Студопедия
Случайная страница | ТОМ-1 | ТОМ-2 | ТОМ-3
АрхитектураБиологияГеографияДругоеИностранные языки
ИнформатикаИсторияКультураЛитератураМатематика
МедицинаМеханикаОбразованиеОхрана трудаПедагогика
ПолитикаПравоПрограммированиеПсихологияРелигия
СоциологияСпортСтроительствоФизикаФилософия
ФинансыХимияЭкологияЭкономикаЭлектроника

Химический комбинат «Маяк»-Кыштымская авария 2 страница



 

begun

Стать партнером

Дать объявление

Все объявления

 

Кем Вам нужно работать?

Новый психологический тест. Узнайте близкую Вам профессию.

yestests.com • Самара

Гороскоп предупреждает

а талисман защищает! Уникальные талисманы Марии Дюваль. Удача рядом

www.mariaduval.ru

Магазин монет и подарков

Золотые, серебряные монеты. Медали. Достойный подарок! Доставка.

www.mezmat.ru • Самара

Новости на GZT.ru

Все главные новости дня, обзор происшествий, мнения экспертов

www.gzt.ru • Самара

 

Robertyni

Посмотреть профиль

Отправить личное сообщение для Robertyni

Найти ещё сообщения от Robertyni

 

27.06.2010, 21:36

# 20

chuvak

Администратор


 

Регистрация: 04.04.2009

Адрес: Москва

Сообщений: 1,541

Ядерные испытания в СССР
http://ruatom.ru/isp/

__________________

 

chuvak

Посмотреть профиль

Отправить личное сообщение для chuvak

Посетить домашнюю страницу chuvak

Найти ещё сообщения от chuvak

19.12.2010, 23:48

# 19

chuvak

Администратор


 

Регистрация: 04.04.2009

Адрес: Москва

Сообщений: 1,541

Радиоэкологические последствия других радиационных аварий

Мелких и средних аварий у более чем 400 действующих в мире реакторов было много. Если говорить о крупных авариях, нужно вспомнить аварии в Уиндскейле в 1957 г. (Великобритания) и на реакторе Тримайл-Айленд (США) в 1979.
В случае аварии на Тримайл-Айленд за пределы корпуса реактора вышло 25% радиоактивного йода, 53% цезия, но в окружающую среду за пределы внешних защитных сооружений реактора выделилось относительно небольшое количество радиоактивных продуктов.
Что касается выброса радиоактивных веществ в природную среду, то авария на ЧАЭС — самая крупная в мире.
Крупномасштабные радиационные загрязнения и облучение населения происходило в начале деятельности предприятий ядерного топливного цикла в США (Хендфордский ядерный комплекс, 1945—1956 гг.) и в СССР (Южный Урал, ПО «Маяк», 1946—56).

Схема загрязнения района р. Теча

В СССР в первые годы развития атомной отрасли аварийные ситуации на ее предприятиях явились прямым следствием масштабов, сроков и безусловной срочности достижения ядерного паритета с США. Трудности в создании и освоении технологии выделения оружейного плутония, недооценка вредного воздействия внутреннего облучения привели к значительному переоблучению персонала. В 1950 году начался интенсивный сброс радиоактивных отходов в реку Теча. Летом 1951 года, после того, как стали очевидны негативные последствия для здоровья населения, были предприняты меры по переводу сбросов в бессточное озеро Карачай. С осени 1951 года основной объем радиоактивных сбросов стал поступать в Карачай. Однако к этому времени в реку Теча было сброшено более 2.8 милллионов Ки радиоактивных веществ. Для локализации сброшенных в открытую гидросеть радиоактивных отходов было начато сооружение Теченского каскада промышленных водоемов.
Были проведены работы по переселению жителей верховьев реки и создана санитарно-защитная зона. Однако в 1957 году на ПО «Маяк» произошла крупная авария — из за несовершенства системы контроля температуры и нарушения системы охлаждения емкости с высокоактивными РАО произошел химический взрыв, в результате которого было выброшено 2 млн Ки. Загрязнению подверглись обширные территории. Потребовалась эвакуация и переселение более 12 тысяч жителей.
Образовавшийся в результате этой аварии (Кыштымская авария) Восточноуральский радиоактивный след прошел по районам Челябинской, Свердловской и Тюменской областей общей площадью более 23 тыс. кв.км.
Последняя крупная (не по ее радиологическим последствиям, а по реакции общественности на данное событие) авария произошла на Сибирском химическом комбинате.
6 апреля 1993 г. в 12 ч 58 мин по местному времени на радиохимическом заводе (РХЗ) Сибирского химического комбината произошло взрывное разрушение одного из аппаратов первого цикла по экстракции урана и плутония. При аварийном разрушении аппарата значительная часть радиоактивных веществ поступила в атмосферу через проломы стен и кровли здания. По оценкам специалистов суммарная активность выброса составила 3,09·1013 Бк, включая активность выброшенного 239Pu — 6,3·109 Бк. Таким образом, в атмосферу было выброшено около 0,6% 239Pu и около 25% β-γ-излучающих радионуклидов, содержавшихся в аппарате.
В результате аварии произошло радиоактивное загрязнение производственных помещений, крыши здания 201, территории промышленной площадки РХЗ и соседних промышленных площадок в северо-восточном направлении с постепенным уменьшением радиационного фона до 0,3 мР/ч на расстоянии 8 км.
Общая численность персонала, облучение которого связано с аварией, составляла 1946 человек. Этот контингент лиц можно разделить на три группы — свидетели аварии 160 чел (в основном технический персонал РХЗ), пожарные — 20 чел и участники работ по ликвидации последствий аварии — 1920 чел (включая 154 человека из числа свидетелей аварии).
Схема радиоактивного следа, полученная по данным наземной радиационной разведки вдоль профильных маршрутов, приведена ниже на рисунке. Юго-западнее населенного пункта Надежда и к северу от Георгиевки образовалось два «пятна» площадью примерно 1 км2 с повышенными уровнями МЭД — более 100 и 50 мкР/ч, соответственно. Более 90% площади радиоактивного следа за пределами СХК пришлось на хвойные леса. Были загрязнены угодья сельскохозяйственного предприятия «Сибиряк» (всего около 10 кв. км). Мощность дозы на сельхозугодьях не превышала 25—30 мкР/ч. Результаты последующих измерений показали, что содержание выпавших радионуклидов в растениеводческой и животноводческой продукции ко времени ее получения не достигло 3 Бк/кг и 5 Бк/кг, соответственно, что значительно ниже нормативных значений.

Источник и:
Материалы к парламентским слушаниям на тему «О радиационной безопасности» — Раздел 3.2. — с. 40



__________________

     

 

chuvak

Посмотреть профиль

Отправить личное сообщение для chuvak

Посетить домашнюю страницу chuvak

Найти ещё сообщения от chuvak

20.12.2010, 17:58

# 18

chuvak

Администратор


 

Регистрация: 04.04.2009

Адрес: Москва

Сообщений: 1,541

Авария на аэс ginna. 1982 год

Одной из основных проектных аварийных ситуаций для PWR, является разрушение трубки парогенератора. Такой случай произошел 25 января 1982 г. на расположенной в штате Нью-Йорк АЭС Ginna с двухпетлевым реактором PWR производства фирмы Westinghouse. В 9 ч 28 мин станция работала на полной электрической мощности (490 МВт). Вскоре после этого значительно упало давление в первом контуре реактора, затем почти сразу же последовали включение системы подачи воды высоко давления, остановка реактора и турбины и изоляция защитной оболочки. Компенсатор давления был опустошен почти полностью. Такое развитие событий характерно для разрушения трубки парогенератора, в результате чего вода первого контура протекает во второй конт}*р, находящийся при более низком давлении. Следуя обычной процедуре, предусмотренной для случая разрушения трубки парогенератора, операторы остановили главные циркуляционные насосы и перекрыли главные запорные вентили на паропроводе, ведущем к находящемуся под подозрением парогенератору.
Чтобы быстрее выровнять давление в первом и втором контурах и ликвидировать течь, операторы открыли разгрузочный клапан с механическим приводом, соединенный с компенсатором давления. Это позволило теплоносителю сливаться в дренажный резервуар компенсатора давления. Однако когда эта операция была завершена и оператор постарался закрыть разгрузочный клапан, то он не сработал (как на TMI-2), что вынудило оператора перекрыть запорный вентиль и, таким образом, остановить поток. Падение давления в результате открытия разгрузочного клапана вызвало мгновенное вскипание теплоносителя первого контура, в результате чего вода была выброшена в компенсатор давления и в верхней части реактора образовалась паровая полость. Эта ситуация была правильно понята и, чтобы не допустить дальнейшего развития аварии, через 2 ч после ее начала был запущен главный циркуляционный насос. Температура топлива не превысила допустимого значения.

В результате открытия разгрузочного клапана вылетел предохранительный диск компенсатора давления, и примерно 16-38 м3 воды вылилось в дренажшто систем}* здания, которая к этом}* моменту была изолирована. В этот период секции второго конт}*ра поврежденного парогенератора находились в изолированном состоянии, и в итоге давление в парогенераторе поднялось до точки срабатывания вспомогательного предохранительного клапана, в результате чего незначительное количество радиоактивных веществ, в основном криптон и ксенон, было выброшено в атмосферу.
В дальнейший период времени проводилось расхолаживание реактора, сначала путем отвода остаточного тепловыделения через неповрежденный
парогенератор, а затем, примерно через 24 ч, системой отвода остаточного тепловыделения низкого давления.
Последующее обследование парогенератора показало, что в нем находился незакрепленный дискообразный предмет массой около 1 кг. Из-за его вибрации ряд трубок парогенератора получили серьёзные повреждения, в результате чего, одна из них была разрушена, что и привело к возникновению описанной выше ситуации. Этот предмет, по-видимому, находился в парогенераторе несколько лет, после того как по небрежности был оставлен там во время проведения работ по техническому обслуживанию. В дальнейшем поврежденные трубки были заблокированы пробками и парогенератор возвращен в строй.
Операторы АЭС Ginna действовали с некоторым запаздыванием по сравнению с инструкцией для аварий этого типа. Необходимо отметить, что хотя авария на АЭС Ginna привлекла большое внимание общественности, повреждения трубок парогенераторов случались и раньше. Для примера можно назвать инцидент на реакторе PWR второго энергоблока АЭС Prairie Island, штат Орегон, произошедший 2 октября 1979 г.

__________________

     

 

chuvak

Посмотреть профиль

Отправить личное сообщение для chuvak

Посетить домашнюю страницу chuvak

Найти ещё сообщения от chuvak

20.12.2010, 17:59

# 17

chuvak

Администратор


 

Регистрация: 04.04.2009

Адрес: Москва

Сообщений: 1,541

Авария на аэс hincley point в. 1978 год

Согласно проект}-, перегрузка усовершенствованных газоохлаждаемых реакторов производится на ход}’. Во время первой перегрузки на ход}7 двух первых реакторов типа AGR на АЭС Hunterstone и Hincley Point в ряд каналов должно было быть загружено топливо вместо фиктивных топливных сборок, размещенных там при исходной загрузке реактора топливом. К ноябрю 1978 г. в эти так называемые вакантные каналы было загружено около 15 топливных сборок на АЭС Hincley Point и 20 сборок на АЭС Hunterstone.
19 ноября 1978 г. на АЭС Hincley Point производилось извлечение топливной сборки из канала 4К05 реактора Р4. Топливная сборка была поднята примерно на 3 м, затем вдруг зацепилась, и лебедка перегрузочной машины остановилась из-за перегрузки. Впоследствии операция выгрузки была закончена без дальнейших осложнений. Визуальное обследование соединительных стержней топливных сборок, извлеченных из этого канала реактора показало, что графитовые втулки, окружающие третью, четвертую и пятую топливные сборки, серьезно повреждены. В результате повреждения графитовых втулок был ограничен доступ теплоносителя к находящимся над ними топливным сборкам, так что произошел их перегрев, повлекший повреждение части топливных стержней, из которых сделана топливная сборка. Впоследствии большое количество графитовых втулок, соответствующих 4-й сборке, было извлечено из реактора во время проведения регламентированного внутриреакторного осмотра. По уровню радиационного излучения втулок можно было сделать вывод, что они никогда ранее не находились в активной зоне реактора и повреждение произошло в процессе загрузки. Сборки, которые получили повреждения, были загружены ранее в том же году в вакантные каналы при работе на 82% полной мощности. Этот инцидент вызвал сомнения в безопасности перегрузок реакторов типа AGR на ходу, и на них было наложен запрет. Для выяснения причин и обстоятельств случившегося была начата программа исследовательских работ.
Когда топливо опускается в реактор, то оно испытывает существенный удар со стороны очень сильного потока газа, проходящего через пустой канал. Как полагают, в ряде графитовых втулок топливных сборок могли быть небольшие трещины и при перегрузке на ходу из-за перепада давления произошло дальнейшее растрескивание втулок 4-й сборки. Для обнаружения трещин во втулках были разработаны соответствующие методы, которые наряду с другими усовершенствованиями были внедрены на реакторы. Перегрузки на ходу возобновились, но на пониженной мощности.

__________________

     

 

chuvak

Посмотреть профиль

Отправить личное сообщение для chuvak

Посетить домашнюю страницу chuvak

Найти ещё сообщения от chuvak

20.12.2010, 18:00

# 16

chuvak

Администратор


 

Регистрация: 04.04.2009

Адрес: Москва

Сообщений: 1,541

Авария на заводе по переработке ядерного топлива в токапмура. 1999 год

30 сентября 1999 года произошла авария, связанная с достижением критичности на перерабатывающем опытном участке завода по переработке ядерного топлива J. C. O. Co. LTD в Токаимура [15]. С 1976 года на этом заводе было обработано 170 т. гексагидрата уранилнитрата.
Производственный комплекс компании JCO в Токаимура, на котором произошла данная авария с достижением критичности, предназначен для получения порошка оксида урана, используемого в производстве тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. Для реакторов типовых атомных станций Японии используется, как и во всем мире для АЭС такого типа, уран с обогащением 4 — 6% по 235U.
Но в Японии имеется экспериментальный реактор-бридер на быстрых нейтронах. Он принадлежит корпорации Joyo и сокращенно называется реактором Joyo. Реакторы на быстрых нейтронах не могут работать на уране с 5% обогащением. Им нужен более высокообогащенный уран. В случае с реактором Joyo обогащение урана должно быть 18,8%.
Поскольку реактор Joyo является экспериментальным и, относительно, небольшим, его потребность в урановом топливе также, относительно, небольшая. Для того, чтобы обеспечить Joyo ядерным топливом заводу JCO в Токаимура достаточно было работать на полную мощность с периодичностью два месяца каждые два года. Переработка урана с обогащением 18,8% на заводе JCO в Токаимура производилась на отдельной установке (участке), которая территориально отделена от основного производства, перерабатывающего уран с обогащением около 5%. и находится в отдельном помещении.
Авария произошла в процессе производства топлива для экспериментального быстрого реактора Joyo, когда трое работников, в нарушение действующих правил, работая с раствором содержащим 16 кг урана (обогащением 18,8%), производили заливку этого раствора в осадигельный бак вручную ведрами, с грубейшими нарушениями технологии процесса
Бак имел охлаждающую рубашку, заполненную водой. Расчеты показали, что вода охлаждающей рубашки выполнила функцию нейтронного отражателя, вызывая продолжение возобновляющей критичности.
Чтобы взять ситуацию под контроль, вода из охлаждающей рубашки была выдавлена открытием задвижки на линии подачи воды в рубашку, разрушением трубопровода слива воды и газовым дутьем. И около 6.00 утра 1 октября критичность существенно снизилась. Более того, чтобы полностью устранить возможность повторного достижения критичности, раствор, содержащий бор, был залит в этот бак около 8.30 утра, что полностью устранило возможность критичности.
Трое работников получили значительную дозу нейтронного облучения и были доставлены, первоначально в Национальный госпиталь в Мито, а затем переведены в Национальный институт радиологии, где они прошли тщательное медицинское обследование. Позднее, двое из них, которые наиболее тяжело пострадали, были переведены в госпиталь токийского университета. Кроме указанных трех работников, еще 46 человек (36 из персонала JCO. и других компаний, 7 местных жителей и 3 пожарных) подверглись облучению, но в дозах не вызывающих опасения.
Поскольку к утру 1 октября уровни радиации на окружающей территории возвратились к нормальному значению, то комиссия по ядерной безопасности, основываясь на анализе данных по радиационной обстановке и их трендов, подтвердила достижение безопасного состояния. В 8.30 утра 1 октября Правительство объявило, что оно подтверждает ликвидацию критического инцидента. Соответственно, послеаварийное решение об укрытии населения на территории радиусом 10 км было снято. Однако, отмена эвакуации проживающих внутри 350 м зоны могла быть сделана только после тщательной проверки данных по мощности доз излучения и трендов по данным радиоактивного загрязнения почвы и воды из колодцев вокруг промышленных сооружений. В 6.30 утра 2 октября эвакуация была


отменена, так как после монтажа биозащиты от излучения в местах сооружения, на которых уровни радиации были все еще высоки, это решение было с необходимостью обосновано.
Общие выводы. Исследование причин возникновения различных аварий на ЯУ. последовательности событий от исходного до конечного состояния дает возможность выработки мероприятий, направленных на предотвращение и не повторение широкого класса аналогичных аварийных ситуаций за счет своевременно принятых технических и организационных мер. Задействовать все обратные связи анализа опыта эксплуатации таких сложных комплексов, какими являются современные установки, крайне важно и необходимо.
О некоторых общих тенденциях говорят проведенные исследования причин аварий с различной степенью расплавления активной зоны, которые позволили сделать следующие выводы: основная часть аварий произошла из-за недостатков конструкции и по вине операторов; в большинстве случаев аварии произошли во время технического обслуживания (включая перегрузку топлива), испытаний и во время останова реактора; почти все аварии могли быть предотвращены операторами при своевременном распознавании сигналов контрольно-измерительных приборов;
Накопление эксплуатационного опыта — это в первую очередь накопление опыта по происшедшим повреждениям и отказам. Эффективное использование опыта требует организации работы по двум направлениям: изучение последствий и выяснение причин повреждений и отказов; обобщение происходящих событий, систематизация и организация мероприятий по их предотвращению в будущем.
Поэтому ценность представляют сведения не только по конкретному поведению отдельного элемента оборудования, который может не иметь аналогов, а по принципиальным типичным явлениям и слабым местам распространенных систем. Для обобщения подобного рода информации весьма полезно широкое сотрудничество разработчиков и эксплуатационников для обеспечения надежности и безопасности ядерных объектов.
Если опыт аварий и инцидентов будет тщательно изучаться и во всей полноте учитываться при проектировании и эксплуатации ЯЭУ то принятые технические решения и эксплуатационные процедуры могут претендовать на системность, исчерпывающую полноту и гарантировать защищенность от аварий с тяжелыми последствиями.
В документах МАГАТЭ, национальных Нормах и Правилах безопасности содержится подробное описание системы технических мер и организационных мероприятий, предпринимаемых для обеспечения безопасности АЭС на стадиях проектирования, строительства, монтажа, пуска, эксплуатации и вывода из эксплуатации АЭС. Все эти меры необходимы для создания гарантий того, что при всех режимах эксплуатации и проектных авариях дозы облучения персонала и населения, концентрации радиоактивных веществ в окружающей среде будут на разумно низком уровне и не будут превосходить установленные авторитетными органами пределы.

__________________

     

 

chuvak

Посмотреть профиль

Отправить личное сообщение для chuvak

Посетить домашнюю страницу chuvak

Найти ещё сообщения от chuvak

20.12.2010, 18:01

# 15

chuvak

Администратор


 

Регистрация: 04.04.2009

Адрес: Москва

Сообщений: 1,541

Авария на аэс dawis-bess. 1985 год

9 июня 1985 г. на АЭС «Дейвис-Бесс» с PWR мощностью 906 МВт (эл.) создалась аварийная ситуация, характеризующаяся, полным прекращением подачи питательной воды в ПГ в течение 15 мин.

Исходное событие — отключился основной питательный насос. Оператор открыл впрыск воды в компенсатор объема, стремясь воспрепятствовать росту давления в первом контуре вследствие разогрева теплоносителя из-за снижения расхода питательной воды. Так как была достигнута аварийная уставка по давлению в первом контуре, аварийная защита отключила реактор. Закрылись стопорные клапаны турбины, сработали главные предохранительные клапаны. Все процессы развивались,как это и ожидалось. Однако было обнаружено, что обе главные паровые задвижки закрыты. Это были первый и второй отказы среди многочисленных нарушений в работе оборудования, имевших место в ходе развития данной аварии. Второй питательный турбонасос начал останавливаться, так как его турбина осталась без пара. Оператор, наблюдая снижение уровня в ПГ и не ожидая автоматического включения аварийных питательных насосов по низкому уровню воды в ПГ, решил инициировать их включение для того, чтобы уменьшить потерю воды из ПГ. Однако он ошибочно нажал не на те кнопки и изолировал ПГ от системы аварийной подпитки. В результате этого система аварийной подпитки не смогла выполнить возложенные на нее функции из-за отказа по общей причине. Это был третий отказ в цепи событий рассматриваемой аварии. Четвертым и пятым нарушением нормальной работы оборудования и вторым отказом по общей причине явилось последовательное отключение первого и второго аварийных питательных турбонасосов из-за превышения их оборотов. Следующими (шестым и седьмым), отказами в работе оборудования и третьим отказом по общей причине в системе аварийной подпитки явился отказ изолирующих эту систему клапанов на открытие по командам от системы автоматического управления и от кнопок дистанционного управления. К этом}* времени уровень воды в ПГ существенно снизился, а температура и давление первого контура начали быстро расти. Оператор полностью открыл впрыск в компенсатор объема для того, чтобы сдержать рост давления. Было принято решение включить пусковой питательный электронасос и с его помощью подать воду в ПГ.
Таким образом, дальнейшее развитие аварии было прекращено. В ходе этих операций в различных системах проявились еще пять отказов, в том числе отказ на закрытие разгрузочного клапана на компенсаторе объема так же, как это имело место во время известной аварии на АЭС ТМА. Однако на АЭС «Дейвис-Бесс» операторы заметили неполадку клапана и закрыли расположенный ниже по поток}7 блокировочный клапан для предотвращения дальнейшего падения давления; разгрузочный клапан оставался открытым всего 1 мин, в то время как на АЭС «Три-Майл-Айленд» — около 2,5 ч.

Авария на блоке. АЭС «Дейвис-Бесс» продолжалась до стабилизации состояния 30 мин. и за это время имело место 12 нарушений в работе различного оборудования.

__________________

     

 


Дата добавления: 2015-08-29; просмотров: 48 | Нарушение авторских прав







mybiblioteka.su - 2015-2024 год. (0.036 сек.)







<== предыдущая лекция | следующая лекция ==>