- •Г.Димитровград
- •Содержание
- •1. Основы ядерной физики 7
- •2. Основы дозиметрии 17
- •3. Методы регистрации ионизирующего излучения 33
- •4. Основные понятия об атомных станциях 40
- •5. Радиационная безопасность и радиационный контроль 54
- •Термины и определения
- •6. Методики выполнения измерений переносными приборами 75
- •7. Защита от ионизирующих излучений 89
- •Основы ядерной физики
- •Строение атома и атомного ядра
- •Радиоактивный распад элементов
- •1.2.1 Радиоактивность
- •1.2.2 Превращения атомных ядер
- •Ядерные реакции
- •1.3.1 Деление ядер и управляемая цепная ядерная реакция
- •2. Основы дозиметрии 17
- •3. Методы регистрации ионизирующего излучения 33
- •4. Основные понятия об атомных станциях 40
- •5. Радиационная безопасность и радиационный контроль 54
- •6. Методики выполнения измерений переносными приборами 75
- •7. Защита от ионизирующих излучений 89
- •1.3.2 Термоядерные реакции
- •Основы дозиметрии
- •Виды ионизирующих излучений
- •Основные понятия радиоактивности
- •2.2.1 Закон радиоактивного распада
- •2.2.2 Активность
- •Взаимодействие ионизирующего излучения с веществом
- •2.3.1 Взаимодействие гамма-излучения с веществом
- •2.3.2 Взаимодействие нейтронов с веществом
- •2.3.3 Взаимодействие альфа-частиц с веществом
- •2.3.4 Взаимодействие бета-частиц с веществом
- •Выбор защитных материалов
- •Понятия о дозах внешнего и внутреннего облучения
- •Основные пределы доз
- •Биологическое действие ионизирующих излучений
- •2.6.1 Радиационная опасность излучений и их источников
- •2.6.2 Острые поражения и отдаленные последствия облучения ионизирующим излучением
- •Методы регистрации ионизирующего излучения
- •Ионизационный метод
- •2.2.1 Ионизационные камеры
- •2.2.2 Газоразрадные счетчики
- •2.2.3 Полупроводниковые детекторы
- •Сцинтилляционный метод
- •Люминесцентный метод
- •Основные понятия об атомных станциях
- •4.1 Классификация атомных станций по назначению
- •4.2 Классификация аэс по числу контуров
- •4.3 Классификация аэс по типу реактора
- •4.4 Основное оборудование отечественных аэс
- •4.4.1 Основное оборудование аэс с реакторами ввэр
- •4.4.2 Основное оборудование аэс с реакторами рбмк
- •4.4.3. Основное оборудование аэс с реакторами бн
- •4.5 Обеспечение безопасной работы аэс
- •Радиационная безопасность и радиационный контроль Федеральный закон “Об использовании атомной энергии”
- •5.1 Нормы радиационной безопасности – нрб-99/2009
- •5.2 Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности – оспорб-99/2010
- •5.3 Основы дозиметрического контроля
- •5.3.1 Автоматизированный комплекс индивидуального дозиметрического контроля акидк-301
- •5.3.2 Индивидуальные электронные дозиметры гамма- и рентгеновского излучения дкг-ат2503/2503а
- •5.4 Оборудование радиационного контроля на аэс
- •5.4.1 Стационарная система контроля радиационной безопасности
- •5.4.1.1 Блоки и устройства детектирования акрб
- •5.4.2 Автоматизированная система радиационного контроля ниц сниип
- •5.5 Радиационный технологический контроль
- •5.6 Сбор, транспортировка и захоронение радиоактивных отходов
- •5.7 Дезактивация
- •5.7.1 Дезактивация оборудования и помещений
- •5.7.2 Дезактивация спецодежды
- •5.7.3 Дезактивация кожных покровов тела
- •Методики выполнения измерений переносными приборами
- •6.1 Контроль мощности дозы и плотности потоков излучений
- •6.1.1 Дозиметр-радиометр мкс-ат1117м
- •6.2 Контроль радиоактивного загрязнения поверхностей
- •6.2.1 Контроль радиоактивного загрязнения методом мазков
- •6.2.2 Контроль радиоактивного загрязнения приборами
- •6.3 Контроль загрязнения спецодежды и кожных покровов
- •6.4 Измерения радиоактивных газов и аэрозолей
- •6.5 Контроль радиоактивных газов
- •6.6 Контроль радиоактивных аэрозолей
- •6.6.1 Аэрозольно-газовый радиометр рв-4 "Дымка"
- •6.7 Измерение активности жидкости радиометром ржб-11п
- •Защита от ионизирующих излучений
- •7.1 Средства индивидуальной защиты
- •7.2 Элементы расчетов радиационной защиты
- •7.2.1 Расчет защиты от альфа- и бета-излучения
- •7.2.2 Расчет защиты от фотонного излучения
- •7.2.3 Расчет защиты от нейтронов
- •Список литературы
4.4.2 Основное оборудование аэс с реакторами рбмк
Реакторы типа РБМК наряду с реакторами ВВЭР нашли широкое применение на АЭС в СССР.
Рис. 4.3 Контур многократной принудительной циркуляции реактора РБМК-1000:
1 - барабаны-сепараторы; 2 - всасывающий коллектор ГЦН; 3 - ГЦН; 4 - напорный коллектор ГЦН;
5 - РГК
Для РБМК система реакторного контура, которую еще называют контуром многократной принудительной циркуляции (КМПЦ), существенно сложнее, чем для ВВЭР. На рис. 4.3 изображена правая половина реакторной установки, включающая два барабана-сепаратора диаметром 2300 мм и длиной 30 м. Питательная вода поступает по двум трубам диаметром 400 мм в коллекторы двух барабанов-сепараторов. Смешиваясь с реакторной водой, она по 24 опускным трубам диаметром 300 мм поступает во всасывающий коллектор диаметром 900 мм и по четырем линиям диаметром 750 мм из него подается к четырем ГЦН, откуда поступает в напорный коллектор ГЦН и из него в 22 раздаточных групповых коллектора (РГК) диаметром 300 мм. Из них по 836 трубам диаметром 50 мм, называемым нижними водяными коммуникациями (НВК), питательная вода поступает в реактор. В связи с парообразованием в реакторе объемы теплоносителя существенно возрастают и от диаметра 50 мм каждый канал переходит к диаметру 70 мм. По трубам этого диаметра, называемым пароводяными коммуникациями (ПВК) пароводяная смесь поступает в барабаны-сепараторы. Осушенный пар отводится к турбинам, а реакторная вода, смешиваясь с питательной, снова поступает в КМПЦ.
Реактор расположен в бетонной шахте размером 21,6 х 21,6 м и высотой 25,5 м, которая тоже намного больше, чем для реактора типа ВВЭР-1000.
Реакторы типа РБМК уже на первых блоках (Ленинградская АЭС) имели единичную мощность 1000 МВт. В 11-й пятилетке вступили в строй первые энергоблоки АЭС с более мощными реакторами РБМК-1500 (табл. 4.2). Особенно следует отметить, что размеры активной зоны сохраняются прежними, а подъем мощности обеспечивается за счет роста интенсивности теплообмена при помощи специальных интенсификаторов.
Преимущество канального варианта — важная для эксплуатации реакторной установки возможность перегрузки на ходу. Специальная машина для перегрузки стыкуется с каналом той ТВС, которая подлежит замене, при полном рабочем давлении. Заменяемая сборка извлекается и вместо нее устанавливается свежая. Предусмотрено непрерывное охлаждение перегрузочной машины. Ежесуточно перегружается 2—3 ТВС.
На АЭС с реактором РБМК-1000 установлены восемь ГЦН типа ЦВH-8 по четыре на каждую половину реактора (по три работающих и одному резервному). Все ГЦН каждой половины работают с общим всасывающим и общим напорным коллектором (см. рис. 4.3).
На действующих в настоящее время блоках АЭС с реакторами БМК-1000 и РБМК-1500 установлено по две турбины на каждый блок мощностью соответственно по 500 и 750 МВт.
Таблица 4.2
Основные характеристики АЭС с реакторами РБМК
