Министерство Энергетики

Проектирование универсального комплекса по утилизации на площадках действующих АЭС

Игорь ЕНГОВАТОВ
Профессор кафедры
СОТАЭ НИУ «МГСУ», д. т. н.
e-mail: eng46@mail.ru

Жанна КОВАЛЕНКО
Аспирантка кафедры
СОТАЭ НИУ «МГСУ»
e-mail: eng46@mail.ru

Георгий МОХОВ
Студент-дипломник
НИУ «МГСУ»
e-mail: eng46@mail.ru

Поиск путей повышения эффективности и экономической приемлемости вывода из эксплуатации блоков АЭС является актуальной проблемой в мире и в России.
Вывод из эксплуатации АЭС производят после окончания срока ее службы или когда технически невозможно обеспечить дальнейшую безопасность работы станции, например, после крупной аварии. При выводе из эксплуатации АЭС возникают определенные проблемы, такие как радиоактивное загрязнение и наведенная активность части оборудования, строительных защитных конструкций, боксов и помещений [1, 2].
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 [1,2].
Вывод из эксплуатации АЭС связан с большими финансовыми затратами, так как после окончательного останова реактора станция перестает вырабатывать электроэнергию и превращается в объект, требующий постоянного финансирования. Например, предварительные оценки [1, 2], выполненные для 1‑го блока Ленинградской АЭС, показывают, что затраты на эксплуатацию остановленных блоков могут составить до 1,9 млрд руб. в год.

Ленинградская АЭС, новый энергоблок ВВЭР-1200
Источник: atomic-energy.ru

Финансовые затраты включают расходы на безопасное поддержание объекта, заработную плату персонала, технические средства демонтажа, обработку, транспортировку и захоронение радиоактивных отходов, демонтажные работы, рекультивацию промплощадки и др. Расчеты показывают, что затраты на вывод из эксплуатации АЭС могут сравниться с затратами на строительство новой станции.
В России предпочтительной стратегией вывода из эксплуатации является демонтаж остановленных блоков, однако проведенное аналитическое исследование позволило выявить ряд проблем этого процесса [3].
Основные проблемы связаны с осуществлением всего комплекса работ по выводу из эксплуатации непосредственно в боксах и помещениях блоков АЭС. Среди них можно назвать:
постоянная работа персонала в условиях радиационной опасности за счет радиоактивности оборудования и строительных конструкций;
высокая вероятность повторного радиоактивного загрязнения боксов и помещений при осуществлении длительных работ по дезактивации, фрагментации РАО;
необходимость длительной выдержки для уменьшения радиационной опасности за счет радиоактивности оборудования и строительных конструкций, что связано с большими финансами затратами на обслуживание зданий и сооружений блока АЭС, не производящего никакой продукции;
затруднения в использовании робототехники в стесненных условиях боксов и помещений.
Вывод из эксплуатации – это длительный и затратный этап жизненного цикла блока АЭС, влияющий на суммарные показатели эффективности атомной энергетики. В этой связи деятельность по подготовке и выводу из эксплуатации должна быть направлена на оптимизацию сроков начала и стоимости работ на блоках атомной станции.
В работах [1, 4] показано, что существует оптимальный срок начала работ по выводу из эксплуатации, которым можно управлять. Это достигается за счёт выбора оптимальных технических решений.
В этой связи альтернативным решением для ускорения процесса вывода из эксплуатации в условиях многоблочности российских АЭС является типовой универсальный комплекс, позволяющий начинать процесс вывода практически сразу после останова реактора. Это в значительной степени минимизирует отрицательное воздействие на персонал, население и окружающую среду.
Научная новизна этого предложения состоит в том, что впервые за счет типового универсального комплекса процесс вывода из эксплуатации по стратегии немедленного демонтажа может рассматриваться автономно вне зависимости от состояния основных зданий и сооружений.
Практическая значимость объясняется сокращением сроков высвобождения зданий, сооружений и площадки блока АЭС, что снижает затраты на их содержание и обслуживание, при максимальном использовании знания и опыта персонала блока АЭС.

АЭС Бюже
Источник: pokaa.fr

Ниже проводится описание компоновочных, объемно-­планировочных, конструктивных решений и основных технических и технологических характеристик типового универсального комплекса (ТУК).
Здание типового универсального комплекса (ТУК) ˗ в плане прямоугольник, технологически разделено на следующие зоны: зона контролируемого доступа (ЗКД); транспортный коридор (ТК); зона свободного доступа (ЗСД). Здание по высоте имеет три объема: подземный; производственный от отметки 0 м; выше центр управления и контроля. Предусмотрен санпропускник для входа и выхода в ЗКД.
План и разрез здания с указанием основных производственных боксов и помещений приведены на рис. 1 и 2.

Рис. 1. План на отм. +0.200
Источник: авторы
Рис. 2. Разрез 1–1
Источник: авторы

На генеральном плане здание ТУК должно быть расположено максимально близко к главному корпусу энергоблока АЭС.
На отметке 0 м имеется транспортный портал (входной), к которому идут рельсы. Оборудование и фрагменты материалов и конструкций демонтируемых зданий и сооружений доставляются к ТУК. После разгрузки проходят радиационный контроль и разделяются на два потока: поток радиоактивных материалов и поток чистых или условно чистых материалов. Основные процессы, помещения и центры в ЗКД:
– центр сортировки по уровням активности;
– помещения сбора дезактивационных растворов и шлама;
– центр фрагментации металла;
– центр фрагментации железобетонных конструкций – центр упаковки в контейнеры;
– центр управления потоками контейнеров с РАО;
– выходной радиационный контроль;
– отгрузка на временное или постоянное хранение контейнеров с РАО.
Основные процессы, помещения и центры в ЗСД:
– центр сортировки;
– центр фрагментации металла;
– центр фрагментации железобетона;
– центр упаковки в контейнеры или специальные емкости;
– центр управления потоками контейнеров с материалами повторного использования (МПИ);
– выходной радиационный контроль;
– отгрузка на временное или постоянное хранение контейнеров с РАО;
– подземное пространство – шахты (колодцы) для долговременного хранения ВАО и САО.
Помещения (боксы) в ЗКД должны иметь стальную облицовку. Все производственные помещения должны быть оборудованы подъемно-­транспортными механизмами.
На верхних отметках располагаются:
– центр управления;
– спектрометрическая и радиологическая лаборатории;
– лаборатория контроля измерительных приборов;
– операторские управления дистанционными управляемыми комплексами;
– центр контроля за камерами наблюдения;
– офисные помещения и кабинеты.
Все производственные помещения типового универсального комплекса (ТУК) разделены на две зоны. Зона контролируемого доступа (ЗКД) – зона, где персонал, работающий с оборудованием радиоактивного контура, подвергается воздействию внешнего радиоактивного излучения, загрязнений воздуха помещения радиоактивными газами и аэрозолями, загрязнений поверхностей радиоактивными веществами. Зона свободного доступа (ЗСД) – зона, где полностью исключено воздействие на персонал любых радиационных факторов. Связь между ЗСК и ЗСД осуществляется только через санитарный проход. Внутри каждой зоны планировка помещений производится исходя из требований технологического процесса. При компоновке сооружений АЭС необходимо руководствоваться унификацией зданий и сооружений, принятой в СП [4], для сооружения ядерных установок. Составными элементами организации санитарно-­пропускного режима являются санитарные пропускники, санитарные шлюзы и пункты специальной обработки автотранспорта [4]. Взаимная изоляция помещений внутри ЗКД должна обеспечиваться проектными решениями, строительными и санитарно-­техническими устройствами, стационарными и временными санитарными шлюзами. Санпропускник размещается между ЗСД и ЗКД, возможность входа в ЗКД из зоны свободного доступа и выхода из ЗКД, минуя санпропускники исключена. Планировка санпропускника обеспечивает прохождение персонала в ЗКД и обратно, чтобы «грязные» и «чистые» потоки не пересекались. Санпропускник может размещаться в производственном здании или в обособленном строении с изолированными отапливаемыми переходами. Основной и аварийный проходы (шлюзы) реакторной установки оборудованы герметичными дверями.
При проектировании объектов, на которых проводятся работы или производится хранение радиоактивных веществ, нормами радиационной безопасности предусматривается деление всего объекта на три основные зоны в зависимости от степени возможного загрязнения помещений. Помещения корпуса здания типового универсального комплекса (ТУК) делятся по указанным зонам следующим образом: зона 1 – «горячая» зона разделки (резки) радиоактивного оборудования и проведения работ с высокоактивными материалами. Эта зона также проектируется как огражденное пространство, поскольку вероятность облучения в ней наибольшая. Доступ строго контролируется, и для лиц, имеющих его, обязательно применение специальных защитных средств. Основные работы, проводимые в этой зоне – разделка оборудования и исследовательские работы, связанные с высокоактивными веществами. Зона 2 – это обслуживаемые помещения для транспортировки радиоактивного оборудования и материалов, их ремонта и других работ, связанных с вскрытием технического оборудования. Зона 3 является главной рабочей зоной лаборатории, её помещения предназначены для постоянного пребывания персонала. К ней относятся операторские защитных камер, пультовые, измерительные залы. Эту зону называют «условно чистой», так как вероятность загрязнения невелика. Она может возникнуть только в случае нарушения норм техники радиационной безопасности или в результате крупной аварии. Кроме того, в здании корпуса типового универсального комплекса (ТУК) предусматривается зона помещений, не связанных с применением радиоактивных веществ (так называемая «холодная» зона), включающая в себя лабораторные помещения общего научного типа, а также административные помещения, вычислительный центр, гардероб и раздельный санузел. К лабораторным помещениям относятся химическая, физическая и биологическая лаборатории. Таким образом, поскольку здание корпуса типового универсального комплекса (ТУК) принадлежит к профилю по работам 1‑го класса, в нём применена трехзонная планировка. Каждая из зон имеет вентиляцию, окраску, одежду для персонала, герметичность, средства сигнализации, систему радиационного контроля. Так как зоны имеют регулируемый санитарный режим, то у входа в эти зоны устраиваются специальные помещения для переодевания и дозиметрического контроля персонала при переходе из одной зоны в другую. Чтобы радиоактивное загрязнение не распространялось между зонами, их отделяют от помещений «холодной» части здания санпропускником с обязательным переодеванием. Для исключения возможности переноса радиоактивных веществ из помещений зоны 2 в помещения зоны 3 оборудуются санитарные шлюзы. Первый санитарный шлюз располагается на границе между зоной 2 и 3 на первом этаже здания. Он рассчитан на одновременный проход восьми человек.
Для обеспечения радиационной безопасности поверхности контейнеров с радиоактивными веществами между зоной 2 и «условно-­чистой» зоной 3 в транспортировочном отсеке предусматривается пункт дезактивации, где контейнер проходит её вместе с транспортной тележкой.
Конструктивные элементы здания корпуса типового универсального комплекса (ТУК) – монолитные. Данный тип конструкций выполняет как несущую и ограждающую, так и радиационно-­защитную функцию, что экономически обосновывает выбор данного типа конструкций. Фундамент блока – плита высотой 1 м из монолитного железобетона, пол – железобетонный толщиной 0,6 м, несущие конструкции стен – монолитные. Толщина стен несущих конструкций в главном зале – 0,6 м. Покрытие блока – сборно-­монолитное.
Стены главного зала корпуса ТУК изнутри отделаны заанкерованными в бетон нержавеющими стальными листами с применением высококачественной сварки с последующей дефектоскопией швов. Тем самым обеспечивается полностью герметичное помещение на случай проектной аварии.

Строительство Воронежской АСТ в 1983 г.
Источник: pastvu.com

Средства и методы демонтажа оборудования, материалов и конструкций

Использование робототехнических средств (РТС) и комплекса для вывода из эксплуатации блоков АЭС позволит существенно повысить производительность труда и многократно снизить дозовые нагрузки на персонал. В среднем, применение РТС позволяет снизить дозовые нагрузки на персонал при проведении демонтажных работ в 100 раз [5]. Демонтаж и фрагментация активированного и загрязненного оборудования осуществляется при помощи разнообразных технологических средств, которые основаны как на традиционных, так и на инновационных термических или механических методах резки и которые испытаны при демонтажных работах при выводе из эксплуатации российских и зарубежных ядерных установок [6–10].
Демонтаж и фрагментация оборудования и строительных конструкций предполагает использование ручного инструмента, а также различного рода приспособлений, таких как:
отбойные молотки;
сверлильную технику;
стенорезные дисковые машины;
приспособления механической, газовой и плазменной резки.
Для термической резки используются модифицированные кислородно-­ацетиленовые, кислородно-­бензиновые, контактно-­дуговые методы, а также технологии плазменной и лазерной резки.
Для резки и дробления механическим способом используются ленточные пилы различной конструкции, твердосплавные фрезы, алмазные и абразивные диски, гидравлические ножницы и кусачки, а также технологии гидроабразивной резки и резки алмазной проволокой, мобильные мини дробилки на гусеничном ходу, стационарные щековые дробилки и др.
Алмазная проволочная пила применяется для удаления бетона, особенно армированного. Эта техника подходит, если бетон нуждается в чистом удалении, возможно, для обеспечения доступа или с минимальным загрязнением воздуха.
Для обеспечения безопасного демантажа оборудования и перекрытий следует использовать различные модификации робототехники.
Для упаковки РАО в боксах ТУК предусмотрено размещение грузовых ящиков, транспортных контейнеров, цистерн и др.

Заключение и выводы

Главными задачами вывода из эксплуатации АЭС первых поколений являются минимизация радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду.
Кроме того, важно уменьшение объемов и снижение затрат на обращение с радиоактивными отходами, образующимися при демонтаже оборудования, систем, материалов и конструкций, зданий и сооружений выводимых из эксплуатации энергоблоков АЭС.
При выводе из эксплуатации АЭС также необходимо существенно сократить временные сроки, радиационную нагрузку и финансовые затраты на проведение работ по выводу из эксплуатации.
На данный момент уже разработаны компоновочные, объемно-­планировочные, конструктивные решения ТУК, предложены технические и технологические решения по обеспечению безопасности работ по демонтажу, разделки, обращению, хранению и захоронению на стадии вывода из эксплуатации энергоблоков АЭС.