Проблема ВЭ

В стадии строительства находятся 2 энергоблока на Курской АЭС (блок №5) и на Ростовской АЭС (блок № 2), которые можно отнести к блокам третьего поколения повышенной безопасности.

Всего 3 энергоблока. Все они разработаны, модифицированы и построены в соответствии с нормативными документами, отражающими подходы ОПБ-88.

Всего 16 энергоблоков. Все они разработаны и построены в соответствии с нормативными документами, отражающими подходы ОПБ-73, ОПБ-82, ПБЯ-04-74.

Всего 16 энергоблоков. Все они разработаны и построены до выхода основных нормативных документов по безопасности в атомной энергетике.

На российских АС используется несколько типов корпусных водо-водяных и канальных водо-графитовых реакторов, а также реактор на быстрых нейтронах.

В СССР проектировался и строился головной энергоблок (с определенным типом реактора), который после промышленной проверки дорабатывался, модернизировался и тиражировался в серию энергоблоков в стране и за рубежом.

Существует ряд особенностей характерных для АС СССР и России.

3. Все эксплуатируемые в России энергоблоки АС построены по проектам трех поколений – 60-х, 70-х и 80-х годов и введены в эксплуатацию в период с 1964 по 2004 г.г.

4. К энергоблокам первого поколения относятся:

- 4 энергоблока Билибинской АТЭЦ (№№ 1-4);

- 2 энергоблока Белоярской АЭС (№№ 1-2);

- 2 энергоблока Кольской АЭС (№№ 1-2);

- 2 энергоблока Курской АЭС (№№ 1-2);

- 2 энергоблока Ленинградской АЭС (№№ 1-2);

- 4 энергоблока Нововоронежской АЭС (№№ 1-4).

5. К энергоблокам второго поколения относятся:

- 3 энергоблока Балаковской АЭС (№№ 1-3);

- 1 энергоблок Белоярской АЭС (№ 3);

- 2 энергоблока Калининской АЭС (№№ 1-2);

- 2 энергоблока Кольской АЭС (№№ 3-4);

- 2 энергоблока Курской АЭС (№№ 3-4);

- 2 энергоблока Ленинградской АЭС (№№ 3-4);

- 1 энергоблок Нововоронежской АЭС (№ 5);

- 3 энергоблока Смоленской АЭС (№№ 1-3).

6. К энергоблокам третьего поколения относятся:

- 1 энергоблок Балаковской АЭС (№ 4);

- 1 энергоблок Калининской АЭС (№ 3);

- 1 энергоблок Ростовской АЭС (№1).

8. Российские АЭС многоблочные. Как правило, на одной промплощадке вводились с определенной периодичностью несколько однотипных энергоблоков. Исключение – Белоярская АЭС.

Уже с середины 70-х годов прошлого столетия, т.е в период бурного развития атомной энергетики, возникла новая проблема – проблема вывода из эксплуатации ядерных энергетических установок. Перед наукой и техникой и техникой возникли вопросы, на которые необходимо было найти научно обоснованные ответы.Основные из них следующие.

1. Что делать с этими установками?

2. Какую опасность могут представлять остановленные ядерные энергетические установки и прежде всего АС для персонала, населения и окружающей среды?

3. Какие объемы радиоактивных отходов будут дополнительно образовываться при работах на остановленных установках и при их возможном демонтаже?

4. В какие сроки после останова реактора оптимально можно начинать деятельность на остановленных установках?

5. Какие из имеющихся технологий могут быть использованы при проведении работ на остановленных установках и какие потребуются новые?

6. Какие объемы людских и финансовых затрат потребуются на проведение соответствующих работ?

7. Какие нормативно-технические документы потребуются для сопровождения работ по выводу ядерных установок из эксплуатации?

8. Какие принципы следует заложить в проектирование новых ядерно-технических установок для уменьшение временных и финансовых затрат при их будущем выводе из эксплуатации?

Жизненный цикл АС включает следующие этапы: 1- проектирование и строительство, 2 – эксплуатацию, 3 – вывод из эксплуатации. Эксплуатационный период АС, как правило, составляет 30-40 лет. К концу проектного срока службы АС должна быть переведена в ядерно-безопасное состояние, под которым понимается прежде всего удаление ядерного топлива с объекта, и выведена из эксплуатации.

При ВЭ блоков АС возникает специфическая проблема: радиоактивное загрязнение и активация (наведенная активность) части оборудования, строительных защитных конструкций, боксов и помещений, так называемая остаточная радиоактивность. Хотя таких радиоактивных систем и помещений на АС не более 20% от общего количества, именно эти 20% определяют принципиальное отличие ВЭ любого промышленного предприятия от АС.

По состоянию на 2006 год в 17 странах мира выведены или находятся на этапе ВЭ около 100 АС. В России находятся на подготовительном этапе к ВЭ блоки 1 и 2 Белоярской и 1 и 2 НовоВоронежской АС. В ближайшие 20 лет закончится нормативный срок большинства АС России (см. табл. 1). К этому времени будут выведены из эксплуатации также несколько сотен АС в остальных странах, использующих атомную энергию.

Таким образом, проблема вывода из эксплуатации АС имеет общемировое значение и требует объединение усилий ученых и инженеров, специализирующихся в области проектирования, строительства, эксплуатации и вывода из эксплуатации объектов атомной энергетики.

В заключении отметим, что развитие атомной энергетики на современном этапе не в последнюю очередь определяется положительным решением трех задач:

Дата добавления: 2014-01-15