Устройство реактора Физический пуск реактора Атомные электростанции Меры по повышению безопасности РБМК Расчет технико-экономических показателей АЭС

Энергосистемы России

В связи с тем, что радиационное воздействие на население и окружающую среду обусловлено, главным образом, радионуклидами, попавшими в атмосферу, количество которых зависит от процесса генерации их при резке загрязненного оборудования, то есть, в конечном счете, от способа резки, для проведения демонтажных работ были запланированы только методы с наименьшим выходом радиоактивных аэрозолей. Для демонтажа и фрагментации малогабаритных объектов планируется использовать гидроножницы и гидрокусачки. Крупногабаритные объекты планируется демонтировать с использованием механических пил, алмазной проволоки (каната), режущего инструмента с твердосплавными фрезами и др. Для снижения выхода радиоактивных аэрозолей в воздушную среду технологических помещений при выполнении демонтажных работ запланировано использование методов интенсивного пылеподавления, в результате которых демонтируемое оборудование покрывается защитной полимерной пленкой, фиксирующей поверхностные загрязнения. Одна из первых ветроэнергетических установок в стране находится на выезде из Минска в могилевском направлении. Она была разработана минской фирмой «Аэролла». Другая ветроустановка, разработанная НПГП «Ветромаш», работает в Заславле, который практически является плацдармом для отработки новых решений по энергосбережению в Беларуси. В поселке Занарочь подготовлена площадка для установки ветростанции. В качестве положительного примера в области энергосбережения на недавно проходившей итоговой коллегии Минжилкоммунхоза было названо сооружение ветровой установки в Городке. Здесь такая система вырабатывает энергию на случай аварийного выхода из строя обычных систем энергообеспечения.

ПГ

 

ПВУ

 

ПВО

 
image005-ПВО

 Рис. 19. Вид внутри технологических помещений петлевых установок ПГ, ПВУ, ПВО

-

 Рис. 20. Удаление петлевых каналов из бассейна хранилища

 Рис. 21. Обследование и выгрузка облученного топлива из приреакторного хранилища ОЯТ

Для снижения и поддержания на допустимом уровне концентрации аэрозолей в воздухе предусмотрено использование в зоне работ дополнительной системы локальной вентиляции.

Рис.22. Выгрузка и демонтаж канала с облученной сборкой петлевой установки с жидкометаллическим теплоносителем

Основная радиационная опасность для персонала заключается в наличии полей γ – излучения в зонах проведения работ. Для обеспечения безопасности персонала, занятого в работах по выводу из эксплуатации, предусмотрено использование дистанционно- управляемых машин (ДУМ).

Конкретные методы демонтажа определялись исходя из насыщенности оборудования и радиационной обстановки в помещении. Последовательность проведения демонтажных работ определялась с учетом принципа минимизации облучения персонала и устанавливалась следующей (см.рис.23):

работы по демонтажу оборудования и трубопроводов начинаются в помещениях с наименее загрязненным оборудованием;

при проведении демонтажных работ в конкретном технологическом помещении в первую очередь демонтируется наиболее загрязненное оборудование.

Рис.23. Последовательность проведения демонтажных работ в подвальных помещениях зд. 37/1

Для предотвращения неорганизованного поступления радионуклидов в окружающую среду, кроме технических мероприятий, предусмотрен определенный регламент работ, который включает следующие положения:

демонтажные работы в технологических помещениях проводятся при закрытом транспортном люке в перекрытии помещения;

для транспортировки демонтированного оборудования и его фрагментов к транспортным проемам используются электрокары или транспортные тележки, оснащенные радиационной защитой;

открытие крышки транспортного люка в перекрытии помещения для проведения погрузочно-разгрузочных работ производится не ранее, чем через час после прекращения демонтажных работ, чтобы объемная активность в воздушной среде снизилась за счет вытяжной вентиляции;

выгрузка перегрузочных контейнеров из технологических помещений через транспортные люки осуществляется с помощью автомобильного крана грузоподъемностью 60 т.

Описана технология обращения с образуемыми при демонтаже РАО и отражены, предусмотренные проектом организационно - технические мероприятия, направленные на обеспечение радиационно-экологической безопасности персонала, населения и окружающей среды при проведении работ по выводу из эксплуатации реакторных установок МР и РФТ.

Глава 7 посвящена разработке технического обеспечения вывода из эксплуатации реакторов МР и РФТ с обоснованием радиационной безопасности персонала, населения и окружающей среды.

В соответствии с принципами, на которых базируются работы по выводу из эксплуатации, выбор технологий и технического обеспечения демонтажных работ определяется как требованиями обеспечения безопасности персонала объекта, так и требованиями обеспечения минимального воздействия проводимых работ на население и окружающую среду.

В качестве дистанционно- управляемых механизмов запланировано использование, хорошо себя зарекомендовавшей при проведении работ по ликвидации хранилищ РАО, техники шведской фирмы BROKK. Эта робото - техника включает: BROKK-800, BROKK-400, BROKK-330, BROKK-180, BROKK-90 и BROKK -50 с навесным оборудованием в составе гидромолота, гидроножниц и гидрокусачек, твердосплавных фрез, захватов различного типа и др. Вместе с тем предусматривалось оснащение одного из BROKK манипулятором, который обеспечит выполнение демонтажных работ на глубине до 6 м.

Для работы в полях высокого g- излучения в стесненных условиях предусмотрена машина лёгкого класса – BROKK-50 с базой шасси не более 60 см, оснащенная захватом- манипулятором, комплектом штатного навесного оборудования и видеосистемой для дистанционного управления.

Указанные технологические средства будут использоваться для проведения работ по фрагментации, сортировке, загрузке РАО в контейнеры и их транспортировке.

Для улучшения радиационной обстановки будет применяться технология пылеподавления, которая основана на использовании изолирующих защитных покрытий на основе полимерных составов (АК-501, СКС-501 и др.). Эти защитные полимерные покрытия обладают способностью в течение длительного времени (до 18 месяцев) предотвращать распространение радиоактивного загрязнения в виде дисперсионных аэрозолей с твердой фазой в окружающее пространство.

При проведении работ по демонтажу оборудования в технологических помещениях реактора и петлевых установок, а также демонтаже внутрикорпусных устройств реактора РФТ для исключения выхода радиоактивных аэрозолей из зоны работ будут использоваться системы локальной вентиляции.

В качестве количественной характеристики опережения облучения ОС по отношению к КР используется коэффициент опережения (КО) – величина, равная отношению усредненной расчетно-экспериментальной величины плотности потока (или флюенса) нейтронов с E>0,5 МэВ, воздействовавших на образцы-свидетели за все время их облучения, к соответствующему максимальному значению в интересующей зоне внутренней поверхности корпуса реактора за период облучения ОС

Дан обзор методов дезактивации, которые разделяют на три основные категории: химические, электрохимические и нехимические (или механические). Химические и электрохимические методы включают: «жесткие» методы (с использованием химических реагентов высокой концентрации), «мягкие» методы (с использованием химических реагентов низкой концентрации), электрохимическую дезактивацию, ультразвуковые методы для интенсификации процессов жидкостной дезактивации

Работы по проведению комплексного инженерного и радиационного обследования: технологических помещений, оборудования и трубопроводов контуров охлаждения реактора МР и петлевых установок, включая спектрометрические исследования состава радионуклидов; внутрикорпусных устройств реакторов МР и РФТ

Разработка метода оценки количественных и радиационных характеристик радиоактивных отходов, образующихся в процессе проведения демонтажных работ. Практика показывает, что определение величины загрязненности оборудования как наружных, а тем более внутренних поверхностей трубопроводов и оборудования без отбора проб (вырезания образцов) загрязненной поверхности оборудования практически невозможно.

Особенность процесса формирования активности радионуклидов в воздушной среде помещения, в котором проводятся работы по резке загрязненного оборудования, состоит в дискретном характере процесса резки оборудования.

Проектом предусмотрено использование дистанционной диагностики для контроля радиационной обстановки, включающей приборы, разработанные в Центре, которые позволят проводить радиационное обследование и контроль за радиационной обстановкой при проведении демонтажных работ в самых сложных радиационных условиях.

Для дезактивации загрязненных поверхностей предусмотрено оборудование:

- комплекс механической дезактивации поверхностей vac-pac (vacuum packaging), который позволяет проводить дезактивацию поверхностей (крашеные поверхности, сталь, кирпич, бетон, цемент, дерево) с одновременным сбором загрязненного материала в металлических контейнерах (200-л бочках), полностью готовых к дальнейшему кондиционированию;

- установку «DRY ICE BLASTING» на основе технологии криогенного бластинга сухим льдом, для проведения работ по дезактивации загрязненных поверхностей демонтированного оборудования;

- установку для пенной дезактивации труднодоступных мест;

- скруббер, оснащённый промышленным пылесосом для сбора пыли, бетонной крошки и аэрозолей, размещаемый на базе BROKK, для удаления загрязнённого поверхностного слоя при очистке бетонных конструкций.

 Для дезактивации радиоактивно загрязненного грунта предусмотрено использование созданной в НИЦ «КИ» установки. Для снижения дозовых нагрузок в реакторном зале предусмотрена установка для очистки воды бассейна реактора и бассейна выдержки.

Для обоснования возможности использования предлагаемых технологий и средств демонтажа была выполнена оценка дозовых нагрузок на персонал, при проведении демонтажных работ на реакторе МР, при этом расчет производился с учетом длительности и последовательности проводимых операций в каждом конкретном помещении. Результаты расчета показали, что среднегодовая дозовая нагрузка на работников, занятых демонтажем оборудования в соответствии с разработанными технологиями и использованием дистанционно-управляемой техники, составит не более 3 мЗв.

При оценке радиационного воздействия на население при проведении работ по выводу из эксплуатации реакторов МР и РФТ учитывалось как воздействие, обусловленное выбросом в окружающую среду радиоактивных нуклидов, так и воздействие γ- излучения радиоактивных источников на площадке.

Мощность дозы внешнего γ- излучения на границе санитарно-защитной зоны Центра от транспортных контейнеров, загруженных РАО и размещенных на накопительной площадке, оказалась в ~50 раз ниже естественного фона.

При проведении демонтажных работ в технологических помещениях контуров охлаждения и петлевых установок реактора МР количество образуемых радиоактивных аэрозолей составит ~3×109 Бк, при этом выброс в атмосферу -~ 3×107 Бк.

 Были выполнены расчеты годовых доз внешнего и внутреннего облучения лиц из населения, результаты которых приведены на рис 24-26.

Рис.24. Изолинии дозовых нагрузок, обусловленных выпадениями радиоаэрозолей на подстилающую поверхность, мЗв/год

Рис. 25. Изолинии дозовых нагрузок, обусловленных внешним облучением от радиоактивного облака, мЗв/год

Рис. 26 Изолинии дозовых нагрузок, обусловленных ингаляционным путем поступления радионуклидов, мЗв/год

  Дозовые нагрузки на население за счет внешнего и внутреннего облучения на ближайшей границе территории НИЦ ”КИ” составляют не более 5×10-6 мЗв/год, что существенно ниже допустимого значения (1 мЗв/год). Коллективная доза за счет облучения от выпадений и ингаляционного пути поступления радионуклидов, получаемая населением, проживающем в радиусе 5 км от Центра, составит ~1.2×10-3 чел.-Зв. Основной вклад в дозу облучения критической группы населения вносит облучение от выпадений радионуклидов на поверхностный покров земли (доза внутреннего облучения за счет ингаляционного пути поступления и доза внешнего облучения от радиоактивного облака, в 80 и 2500 раз меньше, соответственно).

Рассмотрены радиационные последствия возможных аварийных ситуаций при проведении работ по выводу из эксплуатации реакторов МР и РФТ. Показано что при аварийной ситуации, связанной с возникновением пожара в технологическом помещении и воздействием огня на загрязненное разрезаемое оборудование, возможно поступление радиоактивных аэрозолей 137Cs, 60Co и 90Sr во внешнюю среду в количестве 3×104 Бк (без учета осаждения аэрозолей на пути следования).

Результаты расчетов радиационных последствий кратковременного выброса на уровне поверхности земли 137Cs, 60Co и 90Sr суммарной активностью 3×104 Бк показывают, что радиационные последствия для населения и окружающей среды значительно ниже дозовых нагрузок, регламентированных для населения.

В заключении диссертации подведены итоги многолетней работы по проблеме вывода из эксплуатации исследовательских реакторов, по научно обоснованному выбору технологий и технических средств вывода из эксплуатации исследовательских реакторов.

Проведенная работа позволила получить следующие основные результаты.

разработан проект вывода из эксплуатации исследовательских реакторов МР и РФТ, разработаны демонтажные технологии и предложены технические средства, позволяющие провести демонтажные работы в условиях мегаполиса. Проведено научное обоснование предложенного выбора на основе расчетных оценок радиационного воздействия на персонал, населения и окружающую среду при штатном режиме проведения работ и при возможных авариях.

разработан метод оценки количественных и радиационных характеристик РАО, образующихся в процессе проведения демонтажных работ. Проведены расчетные оценки количества РАО во временных хранилищах на площадке ВХРАО в НИЦ «КИ», которые были подтверждены результатами, полученными при ликвидации хранилищ.

разработан и создан стенд для изучения поведения радиоактивных аэрозолей при аварийных ситуациях, экспериментально определено значение коэффициента скорости осаждения аэрозолей на поверхностях стен помещения и оборудования;

разработан метод определения коэффициентов выхода радиоактивных аэрозолей при проведении демонтажных работ для обоснования безопасности проводимых работ; с помощью созданного метода были экспериментально определены значения коэффициентов выхода аэрозолей при резке загрязненного радионуклидами оборудования;

в рамках радиационного обследования реакторов МР (с девятью петлевыми установками) и РФТ проведено экспериментальное исследование радиационных характеристик технологического оборудования реакторов с использованием как традиционных методов, так и методов дистанционной диагностики, разработанных в НИЦ «КИ» и позволяющих проводить исследования в условиях высоких уровней излучения.


На главную