Лекция №3

ПРЕКРАЩЕНИЕ ЭКСПЛУАТАЦИИ АС

Продление срока службы

Конверсия

ВЫВОД ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ АС

Вариант 1 Сохранение под наблюдением

Вариант 2 Захоронение

Вариант 3 Ликвидация

Освобождение промплощадки “Коричневая лужайка”

"Зеленая лужайка"

Рис 4.1. Основные варианты вывода из эксплуатации АС

Немедленный демонтаж (“immediate dismantling”) - стратегия, при реализации которой здания, сооружения, оборудование, системы, структуры, компоненты и части блока АЭС, содержащие радиоактивные вещества демонтируются или дезактивируются до уровней, которые допускают неограниченное или частично ограниченное их использование, а блок АС вскоре после окончательного останова освобождается полностью или частично от регулирующего контроля. Реализация этой стратегии вывода из эксплуатации начинается вскоре после завершения первого этапа ВЭ - удаления ядерного топлива и ядерных материалов. Немедленный демонтаж предусматривает быстрое удаление и переработку всех радиоактивных отходов и материалов блока АЭС, либо для долговременного хранения, либо для захоронения. Нерадиоактивные структуры могут оставаться на площадке. (Нужно ли давать эти широко известные определения?)

Отложенный демонтаж или сохранение под наблюдением (“deferred dismantling”, also called “safe enclosure”) - стратегия, при реализации которой окончательный демонтаж блока АЭС отложен, и блок АЭС переводится в состояние долговременного сохранения под наблюдением. Реализация этой стратегии вывода из эксплуатации начинается вскоре после завершения первого этапа ВЭ - удаления ядерного топлива и ядерных материалов. Эта стратегия может предусматривать некоторую предварительную дезактивацию или демонтаж, но основная часть блока АЭС остается на определенный период времени под наблюдением. Этот период времени может составлять от нескольких лет до более чем 50 лет, по прошествии этого периода процесс вывода из эксплуатации будет завершен и блок АЭС может быть освобожден полностью или частично от регулирующего контроля. Отложенный демонтаж используется для площадок, где расположено несколько блоков, когда один или более блоков остановлены, в то время как другие эксплуатируются. В особенности эта стратегия подходит для блоков АЭС, которые имеют некоторые общие между собой системы.

Захоронение (“entombment”) - стратегия, при реализации которой радиоактивные структуры и компоненты заключаются в оболочку из структурно долговременного материала на период времени, когда, в результате естественного распада, активность материалов снизится до уровня, который допускает освобождение блока АЭС от регулирующего контроля. Реализация этой стратегии вывода из эксплуатации начинается вскоре после завершения первого этапа ВЭ - удаления ядерного топлива и ядерных материалов. То обстоятельство, что радиоактивные материалы остаются на площадке, означает, что блок АЭС в итоге будет определяться как пункт приповерхностного захоронения радиоактивных отходов и требования безопасности для него должны выполняться.

Вариант вывода из эксплуатации блока АЭС - определенный (один из возможных) подход (способ) для реализации данной (выбранной) стратегии ВЭ (например, варианты могут различаться по продолжительности периода времени отложенного демонтажа, используемым технологиям фрагментации оборудования и систем и т.п.).

В пределах (рамках) выбранной стратегии и с учетом большого числа сопутствующих ВЭ факторов (социальных, экономических, технических и т.п.) может быть множество конкретных «вариантов ВЭ», т.е. заданное конечное состояние может быть достигнуто разными путями в смысле последовательности выполнения действий по ВЭ и за разное время.

Концепция вывода из эксплуатации блоков АС была разработана концерном «Росэнергоатом». Основные положения концепции следующие.

1. Вывод из эксплуатации АС, как правило, производится после исчерпания назначенного или продленного срока эксплуатации (службы) или в случае технической невозможности обеспечения дальнейшей безопасной эксплуатации в том числе после крупной аварии.

2. В соответствии с ОПБ-88/97 этап ВЭ начинается с момента выгрузки и удаления отработавшего ядерного топлива с блока.

3. При планировании вывода из эксплуатации АС необходимо исходить из принципа полного восстановления (реновации) или замещения выбывающих мощностей (энергоблоков) новыми, усовершенствованными, повышенной безопасности.

4. Необходимо стремиться к максимально-возможному полезному использованию площадок выводимых из эксплуатации блоков АС.

5. Необходимо стремиться к максимально-возможному полезному использованию зданий, сооружений и оборудования выводимых из эксплуатации блоков АС с целью расширения и модернизации стендовых и испытательных полигонов, для проведения макетных и натурных экспериментов и научно-исследовательских работ, в том числе по проблемам безопасности действующих и вновь проектируемых блоков, отработки технологий работ по выводу из эксплуатации, и апробирования новых принципов проектно-конструкторских решений современных АС.

6. Возможно перепрофилирование (конверсия) выводимых из эксплуатации энергоблоков АС.

В России предполагаются к реализации два варианта ВЭ:

· ликвидация энергоблока АС с длительной выдержкой (сохранение под наблюдением) перед демонтажем радиоактивных конструкций (SAFSTOR);

• захоронение энергоблока АС с частичным демонтажем его оборудования и конструкций (ENTOMB).

Вариант ликвидация блока АС с длительной выдержкой предусматривает следующие основные этапы.

1. Подготовительный этап (3-5 лет): выгрузка и удаление ядерного топлива, переработка эксплуатационных РАО, дезактивация оборудования, систем, части боксов и помещений.

2. Этап подготовки блока АС к сохранению под наблюдением (3-5 лет): консервация оборудования, локализация высокоактивного оборудования и конструкций реактора на штатном месте, демонтаж неактивного и слабоактивного оборудования некоторых технологических контуров, демонтаж некоторых конструкций защиты, переработка, упаковка (контейнеризация) и транспортировка в места хранения, образуемых при этих работах РАО.

3. Этап длительного сохранения под наблюдением (30-50 и более лет) лет: обслуживание, контроль и наблюдение за остающимися в эксплуатации оборудовании, системами, строительными и защитными конструкциями в здании энергоблока.

4. Заключительный этап – ликвидация энергоблока (продолжительность до 10 лет): полный демонтаж локализованного оборудования, зданий и сооружений, переработка, контейнеризация и удаление всех видов РАО в региональный могильник на захоронение, рекультивация территории площадки для строительства замещающих мощностей.

Вариант захоронения блока АС предусматривает следующие основные этапы.

1. Подготовительный этап (3-5 лет): локализация помещений реакторного отделения путем создания дополнительных защитных барьеров с целью исключения выхода радиоактивных веществ в окружающую среду, а также с целью защиты от природных и техногенных катастроф и исключения несанкционированного доступа.

2. Этап сохранения локализованных конструкций и боксов энергоблока в состоянии захоронения (продолжительность до ста и более лет).

3. Заключительный этап – ликвидация энергоблока (продолжительность до 10 лет): полный демонтаж локализованного оборудования, зданий и сооружений, переработка, контейнеризация и удаление всех видов РАО в региональный могильник на захоронение, рекультивация территории площадки для строительства замещающих мощностей или иного использования.

Таким образом, оба рассматриваемых варианта ВЭ предполагает длительное сохранение на площадке всего комплекса ядерной установки с основными и вспомогательными зданиями и сооружениями.

Для российских энергоблоков первого и второго поколений существует некоторые специфические особенности.

Безопасность реакторных установок при эксплуатации и аварийных ситуациях обес­печивалась в частности созданием герметичных прочноплотных боксов в зоне контролируемого доступа, в которых всегда поддерживалось разряжение воздуха, созданием спецвентилляции и спецканализации.

Общей герметичной оболочки, внутри которой размещается реактор и основное ра­диоактивное технологическое оборудование, для первых энергоблоков АС не предусматри­валось.

Для большинства АС первого поколения не использовался принцип моноблочной компоновки - размещение основного технологического оборудования, включая реактор, в отдельном здании. Так первая очередь Белоярской АЭС состоит из двух энергоблоков, раз­мещенных в одном здании с общим машзалом, причем энергоблок 1 выполнен по 2-х кон­турной схеме, а энергоблок 2 выполнен по одноконтурной схеме.

АС первого поколения спроектированы для сравнительного короткого срока службы (не более 40 лет).

Специфика вывода из эксплуатации реакторных установок при проектировании АС первого поколения не учитывалась.

В процессе эксплуатации и в период длительного сохранения под наблюдением за­щитные и строительные конструкции зданий и сооружений АС подвергаются разнообраз­ным видам воздействий, включающих динамические, статические, температурные, химиче­ские, радиационные, климатические и др. На этапе вывода из эксплуатации АС могут воз­никать дополнительные нагрузки и воздействия, связанные, например, с демонтажом обору­дования, устройством дополнительных монтажных проемов, размещением новых демонтажных комплексов, использованием агрессивных сред при дезактивации и обращении с радио­активными отходами, изменением температурных параметров внутри помещений и др.

Долговечность железобетонных и металлических конструкций, которая в конечном итоге и определяет техническое состояние и остаточный ресурс зданий и сооружений, зави­сит от совокупности физических и химических свойств материалов, основными из которых являются: прочность на сжатие и растяжение, плотность, водо и газонепроницаемость, моро­зостойкость (специфика климата России), коррозионная и радиационная стойкость. Ком­плексное влияние этих факторов приводит к уменьшению прочности, коррозии металла и арматуры, образованию трещин и другим повреждениям, способным отрицательно повлиять на долговечность и устойчивость зданий и сооружений. Прогноз и оценка технического со­стояния, несущей способности и остаточного ресурса строительных и защитных конструк­ций АЭС в период длительного сохранения под наблюдением с учетом всех перечисленных факторов потребует обязательной организации постоянного контроля и проведения ком­плексных лабораторных и натурных испытаний.

Таким образом энергоблок АС, находящийся в режиме сохранения под наблюдени­ем, будет в течении длительного периода представлять собой предприятие со своим специ­фическим технологическим режимом, обеспечивающим поддержание работоспособности жизненных систем, проведение надзора, контроля, ремонтов и профилактических работ

Для обеспечения безопасности населения и окружающей среды могут потребоваться дорогостоящие мероприятия по поддержанию в отдельных боксах и помещениях АС

пониженного давления (по сравнению с атмосферным), новых вентиляционных систем или со­оружения герметичной оболочки для локализации возможных выходов радиоактивных ве­ществ в виде газов, пыли и золей в окружающую среду.

Необходимо отметить, что все эти мероприятия требуют значительных материальных затрат в течение длительного времени и вместе с тем не могут обеспечить полной безопас­ности населения и окружающей среды (природные и техногенные катастрофы, террористи­ческие акты и др.).

Вариант 1 "Сохранение под наблюдением" предусматривает состояние, при котором реакторная установка и все остальные радиоактивные системы и оборудование консервируется, изолируется от внешней среды и поддерживаются в безопасном состоянии, при котором возможна последовательная дезактивация до уровней, позволяющих неограниченное использование. Защитные барьеры поддерживаются в рабочем герметичном состоянии. Конструкции и оборудование реакторной установки находятся под постоянным радиационным контролем. Проводятся периодические испытания герметичности защитных барьеров. Защитная оболочка находится в состоянии готовности на случай радиоактивного выброса. При осуществлении данного варианта возможно выполнение подготовительных работ, демонтаж и удаление чистого и низкоактивного оборудования с их последующей утилизацией и переработкой, перепрофилирование освобождаемых помещений, зданий и сооружений, последовательная переработка низкоактивных отходов, проведение частичной дезактивации и т.д.

В варианте 2 "Захоронение" наиболее опасные радиоактивные элементы, включая реактор, оборудование первого контура и др. заключают в оболочку, например, из бетона или сооружают герметичную зону (дополнительные барьеры защиты) и выдерживают до тех пор пока в результате радиоактивного распада нуклидов их излучение достигнет приемлемого уровня. При этом варианте также возможно выполнение работ по частичной дезактивации помещений, демонтажу и утилизации оборудования, находящегося вне герметичной зоны и других видов деятельности, не приводящей к нарушению целостности указанных барьеров.

Вариант 3 "Ликвидация" подразумевает достижение двух уровней конечного состояния реакторной установки. "Освобождение промплощадки" предусматривает полный демонтаж оборудования, зданий и сооружений не предназначенных для дальнейшего использования, переработку и вывоз всех радиоактивных отходов с площадки реакторной установки и доведения ее до состояния пригодного для нужд атомной энергетики, например для строительства нового энергоблока или хранилища радиоактивных отходов. Второй уровень "Зеленая лужайка" предусматривает полный демонтаж зданий и сооружений реакторной установки, переработку, упаковку и удаление радиоактивных и нерадиоактивных отходов, рекультивацию освободившейся территории с целью ее неограниченного использования. Вариант " Ликвидация" может осуществляться после каждого из предыдущих вариантов.

Этапу ВЭ по окончанию назначенного (проектного) срока службы реакторной установки существуют альтернативы.

“Продление срока службы ” - в настоящее время рассматривается возможность продления срока службы реакторной установки после выполнения необходимых мероприятий по ремонту и модернизации с целью обеспечения современных требований по безопасности и надежности. Продление срока службы может быть осуществлено путем существенной модернизации с заменой важнейших систем оборудования, в том числе и реактора, элементов биологической защиты в существующем комплексе зданий и сооружений. Тем не менее после этапа “Продление срока службы ”, неизбежно наступит этап ВЭ блока АС.

“Конверсия ”. Возможны также конверсия или использование зданий и сооружений блока АС по новому назначению, например, использование в качестве хранилища для радиоактивных отходов, для организации нового производства, в качестве полигона для отработки промышленных технологий, испытательной установки, тренажера для обучения и повышения квалификации персонала, наконец, в качестве музея и т.д.

Выбор вариантов ВЭ определяется национальной стратегией и для каждой конкретной установки зависит от технико-экономических, социально-политических и др. аспектов.

Дата добавления: 2014-01-15