- •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
5.5 Демонтаж радиоактивного оборудования в условиях высоких уровней полей ионизирующего излучения
5.5.1 Демонтаж и фрагментация корпуса реактора, его элементов, ВКУ, кольцевого бака и закладных деталей бетонной шахты реактора производится в условиях больших значений мощности дозы γ-излучения и высокой загрязненности конструкций и всей рабочей зоны радионуклидами. Для проведения демонтажных работ в этих условиях необходимо применение дистанционно управляемого комплекса (ДУК), оснащенного большим количеством различного инструмента.
5.5.2 ДУК состоит из:
защитных, эксцентрично расположенных одна в другой, поворотных пробок;
манипулятора;
набора инструмента (резки, сварки и т.п.);
контейнера для дистанционной замены манипуляторов и инструментов;
контейнера для удаления демонтированных элементов;
системы вентиляции и сбора пыли;
системы освещения и наблюдения;
системы дистанционного управления.
5.5.3 Место установки – шахта реактора.
Полезная нагрузка на манипулятор – 35 кг, 200 кг.
Рабочее пространство – диаметр 5000 мм, высота 17000 мм.
Режим работы – полуавтоматический или ручной.
Управление с поста, удаленного примерно на 100 м.
Рабочие органы: комплект средств технологического оснащения, включающий в себя различные инструменты, оснастку и приспособления.
Основные требования:
способность локализации «грязной» рабочей зоны;
оборудование, работающее в условиях больших значений мощности дозы, должно иметь радиационностойкое исполнение, иметь легко дезактивируемое покрытие.
5.6 Порядок демонтажа оборудования
5.6.1 К демонтажу приступают после проведения всех подготовительных операций и операций по дезактивации оборудования и помещений.
При проведении подготовительных операций должно быть предусмотрено:
опорожнение оборудования и систем и отключение их от действующих коммуникаций;
отключение электротехнического оборудования с отсоединением кабелей на щитах управления силовых щитах и у токоприемников на местах их установки;
намечены рабочие участки и необходимая оснастка;
обеспечена подача на рабочие места электроэнергии, тепла, воды и др.;
подготовлены пути эвакуации оборудования и предусмотрены необходимые контейнеры, транспортные и грузоподъемные средства.
Порядок и этапы демонтажа расписываются специальными технологическими картами, составленными с учетом обеспечения ядерной, радиационной и технической безопасности.
Демонтаж производится по специальной технологии, разрабатываемой на стадии технического проекта вывода АЭС из эксплуатации.
В последнюю очередь демонтируется оборудование обеспечивающих систем (вентиляция, энергообеспечение).
Во время демонтажа последних систем при необходимости используются временные переносные средства.
5.7 Системы вентиляции
Проектируемые на период вывода из эксплуатации АЭС системы технологической вентиляции выполняются из условия поддержания оптимальных параметров окружающей среды для работы персонала и оборудования и обеспечения допустимых газоаэрозольных выбросов.
Работы, связанные с электрической, газовой и плазменной резкой металла при демонтаже сопровождаются выделением в воздух оксидов тяжелых металлов и газов, а именно: оксидов железа, хрома, марганца, озона и др., а также тепловыделением от сварочной аппаратуры.
Задачей вентиляционных систем в режиме резки металла является не превышение предельно допустимых концентраций вредных и радиоактивных веществ в воздухе рабочих участков производственных помещений в соответствии с действующими санитарными нормами.
Следует учитывать, что процессы образования аэрозолей при демонтаже разного оборудования и строительных конструкций разными способами не одинаковы. Это приводит к образованию аэрозолей, различающихся как медианным диаметром, так и среднеквадратичным отклонением от аэрозолей, образующихся при нормальной эксплуатации АЭС, и на удержание которых рассчитаны штатные фильтровальные станции. Вот почему эффективность улавливания фильтровальными станциями демонтажных аэрозолей может оказаться недостаточной для обеспечения безопасных условий труда и охраны окружающей среды.
Перед началом разработки технического проекта ВЭ необходимо провести НИР по определению эффективности очистных фильтров для аэрозолей, образующихся при применении различного инструмента, используемого при демонтаже.
