Учет требований по выводу из эксплуатации на стадии эксплуатации реакторной установки

Рис 4.3. Тоннельный вариант демонтажа реактора при ВЭ блока АЭС

Рис. 4.2 Наземный вариант демонтажа реактора при ВЭ блока АЭС.

Наземный вариант представляет проект продления срока службы АЭС, включающий в себя замену реактора, а также последующий вывод из эксплуатации.

Специфической особенностью полученного решения является возведение здания «горячей» лаборатории (7), примыкающее к главному корпусу, в которую выработавший свой ресурс реактор транспортируется через транспортный шлюз (6).

В данном варианте за основу взят типовой проект главного корпуса АЭС с реактором ВВЭР-1000. Несущие конструкции и большая часть вспомогательных конструкций и узлов АЭС ввиду специфики работы имеет значительный запас прочности. Назначенный срок службы АЭС в первую очередь ограничивается нормативным сроком службы реакторной установки, что составляет около 30 лет, в то время как сам корпус АЭС остается пригодным к эксплуатации примерно в три раза большее время. Таким образом, увеличение затрат на возведение дополнительных сооружений (здание «горячей» лаборатории) и модернизации самого главного корпуса окупается возможностью повторного использования энергоблока, так как позволяет сэкономить значительные средства, которые пришлось бы потратить на возведение нового блока, и более полно использовать ресурс АЭС.

На рис. 4.3 представлен так называемый тоннельный вариант демонтажа реактора при ВЭ блока АЭС.

Тоннельный вариант предусматривает:

- включение в проект АЭС нового здания «горячей» лаборатории, в которую после прекращения эксплуатации АЭС будет перемещен и выдержан под наблюдением реактор;

- включение в проект технологического тоннеля, по которому должен перемещаться, а также содержаться под наблюдением реактор.

На стадии проектирования и строительства в зоне под реактором предусматривается сооружение вертикальной железобетонной шахты (5), соединенной с туннелем (6), который в свою очередь соединен с другой вертикальной шахтой (5), выходящей в специальное здание на территории площадки (7). Перекрытие вертикальной шахты предусматривает наличие автоматического подъемно-опускного устройства. При этом в верхней части шахты под реактором предусматривается размещение "ловушки" для расплава активной зоны в случае возникновения максимально возможной проектной аварии. Подобное решение позволяет осуществить следующую схему демонтажа реактора.

После завершения срока службы реакторной установки на первом этапе происходит штатная выгрузка топлива. Затем с помощью робототехнических устройств происходит обрезка трубопроводов и поддерживающих реактор структур. Далее с помощью крана, реактор с "ловушкой " опускается на специальное передвижное устройство, находящееся на дне вертикальной шахты. После чего происходит герметизация верхней части вертикальной шахты.

Реактор на передвижном устройстве может быть выдержан необходимое время, а затем перемещен ко второй вертикальной шахте, оборудованной подъемным механизмом и извлечен с помощью этого механизма в специальное здание для дальнейшей разделки и утилизации. Отметим, что с этого момента можно выполнять дальнейшие демонтажные работы непосредственно в гермозоне реакторного отделения.

При проектировании реакторных установок нового поколения следует снижать уровни наведенной активности и радиоактивной загрязненности конструкционных и защитных материалов, оборудования и конструкций зданий реакторных установок. Существенно уменьшить объемы радиоактивных отходов можно за счет целенаправленного выбора малоактивируемых составов бетонов и конструкционных сталей. С этой целью на стадии предпроектных исследований должен быть осуществлен тщательный анализ химического состава конструкционных и защитных материалов с целью выбора оптимальных составов, содержащих минимум активационно-опасных элементов, таких как кобальт, никель, цезий, ниобий, европий (в качестве основных, примесных и следовых), на изотопах, которых образуются долгоживущие радионуклиды. Проведенные расчетные исследования показали, что за счет целенаправленного выбора малоактивируемых составов защитных бетонов шахты реактора типа ВВЭР возможно в 2- 100 раз снижение уровней наведенной активности, а следовательно и объемов РАО.

Уменьшение активации конструкционных и защитных материалов зависит от потока тепловых и резонансных нейтронов по толщине защиты. Для снижения потоков нейтронов в конструкционные и защитные материалы следует добавлять в качестве микродобавок элементы, с одной стороны, обладающие большим сечением поглощения тепловых и резонансных нейтронов и с другой стороны образующие короткоживущие изотопы.

Наиболее распространенным и широко используемым таким элементом является достаточно дешевый бор, который можно добавлять в бетоны. За счет борирования бетонной конструкции шахты реактора, путем введения карбида бора в состав бетона, достигается снижение наведенной активности от 1.5 до 10 раз.

Дата добавления: 2013-12-13