Информационное моделирование закрытия АЭС

Любовь ШИЛОВА
Руководитель группы НИИ Стратегического планирования, доцент НИУ МГСУ, к. т. н.
e-mail: ShilovaLA@mgsu.ru

Андрей ПУСТОВГАР
НИУ МГСУ, профессор, к. т. н.
e-mail: PustovgarAP@mgsu.ru

Аннотация. В статье рассмотрена история развития энергетики в России и мире. Отмечено, что за последние годы значительно изменились требования к бетонам, в том числе к их физико-­механическим характеристикам. Выросли требования по защите реактора. Проанализированы основные подходы при выводе из эксплуатации и демонтаже энергоблоков, представлены результаты сравнительного анализа. Освещен вопрос особенностей утилизации строительных отходов после остановки энергоблока и выдвинуто предположение о перспективах использования технологий информационного моделирования на этапе вывода энергоблоков атомных станций из эксплуатации.
Ключевые слова: бетон, информационное моделирование, отходы, технологии информационного моделирования.

Готовность к закрытию

Вывод из эксплуатации АЭС является масштабным организационным и техническим мероприятием, во многом сопоставимым по объему требуемых для его реализации временных, материальных и трудовых ресурсов с процессом первоначального сооружения блока. По сути, это комплексный процесс, включающий несколько этапов, на которых осуществляется разработка программы вывода, проведение полного инженерного и радиационного обследования, подготовка проекта вывода, дезактивация и демонтаж оборудования и т. д. На любом этом этапе принятие обоснованных решений может гарантироваться исключительно наличием и полнотой требуемой информации.
Сегодня в мире работает около 500 энергоблоков АЭС мощностью свыше 370 ГВт, более 80‑ти ядерных энергоблоков строится.
В России энергоблоки построены по проектам трех поколений – 60‑х, 70‑х, 80‑х годов. Энергоблоков первого поколения в России насчитывается 16 единиц, они расположены на Нововоронежской АЭС, Кольской АЭС, Ленинградской АЭС, Курской АЭС, Белоярской АЭС и Билибинской атомной теплоцентрали. Эти энергоблоки выстроены до принятия основных нормативных документов по безопасности в области атомной энергии.
Блоки, которые спроектированы и построены по стандартам ОПБ‑73, ОПБ‑82, ПБЯ‑04–74, относятся к энергоблокам второго поколения. Их также насчитывается 16 единиц, которые расположены на Балаковской АЭС, Калининской АЭС, Кольской АЭС, Курской АЭС, Ленинградской АЭС, Нововоронежской АЭС, Смоленской АЭС и Белоярской АЭС [3].

Энергоблоки, модифицированные с учётом требований ОПБ‑88, относятся к третьему поколению. Это энергоблоки Балаковской АЭС, Калининской АЭС и Ростовской АЭС.
До 2030 года в России планируется построить шесть крупных атомных станций. Все они будут оснащены энергоблоками новых типов, аналогичных тем, что установлены на Нововоронежской и Ленинградской АЭС‑2.

Однако АЭС не только строятся, но и закрываются по разным причинам, как правило, в связи с окончанием срока эксплуатации. Вывод из эксплуатации или «Декомиссия» («Back End») является неотъемлемой и неотвратимой стадией жизненного цикла любой атомной станции. Он требует проведения целого комплекса мероприятий уже после удалениия ядерного топлива, исключающих использование блока в качестве источника энергии и обеспечивающих безопасность персонала, населения и окружающей среды. На данный момент в России остановлено 4 энергоблока на Нововоронежской АЭС и Белоярской АЭС. В период с 2016 г. по 2021 г. должны быть выведены из эксплуатации еще 8 энергоблоков: это 3 и 4 блоки Нововоронежской АЭС, первые и вторые блоки Кольской, Билибинской и Ленинградской станций. А до 2030 года в России ожидается закрытие еще 21 атомной энергоустановки. Из эксплуатации будут выведены старые типы АЭС: ЭГП‑6, БН600, ВВЭР‑440, срок эксплуатации которых достигал 44–45 лет. В России было построено 11 блоков РБМК‑1000 на трёх АЭС. На данный момент все они работают. До 2030 года возможно будут закрыты 10 из 11 блоков РБМК‑1000. В полном составе до 2030 года останутся работать все ВВЭР‑1000. Первый ВВЭР‑1000 был построен в 1981 году на Нововоронежской АЭС. Он планируется к закрытию только в 2036 году. Ожидаемый срок эксплуатации – 55 лет. Для ВВЭР‑1000 серия 320, срок службы будет продлён до 60 лет. В России до 2030 года предстоит закрыть 13,042 ГВт мощностей АЭС. При том, что с 1991 по 2015 гг. мощности уменьшились всего на 706 МВт. Кроме того, в России насчитывается около 90 исследовательских реакторов различного назначения. Из которых работают только около 50. Остальные установки находятся в различных режимах длительной или окончательной остановки и начала вывода из эксплуатацииПо статистическим данным МАГАТЭ , в мире на разных стадиях подготовки к закрытию находится более 100 энергоблоков АЭС.

Способы закрытия и демонтажа
энергоблоков АЭС

Жизненный цикл АЭС, как и других строительных объектов, состоит из ряда взаимосвязанных этапов: инженерные изыскания, проектирование, строительство, эксплуатация, реконструкция, капитальный ремонт, снос здания или сооружения. Вывод обычного строительного объекта из эксплуатации, как правило, не вызывает трудностей. Однако, когда дело касается закрытия и демонтажа энергоблоков атомных станций, этот процесс становится в сотни раз сложнее. Каждый шаг строго регламентирован нормативными документами. Главной задачей становится обеспечение безопасности персонала, населения и окружающей среды. Одновременно должна решаться проблема захоронения радиоактивных отходов. Не менее важным становится вопрос о социально-­экономических последствиях для региона, в котором закрывается атомная станция – основной источник рабочих мест и дешевой электроэнергии.
Согласно позиции МАГАТЭ , при выводе из эксплуатации энергоблоков можно использовать 3 основных сценария [4,6,7]. Концептуальные подходы к выводу энергоблока АЭС из эксплуатации, принятые большинством стран, использующих ядерную энергию, представлены на рис. 1.

С технической точки зрения «конверсия» не является вариантом вывода АЭС из эксплуатации, тем не менее, может быть рассмотрена как промежуточный этап. При выборе сценария «ликвидация» можно пойти по двум направлениям. Первое направление предусматривает полный демонтаж оборудования, зданий и сооружений, исключенных из дальнейшего использования, переработку и вывоз всех радиоактивных отходов с площадки реакторной установки. Оно носит название «коричневая лужайка» [3]. По итогам реализации данного сценария территория, на которой был расположен энергоблок атомной станции, может быть повторно использована для строительства нового энергоблока или хранилища радиоактивных отходов.
Второе направление предусматривает полный демонтаж зданий и сооружений реакторной установки, переработка, упаковка и удаление радиоактивных и нерадиоактивных отходов, а также рекультивация территории [3]. Такой подход носит название «зеленая лужайка» и подразумевает возможность использования территории после ее рекультивации без ограничений.
Ликвидация энергоблока с немедленным демонтажем подразумевает, что здания, сооружения, оборудование, системы, структуры, компоненты и части энергоблока АЭС, содержащие радиоактивные вещества, демонтируются или дезактивируются до уровней, при которых возможно неограниченное или частично ограниченное их использование. При этом энергоблок АЭС после окончательной остановки освобождается полностью или частично от регулирующего контроля [3]. При отложенном демонтаже энергоблок АЭС переводится в состояние долговременного сохранения под наблюдением. При выборе сценария «захоронение» радиоактивные элементы заключаются в оболочку (сооружается либо оболочка из бетона, либо герметичная зона) и выдерживаются до тех пор, пока в результате радиоактивного распада нуклидов их излучение достигнет приемлемого уровня, который допускает освобождение энергоблока АЭС от регулирующего контроля. Результаты сравнительного анализа по достоинствам и недостаткам описанных концептуальных подходов в соответствии с [3,8] представлены в табл. 1.

В России, как правило, используют два подхода: либо ликвидацию энергоблока (немедленный либо отложенный демонтаж), либо захоронение блока на месте АЭС. Очевидно, что на выбор подхода оказывают влияние научно-­технические, экономические, законодательные и социальные аспекты.
Вот почему проблема демонтажа строительных и защитных конструкций в атомной отрасли все еще остается крайне актуальной.

Основные проблемы закрытия энергоблоков АЭС

С одной стороны, использование ядерной энергии позволяет уйти от множества экологических проблем за счет снижения выбросов парниковых газов и сокращения использования ископаемого сырья. С другой стороны, авария на АЭС может привести к страшным последствиям. Так, например, при аварии на Чернобыльской атомной станции, которая произошла в 1986 году, радиоактивно зараженными оказались вода, поверхностная почва и растительность. Во время аварии на АЭС Фукусима‑1 в Японии в 2011 году, причиной которой стало мощное землетрясение и последовавшее цунами, произошел мощный выброс радиоактивных материалов на большой территории.

Вместе с тем, опасность ядерной энергетики заключается, как правило, не только в возможных авариях и катастрофах. Нерешенной остается проблема отработанного ядерного топлива и радиоактивных отходов (РАО), которая тесно связана с вопросами вывода выработавших свой ресурс реакторов из эксплуатации [9]. Радиоактивные отходы – это не подлежащие дальнейшему использованию материалы и вещества, а также оборудование, изделия (в том числе отработавшие источники ионизирующего излучения), содержание радионуклидов в которых превышает предельно допустимые уровни, установленные правительством РФ. На практике в производстве и использовании радионуклидов количество радиоактивных отходов может быть уменьшено, однако полностью устранить их невозможно.
Классификация радиоактивных отходов в Российской Федерации в соответствии с Федеральным законом от 11 июля 2011 года № 190-ФЗ «Об обращении с радиоактивными отходами и о внесении изменений в отдельные законодательные акты Российской Федерации» представлена на рис. 2.

Кроме того, выделяют радиоактивные отходы, образовавшиеся при добыче и переработке урановых руд, радиоактивные отходы, образовавшиеся без связи с работой АЭС, и отработавшие закрытые источники ионизирующего излучения.
К жидким радиоактивным отходам относятся не подлежащие дальнейшему использованию органические и неорганические жидкости, пульпы и шламы; к твердым радиоактивным отходам – отработавшие свой ресурс радионуклидные источники, не предназначенные для дальнейшего использования материалы, изделия, оборудование, биологические объекты, грунт, а также отвержденные жидкие радиоактивные отходы. К газообразным радиоактивным отходам относятся не подлежащие использованию газообразные смеси, содержащие радиоактивные газы и аэрозоли, образующиеся при производственных процессах.
При выводе реакторов из эксплуатации, по данным экспертов, объемы отходов для различных АЭС оцениваются в 100 тыс. – 300 тыс. тонн бетона, 10 тыс. тонн стали и около 500 тонн прочих несгораемых радиоактивных материалов [8]. Примерные объемы радиоактивных отходов, образующихся при выводе энергоблоков из эксплуатации, представлены в табл. 2.

При этом, наведенная радиоактивность бетонных и железобетонных конструкций атомных станций зависит от того, какие компоненты входят в состав бетона. Таким образом, при остановке реактора, материалы, в том числе бетоны, остаются радиоактивными. Соответственно, актуальной становится задача по подбору состава бетона, чтобы исключить компоненты, способствующие возникновению наведенной радиоактивности, когда при попадании в них нейтронов они сами становятся радиоактивными.
Долгоживущая наведенная радиоактивность бетонных и железобетонных конструкций защитных экранов атомных станций определяется радионуклидами с различными радиационными характеристиками, образованными в основном за счет активации изотопов химических элементов, входящих в состав компонентов защитных бетонов в качестве примесных и следовых, таких как 134Cs, 60Co, 152Eu. Они входят в состав таких компонентов бетона как портландцемент, и отдельных видов заполнителей, таких как гранитный щебень. Следует отметить, что с наведенной радиоактивностью бетонов, можно и нужно бороться, например, правильно выбирая компоненты и организуя необходимый входной контроль исходного сырья при производстве бетонов. Научные основы такого подхода впервые были предложены сотрудниками кафедры строительства ядерных установок НИУ МГСУ, в частности, Игорем Енговатовым.

Возникает проблема и при использовании металлической арматуры, потому что данный материал также подвержен активации под действием нейтронов. Железобетонные изделия, использованные при возведении АЭС, классифицируют по разным классам радиоактивных отходов: высокой, средней и низкой активности. Соответственно, для каждого класса предъявляются жесткие требования к захоронению. Чем выше их активность, тем дороже стоит захоронение. С учетом того, что отходы бетонных и железобетонных конструкций при закрытии атомных станций могут составлять десятки тысячи тонн, вопрос наведенной радиоактивности становится очень актуальным и требует учета уже на стадии проектирования состава бетона.

В советский период (период возведения первых станций) о наведенной активности не задумывались, и часто использовали бетоны без учета наличия в цементе и заполнителях примесных и следовых изотопов химических элементов, дающих наибольший вклад в наведенную радиоактивность. При выводе из эксплуатации атомных станций такие бетонные и железобетонные конструкции могут существенно увеличить объем радиоактивных отходов. Основу отходов в данном случае будут составлять железобетонные и бетонные конструкции, которые подвергались воздействию нейтронного излучения. Строительные конструкции, не входящие в состав ядерного острова, как правило, не представляют опасности. После радиационного контроля и подтверждения уровня радиоактивности в рамках допустимых показателей по естественной радиоактивности, их можно демонтировать и отправлять на переработку. После того как материалы или конструкции отнесли к той или иной категории по классу радиоактивных отходов, все работы производятся в порядке, предусмотренном нормами и национальными нормами «Росатома». При необходимости проводится дезактивация демонтируемых строительных конструкций путем промывки поверхности специальными растворами, чаще всего кислотными, которые растворяют верхний слой из бетона. Такие железобетонные конструкции можно использовать для переработки как обычные отходы от сноса жилых зданий.
Таким образом, высокую удельную активность имеют только активированные нейтронным излучением строительные конструкции, расположенные в реакторном пространстве, внутрикорпусные устройства и корпус реактора. Такие материалы невозможно дезактивировать, их необходимо направлять на длительное хранение и захоронение в региональные могильники. Доля таких конструкций составляет не более 2–3 % от общего объема РАО.
Остальные отходы – это, в основном, поверхностно загрязненные материалы с низкими и средними уровнями радиоактивного загрязнения, такие как железобетон, металлы. После дезактивации, переплавки и других процедур дезактивации [8,10] они могут быть направлены на переработку для дальнейшего использования.
Деление отходов по видам и выбор сценария по их захоронению или переработке производится на первом подготовительном этапе к выводу энергоблоков из эксплуатации. Это достаточно сложная задача, эффективное решение которой можно получить с применением технологий информационного моделирования.

Использование технологий информационного моделирования при закрытии АЭС

Проектирование блоков АЭС, которые подлежат в ближайшем будущем остановке, проводилось 40–50 лет назад. Вся проектная и конструкторская документация готовилась в бумажном виде. Мало того, на большинстве действующих АЭС хранение проектной и эксплуатационной документации организовано до сих пор только на бумажных носителях. Очевидно, что кардинально изменить ситуацию с информационным сопровождением работ по закрытию энергоблоков возможно только при создании специальной обновляемой и поддерживаемой на протяжении всех стадий вывода из эксплуатации базы данных проектной и эксплуатационной документации блока АЭС, обеспечивающей ее долговременное и надежное хранение. Термин «база данных по выводу из эксплуатации блока АЭС» принят в нормативных документах Ростехнадзора и руководящих документах концерна «Росэнергоатом». В них под этим термином понимается не компьютерная реализация базы данных, а только концептуальное хранилище информации, необходимой для подготовки, планирования и обеспечения закрытия АЭС. Создание и наполнение такой базы данных по выводу из эксплуатации позволит централизованно сохранить и передать всю необходимую информацию и документацию будущим поколениям специалистов. Все это определяет важную роль информационных технологий не только как надежного и удобного средства долговременного сохранения знаний, но и как инструмента, позволяющего управлять процессом вывода из эксплуатации, повышать его эффективность, существенно оптимизируя затраты.

С целью повышения качества и уровня контроля возведения строительных объектов создаются более эффективные методы конструирования зданий и сооружений, разрабатываются новые строительные материалы и т. д. Одним из наиболее ярких нововведений в строительной отрасли сегодня по праву считаются BIM – информационные модели зданий и сооружений. В настоящее время BIM применяются для полной информационной поддержки жизненного цикла строительных объектов с использованием трехмерных моделей. Принято считать, что жизненный цикл информационной модели строительного объекта состоит из:
–  проектирования, включая эскизное проектирование, создание трехмерной модели, инженерный анализ конструктивных решений, графическое представление объекта и подготовка табличной документации по нему;
–  строительства, включая управление процессом закупок, строительства, монтажа, построение план-графика работ;
–  эксплуатации объекта, включая эффективный контроль над ним с учетом актуальной технической информации;
–  реконструкции и сноса [11].
В случае с моделированием жизненного цикла промышленного объекта (блока АЭС) технология трансформируется в PIM (Plant Information Model), как эффективный способ управления таким объектом.
Информационная модель интегрирует разнородную информацию об АЭС и всех участников процесса управления в единую информационную среду, включая заказчика, эксплуатирующие, строительные, проектные, конструкторские, ремонтные, научно-­исследовательские и прочие субподрядные организации, а также различные контролирующие и регулирующие органы. Данный подход позволяет минимизировать организационные, функциональные, информационные и финансовые потери и обеспечить эффективное управление активом на протяжении его жизненного цикла. Структура, детальность, размерность модели, состав атрибутов элементов модели, способы пополнения и визуализации данных модели выбираются, исходя из решаемой на АЭС задачи.

К моменту наступления стадии вывода объекта из эксплуатации при правильном формировании структуры и постоянном пополнении базы данных, формируется пакет актуальной информации по объекту для следующего этапа его жизненного цикла – закрытия. Но, в настоящее время, из-за того, что большая часть объектов ядерной энергетики строилась в 70–80‑е годы XX века, информация о них содержится лишь в бумажных версиях проектной и исполнительной документации. Разрозненные данные по технологическим решениям, конструктивам, информация по материалам и запасным частям, не позволяют говорить о наличии полноценного цифрового актива этих объектов. Поэтому, для актуализации, а в некоторых случаях, и для создания с нуля информационной модели объектов необходимо использовать современные инструменты:
—  сканирование проектной и исполнительной документации;
—  перевод «плоских» чертежей в 3D-модели в САПР;
—  первоначальная «оцифровка» информационной модели;
—  лазерное сканирование помещений и оборудования, для уточнения геометрических размеров помещений, элементов конструкций, перекрытий, блоков;
—  совмещение облака точек, полученного в результате лазерного сканирования с созданной 3D-моделью по проектным документам, выявления отклонений от проекта при проведении лазерного сканирования;
—  сферическое фотографирование для анализа проектных и текущих данных, авторского надзора, создания сферических фотопанорам для максимальной степени визуализации объекта, контроля этапов работы над проектом, например, при строительстве, или при демонтаже;
—  радиационное обследование (гамма-­сканирование) – для получения интегральной инженерно-­радиационной модели объекта и достоверной информации для проектирования работ по вывозу радиоактивных отходов и демонтажу конструкций.
Основной целью создания и применения информационной модели вывода из эксплуатации блока АЭС является снижение издержек и повышение безопасности выбранного стратегического варианта закрытия за счет системного управления требованиями к проекту вывода.
Таким образом, BIM-модель, по сути, это специальным образом организованная информация по объекту, которая имеет численное описание и может быть использована, как на стадии проектирования и строительства объекта, так и в период его эксплуатации, а также во время его вывода из эксплуатации [12], [13].
Вместе с тем, технологии информационного моделирования имеют значительный потенциал при их интеграции в процесс вывода энергоблоков из эксплуатации. Данный факт подтверждается пилотным проектом, разработанным компанией «Неолант». Сотрудники организации разработали цифровую инженерно-­радиационную BIM-модель АЭС «Козлодуй» при выводе из эксплуатации блоков атомных станций [14].
Данная эксплуатационная инженерно-­радиационная BIM-модель позволяет решать ряд важных задач, включая выявление радиационных источников, формирование пространственно-­распределённого радиационного источника в помещениях объекта использования атомной энергии, а также проектирование вывода энергоблоков из эксплуатации.

Заключение

Очевидно, что сегодня основным трендом развития отрасли является цифровое строительство, интеграция информационных технологий на всех стадиях жизненного цикла строительного объекта, начиная от изысканий и включая его вывод из эксплуатации.
Строительные отходы, образующиеся при выводе из эксплуатации ядерно-­технических установок, в основном представлены несущими и ограждающими конструкциями из бетона, объемы которых, в зависимости от вида ядерно-­технической установки, могут достигать тысяч кубометров. Строительные отходы разнородны по своему составу, и отличаются как по виду, так и по уровню радиоактивного загрязнения.
Использование информационных моделей энергоблоков атомных станций на этапе вывода их из эксплуатации позволяет сократить время на подготовку необходимых сопроводительных документов, автоматизировать процесс определения объемов радиоактивных отходов, а также объемы бетона, которые можно повторно использовать после соответствующей технологической переработки.

Использованные источники

1. Андрюшин И. А., Чернышёв А. К., Юдин Ю. А. Укрощение ядра. Страницы истории ядерного оружия и ядерной инфраструктуры СССР. Саров, 2003. 481 с.
2. Грешилов А. А., Егупов Н. Д., Матущенко А. М. Ядерный щит. М.: Логос, 2008. 438 с.
3. Дубровский В.Б. Строительство атомных электростанций / В.Б. Дубровский, П.А. Лавданский, И.А. Енговатов. М.: АСВ. 2010. 359 с.
4. Кремнев В.А., Елин В.А., Гаврилов С.Д. Концепция прекращения эксплуатации АЭС в СССР и ряде стран – членов СЭВ // Атомная энергия, 1990. т. 68, вып. 5. С. 371–373.
5. URL: http://mntk.rosenergoatom.ru/mediafiles/u/files/2018/Materials/SHutikov_A.V._MNTK_2018.pdf
6. Волков В.Г., Зверков Ю.А., Колядин В.И. и др. Подготовка к выводу из эксплуатации исследовательского реактора МР в РНЦ «Курчатовский институт». 2008, т. 104, вып. 5. С. 259–264.
7. Новорефтов Р. Российский дизайн «Атомного окна» в Европу. Аналитика – Актуальный вопрос. Energyland.info [Электронный ресурс]. – URL: http://www.energyland.info/analitic-show-56898 (дата обращения 02.02.2010).
8. Енговатов И.А. Комплексное инженерное и радиационное обследование в проблеме вывода из эксплуатации энергоблоков АЭС // Вестник МГСУ. 2013. №1. С. 125–132.
9. Грищенко А.И. Особенности лицензирования деятельности в области использования атомной энергии в мирных целях: дис. канд. юрид. наук. Москва, 253 с.
10. Кузнецов В.М. Историко-технические аспекты и инженерно-экологические особенности вывода из эксплуатации объектов атомной энергетики: дис. канд. техн. наук. Москва, 2004. 191 с.
11. Ginzburg A., Shilova L., Adamtsevich A., Shilov L. Implementation of BIM-technologies in Russian Construction Industry According to the International Experience //Journal of Applied Engineering Science, 14, 4, 2016, Р. 457–460.
12. Sharov K.G., Martirosov A.S. The Dry Mortar Consumption Calculation Automation in the Finishing Work Organization// IOP Conference Series: Materials Science and Engineering, 2020, 913(3), 032042
13. Epifanov R.P., Shilova L.A. Development of an algorithm for creating an insolation solution for a building within the construction area// IOP Conference Series: Materials Science and Engineering, 2020, 913(3), 032074
14. Электронное периодическое издание AtomInfo.Ru – URL: http://www.atominfo.ru/newss/z0108.htm (дата обращения: 02.02.2021)