- •Содержание
- •Практическая работа №1 Изучение концепции вывода из эксплуатации блоков аэс, действующей в концерне «Росэнергоатом»
- •1 Назначение и область применения
- •2 Цели и задачи
- •3 Термины и определения
- •4 Современное состояние подготовки и вывода из эксплуатации блоков ас
- •5 Деятельность эксплуатирующей организации по подготовке к выводу из эксплуатации блоков ас в современных условиях хозяйствования
- •5.1 Проектирование блока ас
- •5.2 Эксплуатация блока ас
- •5.3 Окончательный останов блока ас
- •5.4 Перевод блока ас в ядерно-безопасное состояние
- •6 Вывод из эксплуатации
- •6.1 Вывод из эксплуатации блока ас по варианту «ликвидация»
- •6.1.1 Ликвидация блока ас после сохранения под наблюдением
- •6.1.2 Ликвидация блока ас по варианту «немедленный демонтаж»
- •6.1.3. Вывод из эксплуатации блока ас по варианту «захоронение»
- •6.1.4 Реализация вариантов вэ на площадке многоблочной ас
- •6.2. Обращение с рао и другими опасными отходами при вэ
- •7 Основные направления реализации концепции
- •7.1 Основные направления реализации концепции в период с 2010 года по 2015 год
- •7.1.1 Организационное обеспечение вывода из эксплуатации
- •7.1.3 Информационное обеспечение работ
- •7.1.4 Научно-техническое и технологическое обеспечение
- •7.1.5 Практическая деятельность
- •7.2 Основные направления реализации концепции в период с 2016 года по 2025 год
- •Практическая работа №2 «Изучение раздела «Вывод блока аэс из эксплуатации» в проекте блока»
- •1 Отображение стадии вывода из эксплуатации в проекте блока аэс
- •1 Концепция снятия с эксплуатации
- •2 Источники излучений
- •3 Радиационный контроль
- •4 Материалы неограниченного (повторного) использования
- •5 Мероприятия, системы и оборудование для снятия с эксплуатации
- •1 Концепция снятия с эксплуатации
- •1.1 Общие положения
- •1.2 Основные варианты снятия энергоблока ас с эксплуатации
- •1.3 Последовательность выполнения работ основных этапов вывода из эксплуатации энергоблока ас
- •1.4 Мероприятия по обеспечению безопасности при выводе ас из эксплуатации
- •1.5 Обращение с рао при выводе ас из эксплуатации
- •1.6 Экологические аспекты вывода из эксплуатации
- •2 Источники излучений
- •2.1 Общие положения
- •2.2 Источники облучения в строительных материалах
- •2.3 Источники излучения в технологических контурах
- •2.4 Оценка количества активности радионуклидов кондиционированных рао
- •2.5 Радиационная обстановка в помещениях блока
- •3 Радиационный контроль
- •4 Материалы неограниченного (повторного) использования
- •5 Мероприятия, системы и оборудование для снятия с эксплуатации
- •5.1 Общие положения
- •5.2 Глубокая дезактивация металлолома
- •5.3 Демонтаж оборудования
- •5.4 Демонтаж строительных конструкций
- •5.5 Демонтаж радиоактивного оборудования в условиях высоких уровней полей ионизирующего излучения
- •5.6 Порядок демонтажа оборудования
- •5.7 Системы вентиляции
- •5.8 Установки компактирования рао
- •Список ЛитературЫ
- •Практическая работа №3 Технологии обращения с рао при выводе из эксплуатации блоков ас
- •1 Обращение с радиоактивными отходами, включая транспортировку, хранение/захоронение. Радиоактивность конструкций блока аэс
- •2 Контрольные вопросы
- •Практическая работа №4
- •1 Переработка тро демонтажных работ
- •2 Выбор площадей под размещение комплекса переработки рао
- •3 Размещение рао на площадях хранения в блоках а и б
- •3.5 Данные по размещению рао на хранение в помещениях блоков а и б представлены в таблице 3.1.
- •5.1 Технологическая машина для работ в надреакторном пространстве блоков 1, 2 Белоярской аэс
- •5.2 Применение оснастки и инструментов универсального и специального назначения
- •5.3 Дистанционно-управляемый комплекс для демонтажа корпусных реакторов фрезерованием
2.3 Источники излучения в технологических контурах
2.3.1 Радионуклиды образуются в первом контуре при активации нейтронами продуктов коррозии конструкционных материалов контура и при выходе продуктов деления в теплоноситель из негерметичных твэлов. Активность оборудования других технологических контуров обусловлена протечками теплоносителя (потеря плотности парогенератором, сбор организованных протечек и др.) и проведением технологических операций (вывод теплоносителя при борном регулировании, останове блока, очистка теплоносителя и др.).
Как следует из эксплуатационных данных (таблица 2.3), при проведении работ сразу после останова реактора мощность дозы γ-излучения в непосредственной близости от оборудования на 70% определяют 60Со, 58Со, 59Fe, 54Mn. Через год после останова – 60Со, 54Mn, 134Cs, а через 5 лет после останова – 60Со.
Таблица 2.3 – Оценочные значения вклада в мощность дозы γ-излучения радионуклидов в отложениях на поверхности оборудования первого контура энергоблока №1 БтАЭС при нулевом начальном фильтре в первый месяц после останова реактора, в процентах
Нуклид |
Время выдержки |
|||
1 месяц |
1 год |
5 лет |
25 лет |
|
131I |
<1 |
- |
- |
- |
134Cs |
6 |
10 |
5 |
|
124Sb |
7 |
- |
- |
- |
58Co |
15 |
- |
- |
- |
60Co |
40 |
80 |
95 |
100 |
65Zn |
3 |
- |
- |
- |
54Mn |
6 |
8 |
- |
- |
110Ag |
2 |
2 |
- |
- |
59Fe |
8 |
- |
- |
- |
5Nb |
10 |
- |
- |
- |
51Cr |
3 |
- |
- |
- |
103Ru |
2 |
- |
- |
- |
После радиоактивного распада 60Со радиационную обстановку будут определять 59Ni, 63Ni, 137Cs, 90Sr. Эти радионуклиды находятся на поверхностях «грязных технологических контуров», покрытиях полов, стен, строительных конструкций помещений зоны контролируемого доступа, хранилищах РАО.
2.3.2 На основании анализа эксплуатационных и литературных данных значение первичного поверхностного загрязнения оборудования и трубопроводов первого контура 60Со оценено равным 4,0·105 Бк/см2 (1,1·10-5 Ки/см2). Значение первичного поверхностного загрязнения 60Со систем очистки теплоносителя, сбора трапных вод, хранения и переработки ЖРО - 4,0·105 Бк/см2 (1,1·10-5 Ки/см2). Значение первичного поверхностного загрязнения всех других систем 60Со принято равным 4,1·104 Бк/см2 (1,1·10-6 Ки/см2).