Основная часть

1. Варианты и этапы работ, проводимых на энергоблоке, остановлен­ном в связи с истечением проектного срока службы

Возможные варианты и этапы проведения работ на остановленном энергоблоке приведены на рисунке 1.

Рис. 1 – Возможные варианты проведения работ на остановленном

энергоблоке

Термины и определения, используемые в схеме, приведены в таблице 1.

Таблица 1 – Основные термины и определения

Термин	Определение
Прекращение эксплуатации	Заключительный этап эксплуатации энергоблока, который реализуется после принятия решения о снятии его с эксплуатации, а также в течение кото­рого он приводится к состоянию, когда ядерное топливо отсутствует на его территории или, нахо­дясь в пределах этой территории размещено толь­ко в хранилищах отработавшего ядерного топлива, предназначенных для долгосрочного безопасного хранения
Окончательное закрытие	Этап снятия энергоблока с эксплуатации, в течение которого он приводится в состояние, исключаю­щее возможность использования данного энерго­блока в целях, для которых он был сооружен
Консервация	Этап снятия энергоблока с эксплуатации, во время которого он приводится в состояние, которое соот­ветствует безопасному хранению на протяжении определенного периода источников ионизирую­щих излучений, находящихся в нем
Выдержка	Этап снятия энергоблока с эксплуатации, на про­тяжении которого он находится в законсервиро­ванном виде, что соответствует безопасному хра­нению источников ионизирующих излучений, ко­торые находятся в нем
Демонтаж	Этап снятия энергоблока с эксплуатации, во время которого источники ионизирующих излучений, которые находятся в нем, удаляются из установки или размещают на территории АЭС в хранилищах радиоактивных отходов
Продление срока службы (ПСС)	Процесс осуществления на остановленном блоке АЭС мероприятий, обеспечивающих использова­ние его ядерно-генерирующей установки сверх на­значенного срока службы
Техническое перевооружение	Этап ПСС, предусматривающий достижение на энергоблоке более высоких технико-экономических характеристик
Конверсия 1	Вариант ПСС, предусматривающий полное или частичное использование ядерной энергии вместо производства электроэнергии для других целей (АТЭЦ, ACT, радиационно-химическая установка)
Конверсия 2	Вариант СсЭ, предусматривающий использование блока АЭС без ядерно-генерирующей установки для других целей (ТЭС, ГРЭС, и т.п.)
Захоронение	Вариант СсЭ, при котором требуется создание дополнительных искусственных сооружений или систем, необходимых для безопасности блока
Ликвидация	Вариант СсЭ, характеризующийся доведением всех сооружений блока АЭС до требований обще­промышленных санитарных норм

Из представленной схемы рис. 1 видно, что снятие с эксплуатации является только одним из двух основных, принципиально возможных вариантов работ на остановленном энергоблоке, причем явно менее предпочтительным, чем продление срока службы.

Принимая предложенную схему, следует иметь в виду следующие осо­бенности:

- продолжительность каждого этапа и варианта может колебаться в очень больших пределах и имеет мало четких ограничений снизу и сверху

- продление срока службы и снятие с эксплуатации рассматривается как два равноправных варианта, однако в действительности СсЭ может считаться завершающей стадией любого варианта ПСС

- отдельные элементы ПСС и СсЭ могут присутствовать в составе других этапов и вариантов

Так, например, демонтаж оборудования, являясь непременным этапом СсЭ, может частично присутствовать в любом варианте ПСС. В международной практике принято рассматривать 3 стадии для сни­маемых с эксплуатации энергоблоков АЭС:

СТАДИЯ 1 - выдержка под наблюдением.

На этой стадии санитарный барьер, ограничивающий распространение радиоактивности, сохраняется, как при эксплуатации, однако механи­ческие проходы через него закрыты и опечатаны. Оболочка закрыта и контролируется, как и ЯППУ.

СТАДИЯ 2 - частичное освобождение площадки.

На этой стадии санитарный барьер сокращается до минимума путем удаления легко демонтируемых элементов и укрепляется физическими методами. Биологическая защита при необходимости расширяется так, чтобы полностью окружить барьер. После дезактивации оболочка мо­жет быть изменена или удалена, если она больше не нужна для радиа­ционной защиты. Доступ к зданию может быть разрешен. Нерадиоак­тивные здания и сооружения на площадке могут быть использованы для других целей.

СТАДИЯ 3 - неограниченное использование площадки. Все материалы, оборудование и части установки, все еще сохраняющие значительный уровень радиоактивности, удаляются. Установка и пло­щадка освобождаются для неограниченного использования. Дальней­шего контроля не требуется.

Эти стадии строго не ограничиваются по последовательности и срокам (могут продлеваться на период 100 лет и более). Удлиненный срок час­то является частью плана СсЭ, т.к. позволяет снизить уровень радиоактивности. Это сделает дезактивацию и демонтаж безопаснее и дешев­ле, снизит коллективную дозу персонала до минимума. Как видим, изложенная последовательность стадий при СсЭ в основном не противоречит рассмотренной выше схеме.

Окончательный выбор того или иного варианта продления срока служ­бы или снятия с эксплуатации делается на основе технико-экономического обоснования.