Експлуатація АЕС супроводжується накопиченням відпрацьованого ядерного палива, яке класифікується як високоактивні ядерні відходи. Застосування сучасних технологій сухого довготривалого зберігання палива за умовах АЕС вимагає оцінки надійності обладнання, зокрема, обичайок гермокошиків з точки зору їх деградації з часом. Мета дослідження - розглянути можливість ймовірнісної оцінки надійності бетонної оболонки контейнеру сухого сховища відпрацьованого ядерного палива. Зберігання ядерного палива, що відпрацювало, передбачає створення сховищ довготривалого зберігання. Сховище з ядерним паливом розглядається як ядерна установка і потребує, відповідно до Закону України "Про використання ядерної енергії і радіаційної безпеки", оцінки його надійності на весь термін експлуатації, тривалість якого має бути не менш 50 років. Виконання такої оцінки можливо на основі побудови структурної схеми елементів технологічної схеми і їх ймовірнісних розрахунків. Дослідження побудовано на аналізі конструктивних особливостей елементів обладнання, ймовірнісних розрахунках надійності конструкції в цілому і порівнянні їх з станом обладнання, що відпрацювало певний термін. На підставі виконаної розрахункової оцінки терміну служби вентильованого контейнеру, з урахуванням умов його експлуатації, доведено, що він не перевищує 33 років. Візуальна та розрахункова оцінка стану поверхні бетону оболонки контейнеру для різної тривалості зберігання показала, що за термінк зберігання 7 - 9 років спостерігається значне тріщиноутворення, що перевищує аналогічний показник природних порід в 3 - 5 разів. Доведено залежність оцінки надійності захисної оболонки від повноти побудови функціональної структурної схеми, можливість розрахункової оцінки терміну надійної експлуатації оболонок контейнерів, виявлено деградацію поверхні оболонок контейнерів за термін менший за розрахунковий. Обчислено орієнтовне значення надійності бетонної оболонки вентильованого контейнеру зберігання. Оцінено порушення поверхневої монолітності бетонної оболонки залежно від тривалості зберігання контейнеру відпрацьованого ядерного палива. Доведено доцільність систематичних оглядів та відновлювальних робіт з поверхнями оболонок.Викладено розрахунок показників надійності системи концентрування рідких радіоактивних відходів АЕС. Як базову схему прийнято спецводоочистку трапних вод (СВО-3) блоків із реакторами ВВЕР. Мета роботи - розрахункова оцінка надійності СВО-3 як технологічної системи. Мета досягається шляхом перетворення технологічної схеми системи в структурну та визначення кількісних значень параметра потоку відмов, тривалості та ймовірності безвідмовної роботи. Побудовано структурну модель системи з урахуванням резервування та навішених елементів. Розглянуто характерні способи з'єднання елементів в системі: послідовне, одно- та дворазове постійне резервування, за однакових умов навантаження основного та резервного елементів і виконання тих самих функцій. Дані про параметри потоку відмов обладнання, що становить технологічну схему, запозичені з довідкових джерел. Присутні в схемі засоби комунікації (вентилі, фланці, трубопроводи тощо) враховані як приєднані послідовні елементи основного обладнання. Обчислено ймовірності безвідмовної роботи обладнання та виділено найбільш проблемні: насоси, випарники та теплообмінники. Визначено ймовірності безвідмовної роботи системи в цілому для ряду заданих проміжків експлуатації як відповідні добутки ймовірності безвідмовної роботи елементів, що складають систему. Показано, що за незмінності параметра потоку відмов, ймовірність безвідмовної роботи системи, що забезпечує її ефективне функціонування, збережеться в межах одного року експлуатації. Отримані результати надають можливість прогнозувати інтервали експлуатаційних і відновлювальних заходів, виділяючи найбільш проблемні елементи системи.

  Повний текст PDF - 440.444 Kb    Зміст випуску     Цитування публікації

  Якщо, ви не знайшли інформацію про автора(ів) публікації, маєте бажання виправити або відобразити більш докладну інформацію про науковців України запрошуємо заповнити "Анкету науковця"