14 марта 2014

Использование робототехники при выводе из эксплуатации исследовательских реакторов МР и РТФ

Atomic-Energy.ru
Рис. 1. Распределение относительного вклада излучения 60Со в мощность дозы в точке расположения γ-локатора

В ходе ликвидации временных хранилищ радиоактивных отходов на территории НИЦ «Курчатовский институт» и вывода из эксплуатации исследовательских реакторов пришлось столкнуться с необходимостью использования робототехнических средств для выполнения работ в высоких радиационных полях [1-2]. Жесткие требования нормативных документов к величине индивидуальных дозовых нагрузок персонала, занятого на этих работах, при весьма ограниченной его численности заставили искать технологии обращения с РАО, позволяющие снизить дозовые нагрузки.    

Желаемый результат дало применение робототехнических средств. В результате анализа рынка выбор пал на роботы шведской фирмы «Брокк». Во-первых, фирма выпускала внушительный модельный ряд механизмов – от небольших аппаратов типа «Брокк-50» или «Брокк-90», которые могли быть использованы для радиационной разведки, до мощных, энергоемких «Брокк-330» и «Брокк-400». Во-вторых, эта техника обладала хорошим ресурсом и показала весьма высокую наработку на отказ (надежность) при использовании во вредных производствах, в частности, при ремонте цементных или металлургических печей. В-третьих, для каждого робота из выпускаемого модельного ряда имелся широкий спектр навесного оборудования, а сами механизмы были оснащены универсальным быстросъемным разъемом, позволяющим производить замену навесного оборудования дистанционно, без непосредственного участия оператора.

Активное использование робототехнических средств позволило в течение пяти лет ликвидировать 10 временных хранилищ РАО и удалить радиоактивные отходы из ряда приобъектовых хранилищ НИЦ «Курчатовский институт», при этом индивидуальная годовая доза персонала не превышала десятой части от разрешенной. Опыт применения роботов, полученный в процессе реабилитации радиационно опасных объектов, в настоящее время используется в ходе работ по выводу из эксплуатации исследовательских реакторов МР и РФТ [3-4].

Методы наведения робототехнических средств на интенсивные источники γ-излучения

При выполнении работ по проектам вывода из эксплуатации исследовательских реакторов следует предусматривать как использование самих робототехнических средств, так и систем идентификации и локализации радиоактивных объектов и источников с интенсивным радиоизлучением. К таким системам относятся γ-локатор и γ-визор [5-6]. При их использовании следует принимать во внимание, что ядерно и радиационно опасный объект будет многократно обследоваться для определения уровней радиоактивного загрязнения, как в ходе комплексного инженерно-радиационного обследования, так и в процессе выполнения работ, с учетом того, что местоположение основных источников излучения относительно известно. Однако оснащение робототехнических средств γ- и видеокамерами позволяет эффективно наводить их на излучающий объект для последующей идентификации и удаления [7]. Это имеет решающее значение в технологических помещениях с высокой плотностью загрязненного оборудования, где идентификация и точная локализация наиболее мощных источников излучения дает возможность корректировать проект организации работ таким образом, чтобы удалить их в первую очередь. Это приводит к улучшению радиационной обстановки, что, в свою очередь, позволят интенсифицировать собственно демонтажные работы.
Измерительный блок системы также может быть установлен стационарно, геометрия объекта или помещения введена в память управляющих компьютеров и может использоваться для фиксации изменения условий в зоне работ в ходе демонтажа или резки радиоактивного оборудования, удаления защитных конструкций.

Для измерения уровней радиоактивного загрязнения используется γ-локатор, с помощью которого определяют уровни удельной или объемной активности оборудования и конструкций для их предварительной сортировки [5, 7]. Он позволяет измерять спектры излучения объектов и распределения интенсивности γ-излучения отдельных радионуклидов. На рисунке 1 представлено распределение относительного вклада излучения 60Со в мощность дозы в точке расположения γ-локатора. Измерения сделаны в помещении №64, где расположено оборудование водяной петлевой установки под давлением реактора МР.

Рис. 1. Распределение относительного вклада излучения 60Со в мощность дозы в точке расположения γ-локатора

 

Демонтажные работы в помещениях, плотно заставленных оборудованием

Демонтаж оборудования контуров охлаждения реакторов и петлевых установок, расположенных вне бассейна реактора МР и шахты реактора РФТ, а также в помещениях с плотно установленным оборудованием осуществлялся с использованием роботов, оснащенных различными насадками. Это потребовало расширения существующих либо организации новых проемов в технологических помещениях для доставки в них техники и удаления контейнеров с РАО. Однако увеличение объема вспомогательных работ, которые проводились в условиях невысоких радиационных полей, в итоге существенно сократило время выполнения демонтажных работ, осуществленных полностью механизировано и дистанционно.

В качестве примера можно привести работы в помещении №66 петли с газовым охлаждением ПГ. Резка трубопроводов, удаление крепежных болтов, демонтаж вентилей и запорной арматуры выполнялись роботом (рис. 2).

 

Рис. 2. Демонтаж оборудования с помощью робототехнического средства «Брокк-180»

 

Это позволило осуществить работы в короткий срок и с минимальными дозовыми затратами. В результате помещение было полностью очищено от оборудования (рис. 3) и в дальнейшем использовалось для хранения демонтированного оборудования из помещений петлевых установок с водяным охлаждением.

 

Рис. 3. Помещение №66 до демонтажа оборудования

 

Рис. 3. Помещение №66 после демонтажа оборудования

 

Сортировка высокоактивных отходов по уровням суммарной активности

Другим примером использования робототехнических средств при обращении с высокоактивными отходами являются работы по фрагментации, сортировке и упаковке фрагментов петлевых каналов реактора МР, размещенных в бассейне-хранилище в центральном зале. Данные каналы являются длинномерными элементами контурного оборудования реактора и петлевых установок и имеют существенные конструктивные различия. Часть конструкций этих каналов, находившаяся в активной зоне реактора, подверглась интенсивному нейтронному облучению, остальная – загрязнению продуктами деления и активации. Эти особенности в значительной мере затрудняли работы по извлечению каналов из бассейна-хранилища, их фрагментации и удалению из центрального зала.

Для идентификации наиболее интенсивно излучающих частей петлевого оборудования использовались радиометрическая система, установленная на «Брокк-90» («Гамма-пионер»), дистанционно управляемая спектрометрическая система и портативная γ-камера «Гамма-визор» [8].

На первом этапе с помощью радиометрической системы «Гамма-пионер» производили сканирование канала, одновременно с помощью «Гамма-визора» получая его γ-изображение (рис. 4(2)).

 

Рис. 4(2). Распределение активности по длине канала

 

Нуклидный состав загрязнения сканируемых каналов определялся по спектру их излучения, измеренному с помощью спектрометрической системы «Гамма-локатор». После этого на основе анализа результатов сканирования и измерения спектров с помощью специально разработанных методик определялось распределение активности по длине каждого исследованного канала (рис. 4(1)).

 

Рис. 4(1). Распределение активности по длине канала

 

Анализ полученных результатов показал, что распределение активности по длине каналов в значительной мере является неравномерным, при этом наиболее радиационно-загрязненными являются части, которые находились в активной зоне.

На основе полученных данных определялись наиболее оптимальные места резки каналов для отделения высокоактивных частей оборудования от менее активных.

Для исключения разогрева циркониевых оболочек каналов работы по их резке и отделению высокоактивных фрагментов осуществлялись дистанционно под водой робототехническими средствами «Брокк-180» и «Брокк-330», оснащенными необходимым навесным оборудованием. Для этого был создан технологический стенд, заполненный водой и размещенный в реакторном зале. Фрагментируемое оборудование устанавливали на специальные подставки и с помощью гидроножниц отделяли высокоактивные части (рис. 5).

 

Рис. 5. Стенд для резки каналов под водой с помощью робототехнических средств

 

Высокоактивные фрагменты помещали в защитные пеналы и удаляли в приреакторное хранилище высокоактивных отходов, а остальные части упаковывали в бетонные или металлические контейнеры и отправляли на длительное хранение в МосНПО «Радон».

Основные результаты работ

В результате работ, проведенных зимой-весной 2011-2012 годов, демонтировано 110 т оборудования в подвальных технологических помещениях петлевых установок ПГ, ПОВ, ПВО (помещения №№66, 66А, 66Б, 72, 64, 63), из них 53 т составили радиоактивные отходы суммарной активностью 5,0×1010 Бк. Извлечено, фрагментировано и упаковано 93 канала, суммарной активностью 2,6 ×1013 Бк по 60Со и 1,5×1013 Бк по 137Cs. Индивидуальные дозовые нагрузки сначала 2012 года не превысили 6 мЗв, что составляет менее трети контрольного годового уровня, установленного для занятого в работах персонала.

Литература

  1. Пономарев-Степной Н.Н. Извлечение радиоактивных отходов и ликвидация старых хранилищ в РНЦ «Курчатовский институт» / Н.Н. Пономарев-Степной, В.Г. Волков, Г.Г. Городецкий и др. // Атомная энергия. – 2007. – Т. 103, вып. 2. – С. 129-133.
  2. Волков В.Г. Ликвидация труднодоступного хранилища высокоактивных отходов РНЦ «Курчатовский институт» / В.Г. Волков, Ю.А. Зверков, О.П. Иванов и др. //  Атомная энергия. – 2008. – Т. 105, вып. 3. – С. 164-169.
  3. 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.
  4. 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.
  5. 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.
  6. Иванов О.П. Новый подход к созданию портативной гамма-камеры с максимальным углом обзора / О.П. Иванов // Атомная энергия. – 2010. – Т. 108, вып. 1. – С. 46-50.
  7. Смирнов С.В. Система для дистанционных измерений распределения радиоактивных загрязнений для робота «Брокк» / С.В. Смирнов, В.Е. Степанов, А.С. Данилович, О.П. Иванов, В.Н. Потапов // Ядерная и радиационная безопасность России. – М., 2008. – Вып. 4, часть 4. – С. 13-17.
  8. Danilovich A. Radiological Survey of Contaminated Installations of Research Reactor before Dismantling in High Dose Conditions with Complex for Remote Measurements of Radioactivity / Alexey Danilovich, Oleg Ivanov, Alexey Lemus, et al // WM2012 Conference, 2012, February 26 – March, Phoenix, Arizona, USA, rep. 112069.

Автор

Семенов Сергей Геннадьевич, к.т.н.,
начальник НТЦ «Реабилитация» НИЦ «Курчатовский Институт»