Прежде чем что-либо начать, надо знать, чем это все закончится

Учет требований по выводу из эксплуатации на стадиях проектирования и сооружения реакторной установки.

“Вывод АС (блока АС) из эксплуатации должен учитываться при проектировании, а также эксплуатации, техническом обслуживании и ремонте” –ОПБ-88/97.

“Требования по снятию с эксплуатации следует учитывать на этапе проекти­рования новой ядерной установки или как можно раньше — на существующих ядерных установках” – Рекомендации МАГАТЭ, № WS-G-2.1

Как учесть ВЭ при проектировании действующих и остановленных российских энергоблоков?

По-видимому, это утверждение следует отнести (в части проектирования) к новым строящимся и проектируемым энергоблокам.

Действительно, учет этапа будущего ВЭ при проектировании новых энергоблоков является важным аспектом учетаключевых требований при практической реализации деятельности по ВЭ энергоблоков АС:

- обеспечение радиационной безопасности персонала, населения и окружающей среды,

- минимизация высвобождающейся радиоактивности и объемов радиоактивных отходов,

- минимизация затрат и достижение приемлемой социальной эффективности.

Ниже в качестве поясняющего примера приведены некоторые требования и рекомендации по проектированию АС с учетом этапа ВЭ.

В проекте строительства блока АС должны содержаться:

• описание конкретных проектных и конструкторских характеристик (объемно-планировочные и конструктивные решения) направленных на обеспечение безопасности при будущем выводе из эксплуатации блока АС;
• паспорта на химический состав конструкционных и защитных материалов содержащих элементы, на изотопах которых образуются долгоживущие радионуклиды;
• перечень основных планируемых мероприятий по обеспечению безопасности вывода из эксплуатации блока АС;
• концептуальный подход будущего вывода из эксплуатации с прогнозными оценками объемов, вида, категории РАО, предложениями по демонтажу элементов основных систем, оборудования и конструкций блока АС;
• перечень помещений, систем и оборудования, важных с точки зрения проведения работ по выводу из эксплуатации блока АС.

Проект блока АС должен предусматривать сохранение и передачу важной проектной документации и информации для создания базы данных по выводу из эксплуатации блока АС.

При сооружении АС должны быть документально зафиксированы все отклонения от проекта в части материалов, конструкций, оборудования, технических решений и др.

Рекомендации и требования по выбору малоактивируемых конструкционных и защитных материалов. Выбор компонентов бетонов (вяжущие, заполнители, до­бавки) и сталей, предполагаемых к использованию в конструкциях радиационной защиты и оборудования АС, необходимо проводить на основе анализа их химического состава с учетом наличия микропри­месей и следовых элементов;

· в конструкционных и защитных материалах на этапе предпроектных

исследований необходимо определять содержание следую­щих химических элементов: европий, кобальт, цезий, железо, каль­ций, хлор, никель, литий;

· при захоронении защитных конст­рукций, а также при решении вопроса

о возможном повторном исполь­зовании конструкционных и защитных материалов требуется дополни­тельный контроль следующих элементов: азота, калия, углерода;

· использование в защитных конструкциях АС серпентинитов, хромитов,

магнетитов в связи с высоким содержанием в них кобальта и железа не желательно.

· для элементов оборудования, армирования и облицовок защитных

конструкций необходимо использовать стали с минималь­ным содержанием кобальта, никеля и ниобия;

• химический состав материалов защиты должен быть отра­жен в

проектных документах в форме - Паспорта на химический состав. В Паспорте на химический состав материалов защиты по­мимо существующих на настоящий момент требуемых характеристик должны быть отражены следующие моменты:

- подробная характеристика макрохимического состава сырьевых материалов для приготовления бетонной смеси

- результаты определения концентраций примесных и следовых эле­ментов, образующих долгоживущие радионуклиды

• для обеспечения уменьшения уровня активности радионук­лидов при

изготовлении бетонной смеси для защитных конструкций следует вводить в определенных количествах добавки, содержащие элементы с большими сечениями захвата нейтронов определенных энергетических групп (например, бор), образующие радионуклиды с короткими периодами полураспада;

· рекомендуется нанесение на защитные конструкции спе­циального слоя

(например, штукатурки с элементами, имеющими большое сечение захвата тепловых и резонансных нейтронов (В, Cd и др.);

Требования к проектированию защитных конструкций реактора и технологического оборудования АС нового поколения.

· радиационная защита реактора должна выполняться в сборно

монолитном или модульном вариан­те, позволяющем разделять конструкцию по степени активности.

· часть защиты подверженную активации следует выполнять из сборно-раз­борных элементов с оптимальными геометрическими размерами, позволяющими разделять активированную часть по уровням наведенной активности.

· в сборно-разборных элементах активированной части предусматривать устройства позволяющие легко осуществлять монтажные и демонтажные работы, в том числе с использованием робототехнических средств.

· разместить в активируемой части защиты образцов-свидетелей из

материалов, аналогичным материалам защиты и индикаторов флюенса нейтронов. Обеспечить их системой удобной выемки из тела защиты на момент ВЭ.

· предусмотреть установку съемных панелей в перекры­тиях и стенах

для образования монтажных проемов, облегчающих до­ступ к радиоактивному оборудованию и его демонтаж.

· предусмотреть размещение в боксах с радиоактивным обору­дованием передвижных защитных экранов для минимизирования облуче­ния персонала в процессе профилактических ремонтов при эксплуа­тации АС и демонтажных работ при ВЭ. Оптимизировать размещение активного и неактивного обо­рудования с целью улучшения доступа и проведения демонтажных ра­бот.

· предусмотреть помещения для работ с радиоак­тивными отходами

(подготовки и упаковки в контейнеры), оборудо­ванные специальными вспомогательными механизмами и устройствами (подъёмными механизмами, передвижными защитными экранами, транс­портными средствами и др.

Требования к состоянию поверхности и составу бетонных конструкций радиационной защиты.

· для уменьшения или устранения радиоактивного за­грязнения защитные покрытия и облицовки бетонных конструкций АС должны:

- предохранять бетон от жидких, газообразных, аэрозоль­ных и агрессивных сред

- увеличивать сопротивление выщелачиванию;

- обладать улучшенной способностью к дезактивации;

- обеспечивать при необходимости возможность частичной или полной замены;

- иметь минимально необходимую толщину для уменьшения объёмов ра­диоактивных отходов;

- иметь минимальную избирательную сорбционную способность по отношению к кобальту, цезию, марганцу, стронцию, серебру.

· рекомендуется наносить двухкомпонентное или многослойное покрытие:

первый слой – съемное покрытие, второй – стационарное.

· верхний слой покрытия должен обладать достаточной механической

прочностью для того, чтобы избежать истирания, растрескивания, охрупчивания и др.

Минимизацию объемов РАО можно обеспечить как для действующих, так и для проектируемых энергоблоков. Причем наибольший эффект можно достигнуть на вновь проектируемых установках.

Для выведенных из эксплуатации и действующих реакторных установок основными методами минимизации объемов радиоактивных отходов являются организационно-технические.

1. Классификация отходов по видам, агрегатному состоянию, нуклидному составу источников, пространственному распределению и удельной активности. Эти данные могут быть получены на основе анализа результатов комплексного радиационного обследования. Положительный эффект достигается за счет варьирования временем выдержки радиоактивных отходов, а также за счет надлежащих методов демонтажа с разделением материалов и конструкций на активные и неактивные, исключающих их смешивание при проведении демонтажных работ.

2. Применение эффективной дезактивации, объемы, режимы и глубина которой будут определяться данными, упомянутыми в п.1.

3. Создание защитных барьеров, исключающих распространение радиоактивности в чистые зоны реакторной установки, что особенно актуально при проведении демонтажных работ с радиоактивным оборудованием и конструкциями.

4. Последовательный демонтаж, обработка и переработка радиоактивных отходов и материалов для повторного использования с учетом временного спада остаточной радиоактивности оборудования, систем, конструкций, материалов.

5. Применение мобильных вентиляционных установок в местах проведения демонтажных работ для очистки воздуха загрязненного радиоактивными аэрозолями и механической пылью.

Применение изложенных выше рекомендаций и требований можно проиллюстрировать на приме­ре конструкции шахты реактора ВВЭР, представленной на рис.4.1.

Рис. 4.1 Пример выполнения радиационной защиты (шахты реактора) в сборно-монолитном варианте (1 - монолитная часть, II - сборно-разборные элементы)

На рис. 4.1 показана шахта реактора ВВЭР-1000, выполненная в сборно-монолитном варианте. Внешняя часть шахты (I) выполнена в монолитном варианте, а внут­ренняя (II), подверженная активации часть конструкции, вы­полнена в сборно-разборном варианте, элементы которой будут демонтированы и захоронены при выводе из эксплуатации блока АС. Такая конструкция позволяет ее разделение при ВЭ на элементы с различными уровнями активности. Выбор рационального варианта и геометрических размеров сборных элементов должен базироваться на данных расчетных иссле­дований с учетом радиационно-физических характеристик конкретно­го реактора. Геометрические размеры сборных элементов конструкции должны определяться возможностью робототехнических устройств, грузоподъемностью кранового оборудования и размерами контейнеров для перевозки радиоактивных отходов.

С целью облегчения и сокращения сроков демонтажа реактора, перспективными являются следующие концептуальные объемно-планировочное решение реакторного отделения и комплекса зданий АС с ВВЭР в целом. Концептуальное решение представлено в виде двух вариантов: «наземного» и «тоннельного», схематически представленных на рис.4.2, 4.3, соответственно.

На рис. 4.2 представлен так называемый наземный вариант демонтажа реактора при ВЭ блока АЭС.

Дата добавления: 2013-12-13