Порядок подготовки и проведения работ по выводу из эксплуатации объектов использования атомной энергии (ОИАЭ) регламентируется федеральными нормами и правилами, включая разработку концепции вывода из эксплуатации ОИАЭ, где сопоставляются возможные варианты вывода из эксплуатации с приведением предполагаемых конечных состояний для каждого из вариантов; программой вывода из эксплуатации ОИАЭ, определяющей перечень и сроки реализации организационно-технических мероприятий по выводу из эксплуатации объекта; проектной документацией для выбранного варианта вывода из эксплуатации ОИАЭ, содержащей описание технологии и последовательность проведения работ, методы и средства обеспечения радиационной, пожаро- и взрывобезопасности, обращение с образующимися при выводе радиоактивными отходами [1, 2].
Особое значение при разработке проектной документации по выводу из эксплуатации ОИАЭ с остановленными реакторами имеет технология обращения с оборудованием реакторной установки, в котором сконцентрирована подавляющая часть наведенной активности, обусловленной воздействием потока нейтронов на конструкционные материалы и их продукты коррозии при эксплуатации реактора.
Анализ зарубежного практического опыта вывода из эксплуатации энергетических атомных станций показывает, что в настоящее время для остановленных уран-графитовых реакторов реализуется как стратегия отложенного демонтажа, при которой предполагается консервация радиоактивно загрязненного оборудования реакторной установки и ее безопасное сохранение под наблюдением в течение определенного, обычно достаточно продолжительного периода времени, так и стратегия немедленного демонтажа.
Так, на примере зарубежного опыта остановленные реакторы типа «Магнокс» на 12 площадках в Великобритании будут законсервированы к 2028 году на период «безопасного сохранения под наблюдением» в течение 85 лет. Вывод из эксплуатации уран-графитовых реакторов G1-3 (ядерный комплекс в Маркуле, Франция) стартовал еще в 1969 году и на первом этапе включал дезактивацию, демонтаж системы охлаждения и обеспечение изоляции реакторных блоков.
На втором этапе планировалось создание специального пункта захоронения для графитосодержащих отходов и окончательная ликвидация реакторных установок к 2035 году. Ядерное наследие Канады, три энергетических реактора-прототипа (NPD, «Дуглас-Пойнт» и «Жантийи-1»), частично выведены из эксплуатации и также законсервированы [3]. Для двух блоков Игналинской АЭС с реакторами РБМК-1500 после останова в 2004 и 2009 годах принята стратегия немедленного вывода из эксплуатации, в соответствии с которой на первом этапе демонтируется оборудование за исключением реакторного. По реакторному пространству по истечении 12–17 лет после останова Игналинская АЭС приступила к выбору вариантной проработки технологий демонтажа реактора [4]. В отечественной практике для энергетических реакторов, выводимых из эксплуатации путем ликвидации, отсутствует опыт реализованных решений по демонтажу и обращению с реакторным оборудованием, а также отходами, образующимися при демонтаже реакторов.
В Российской Федерации для АЭС с уран-графитовыми реакторами РБМК-1000 в настоящее время в качестве основного варианта вывода из эксплуатации принята ликвидация блока с немедленным демонтажем.
Поэтому в рамках реализуемого в настоящее время совместного проекта АО «НИКИЭТ», АО «Атомэнергопроект» и АО «Концерн Росэнергоатом» демонтаж реактора рассматривается в составе проекта вывода из эксплуатации в полном объеме, с разработкой технологических решений, направленных на демонтаж непосредственно реактора и оборудования контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ), включая обращение с образующимися радиоактивными отходами высокого уровня активности.
Оборудование реакторной установки, включая графитовую кладку, металлоконструкции реактора и элементы КМПЦ (барабан-сепаратор, арматура и трубопроводы), является основным источником потенциальной радиационной опасности, в том числе в процессе вывода его из эксплуатации и после окончательной изоляции радиоактивных отходов. По этой причине обеспечение безопасности должно учитываться не только при выполнении работ по выводу из эксплуатации, но и при выборе технологий кондиционирования отходов.
Современный уровень развития науки и техники позволяет для объектов со сложной радиационной обстановкой рассматривать применение робототехнических дистанционно управляемых комплексов для организации «безлюдных» технологий для наиболее дозозатратных операций. В итоге это позволяет существенно снизить трудо- и дозозатраты персонала, а также гарантировать безопасность выполнения работ на энергоблоке.
В настоящее время подобный подход уже реализован при выполнении работ по управлению ресурсными характеристиками графитовых кладок РБМК-1000 и за последнее десятилетие превратился из опытно-промышленных работ в оптимизированную ремонтную процедуру. Так, на энергоблоках с РБМК-1000 выполняются работы по дистанционной резке графита, проведению внутриреакторного контроля и модернизации элементов реакторной установки с помощью робототехнических комплексов (рис. 1).
Рис. 1. Применяемые РТК при работах по управлению ресурсными характеристиками графитовой кладки на АЭС с РБМК-1000Этот опыт позволил АО «НИКИЭТ» в работах по удалению отработавшего ядерного топлива, в том числе некондиционного, обосновывать технологические решения, обеспечивающие контроль и выполнение всего спектра работ дистанционно. Выполнение подобной работы «традиционными» методами с применением только механизированной «ручной» оснастки и средств видеоконтроля кратно бы увеличило количество задействованного персонала, трудоемкость операций, продолжительность работ и дозозатраты.
Одной из подготовительных работ к выводу из эксплуатации ОИАЭ является удаление эксплуатационных радиоактивных отходов (высокоактивных регулирующих органов и технологических (топливных) каналов).
Разработанные главным конструктором РБМК решения позволяют проводить технологические операции полностью дистанционно – от извлечения из приреакторных хранилищ длинномерных радиоактивных изделий и определения их морфологического состава до компактирования, перемещения в контейнер и паспортизации.
При реализации данного подхода персонал находится непосредственно «на участке выполнения работ» только в межоперационное время, а также в период технического обслуживания и ремонта оборудования. Технологическое оборудование, применяемое при удалении эксплуатационных РАО, в дальнейшем планируется использовать и при работах по выводу из эксплуатации объекта.
На рис. 2 и 3 приведены разрабатываемые технологические решения по удалению некондиционного топлива и эксплуатационных РАО энергоблоков с РБМК-1000.
Рис. 2. Технологические решения по работам по удалению некондиционного топлива
Рис. 3. Технологические решения по работам по удалению эксплуатационных РАОПроанализировав имеющийся российский и зарубежный опыт вывода из эксплуатации ядерных и радиационно опасных объектов, определено, что оптимальным решением задач по выводу из эксплуатации энергоблоков первой очереди Ленинградской АЭС для наиболее сложных и загрязненных элементов (графитовой кладки, металлоконструкций реактора и сепараторов пара) является применение робототехнических комплексов и реализация на практике «безлюдной» технологии демонтажа основного реакторного оборудования.
На рис. 4 приведен пример реализации «безлюдной» технологии демонтажа и фрагментации основного реакторного оборудования РБМК-1000, выполненный в виртуальной модели энергоблока разработки АО «НИКИЭТ» с учетом физико-механических свойств конструкционных элементов.
Рис. 4. Пример реализации «безлюдной» технологии фрагментации основного реакторного оборудования РБМК-1000Несмотря на то что «безлюдные» технологии касаются непосредственно демонтажных работ на реакторном оборудовании (которые будут выполняться только после окончания подготовительных операций – удаления ОЯТ, эксплуатационных РАО и технологических сред, а также после получения разрешения на деятельность по выводу из эксплуатации от лицензирующих органов), уже сегодня в проектной документации на вывод из эксплуатации энергоблоков № 1, 2 Ленинградской АЭС закладываются решения с применением робототехнических комплексов.
Для обоснования проектных решений планируются научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы по разработке и созданию опытных образцов робототехнических комплексов для демонтажа и фрагментации реакторного оборудования.
Реализация технологии «безлюдного» демонтажа позволит обеспечить радиационную безопасность персонала при выводе из эксплуатации энергоблоков № 1, 2 Ленинградской АЭС и в дальнейшем тиражировать технологии на другие уран-графитовые реакторы, для которых принято решение о выводе из эксплуатации по варианту «ликвидация с немедленным демонтажем».
В качестве дальнейшей перспективы стоит отметить, что реализация на практике дистанционных технологических операций при выводе из эксплуатации энергоблоков РБМК-1000 позволит выйти и на зарубежные рынки с комплексным решением по выводу из эксплуатации энергоблоков с различными типами реакторных установок.
Реализация на практике дистанционных технологических операций при выводе из эксплуатации энергоблоков РБМК-1000 позволит выйти и на зарубежные рынки с комплексным решением по выводу из эксплуатации энергоблоков с различными типами реакторных установок.
Авторы
А.В. Слободчиков, Л.А. Андреева, Ф.Е. Ермошин, А.Н. Бирюков (АО «НИКИЭТ»)
Литература
- Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Обеспечение безопасности при выводе из эксплуатации объектов использования атомной энергии. Общие положения» (НП-091-14).
- Концепция по выводу из эксплуатации ядерных установок, радиационных источников и пунктов хранения, 2008.
- Лучшие зарубежные практики вывода из эксплуатации ядерных установок и реабилитации загрязненных территорий / Под общ. ред. И.И. Линге и А.А. Абрамова. М., 2017.
- «ИАЭС будет искать решения по проектированию технологий демонтажа реакторов», https://www.iae.lt/ru/novosti/press-relizy/iaes-budet-iskat-resenija-po-...external link, opens in a new tab.