CC BY
173
9. Денисов А.В., Дубровский В.Б., Музалевский Л.П. Прогнозирование радиационных изменений неорганических строительных материалов Вопросы атомной науки и техники. Сер. Проектирование и строительство. 1990. Вып. 3. С.98-102.
10. Денисов А.В. Обобщенная модель и методы для аналитического определения радиационно-термических изменений неорганических строительных материалов и их составляющих//Седьмая Российская научная конференция. Защита от ионизирующих излучений ядерно-технических установок. Тезисы докладов. 22-24 сентября 1998 года. г.Обнинск.
11. Денисов А.В. Аналитическое определение радиационно-термических изменений теплопроводности материалов радиационной защиты .//Седьмая Российская научная конференция. Защита от ионизирующих излучений ядерно-технических установок. Тезисы докладов. 22-24 сентября 1998 года. г. Обнинск.
12. Денисов А.В. Аналитическое определение радиационно-термических изменений бетонов радиационной защиты и их составляющих. Состояние проблемы и задачи дальнейших исследований.//Восьмая Российская научная конференция. Радиационная защита и радиационная безопасность в ядерных технологиях. Тезисы докладов. 17-19 сентября 2002 года. г.Обнинск.
13. А.В. Денисов, Б.С. Кирьянов, Л. И. Мосеев, Л. П. Музалевский, Е.Б. Сугак. Газовыделение из компонентов бетона при реакторном облуче-нии//Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Проектирование и строительство. 1986. Вып. 2. С. 109- 119.
14. Денисов А.В. Прогнозирование радиационного газовыделения из бетонов радиационной защиты и их составляющих.//Восьмая Российская научная конференция. Радиационная защита и радиационная безопасность в ядерных технологиях. Тезисы докладов. 17-19 сентября 2002 года. г.Обнинск.
Енговатов И.А.
Московский государственный строительный университет
ПРОБЛЕМЫ РЕКОНСТРУКЦИИ И ВЫВОДА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ
БЛОКОВ АС
С 1942 в обстановке сугубой секретности мировые цивилизации вступили в эпоху практического использования энергии атомного ядра, которая позже была названа "атомным веком". Именно в 1942 году в США под трибунами стадиона в Чикаго был построен и пущен первый в мире реактор (Chicago Pile-1). В 1946 году в СССР в Лаборатории измерительных приборов Академии Наук (ЛИПАН), ныне Российский научный центр "Курчатовский институт" был введен в действие первый в Европе реактор Ф-1. В 1954 году в СССР в г. Обнинске была пущена первая в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт, которая в течение 50 лет находилась в эксплуатации. С тех пор, 1954 считается началом промышленного использования атомной энергии в мирных целях, в частности атомной энергетики.
В последующие годы атомная энергетика проходила различные этапы своего развития, которые характеризуются:
■ бурным ростом с середины 50-х до середины 80- х годов;
■ резким замедлением темпов развития и количественного роста, вводимых в строй мощностей с середины 80-х, связанного, прежде всего с серьезными авариями на атомных станциях, в частности - Чернобыльской катастрофы;
■ отрицательного отношения к атомной энергетики в мире;
■ переосмыслением роли атомной энергетики для развития цивилизации;
■ интенсивными разработками в области глобального повышения безопасности атомных реакторов нового поколения;
■ пониманием безальтернативности атомной энергетики в ближайшие 50 лет нового столетия;
■ новым витком развития атомной энергетики в промышленных и развивающихся станах (Россия, США, Китай, Индия, Великобритания и др.), который мы наблюдаем в настоящее время.
В настоящее время более чем в 30 странах находятся в эксплуатации около 440 блоков АС, из них в России эксплуатируется 30 блоков, которые вырабатывают около 15% всей производимой электроэнергии. В большинстве индустриальных, а также развивающихся стран действуют более сотни исследовательских реакторов. Только в Москве имеется 9 таких реакторов. На вооружении крупнейших держав находятся атомные подводные лодки и надводные военные корабли с ядерными силовыми установками. Помимо военных. имеются еще и гражданские морские суда с ядерными силовыми установками. Все перечисленные объекты могут быть определены как ядерно-технические установки или объекты с ядерно-техническими установками.
После исчерпания назначенного срока службы такие установки должны быть переведены в ядерно-безопасное состояние и выведены из эксплуатации. Прекращение эксплуатации может быть осуществлено по ряду других причин, например, экономических, эксплуатационных, технологических или в результате крупной аварии.
Проблемы вывода из эксплуатации (ВЭ) ядерно-технических установок изучаются с начала 70-х годов. Перед наукой и техникой возникли вопросы, на которые необходимо было найти научно обоснованные ответы, например:
1. Что делать с этими установками?
2. Какую опасность могут представлять остановленные ядерные энергетические установки и прежде всего АС для населения и окружающей среды?
3. Количество и качество радиоактивных отходов (РАО) при ВЭ АС.
4. Уровень радиационной опасности для персонала при проведении работ на остановленных АС.
5. Оптимальные сроки проведения работ на остановленных АС.
6. Финансовые затраты.
7. Технологические решения для проведения демонтажных работ.
8. Предложения в проекты новых АС для снижения времени и затрат на их ВЭ.
Жизненный цикл АС включает следующие этапы: 1- проектирование и строительство, 2 - эксплуатацию, 3 - вывод из эксплуатации. Эксплуатационный период АС, как правило, составляет 30-40 лет. К концу проектного срока службы АС должна быть переведена в ядерно-безопасное состояние (удаление ядерного топлива с объекта) и выведена из эксплуатации.
По состоянию на 2006 год в 17 странах мира выведены или находятся на этапе ВЭ около 100 АС. В настоящее время в России на 9 АС эксплуатируется 29 энергоблоков общей электрической мощностью 21.242 МВт. Блоки 1 и 2 Бе-лоярской и 1 и 2 НовоВоронежской АС находятся на подготовительном этапе к ВЭ. В ближайшие 20 лет закончится нормативный срок всех АС России. К этому времени будут выведены из эксплуатации также несколько сотен АС в остальных странах, использующих атомную энергию.
Таким образом, проблема вывода из эксплуатации АС имеет общемировое значение и требует объединение усилий ученых и инженеров, специализирующихся в области проектирования, строительства, эксплуатации и вывода из эксплуатации объектов атомной энергетики.
В соответствии с ОПБ-88/97 этап ВЭ начинается с момента выгрузки и удаления отработавшего ядерного топлива с блока. Непосредственно ВЭ можно определить как стратегию действий после завершения эксплуатации установки с целью обеспечения ядерной и радиационной безопасности населения и окружающей среды, а так же оптимизации технико-экономических затрат.
Минимизация ущерба обеспечивается многофакторным анализом, в основе которого лежат три ключевых требования:
- обеспечение радиационной безопасности персонала, населения и окружающей среды,
- минимизация высвобождающейся радиоактивности и объемов радиоактивных отходов,
- минимизация затрат и достижение приемлемой социальной эффективности.
Современное развитие атомной техники и технологий, а также опыт вывода из эксплуатации ряда опытно-промышленных установок в США, Великобритании, Германии, Франции и Японии и России показывают принципиальную возможность достижения минимизации ущерба для любых типов реакторных установок, в том числе и АС.
В настоящее время в большинстве стран, использующих ядерную энергию, принят следующий концептуальный подход к осуществлению стратегии процесса вывода из эксплуатации АС, (рис.1). Непосредственно вывод из эксплуатации АС может быть осуществлен по нескольким вариантам.
Вариант 1 "Сохранение под наблюдением" предусматривает состояние, при котором реакторная установка и все остальные радиоактивные системы и оборудование консервируется, изолируется от внешней среды и поддерживаются в безопасном состоянии, при котором возможна последовательная дезактивация до уровней, позволяющих неограниченное использование.
Освобождение промплощадки "Коричневая лужайка"
"Зеленая лужайка"
Рис. 1. Основные варианты вывода из эксплуатации АС
В варианте 2 "Захоронение" наиболее опасные радиоактивные элементы, включая реактор, оборудование первого контура и др. заключают в оболочку, например, из бетона или сооружают герметичную зону (дополнительные барьеры защиты) и выдерживают до тех пор пока в результате радиоактивного распада нуклидов их излучение достигнет приемлемого уровня.
Вариант 3 "Ликвидация" подразумевает достижение двух уровней конечного состояния реакторной установки. "Освобождение промплощадки" предусматривает полный демонтаж оборудования, зданий и сооружений не предназначенных для дальнейшего использования, переработку и вывоз всех радиоактивных отходов с площадки реакторной установки и доведения ее до состояния пригодного для нужд атомной энергетики, например для строительства нового энергоблока или хранилища радиоактивных отходов. Второй уровень "Зеленая лужайка" предусматривает полный демонтаж зданий и сооружений реакторной установки, переработку, упаковку и удаление радиоактивных и нерадиоактивных отходов, рекультивацию освободившейся территории с целью ее неограниченного использования. Вариант " Ликвидация" может осуществляться после каждого из предыдущих вариантов.
Этапу ВЭ по окончанию назначенного (проектного) срока службы реакторной установки существуют альтернативы.
"Продление срока службы" - в настоящее время рассматривается возможность продления срока службы реакторной установки после выполнения необ-
ходимых мероприятий по ремонту и модернизации с целью обеспечения современных требований по безопасности и надежности. Продление срока службы может быть осуществлено путем существенной реконструкции (модернизации) с заменой важнейших систем оборудования, в том числе и реактора, элементов биологической защиты в существующем комплексе зданий и сооружений. Тем не менее после этапа "Продление срока службы ", неизбежно наступит этап ВЭ блока АС.
"Конверсия". Возможны также конверсия или использование зданий и сооружений блока АС по новому назначению, например, использование в качестве хранилища для радиоактивных отходов, для организации нового производства, в качестве полигона для отработки промышленных технологий, испытательной установки, тренажера для обучения и повышения квалификации персонала, наконец, в качестве музея и т.д.
Выбор вариантов ВЭ определяется национальной стратегией и для каждой конкретной установки зависит от технико-экономических, социально-политических и др. аспектов.
Российская концепция ВЭ АС включает следующие положения:
1. Вывод из эксплуатации АС, как правило, производится после исчерпания назначенного срока эксплуатации (службы) или в случае технической невозможности обеспечения дальнейшей безопасной эксплуатации.
2. При планировании вывода из эксплуатации АС необходимо исходить из принципа полного восстановления (реновации) или замещения выбывающих мощностей (энергоблоков) новыми, усовершенствованными, повышенной безопасности.
3. Необходимо стремиться к максимально-возможному полезному использованию площадок выводимых из эксплуатации блоков АС.
4. Необходимо стремиться к максимально-возможному полезному использованию зданий, сооружений и оборудования выводимых из эксплуатации блоков АС с целью расширения и модернизации стендовых и испытательных полигонов, для проведения макетных и натурных экспериментов и научно-исследовательских работ, в том числе по проблемам безопасности действующих и вновь проектируемых блоков, отработки технологий работ по выводу из эксплуатации, и апробирования новых принципов проектно-конструкторских решений современных АС.
5. Возможно перепрофилирование (конверсия) выводимых из эксплуатации энергоблоков АС.
Исследования всего комплекса проблем, связанных с выводом из эксплуатации ядерно-технических установок, проведенные за рубежом и в России позволили выявить ряд общих закономерностей.
1. Разработка стратегии ВЭ является комплексной проблемой, имеющей научно-технические, социальные и экономические аспекты.
2. При ВЭ блоков АС возникает специфическая проблема: радиоактивное загрязнение и активация (наведенная активность) части оборудования, строительных защитных конструкций, боксов и помещений, так называемая остаточ-
ная радиоактивность. Хотя таких радиоактивных систем и помещений на АС не более 20% от общего количества, именно эти 20% определяют принципиальное отличие ВЭ любого промышленного предприятия от АС.
3. Наличие наведенной активности и радиоактивного загрязнения приводит к тому, что обследование, дезактивационные и демонтажные работы будут осуществляться в радиационно-опасных условиях для персонала. Мощность дозы от радиоактивного оборудования может значительно превосходить допустимые величины.
4. ВЭ АС связан с большими финансовыми затратами, поскольку после окончательного останова реактора станция перестает вырабатывать электроэнергию и превращается в объект, требующий постоянного финансирования. Финансовые затраты включают: затраты на поддержание безопасного сохранения объекта, зарплата персонала, затраты на разработку технических средств демонтажа, затраты на обработку, транспортировку и захоронение радиоактивных отходов. Затраты на демонтажные работы, затраты на рекультивирование промплощадки и др. Расчеты показали, что затраты на ВЭ АС с реактором РБМК-1000 составят не менее 200 миллионов долларов США.
5. В результате радиоактивного загрязнения и активации при демонтаже оборудования и зданий АС образуется большое количество радиоактивных отходов. Кроме того, определенная часть отходов образуется непосредственно в процессе ВЭ. Объемы РАО при ВЭ могут достигать десятки и более тысяч тонн, причем более 90% объема составляют низкоактивные отходы. Усредненные оценки объемов для различных АС, показывают что количество радиоактивных отходов при демонтаже одной современной АС образуется 100 000 тонн (бетон), 5000 тонн (сталь) и 500 тонн других (несгораемых) РАО.
6. Имеющийся ограниченный мировой опыт ВЭ АС показывают, что этот процесс может быть осуществлен во временном интервале от нескольких до 100 и более лет.
7. Существующий опыт ВЭ АС показал, что после демонтажа реактора и внутрикорпусных систем, основным источником радиоактивности, а следовательно, дозовых нагрузок на персонал и объемов радиоактивных отходов являются технологическое оборудование и бетонные защитные конструкции. Важная роль строительных конструкций и материалов радиационной защиты в общей проблеме ВЭ обусловлена четырьмя основными факторами. Во-первых, конструкции и материалы радиационной защиты дают более 80% объема радиоактивных отходов при ВЭ АС. Во-вторых, работы по обследованию, дезактивации и демонтажу защитных конструкций дают около 40% вклада в дозовые затраты персонала. В-третьих, строительные конструкции радиационной защиты, выполняя функции несущих конструкций, определяют долговечность зданий реакторных установок, выведенных из эксплуатации или находящихся в стадии длительной консервации. В-четвертых, значительные объемы железобетона и металлоконструкций, достигающие десятков и сотен тысяч тонн, образующихся в процессе демонтажа зданий реакторных установок, можно вернуть в повторное использование. В противном случае возникают значительные про-
блемы с захоронением огромного количества нерадиоактивных или низкоактивных отходов.
8. Проекты АС первого поколения, как за рубежом, так и в России не учитывали этап их ВЭ.
С начала 80-х годов на кафедре Строительства ядерных установок начат комплекс работ, связанных с проблемой ВЭ ядерно-технических установок.
Основное внимание было уделено следующим вопросам.
1. Разработка методик и исследования остаточной радиоактивности на остановленных блоках АС.
2. Исследования активационных характеристик конструкционных и защитных материалов (бетоны, их составляющие, различные типы сталей.
3. Разработка рациональных объемно-планировочных и конструктивных решений защиты ядерно-технических установок.
4. Научно-техническое обеспечение разработки нормативной документации по выводу из эксплуатации ядерно-технических установок.
5. Разработка принципов создания информационной системы жизненного цикла ядерно-технических установок.
Результаты работ опубликованы в научных статьях, докладах на Российских и международных конференциях, монографиях, учебнике и учтены при разработке нормативных документов [1-22].
Наиболее важными результатами исследований являются:
- определение радионуклидного состава и количественных характеристик остаточной радиоактивности за счет радиоактивного загрязнения оборудования и защитных материалов в зданиях выведенных из эксплуатации блоков АС;
- количественные характеристики полей излучения в боксах и помещениях остановленных блоков АС;
- определение радионуклиного состава, активности и глубины проникновения радионуклидов в бетонные защитные конструкции;
- установлено, что активационные характеристики конструкционных и защитных материалов на момент ВЭ блоков АС определяются ограниченным числом химических элементов, входящих в состав материалов в качестве матричных, примесных и следовых, таких как европий, кобальт, цезий, железо, кальций, никель;
- установлено, что концентрация активационно опасных элементов в конструкционных и защитных материалах, таких как европий, кобальт, никель, цезий составляет 10"2-10"7 % по массе;
- обоснована и доказана практическая возможность уменьшения уровней наведенной активности конструкционных и защитных материалов за счет выбора малоактивируемых исходных компонент в 2-100 раз и уменьшения объемов радиоактивных отходов РАО до 50 % за счет малоактивируемых материалов и модульного варианта защитных конструкций реактора;
- разработаны принципы создания и содержания информационной системы по ВЭ блоков АС.
По результатам работ защищена докторская диссертация, две кандидатских диссертации, три магистерских диссертации, более десяти дипломных проектов.
Учитывая важность и актуальность проблемы, работы в данной области продолжаются на кафедре Строительства ядерных установок. В настоящее время основное внимание уделяется следующим вопросам.
- решение комплекса вопросов, связанных с методическим обеспечением проведения комплексного радиационного и инженерного обследования на реконструируемых или выводимых из эксплуатации блоках АС;
- создание экспертной информационной системы жизненного цикла блоков АС;
- исследование и проектирование новых составов эффективных и малоак-тивируемых бетонов для радиационно-тепловой и биологической защиты блоков АС нового поколения;
- разработка предложений по проектированию блоков АС нового поколения с учетом этапа их будущего вывода из эксплуатации.
Литература
1. Енговатов И.А., Лавданский П.А., Стефанов Н.И. Выбор строительных материалов и конструирование радиационной защиты ядерных реакторов с учетом прекращения их эксплуатации. В сб.: Вопросы атомной науки и техники. Серия: Проектирование и строительство. М. ЦНИИатоминформ, 1986, вып.3, с.3.
2. Енговатов И.А. Строительные материалы и конструкции радиационной защиты в проблеме прекращения эксплуатации АЭС. В сб.: Вопросы атомной науки и техники. Серия: Проектирование и строительство. М. ЦНИИатоминформ, 1987, вып.2, с.47.
3. Бабошин Н.Г Енговатов И.А., Лавданский П.А. и др. Долгоживущая радиоактивность бетонов защитных конструкций реакторных установок. В сб.: Вопросы атомной науки и техники. Серия: Проектирование и строительство. М. ЦНИИатоминформ, 1988, вып.2, с.105.
4. Бабошин Н.Г., Енговатов И.А., Лавданский П.А.и др. Активация конструкций радиационной защиты в проблеме снятия с эксплуатации АЭС. В сб.: Вопросы атомной науки и техники. Серия: Проектирование и строительство. М. ЦНИИатоминформ,1990 вып.3, с.43.
5. Дубровский В.Б., Енговатов И.А., Лавданский П.А. и др. Наведенная активность строительных материалов и конструкций "сухой" защиты реакторов типа ВВЭР при снятии их с эксплуатации. В сб.: Вопросы атомной науки и техники. Серия: проектирование и строительство. М. ЦНИИатоминформ, 1990 вып.3, с.89.
6. Енговатов И.А., Бабошин Н.Г., Болберов А.А. и др. Радиоактивность строительных материалов и защитных конструкций 1-ого блока БАЭС, снятого с эксплуатации. В сб.: Вопросы атомной науки и техники. Серия: Проектирование и строительство. М. ЦНИИатоминформ, 1990 вып.3, с.93.
7. Бабошин Н.Г., Енговатов И.А. Лавданский П.А. и др. Исследование активации вяжущих материалов для бетонов радиационной защиты реакторных установок. Препринт ОИЯИ 18-90-182.
8. Бабошин Н.Г., Енговатов И.А. Лавданский П.А. и др. Долгоживущая наведенная активность бетонов для корпусов высокого давления. В сб.: Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерная техника и технология. М. ЦНИИ-атоминформ, 1990 №.3, с.68.
9. Baboshin N.G., Engovatov I.A., Lavdansky P.A. et. all. Activation studies of concrete binding agent ingredients used for nuclear radiation shielding Karntrgie,
1991,V 34, p.7.
10. Атоян В.А., Болберов А,А., Енговатов И.А. и др.Комплексное обследование I-ого энергоблока Армянской АЭС после прекращения эксплуатации. Атомная энергия.-1992, т.22, вып.4, с.345.
11. Engovatov I.A., Kafelnikova N.V., Kudryavtseva A.V., Mashkovich V.P., Neretin V.A. Radioactive Wastes of the WWER-type Reactors in the Problem of their Decommissioning. Third Annual Scientific Conference Nuclear Society International, Moscow book of Abstracts. St. Petersburg, 14-18, September 1992. p.510.
12. Engovatov I.A., Baboshin N.G., Kudryavtseva A.V., Stefanov N.I. Stepkin S.I. Radioactive contamination and the induced activity shielding materials and constructions in decommissioning NPP. Third Annual Scientific Conference Nuclear Society International, Moscow book of Abstracts. St. Petersburg, 14-18, September
1992. p.576.
13. Енговатов И.А. Минимизация остаточной радиоактивности защитных материалов и конструкций при снятии АЭС с эксплуатации. В кн.: 4-ая ежегодная научно-техническая конференция ядерного общества "Ядерная энергия и безопасность человека" NE-93, июнь-июль 1993г. -Нижний Новгород. -1993, ч.П, c.1161.
14. Енговатов И. А. Анализ потенциальной опасности и предельного содержания элементов, определяющих долгоживущую наведенную активность в материалах защитных конструкций при снятии с эксплуатации ЯТУ. В. кн.: Тезисы докладов VI Российской научной конференции по защите от ионизирующих излучений ядерно-технических установок.- Обнинск, 20-23 сентября 1994 г., т.2, с.184.
15. Енговатов И.А., Машкович В.П. Подходы к экономической оптимизации времени хранения реакторной установки при выводе ее из эксплуатации на основе соотношения затраты-выгода. В. кн.: VII Российской научной конференции по защите от ионизирующих излучений ядерно-технических установок. Тезисы докладов, 22-24 сентября 1998 г., Обнинск, с.357.
16. Енговатов И.А., Машкович В.П., Морев М.Н., Цыпин С.Г. Расчет допустимых концентраций остаточной радиоактивности в бетонах ядерных реакторов для повторного использования. Атомная энергия.-1995, т.78, № 3, с.176.
17. Енговатов И.А., Машкович В.П., Орлов Ю.В., Пологих Б.Г., Хлопкин Н.С., Цыпин С.Г. Концепция вывода из эксплуатации реакторных установок
