Вывод из эксплуатации ядерных установок
► Жизненный цикл ядерной установки включает следующие этапы: ► 1 - проектирование и строительство, ► 2 – эксплуатацию, ► 3 – вывод из эксплуатации (ВЭ). ► Эксплуатационный период АС, как правило, составляет 30 -40 лет. После окончания проектного срока службы ядерная установка должна быть выведена из эксплуатации.
► Цель дисциплины - приобретение инженерных знаний, умений и навыков вывода из эксплуатации, реконструкции, продлении срока службы, перепрофилирования и использования по новому назначению зданий ядерных установок разного назначения. ► Изучение данной дисциплины основано на знании студентами дисциплин “Здания ядерных установок”, “Строительство ядерных установок”, “Специальные строительные материалы”, “Технология возведения зданий”, “Технологическое оборудование, безопасность и основы эксплуатации АС “.
► Знания дисциплины “Вывод из эксплуатации объектов ядерной энергетики” необходимы в проектной и производственной деятельности инженера-строителя, специализирующегося в области энергетического строительства.
► РОЛЬ СТРОИТЕЛЬНЫХ МАТЕРИАЛОВ И ЗАЩИТНЫХ КОНСТРУКЦИЙ В ПРОБЛЕМЕ ВЭ ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК ► 1. Конструкции и материалы радиационной защиты дают более 80% объема радиоактивных отходов при ВЭ АС. ► 2. Строительные конструкции радиационной защиты, выполняя функции несущих конструкций, определяют долговечность зданий реакторных установок, выведенных из эксплуатации или находящихся в стадии длительной консервации. ► 3. Работы по обследованию, дезактивации и демонтажу защитных конструкций дают около 40% вклада в дозовые затраты персонала. ► 4. Значительные объемы железобетона и металлоконструкций, достигающие десятков и сотен тысяч тонн, образующихся в процессе демонтажа зданий реакторных установок, можно вернуть в повторное использование. ► 5. Здания и сооружения блока АС или их значительная часть могут быть возвращены в повторное использование, в том числе и для нужд атомной энергетики.
► ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ КУРСА ► Социально-экономические основы вывода из эксплуатации и реконструкции зданий и сооружений ядерных установок. ► Радиационно-физические аспекты при ВЭ и реконструкции зданий и сооружений ЯУ. Техническое состояние зданий и сооружения ядерных установок. сооружений. ► Комплексное радиационное и инженерное обследования (КИРО) зданий и сооружений ядерных установок. ► Проект ВЭ и реконструкции зданий и сооружений ядерных установок. ► Расчетно-графическая работа. “ “Демонтаж строительных конструкций ЯУ”. ► Курсовой проект. “Перепрофилирование зданий и сооружений ЯУ”.
► ИСТОРИЯ ВОПРОСА ► 1942 год, в США был построен и запущен первый в мире ядерный реактор (Chicago Pile-1). ► 1946 год, в СССР был пущен в действие первый в Европе ядерный реактор Ф-1. ► 1954 год, в СССР в г. Обнинске была пущена первая в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт, которая в течении 50 лет находилась в эксплуатации.
► бурный количественный рост вводимых в эксплуатацию блоков АС с середины 50 -х до середины 80 -х годов; резкое замедлением темпов развития и количественного роста, вводимых в строй мощностей с середины 80 -х, связанных, прежде всего с серьезными авариями на АС, в частности - Чернобыльской катастрофы; ► отрицательное отношения к атомной энергетики в мире; ► переосмысление роли атомной энергетики для развития цивилизации; ► интенсивные разработки в области глобального повышения безопасности ядерных реакторов нового поколения; ► понимание без альтернативности атомной энергетики, по крайней мере в ближайшие 50 лет нового столетия с середины 90 -х до начала нового столетия; ► новый виток развития атомной энергетики в промышленных и развивающихся странах (Россия, США, Великобритания, Китай, Индия, Иран и др. ), который мы наблюдаем в настоящее время.
ХАРАКТЕРНЫЕ ОСОБЕННОСТИ АС СССР И РОССИИ § В СССР проектировался и строился головной энергоблок (с определенным типом реактора), который после промышленной проверки дорабатывался, модернизировался и тиражировался в серию энергоблоков в стране и за рубежом. § На российских АС используется несколько типов корпусных водо-водяных и канальных водо- графитовых реакторов, а также реактор на быстрых нейтронах. § Все эксплуатируемые в России энергоблоки АС построены по проектам трех поколений – 60 -х, 70 -х и 80 -х годов и введены в эксплуатацию в период с 1964 по 2004 г. г. § Российские АС многоблочные. Как правило, на одной площадке вводились с определенной периодичностью несколько однотипных энергоблоков.
ЧТО ДЕЛАТЬ? ► Что делать с этими установками? ► Какую опасность могут представлять остановленные АС для персонала, населения и окружающей среды? ► Какие объемы радиоактивных отходов будут дополнительно образовываться при работах на остановленных установках и при их возможном демонтаже? ► В какие сроки после останова реактора оптимально можно начинать деятельность на остановленных установках? ► Какие из имеющихся технологий могут быть использованы при проведении работ и какие потребуются новые? ► Какие объемы людских и финансовых затрат потребуются на проведение соответствующих работ? ► Какие нормативно-технические документы потребуются для сопровождения работ по ВЭ ? ► Какие принципы следует заложить в проектирование новых АС для уменьшение временных и финансовых затрат при их будущем ВЭ ?
► При. ВЭ блоков АС возникает специфическая проблема: радиоактивное загрязнение и активация (наведенная активность) части оборудования, строительных защитных конструкций, боксов и помещений, так называемая остаточная радиоактивность. Хотя таких радиоактивных систем и помещений на АС не более 20% от общего количества, именно эти 20% определяют принципиальное отличие ВЭ любого промышленного предприятия от АС.
ЧТО ПЛОХО ► образуется большое количество радиоактивных отходов. ► Объемы РАО при ВЭ могут достигать десятки и более тысяч тонн, причем более 90% объема составляют низкоактивные отходы. Усредненные оценки объемов для различных АС, показывают что количество радиоактивных отходов при демонтаже одной современной АС образуется 100 000 тонн (бетон), 5000 тонн (сталь) и 500 тонн других (несгораемых) РАО.
ЧТО ПЛОХО ► ОПЫТ ВЭ АС показывает, что этот процесс может быть осуществлен во временном интервале от нескольких до 100 и более лет.
ФИНАНСЫ ► ВЭАС связан с большими финансовыми затратами, поскольку после окончательного останова реактора станция перестает вырабатывать электроэнергию и превращается в объект, требующий постоянного финансирования. Расчеты показали, что затраты на ВЭ АС с реактором РБМК-1000 составят не менее 200 миллионов долларов США.
Основные варианты вывода из эксплуатации АС
► Вариант 1 "Сохранение под наблюдением" (SAFSTOR) ► предусматривает состояние, при котором реакторная установка и все остальные радиоактивные системы и оборудование консервируется, изолируется от внешней среды и поддерживаются в безопасном состоянии, при котором возможна последовательная дезактивация до уровней, позволяющих неограниченное использование.
► Вариант 2 "Захоронение"(ENTOMB) предусматривает, что наиболее опасные радиоактивные элементы, включая реактор, оборудование первого контура и др. заключают в оболочку, например, из бетона или сооружают герметичную зону (дополнительные барьеры защиты) и выдерживают до тех пор пока в результате радиоактивного распада нуклидов их излучение достигнет приемлемого уровня.
► Вариант 3 "Ликвидация" (DECON ) может предусматривать достижение двух уровней конечного состояния реакторной установки. Первый уровень - Освобождение промплощадки «коричневая лужайка» (Restricted site use “Brounfield”) предусматривает полный демонтаж оборудования, зданий и сооружений не предназначенных для дальнейшего использования, переработку и вывоз всех радиоактивных отходов с площадки реакторной установки и доведения ее до состояния пригодного для нужд атомной энергетики, например для строительства нового энергоблока или хранилища радиоактивных отходов. ► Второй уровень "Зеленая лужайка" (“Greenfield” ) предусматривает полный демонтаж зданий и сооружений реакторной установки, переработку, упаковку и удаление радиоактивных и нерадиоактивных отходов, рекультивацию освободившейся территории с целью ее неограниченного использования.
► “Продлениесрока службы ” - в настоящее время рассматривается возможность продления срока службы реакторной установки после выполнения необходимых мероприятий по ремонту и модернизации с целью обеспечения современных требований по безопасности и надежности.
► “Конверсия ”. Возможны также конверсия или использование зданий и сооружений блока АС по новому назначению, например, использование в качестве хранилища для радиоактивных отходов, для организации нового производства, в качестве полигона для отработки промышленных технологий, испытательной установки, тренажера для обучения и повышения квалификации персонала.
ПРЕИМУЩЕСТВА И НЕДОСТАТКИ ► Вариант ликвидация с немедленным демонтажем. Достоинства: возвращается в использование земельный участок, который после проведения работ по рекультивации может быть доведен до состояния “зеленая лужайка” и передан в неограниченное использование или может быть использован для сооружения нового блока АС. ► Недостатки: высокие дозовые нагрузки на демонтажный персонал, большие объемы радиоактивных отходов, требующих больших затрат на переработку, контейнерезацию (упаковку) и транспортировку в места захоронения, обязательное наличие современных хранилищ радиоактивных отходов.
ПРЕИМУЩЕСТВА И НЕДОСТАТКИ ► Вариант захоронение. ► Достоинства: относительно высокая безопасность для персонала, населения и окружающей среды, уменьшение объемов радиоактивных отходов, возможность использования в будущем новых технологий демонтажа радиоактивных систем, конструкций, оборудования, относительно низкие затраты на его реализацию. ► Недостатки данного варианта: наличие потенциально опасных зон “захоронения”, содержащих радиоактивные вещества и материалы, усложнение процесса будущего демонтажа зон “захоронения”, организация длительного контроля безопасности зон “захоронения”, высокие первоначальные затраты, связанные с работами в радиационно-опасных условиях.
ПРЕИМУЩЕСТВА И НЕДОСТАТКИ ► Вариант длительного сохранения под наблюдением. ► Достоинства: значительное снижение коллективной дозы на персонал, уменьшение активности и объемов радиоактивных отходов за счет радиоактивного распада в период длительного хранения, ►. Недостатки: блок АС, находящийся в режиме длительного сохранения под наблюдением, будет представлять собой предприятие со своим специфическим технологическим режимом, требующим значительное количество обслуживающего персонала, для поддержания работоспособности жизненных систем, надзора, контроля, проведения ремонтов и профилактических работ, натурных и лабораторных испытаний.
ПРЕИМУЩЕСТВА И НЕДОСТАТКИ ► Вариант конверсия. ► Достоинства: такой вариант может быть промежуточным (например, преобразование в промежуточное хранилище радиоактивных отходов) или окончательным (использование зданий и сооружений по новому назначению). Сохраняются здания и сооружения, инфраструктура блока, квалифицированные кадры, социальная база региона. Недостатки: осуществление данного варианта в основном определяется экономической целесообразностью и социальными факторами, такими как экономическое
Вывод из эксплуатации замыкающий элемент жизненного цикла площадки многоблочной АЭС
Скачать презентацию Вывод из эксплуатации ядерных установок ► Жизненный
Презентация ВЭ.ppt