Радиационных поверхностях

При изучении радиационных последствий обычно различают так называемые необратимые (остаточные) и обратимые (переходные) эффекты. К остаточным нарушениям относят перегруппировку атомов в решетке (образование вакансий, междоузлий, дислокаций), а также внедрение инородных атомов, например, в результате ядерных реакций. Обратимые нарушения являются следствием перехода электронов или дырок в неравновесное состояние, что обычно приводит к ионизации. Благодаря относительно большой подвижности электронов и дырок равновесное состояние быстро восстанавливается после прекращения облучения. В дальнейшем, если специально не оговаривается другое, под радиационными дефектами мы будем понимать необратимые нарушения.

результаты исследований по проблемам радиационной безопасности, выполненных в последние годы, анализ радиационных последствий и опыт ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС.

В последующем содержании раздела 3 СП АС—88 принципиальных отличий от СП АЭС—79 нет: устанавливаются санитарно-гигиенические требования (по дозовой нагрузке на население) к системам локализации радиационных последствий аварий на АЭС, аварийному облучению персонала, а также перечень вопросов, рассматриваемых в разделе «Радиационная безопасность» проекта АЭС.

Указано, что системы локализации радиационных последствий аварий на АЭС должны быть спроектированы так, чтобы при любой аварии они выполнили свое назначение и чтобы ожидаемое значение индивидуальной дозы на границе санитарно-защитной зоны и за ее пределами не превысило 30 бэр на щитовидную железу ребенка вследствие поступления 311 и других изотопов иода с вдыхаемым воздухом и 10 бэр на все тело за год в результате внешнего облучения. Приведенные максимальные значения дозовой нагрузки должны быть обеспечены даже в том случае, если авария произошла при наихудших погодных условиях для территории данной АЭС. Это серьезное требование. Выполнение его с учетом «Требований к размещению атомных станций» в части минимальных расстояний между крупными населенными пунктами и АЭС обеспечит незначительную дозо-вую нагрузку на население, однако это связано с большими материальными затратами, поэтому при расчете систем локализации радиационных последствий аварий на АЭС необходимо тщательным образом исследовать все стадии процесса выхода и распространения в пределах и за пределами АЭС радиоактивных веществ (главным образом РБГ и радиоактивных изотопов иода), чтобы, с одной стороны, не предъявлять слишком жестких требований к конструкциям и исполнению систем лока-

Впервые в Санитарные правила СП АС—88 введен раздел, содержащий требования к предупреждению аварий на АЭС и организации работ по ликвидации последствий, если авария все же произошла. Главное требование этого раздела: принятие при проектировании, строительстве, монтаже оборудования, его изготовлении и эксплуатации АЭС всех технических и организационных мер, исключающих возможность возникновения аварии или делающих вероятность ее чрезвычайно низкой. На тот случай, если все же авария произойдет, СП АС—88 требуют на каждой АЭС иметь план мероприятий по ликвидации ее последствий. План должен учитывать особенности АЭС (технологическую схему, .тип установленного реактора, тип систем локализации радиационных последствий аварий и т. п.), специфику ее региона, предусматривать тренировки персонала для отработки действий и поведения при аварии и некоторые другие мероприятия.

Показатель ущерба здоровью населения, выражаемый в сокращении продолжительности ожидаемой жизни, не является более сложным по сравнению с используемым в настоящее время, но имеет общий характер. Большая общность введенного в работе показателя ущерба выражается, например, в возможности учета заболеваемости при оценке радиационных последствий. Данные о «спектре» болезней и временном распределении их выявления и лечения позволят произвести более четкие оценки ущерба от заболеваемости.

АНАЛИЗ РАДИАЦИОННЫХ ПОСЛЕДСТВИЙ АВАРИИ С МГНОВЕННЫМ

Анализ дальнейшей судьбы летучих продуктов деления, вышедших за первый защитный барьер -- оболочки твэлов, позволяет считать, что РБГ, в какую-бы среду они ни поступили, полностью проходят в систему локализации радиационных последствий аварий (СЛА) и распределяются между прочноплотными боксами (ППБ) и башней локализации аварии (БЛА), через неплотности которых могут поступать за пределы СЛА (рис. 4). В ТК, в ППБ и других системах радиоактивные изотопы иода в молекулярной форме распределяются между паром и водой, причем коэффициент распределения консервативно принят равным 1. При истече-

Естественно, что при возникновении аварийной ситуации, превышающей по своим размерам МПА, защитные устройства АЭС могут оказаться неэффективными и последствия аварии выйдут за пределы, рассматриваемые в проекте. Поэтому в последнее время появилось мнение о необходимости анализа радиационных последствий значительно более крупных аварий — запроектных аварий (ЗА), которые не исключают возможности плавления активной зоны реактора [4, 6]. При этом под максимальной за-проектной аварией (МЗА) подразумевается авария, приводящая к максимально возможному выбросу радиоактивных веществ в окружающую среду при расплавлении твэлов и нарушении локализующих систем 4]. Очевидно, чем значительнее реально происшедшая авария будет превосходить проектную, тем ближе ее радиационные последствия могут оказаться к тем, которые оценены для МЗА.

Необходимость и достаточность проведения указанных мероприятий определяется в каждом конкретном случае на основании анализа характеризующих аварию данных, экспресс-оценки возможных радиационных последствий аварийного выброса и результатов измерений реальной обстановки в районе радиоактивного загрязнения.

При анализе радиационных последствий аварийных ситуаций на АЭС следует рассматривать три фазы протекания аварии:

пературы стенки труб. Поэтому при развитых радиационных поверхностях нагрева перегревателей в котлах с естественной циркуляцией необходимо предусматривать меры по снижению температуры пара на входе в ширму до значений безопасных по условиям работы металла.

пературы стенки труб. Поэтому при развитых радиационных поверхностях нагрева перегревателей в котлах с естественной циркуляцией необходимо предусматривать меры по снижению температуры пара на входе а ширму до значений безопасных по условиям работы металла.

Конструктивные характеристики теплообменников задаются так же и в том же объеме, что и для поверочного теплового расчета, дополнительно задаются 'плотность и теплоемкость металла разделяющей стенки, данные по трубопроводам и наружной стенке. Информация из теплового расчета включает в себя значения параметров и расход сред во входном и выходном сечениях, коэффициенты теплоотдачи, скорость дымовых газов. В процессе подготовки исходных данных для динамического расчета теплообменников необходимо определять производные термодинамических функций состояния рабочей среды а*, р*, Ср, di/dp в различных сечениях пароводяного тракта, коэффициенты теплоотдачи eta в радиационных поверхностях и ряд других коэффициентов i, г, значения которых не определяются в тепловых расчетах парогенератора по нормативному методу.

При электрическом или ядерном нагреве (кипящие водяные реакторы) независимой переменной служит тепловой поток. Практически это имеет место и в радиационных поверхностях нагрева обычных парогенераторов. Тогда при тепловой нагрузке, превышающей нагрузку в точке В, произойдет резкий скачок Д / по пунктирной прямой в точку D, связанный с переходом к устойчивому пленочному кипению. Температура теплоотдающей поверхности возрастает настолько, что может наступить и часто наступает расплавление или разрыв металла. Впрочем, бывают случаи, когда катастрофических последствий наступление пленочного кипения не имеет. Не говоря о возможности применения достаточно тугоплавких металлов, следует учитывать, что температурный скачок на поверхности нагрева не очень велик при давлениях, близких к критическому (в термодинамическом смысле), а также при кипении криогенных жидкостей, спиртов и некоторых других веществ.

Характерной формой плотных шлаковых отложений, образующихся преимущественно на радиационных поверхностях нагрева при сжигании пылевидного топлива, является плотная, иногда стекловидная корка. На рис. 18-1 показана зашлакованная стена пылеугольной топки в области горелок.

В опыте № 4 было зафиксировано изменение расхода топлива на 1,5 т/ч, что составляет около 6,5% от общего расхода топлива на корпус. Но фактически, если судить по изменению тепловосприя-тия поверхностей нагрева, возмущение было значительно большим. В самом деле, температура перед дополнительным впрыском Гдоп.впр снизилась на 70° С, что соответствует уменьшению энтальпии пара в этой точке на 50 ккал/кг. Общее приращение энтальпии воды и пара на участке «вход в экономайзер — дополнительный впрыск» равно 628 ккал/кг (»'ДОп.впр=822 ккал/кг, ?п.в = 194 ккал/кг), а в радиационных поверхностях нагрева — меньше 500 ккал/кг. Следовательно, указанное возмущение составляет около 8% от общего приращения энтальпии и более 10% от приращения энтальпии пара только в радиационных поверхностях.

При сверхкритическом давлении котлы с естественной циркуляцией :воды не могут работать. Применяются прямоточные котлы, .в которых, однако, иногда обеспечивают рециркуляцию рабочей среды в отдельных радиационных поверхностях нагрева (см., например, рис. 3-12).

Таким образом, оказывается возможной значительная интенсификация теплообмена на радиационных поверхностях нагрева путем периодической обдувки экранов, не .допускающей стабилизации отложений. Повышение эффективности^ обдувки на пылеугольных котлах может быть достигнуто, в частности, повышением температуры экранов -до рабочего значения растопкой котла на газе, при которой замедляется скорость начального загрязнения, а также уменьшаются прочность и толщина слоя осевшей золы.

Рис. 7.3. Структурная схема, отражающая динамику процессов передачи тепла в конвектийных и радиационных поверхностях нагрева (котел разделен яа радиационную и коввективную части).

при радиационных поверхностях