12. Обеспечение радиационной безопасности при снятии с эксплуатации блока аэс. Дезактивация

Снятие с эксплуатации – комплекс мероприятий после удаления ядерного топлива и прекращения эксплуатации установки, исключающий использование установки в целях, для которых она была построена, и обеспечивающий безопасность персонала, населения и окружающей природной среды.

В настоящее время имеется практический опыт проведения работ по выведению из эксплуатации опытно-промышленных АЭС в Великобритании, Германии, России, США, Франции и Японии, который показывает принципиальную возможность минимизации ущерба для любых типов реакторных установок. В ходе этих работ созданы и опробованы технологии и оборудование. которые с успехом применяются при выводе из эксплуатации реакторных установок.

Процесс снятия установки с эксплуатации делится на следующие этапы:

- окончательное закрытие – этап снятия установки с эксплуатации, в течение которого она приводится в состояние, исключающее возможность использования данной установки в целях, для которых она была построена;

- консервация - этап снятия установки с эксплуатации, в течение которого она приводится в состояние, соответствующее безопасному хранению на протяжении определенного периода находящихся в ней источников ионизирующих излучений;

- выдержка - этап снятия установки с эксплуатации, в течение которого она находится в законсервированном состоянии, соответствующем безопасному хранению находящихся в ней источников ионизирующих излучений (ИИИ);

- демонтаж - этап снятия установки с эксплуатации, в течение которого находящиеся на установке источники ионизирующих излучений удаляются либо размещаются на территории в хранилищах РАО.

Вывод из эксплуатации блока АЭС предусматривает:

• Безопасное обращение со всеми видами отходов, в том числе:

• сортировку радиоактивных отходов от нерадиоактивных отходов;

• представительный отбор проб и радиационный контроль на всех стадиях обращения с радиоактивными и нерадиоактивными отходами;

• переработку и кондиционирование жидких и твердых отходов;

• очистку газообразных радиоактивных отходов;

• обеспечение пожаро- и взрывобезопасности;

• обеспечение сбора и временного хранения радиоактивных некондиционированных и кондиционированных радиоактивных отходов;

• упаковку кондиционированных радиоактивных отходов и транспортирование их на захоронение;

• обеспечение сбора и временного хранения нерадиоактивных отходов;

• системы учета радиоактивных и нерадиоактивных отходов, наличие сопроводительной документации, содержащей характеристики отходов, при их транспортно-технологических перемещениях, транспортировании и временном хранении;

• транспортирование радиоактивных отходов по специальным маршрутам с использованием защитных контейнеров.

Перед работами планируется осуществление дозиметрического контроля работников (персонала) АЭС и контроль радиационной обстановки на АЭС и в окружающей среде с учетом специфики выполняемых работ.

Оценивается объем радиационного контроля на АЭС и промплощадке, обеспечивающий своевременное обнаружение изменения радиационной обстановки, проведение анализа причин ухудшения радиационной обстановки в сравнении с исходным после удаления ядерного топлива состоянием остановленного блока АЭС, а также проведение оценок уровня облучения работников (персонала) и выбора решений о локализации радиоактивного загрязнения.

Производится оптимальное планирование последовательности работ с учетом обеспечения безопасности вывода из эксплуатации блока АЭС.

Готовятся системы вентиляции и спецгазоочистки, обеспечивающие поддержание в требуемых пределах чистоты воздуха рабочей зоны, предотвращение загрязнения радиоактивными веществами помещений АЭС и окружающей среды.

Все работы по подготовке обеспечения радиационной безопасности производятся с учетом применения штатных средств радиационного контроля, с существенным дополнением СРК, учитывающих технологические операции снятия с эксплуатации блока.

Главной спецификой снятия с эксплуатации ЯЭУ являются: технология демонтажа оборудования с применением методов сегментации, большое количество радиоактивных отходов различной активности и физического состояния и большой объем дезактивационных работ. Демонтаж оборудования ЯЭУ требует большого количества ручного труда, а также применения специального оборудования для резки металла и бетона.

При производстве работ в целях ограничения времени пребывания персонала в зоне воздействия излучения и повышения производительности применяются методы дистанционных технологий с управлением из безопасных участков. Дистанционное оборудование, допускающее проведение работ в условиях высоких доз облучения, является выгодным с точки зрения минимизации дозовых нагрузок на персонал.

Дистанционное оборудование применяется как система обнаружения для обследования и сбора данных, оборудование для фрагментации изделий ЯЭУ, погрузочно-разгрузочное оборудование, оборудование для отбора проб, ручные инструменты дистанционного действия, управляющие станции, опорные платформы, манипуляторы, дезактивационные технологии.

Целью дистанционных операций является выполнение определенных технологий. Такие операции выполняются соответствующим инструментом, который подключается к дистанционному оборудованию. Практически все ручные инструменты могут быть использованы в дистанционных технологиях. Это справедливо для разрушающих и режущих инструментов, средств механической дезактивации и для средств обращения с РАОВ дополнение к этим инструментам могут подключаться манипуляторные системы.

В решении проблем снижения доз облучения большую роль могут играть роботы.

• автоматизированные, универсальные, производственные роботы;

• дистанционные роботы-исследователи;

• роботы для транспортировки опасных материалов.

Все методы демонтажа и сегментирования можно представить в двух группах: механические и тепловые.

Механические методы используют кусачки и ножницы; механические пилы; циркулярные и абразивные резаки; алмазную проволоку; резку методом взрыва; керновое бурение. Рабочие органы механических средств демонтажа и сегментации обычно приводятся в действие электрическими, пневматическими или гидравлическими приводами.

К тепловым методам относятся плазменная резка, кислородная резка, огневая резка, термореактивное копье, дуговая пила и другие методы. часто применяют два типа тепловых резаков: газовые и плазмено-дуговые. В любом случае обрабатываемый металл подвергается плавлению.

Во всех этих случаях при работе с загрязненным оборудованием наряду с твердыми радиоактивными отходами механического происхождения имеют место РА газы и аэрозоли, и жидкие РАО.

По различным оценкам при снятии с эксплуатации общий объем РАО оценивается в 100000 м³, из которых среднеактивных (САО) – 12000 м³, низкоактивных(НАО) – 88000 м³.

Полная активность РАО после завершения эксплуатации оценивается приблизительно в 10⁴ ТБк, а оценка общей активности РАО после снятия с эксплуатации составляет 10⁶ ТБк. Около 99 % активности сосредоточено в активной зоне реактора, части корпуса реактора и части биологической защиты.

При снятии с эксплуатации основной вклад в активность дают продукты дезактивации и менее 10 % - продукты распада, причем основной вклад вносит радионуклид ⁶⁰Со – гамма-излучатель.

Отсюда следует, что для обращения с РАО при снятии с эксплуатации применимы методы переработки и контроля, как и при эксплуатации АЭС.

При этом обращается внимание на минимизацию образования РАО которая предполагает оптимальный выбор между индивидуальными дозами, ценой материалов и технологий, маршрутов движения РАО до захоронения, количества генерируемых РАО, длительности, стоимости хранения и окончательного захоронения.

Для повышения уровня безопасности при обращении с РАО осуществляется переработка радиоактивных отходов, которая предполагает технологические операции, направленные на обеспечение безопасности РАО путем изменения их характеристик.

Методы переработки могут быть направлены на уменьшение объема РАО, изменение агрегатного состояния, соответствия последующим процессам кондиционирования и другие.

При переработке РАО производится максимальное уменьшение их объема, концентрация активности и приведение в форму, удобную и безопасную для хранения и транспортировки, с учетом минимума вторичных РАО при переработке.

Для переработки твердых РАО чаще всего используют два метода: компактирование и сжигание. Компактирование – это прессование, которое позволяет уменьшить объем до 37 раз. Но не только. Для металлов применяют плавление, когда большая часть радиоактивных веществ остается в шлаках, а сам слиток получается достаточно малоактивным, и может быть применен в радиационных технологиях.

Сжигание дает большее уменьшение объема, чем компактирование в 10 - 15 раз. Но при этом имеется большой выход радиоактивных газов и аэрозолей, что требует газоочистки и фильтрации.

Жидкие РАО для уменьшения их объема подвергают упариванию, при котором основная масса отходов локализуется в осадке. Также используются термические, сорбционные и мембранные методы. В конечном итоге отходы или цементируются с образованием цементного камня, или их битумируют, остекловывают, связываются синтетическими смолами и полимерами.

Основным источником радиоактивного загрязнения поверхностей оборудования является теплоноситель первого контура, содержащий активированные продукты коррозии и продукты деления, а также продукты их распада и изотопы ⁶⁰Со. Отсюда, любые поверхности, которые имели контакт с теплоносителем, содержат радионуклиды и обусловливается загрязнение оборудования, инструмента, помещений и спецодежды персонала.

Уровни загрязнения поверхностей в помещениях при производстве ремонтных работ достигают значений 6…9·10⁵ β-част/(см²·мин), а поверхностей оборудования 10⁶…10⁷ β-част/(см²·мин) по радионуклидам ^58,60Со, ⁵⁹Fe, ⁹⁰Sr, ¹³⁷Cs. А уровни излучения от оборудования, обусловленные загрязнением поверхностей, достигают до 2,0 мЗв/час и более, после 2-3 лет эксплуатации, и значительно выше при сроках эксплуатации 20 – 25 лет.

Дезактивация является одной из основных, сопутствующих демонтажу и разрушению оборудования, операций во время работ по выводу из эксплуатации, целями которой могут быть уменьшение профессионального облучения, уменьшения возможности выхода радиоактивных веществ в окружающую среду, повторное использование материалов, а также упрощение переработки РАО.

Дезактивация – это удаление радионуклидов с поверхностей оборудования, помещений и других объектов для обеспечения безопасной работы персонала и использования объектов по назначению. Дезактивация осуществляется химическими, электрохимическими механическими и другими специальными методами.

Вывод из эксплуатации блока АЭС осуществляется в соответствии с принципом оптимизации, то есть должно быть обеспечено снижение уровней дозовых нагрузок на работников (персонал), а также уровней выбросов и содержания радиоактивных веществ в окружающей среде до разумно достижимых минимальных уровней с учетом влияния социальных и экономических факторов.

Любая деятельность по выводу из эксплуатации блока АЭС должна осуществляться при соблюдении требований к обеспечению безопасности работников (персонала), населения и окружающей среды.

Планирование обеспечения РБ при снятии с эксплуатации блока АЭС должно содержать общие принципы и требования обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации ядерных реакторов:

• требования обеспечения безопасности, реализуемые при подготовке к выводу из эксплуатации;

• требования обеспечения безопасности на стадии проектирования вывода из эксплуатации;

• требования обеспечения безопасности, реализуемые при выводе из эксплуатации ядерных реакторов.

Эксплуатирующая организация обеспечивает безопасность вывода из эксплуатации блока АЭС и несет за нее полную ответственность, включая меры по предотвращению аварий и снижению их последствий, учет, контроль и физическую защиту ядерных материалов, радиоактивных веществ и радиоактивных отходов, охрану окружающей среды и контроль за ее состоянием в пределах площадки размещения АЭС и санитарно-защитной зоны.

При подготовке к выводу из эксплуатации блока АЭС учитываются все состояния, которые имели место при эксплуатации ЯЭУ, включая ее техническое обслуживание и ремонт.

В период эксплуатации блока АЭС организовывается сбор, систематизация и хранение информации, требуемой для вывода из эксплуатации блока АЭС. При подготовке к выводу из эксплуатации блока АЭС после останова ЯР он должен быть переведен в ядерно-безопасное состояние. Остановленный для вывода из эксплуатации ЯР считается находящимся в эксплуатации до момента его перевода в ядерно-безопасное состояние.

На этот период сохраняются все действовавшие при эксплуатации требования к работникам (персоналу) и эксплуатационной документации.

Для обеспечения ядерно-безопасного состояния ядерное топливо должно быть выгружено из активной зоны реактора, технологических систем, бассейна выдержки, помещений и других транспортно-технологических емкостей АЭС и размещено в специальном хранилище.

До начала работ по выводу из эксплуатации блока АЭС проводится комплексное обследование АЭС комиссией, назначаемой эксплуатирующей организацией. Комплексное обследование АЭС должно выполняться по специальной программе.

Основной целью комплексного обследования АЭС является детальное обследование ядерного и радиационного состояния оборудования, систем, коммуникаций, зданий, сооружений и площадки размещения АЭС, включая:

• обследование радиационной обстановки в помещениях блока АЭС и на площадке его размещения, составление картограмм радиоактивных загрязнений и (или) мощностей доз облучения;

• обследование состояния подлежащих демонтажу сооружений, систем, оборудования и конструкций, зданий и сооружений блока АЭС в целях оценки их прочностного состояния и остаточного ресурса с учетом данных длительных наблюдений воздействия природных процессов и явлений на основания зданий и сооружений, включая гидрологические особенности состояния площадки;

• обследование состояния сооружений, оборудования и систем, необходимых для производства работ по выводу из эксплуатации блока АЭС, в целях оценки их работоспособности и надежности при использовании в процессе вывода из эксплуатации;

• определение объемов (масс) и радиационных характеристик радиоактивных и нерадиоактивных отходов;

• проведение других при необходимости экспериментальных и расчетных исследований ядерно-физических и радиационных характеристик оборудования, материалов, радиоактивных и нерадиоактивных отходов, находящихся в пределах АЭС.

На основе материалов комплексного обследования разрабатываются программы вывода из эксплуатации блока АЭС, проекта вывода из эксплуатации и отчет по обоснованию безопасности вывода из эксплуатации блока АЭС. Программа вывода из эксплуатации блока АЭС содержит концепцию выбранного варианта вывода из эксплуатации блока АЭС и ее обоснование, в том числе:

• краткое описание и обоснование выбранного варианта вывода из эксплуатации блока АЭС;

• основные этапы работ по выводу из эксплуатации блока АЭС и их ориентировочную продолжительность;

• краткую характеристику этапов работ по выводу из эксплуатации блока АЭС;

• принципы обеспечения безопасности вывода из эксплуатации блока АЭС на каждом из этапов;

• критерии достижения требуемого уровня безопасности АЭС при завершении работ по каждому из этапов вывода из эксплуатации блока АЭС.

Оценивается объем радиационного контроля на АЭС и промплощадке, обеспечивающий своевременное обнаружение изменения радиационной обстановки, проведение анализа причин ухудшения радиационной обстановки в сравнении с исходным после удаления ядерного топлива состоянием остановленного блока АЭС, а также проведение оценок уровня облучения работников (персонала) и выбора решений о локализации радиоактивного загрязнения.

Производится оптимальное планирование последовательности работ с учетом обеспечения безопасности вывода из эксплуатации блока АЭС.

Готовятся системы вентиляции и спецгазоочистки, обеспечивающие поддержание в требуемых пределах чистоты воздуха рабочей зоны, предотвращение загрязнения радиоактивными веществами помещений АЭС и окружающей среды.

Все работы по подготовке обеспечения радиационной безопасности производятся с учетом применения штатных средств радиационного контроля, с существенным дополнением СРК, учитывающих технологические операции снятия с эксплуатации блока. Проект вывода из эксплуатации блока АЭС содержит описание и обоснование.

• Последовательность нарушения целостности защитных барьеров ЯР, в том числе:

• последовательности демонтажа систем, оборудования и трубопроводов, а также технологий выполнения указанных работ;

• сооружения в случае необходимости дополнительных защитных барьеров и (или) повышения эффективности и надежности существующих защитных барьеров ЯР, в случае если последние не в полной мере удовлетворяют целям проекта вывода из эксплуатации блока АЭС.

• Методов и средств, используемых для дезактивации оборудования, систем и помещений блока АЭС, и их эффективности.

• Методов и средств радиационного контроля и регистрации образующихся в ходе демонтажа оборудования, систем и строительных конструкций блока АЭС, отходов и методов их разделения на радиоактивные и нерадиоактивные отходы.

• Методов и средств обращения с радиоактивными отходами, включая их сбор, сортировку, переработку, кондиционирование, хранение, транспортирование, учет и контроль.

• Границ зон и сроков возможной консервации и расконсервации оборудования блока АЭС, а также технологии, методов, средств и объема контроля консервации и расконсервации блока АЭС.

• Методов и средств фрагментации крупногабаритного реакторного оборудования и обращения с ним. Оценки объемов и характеристик радиоактивных и нерадиоактивных отходов, образующихся в ходе вывода из эксплуатации блока АЭС.

• Границ зон возможного захоронения оборудования и защитных барьеров, а также объема, методов и средств контроля за состоянием зон захоронения оборудования и окружающей среды.

В материалах проекта разрабатываются предложения по установлению предельных значений выбросов и сбросов радиоактивных веществ в окружающую среду с учетом требований НРБУ-97. Проектные значения выбросов и сбросов радиоактивных веществ в окружающую среду устанавливаются органами санитарно-эпидемиологического надзора по согласованию с природоохранными органами.

При выводе из эксплуатации блока АЭС производятся удаления ядерного топлива из активной зоны и бассейна выдержки, помещений и других транспортно-технологических емкостей блока АЭС. До завершения работ по выводу из эксплуатации блок АЭС находится в техническом обслуживании, как совокупность оборудования и сооружений с радиоактивными веществами и ядерными материалами (при невозможности полного удаления ядерных материалов с площадки АЭС) и систем контроля.

Нарушения целостности защитных барьеров на пути распространения радиоактивных веществ в окружающую среду проводятся только при условии, что эффективные дозы облучения работников (персонала) и населения не превысят дозовых пределов, установленных нормами и правилами в области использования атомной энергии.

В течение всего периода производства работ по выводу из эксплуатации блока АЭС должен осуществляться радиационный контроль за радиационной обстановкой на блоке АЭС, на площадке его размещения и в окружающей среде с использованием действующей на АЭС системы радиационного контроля. В случае необходимости система радиационного контроля должна быть усовершенствована и дополнена с учетом специфики выполняемых работ и состояния оборудования.

Объем радиационного контроля на АЭС и площадке его размещения должен обеспечивать своевременное обнаружение изменения радиационной обстановки, проведение анализа причин ухудшения радиационной обстановки в сравнении с исходным после удаления ядерного топлива состоянием остановленного ЯР, а также проведение оценок уровня облучения работников (персонала) и выбора решений о локализации радиоактивного загрязнения.

Производство работ по выводу из эксплуатации блока АЭС должно осуществляться в соответствии с разработанной в соответствии с проектом вывода из эксплуатации блока АЭС эксплуатационной технической документацией, учитывающей этапы демонтажа сооружений, систем и оборудования блока АЭС.

Практически все работы по снятию с эксплуатации блока АЭС являются особо опасными в радиационном отношении. Уровни излучений могут превышать в основном уровни контрольные и допустимые. Поэтому все работы должны производиться по дозиметрическому наряду с оперативным дозиметрическим контролем, использованием санитарных шлюзов и различных устройств, экранов для снижения уровней доз облучения персонала и предупреждения загрязнения окружающей среды радиоактивными веществами.