Прежде чем что-либо начать, надо знать, чем это все закончится

“Вывод АС (блока АС) из эксплуатации должен учитываться при проектировании, а также эксплуатации, техническом обслуживании и ремонте” –ОПБ-88/97.

“Требования по снятию с эксплуатации следует учитывать на этапе проекти­рования новой ядерной установки или как можно раньше — на существующих ядерных установках” – Рекомендации МАГАТЭ, № WS-G-2.1

Как учесть ВЭ при проектировании действующих и остановленных российских энергоблоков?

По-видимому, это утверждение следует отнести (в части проектирования) к новым строящимся и проектируемым энергоблокам.

Действительно, учет этапа будущего ВЭ при проектировании новых энергоблоков является важным аспектом учета ключевых требований при практической реализации деятельности по ВЭ энергоблоков АС:

- обеспечение радиационной безопасности персонала, населения и окружающей среды,

- минимизация высвобождающейся радиоактивности и объемов радиоактивных отходов,

• минимизация затрат и достижение приемлемой социальной эффективности.

Ниже в качестве поясняющего примера приведены некоторые требования и рекомендации по проектированию АС с учетом этапа ВЭ.

В проекте строительства блока АС должны содержаться:

• описание конкретных проектных и конструкторских характеристик (объемно-планировочные и конструктивные решения) направленных на обеспечение безопасности при будущем выводе из эксплуатации блока АС;

• паспорта на химический состав конструкционных и защитных материалов содержащих элементы, на изотопах которых образуются долгоживущие радионуклиды ;

• перечень основных планируемых мероприятий по обеспечению безопасности вывода из эксплуатации блока АС;

• концептуальный подход будущего вывода из эксплуатации с прогнозными оценками объемов, вида, категории РАО, предложениями по демонтажу элементов основных систем, оборудования и конструкций блока АС;

• перечень помещений, систем и оборудования, важных с точки зрения проведения работ по выводу из эксплуатации блока АС.

Проект блока АС должен предусматривать сохранение и передачу важной проектной документации и информации для создания базы данных по выводу из эксплуатации блока АС.

При сооружении АС должны быть документально зафиксированы все отклонения от проекта в части материалов, конструкций, оборудования, технических решений и др.

Рекомендации и требования по выбору малоактивируемых конструкционных и защитных материалов. Выбор компонентов бетонов (вяжущие, заполнители, до­бавки) и сталей, предполагаемых к использованию в конструкциях радиационной защиты и оборудования АС, необходимо проводить на основе анализа их химического состава с учетом наличия микропри­месей и следовых элементов;

• в конструкционных и защитных материалах на этапе предпроектных

исследований необходимо определять содержание следую­щих химических элементов: европий, кобальт, цезий, железо, каль­ций, хлор, никель, литий;

• при захоронении защитных конст­рукций, а также при решении вопроса

о возможном повторном исполь­зовании конструкционных и защитных материалов требуется дополни­тельный контроль следующих элементов: азота, калия, углерода;

• использование в защитных конструкциях АС серпентинитов, хромитов,

магнетитов в связи с высоким содержанием в них кобальта и железа не желательно.

• для элементов оборудования, армирования и облицовок защитных

конструкций необходимо использовать стали с минималь­ным содержанием кобальта, никеля и ниобия;

• химический состав материалов защиты должен быть отра­жен в

проектных документах в форме - Паспорта на химический состав. В Паспорте на химический состав материалов защиты по­мимо существующих на настоящий момент требуемых характеристик должны быть отражены следующие моменты:

- подробная характеристика макрохимического состава сырьевых материалов для приготовления бетонной смеси

- результаты определения концентраций примесных и следовых эле­ментов, образующих долгоживущие радионуклиды

• для обеспечения уменьшения уровня активности радионук­лидов при

изготовлении бетонной смеси для защитных конструкций следует вводить в определенных количествах добавки, содержащие элементы с большими сечениями захвата нейтронов определенных энергетических групп (например, бор), образующие радионуклиды с короткими периодами полураспада;

• рекомендуется нанесение на защитные конструкции спе­циального слоя

(например, штукатурки с элементами, имеющими большое сечение захвата тепловых и резонансных нейтронов ( В , Cdи др.);

Требования к проектированию защитных конструкций реактора и технологического оборудования АС нового поколения.

• радиационная защита реактора должна выполняться в сборно

монолитном или модульном вариан­те, позволяющем разделять конструкцию по степени активности.

• часть защиты подверженную активации следует выполнять из сборно-раз­борных элементов с оптимальными геометрическими размерами, позволяющими разделять активированную часть по уровням наведенной активности.

• в сборно-разборных элементах активированной части предусматривать устройства позволяющие легко осуществлять монтажные и демонтажные работы, в том числе с использованием робототехнических средств.

• разместить в активируемой части защиты образцов-свидетелей из

материалов, аналогичным материалам защиты и индикаторов флюенса нейтронов. Обеспечить их системой удобной выемки из тела защиты на момент ВЭ.

• предусмотреть установку съемных панелей в перекры­тиях и стенах

для образования монтажных проемов, облегчающих до­ступ к радиоактивному оборудованию и его демонтаж.

• предусмотреть размещение в боксах с радиоактивным обору­дованием передвижных защитных экранов для минимизирования облуче­ния персонала в процессе профилактических ремонтов при эксплуа­тации АС и демонтажных работ при ВЭ. Оптимизировать размещение активного и неактивного обо­рудования с целью улучшения доступа и проведения демонтажных ра­бот.

• предусмотреть помещения для работ с радиоак­тивными отходами

(подготовки и упаковки в контейнеры), оборудо­ванные специальными вспомогательными механизмами и устройствами (подъёмными механизмами, передвижными защитными экранами, транс­портными средствами и др.

Требования к состоянию поверхности и составу бетонных конструкций радиационной защиты.

• для уменьшения или устранения радиоактивного за­грязнения защитные покрытия и облицовки бетонных конструкций АС должны:

- предохранять бетон от жидких, газообразных, аэрозоль­ных и агрессивных сред

- увеличивать сопротивление выщелачиванию;

- обладать улучшенной способностью к дезактивации;

- обеспечивать при необходимости возможность частичной или полной замены;

- иметь минимально необходимую толщину для уменьшения объёмов ра­диоактивных отходов;

- иметь минимальную избирательную сорбционную способность по отношению к кобальту, цезию, марганцу, стронцию, серебру.

• рекомендуется наносить двухкомпонентное или многослойное покрытие:

первый слой – съемное покрытие, второй – стационарное.

• верхний слой покрытия должен обладать достаточной механической

прочностью для того, чтобы избежать истирания, растрескивания, охрупчивания и др.

Минимизацию объемов РАО можно обеспечить как для действующих, так и для проектируемых энергоблоков. Причем наибольший эффект можно достигнуть на вновь проектируемых установках.

Для выведенных из эксплуатации и действующих реакторных установок основными методами минимизации объемов радиоактивных отходов являются организационно-технические.

1. Классификация отходов по видам, агрегатному состоянию, нуклидному составу источников, пространственному распределению и удельной активности. Эти данные могут быть получены на основе анализа результатов комплексного радиационного обследования. Положительный эффект достигается за счет варьирования временем выдержки радиоактивных отходов, а также за счет надлежащих методов демонтажа с разделением материалов и конструкций на активные и неактивные, исключающих их смешивание при проведении демонтажных работ.

2. Применение эффективной дезактивации, объемы, режимы и глубина которой будут определяться данными, упомянутыми в п.1.

3. Создание защитных барьеров, исключающих распространение радиоактивности в чистые зоны реакторной установки, что особенно актуально при проведении демонтажных работ с радиоактивным оборудованием и конструкциями.

4. Последовательный демонтаж, обработка и переработка радиоактивных отходов и материалов для повторного использования с учетом временного спада остаточной радиоактивности оборудования, систем, конструкций, материалов.

5. Применение мобильных вентиляционных установок в местах проведения демонтажных работ для очистки воздуха загрязненного радиоактивными аэрозолями и механической пылью.

Применение изложенных выше рекомендаций и требований можно проиллюстрировать на приме­ре конструкции шахты реактора ВВЭР, представленной на рис.4.1.

Рис. 4.1 Пример выполнения радиационной защиты ( шахты реактора) в сборно-монолитном варианте ( 1 - монолитная часть, II - сборно-разборные элементы )

На рис. 4.1 показана шахта реактора ВВЭР-1000, выполненная в сборно-монолитном варианте. Внешняя часть шахты (I) выполнена в монолитном варианте, а внут­ренняя (II), подверженная активации часть конструкции, вы­полнена в сборно-разборном варианте, элементы которой будут демонтированы и захоронены при выводе из эксплуатации блока АС. Такая конструкция позволяет ее разделение при ВЭ на элементы с различными уровнями активности. Выбор рационального варианта и геометрических размеров сборных элементов должен базироваться на данных расчетных иссле­дований с учетом радиационно-физических характеристик конкретно­го реактора. Геометрические размеры сборных элементов конструкции должны определяться возможностью робототехнических устройств, грузоподъемностью кранового оборудования и размерами контейнеров для перевозки радиоактивных отходов.

С целью облегчения и сокращения сроков демонтажа реактора, перспективными являются следующие концептуальные объемно-планировочное решение реакторного отделения и комплекса зданий АС с ВВЭР в целом. Концептуальное решение представлено в виде двух вариантов: «наземного» и «тоннельного», схематически представленных на рис.4.2, 4.3, соответственно.

На рис. 4.2 представлен так называемый наземный 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.

Рис 4.3. 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.

Учет требований по выводу из эксплуатации на стадии эксплуатации реакторной установки.