SCI Библиотека

Представлен обзор современной системы защиты населения в случае радиационной аварии, основанной на оценке опасности объекта использования атомной энергии (ОИАЭ) и соответствующей такой оценке стратегии защиты населения в случае радиационной аварии. Применение данного подхода не предполагает расчета доз облучения населения на начальном этапе принятия решения о защитных мерах, но требует оценки состояния ОИАЭ путем применения уровней действия в аварийной ситуации (УДАС) для распознавания и классификации аварийной ситуации на ОИАЭ. Применение УДАС исключает необходимость проведения на начальном этапе аварии расчета доз и их сравнения с общими критериями принятия мер защиты населения.

На начальном этапе аварийной ситуации решения принимаются исключительно на основании анализа состояния критических функций безопасности и (или) физических барьеров ОИАЭ, предотвращающих радиационное воздействие на людей и окружающую среду, а на более поздних этапах развития аварийной ситуации (после завершения формирования загрязнения территории вследствие атмосферного выброса) – на основании анализа результатов радиационного мониторинга окружающей среды с применением действующих уровней вмешательства (ДУВ).

Проанализирована действующая в настоящее время в Российской Федерации система защиты населения при радиационной аварии, использующая концепцию предотвращаемой дозы как основу для принятия решения по защите населения. Применение этой концепции требует расчета доз облучения населения на начальном этапе аварии, что в условиях запроектных аварий практически невозможно из-за отсутствия данных о характеристиках атмосферного выброса радиоактивных веществ.

Внедрение в отечественную практику системы защиты населения в случае радиационной аварии, основанной на оценке опасности ОИАЭ и применяющей оперативные триггеры – УДАС и ДУВ, – является необходимым этапом извлечения уроков из прошлых аварий на ОИАЭ.

Статья посвящена обоснованию безопасности реактора СМ и выполнению программы экспериментальных исследований при пуске после изменения компоновки нейтронной ловушки при модернизации реактора. Рассмотрена концепция изменения центральной замедляющей полости активной зоны уникальной научной установки «Высокопоточный исследовательский реактор СМ-3», позволяющая повысить безопасность реактора и существенно расширить экспериментальный объем нейтронной ловушки. В экспериментах на критической сборке получены основные данные для обоснования безопасности модернизированного реактора. Для обоснования гидропрофилирования активной зоны были определены в активационных экспериментах коэффициенты неравномерности энерговыделения в типовых ячейках активной зоны.
По завершении модернизации выполнена поэтапная загрузка топлива в активную зону и проведены экспериментальные исследования на модернизированном реакторе для уточнения его нейтронно-физических характеристик, важных для безопасности. Выполнены работы по подготовке реактора и его систем к пуску после модернизации, проведена поэтапная загрузка ТВС в активную зону. Проведена проверка чувствительности и стабильности работы каналов контроля новой аппаратуры СУЗ. Расчетно-экспериментальными методами исследованы реактивностные параметры модернизированной активной зоны реактора СМ. Определены значения эффективностей, градуировочные характеристики органов СУЗ, запас реактивности и подкритичность активной зоны. Измерены температурный и мощностной эффекты реактивности, определено значение температурного эффекта реактивности и мощностного коэффициента реактивности, оценены величины стационарного отравления нуклидами 135Xe и 149Sm.

Представлена информация об основных конструкторских решениях, принятых в ходе реализованного в АО «ГНЦ НИИАР» инвестиционного проекта Госкорпорации «Росатом» по модернизации активной зоны исследовательского реактора СМ-3. Основными целями модернизации реактора СМ-3 являлись создание новой активной зоны с улучшенными экспериментальными характеристиками и проведение замены конструкций активной зоны для продления срока эксплуатации реактора. Описаны особенности модернизированной центральной зоны уникальной научной установки – высокопоточного реактора СМ-3, выполнен сравнительный анализ ее характеристик с конструкцией,находившейся в эксплуатации с 1993 по 2019гг. В новой нейтронной ловушке удалось расположить за счет эффективного использования полезного объема 57 ячеек со сверхвысокой плотностью потока нейтронов для облучения мишеней вместо 27-ми ячеек в старой конструкции за счет исключения из конструкции активной зоны центрального компенсирующего органа (ЦКО) и создания новых органов аварийной защиты с совмещением функций ЦКО. Рассмотрены пути решения проблем, возникавших на всех стадиях реализации проекта, включая демонтаж, транспортировку и размещение на длительное хранение выработавших ресурс элементов, создание новой центральной зоны и ее установку в корпус реактора. Опыт эксплуатации реактора с новой активной зоной подтвердил правильность разработанных технических решений и продемонстрировал эксплуатационную надежность и безопасность эксплуатации реактора СМ-3.