- •Содержание
- •Практическая работа №1 Изучение концепции вывода из эксплуатации блоков аэс, действующей в концерне «Росэнергоатом»
- •1 Назначение и область применения
- •2 Цели и задачи
- •3 Термины и определения
- •4 Современное состояние подготовки и вывода из эксплуатации блоков ас
- •5 Деятельность эксплуатирующей организации по подготовке к выводу из эксплуатации блоков ас в современных условиях хозяйствования
- •5.1 Проектирование блока ас
- •5.2 Эксплуатация блока ас
- •5.3 Окончательный останов блока ас
- •5.4 Перевод блока ас в ядерно-безопасное состояние
- •6 Вывод из эксплуатации
- •6.1 Вывод из эксплуатации блока ас по варианту «ликвидация»
- •6.1.1 Ликвидация блока ас после сохранения под наблюдением
- •6.1.2 Ликвидация блока ас по варианту «немедленный демонтаж»
- •6.1.3. Вывод из эксплуатации блока ас по варианту «захоронение»
- •6.1.4 Реализация вариантов вэ на площадке многоблочной ас
- •6.2. Обращение с рао и другими опасными отходами при вэ
- •7 Основные направления реализации концепции
- •7.1 Основные направления реализации концепции в период с 2010 года по 2015 год
- •7.1.1 Организационное обеспечение вывода из эксплуатации
- •7.1.3 Информационное обеспечение работ
- •7.1.4 Научно-техническое и технологическое обеспечение
- •7.1.5 Практическая деятельность
- •7.2 Основные направления реализации концепции в период с 2016 года по 2025 год
- •Практическая работа №2 «Изучение раздела «Вывод блока аэс из эксплуатации» в проекте блока»
- •1 Отображение стадии вывода из эксплуатации в проекте блока аэс
- •1 Концепция снятия с эксплуатации
- •2 Источники излучений
- •3 Радиационный контроль
- •4 Материалы неограниченного (повторного) использования
- •5 Мероприятия, системы и оборудование для снятия с эксплуатации
- •1 Концепция снятия с эксплуатации
- •1.1 Общие положения
- •1.2 Основные варианты снятия энергоблока ас с эксплуатации
- •1.3 Последовательность выполнения работ основных этапов вывода из эксплуатации энергоблока ас
- •1.4 Мероприятия по обеспечению безопасности при выводе ас из эксплуатации
- •1.5 Обращение с рао при выводе ас из эксплуатации
- •1.6 Экологические аспекты вывода из эксплуатации
- •2 Источники излучений
- •2.1 Общие положения
- •2.2 Источники облучения в строительных материалах
- •2.3 Источники излучения в технологических контурах
- •2.4 Оценка количества активности радионуклидов кондиционированных рао
- •2.5 Радиационная обстановка в помещениях блока
- •3 Радиационный контроль
- •4 Материалы неограниченного (повторного) использования
- •5 Мероприятия, системы и оборудование для снятия с эксплуатации
- •5.1 Общие положения
- •5.2 Глубокая дезактивация металлолома
- •5.3 Демонтаж оборудования
- •5.4 Демонтаж строительных конструкций
- •5.5 Демонтаж радиоактивного оборудования в условиях высоких уровней полей ионизирующего излучения
- •5.6 Порядок демонтажа оборудования
- •5.7 Системы вентиляции
- •5.8 Установки компактирования рао
- •Список ЛитературЫ
- •Практическая работа №3 Технологии обращения с рао при выводе из эксплуатации блоков ас
- •1 Обращение с радиоактивными отходами, включая транспортировку, хранение/захоронение. Радиоактивность конструкций блока аэс
- •2 Контрольные вопросы
- •Практическая работа №4
- •1 Переработка тро демонтажных работ
- •2 Выбор площадей под размещение комплекса переработки рао
- •3 Размещение рао на площадях хранения в блоках а и б
- •3.5 Данные по размещению рао на хранение в помещениях блоков а и б представлены в таблице 3.1.
- •5.1 Технологическая машина для работ в надреакторном пространстве блоков 1, 2 Белоярской аэс
- •5.2 Применение оснастки и инструментов универсального и специального назначения
- •5.3 Дистанционно-управляемый комплекс для демонтажа корпусных реакторов фрезерованием
3 Радиационный контроль
4 Материалы неограниченного (повторного) использования
4.1 В соответствие с НРБ-99 к материалам неограниченного использования относятся такие материалы, при использовании которых при любых условиях
индивидуальная годовая эффективная доза не превышает 10 мкЗв;
коллективная эффективная годовая доза не превысит 1 Зв за год;
индивидуальная годовая эквивалентная доза в коже не превышает 50 мкЗв, а в хрусталике не превышает 15 мЗв.
4.2 Наиболее достоверные результаты по количеству материалов неограниченного использования будут получены в результате проведения КИРО.
Большинство РАО, образующихся при выводе энергоблока из эксплуатации, является низкоактивными. Есть некоторое количество среднеактивных РАО, в основном от внутрикорпусных устройств.
Большая часть энергоблока (не менее 85 %) вообще не загрязнена радионуклидами и будет демонтирована обычными средствами.
4.3 Объем РАО будет сокращен путем дезактивации. При проведении дезактиваций достигаются две цели – снижаются дозозатраты персонала и уменьшается объем РАО. Правильно спланированный технологический процесс дезактивации отходов позволит превратить их во вторсырье.
Некоторое оборудование, входящее в состав реакторной установки может быть повторно использована после дезактивации. К такому оборудованию относятся:
оборудование шахт ревизии;
гайковерт главного разъема реактора;
машина перегрузочная;
краны мостовые;
кантователь контейнеров со свежим топливом;
вагон-контейнер ТК-13.
Суммарная масса такого оборудования реакторной установки оценивается не менее 1·103 т.
Суммарное количество оборудования и материалов повторного использования после демонтажа энергоблока оценивается 5·105 т.
5 Мероприятия, системы и оборудование для снятия с эксплуатации
5.1 Общие положения
В период подготовки к проведению работ по выводу АЭС из эксплуатации в помещениях, на оборудовании и системах проводятся следующие мероприятия, объем реализации которых определяется принимаемым вариантом вывода АЭС из эксплуатации:
слабозагрязненное оборудование, подлежащее демонтажу, подвергается дезактивации;
строительные конструкции покрываются защитными составами, исключающими впитывание жидких веществ и фиксирующими пылевые фракции;
выполняется ревизия систем приточной вентиляции, спецводоочистки и спецканализации на предмет их работоспособности (при необходимости проводится их ремонт и замена оборудования);
вытяжные вентиляционные системы и вспомогательные вентиляционные системы реакторного отделения приспосабливаются для вентиляции, фильтрации и очистки воздуха при выполнении работ по демонтажу оборудования и строительных конструкций;
все технологическое оборудование освобождается от рабочих сред (воды, газов, масла и т.п.);
все транспортно-технологическое оборудование подвергается ревизии. Оборудование, узлы и системы, выработавшие ресурс, заменяются на новые;
проводятся мероприятия по организации участков, обеспечивающих ведение работ по дезактивации оборудования и помещений, демонтажу, кондиционированию, контейнеризации и временному хранению РАО;
проводится радиационный контроль создается, и ведется база данных о радиационной обстановке на объекте после дезактивации;
выполняются работы по герметизации помещений, в которых проводится демонтаж радиоактивного оборудования.
Для обеспечения возможности демонтажа слабозагрязненного оборудования, а также последующего полного демонтажа энергоблока АЭС, в рабочем состоянии, кроме перечисленных выше систем оборудования, сохраняются:
транспортно-технологическое оборудование, используемое при демонтаже;
штатные системы дезактивации;
спецводоочистка;
электротехническое оборудование, необходимое для демонтажа.
Предусматриваются следующие основные виды дезактивационных работ:
преддемонтажная дезактивация внутренних и наружных поверхностей технологического контура;
дезактивация съемного оборудования на специализированных установках;
последемонтажная дезактивация помещений;
глубокая дезактивация демонтированного оборудования на вновь сооружаемых установках для его последующего переплава.
Ожидаемые значения коэффициентов дезактивации оборудования от 2 до 100 и более, в зависимости от типа оборудования, способа дезактивации уровня и характера загрязнения.
