Технологическое оборудование, применяемое в работах по выводу из эксплуатации блоков АЭС Текст научной статьи по специальности «Механика и машиностроение»

= ЭКСПЛУАТАЦИЯ АЭС -

УДК 621.311:621.039

ТЕХНОЛОГИЧЕСКОЕ ОБОРУДОВАНИЕ, ПРИМЕНЯЕМОЕ В РАБОТАХ ПО ВЫВОДУ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ БЛОКОВ АЭС

© 2013 г. А.И. Берела, А.Г. Федотов, С.А. Томилин

Волгодонский инженерно-технический институт - филиал Национального исследовательского ядерного университета «МИФИ», Волгодонск, Ростовская обл.

Поступила в редакцию 14.02.2013 г.

Вывод блоков АЭС из эксплуатации - актуальная проблема современной атомной энергетики, успешное решение которой во многом предопределит ее дальнейшее развитие. В России в качестве основного принят вариант вывода из эксплуатации, предполагающий сохранение блока под наблюдением в течение срока, достаточного для снижения радиоактивности конструкций до уровня, позволяющего проводить демонтажные работы при приемлемых дозовых затратах.

Значительные масштабные работы должны проводиться уже в ближайшее время при подготовке остановленных блоков к длительному сохранению: демонтаж низкоактивного оборудования и трубопроводов, разделка эксплуатационных радиоактивных отходов, герметизация канальных реакторов и др.

Технология и технологическое оборудование выполнения данных работ должны отвечать современному уровню, требованиям радиационной и технической безопасности, условиям дистанционного ведения работ.

В работе показаны выполненные разработки технологического оборудования для указанных работ, в том числе, получивших практическое применение. На основании имеющегося опыта разработки и применения такого оборудования сделан вывод о реальной возможности успешного проведения работ по подготовке блоков, выводимых из эксплуатации, к длительному сохранению под наблюдением.

Ключевые слова: блок, вывод, эксплуатация, радиоактивность, безопасность, технология, фрагментация, останов, сохранение, ликвидация, демонтаж, фон, модуль, кабина, пенал, шпиндель, резка, видеонаблюдение, защита, шахта, пила.

Вывод из эксплуатации блока атомной электрической станции (АЭС) -деятельность, осуществляемая после удаления ядерного топлива и ядерных материалов с блока АЭС, направленная на достижение заданного конечного состояния блока АЭС, исключающая использование его в качестве источника энергии и обеспечивающая безопасность работников (персонала), населения и окружающей среды [1].

Показатели и характеристики конечного состояния блока АЭС после вывода из эксплуатации должны обеспечить возможность его освобождения из-под контроля органов государственного регулирования в части радиационной безопасности с приведением занимаемой им территории в состояние, пригодное для дальнейшего использования.

Основными причинами для принятия решения о выводе из эксплуатации блока АЭС могут быть:

- исчерпание проектного срока службы основного технологического элемента (узла, систем, оборудования), замена которого невозможна или экономически невыгодна;

- наличие неустранимых причин потенциальной опасности (ядерной, радиационной) для персонала или окружающей среды;

- аварии и катастрофы техногенного или природного характера, приводящие к

©Издательство Национального исследовательского ядерного университета «МИФИ», 2013

появлению условий, препятствующих возможности дальнейшей эксплуатации блока АЭС.

В настоящее время по два блока первой очереди Белоярской АЭС и Нововоронежской АЭС окончательно остановлены. Эти блоки находятся в режиме подготовки к выводу из эксплуатации и эксплуатируются в соответствии с лицензиями Ростехнадзора «Эксплуатация ядерной установки блока, остановленного для вывода из эксплуатации».

Работы, выполняемые на этих блоках, позволяют накопить необходимый опыт, разработать организационные, технические, технологические и проектно-конструкторские решения, которые впоследствии будут использованы при подготовке к завершению работы и выводе из эксплуатации других российских АЭС, а так же продемонстрировать широкой общественности возможность осуществления безопасного вывода блоков АЭС из эксплуатации.

Назначенный проектом срок службы (30 лет) 17 блоков АЭС закончился или близок к окончанию. Решением Минатома России от 31.10.2002 и Программой работ по подготовке к продлению срока эксплуатации блоков АЭС приняты следующие сроки продления эксплуатации действующих энергоблоков сверх тридцатилетнего периода:

- для блоков АЭС с реакторами РБМК первого и второго поколения и ВВЭР первого поколения - на 15 лет;

- для блоков АЭС с реакторами ВВЭР второго поколения - на 25 лет.

Таким образом, начало планового останова блоков АЭС для вывода из эксплуатации можно ожидать, начиная с 2016 года.

Вывод из эксплуатации блоков АЭС - новое, развивающееся направление деятельности эксплуатирующей организации ОАО «Концерн Росэнергоатом». Деятельность в данном направлении ОАО «Концерн Росэнергоатом», его филиалов и поддерживающих организаций и институтов носит научно-исследовательский и опытно-конструкторский характер.

Безопасное обращение с радиоактивными отходами АЭС как при эксплуатации, так и при выводе из эксплуатации, является задачей, от решения которой зависит доверие общества к атомной энергетики и ее развитие, как одного из основных источников энергии.

Согласно [2], основные этапы подготовки и вывода блока АЭС из эксплуатации включают следующие мероприятия:

- подготовку блока к выводу из эксплуатации(в рамках условий действия лицензии на эксплуатацию энергоблока);

- окончательный останов энергоблока;

- подготовку блока к выводу из эксплуатации(в рамках условий действия лицензии на эксплуатацию энергоблока, остановленного для вывода из эксплуатации), включающую:

1) перевод энергоблока АЭС в ядерно-безопасное состояние (удаление ядерного топлива из активной зоны реактора и, в дальнейшем, с территории блока АЭС);

2) удаление радиоактивных рабочих сред и эксплуатационных радиоактивных отходов с энергоблока АЭС и их переработка;

3) разработку всей необходимой технической и разрешительной документации, получение лицензии Ростехнадзора на вывод из эксплуатации энергоблока;

- вывод блока АЭС из эксплуатации.

Вывод энергоблока из эксплуатации, как заключительная стадия его жизненного цикла состоит, из трех этапов:

- подготовка блока к сохранению под наблюдением;

- сохранение блока АЭС под наблюдением (от 30 до 90 лет);

- ликвидация блока АЭС, как «радиационного» объекта.

К настоящему времени по такому сценарию разработаны, утверждены и представлены в Ростехнадзор программы вывода из эксплуатации для 28 блоков АЭС с реакторами различного типа.

На этапе подготовки блока к сохранению выполняются значительные по объему демонтажные работы, в которых проводится разделка демонтируемого оборудования на фрагменты для последующей контейнеризации и транспортирования на переработку или хранение.

При организации технологического процесса вывода из эксплуатации блоков АЭС следует отдавать предпочтение:

- научно-обоснованным и практически отработанным технологиям;

- процессам, при осуществлении которых возможно уменьшение количества выбросов и сбросов;

- технологиям, характеризующимся минимальным количеством образующихся радиоактивных отходов и имеющим наиболее простые и надежные способы их сбора, переработки, транспортирования, хранения и захоронения;

- технологиям без образования взрыво- и пожароопасных веществ и их концентраций.

Для снижения облучаемости персонала необходимо предусматривать:

- возможность демонтажа и транспортирования высокоактивных конструкций реактора и оборудования с использованием защитных кабин и экранов;

- дезактивацию, при необходимости, оборудования и помещений перед началом работ и после окончания работ с последующим радиационным контролем.

Важной предпосылкой принятия решений по применению средств технологического оснащения служит условная классификация помещений блока АЭС по уровню радиационного фона. В помещениях, где в демонтажных работах участвует персонал, используются ручные и механизированные средства технологического оснащения. В остальных помещениях работы должны проводиться с применением дистанционно-управляемой техники.

В целом демонтаж оборудования должен быть обеспечен достаточно развитой номенклатурой технологического оборудования, инструмента и оснастки, соответствующих специфике ведения работ и современному техническому уровню, при их целесообразной унификации и применении. Определенные работы в данном направлении выполнены с участием авторов в сотрудничестве с ОАО «НИКИЭТ» и ОАО «ВНИИАМ».

Фрагментирующая и транспортно-перегрузочная установки. Радикальным решением проблемы демонтажа оборудования в помещениях с высоким радиационным уровнем является применение малогабаритных передвижных установок с дистанционным управлением, оснащенных манипуляторами и грузоподъемными устройствами.

Для проведения демонтажных работ в помещении приводов системы управления защитой (СУЗ) при герметизации реактора АМБ-100 Белоярской АЭС для длительного хранения разработаны технические проекты фрагментирующей и транспортно-перегрузочной установок, имеющие общие конструктивные элементы.

Фрагментирующая установка показана на рисунке 1 в рабочем положении. Высота помещения 4,5 м. В транспортном положении стрела 4 складывается, тогда габариты установки (2900х1100х1200 мм) позволяют ей перемещаться в помещение через проем, разделываемый по месту расположения в стене защитной двери, а в нем -под потолочными приводами СУЗ. Масса такой установки составляет 2800 кг.

6 5 10

Рис. 1. Фрагментирующая установка

Установка смонтирована на гусеничном шасси 1 с электроприводом. Силовые и аппаратурные кабели подводятся через кабелеукладчик 7. Стрела 4 опирается шарнирными опорами 3 на приводную поворотную платформу 2. На конце стрелы имеется приводной поворотный суппорт 5, на нем установлены два манипулятора 6 -грузовой и инструментальный с грузоподъемностью 1000 и 300 Н соответственно.

На шасси располагаются понижающие трансформаторы 8 для питания инструмента контактно-дуговой резки. В полости стрелы размещены баллоны 9 сжатого воздуха и система Ювоздухоподготовки для автономного питания пневматических приводов захватов, которыми оснащаются манипуляторы. Кроме того, на шасси и стреле монтируется система местного отсоса и фильтрации пылегазовыделений в зоне резки. Смена узла фильтрации производится с помощью грузового манипулятора установки.

Транспортно-перегрузочная установка выполняет вспомогательные операции, работает совместно с фрагментирующей установкой и оснащена манипулятором грузоподъемностью 1000 Н и телескопическим подъемником, на котором могут устанавливаться вилы или захват. Установка имеет конструкцию аналогичную фрагментирующей, но на ней измененное расположение кабелеукладчика, нет подъемной стрелы и системы местного отсоса.

Обе установки оснащены телевизионной системой наблюдения. Затраты на приобретение таких установок значительны, например, только стоимость манипулятора требуемой характеристики, производимой фирмой «Ансальдо» (Италия), составляет до $ 1800000. Высокая стоимость демонтажных работ в помещениях с высоким радиационным фоном является одним из факторов целесообразности их выполнения после этапа длительного сохранения под наблюдением, когда радиационный фон снизится до приемлемого уровня для доступа персонала в зону работ и применения менее сложных и дорогих средств технологического оснащения.

Машина герметизации реакторного пространства. Для выполнения работ на

верхней плите реактора второго блока Белоярской АЭС предложена машина герметизации реакторного пространства (МГРП) [3]. Основой МГРП является модуль технологический (МТ), разработанный ранее и примененный для герметизации реакторного пространства первого блока. МГРП разработана с учетом:

- приспособленности к условиям размещения в рабочей зоне над реактором при снятой биологической защите центрального перекрытия и высоком радиационном фоне;

- возможности применения промышленного технологического оборудования, оснастки, инструмента;

- выполнения персоналом части технологических операций ручным инструментом и приспособлениями из кабин;

- выполнения операций, объекты воздействия которых разнесены по высоте от отметки пола центрального зала (+16,4) до отметки верхней плиты (+13,9), т.е. на расстоянии 2,5 м;

- обеспечения визуального контроля рабочей зоны и хода операций, в том числе приборного, из двух кабин, обеспечивающих «теневую» радиационную защиту персонала.

МГРП состоит из следующих основных агрегатов и систем (рисунок 2):

- моста 1, перемещающегося по рельсам, уложенным на полу ЦЗ;

- тележки 2, перемещающейся по рельсам, уложенным на мосту;

- модуля технологического (МТ) 3 в составе кабины, навесных устройств координатного перемещения технологического инструмента и оснастки, приборов видеонаблюдения;

- защитной кабины 4, оснащенной грузоподъемным устройством;

- защитного пенала 5 для «грязного» инструмента;

- системы управления.

Рис. 2. Машина герметизации реакторного пространства

Ходовая часть МГРП, включающая мост 1 и тележку 2, позволяет производить координацию положения МТ и защитной кабины 4 относительно вскрываемых рабочих зон на центральном перекрытии. Управление перемещением моста и тележки осуществляется из кабины МТ. Режим перемещения толчковый и непрерывный.

Рис. 3. Технологический модуль машины герметизацииреакторного пространства

Базовый элемент МТ - кабина 1 (рисунок 3), главное назначение которой -радиационная защита персонала, выполняющего как механизированные, так и ручные технологические операции. Для механизации операций на лобовую стенку кабины навешана каретка 3, перемещающаяся на роликовых опорах вдоль стенки по установленным на ней направляющим. На съемной консоли 5 каретки по ее направляющим перемещается суппорт 4. На суппорте закреплен шпиндельный узел 2, состоящий из корпуса, по внутренним роликовым опорам которого перемещается вертикально полая штанга. Величина перемещений каретки и суппорта в горизонтальной плоскости (874х620 мм) образуют сечение рабочей зоны, достаточной для выполнения разнообразных операций на верхней плите реактора.

Вращение шпиндель получает в нижнем (рабочем) положении от электропривода и муфты. Величина вертикального перемещения штанги (2790 мм) обеспечивает возможность обслуживания быстросменного патрона шпинделя в верхнем положении и выполнения работ на верхней плите реактора при его нижнем положении.

В связи с необходимостью применения термической резки при демонтаже трубопроводов проработана установка на МТ плазмотрона ручной резки и промышленного пылесоса для отсоса пылегазовой смеси, образующейся при плазменной резке.

Дополнительно к технологическому оснащению на каретку кабины установлена

съемная система видеонаблюдения, в которой приборная штанга имеет возможность трехкоординатного перемещения.

Из защитной кабины 4 (см. рисунок 2) выполняются основные и вспомогательные переходы операций ручными приспособлениями и с применением грузоподъемного устройства.

Конструкция пенала 5 для сменного инструмента (см. рисунок 2) позволяет выполнять с использованием быстросменного патрона шпинделя дистанционную замену щеток, получающих радиоактивное загрязнение в операциях очистки верхней плиты и полости стояков.

Расположение кабины МТ в рабочей зоне и конфигурация радиационного поля в ней при вскрытой биологической защите представлены на рисунке 4. На основании данной схемы в ОАО «НИКИЭТ» по программе МСКР, в которой реализован метод Монте-Карло в трехмерной геометрии, выполнил расчеты толщины стальных листов кабины, защитного смотрового стекла и мощность экспозиционной дозы гамма-излучения в кабине.

Рис. 4. Схема расчета радиационной защиты кабины технологического модуля машины герметизации реакторного пространства

На основании расчетов принята толщина вертикальных стенок кабины, равная 50 мм, толщина пола - 80 мм. Уменьшение толщины вертикальных стенок связано с их угловым расположением относительно направления радиационного излучения.

Также для обеспечения радиационной безопасности работ применено защитное смотровое стекло толщиной 100 мм. Аналогичные решения по радиационной безопасности персонала приняты для защитной кабины МГРП.

При выполнении данных условий расчетная мощность экспозиционной дозы гамма-излучения в кабине технологического модуля будет составлять не более 50 мкЗв/ч в зависимости от местонахождения кабины над верхней плитой реактора. Это позволит персоналу выполнять из кабины МТ работы на верхней плите реактора при условии сокращения длительности рабочей смены и не превышения планируемой дозы облучения.

Использование грузоподъемного устройства защитной кабины повышает оперативность и производительность работ по сравнению с использованием крана ЦЗ при подъеме и перемещении объектов в рабочей зоне.

Действующий макет установки фрагментации длинномерных пеналов с облученным графитом. Ряд конструкторско-технологических решений, принятых при проектировании макета, определил перспективность будущего применения установки для разделки на фрагменты длинномерных пеналов круглого (0325) и квадратного (240х240 мм) сечений, а также при последующей модернизации - и трубных длинномерных радиоактивных отходов.

В наибольшей степени это относится к расположению установки над штатной технологической шахтой ЦЗ, где размещается шахтный подъемник установки для размещения длинномерных радиоактивных отходов, и, как следствие, к возможности существенного снижения мощности ионизирующего излучения в рабочей зоне и ЦЗ.

Целесообразно решение по применению в качестве режущего инструмента сабельной пилы, осуществляющей резку без выноса стружки из зоны резания (стружка имеет радиоактивное загрязнение) и по всему поперечному сечению пенала (или трубы) за счет движения круговой подачи, достаточно простого в техническом исполнении.

В модернизированном варианте макет был смонтирован и испытан на Белоярской АЭС. Положительные результаты испытаний позволили рекомендовать макет для фрагментации трубных длинномеров, в то время как для разделки пеналов с графитом необходимо доработать, изготовить и смонтировать для них шахтный подъемник с необходимой высотой подъема (около 14 м).

Заключение. Вывод из эксплуатации блоков АЭС - предстоящая широкомасштабная и долговременная акция в атомной энергетике, во многом определяющая ее развитие. В ходе вывода из эксплуатации блоков АЭС предстоит выполнить большой объем подготовительных и демонтажных работ в радиационно-опасных условиях. Имеющийся опыт таких работ, выполненные разработки технологий и средств технологического оснащения показали возможность их успешного проведения с соблюдением требований радиационной безопасности.

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. НП-012-99. Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации блока атомной станции. Госатомнадзор России [Текст]. - М., 1999.

2. РД ЭО 0013-93. Основные положения по снятию с эксплуатации блоков АС, отработавших проектный срок службы. Руководящий документ эксплуатирующей организации [Текст]. - М., 1994.

3. 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.

Manufacturing equipment for NPP units withdrawal A.I. Berela, A.G. Fedotov, S.A. Tomilin

Volgodonsk Engineering Technical Institute the branch of National Research Nuclear University «MEPhI», 73/94 Lenin St., Volgodonsk, Rostov region, Russia 347360, e-mail: VITIkafMPM@mephi.ru ; SATomilin@mephi.ru

Abstract - NPP units withdrawal is an urgent problem of modern nuclear energy, successful solving of it will greatly predetermine further development of this sector.

In Russia the main variant of withdrawal presupposes keeping the unit under observation for the period ampled for reducing radioactivity of constructions to the level which permits disassembling in conditions of permissible doses.

In the near future large-scale work will be done in the process of preparation of aborted units for long conservation: disassembling of equipment and pipelines, radioactive waste disposal, closure of pressure tube reactors.

Technology and technological equipment for this work must meet the modern requirements of radiation and technical safety, the conditions of remote job execution.

This article presents the results of technological equipment engineering for aforesaid works including the technologies which have already been used in practice. On the base of this experience it is possible to draw a conclusion that preparation of aborted units for long conservation under observation will be successful.

Keywords: unit, withdrawal, exploitation, radioactivity, safety, technology, fragmentation, conservation, liquidation, disassembling, background, module, box, spindle, cutting, video monitoring, protection, mine, saw.