Оценки стоимости и времени работ

Максимально безопасным для персонала, населения и окружающей среды процессом ВЭ АС после завершения срока службы.

Наличием безопасных для населения и окружающей среды технологий обработки, транспортировки и захоронения радиоактивных отходов;

Созданием блоков АС нового поколения (с реакторами повышенной безопасности), конструкция которых позволит уменьшить затраты и время их ВЭ;

Имеющийся ограниченный мировой опыт ВЭ АС показывают, что этот процесс может быть осуществлен во временном интервале от нескольких до 10 и более лет. На рис. 4.2 приведены временные интервалы жизненного цикла АС, включая предполагаемый этап вывода из эксплуатации российских АС, который может занять более 50 лет.

ВЭ АС связан с большими финансовыми затратами, поскольку после окончательного останова реактора станция перестает вырабатывать электроэнергию и превращается в объект, требующий постоянного финансирования. Финансовые затраты включают: затраты на поддержание безопасного сохранения объекта, зарплата персонала, затраты на разработку технических средств демонтажа, затраты на обработку, транспортировку и захоронение радиоактивных отходов. Затраты на демонтажные работы, затраты на рекультивирование промплощадки и др.

Существуют различные методы оценки предполагаемых затрат на ВЭ. Оценки Комиссии по ядерному регулированию США показали, что минимальные объемы финансирования для для водо-водяных и кипящих реакторов составят:

Для водо-водяных:

> 3400 Мвт= 105 миллионов $ США 1986 года

> 1200 МВт, <3400 МВт =75 миллионов $ США + 0.0088P

Для кипящих реакторов:

> 3400 Мвт= 135 миллионов $ США 1986 года

> 1200 МВт, <3400 МВт =104 миллионов $ США + 0.009P

(где P – уровень мощности в МВт, если уровень мощности меньше 1200 МВт, тогда P =1200)

При этом необходимо учесть инфляцию, в соответствии с формулой

Коэффициент инфляции = 0.65L + 0.13E + 0.22B

(где L = затраты на труд, E = затраты на энергию и B = затраты на захоронение низкоактивных отходов).

Расчеты показали, что затраты на ВЭ АС с реактором РБМК-1000 составят не менее 200 миллионов долларов США.

1.5 Объемы радиоактивных отходов (РАО) и дозовые нагрузки на персонал. Суммарная активность (остаточная радиоактивность), существующая на АС после окончательного останова реактора, включает в себя активность загрязненного и активированного оборудования, конструкционных и защитных материалов, облицовок, покрытий и др. Для АС с реакторамим BWR и PWR (электрической мощностью 900 – 1300 МВт) суммарная активность через 1 год после останова реактора составляет1.1х10¹⁸ и 1.5х10¹⁷ Бк, соответственно.

Наличие наведенной активности и радиоактивного загрязнения приводит к тому, что обследование, дезактивационные и демонтажные работы будут осуществляться в радиационно - опасных условиях для персонала. Мощность дозы от радиоактивного оборудования может значительно превосходить допустимые величины. Ожидаемая коллективная эффективная доза персонала, выполняющего демонтажные работы блока АС мощностью 1000 МВт может составить 10 чел-Зв. В то же время принцип минимизации облучения требует, что бы коллективные годовые эффективные дозы не превышали 1 чел.-Зв.

В результате радиоактивного загрязнения и активации при демонтаже оборудования и зданий АС образуется большое количество радиоактивных отходов.

Кроме того определенная часть отходов образуется непосредственно в процессе ВЭ. Объемы РАО при ВЭ могут достигать десятки и более тысяч тонн, причем более 90% объема составляют низкоактивные отходы. Усредненные оценки объемов для различных АС, показывают что количество радиоактивных отходов при демонтаже одной современной АС образуется 100 000 тонн (бетон), 5000 тонн (сталь) и 500 тонн других (несгораемых) РАО.

В общем виде, отходы, образующиеся при выводе из эксплуатации АС, разделяются на первичные и вторичные. Первичные отходы образуются непосредственно при демонтаже блоков АС и включают в себя в основном металлоконструкции реактора и оборудования основных и вспомогательных систем радиоактивного контура реакторной установки, а также строительные отходы при демонтаже биологической защиты, зданий и сооружений. Ко вторичным отходам относятся такие, которые возникают в результате самого процесса ВЭ в дополнение к первичным. К ним относятся жидкости от дезактивации, инструменты, материалы, спецодежда, спецостнастка и др. Основной объем более 90% составляют радиоактивно загрязненные отходы. Основными нуклидами которых являются бета/гамма излучатели, такие как ⁶⁰Со,¹³⁷Cs и ⁹⁰Sr+⁹⁰Y с периодом полураспада от нескольких лет до нескольких десятилетий.

1.6 Материалы и строительные защитные конструкции. Существующий опыт ВЭ АС показал, что после демонтажа реактора и внутрикорпусных систем, основным источником радиоактивности, а следовательно, дозовых нагрузок на персонал и объемов радиоактивных отходов являются технологическое оборудование и бетонные защитные конструкции. Поэтому очень важным является исследования вопросов, связанных с остаточной радиоактивностью строительных конструкций и материалов радиационной защиты. Причем проблема решается с точки зрения действующих реакторных установок и учета этапа ВЭ в проектируемых реакторных установок нового поколения

Важная роль строительных конструкций и материалов радиационной защиты в общей проблеме ВЭ обусловлена четырьмя основными факторами. Во-первых, конструкции и материалы радиационной защиты дают более 80% объема радиоактивных отходов при ВЭ АС. Во-вторых, работы по обследованию, дезактивации и демонтажу защитных конструкций дают около 40% вклада в дозовые затраты персонала. В-третьих, строительные конструкции радиационной защиты, выполняя функции несущих конструкций, определяют долговечность зданий реакторных установок, выведенных из эксплуатации или находящихся в стадии длительной консервации. В-четвертых, значительные объемы железобетона и металлоконструкций, достигающие десятков и сотен тысяч тонн, образующихся в процессе демонтажа зданий реакторных установок, можно вернуть в повторное использование. В противном случае возникают значительные проблемы с захоронением огромного количества нерадиоактивных или низкоактивных отходов. В-пятых, здания и сооружения блока АС или их значительная часть могут быть возвращены в повторное использование, в том числе и для нужд атомной энергетики.

Дата добавления: 2014-01-15