген.

Нєтижелердіњ ќолдану арналған кепілдемелері. Адамдарѓа әсер ететін дозасын болжамдау адам организмінен радиоактивтілік заттардыњ біржола жоюымен шаралардыњ кешені келесі µњдеулердіњ артынан ќажет. Бір рет сыртќы сєулеге т‰сірудіњ дозаның баѓалау аралас отынды реактордың апат ауданында ҚжБШЖ µткізуінің ќауіпсіздік арналған практикалыќ кепілдемелері беруге р±ќсат етеді.

Ќолдану облысы. Зерттеу нєтижелері плутониймен ж±мыстар шыѓарып салушы ѓылыми-зерттеу институттерге, уран-плутонилік отынды ќолданатын немесе ќолдану жоспарлаушы атомдыќ энергетика кіріскен істерге, араласќан отынды және жаѓармайлыќ элементтерді µндіретін немесе ќайтќыш циклдіњ кетулерді µњдеуші µнеркєсіптік ±йымдарѓа және ядролыќ диагностика мен терапия арналған мамандандырушы жєне сєулеге т‰сіру сыртынан заќымданѓандардыњ емдеуді мен реабилитациясыны ш±ѓылданѓан дєрігерлік мекемелерге ќажет.

Енгізу экономикалыќ нєтижелілігі. Белгілі, не уран-плутонилік отының энергия бµлісі уран диоксидініњ ±ќсас кµрсеткішті жеті бірге асатын. Атомдыќ электрлік станцияларѓа UO₂-тің 1 килограмды ќолдану жанында 50000 кВт·сағ электрлік энергиясыныњ даѓдыланған; (U_0,80Pu_0,20)O₂-тің анау ѓой саны 350000 кВт·сағ энергия бµлісімен сипатталады. Электрлік энергиясыныњ 1 кВт·сағ ‰шін 8,92 тењге баѓа жанында жєне 1 адаммен 7200 кВт·сағ орта жылдыќ т±тынуда атомдыќ электрлік станцияларѓа араласќан отын ќолдануынан жылдыќ экономикалыќ к‰шті єсері 385344 тењге біріктіреді (1 адам үшін есеп-ќисаптан).

Зерттеу объектінің даму туралы болжамдыќ жорамалдары. Кµршілес баѓытты ѓылыми зерттеулердіњ шектерінде белсенді аймаќ апаттан ќоршаѓан орта объектілеріне арналѓан зардаптардыњ алып тастаулардыњ изотоптыќ ќ±рамының және/немесе араласќан отында атомдыќ реактор ж±мысы барысында ќ±рылушы екінші ќайтара µнімдері концентрацаяларыныњ µзгертулерімен бағалау єдістемесінің µңдеуі м‰мкін.

 

 

 

 

Resume

 

Kim Dmitriy Spartakovich

 

Forecasting and evaluation of salvage operations safety at hybrid fuel reactor breakdown

Speciality 05.26.02 – «Safety in emergency situations»

 

Object and subject of research. The object of research is a nuclear reactor operating with the hybrid uranium-and-plutonium fuel in the core. The subject of research consists of appropriateness of a living organism emergency exposure alteration depending on the type of a nuclear fuel in reactor.

The aim of the thesis is to forecast and evaluate the radiation jeopardy, threaten with lifeguard units staff winding up the consequences of breakdown on 1000 MW generating capacity reactor operating with hybrid uranium-and-plutonium fuel. The salvage operations safety forecasting guideline is a human emergency internal irradiation exposure by radioactive components of volley emission from the core into environment. The safety evaluation of salvage and other necessity works (S&ONW) carrying out in the hybrid fuel reactor radiation accident hearth, is conducted according to a single external irradiation doses on base of which there had been given the specific practical recommendations.

Analysis. In the thesis there’s been used the complex analysis policy including analytical round-up of the world-wide progress domain of reactors nuclear safety; generalization of the domestic and foreign experience on atomic plants breakdowns forecasting; laser heating of the hybrid fuel samples and its fume spectrometry; experimental in-depth study of active materials’ metabolism in living organisms; estimation of doses of human internal and external irradiation from the activity volley emission into the environment; and evaluation of the safety of salvage operations carrying out at winding up the hybrid fuel reactor possible breakdown consequences.

Main results of the thesis.

1. There’s been identified the hybrid uranium-and-plutonium fuel reactor emission isotopic composition being awaited in the case of breakdown, caused by the rise in temperature in the core until 5000 K; the difference between emission spectrums distinctive both for traditional and alternative kinds of nuclear fuel has also been determined.

2. As a result of the conducted researches of fission products educed from the hybrid fuel reactor core on a living organism there’s been determined РuO₂ quantities imbibed into the blood and laying in the pulmonary region, liver, skeleton and other tissues.

3. The experiments confirmed that the speed of plutonium removal from the basic precipitation locations is too small; due to this fact there’d been recommended to neglect the biological removal when evaluating the internal irradiation dose.

4. There’s been estimated the enduring (for 50 years since the matriculation into organism) internal irradiation exposure on various human organs and tissues.

5. There’s been defined the outlying from the hybrid fuel reactor core accident epicenter over different distances human external irradiation dose awaited during 3 days after the activity at one draught emission into environment. On the base of this result one can calculate the allowed time of S&ONW conducting in a region of possible breakdown.

Inculcation extent. The investigation results have been inculcated in the official activity of both the Radiation safety department and the Training center of the Institute of nuclear physics and in the curriculum of the Kazakh leading academy of architecture and civil engineering as well.

The results usage recommendations. Forecast of a human accident radiation exposure is necessary for the subsequent elaboration of the arrangement complex for active materials moving off the human organism. The single external irradiation dose evaluation allows to make the specific practical recommendations on S&ONW safe conducting in the hybrid fuel reactor breakdown region.

Field of application. The investigation results are necessary for scientific and research institutes conducting works with plutonium, for atomic energy enterprises using or designing usage of uranium-and-plutonium fuel, for industrial organizations either producing the hybrid fuel and fuel elements or recycling the reversible cycle wastes; and for medical establishments specializing on the nuclear diagnostics and therapy and taking up the overirradiated patients cure and their rehabilitation.

Inculcation cost-performance. It is common knowledge that uranium-and-plutonium fuel is characterized by the energy-release 7 times more than the similar index of uranium dioxide. Using 1 kg of UO₂ as APP fuel 50000 kilowatt-hour of electricity are generated; the same quantity of (U_0,80Pu_0,20)O₂ is characterized by the energy-release equal to 350000 kilowatt-hour. Near the price 8.92 tenge for 1 kilowatt-hour of electricity and the average annual power consumption 7200 kilowatt-hour per capita the benefits of the hybrid fuel APP application aggregate 385344 tenge per capita.

Forecasting estimates of the research object development. Within the adjacent scientific researches it’s possible to elaborate the method of the hybrid fuel reactor breakdown consequences for the environment according to alterations of the outliers isotopic compound and secondary products concentrations forming in the process of the hybrid fuel reactor exploitation.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Подписано в печать 20.03.2009 г.

Формат 60х84 1/16. Бумага типографская. Ризограф.

Объем 1,4 печ. л. Тираж 100 экз.

 

__________________________________________________________

 

Издание Казахской головной архитектурно-строительной академии

Издательский дом «Строительство и архитектура»

050043, г. Алматы, ул. Рыскулбекова, 28