Вывод из эксплуатации реакторов МР и РТФ: итоги предварительного этапа

В 2008-2010 годах в рамках Федеральной целевой программы «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года» был выполнен предварительный этап работ по выводу из эксплуатации исследовательских реакторов МР и РТФ Курчатовского института. Он включал разработку проекта вывода из эксплуатации, удаление ОЯТ из реакторных помещений, проведение комплексного инженерного и радиационного обследования, разработку и экспериментальное тестирование диагностического оборудования.  

Основные этапы работ

В 2008 году специалистами Курчатовского института и ЗАО «Альянс-Гамма» был разработан проект «Вывод из эксплуатации исследовательских реакторов МР и РТФ Федерального государственного учреждения Российский научный центр «Курчатовский институт». В 2009 году на проект получено положительное заключение ФГУ «Главгосэкспертиза России» и Государственной экологической экспертизы. Проект утвержден Федеральным агентством по науке и инновациям.

Для вывода из эксплуатации реакторов принята стратегия немедленного поэтапного демонтажа конструкций и оборудования (DECON) реактора МР и его петлевых установок, включая демонтаж шахты с внутрикорпусными конструкциями реактора РТФ. В качестве конечного состояния определена возможность создания в технологических помещениях производственного комплекса по обращению с ОЯТ и РАО при выводе из эксплуатации других исследовательских установок центра.

В соответствии с проектом вывод из эксплуатации реакторов МР и РТФ предполагается осуществить в рамках четырех основных этапов.

Первый – предварительный – этап (2008-2010 годы) включал демонтаж петлевых каналов в бассейне-хранилище, удаление опытных ТВС из хранилищ ОЯТ в центральном зале, удаление отработавшей сборки, находившейся в петлевом канале с жидкометаллическим теплоносителем, из активной зоны реактора МР и размещение ее в хранилище ОЯТ, а также реконструкцию систем инженерно-технического обеспечения реактора в объеме, необходимом для проведения работ по выводу из эксплуатации.

В рамках второго этапа (2011-2012 годы) начат демонтаж оборудования и трубопроводов контуров охлаждения, петлевых установок и вспомогательного оборудования.

На третьем этапе (2013-2014 годы) должны быть выполнены работы по демонтажу оборудования в поднастильном пространстве реакторного зала, внутрикорпусных устройств реакторов МР и РТФ.

Последний, четвертый этап (2015 год) включает заключительное радиационное обследование технологических помещений, петлевых установок и территории реакторной площадки; дезактивацию технологических помещений; реабилитацию территории площадки и оформление акта о снятии реакторов с учета органов регулирования.

Комплекс зданий реактора МР

Реактор РТФ, предназначенный для проведения физических и технических исследований, был введен в эксплуатацию в составе первой в СССР комплексной экспериментальной материаловедческой базы в апреле 1952 года. После 10-летнего периода интенсивной эксплуатации, в 1962 году реактор РТФ был остановлен и частично демонтирован, а рядом с ним в том же помещении сооружен более мощный петлевой реактор МР.

Демонтажу подверглись все рабочие и петлевые каналы реактора РТФ, вертикальные облучательные экспериментальные каналы, расположенные в активной зоне и отражателе реактора, трубопроводы и технологическое оборудование первого контура системы охлаждения, оборудование контуров петлевых установок и т.д.

Недемонтированная часть реактора РТФ – графитовая кладка активной зоны и отражателя – осталась в стальном штатном корпусе в реакторном зале МР.

Объекты и технологии демонтажа

Все объекты были условно разделены на три категории, требующие схожих демонтажных технологий. К первой относится оборудование контуров охлаждения реакторов и петлевых установок, расположенное вне бассейна реактора МР и шахты реактора РТФ. Его демонтаж будет осуществляться с использованием дистанционно управляемых механизмов, оснащенных различными насадками. Потребуется увеличение проемов в технологических помещениях для доставки в них техники и удаления контейнеров с РАО.

Ко второй категории относится оборудование, находящееся в бассейне реактора МР. Оно будет демонтироваться в бассейне под слоем воды. В связи с этим предусмотрено использование дистанционно управляемой механической руки-манипулятора, установленной на специальной платформе.

К третьей категории были отнесены внутрикорпусные устройства в шахте реактора РТФ. Для демонтажных работ, связанных с извлечением графитовой кладки и разрезанием корпуса реактора, предусмотрено применение дистанционно управляемой механической руки-манипулятора, устанавливаемой на специально спроектированной платформе.

После выгрузки графитовых блоков планируется проводить демонтаж корпуса реактора с резкой крупных фрагментов в воздушной среде и последующей фрагментацией на транспортабельные части в бассейне выдержки под слоем воды.

По результатам обследования радиационной обстановки в технологических помещениях контура охлаждения и петлевых установок реактора МР, анализа весогабаритных характеристик обследованного оборудования реактора и его петель выполнены оценки объема ТРО, образующихся при проведении демонтажных работ, в зависимости от уровня мощности дозы γ-излучения. В соответствии с классификацией твердых РАО в зависимости от их удельной активности (ОСПОРБ-99-2010) при выводе из эксплуатации реакторов МР и РТФ будут образовываться твердые РАО, относящиеся, в основном, к средне- и низкоактивным, объемом около 300 м³ и 1500 м³ соответственно. При этом суммарная активность ТРО от демонтажа оборудования реакторов и петлевых установок составит примерно 1,0*1014 Бк (2700 Ки).

Радиационное обследование реакторных помещений

Радиационное обследование оборудования и реакторных помещений проводилось с целью определения уровней загрязнения оборудования и самих помещений, а также идентификации и удаления пеналов с ОЯТ и высокоактивными источниками для существенного снижения дозовой обстановки в зонах работ [1-3]. Обследование в условиях высоких радиационных полей выполнялось с использованием дистанционно управляемых робототехнических механизмов. Это предполагало создание средств их наведения на высокоактивные объекты и разработку методов характеризации и сортировки радиоактивных отходов по уровню активности. Были созданы дистанционно управляемая спектрометрическая система радиационных обследований радиоактивных объектов и измерительный комплекс радиационной разведки «Гамма-пионер», установленный на робототехническом средстве Brokk-90 [4].

Спектрометрическая система содержит стандартный для γ-локатора набор следующих устройств:

• коллимированный спектрометрический детектор, расположенный на поворотном устройстве,
• установленную соосно с коллиматором детектора цветную видеокамеру,
• блок управления прибором,
• анализатор спектров «Колибри»,
• бортовой компьютер,
• блок питания детектора и видеокамеры.

В системе использовались два детектора на основе сборки сцинтиллятор-фотодиод с сцинтилляторами CsI(Tl) объемом 20 см³ и 5 см³. Для идентификации изотопов урана в ТРО применялся полупроводниковый детектор CdZnTe с объемом сцинтиллятора 60 мм³. С этой целью была также разработана методика, основанная на выделении в спектре излучения исследуемого объекта характеристического излучения урана в области низких энергий (Е≤120 кэВ).

С помощью созданных систем и в соответствии с разработанными методами были идентифицированы основные дозообразующие источники и конструкции, удаление которых позволило снизить мощности доз в зонах работ и вывезти содержащие топливо пеналы из помещений реакторов [1-3].

Удаление ОЯТ и реконструкция систем обеспечения работ по выводу из эксплуатации

Также с целью удаления ОЯТ и высокоактивных источников было проведено радиационное обследование хранилищ РАО и ОЯТ. В частности, с использованием средств дистанционной диагностики и дистанционно управляемых роботов Brokk-90 проведены идентификация объектов, находящихся в хранилище ОЯТ, расположенном в реакторном зале (рис. 1), и удаление отработавшего топлива в централизованное хранилище ОЯТ института.

Рис. 1. Обследование хранилища ОЯТ в реакторном зале МР

За время эксплуатации в бассейне реактора МР накопилось около 150 каналов петлевых установок реактора. С целью улучшения радиационной обстановки в реакторном зале была проведена работа по удалению частей петлевых каналов, выступающих над поверхностью воды в бассейне-хранилище.

Удаление элементов петлевых каналов осуществлялось с использованием  робототехнических средств Brokk-330 и Brokk-180, дистанционно управляемых с помощью разработанной видеосистемы (рис. 2).

Рис. 2. Резка петлевых каналов в бассейне реактора МР

После завершения работ по удалению ОЯТ была выполнена реконструкция систем обеспечения работ по выводу из эксплуатации реакторов МР и РТФ – радиометрического контроля, спецвентиляции, электроснабжения, водоснабжения, пожарной сигнализации и отопления.

В результате предварительного этапа разработан проект вывода из эксплуатации исследовательских реакторов МР и РТФ, выбраны и протестированы технологии демонтажа, создано диагностическое оборудование, необходимое для выполнения работ, проведено радиационное обследование реакторных помещений, находящееся в них ОЯТ удалено в централизованное хранилище центра. Все эти мероприятия позволили в 2011 году приступить к демонтажным работам.

Следует отметить, что решения и мероприятия, предусмотренные проектом по выводу из эксплуатации реакторов МР и РТФ, позволяют проводить работы с обеспечением радиационной безопасности как персонала, участвующего в демонтажных работах, так и проживающего в окружающем жилом массиве населения.

Авторы

А.Э. Арустамов, к.т.н., Д.Р. Васендин
ЗАО «Альянс-Гамма»

В.Г. Волков, д.т.н., В.И. Павленко, к.т.н., С.Г. Семенов, А.В. Чесноков, к.ф.-м.н.
НИЦ «Курчатовский институт»

Литература

1. Волков В.Г. Радиационное обследование исследовательского реактора МР / В.Г. Волков, А.Г. Волкович, В.И. Колядин и др. // Безопасность окружающей среды. – 2009. – №3. – С. 90-93.
2. Волков В.Г. Подготовка к выводу из эксплуатации исследовательских реакторов МР и РТФ / В.Г. Волков, С.Г. Семенов, А.В. Лемус и др. // Безопасность окружающей среды. – 2010. – №4. – С. 56-59.
3. Волков В.Г. Подготовка к выводу из эксплуатации исследовательского реактора МР в РНЦ «Курчатовский институт» / В.Г. Волков, Ю.А. Зверков, В.И. Колядин и др. // Атомная энергия. – 2008. – Т. 104, вып. 5. – С. 259-264.
4. Иванов О.П. Дистанционно управляемый коллимированный детектор для измерения распределения радиоактивных загрязнений / О.П. Иванов, В.Е. Степанов, С.В. Смирнов, А.С. Данилович // Атомная энергия. – 2010. – Т. 109, вып. 2. – С. 82-84.