CC BY
141
Адаптация технологии демонтажа оборудования выводимых из эксплуатации блоков АЭС к требованиям радиационной безопасности
А.И. Берела, Б.К. Былкин, С.А. Томилин, А.Г. Федотов
Вывод из эксплуатации энергоблоков атомных электрических станций (АЭС) сопровождается масштабными работами по демонтажу оборудования и металлоконструкций (далее - оборудование) [1]. Главным граничным условием функционирования технологических процессов демонтажа оборудования на заключительной стадии жизненного цикла блоков АЭС является обеспечение радиационной безопасности (РБ) персонала, населения и окружающей среды [2]. Сущность требований РБ постоянна для всех стадий жизненного цикла блока АЭС, включая и его вывод из эксплуатации - непревышение действующих на момент выполнения работ пределов основных доз облучения персонала и населения, а также нормативов по выбросам, сбросам и концентрациям радиоактивных веществ в различных природных средах. Эти требования согласуются с известными принципами обеспечения РБ - нормирование, обоснование и оптимизация, разработанными компетентными международными организациями (МКРЗ и МАГАТЭ) и принятыми как определяющие РБ в Федеральном законе от 09.01.1996 № 3-Ф3 «О радиационной безопасности населения» и ОСПОРБ - 99/2010 (СП 2.6.1.2612-10 «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности»).
Технология демонтажа оборудования включает технологические процессы непосредственно демонтажа оборудования с места установки, его перемещения на участок разделки, фрагментации, контейнеризации (упаковки) фрагментов, перемещения контейнеров (упаковок) на площадки переработки радиоактивных отходов (РАО) или в хранилища, организованные на территории (или за пределами) АЭС. Предполагается также возможность частичной или полной разделки оборудования по месту установки и размещения его на хранение без разделки.
В сферу действия технологии попадают подготовительные работы по технической организации рабочих зон и трасс перемещения, использованию систем энергообеспечения, вентиляции и т. д. Технология демонтажа включает также мероприятия и процедуры обеспечения РБ, такие как применение радиа-ционно-защитных и санитарных барьеров, дозиметрический контроль, обращение с вторичными РАО (пыле-, газообразными, твердыми, жидкими) и др.
Полученные при демонтаже оборудования РАО должны проходить радиационный контроль и отвечать требованиям последующего обращения с ними, т.е. технологии хранения или переработки. Например, должна быть выполнена сортировка РАО под виды переработки (глубокая или термическая дезактивация, переплавка, прессование и т.д.) и обеспечены их массогабаритные параметры, отвечающие условиям ее реализации, таким как размещение в дезак-тивационных ваннах, индукционных печах, рабочем пространстве пресса.
Современное проектирование технологических процессов, в том числе и демонтажных, предполагает его структурно-параметрическую оптимизацию [3 - 7]. Однако в случае разработки технологий демонтажа оборудования при выводе из эксплуатации блоков АЭС необходимо выполнить для них упреждающую структурно-параметрическая адаптацию к требованиям РБ, регламентированным действующими в нашей стране законодательными и нормативными документами по РБ (в части эксплуатации, вывода из эксплуатации АЭС и обращения с РАО).
Такой подход к проектированию демонтажных технологий для заключительной стадии жизненного цикла блоков АЭС не получил до настоящего момента достаточного внимания. Актуальность такой адаптации объясняется не только важностью проблемы, но и тем, что специалисты-технологи, разрабатывающие технологические процессы, не имеют необходимой компетенции в области РБ и ее регулирования, в том числе и при обращении с РАО. Тем не менее, вопросы РБ не обойдены вниманием уже в разработке проблемно-ориентированной системы проектирования демонтажной техно-
логии и технологического оборудования с участием авторов настоящей работы [3 - 9].
Непосредственно РБ при выводе из эксплуатации блоков АЭС регламентируют НП-012-99 «Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации блока атомной станции» и СП 2.6.1.2205-07 «Обеспечение радиационной безопасности при выводе из эксплуатации блока атомной станции (Санитарные правила СП ВЭ БАС-07)», в общем плане требования РБ определяются санитарными правилами проектирования и эксплуатации атомных станций (СП АС-03), основополагающим документом является обозначенный выше Федеральный закон «О радиационной безопасности населения». Именно к правилам и требованиям, содержащимся в этих документах, должен быть адаптирован технологический процесс демонтажа оборудования.
Исходными моментами в обеспечении РБ технологических процессов демонтажа оборудования являются следующие положения.
1. Технологии демонтажных работ, исходя из мирового опыта, должны органически включать решение вопросов обеспечения РБ. Для этого демон-тажные работы сопровождаются:
- мониторингом радиационной обстановки по фону и загрязненности демонтируемых объектов и рабочих зон;
- дозовым контролем;
- предварительной и при необходимости сопровождающей дезактивацией демонтируемого оборудования и рабочих зон;
- применением эффективных технических средств, в том числе с дистанционным управлением, средств радиационной защиты, систем спецвентиляции и спецканализации блока;
- а также, операциями обращения с твердыми, газообразными и жидкими вторичными радиационными отходами, возникающими в ходе работ.
2. Для обеспечения РБ демонтажных работ еще на этапе подготовки к выводу из эксплуатации осуществляется удаление радиоактивных рабочих сред из оборудования и технологических систем блока АЭС.
3. РБ демонтажных работ обеспечивается такими организационными процедурами универсального применения, как соблюдение культуры безопасности, подбор и квалификация персонала, контроль и учет радиоактивных отходов, дозиметрический контроль, мероприятия по защите персонала, населения и окружающей среды при авариях и др.
Работы должны проводиться по нарядам-допускам, определяющим допустимое время работы в радиационно-опасных условиях, перечень средств индивидуальной защиты, защитных мероприятий и др.
Согласно правилам соблюдения РБ при выводе блоков АЭС из эксплуатации (см. вышеприведенные документы), технология демонтажных работ должна предусматривать:
- мероприятия по обеспечению РБ на рабочих местах;
- оценки индивидуальных и коллективных доз облучения работников;
- способы и технические средства, минимизирующие облучение работников (персонала) при выполнении работ;
- условия и маршруты перемещения демонтированного загрязненного оборудования;
- мероприятия по минимизации объема и активности выбросов и сбросов радионуклидов в окружающую среду для выбранных технологий выполнения работ и технического состояния систем вентиляции и очистки;
- режимы эксплуатации системы вентиляции для различных видов работ с учетом применяемых технологий, приводящих к образованию радиоактивных аэрозолей и газов;
- местный отсос воздуха и пылеподавление для предотвращения загрязнения воздуха рабочей зоны;
- использование штатной системы спецканализации для удаления образующихся жидких радиоактивных отходов.
Контроль радиационной обстановки должен охватывать все потенциально опасные с позиций обеспечения РБ факторы, сопровождающие функционирование демонтажной технологии, поэтому необходимо предусматри-
вать (см. вышеприведенные нормативные документы) применение самых разнообразных видов контроля. Среди них:
- контроль мощности дозы гамма-излучения, плотности потоков бета-частиц и других видов ионизирующего излучения на рабочих местах, в отдельных помещениях и на территории промплощадки;
- контроль содержания и нуклидного состава радиоактивных газов и аэрозолей в воздухе рабочих и других помещений, а также на промплощадке;
- контроль уровня загрязнения радиоактивными веществами поверхностей рабочих помещений, демонтируемого и технологического оборудования, включая транспортные средства, кожных покровов, спецодежды и обуви работников;
- контроль выброса радиоактивных веществ в атмосферу и его радио-нуклидного состава;
- контроль активности и радионуклидного состава РАО на всех этапах обращения с ними.
При планировании, подготовке и выполнении радиационно-опасных работ следует стремиться к максимальному использованию методологии ALARA, которая предусматривает:
- создание условий для раскрытия и реализации возможностей каждого работника (знаний, навыков, опыта);
- обоснованный выбор и предварительное планирование работ, выполнение которых обеспечивает повышение безопасности персонала и АЭС.
Основы успешного решения вопросов РБ демонтажных работ (как и проекта вывода блока АЭС из эксплуатации) закладываются при организации, проведении и составлении отчета комплексного инженерно-радиационного обследования (КИРО) блока. Эта позиция нашла отражение в нормативном документе НП-012-99 «Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации блока атомной станции» и поддерживающем его руководстве Ростехнадзора (Руководство по безопасности при использовании атомной энергии «Структура и содержание отчета по результатам комплекс-
ного инженерного и радиационного обследования для вывода из эксплуатации блока атомной станции»). Именно из отчета КИРО систематизируется необходимая для решений исходная информация:
- по строительным элементам, подвергшимся радиоактивному загрязнению, с указанием площади, вида поверхностей (например, полов, стен) и покрытий, состава радионуклидов и других параметров;
- по уровням и радионуклидному составу поверхностного загрязнения оборудования, установок и систем (элементов), в т. ч. и внутренних поверхностей;
- по дозовым и потоковым полям в зонах производства работ и распределения радиоактивного загрязнения (поверхностной активности) по поверхностям помещений (в виде картограмм);
- по перечням и расположению источников, создающих поля излучения в помещениях.
Перечисленные в настоящей работе положения, процедуры, мероприятия, исходные данные образуют одну из областей факторного пространства системы проектирования.
Необходимо отметить, что в факторном пространстве проектирования технологических процессов демонтажа оборудования возможно появление целого ряда неопределенностей. Под неопределенностью понимается [10] неполнота или недостоверность информации об условиях реализации решения, наличия фактора случайности или противодействия. Упорядочивание факторного пространства в проблемно-ориентированной системе проектирования [3, 4, 8] позволяет существенно снизить их негативное влияние на разработку технологических решений. В определенной мере указанное факторное пространство использовано, например, в разработке технологии демонтажа оборудования верхней плиты реактора АМБ-100 Белоярской АЭС [9, 11].
Полное и обоснованное наполнение данного факторного пространства и его использование в проектировании демонтажных технологий при выводе из эксплуатации блоков АЭС позволит в большей степени адаптировать тех-
нологические процессы к условиям функционирования в радиационно-опасной обстановке, характерной для выполнения работ при выводе из эксплуатации блоков АЭС.
Заключение. Обеспечение РБ является важнейшим условием функционирования технологического процесса демонтажа радиоактивного оборудования блока АЭС, выводимого из эксплуатации. Процедуры обеспечения РБ разрабатываются в ходе проектирования технологических процессов, поэтому в системе проектирования должны в полной мере учитываться современные правила и требования РБ, а принимаемые специалистами-технологами решения должны адаптировать к ним структуру и параметры технологического процесса. Исходная информация в этом подходе определяется данными нормативной документации и КИРО.
Литература:
1. Берела, А.И. и др. Вывод из эксплуатации блоков АЭС. Демонтаж-ные технологии / А.И. Берела, А.Г. Федотов, С.А. Томилин // Безопасность ядерной энергетики [Электронный ресурс]: тез. докл. IX Междунар. науч.-практ. конф., 23-24 мая 2013 г./ВИТИ НИЯУ МИФИ [и др.]. - Волгодонск: [Б.и.], 2013. - 1 электрон. опт. диск [СБ].
2. Былкин, Б.К. и др. Радиационная безопасность демонтажа при снятии с эксплуатации АЭС [Текст] / Б. К. Былкин, С. Г. Цыпин, А. А. Хрулев // Атомная техника за рубежом. - 1995. - №5. - С. 9-22.
3. Берела, А.И. и др. Оптимизационные аспекты проектирования технологического процесса демонтажа оборудования при выводе из эксплуатации блока атомной станции [Текст]/ А.И. Берела, Б.К. Былкин, В. А. Шапошников // Тяжелое машиностроение. - 2004. - №6. - С. 9 - 14.
4. Берела, А.И. и др. Разработка технологических процессов демонтажа оборудования при выводе из эксплуатации атомных станций [Электронный ресурс] / А.И. Берела, А.Г. Федотов, С.А. Томилин, Б.К. Былкин // Инженерный вестник Дона. - 2013. - Т. 25 - №2 (25). - С. 64. - Режим доступа:
http://www.ivdon.ru/magazine/archive/n2y2013/1734 (доступ свободный). -Загл. с экрана. - Яз. рус.
5. Berela A.I., Bylkin B.K., Kolyadko A.A., Etingen A.A. Analyzing ways to dismantle VVER-440 reactor vessel. - Nuclear Europe Worldscan. - 1992. -t. 9/10. - Р. 80-81.
6. Берела, А.И. и др. Выбор значений параметров технологического процесса демонтажа оборудования блоков АЭС, выводимых из эксплуатации [Текст]/ А.И. Берела, Б.К. Былкин, С.А. Томилин, А.Г. Федотов // Глобальная ядерная безопасность. - 2013. - №3 (8). - С. 60-64.
7. Берела, А.И. и др. Анализ и представление среды действия в системе проектирования технологии демонтажа оборудования при выводе из эксплуатации блока АЭС [Текст]/ А.И. Берела, Б.К. Былкин, С.А. Томилин, А.Г. Федотов // Глобальная ядерная безопасность. - 2014. - №1 (10). - С. 25-31.
8. Berela A.I., Bylkin B.K. Problem-oriented system for designing a technology for disassembling the power-generating units of nuclear power plants // Atomic Energy. - 2000. - Т. 89. - Nu. 3. - Р. 189-196.
9. Берела, А.И. и др. Технологическое оборудование, применяемое в работах по выводу из эксплуатации блоков АЭС [Текст] / А.И. Берела, А.Г. Федотов, С.А. Томилин // Глобальная ядерная безопасность. - 2013. -№1 (6). - С. 58-66.
10. Целигоров, Н.А. и др. Математические модели неопределённостей систем управления и методы, используемые для их исследования [Электронный ресурс] / Н.А. Целигоров, Е.Н. Целигорова, Г.В. Мафура // Инженерный вестник Дона. - 2012. - Т. 23 - № 4 (23). - С. 48 - Режим доступа: http://www.ivdon.ru/magazine/archive/n4p2y2012/1340 (доступ свободный). -Загл. с экрана. - Яз. рус.
11. Берела, А.И. и др. Технологическое оборудование для герметизации реакторного пространства блоков первой очереди Белоярской АЭС [Текст]/ А.И. Берела, Б.К. Былкин, Ю.А. Этинген // Тяжелое машиностроение. - 2006. - №9. - С.10 - 13.
