Сделай Сам Свою Работу на 5

Какие стратегии вывода из эксплуатации блоков АЭС рекомендованы МАГАТЭ?





Когда и по каким обстоятельствам наступает стадия жизненного цикла блока АЭС «вывод из эксплуатации»?

Вывод из эксплуатации блока АЭС – деятельность, осуществляемая после удаления ядерного топлива и ядерных материалов с блока АЭС, направленная на достижение заданного конечного состояния блока АЭС, исключающая использование его в качестве источника энергии и обеспечивающая безопасность работников (персонала), населения и окружающей среды (НП-012-99).

Основными причинами для принятия решения о выводе из эксплуатации блока АЭС могут быть:

- исчерпание проектного срока службы основного технологического элемента (узла, систем, оборудования), замена которого невозможна или экономически невыгодна;

- наличие неустранимых причин потенциальной опасности (ядерной, радиационной) для персонала или окружающей среды;

- аварии и катастрофы техногенного или природного характера, приводящие к появлению условий, препятствующих возможности дальнейшей эксплуатации блока АЭС.

Каким может быть конечное состояние блока АЭС после вывода из эксплуатации?

Показатели и характеристики конечного состояния блока АЭС после ВЭ должны обеспечить возможность его освобождения из-под контроля органов государственного регулирования в части радиационной безопасности.



Какие стратегии вывода из эксплуатации блоков АЭС рекомендованы МАГАТЭ?

В 1987–1988 г.г. в СССР была разработана «Общесоюзная научно-техническая программа по снятию с эксплуатации блоков АЭС». В эту программу включены как часть работы, выполненные МХТ САЭ. При ее подготовке был использован опыт МАГАТЭ и стран ОЭСР с учетом особенностей советских энергоблоков. Программа учитывала критерии обеспечения безопасности, экологические, социально-экономические и гигиенические вопросы, уровень развития средств технологического обеспечения ВЭ блоков АЭС, наличие и характеристики хранилищ и могильников для РАО разной активности, допустимые сроки проведения работ. В ее разработке и выполнении участвовали более 40 организаций и предприятий 15 министерств и ведомств СССР.

В 1991 году на основе доклада ВНИИАЭС «Концепция и программа снятия с эксплуатации энергоблоков АЭС, отработавших свой ресурс», одобренного решением Коллегии Минатомэнергопрома СССР, была разработана и утверждена первым заместителем Министра атомной энергетики и промышленности СССР В.А. Сидоренко «Концепция снятия с эксплуатации энергоблоков АЭС» (первая отечественная Концепция ВЭ блоков АЭС). В этом документе впервые была сформулирована стратегия и общий подход к планированию и решению проблем вывода из эксплуатации.



На данном моменте закончился советский (начальный) этап работ в направлении ВЭ блоков АЭС (в редакции того времени – снятия с эксплуатации).

В последующие 90-е годы работы практического плана развития не получили, в ограниченном масштабе велась проработка проблем ВЭ в части нормативного и методического обеспечения.

Какие варианты вывода из эксплуатации блоков АЭС предусматривает концепция концерна «Энергоатом»?

В качестве основных (базовых) вариантов вывода из эксплуатации в силу текущего на тот период в Росси состояния атомной промышленности в целом (и атомной энергетики, в частности) были выбраны следующие:

- ликвидация блока АЭС;

- захоронение блока АЭС

Вариант ВЭ – ликвидация блока АЭС – включает следующие этапы:

1) этап подготовки блока к сохранению под наблюдением;

2) этап сохранения под наблюдением локализованного оборудования;

3) этап полной ликвидации блока АЭС.

Вариант вывода из эксплуатации – захоронение блока АЭС –включает в себя следующие этапы:

1) этап подготовки блока к захоронению;

2) этап локализации;

3) этап захоронения.

Какие этапы выполняются при реализации варианта вывода из эксплуатации блока АЭС «ликвидация с немедленным демонтажем»?



Ликвидация блока АЭС – по варианту «немедленный демонтаж»

Это вариант вывода из эксплуатации разделен на два этапа.

1. Этап подготовки блока к ликвидации

Этап включает в себя следующие основные работы:

- создание на АЭС системы обращения с РАО, образующихся при ВЭ блока АЭС и накопленных при эксплуатации;

- проведение «жесткой» контурной дезактивации оборудования 1-го контура для максимально-возможного снижения уровня радиоактивного излучения;

- подготовка рабочих зон и размещение необходимого оборудования и систем для операций по фрагментации, дезактивации, сортировки и паспортизации отходов, образующихся при демонтаже;

- заказ, поставка и ввод в эксплуатацию достаточного парка техники и оборудования для демонтажа ЗССО при ВЭ.

 

 

Какие этапы выполняются при реализации варианта «захоронение»?

Этот вариант вывода из эксплуатации разделен на два этапа.

1. Этап подготовки к захоронению, включающий:

- полный демонтаж нерадиоактивного оборудования и отправка его на утилизацию и переработку;

- демонтаж слабозагрязненного и низко активированного оборудования и систем блока АЭС, не задействованных в обеспечении безопасности с последующей утилизацией нерадиоактивного оборудования, а также переработкой, кондиционированием и размещением кондиционированных РАО на организованное захоронение в зоне локализации;

- переработку и подготовку всех РАО находящихся на площадке блока АЭС к захоронению в создаваемой зоне локализации;

- создание зоны локализации на основе строительных конструкций реакторного отделения блока АЭС и/или на месте хранения особых радиоактивных отходов;

- создание зоны локализации реактора в пределах бетонной шахты реактора;

- создание зон локализации крупногабаритного радиоактивно-загрязненного оборудования, не подлежащего демонтажу, в помещениях его штатного размещения;

- перевод зданий и со­оружений блока АЭС, не включенных в зону локализации, из состояния «радиационный» объект в состояние «нерадиационный» объект;

- размещение всех переработанных и кондиционированных РАО в созданной зоне локализации для последующего захоронения;

- создание системы наблюдения и контроля целостности барьеров безопасности, радиационного мониторинга и т.д.;

- создание организационной структуры и инфраструктуры для эксплуатации вновь создаваемого объекта окончательной изоляции радиоактивных отходов (ООИ).

Что предусматривает вариант «конверсия» при выводе из эксплуатации блока АЭС?

При реализации базовых вариантов ВЭ может осуществлятьсяконверсия ЗССО блока АЭС, направленная на изменение целевого назначения отдельных компонентов блока АЭС для создания новой инфраструктуры для ВЭ, обращения с РАО и ведения иных видов практической деятельности.

На этапе сохранения под наблюдением возможно перепрофилирование отдельных помещений, зданий и сооружений блока для нужд АЭС (т.е. конверсия), в том числе для:

- организации временных хранилищ кондиционированных РАО;

- размещения и эксплуатации установок по обращению с различными видами РАО;

- организации складов, технопарков, площадок для фрагментации оборудования и т.п.

 

Каковы преимущества и недостатки вывода из эксплуатации блока АЭС по варианту «ликвидация с немедленным демонтажем»?

Немедленный демонтаж имеет ряд преимуществ: возможность использовать персонал АЭС на демонтаже, а также технологическое оборудование нынешней АЭС. Отсроченный демонтаж обладает недостатком: после выжидания 40 лет на АЭС придут люди с другой технологической культурой, неизбежно будет утрачена часть информации об объекте. С другой стороны, в случае отложенного демонтажа в течение длительного времени выдержки остановленных реакторов будут разработаны новые технологии и технические решения, которые позволят более эффективно выполнить работы.

Каковы преимущества и недостатки вывода из эксплуатации блока АЭС по варианту «захоронение»?

Каковы преимущества и недостатки вывода из эксплуатации блока АЭС по варианту «конверсия»?Условия, определяющие концептуальные подходы концерна «Энергоатом» к выводу из эксплуатации блоков АЭС?В чем сущность базовых вариантов «ликвидация блоков АЭС» и «захоронение» концепции вывода блоков АЭС из эксплуатации, действующей в концерне «Энергоатом»?

 

Какие этапы выполняются при реализации варианта вывода из эксплуатации блока АЭС «ликвидация с отложенным демонтажем»? Каковы преимущества и недостатки вывода из эксплуатации блока АЭС по варианту «ликвидация с отложенным демонтажем»? Каково содержание и прогнозируемая продолжительность работ и мероприятий на этапах варианта «ликвидация блока АЭС с отложенным демонтажем», предусмотренных в концепции вывода из эксплуатации блоков АЭС?

 

 

 

Каково содержание и прогнозируемая продолжительность работ и мероприятий на этапах варианта «ликвидация блока АЭС с немедленным демонтажем», предусмотренных в концепции вывода из эксплуатации блоков АЭС?

Каково содержание и прогнозируемая продолжительность работ и мероприятий на этапах варианта «захоронение блока АЭС», предусмотренных в концепции вывода из эксплуатации блоков АЭС?

Этот вариант вывода из эксплуатации разделен на два этапа.

1. Этап подготовки к захоронению, включающий:

- полный демонтаж нерадиоактивного оборудования и отправка его на утилизацию и переработку;

- демонтаж слабозагрязненного и низко активированного оборудования и систем блока АЭС, не задействованных в обеспечении безопасности с последующей утилизацией нерадиоактивного оборудования, а также переработкой, кондиционированием и размещением кондиционированных РАО на организованное захоронение в зоне локализации;

- переработку и подготовку всех РАО находящихся на площадке блока АЭС к захоронению в создаваемой зоне локализации;

- создание зоны локализации на основе строительных конструкций реакторного отделения блока АЭС и/или на месте хранения особых радиоактивных отходов;

- создание зоны локализации реактора в пределах бетонной шахты реактора;

- создание зон локализации крупногабаритного радиоактивно-загрязненного оборудования, не подлежащего демонтажу, в помещениях его штатного размещения;

- перевод зданий и со­оружений блока АЭС, не включенных в зону локализации, из состояния «радиационный» объект в состояние «нерадиационный» объект;

- размещение всех переработанных и кондиционированных РАО в созданной зоне локализации для последующего захоронения;

- создание системы наблюдения и контроля целостности барьеров безопасности, радиационного мониторинга и т.д.;

- создание организационной структуры и инфраструктуры для эксплуатации вновь создаваемого объекта окончательной изоляции радиоактивных отходов (ООИ).

На указанном этапе эксплуатация оборудования и систем блока осуществляется в соответствии с Технологическим регламентом эксплуатации, разработанного для этого этапа, системы радиационного контроля, барьеры и системы безопасности выводятся из эксплуатации и демонтируются при условии безопасности этих процессов для персонала и окружающей среды.

Нормативная продолжительность этапа не должна превышать 10 лет.

2. Этап захоронение, включающий:

- создание в пределах зоны локализации приповерхностного объекта окончательной изоляции радиоактивных отходов путем использования существующих и организации новых физических барьеров безопасности на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую среду;

-демонтаж неиспользуемых зданий и сооружений блока АЭС (при необходимости);

-доведение освобождаемой площадки блока АЭС до состояния, позволяющего ее неограниченное промышленное использование («серая лужайка»);

-перепланировка освободившейся территории промплощадки (при необходимости);

-подготовка необходимого пакета документов и получения лицензии на эксплуатацию нового объекта – ООИ, как элемента ЕГС РАО.

(Для БалтАЭС). Целью захоронения останков энергоблока является создание «коричневой лужайки» на месте размещения энергоблока, максимально используя при этом существующие и создавая недостающие эффективные барьеры для радионуклидов.

Эффективным барьером для радионуклида является инженерное сооружение, способное удерживать радиоактивные отходы в течение не менее 10 его периодов полураспада основных радиационно-опасных радионуклидов (т. е. для 60Со это около 50 лет).

Кондиционированные РАО, окруженные техническим грунтом (консервантом) и помещенные в металлическую бочку (оболочку), окружены первым полноценным барьером безопасности.

Вторым барьером безопасности является контейнер, в котором размещены металлические бочки с РАО. Здесь матрицей является бочка, содержащая РАО, консервантом – технический грунт, заполняющий пустоты между бочками и стенками контейнера. Стенки контейнера – это оболочка.

За стенами шахты реактора находятся помещения, в которых размещалось технологическое оборудование систем реактора. Стены и перекрытия помещений выполнены также из бетона. Часть этих помещений может быть приспособлена для размещения упаковок РАО.

Третьим барьером безопасности являются помещение, в котором помещены контейнеры с РАО. Матрицей является контейнер, консервантом является технический грунт, заполняющий пространство между контейнерами и строительными конструкциями Нормативная продолжительность этапа не должна превышать 5 лет.

Согласно предлагаемым техническим решениям все упаковки с РАО окружаются глинистыми смесями, и все свободные пространства помещений также заполняются этими смесями.

Таким образом, находящиеся в модуле хранения РАО имеют не менее трех полноценных барьеров для радионуклидов. Следовательно, принцип глубокоэшелонированной защиты для РАО выполняется.

 

 








Не нашли, что искали? Воспользуйтесь поиском по сайту:



©2015 - 2024 stydopedia.ru Все материалы защищены законодательством РФ.