Journal Issue: Глобальная Ядерная Безопасность
Загружается...
Volume
2025
Number
2
Issue Date
Journal Title
Глобальная ядерная безопасность
Journal ISSN
2305-414X (Print)
Том журнала
Том журнала
Глобальная Ядерная Безопасность
Глобальная ядерная безопасность (2025)
Статьи
Публикация
Открытый доступ
Организация действий персонала АЭС при сейсмических воздействиях: опыт площадки АЭС «Аккую» после землетрясений 6 февраля 2023 года
(НИЯУ МИФИ, 2025) Зайкин, И. И.; Рясный, С. И.
Представлены данные по опыту функционирования площадки АЭС «Аккую» в условиях разрушительных землетрясений в Турции 6 февраля 2023 года. В соответствии с реакцией персонала площадки АЭС «Аккую» на землетрясения рассмотрены подходы к организации действий персонала при сейсмических воздействиях в соответствии с действовавшими на тот момент локальными нормативными документами. Приведен обзор международного опыта по нормативному регулированию в части реагирования персонала АЭС на землетрясения и сравнение с российскими подходами. Выявлены нормативные и организационные пробелы в части реагирования персонала как в локальных нормативных документах АО «Аккую Нуклеар», так и в действующих на АЭС российских нормативных документах. При анализе практики стран с развитой ядерной отраслью подтверждена необходимость наличия четких и гибких процедур реагирования даже при сейсмических воздействиях, не достигших проектного уровня. В целях устранения выявленных организационных проблем разработаны и внедрены мероприятия по доработке локального регламента «Действия по выполнению предупредительных мер при угрозе возникновения чрезвычайных ситуаций на площадке АЭС «Аккую» путем включения в него мер по реагированию и действиям персонала. Предложены меры по совершенствованию сейсмического мониторинга на площадке, впервые закрепившие механизм срочного оповещения о зарегистрированных сейсмических колебаниях при ускорении грунта ≥0,01g на площадке АЭС «Аккую» или в городе массового проживания персонала в течение одного часа после события. Предложены инженерно-организационные меры по повышению уровня защищенности персонала и оборудования. Отмечено, что российские федеральные нормы НП-064-17, ориентированные на учет параметров воздействия при проектировании и эксплуатации, не охватывают аспекты реагирования на сейсмические события малой и средней интенсивности. Обоснована необходимость доработки нормативной базы путем дополнения норм НП-064-17 в части формализации уровней реагирования и оповещения персонала при таких сейсмических событиях, что позволит стандартизировать действия персонала и предотвратить неоправданные риски.
Публикация
Открытый доступ
Пустотный эффект реактивности в многоцелевом тестовом исследовательском реакторе МТИР-СКД
(НИЯУ МИФИ, 2025) Лапин, А. С.; Волков, Ю. Н.; Субботин. С. А.; Волков, Юрий Николаевич; Субботин, Станислав Анатольевич
В данной работе рассматривается проблема положительного пустотного эффекта реактивности для реакторов, работающих в быстром спектре нейтронов, в частности для реактора ВВЭР-СКД. Актуальность исследования обусловлена необходимостью обеспечения безопасности данных реакторов в условиях запроектных аварий. Исследование фокусируется на применении реактора МТИР-СКД как экспериментальной платформы для анализа пустотного эффекта реактивности. Показано, что изменение состава топлива и отражателей позволяет получать пустотный эффект реактивности различного знака. На первом этапе работы с реактором предполагается реализация отрицательного пустотного эффекта реактивности для гарантии безопасности, в дальнейшем возможно его изменение на положительный. В первой части работы проведены расчеты балансов нейтронов, выявляющие механизмы формирования пустотного эффекта реактивности. Результаты показывают, что стальной отражатель и изотоп плутония-240 существенно влияют на положительный пустотный эффект реактивности. Также обсуждаются варианты достижения отрицательного и нулевого пустотного эффекта реактивности, а также достижения положительного эффекта с использованием высокофонового плутония, что исключает риск неуправляемого разгона реактора. Полученные результаты могут послужить основой для обоснования безопасной эксплуатации реактора ВВЭР-СКД с положительным пустотным эффектом реактивности. Данная работа имеет как научное, так и практическое значение для разработки и проектирования безопасных ядерных реакторов нового поколения, обеспечивающих надежное управление реактивностью в различных эксплуатационных условиях.
Публикация
Открытый доступ
Разработка и проектирование вентиляторной градирни АЭС
(НИЯУ МИФИ, 2025) Синятникова, С. С.; Бакланов, М. М.; Бурдаков, С. М.; Заяров, Ю. В.
Одним из методов повышения надежности эксплуатации объектов атомной энергетики является повышение эффективности работы системы контурного охлаждения реакторно-энергетического оборудования (РЭО) атомных электростанций (АЭС). Важнейшим элементом системы контурного охлаждения является башенная испарительная градирня (БИГ). Эффективность ее работы очень сильно зависит от климатической обстановки при эксплуатации в южных, тропических условиях Российской Федерации и за рубежом, особенно в условиях мирового глобального потепления и развития атмосферного парникового эффекта. Для компенсации климатического фактора эксплуатации стандартной конвекционной градирной установки, возможно дополнительно вводить охлаждающие мощности в виде малогабаритных, высокоэффективных вентиляторных градирен (ВИГ) с принудительным охлаждением. Исходя из существующих проектных решений для обеспечения стабильной работы охладительной системы РЭО необходимо установить 10-15 ВИГ около одной БИГ, в связи с чем появляется потребность в разработке отдельных фундаментов и проведение особых земляных работ для каждой ВИГ. В дополнении к вышесказанному, ВИГ – система, с потенциалом в модернизации оборудования (оросителей, двигателей, рабочих колес, водоуловителей), что может привести к увеличению постоянных или динамических, в основном, вибрирующих нагрузок от работы вентиляторов, уменьшая несущую способность фундамента. Во избежание снижения несущей способности, а также его перегрузки, необходимо провести мероприятия по его усилению в соответствие с нормативно-техническими требованиями. В рамках данной работы был проведен анализ нагрузок действующих на фундамент ВИГ, разработана его расчетная схема. На основании литературного обзора предложено два альтернативных варианта усиления фундамента ВИГ для обеспечения перспективного апгрейта оборудования с увеличенным весом. На основании анализа разработанной расчетно-аналитической модели определено, что нагрузки с центра фундамента, благодаря предложенным вариантам усиления фундамента ВИГ, перераспределились по краям, уменьшив максимальное нагружение в 5 раз. Показано, что второй вариант усиления арматурной сеткой выигрывает экономически, по сравнению с первым вариантом (усиление сортовыми, прокатными элементами), удешевляя проведение работ по разработке фундамента в 1,2 раза.
Публикация
Открытый доступ
Радиационная обстановка и дозы облучения в Российской Федерации
(НИЯУ МИФИ, 2025) Костерев, В. В.; Цовьянов, А. Г.; Сивенков, А. Г.; Журавлева, В. Е.; Костерев, Владимир Викторович
Статья содержит информацию о радиационной обстановке и дозах облучения населения, а также профессиональном облучении в 2022 г. на территориях, обслуживаемых ФМБА России. Анализируется радиационная обстановка и дозы облучения населения за счет естественного и техногенно измененного радиационного фона. Приводятся данные по облучению персонала групп А и Б предприятий, включая АЭС. Ни в одном из контролируемых регионов не наблюдалось превышения предельно допустимых уровней радиоактивного загрязнения воздуха и воды открытых водоемов в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения. Приведено распределение численности персонала, работающего с источниками ионизирующего излучения или подвергающегося воздействию ионизирующих излучений по дозовым интервалам учета индивидуальных доз облучения, а также значения коллективной дозы. Основное количество персонала 58965 человек (67.5%) получило дозы облучения до 1 мЗв. Анализируется внешнее и внутреннее облучение персонала отечественных АЭС, для чего приводятся данные по средним значениям, медианам, модам, стандартным отклонениям, квантилям, коэффициентам вариации эффективных доз и коллективным дозам. По сравнению с 2017 г. у большинства АЭС коллективная доза незначительно уменьшилась. Средняя доза по сравнению с 2017 г. для большинства АЭС значимо не изменилась. Представлена информация о структуре, количестве рентгенорадиологических процедур по видам и группам органов, коллективной и средней дозе облучения пациентов для различных процедур в 2022 г. на территориях, обслуживаемых ФМБА России. В количественном соотношении преобладают флюорограммы органов грудной клетки. Приведена структура медицинского облучения пациентов в 2022 году. Наибольший вклад в коллективную дозу дает компьютерная томография – 75.01% при вкладе по количеству процедур в 6.25%. Проводится сравнение данных по радиационной обстановке и дозовым нагрузкам в РФ, полученным в 2022 г., с аналогичными данными для других лет.
Публикация
Открытый доступ
Расчетное моделирование нейтронно-физических характеристик активной зоны водо-водяного реактора с изменяемым спектром нейтронов
(НИЯУ МИФИ, 2025) Кускеев, И. Ш.; Семишин, В. В.; Лебедева, Е. А.; Столотнюк, Я. Д.
Представлена расчетная оценка нейтронно-физических характеристик активной зоны водо-водяного реактора с изменяющимся спектром нейтронов. Использован нейтронно-физический модуль ПС DESNA-7, предназначенный для трехмерного моделирования активной зоны в двухгрупповом покассетном приближении. Расчет нейтронно-физических сечений проводился в ПС САПФИР-95.1. Разработаны модели тепловыделяющих сборок (ТВС) с направляющими каналами под размещение поглощающих элементов или подвижных вытеснителей, формирующих две активные зоны с одинаковой тепловой мощностью и различными способами регулирования реактивности: борным и спектральным (с частичным борным). Для частичной компенсации избыточной реактивности применялись тепловыделяющие элементы с гадолинием (ТВЭГ) в виде Gd2О3 с концентрацией 5 % весовых. В качестве материала вытеснителей применен оксид урана UO2 (уран с природным содержанием U5). Рассмотренные два способа извлечения вытеснителей: линейное перемещение в процессе кампании и полное извлечение вытеснителей (неподвижных с начала кампании) на 326 сутки не приводят к существенному изменению критической концентрации борной кислоты. Показано, что применение спектрального регулирования позволяет снизить концентрацию борной кислоты в теплоносителе на 35 процентов. Показано, что коэффициенты реактивности по температуре топлива, теплоносителя, плотности теплоносителя увеличиваются по модулю в процессе кампании, сохраняя свой знак. Величина коэффициента реактивности по концентрации борной кислоты в первом контуре реактора, зависящая от водо-уранового отношения уменьшается по модулю. Максимальное значение коэффициента неравномерности энерговыделения по высоте активной зоны со спектральным регулированием составило 1,6. Рассмотрена возможность использования в качестве органов аварийной защиты поглощающих стержней, размещенных в направляющих каналах ТВС.