border

Главное меню
Основы
Развитие ядерной энергетики в мире
Ядерная энергия как источник электроэнергии
Судовые реакторы
Использование высокотемпературной теплоты ядерных реакторов
Получение водорода
Экономические аспекты ядерной энергетики
Стоимость производства электроэнергии
Коэффициент использования мощности АЭС
Основы ядерной физики
Упругое рассеяние
Неупругое рассеяние
Захват нейтрона
Деление ядер
Выделение энергии при делении ядер
Постоянная распада и период полураспада
Мгновенные и запаздывающие нейтроны
Остаточное тепловыделение в реакторе
Поток нейтронов и скорость ядерных реакций
Пространственное распределение потока нейтронов в активной зоне реактора
Выгорание топлива и образование продуктов деления
Коэффициент конверсии и воспроизводства
Коэффициент конверсии и эффективность использования топлива
Источники активности в реакторе
Реактивность и нестационарные условия работы реактора
Температурный коэффициент реактивности, связанный с эффектом Доплера
Коэффициенты реактивности замедлителя и теплоносителя
Температурный коэффициент реактивности конструкционных материалов
Изменение реактивности реактора
Качественное описание поведения реактора
Введение (ядерный топливный цикл)
Потребность в уране реакторов различного типа
Мировые запасы урана
Производство урана
Запасы тория
Потребности в уране и его запасы
Получение концентрата, чистых соединений, преобразование урана
Обогащение урана (введение)
Схемы заводов по обогащению урана
Обогащение урана газодиффузионным методом
Центрифужный метод обогащения
Аэродинамические методы
Усовершенствованные методы разделения
Оптимальное содержание урана в отвале
Производство топлива
Легководные реакторы
Реакторы с водой под давлением
Активная зона
Система охлаждения
Защитная оболочка
Системы регулирования
Система безопасности
Аварийная остановка реактора
Система аварийного электропитания
Система аварийной подачи питательной воды
Система аварийного охлаждения
Герметизация защитной оболочки
Активная зона, корпус давления и система охлаждения
Системы безопасности
Система аварийного охлаждения и отвода энергии остаточного тепловыделения
Тепловые газоохлаждаемые реакторы
Усовершенствованные газоохлаждаемые реакторы
Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы
Реактор HTGR с призматическими ТВС
Реактор HTR с шаровыми твэлами
Основы безопасности
Система управления и защиты
Отвод энергии остаточного тепловыделения
Основные аварии
Тяжеловодные реакторы
Реактор с тяжелой водой под давлением CANDU
Регулирование реактивности
Система аварийного охлаждения
Системы безопасности
Тепловые реакторы-размножители
Гомогенные реакторы-размножители
Легководные реакторы-размножители LWBR
Роль реакторов размножителей на быстрых нейтронах
История развития быстрых реакторов-размножителей
Конструкция активной зоны
Энергетическое и пространственное распределения нейтронов
Коэффициенты реактивности и контроль реактора
Доплеровский коэффициент реактивности
Температурный коэффициент реактивности теплоносителя
Температурные коэффициенты реактивности топлива
Характеристики запаздывающих нейтронов
Технические аспекты быстрых реакторов-размножителей с натриевым охлаждением
"Суперфеникс" - промышленный быстрый реактор с натриевым теплоносителем
Активная зона и зоны воспроизводства
Корпус реактора и циркуляция натрия в первом контуре
Второй контур охлаждения и парогенераторы
Вопросы безопасности АЭС с реактором LMFBR
Принцип многократного барьера
Система управления и защиты
Отвод энергии остаточного тепловыделения и аварийное охлаждение реактора LMFBR
Внутриреакторный контроль и предотвращение распространения аварий
Конструкция первого контура и корпуса реактора
Возгорание натрия
Взаимодействие натрия с водой в парогенераторе
Гетерогенные зоны реактора LMFBR
Активные зоны реактора LMFBR с усовершенствованным топливом
Газоохлаждаемые быстрые реакторы
Однократный (открытый) топливный цикл
Замкнутый ядерный топливный цикл
Плутониевый рециклинг
Торий-урановый топливный цикл
Сравнение различных типов реакторов-конвертеров
Выбор топливного цикла для реакторов-размножителей
Уран-плутониевый топливный цикл
Торий-урановый топливный цикл
Расход природного урана при различных сценариях развития ядерной энергетики
Выгрузка и хранение отработавшего топлива
Перевозка отработавшего топлива
Промежуточное хранилище отработавшего топлива
Уран-плутониевый топливный цикл
Переработка отработавшего топлива из диоксида урана
Разделка ТВС и растворение топлива
Газовая очистка и удержание газообразных продуктов делений
Химическое отделение урана и плутония
Модель потоков масс радиоактивных материалов в установке по переработке топлива
Составляющие активности отработавшего топлива и радиоактивных отходов
Повторное использование плутония и урана
Преобразование нитрата плутония в оксид плутония
Преобразование уранилнитрата в оксид урана
Производство оксидного топлива
Состояние технологии переработки уранового топлива
Опыт переработки и изготовления смешанного оксидного топлива
Конструктивные меры безопасности перерабатывающих установок
О безопасности заводов по изготовлению твэлов из смешанного оксидного топлива
ТОРИЙ-УРАНОВЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ
Разделка ТВС
Торекс-процесс
Производство уран-ториевого топлива
Уран-плутониевый топливный цикл быстрых реакторов размножителей
Составляющие времени внешнего топливного цикла LMFBR
Потоки масс в модели топливного цикла LMFBR
Составляющие активности отработавшего топлива LMFBR
Переработка топлива LMFBR
Производство топлива для LMFBR
Переработка и повторное производство топлива для LMFBR
Обработка радиоактивных отходов
Отверждение и хранение жидких отходов высокой удельной активности
Отверждение и хранение твердых отходов высокой удельной активности
Обработка отходов средней удельной активности
Обработка других отходов
Объемы отходов переработки топлива, предназначенных для хранения
Радиоактивные отходы при переработке уран-ториевого топлива
Радиоактивные отходы при переработке уран-плутониевого топлива LMFBR
Отходы на других этапах топливного цикла
Отходы при переработке урановой руды
Отходы при очистке, конверсии и обогащении урана
Отходы при изготовлении твэлов и эксплуатации АЭС
Захоронение отходов в глубоких геологических формациях
Непосредственное захоронение отработавших ТВС
Воздействие радиоактивных захоронений на безопасность и здоровье населения
Выбросы и радиационное воздейстзие радиоактивных продуктов
Тритий, углерод-14 и криптон
Радионуклиды йода
Стронций и цезий
Нуклиды плутония
Прочие радиологически существенные нуклиды
Доза ионизирующего излучения
Допустимые уровни радиационного воздействия
Выбросы радионуклидов и радиационное воздействие на различных этапах топливного цикла
Радиоактивные загрязнения при добыче и переработке урановой руды
Радиационное воздействие на урановых рудниках и заводах по переработке руды
Получение UF6, обогащение и изготовление топлива
Выбросы радиоактивных продуктов на АЭС
Выбросы радиоактивных продуктов из реакторов
Сравнение радиоактивных выбросов на реакторах PWR и BWR
Сравнение радиоактивных выбросов на реакторах PWR и BWR
Радиоактивные выбросы на реакторах LMFBR, CANDU и HTGR
Дозы облучения населения в результате радиоактивных выбросов АЭС
Переработка облученного топлива и обработка радиоактивных отходов
Радиоактивные выбросы на комбинате по переработке облученного низкообогащенного топлива из UO2
Оцененные радиоактивные выбросы на комбинате по переработке смешанного облученного топлива PUO2/UO2
Радиационное воздействие комбината по переработке, топлива и радиоактивных отходов
Длительное накопление трития, 85Кr и 14С
Оценка риска связанного с эксплуатацией ядерных реакторов
Основные понятия (оценка риска)
Метод деревьев событий
Анализ деревьев отказов
Инициирующие события
Инициирующие события
Разрушение защитной оболочки
Радиоактивные выбросы
Внешние события
Моделирование распространения радиоактивных выбросов и облучение населения
Результаты анализа деревьев событий и деревьев отказов
Исследование риска в ФРГ
Изучение безопасности реакторов в США
Оценки риска с учетом последних данных по отказам
Исследования риска, связанного с эксплуатацией реакторов других типов
Исследование риска эксплуатации установок топливного цикла
Риск от объектов ядерной энергетики и других технических систем


Исследование риска в ФРГ Печать
Автор Сергей   
30.01.2008 г.
Частота одного раннего летального исхода из-за возможной аварии с расплавлением активной зоны при эксплуатации указанных 25 реакторов равна приблизительно 7 • 10-6 за год. Если эту частоту отнести к 1 реактору • году, то она окажется в 25 раз меньше, т. е. составит приблизительно 3 • 10-7. Из сравнения последнего значения с отнесенной к реактору году суммарной частотой аварий с расплавлением активной зоны следует, что один ранний летальный исход может быть менее чем в 1% случаев таких тяжелых аварий. Это объясняется, с одной стороны, тем, что только в результате быстрых выбросов после расплавления активной зоны радиоактивность таких выбросов будет достаточно высокой. С другой стороны, только при определенных погодных условиях (например, выпадение осадков) концентрация радиоактивных продуктов может в некоторых местах возрасти до значений, достаточных для того, чтобы вызвать ранний летальный исход.
Большое число ранних летальных исходов окажется в случае, когда значительный выброс радиоактивных продуктов произошел на территории с высокой плотностью населения, ветер дул в сторону наиболее густонаселенного сектора и на этот сектор выпали осадки, что создало на поверхности земли высокую концентрацию радиоактивных веществ. Исследования показали, что максимально возможное число ранних летальных исходов, приблизительно равное 16600, соответствует радиоактивным выбросам в авариях категории 1 и вероятность такого события составляет примерно 5 • 10-10 за год. Если исключить из рассмотрения выбросы категории 1 (паровой взрыв), то в результате остальных аварий максимальное число ранних летальных исходов составит примерно 5700 с вероятностью 1,4 • 10-10 в год.
При исследованиях риска в ФРГ делалась попытка количественной оценки полученных результатов.
Поздние летальные исходы возможны при любой дозе, поскольку в соответствии с положением МКРЗ (1977 г.) принята концепция беспороговой линейной зависимости доза—эффект. Поэтому поздние летальные исходы, в отличие от ранних, не ограничиваются только теми случаями, когда радиационное поражение произошло в непосредственной близости от места аварии. Максимально возможное число поздних летальных исходов составляет около 107 000 и соответствует радиоактивным вырросам аварии первой категории (расплавление активной зоны с последующим паровым взрывом). Если исключить из рассмотрения паровой взрыв, то максимальное число
летальных исходов снизится до 35 000. Однако необходимо отметить, что значительная часть поздних летальных исходов (от 16 до 90% в зависимости от категории радиоактивного, выброса) обусловлена низкой дозой (менее 0,05 Зв), которая фактически соответствует дозе, получаемой за счет естественного фона излучения в течение 50 лсрг (см. пп. 8.1.1). Значение коллективного риска определяется как среднегодовое количество ранних или поздних летальных исходов из-за облучения. Для ФРГ в предположении, что на территории государства эксплуатируется 25 реакторов PWR, значение коллективного риска, выраженное в количестве ранних летальных исходов, составляет 5,1 • 10-4 за год, а выраженное в поздних летальных исходах -9 за год. Следует отметить, что радиоактивные выбросы категорий 5-8 не оказывают влияния на ожидаемое количество ранних летальных исходов, а основной вклад в ожидаемое количество поздних летальных исходов вносят радиоактивные выбросы категорий 1-7. Для того чтобы представить, насколько велик риск при эксплуатации АЭС, были проведены оценки риска от естественного фона излучения. Оказалось, что при использовании тех же функций дозовой чувствительности, которые применялись при исследовании риска от эксплуатации в ФРГ 25 энергетических реакторов, ежегодное количество поздних летальных исходов в стране из-за естественного фона излучения составляет 760. Это означает, что в отношении поздних летальных исходов коллективный риск, обусловлен-
ный возможными авариями реакторов, на два порядка ниже, чем соответствующее значение ожидаемого риска от естественного фона.
Суммарное значение коллективной дозы составляет 5,6 • 102 чел • Зв/год. Для сравнения скажем, что коллективная доза от естественного фона равна 6,1 х х 104 чел • Зв/год, т. е. также на два порядка выше, чем коллективная доза от эксплуатации АЭС.
 

...   border border