3. Безопасность атомной станции, снимаемой с эксплуатации

Предметом настоящего раздела является анализ безопасности АЭС с момента останова до завершения работ по снятию с эксплуатации. Первый этап - плановый останов энергоблока.

Следующим этапом (в пределах 10 суток) является выгрузка отрабо­тавшего топлива из реактора в бассейн выдержки. Это еще более по­вышает ядерную безопасность, т.к. в еще большей степени снижает пе­речень возможных ядерноопасных ситуаций.

Режим хранения отработавшего топлива в бассейне должен продол­жаться до 3 -5 лет, до тех пор, пока остаточное тепловыделение отрабо­тавших кассет не снизится до значений, допускающих их вывоз в сухое контейнерное хранилище отработавшего ядерного топлива (СХОЯТ) либо вывоз со станции в имеющихся транспортных средствах, обеспе­чивающих безопасную транспортировку топлива до долговременного хранилища или завода регенерации.

Имеется отдельная программа по разгрузке и снятию с эксплуатации контейнеров ВКХ-ВВЭР (2-я версия, г. Харьков, ноябрь 1997 г.). Вопросы безопасности для этих этапов рассмотрены в главах 3 и 5. После вывоза со станции отработавшего топлива ядерная опасность полностью исчезает, а радиационная безопасность обеспечивается строгим выполнением действующих норм.

Радиоактивные материалы и конструкции, входящие в состав снимае­мого с эксплуатации объекта, создают, безусловно, дополнительные проблемы, но они не являются неразрешимыми.

Большая часть АЭС (около 85%) вообще не активируется при эксплуа­тации и может быть демонтирована и удалена обычными методами. Бо­лее того, почти вся радиоактивность (99%) содержится в отработавшем топливе и эксплуатационных отходах. Топливо же удаляется со станции до начала работ по СсЭ.

Подробное описание оборудования, применяющегося для осуществле­ния дезактивации и демонтажа элементов АЭС, а также соответствую­щих способов производства работ, является предметом проекта СсЭ и в настоящем разделе не содержится.

Система контроля радиационной обстановки преобразуется и сущест­вует в необходимом объеме вплоть до окончания работ по СсЭ. Системы, обеспечивающие радиационную безопасность персонала станции, сохраняются, а в период непосредственного производства ра­бот по СсЭ дополняются специальными системами (вентиляция, дезак­тивация, робототехника, индивидуальные средства защиты и т.п.). Подробное описание действующих в период СсЭ систем безопасности также является предметом собственно проекта снятия. Для обеспечения безопасности эксплуатирующая организация должна разработать программу радиационной защиты, в которой должны быть отражены вопросы:

- удержание уровня облучения персонала и населения в допустимых пределах;

- деление помещений установки на зоны и уточнение характеристик этих зон в процессе работ по СсЭ;

- расчет прогнозируемых оценок доз облучения персонала;

- разработка и обоснование системы ограничения доз, как основания для планирования технических и организационных решений по ра­диационной защите;

- выбор средств для уменьшения радиационной нагрузки на персонал во время проведения мероприятий по снятию установки из эксплуа­тации;

- установление требований и критериев обеспечения качества в части радиационной защиты;

- определение перечня контрольно-измерительных приборов и уст­ройств для обеспечения дозиметрического контроля и безопасности персонала;

- дозиметрический контроль и обследование площадки установки;

- радиационный контроль окружающей среды;

- дезактивацию устройств и конструкций;

- контроль за обращением с радиоактивными отходами в соответст­вии с действующими правилами.

Что касается окружающего населения, то для него в период выдержки и на последующих этапах СсЭ опасность атомной станции, как источника радиационной опасности резко снижается. Потенциальная опасность возникает только при транспортировке демонтируемых элементов бло­ка и радиоактивных отходов со станции.

По данным МАГАТЭ относительный вклад от различных источников в суммарное годовое облучение отдельного человека в среднем составляет:

- 70% – от естественного фона;

- 29% – от медицинского обслуживания;

- 0,3% – от испытания ядерного оружия;

- 0,06% – от выполнения профессиональных обязанностей;

- 0,006% – от производства ядерной энергии. Мировой опыт показывает, что облучение персонала при СсЭ не выше, чем при выполнении традиционных обязанностей во время эксплуата­ции.

Таким образом, можно считать, что безопасность станции на любом этапе СсЭ не ниже, чем безопасность действующей АЭС, а сущест­вующие в настоящее время технические средства, квалификация персонала

Лекцию разработал

доцент кафедры Эксплуатации и ФЗ ЯЭУ В.Н. Петрыкин

11