автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Безопасность консервации и демонтажа промышленных ядерных реакторов

Уч.№ 0802/у-19/ДСП

Для служебного пользования Экз.№ 3

На правах рукописи

СИМАНОВСКИЙ Валентин Михайлович

БЕЗОПАСНОСТЬ КОНСЕРВАЦИИ И ДЕМОНТАЖА ПРОМЫШЛЕННЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

05.14.03 —Ядерные энергетические установки

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Санкт-Петербург 1998

Работа выполнена во Всероссийском проектном и научно-исследовательском институте комплексной энергетической технологии (ВНИПИЭТ).

Научный руководитель - доктор технических наук, профессор

Ведущее предприятие - ГП Ленинградская атомная электростанция.

Защита состоится 15 декабря 1998 г. на заседании диссертационного совета Д 063.38.26 в Санкт-Петербургском государственном техническом университете (СПбГТУ).

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке СПбГТУ.

Отзывы на автореферат, заверенные гербовой печатью предприятия, просим направлять по адресу: 195251, Санкт-Петербург, ул. Политехническая,

КУРНОСОВ Владимир Александрович

Официальные оппоненты - доктор технических наук, профессор

ЕПЕРИН Анатолий Павлович,

кандидат технических наук, доцент МЕДВЕДЕВ Сергей Алексеевич.

Д. 29.

Автореферат разослан " Ь "_Н_ _1998 г.

Ученый секретарь диссертационого совета

А.П.Троицкий

Актуальность работы. Ядерно-промышленный комплекс России создавался начиная с середины 40-х годов.Первый этап - это уникальные комплексы по наработке ядерных делящихся материалов, включая реакторные установки и радиохимические производства для извлечения 239Ри, производства по обогащению природного урана изотопом 233и, а также производства по изготовлению из них ядерных боеприпасов. Позднее был создан атомно-энергетический комплекс на основе уран-графитовых канальных реакторов, реакторов с водой под давлением, реакторов на быстрых нейтронах.

Для разработки и освоения новых технологий создавались крупные научно-исследовательские центры по всем проблемам ядерного комплекса.

По мере необходимости промышленные установки модернизировались, реконструировались для улучшения производственных характеристик и обеспечения безопасности.

В процессе накопления опыта возрастали требования к безопасности объектов атомной промышленности и создавались нормы и правила их эксплуатации и проектирования. Этому способствовали и аварийные ситуации, имевшие место на различных объектах. Однако радикально подход к обеспечению надежности и безопасности изменился после аварии на Чернобыльской АЭС в 1986 г.

В настоящее время многие объекты ядерно-промышленного комплекса выработали свой ресурс и остановлены. Прекращению эксплуатации ряда установок способствуют политические решения по приостановке дальнейшей наработки ядерных делящихся материалов, по останову плутониевых реакторов или по переводу их в «конверсионный» режим работы.

В настоящее время 10 из 13 построенных промышленных уран-графитовых реакторов (ПУГР) остановлены, а 3 переводятся в энергетический режим работы без наработки оружейного плутония.

При проектировании и строительстве этих и других атомных объектов технических решений по выводу их из эксплуатации, демонтажу и захоронению не предусматривалось.

Закон Российской Федерации «Об использовании атомной энергии» с 1996 г. устанавливает, что порядок и решения по обеспечению вывода из эксплуатации ядерных установок должны быть предусмотрены в проекте создания этих объектов и должны быть определены до ввода их в эксплуатацию.

Поскольку ранее эти условия выполнены не были, в настоящее время актуальной является разработка концептуальных аспектов и программ вывода из эксплуатации ранее созданных ядерных объектов.

Эти работы входят в «Государственную программу вывода из эксплуатации ядерных установок, радиационных источников, пунктов хранения ядерных

материалов, радиоактивных веществ и радиоактивных отходов на 19982000 гг. и на перспективу до 2010 года».

ВНИПИЭТ назначен головной организацией по разработке отраслевой методики и программы по этой проблеме. Это определяет актуальность настоящей диссертационной работы, которая посвящена разработке и обоснованию научно-технических решений по обеспечению надежности и безопасности при консервации и демонтажеПУГР.

Цели работы:

1. Обобщение и анализ материалов по состоянию атомных установок после завершения их эксплуатации для принятия решений по консервации и демонтажу этих установок.

2. Разработка научно-технических основ концепции и проектных решений по выводу из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов.

3. Разработка научно-технических и проектных решений по конверсии и повышению безопасности уран-графитовых реакторов типа АДЭ на Сибирском и Горно-химическом комбинатах (СХК и ГХК).

4. Технико-экономическая оценка разработанных решений и разработка методических рекомендаций, научное обоснование концепции и программы вывода из эксплуатации ядерных промышленных реакторов.

Научная новизна:

- Впервые в России обоснована концепция вывода из эксплуатации отечественных ядерных объектов. Для реализации концепции разработаны состав и содержание документов, необходимых при разработке программы вывода из эксплуатации конкретных ядерных объектов.

- Впервые разработаны проектные решения по консервации и демонтажу промышленных уран-графитовых реакторов, а также по переводу в «конверсионный» режим работы двухцелевых реакторных установок.

- Впервые создана методика технико-экономической оценки, проведены расчеты возможных вариантов вывода из эксплуатации и разработаны проектные решения по их реализации на СХК и ГХК Минатома РФ.

- Сформулированы мероприятия по обеспечению безопасности при консервации и демонтаже этих объектов и по решению при этом проблемы удаления радиоактивных отходов.

Практическая значимость работы. Результаты обобщения материалов по состоянию атомных установок после их останова использованы при разработке научно-технических решений по выводу из эксплуатации уран-графитовых реакторов и по переводу в конверсионный режим работы двухцелевых промышленных реакторов.

Впервые разработаны технико-экономические обоснования по решению этих проблем на СХК и ГХК.

Результаты работы реализованы при создании «Макета программы по выводу из эксплуатации ядерных установок» и при разработке «Концепции вывода из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов, переведенных в конверсионный режим работы».

Впервые сформулированы практические мероприятия по решению проблемы удаления радиоактивных отходов (РАО), образующихся при демонтаже ядерных установок.

На защиту выносятся:

1. Результаты анализа по оценке состояния и уровням радиоактивных загрязнений остановленных уран-графитовых промышленных реакторов.

2. Обоснование мероприятий по обеспечению безопасности при консервации и демонтаже ядерных объектов.

3. Комплекс научно-технических решений и технико-экономических обоснований по консервации и захоронению выведенных из эксплуатации ядерных реакторов И-1.ЭИ-2, АДЭ.

4. Комплекс научно-технических решений по конверсии и повышению уровня безопасности промышленных реакторных установок Сибирского и Горно-химического химкомбинатов.

5. Методические рекомендации по разработке программы вывода из эксплуатации ядерных установок на 1998-2000 гг. и на перспективу до 2010 года.

6. Научные основы концепции вывода из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов, переведенных в конверсионный режим работы.

Личный вклад автора. Диссертация является результатом исследований, расчетов, проектных проработок и экономических обоснований, выполненных лично автором и сотрудниками ВНИПИЭТ под руководством автора, а также совместно со специалистами исследовательских, конструкторских и эксплуатирующих организаций.

Автор диссертации руководил и непосредственно разрабатывал основные положения концепции вывода из эксплуатации ядерных объектов; участвовал в разработке проектов и технико-экономических обоснований; осуществлял авторский надзор за реализацией проектных решений; предложил ряд технологий по выводу из эксплуатации объектов и по снижению объемов РАО.

При непосредственном участии автора разработаны основные программы работ, регламентирующие документы, формулировались выводы и рекомендации.

Методика выполнения работы, достоверность результатов. Обследование объектов и расчеты проводились в соответствии с принятыми в Российской Федерации нормативами и методиками. По всем направлениям работ были разработаны программы и методические документы. Программы и методики составлялись на основе последних достижений мировой науки и практики и соответствуют требованиям стандартов, норм и рекомендациям МАГАТЭ.

Достоверность полученных результатов подтверждена экспертизой ведущих научных, конструкторских и проектных организаций, все основные технические решения по модернизации и реконструкции принимались Минатомом РФ с участием представителей Госкоматомнадзора.

Апробация работы. Основные положения и результаты работы неоднократно докладывались и обсуждались на заседаниях научно-технических советов предприятий, научно-исследовательских и проектных организаций и Минатома, а также на международных конференциях и .на специальных международных комиссиях, где получили положительную оценку экспертов. Творческое участие автора отражено в публикациях, отчетах и проектах ВНИПИЭТ и подтверждено авторским свидетельством и патентом.

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, 5 глав, заключения, списка литературы и приложения, изложена на 142 стр., в том числе содержит 9 рисунков и 18 таблиц. Список литературы включает 44 наименования.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обоснована актуальность рассматриваемых вопросов, сформулированы цели и задачи проведенных исследований и разработок, показана их научная новизна и практическая значимость.

Первая глава посвящена анализу проблем атомного промышленного комплекса, обусловленных завершением работы и остановкой крупных производств, в том числе реакторных установок по наработке ядерных делящихся материалов, и необходимостью приведения этих объектов и территорий в ядерно- и радиационнобезопасное состояние.

Проведен анализ возможных организационных и технических решений и сформулированы технические требования к инженерным решениям, соответствующие современным нормативам безопасности.

Процесс вывода реакторных установок из эксплуатации может осуществляться по вариантам: «ликвидация» или «захоронение».

Вариант «захоронение» фактически является вариантом «длительно отложенной ликвидации».

Для принятия технических решений по снятию с эксплуатации конкретных объектов проведены комплексные инженерно-радиационные обследования реакторных установок.

На примере уран-графитового реактора ЭИ-2 СХК проведена предварительная оценка нуклидного состава. В графитовой кладке находятся такие изотопы, как 3Н, 14С, 36С1,4,Са, "Бе, 60Со, 59№, "N1,94ЫЬ, и№>. В пробах графита; отобранных из различных мест по объему кладки (по радиусу и высоте), обнаружены также 54Мп, и2п, ^Бг, |33Ва, 134Сб, '"Сэ, |52Еи, 154Еи, "Ти.

Активность радионуклидов в кладке реактора ориентировочно составляет, Бк:

Зн - 5.9 1014 тСо - 1.2 10'3 ,33Ва - 6.210'°

14с - 1.91015 63№ - 1.1 10'3 134Сз - 5.010'2

36С1 - 1.810й "гп - 3.9 1013 шСз - 1.71012

4|Са - 7.8 10" "Бг - 1.9 10'2 144Се - 1.610'2

- 9.6 1013 93№> - 1.6-10" 152Еи - 9.410'°

39№ - 7.810" ^ИЪ - 1.410" 154Еи - 8.3 10'°

Изотопный состав указывает на наличие в кладке остатков топливной комплзиции. По оценке, содержание радионуклидов в конструкционных элементах реактора при 30-летней выдержки после остановки реактора составит 4-5-1014 Бк.

Анализ радиационной обстановки на первом контуре после окончательной остановки показал, что средняя мощность эквивалентной дозы (МЭД) составляет: у трубопроводов «горячей» нитки 5-8 мкР/с, «холодной» 0.85.0 мкР/с; у задвижек «горячей» нитки 6-10 мкР/с, «холодной» нитки 2— 3.5 мкР/с; у парогенераторов 4-7 мкР/с; у концевых холодильников 0.8-14 мкР/с.

Имеются также локальные участки с МЭД на поверхности от 30 до 100 мкР/с. Строительные конструкции загрязнены незначительно (глубина проникновения радионуклидов в бетон до 10 мм) кроме тех мест, на которые попадала вода первого контура при протечках.

Результаты обследований и расчетов использованы для проведения технико-экономического обоснования вариантов снятия с эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов на СХК и ГХК.

Предложена и обоснована методика проведения технико-экономических расчетов для обоснования вариантов вывода из эксплуатации конкретных объектов.

Рекомендованы метод укрупненных показателей и метод учета сложившейся структуры затрат. Метод укрупненных показателей предполагает использование расчетов стоимости по удельным показателям, выведенным по сметным данным проектов-аналогов. По методу учета структуры затрат стоимость демонтажа (Зд) определяется по формуле:

3Д = П х ахр,

где П - первоначальная стоимость объекта, подлежащего демонтажу, а - доля монтажных работ в стоимости оборудования (~25 %), р - затраты на демонтаж (-40%).

Основой для расчетов служит следующая структура затрат по выводу из эксплуатации реакторного блока:

Перечень операций

Дезактивация оборудования и помещений..........

Демонтаж оборудования, систем и трубопроводов

Переработка ЖРО........................................

Переработка ТРО.........................................

Глубокая дезактивация и переплав металла.........

Доведение помещений блока до санитарных норм Итого без учета реализуемых отходов........

На основе проведенного анализа и оценок разработаны «Методические рекомендации по разработке отраслевой программы вывода из эксплуатации ядерных установок на 1998—2000 гг. и на перспективу до 2010 года», а также макет этой программы.

Вторая глава содержит результаты научно-технических проработок и описание проектных решений, принятых для вывода из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов.

Исходя из анализа экономического состояния государства, отсутствия разработок специальных технических средств для демонтажа высокоактивного реакторного оборудования, отсутствия оборудованных мест складирования демонтированного высокоактивного оборудования реакторных установок (или региональных могильников), а также с учетом результатов выполненных проектных проработок, в качестве варианта вывода из эксплуатации уран-графитовых реакторов наиболее целесообразным является вариант «захоронения» реактора до 100 лет с постепенным демонтажом оборудования реакторных систем по мере спада активности до норм, позволяющих осуществить демонтаж обычными техническими средствами, при этом вариант консервации разбивается на ряд этапов и подэтапов.

В главе приведены разработанные под руководством автора рекомендации по содержанию работ на всех этапах.

Наиболее важными на подготовительном этапе являются работы по приведению установки в ядернобезопасное состояние (выгрузка ядерного топлива, его хранение и вывоз на переработку). Кратковременная выдержка систем на период от 6 до 30 лет необходима для спада радиоактивности (в основном по ^Со). После снижения мощности дозы у-излучения до величин не более 0.1 мкЗв/ч персоналом категории А (при соблюдении норм НРБ-96 и правил СПАС 88/93) может проводиться демонтаж технологического оборудования реакторных систем.

Удельный вес в общей сумме затрат, % 3.5 65.6 10.6 14.8 4.8 0.7 100.0

С целью обеспечения состояния длительной стабильности реактора и исключения выхода радионуклидов вокруг реактора при проведении работ предложено создать защитные барьеры. Для этого:

- демонтируются верхние водяные коммуникации, напорные водяные коллекторы и подводящие трубопроводы;

- демонтируются нижние водяные коммуникации, коллекторы;

- герметизируются патрубки схем «Е» и «ОР».

В результате этих операций создается первый защитный барьер, препятствующий выходу радионуклидов из реакторного пространства.

Второй барьер создается с помощью строительных технологий. Для этих целей:

- бетонируются гидроизоляционным бетоном подбункерные помещения;

- гидроизоляционным бетоном бетонируется бункер (схема «Т» и схема «С»);

- подкрепляется схема «Р»;

- бетонируются гидроизоляционным бетоном проемы в стенах пространства между схемами «С» и «Р» — создается помещение для контроля за появлением влаги и состоянием нижних металлоконструкций реактора;

- бетонируются все проходки и проемы в шахте реактора;

- бетонируются баки схемы «Л2»;

- железобетонным перекрытием, выдерживающим нагрузки от падения самолета, облицованным сталью, перекрывается шахта реактора в центральном зале;

- между перекрытием и схемой «Е2» создается помещение для размещения приборов контроля за состоянием реактора.

(Схемы «Е», «О», «ОР», «С», «Р» - металлоконструкции в составе реакторной установки.)

Третьим защитным барьером служат строительные конструкции здания.

Рассмотрены три варианта захоронения реактора, результаты сравнения технико-экономических показателей приведены в табл. 1. Из таблицы видно, что вариант захоронения реактора в шахте потребует минимальных затрат. Однако окончательный выбор варианта может быть сделан только исходя из конкретных условий размещения ПУГР, определяющих возможность создания на территории предприятия могильника для захоронения радиоактивных материалов.

Учитывая, что существенное влияние на стоимость демонтажа оказывает загрязненность оборудования и строительных конструкций радиоактивными веществами, выполнена оценка затрат на снятие с эксплуатации ПУГР при различных сроках выдержки (табл. 2).

Показатели Единица Измерения Вариант

1 2 3

Продолжительность работы год 1 3 5

Трудозатраты чел.ч 177567 1017360 1585760

Численность персонала исходя чел/год 97 186 175

из трудозатрат

Дозозатраты чел •бэр 266 2242 3823

Сметная стоимость демонтаж- млн руб. 2.9 17.6 31.1

ных работ

Стоимость НИР по резке и млн руб. 0.5 6.0 10.0

демонтажу

Стоимость работ по созданию млн руб. 1.0 10.0 20.0

опытных образцов дистанцион-

ного оборудования и робото-

техники

Всего млн руб. 4.4 33.6 61.1

Примечание. Стоимостные показатели рассчитаны в базовых ценах 1984 года. Объемы работ по вариантам: вариант 1 - реактор захоранивается на месте с использованием собственной шахты с минимальным выполнением демонтажных работ, вариант 2 - реактор захоранивается на месте с удалением активной зоны (графита) и схемы «Е»'.вариант 3 - реактор полностью демонтируется с резкой на фрагменты для последующего захоронения в региональном могильнике.

Приведенные в табл. 2 данные показывают, что проведение предварительной дезактивации оборудования и трубопроводов ПУГР перед их демонтажом экономически целесообразно, так как позволяет сократить суммарные затраты на снятие с эксплуатации на 15%.

Наибольший удельный вес в затратах на снятие ПУГР с эксплуатации составляют затраты на демонтаж металлоконструкций и графитовой кладки реактора.

Расчеты показали, что при выдержке установки до 30 лет создаваемая МЭД от оборудования и металлоконструкций непосредственно реактора требует применения дистанционно управляемого оборудования и робототехники.

При выдержке от 30 до 50 лет демонтаж металлоконструкций реактора возможен без применения дистанционно управляемого комплекса с ограничением длительности работы персонала.

При выдержке 50 лет и более МЭД от металлоконструкций реактора не будет превышать допустимую величину, позволяющую произвести демонтаж металлоконструкций реактора непосредственно с участием персонала без ограничения длительности работы.

Наименование затрат Затраты (млн руб.) при ликвидации ПУГР после выдержки в течение

5 лет 30 лет 50 лет 100 лет

без дезактивации с дезактивацией с предварительной дезактивацией

Дезактивация помещений, обору-

дования и трубопроводов:

Система дезактивации 1.0 1.0 1.0 1.0

Затраты на проведение дезакти- 0.5 0.5 0.5 0.5

вации

Глубокая дезактивация металло-

лома:

Технические средства 0.35 0.35 0.35 0.35 0.35

затраты на проведение дезакти- 0.8 0.8 0.8 0.8 0.8

вации

Подготовка установок к вы-

держке:

Капитальные затраты 0.9 0.9 2.88 3.88 10.97

текущие затраты на подготовку 2.24 2.24 3.2 4.4 5.6

установок к выдержке

Содержание установок в течение 9.74 15.73 17.0

длительной выдержки

Приобретение дистанционного 30.0 30.0 16.0 15.0 14.0

оборудования и робототехники

Демонтаж:

Реактора 31.0 31.0 22.3 18.5 16.5

Оборудования, трубопроводов и 9.81 3.27 2.97 2.7 2.5

систем

Переработка жидких радиоактив- 0.03 0.31 0.31 0.31 0.31

ных отходов (ЖРО)

Переработка твердых радиоак- 4.18 4.18 2.09 1.46 1.05

тивных отходов (ТРО)

Захоронение РАО в могильник 9.48 9.48 7.11 6.64 5.69

Всего 88.79 84.03 68.25 71.27 76.27

Анализируя полученные результаты, можно сказать, что радиационная обстановка на ПУГР существенно влияет на общие затраты на вывод из эксплуатации за период до 40-50 лет. Дальнейшая выдержка блоков не оказывает заметного влияния на радиационную обстановку, а следовательно и на размер затрат непосредственно на демонтаж, в то время как затраты на содержание ГГУГР в период выдержки растут пропорционально времени. Зависимостьоб-щих затрат и затрат на демонтаж от времени выдержки представлена на рис. 1.

Затраты, мли.руб

100

90 80 70 «0 50 40 30 20 10 О

О 20 40 60 80 100

Время выдержки, год - • - • кривая общих затрат -кривая затрат на демоитажные работы

Рис. 1. Зависимость затрат от времени выдержки РУ

В качестве других примеров реализации предложенных автором концепции и научно-технических решений во 2-й главе приводится обоснование технических решений по выводу из эксплуатации промышленного реактора И-1 на Сибирском химкомбинате с расчетом затрат на их реализацию, а также предложения по выводу из эксплуатации реакторов «Руслан-2» и ЛФ-2 в зд. 400, 401а химкомбината «Маяк», а также АДЭ-4-5 СХК и АДЭ-2 ГХК.

По разработанному под руководством автора проекту промышленный уран-графитовый реактор проточного типа И-1 на Сибирском химкомбинате консервируется и захоранивается в шахте реактора на срок до 100 лет. Весь процесс снятия с эксплуатации разбит условно на 5 этапов. Радиоактивные отходы образующихся при демонтаже оборудования захораниваются в бассейнах выдержки блоков (зд. 150, 151). Капитальные затраты на реализацию проекта составят около 11-13 млн руб. (в ценах 1984 г.) в зависимости от решений по очистке шахты реактора и создания защитных барьеров для локализации радиоактивных материалов. В высвобождающихся очищенных зданиях могут быть размещены новые производства.

Примером успешного и надежного решения снятия с эксплуатации реакторных установок (РУ) являются уран-графитовые установки OK-180 и ОК-190М химкомбината «Маяк». Реакторы ОК-180 и ОК-190М размещались в зд. 401 и эксплуатировались до исчерпания ресурса. После их остановки по проекту ВНИПИЭТ был проведен комплекс работ по их консервации, что позволило надежно локализовать радиоактивные материалы в пределах шахт реакторов. В результате удалось в том же здании и реакторном зале разместить новые реакторные установки «Руслан» и ЛФ-2.

Установка ЛФ-2 размещена в существующем зд. 401 А; реактор расположен в шахте ранее демонтированного реактора ОК-190 с сохранением существующих металлоконструкций бака водяной защиты.

В результате этих решений уменьшены капитальные затраты в 2 раза и сокращен срок создания новых установок на 3 года. Кроме того не потребовался отвод новой территории под их строительство.

Эти проекты реализованы и являются уникальным решением как для России, так и в мировой практике.

В главе 3 рассмотрены конкретные технические решения по обеспечению консервации и ликвидации реакторных установок канального типа. Радиационные обследования показали, что активность оборудования, находящегося вне зоны реактора на 96-98%, определяется наведенной активностью коррозионных отложений. Доля 60Со в отложениях превышает 90% и достигает величины 1104 Бк/смг. При нарушении герметичности твэлов за счет выхода продуктов деления в теплоноситель мощность дозы радиоактивного излучения от контурного оборудования возрастает более чем в 100 раз.

На основании данных, полученных по результатам обследований РУ типа РБМК на Ленинградской АЭС, прогнозировалось состояние радиационной обстановки на момент окончательного останова РУ и разрабатывались мероприятия по его консервации и ликвидации, в частности предложена технология разборки графитовой кладки реактора, металлических и строительных конструкций.

Исходя из полученных результатов анализа состояния реакторного оборудования после останова энергоблока и выгрузки топлива автором показано, что создания специальной системы охлаждения реактора на время длительной консервации не требуется.

Для длительной консервации в пределах шахты реактора необходимо создание системы взаимодополняющих защитных барьеров:

первый барьер - существующие железобетонные конструкции шахты реактора и дополнительно создаваемая оболочка из гидроизоляционного бетона;

второй барьер — глиняная защита из бентонита в полости схемы «Л», под схемой «ОР» и над схемой «Е»;

третий барьер — вытеснитель и сорбенты, засыпаемые в каналы в кладке реактора.

Для оценки надежности предложенных защитных барьеров проведены необходимые расчеты. Наиболее вероятным способом выхода радионуклидов из реактора является диффузионный - диффузия нуклидов в поровой влаге защитных барьеров. Для получения наиболее консервативных оценок величины загрязнения предполагается, что поры материалов защитных барьеров (бетон, песок, глина) заполнены в течение всего времени прогроза (100 лет) полностью, а механизмом выхода радионуклидов из графита является процесс вы-

щелачивания. Кроме этого предполагается, что на процесс переноса радионуклидов влияиет распад радионуклидов и сорбция их окружающей средой, которую, учитывая длительность времени прогноза, можно считать равновесной.

Для описания указанного выше процесса миграции радионуклидов используется математическая модель, основанная на решении нестационарного одномерного уравнения диффузии с кусочно-постоянными коэффициентами.

д( дх ох

где С(х,1) - концентрация радионуклида, Бк/м3; I- время прогноза, год; X - расстояние от внешней поверхности графитовой кладки, м; А - постоянная распада, Угод; О(х) - внутренний коэффициент диффузии каждого из защитных барьеров, м2/год; Щх) - коэффициент задержки радионуклида в каждом барьере.

Результаты проведенных расчетов показывают, что предложенная конструкция защитных барьеров является надежной защитой от миграции наиболее потенциально опасных радионуклидов 3Н и |37Сз. За период времени порядка 100 лет на внешней стене барьеров концентрации радионуклидов не достигают каких-либо значимых величин и тем более будут несравнимы с величинами ДУА,11С (рис. 2).

Рис. 2. Зависимость концентрации радионуклидов от расстояния в защитных барберах для различных моментов времени

Диссертантом показана также целесообразность установки дополнительной гидроизоляционной стальной облицовки с покрытием на битумной основе. Важным элементом процесса подготовки РУ к консервации для уменьшения

дозозатрат при проведении работ целесообразно проведение дезактивации контура и другого оборудования.

В главе приводятся рекомендации по составам и технологии дезактивации и оценивается ее эффективность.

В главе 4 рассмотрено принципиально новое научно-техническое решение конверсии промышленных уран-графитовых реакторов для обеспечения возможности их эксплуатации в чисто энергетическом режиме; разработаны проектные материалы по конверсии реакторов АДЭ-2 на Горно-химическом комбинате и АДЭ-4 и АДЭ-5 на Сибирском химическом комбинате.

При реализации этих решений обеспечивается новый режим работы ПУГР с использованием части существующих систем; определен объем реконструкции и модернизации, необходимой для приведения уровня безопасности реакторов в соответствие с современными нормативами безопасности.

Параметры конверсионного режима представлены в табл. 3. Одной из важных систем обеспечения безопасности РУ является система аварийного охлаждения реактора (САОР), представленная на рис. 3. Расчетные характеристики быстродействующей подсистемы САОР-1 приведены в табл. 4.

В главе также проанализированы режимы работы систем безопасности и обеспечение безопасности при обращении со свежим и отработавшим ядерным топливом. Предложены решения, соответствующие современным требованиям обеспечения безопасности в атомной энергетике.

Реализация предложенных решений по конверсии промышленных реакторов позволяет решить социальные и экономические проблемы в городах при ГХК и СХК.

Глава 5 посвящена проблемам обращения с радиоактивными отходами при выводе ядерных объектов из эксплуатации. Сформулированы основные положения концепции безопасного обращения с радиоактивными отходами ядерных установок. В основу концепции положены следующие принципы:

1. Радиоактивные отходы размещаются (локализуются) в литосфере и должны быть надежно изолированы от окружающей среды на весь срок сохранения ими потенциальной опасности.

2. Проблема локализации РАО должна включать триединство технологической схемы: РАО—хранилище—геологическая формация.

3. Принимаемые решения по изоляции радиоактивных отходов не должны перекладывать ответственность за безопасность захоронения на будущие поколения.

4. Безопасность захоронения радиоактивных отходов должна быть обеспечена технологиями и оборудованием в соответствии с действующими нормами радиационной безопасности в с оответствии с учетом возможного их ужесточения.

Наименование показателя параметра Размерность Установки АДЭ-4 и АДЭ-5 Установка АДЭ-2

Номинал. максим.

Тепловая мощность МВт 1350 1800 1350

Расход воды через активную зону м3/ч 16600 16600 12000

Температура воды на входе в актив- °С 90 90 80

ную зону

Температура воды на выходе из "С -160 -183 180

активной зоны

Давление воды на выходе из реакто- МПа 4.09 4.09 -3.08

ра Количество рабочих технологиче- шт. 2610 2610 2600

ских каналов (ТК)

Количество стержней системы шт. 129 129 132

управления защитой (СУЗ)

Загрузка 23511 на один твэл Г 26-28 26-28 26-28

Обогащение топлива % 20 и 90 20 и 90 20 и 90

Среднее выгорание и5и на твэл в % 30 30 30

конце компании

Максимальная температура графита °С 625 745 675

активной зоны

Вес рабочего блочка г 300±2 300±2 300±2

Вес «холостого» блочка г 270±2 270±2 270±2

Количество рабочих блочков в тех- шт. 50 50 50

нологическом канале

Таблица 4

Характеристика Ед. изм. Показатели

Расходуемый объем воды в пяти гидробаллонах м3 100

Время включения САОР-1 от момента начала аварии с 0.5

Объем воздуха в шести воздушных баллонах, трубо прово м3 165

дах и подушках гидробаллонов

Начальное давление в баллонах МПа 4.0

Конечное давление в баллонах МПа 2.0

Начальный расход воды кг/с 2800

Конечный расход воды кг/с 850

Продолжительность работы с 50

5. Надежность изоляции радиоактивных отходов должна быть обоснована научными расчетами, и наличием технических средств.

Отходы, образующиеся в процессе вывода из эксплуатации ядерных установок, должны рассортировываться и обрабатываться с учетом их химического и радиоактивного состава. В качестве временных мест хранения РАО могут использоваться отдельные помещения и сооружения на демонтируемых объектах. В диссертации сформулированы требования к обработке различных типов РАО. Разработанная концепция принята для реализации в РФ и соответствует политике МАГАТЭ по обращению с РАО.

На примере вывода из эксплуатации реактора И-1 СХК показаны технические решения по обращению с жидкими и твердыми РАО.

Разработанные под руководством автора технические решения по захоронению РАО на объекте И-1 СХК основаны на использовании для захоронения шахты реактора и других помещений реакторной установки с обеспечением их изоляции от окружающей среды на длительный период. Эти технические решения могут быть использованы для решения проблемы РАО при снятии с эксплуатации и других промышленных РУ.

Для обоснования технических решений проведены оценки уровней загрязненности бассейнов, шахт, строительных конструкций и оборудования в зд. 150 СХК (мощности дозы у-излучения и загрязненность по р- и а-излучателям в различных точках).

В проекте предусмотрено захоронение радиоактивных загрязнений на местах их нахождения - в промбассейне, транспортной галерее, хранилище твердых отходов.

В проекте приведена характеристика образующихся жидких и твердых РАО и сделана оценка их количества по годам и в целом за весь период вывода и эксплуатации объекта.

Другим возможным решением проблемы РАО является создание самостоятельных специализированных региональных могильников РАО.

В работе сформулированы технические требования к региональным могильникам и к геологической формации, пригодной для одновременного размещения РАО и отработавшего ядерного топлива (ОЯТ).

На примере Ленинградского региона проведена оценка объемов и характеристика РАО образующихся при работе и при снятии с эксплуатации ядерных объектов региона (ЛАЭС и др.).

Рассмотрены принципиальные технические решения по созданию регионального могильника в западной части Ленинградской области для РАО различного уровня активности и для длительного хранения отработавшего ядерного топлива.

Ориентировочная оценка показала, что в Ленинградском регионе до 2030 года образуется более 200 тыс. м3 РАО, подлежащих захоронению, а также более 62 тыс. кассет с ОЯТ ЛАЭС, содержащих около 7 тыс. т урана.

Создание регионального могильника РАО потребует затрат около 114 млн руб. в ценах 1984 г. на промстроительство. При хранении в региональном могильнике также ОЯТ затраты составят около 270 млн. руб.

В заключение представлены рекомендации по решению рассмотренных проблем и основные положения разработанной под руководством автора Концепции вывода ядерных объектов из эксплуатации.

Вывод из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов предполагается осуществлять в несколько этапов:

1. Перевод установки в ядернобезопасное состояние.

2. Проведение комплексного инженерного и радиационного обследования.

3. Подготовка реакторной установки к консервации.

4. Консервация реакторной установки и выдержка.

5. Ликвидация или захоронение.

Впервые проведена оценка затрат на проведение этих работ и выполнены технико-экономические сравнения позволяющие минимизировать финансовые и дозовые затраты.

Созданы научные основы концепции вывода из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторных установок.

Проведено расчетное обоснование надежности и безопасности предложенных научно-технических решений.

Результаты проведенныхисследований положены в основу разработанных и утвержденных Минатомом РФ «Методических рекомендаций по разработке отраслевой программы вывода из эксплуатации ядерных установок... на 19982000 гг. и на перспективу до 2010 года» и «Концепции вывода из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов, переведенных в конверсионный режим работы».

ВЫВОДЫ

1. Проведены комплексные инженерно-радиационные обследования выводимых из эксплуатации промышленных реакторных установок. На примере реактора ЭИ-2 СХК показано, что наблюдается высокий уровень радиоактивных загрязнений реакторных систем. Загрязнение конструкционных элементов реактора после 30-летней выдержки оценивается на уровне 4-5 -1014 Бк. Результаты обследования использованы для проведения технико-экономических обоснований вариантов снятия с эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов СХК и ГХК и для разработки проектных решений.

2. В связи с высоким уровнем активности оборудования реакторных систем для снятия с эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов рекомендуется вариант длительно отложенной ликвидации, т. е. консервации на период до 100 лет с постепенным демонтажом оборудования по мере спада активности до уровней не более 0.1 мкЗв/ч. Расчетами показано, что при выдержке реакторной установки более 50 лет применение дистанционно управляемого оборудования и робототехники не требуется.

Рекомендованы также дополнительные мероприятия для снижения уровня активности оборудования, в том числе дезактивация и удаление иловых отложений в бассейнах, что позволит сократить суммарные затраты на вывод из эксплуатации на 15%.

3. На основании анализа опыта по консервации в реакторных шахтах установок СЖ-180 и ОК-190М, подтверждена надежность заложенных научно-технических решений по способу консервации промышленных реакторов на длительный срок (50-100 лет).

4. Для исключения выхода радионуклидов за пределы инженерных конструкций предложена научно обоснованная система многобарьерной защиты реакторной установки при длительном хранении.

Проведено расчетное обоснование надежности предложенных барьеров с использованием модели, основанной на решении нестационарного одномерного уравнения диффузии. Подтверждено, что предложенная конструкция барьеров является надежной защитой от миграции потенциально наиболее опасных радионуклидов 3Н и 137Cs.

5. Предложен комплекс уникальных научно-технических решений по конверсии промышленных реакторных установок АДЭ-2, 4 и 5 для обеспечения возможности их работы в энергетическом режиме без наработки оружейного плутония. Разработана научно-техническая, проектная документация по внедрению комплекса дополнительных систем для обеспечения уровня безопасности РУ, соответствующего требованиям современных нормативов (быстродействующая САОР и др.).

6. Сформулированы принципы безопасного обращения с РАО ядерных установок и требования к созданию региональных могильников РАО. Выполнена технико-экономическая оценка строительства регионального могильника с размещением в геологической формации.

7. Созданы научные основы концепции вывода из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов. Разработана методическая база технико-экономической оценки и выбора оптимальных вариантов вывода из эксплуатации конкретных реакторных установок.

Основное содержание диссертации изложено в работах:

1. Куликов ИД. Симоновский В.М., Сорокин А.И. и др. Концепция прекращения эксплуатации промышленных реакторных установок: Отчет. - JL: ВНИПИЭТ, 1991. - Инв. № 42659/ДСП.

2. Симаповский В.М., Сорокин А.И. Концепция снятия с эксплуатации промышленных реакторных установок: Доклад // Советско-британский научный семинар БНФЛ. - Великобритания, Селлафилд, 1992.

3. Сорокин А. И., Куликов И.Д., Симоновский В.М. и др. Концепция вывода из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов, переведенных в конверсионный режим работы: Отчет. - СПб.: ВНИПИЭТ, 1998. - Инв.№ 9801504.

4. Сорокин А.И., Куликов И.Д., Симоновский В.М. и др. Технико-экономические обоснования конверсии реакторных установок АДЭ-2 на ГХК и АДЭ-4 и 5 на СХК. Принципиальные решения: Отчет. - СПб.: ВНИПИЭТ, 1997.-Инв.№ 97-00887.

5. Луцгнко Г.А., Сорокин А.И., Симоновский В.М. и др. Концептуальный проект технологических и организационных принципов консервации блока АЭС с реакторами РБМК: Отчет. - Л.: ВНИПИЭТ, 1990. - Инв. № 90-10008.

6. Гусаков Б.В., Дубровский В.М., Симоновский В.М. и др. Типовой комплекс по обращению с радиоактивными отходами, накопленными на производстве оружейных ядерных материалов (на примере ГХК): Технико-экономические исследования. - СПб.: ВНИПИЭТ, 1996. - Инв. № 45529/ДСП.

7. Кирсанов A.B., Симоновский В.М., Шведов A.A. и др. Разработка принципиальных решений по обращению с отходами низкого уровня активности на СХК: Технико-экономические исследования. - СПб.: ВНИПИЭТ, 1997. -Инв.№ 45582/ДСП.

8. Завадский М.И., Симоновский В.М., Сорокин А.И. и др. Проект прекращения эксплуатации зд. 601 с реактором АВ-2 на ПО «Маяк»: Отчет. -СПб.: ВНИПИЭТ, 1992. - Инв.№ 43307/ДСП.

9. Курносое В А., Дубровский В.М., Симоновский В.М. и др. Общие требования по снятию с эксплуатации промышленных ядерных установок: Отчет. -Л.: ВНИПИЭТ, 1991.-Инв.№ 91-11935.

10. Курносое В.А., Страхов М.В., Симоновский В.М. и др. Проект прекращения эксплуатации реактора И-1 на СХК: Отчет. - Л.: ВНИПИЭТ, 1990. -Инв.№ 4137/ДСП.

11. Куликов И.Д., Страхов М.В., Симоновский В.М. и др. Прекращение эксплуатации реактора ЭИ-2 на СХК. Технологические решения: Отчет. - Л.: ВНИПИЭТ, 1990. - Инв.№ 41186/ДСП.

12. Сорокин А.И., Куликов И.Д., Симоновский В.М. и др. Прекращение эксплуатации промышленной площадки № 2 на СХК (три реакторные установ-

ки): Технико-экономическое обоснование. - СПб.: ВНИПИЭТ, 1994. - Инв. № 94-02266.

13. Сорокин А.И., Куликов И.Д., Симоновский В.М. и др. Прекращение эксплуатации атомной электростанции № 1 на СХК: Технико-экономические обоснования. - СПб.: ВНИПИЭТ, 1994. - Инв.№ 94-05333, 94-04243, 93-05049.

14. Курносое В.А., Симоновский В.М., Сорокин А.И. и др. Прекращение эксплуатации атомной электростанции № 1 площадки № 2 СХК. Оценка воздействия на окружающую среду: Технико-экономическое обоснование. - СПб.: ВНИПИЭТ, 1994. - Инв.№ 94-04303.

15. Дубровский В.М., Серов A.B., Симоновский В.М. и др. Вывод из эксплуатации объектов по наработке оружейного плутония на ГХК: Технико-экономические обоснования. - СПб.: ВНИПИЭТ, 1995. - Инв.№ 44976/ДСП, 44977/ДСП, 44978/ДСП.

16. Завадский М.И., Куликов И.Д., Симоновский В.М. и др. Методические рекомендации по разработке отраслевой программы вывода из эксплуатации ядерных установок, радиационных источников, пунктов хранения ядерных материалов, радиоактивных веществ и радиоактивных отходов на 1998-2000 гг. и на перспективу до 2010 г.: Отчет- СПб.: ВНИПИЭТ. 1997. Инв.№ 00903529.

17. Рыбальченко И.Л., Седов В.М., Симоновский В.М. и др. Проектирование систем хранения отработавшего топлива атомных электростанций в СССР: Научный доклад на техническом комитете МАГАТЭ. - Финляндия, Хельсинки, 1985.

18. Лебедев В.И., Гарусов Ю.В., Крицкий В.Г., Шмаков Л.В., Симоновский В.М. и др. Способ хранения отработавшего ядерного топлива в приреакторных бассейнах: Решение о выдаче патента на изобретение № 94-030231/25/030185. -М.: ВНИИГПЭ, 1995.

19. Симоновский ЯМ., Макарчук ТФ., Спичев В.В. и др. Современное состояние дел по обращению с отработавшим топливом в Российской Федерации: Доклад на семинаре МАГАТЭ. - Австрия, Вена: МАГАТЭ, 1997.

20. Сорокин В.Т., Шведов A.A., Симоновский В.М. и др. Концепция безопасного обращения с радиоактивными отходами и отработавшим ядерным топливом Ленинградского региона: Сводный отчет. - Л.: ВНИПИЭТ, 1993. — Инв.№ 2945/1.

21. Сорокин В.Т., Симоновский В.М., Шведов A.A. и др. Инженерно-технические решения по обращению с радиоактивными отходами в Ленинградском регионе. Наземный и подземный комплексы: Отчет. - Л.: ВНИПИЭТ, 1993.-Инв.№ 2945/3.

22. Сорокин В.Т., Симоновский В.М., Шведов A.A. и др. Инженерно-технические решения по хранению отработавшего ядерного топлива ЛАЭС с

реакторами РБМК в долговременном подземном хранилище: Отчет. - JL: ВНИПИЭТ, 1993. - Инв.№ 2945/4.

23. Сорокин А.К, Куликов И.Д., Симоновский В.М. и др. Технологические схемы первого контура реакторов АДЭ-4 и 5 в рамках вероятностного анализа безопасности первого уровня для обеспечения конверсии ПУГР: Отчет. - СПб.: ВНИПИЭТ, 1997. - Инв.№ 97-00890.

24. Шведов A.A., Жданов В.А., Симоновский В.М. и др. Технико-экономические исследования создания промышленной инфраструктуры для сбора, переработки, временного хранения, транспортирования и захоронения радиоактивных отходов (РАО) и отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) в Дальневосточном и северном регионах России: Отчет. - СПб.: ВНИПИЭТ, 1997. Инв.№ 45737/ДСП.

25. Симоновский В.М., Сорокин А.И., Куликов И.Д. Вывод из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов // 9-я ежегодная научно-техническая конференция Ядерного общества России «Региональная энергетика: ядерные и неядерные решения» (14-18 сентября 1998 г., Ульяновск-Ди-митровград). - Ульяновск, 1998.

26. Симоновский В.Ы., Ампелогова Н.И., Крицкий В.Г. и др. Применение опыта дезактивации контуров МПЦ энергоблоков АЭС с реактором РБМК-1000 при выводе их из эксплуатации // Теплоэнергетика. 1998. - В печати.

27. Симоновский В.М., Ампелогова Н.И., Крицкий В.Г. и др. проблемы дезактивации на этапах подготовки блоков Ленинградской АЭС к выводу из эксплуатации и длительному сохранению под наблюдением // Атомная энергия. 1998. - Т. 85.-Вып. 8.