- •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
5.3 Окончательный останов блока ас
Окончательный останов предусматривает проведение такого набора организационных и технических мероприятий, которые обеспечат невозможность дальнейшего использование блока АС по проектному назначению при сохранении работоспособности необходимых систем и барьеров безопасности.
5.4 Перевод блока ас в ядерно-безопасное состояние
Этот подэтап подготовки к ВЭ, кроме удаления ядерного топлива из активной зоны реактора, приреакторных бассейнов выдержки и, как завершение, с территории блока АС, включает в себя следующие основные работы и мероприятия 13:
удаление радиоактивных рабочих сред из оборудования и технологических систем блока АС, которые обеспечивали безопасное обращение с ОЯТ;
штатную дезактивацию оборудования, систем и строительных конструкций блока АС;
переработку или удаление эксплуатационных радиоактивных отходов с блока АС;
КИРО блока АС в объёме, необходимом для разработки проекта вывода из эксплуатации блока АС;
подготовку на основании проекта ВЭ блока АС «Отчёта по обоснованию безопасности при выводе из эксплуатации блока АС»;
разработку отчета «Оценка воздействия на окружающую среду» (ОВОС), в котором определены возможные неблагоприятные воздействия на окружающую среду при ВЭ и их социально-экологические последствия, а так же мероприятия по их уменьшению и/или предотвращению;
подготовку документов 23, необходимых для получения лицензии Ростехнадзора на выполнение работ ВЭ блока АС.
Продолжительность подэтапа составляет от 3 до 5 лет.
В соответствии с требованиями НД надзорных органов блок АС, остановленный для ВЭ, считается находящимся в эксплуатации до удаления с блока АС отработавшего ядерного топлива. На этот период сохраняются все требования к персоналу, документации как к действующему блоку АС.
6 Вывод из эксплуатации
Вывод из эксплуатации блока АС – деятельность, осуществляемая после удаления ядерного топлива и ядерных материалов с блока АС, направленная на достижение заданного конечного состояния блока АС, исключающая использование блока в качестве источника энергии и обеспечивающая безопасность работников (персонала), населения и окружающей среды.
Показатели и характеристики конечного состояния блока АС после ВЭ должны обеспечить возможность его освобождения из-под контроля органов государственного регулирования в части радиационной безопасности.
Базовыми вариантами ВЭ являются:
ликвидация блока АС – вариант ВЭ, предусматривающий дезактивацию оборудования, зданий и сооружений; ликвидацию радиоактивных загрязнений до приемлемого, в соответствии с действующими нормами, уровня; демонтаж оборудования, систем, конструкций и строительных сооружений, содержащих радиоактивные вещества и материалы; обращение с образующимися РАО и другими опасными отходами, включая их удаление с площадки АС, а также подготовку площадки для дальнейшего ограниченного или неограниченного использования;
создание объекта окончательной изоляции (захоронение) на месте расположения выводимого из эксплуатации блока АС – вариант ВЭ, предусматривающий размещение и локализацию радиоактивно загрязненных компонентов оборудования, строительных конструкций и кондиционированных РАО на месте с созданием необходимых физических барьеров, исключающих несанкционированный доступ в зону локализации и обеспечивающих радиационную безопасность персонала, населения и окружающей среды в течение всего срока сохранения радиоактивными отходами потенциальной опасности.
Процесс ВЭ ввиду свой сложности может быть разбит на несколько этапов и может включать этап длительного безопасного хранения блока АС под наблюдением с целью снижения уровня радиационной опасности объекта за счет распада радиоактивных веществ при поддержании на должном уровне состояния барьеров безопасности.
Этапы ВЭ, характеризуются и определяются конечными состояниями объекта, достигаемыми при завершении работ по этапу. На каждом этапе эксплуатация оборудования и систем блока осуществляется в соответствии с Технологическим регламентом эксплуатации блока АС, разработанным для этого этапа. В частности, сохраняется работоспособность системы радиационного контроля, оптимизированной в соответствии с изменившимися состоянием блока, характеристиками и объемом радиационного контроля, а также целостность и работоспособность оборудования и систем, обеспечивающих безопасное состояние блока АС и выполнение работ на данном этапе вывода из эксплуатации.