Главная
страница 1страница 2страница 3страница 4

Апробация работы.


Основные результаты, выполненных исследований, докладывались и обсуждались в течение ряда лет на Российских и международных конференциях и совещаниях таких как:

  1. Межведомственное совещание по безопасности АЭС. г. Москва, 1973.

  2. Soviet Swedish Symposium on Reactor Safety Problem, Part II, March 5-7, Studsvik, 1973.

  3. Intern. Symposium on Research Reactor Utilization, Safety and Management, Lisbon, Portugal , IAEA –SM-360-39P, 6-10 Sept, 1999.

  4. Commission of the European Communities, represented by the Head of the Delegation of the European Commission in Russia,IIASA, Laxenburg, Austria, 2003.

  5. Workshop “Solutions to Security Concerns about the Radioactive Legacy of the Cold War that Remain in Urban Environments”, Vanderbilt University (Nashville, TN, USA), November 14-17, 2004.

  6. IX научная конференция РФ «Радиационная защита и радиационная безопасность в ядерных технологиях», г.Обнинск (ФЭИ), 24- 26 октября 2006.

  7. The 11th Intern. Confer. on Environ-mental Remediation and Radioactive Waste Management, ICEM –07. Oud Sint-Jan Hospital Conference Center, September 2-6, 2007. Bruges (Brugge), Belgium.

  8. Second planning meeting on decommissioning of research reactors (regional TC project RER/3/005 “Support in planning the decommissioning of NPP and RR”), IAEA, Physics and power engineering institute, Obninsk, 28- 30 November 2007.

  9. II Международный ядерный форум «Безопасность ядерных технологий» Санкт-Петербург, 22-26 сентября 2008 г.

  10. International Conference Decommisionning challenges: an Industrial Reality., Avignon, France, September 28 – October 2, 2008.

  11. 12th Intern. Congress of the Intern. Radiological Protection, Association, Buenos Aires, Argentina- 19/24 October 2008.

  12. Совещание МАГАТЭ “Experience in Optimization during Decommissioning Activities”, TC Regional Project- RER/3/005, Karlsruhe and Greifswald, Germany 21- 25 April 2008.

  13. Международный симпозиум по обращению с радиоактивными отходами WM2009, Phenix, Arizona, March 1-5,2009.

  14. International Conference «Research Reactors Fuel Management», Marakkech, Morocco, March 2010.

  15. 4-ой Международной конференции и выставки «Атомэко 2010», Москва, 28-29 октября 2010.

Публикации.

Основные результаты диссертации опубликованы в 66 печатных работах, получили положительную оценку на различных научно-технических конференциях, в том числе международных. По материалам диссертации опубликовано 53 работы в научных журналах, в трудах конференций (из них 11 статей в изданиях, рекомендованных ВАК РФ для материалов диссертаций на соискание ученой степени доктора технических наук, 3 изданы в таких иностранных журналах, как Nuclear Technology & Radiation protection, Revue Generale Nucleaire (RGN), Kerntechnik.


Структура и объем диссертации


Диссертационная работа состоит из введения, семи глав и заключения. Она изложена на 210 страницах машинописного текста, включая 56 таблиц, 89 рисунков. Список литературы включает 124 библиографических ссылок.

СОДЕРЖАНИЕ и основные положения РАБОТЫ



Во введении обосновывается актуальность темы, определяются цели и задачи исследования, научная новизна и практическое значение результатов работы, формулируются основные положения, составляющие предмет защиты.

Первая глава посвящена рассмотрению основополагающих нормативных и законодательных документов, касающихся вывода из эксплуатации исследовательских реакторов, которые определяют правовые основы обеспечения радиационной безопасности персонала и населения, устанавливают требования и нормативы по обеспечению радиационной безопасности персонала и населения для каждого вида облучения, устанавливают основные принципы и требования, которые должны выполняться при проектировании, эксплуатации, подготовке и производстве работ по выводу из эксплуатации исследовательских ядерных установок (ИЯУ). Изложены требования, предъявляемые к выводимым из эксплуатации ядерным реакторам, требования к обеспечению безопасности при выводе из эксплуатации ядерных установок к программе их вывода из эксплуатации, комплексному инженерному и радиационному обследованию ядерных установок, а также требования к составу разделов проектной документации и их содержанию, требования к программе обеспечения качества исследовательских ядерных реакторов, требования безопасности при транспортировании радиоактивных материалов, в том числе требования к операциям и условиям, которые связаны с перемещением радиоактивного материала и составляют этот процесс.

В этой главе рассмотрены типы исследовательских реакторов и состояние дел с выводом из эксплуатации как отечественных, так и ИР ближнего зарубежья.

Для исследовательских реакторов существует более широкое многообразие используемых конструкций, чем для энергетических реакторов, где, в основном, используются два типа реакторов. Исследовательские реакторы имеют различные режимы работы, производя энерговыработку в непрерывном или импульсном режиме. Типичная конструкция - это бассейновый ядерный реактор, где активная зона - это блок топливных элементов, размещенный в большом водном бассейне. Вода замедляет и охлаждает реактор, а графит или бериллий обычно используются в качестве отражателя, хотя могут быть использованы также и другие материалы. Исследовательские реакторы корпусного типа имеют аналогичную конструкцию, за исключением того, что они охлаждаются более активно.

Россия имеет больше всех исследовательских реакторов (62), за ней следуют Соединенные Штаты (54), Япония (18), Франция (15), Германия (14) и Китай (13).

В России в настоящее время остановлено 14 ИР, пять из которых демонтированы. Действующих реакторов в России насчитывается 18, основная часть которых была введена в эксплуатацию в 50-80х годах прошлого столетия.

В этот же период в республиках бывшего СССР и странах социалистического лагеря при содействии СССР было построено около двух десятков исследовательских ядерных реакторов. Реакторы ИРТ и ВВЭР-2 явились основой разработки типовых исследовательских реакторов ИРТ-М, ВВР-С, ВВР-М, ВВР-Ц, ВВР-К, мощностью 2- 10 МВт и выше, которые послужили ядром создания ряда зарубежных физических институтов и научных центров.

Большинство исследовательских реакторов, построенных с помощью СССР, остановлены и ведется подготовка к работам по выводу их из эксплуатации.

Показано на опыте западных стран, что вывод из эксплуатации реакторов, в том числе исследовательских, это длительный процесс, составляющий 20-30 лет.

Несмотря на многообразие типов исследовательских реакторов, различающихся по конструкции активной зоны, по виду используемого теплоносителя, по назначению, по режимам работы, с точки зрения работ по выводу из эксплуатации исследовательские реакторы имеют мало различий. Эти различия для разных типов исследовательских реакторов сводятся к различию количества зон, в которых используются одинаковые технологии и средства демонтажа. К таким зонам относятся:

- внутрикорпусные устройства реактора (включая горизонтальные каналы вывода нейтронных пучков);

- технологические помещения с основным оборудованием реактора;

- технологические помещения с вспомогательным оборудованием.

Необходимо отметить, что у реакторов МР и РФТ присутствуют все вышеуказанные зоны, и опыт, полученный при выводе из эксплуатации этих реакторов, может быть распространен на все типы исследовательских реакторов.

На выбор методов и технологий демонтажа влияют различные факторы: радиационная обстановка в зоне работ, трудоемкость работ, возможность физического доступа к месту выполнения технологической операции, возможность снижения мощности дозы дезактивацией или применением радиационной защиты, квалификационный уровень работ и т.д. Приведен обзор различных методов демонтажа оборудования включающий: механическую резку (ножовки и гильотинные ножницы, абразивный инструмент, циркулярные режущие машины, канатная резка) и огневые методы (электродуговая резка, плазменно - дуговая резка, плазменно - водяная резка, кислородно - ацетиленовая резка, термитное копье, резка взрывом).

Деятельность по выводу из эксплуатации радиационно-опасного объекта включает кроме демонтажных работ деятельность, связанную с дезактивацией оборудования установки, используемых средств, технологических помещений и площадки реактора.

Дан обзор методов дезактивации, которые разделяют на три основные категории: химические, электрохимические и нехимические (или механические). Химические и электрохимические методы включают: «жесткие» методы (с использованием химических реагентов высокой концентрации), «мягкие» методы (с использованием химических реагентов низкой концентрации), электрохимическую дезактивацию, ультразвуковые методы для интенсификации процессов жидкостной дезактивации. Нехимические (механические) методы дезактивации основаны на физическом удалении радиоактивных загрязнений с поверхности при помощи различных механических средств, включающих:



  • вакуумную очистку (влажную и сухую);

  • очистку с помощью кистей, щеток, скребков;

  • виброочистку, основанную на использовании очищающего действия вибрирующей абразивной среды (песок, глинозем, карборунд, металл, сухой лед и др.), распыляемой с помощью сжатого воздуха, воды или пара;

  • ультразвуковую очистку;

  • лазерную дезактивацию;

  • пенную дезактивацию;

  • переплав, основанный на перераспределении радиоактивности за счет более высокой растворимости некоторых радионуклидов в шлаке, чем в металлическом расплаве.

Рассмотрен порядок проведения работ, связанных с выводом из эксплуатации, которые должны проводиться на различных этапах жизненного цикла реактора:

- в процессе нормальной эксплуатации;

- после останова реактора, в режиме окончательного останова.

Во второй главе дано описание реакторов МР и РФТ, площадки их расположения (см. рис.1-2), и основных систем инженерного обеспечения. Схема расположения зданий реактора и строений па площадке реакторов МР и РФТ приведена на рис. 3.





Рис.1. Схема размещения предприятия НИЦ «КИ» в г.Москве

Рис.2. Расположение площадки МР и РФТ на территории НИЦ «КИ»






УХ - Участок упаковки и характеризации РАО

ПУСО - Пункт специальной обработки техники

УП - Участок перегрузки контейнеров

7Хр - Участок перегрузки контейнеров

ВХ - Временное хранилище контейнеров с РАО

Зд.37/8 -Хранилище НАО

Зд.79 - Пункт хранения техники

Пл.ХР - Площадка хрананния техники

ХР - Пункт хранения чистых контейнеров




Рис. 3. Схема расположения зданий реактора и строений па площадке реакторов МР и РФТ

Реактор МР являлся материаловедческим многопетлевым исследовательским реактором, который в конструктивном отношении был первым представителем нового типа исследовательских реакторов – канального реактора, погруженного в бассейн с водой. Активная зона реактора, рабочие и экспериментальные каналы, трубы разводки теплоносителя, их коллекторы и ряд металлоконструкций были расположены в бассейне, заполненном дистиллятом (см. рис.4). Бассейн реактора окружен бетонной биологической защитой: верхняя часть бака реактора имеет прямоугольную форму размером 5,0-5,6 м и высотой 4,3 м, а нижняя часть бака реактора представляет собой цилиндр диаметром 3,6 м и высотой 4,8 м. Общая глубина бассейна реактора составляет ~ 9 м. Рядом с бассейном реактора расположен бассейн - хранилище, в котором размещались отработавшие рабочие и экспериментальные петлевые каналы.

Реактор МР был оснащен девятью петлевыми установками с различными теплоносителями: вода, гелий, сплав Pb-Bi. Петлевые установки являлись прототипами разрабатываемых энергетических реакторов различного типа и назначения, которые позволяли проводить испытания твэлов, ТВС, топливных и конструкционных материалов в условиях, максимально приближенных к натурным. Эксплуатация реактора МР была приостановлена 9 декабря 1992 года на основании предписания МИЯРБ Госатомнадзора России №8-92 «О приостановке эксплуатации теплотехнического оборудования и трубопроводов I-го контура реактора МР и петлевых установок», в 1993 году реактор был окончательно остановлен.

В 1996 году из активной зоны реактора были выгружены все тепловыделяющие сборки (ТВС), и реактор был переведен в ядерно-безопасное состояние. До 2011 г. работал в режиме «окончательного останова», с 2011г. находится в стадии вывода из эксплуатации.

Предшественником реактора МР был реактор РФТ - исследовательский реактор, предназначенный для материаловедческих исследований мощностью 20 МВт, который был введен в эксплуатацию в составе первой в СССР комплексной экспериментальной материаловедческой базы в апреле 1952 года. Продольный и поперечный разрез реактора приведен на рис. 5. и 6.




1. – корпус кладки реактора; 2. – бериллиевые и графитовые блоки; 3. – рабочий канал с неподвижной ТВС; 4. – рабочий канал с подвижной ТВС; 5 – опорная плита стаканов рабочих и петлевых каналов; 6. – коллекторы контура охлаждения ТВС; 7. – прямоточный U – образный петлевой канал; 8. – каналы блоков детектирования СУЗ; 9. – тележка с приводами стержней СУЗ и подвижных ТВС; 10. – трубопроводы контура охлаждения кладки; 11. – канал со стержнем СУЗ.

Рис. 4. Вертикальный разрез реактора МР

Реактор РФТ после 10 летнего периода интенсивной эксплуатации в 1962 г. был остановлен и частично демонтирован, а рядом с ним в том же здании сооружен более мощный петлевой реактор МР.







Рис. 5. Продольный разрез реактора РФТ

1- входные и выходные трубопроводы водяного охлаждения рабочих каналов; 2- центральный петлевой канал; 3- рабочий канал с экспериментальными опытными образцами; 4- стальной корпус; 5- гелиевый циркуляционный трубопровод; 6- входные и выходные трубопроводы охлаждения петлевых каналов; 7- направляющая труба; 8- петлевой канал в отражателе; 9- змеевики системы охлаждения бетона боковой защиты.

Рис. 6. Поперечное сечение реактора РФТ

1- тепловая колонна; 2- горизонтальные экспериментальные каналы; 3-защита из тяжелого бетона; 4- защита из обычного бетона; 5- стальной корпус реактора; 6- каналы охлаждения отражателя; 7- графитовый блоки отражателя; 8- змеевики системы охлаждения; 9- графитовые блоки кладки активной зоны реактора.

В настоящее время не демонтированная часть реактора РФТ, а именно графитовая кладка активной зоны и отражателя, осталась в стальном штатном корпусе в шахте реактора. Сверху корпус залит слоем бетона, над которым имеется защита из стальных плит.

В главе дана информация по основным системам инженерного обеспечения работ по выводу из эксплуатации реакторов МР и РФТ: электрообеспечения, спецвентиляции, радиационной безопасности, пожарной сигнализации, водоснабжения, теплоснабжения.

Paccмотрены физические барьеры на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ, включающие контура циркуляции реактора и петлевых установок, инженерные конструкции технологических помещений с дверями, обеспечивающими герметичность помещений; инженерные конструкции здания 37/1 реактора.

Кроме этого, локализующие и защитные функции, препятствующие выходу и распространению радиоактивных веществ в окружающую среду, будут выполнять:

- система спецвентиляции, оснащенная фильтрами очистки выбрасываемого воздуха в вентрубу (60 м);

- система спецканализации реактора с устройствами удаления и сбора жидких радиоактивных отходов;

- система пылеподавления с установками безвоздушного распыления полимерных составов, обладающих способностью создавать защитную пленку, которая на 3 - 4 порядка снижает дефляцию радионуклидов с поверхности

демонтируемого оборудования в окружающее пространство;

- временные саншлюзы, организуемые на границах зонирования технологических помещений реактора.

В соответствии с требованиями НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99 установлены «Контрольные уровни радиационных параметров по выводу из эксплуатации реактора МР.

Третья глава посвящена работам по проведению комплексного инженерного и радиационного обследования:


  • технологических помещений, оборудования и трубопроводов контуров охлаждения реактора МР и петлевых установок, включая спектрометрические исследования состава радионуклидов;

  • внутрикорпусных устройств реакторов МР и РФТ;

Обобщенные результаты радиационного обследования приведены в таблице 1, из которой следует, что значения мощностей доз в технологических помещениях находятся в широком диапазоне. Гамма – излучение обусловлено нуклидами 137Cs и 60Co.

На рис.7 приведено распределение мощности дозы гамма- излучения по высоте бассейна реактора МР на периферии активной зоны. При этом надо отметить, что радиационные поля в бассейне реактора обусловлены как наведенной активностью метал- локонструкций внутрикорпусных устройств, включая бериллиевые блоки.

Выполнена расчетная оценка накопления радионуклидов в металоконструкциях внутрикорпусных устройств реактора МР за счет активации, результаты которой приведены в таблице 2, из которых следует, что, как и следовало ожидать, в районе расположения активной зоны реактора дозовые нагрузки имеют наибольшие значения.

П


Рис. 7. Распределение мощности дозы γ- излучения по высоте бассейна реактора МР
роведено радиационное обследование поднастильного пространства в реакторном зале, в котором находятся подводящие и отводящие трубопроводы каналов основного контура и петлевых установок. Результаты этого обследования приведены на рис. 8.

П


Рис. 8. Картограмма мощностей -излучения в поднастильном пространстве (значения МЭД на изолиниях даны в мЗв/ч
роведение радиационного обследования реактора РФТ в полном объеме не проводилось из-за невозможности доступа к верхней части шахты, находящейся в поднастильном пространстве реакторного зала, в котором находятся трубопроводы и арматура первого контура и контуров петлевых установок теплоносителя реактора МР. Информация о состоянии внутрикорпусных устройств внутри шахты реактора РФТ после работ по консервации шахты практически отсутствовала, при этом не исключалось, что пространство внутри шахты между корпусом реактора и биологической защитой заполнено фрагментами демонтированного оборудования и залито бетоном. Для того чтобы получить информацию о состоянии внутрикорпусных устройств реактора, были выполнены работы по обследованию шахты реактора РФТ с организацией доступа внутрь шахты с помощью пробуренной горизонтальной скважины. Обследование проводилось с использованием диагностической аппаратуры, включающей радиометрическую и спектрометрическую аппаратуру, видеоаппаратуру, позволяющую проводить дозиметрические, спектрометрические измерения, видео и фото - съемку.

С помощью сверлильной установки с алмазной коронкой  182 мм было пробурено горизонтальное отверстие в бетонной биологической защите реактора РФТ в коридоре водных петель (см. рис. 9). В месте производства работ были смонтированы локальный отсос воздуха в вентсистему и система для сбора воды, используемой по технологии в процессе бурения.

Результаты видеосъемок показали, что пространство между корпусом реактора и защитой не заполнено посторонними объектами и не залито бетоном. Полученная информация позволила уточнить технологию демонтажа внутрикорпусных конструкций реактора РФТ.




Рис. 9. Бурение скважины в биологической защите реактора РФТ в коридоре водяных петель


Таблица 2. Оценка активности внутрикорпусных металлических конструкций в бассейне реактора МР


Наименование оборудования

Материал

Вес, т

Активность,

Бк


НАО

САО

Тележка СУЗ

Сталь 3

10




*

Защитные плиты

Сталь 3

177.1




*

Коллектор

1Х18Н9Т




1.2

4.5109

Опора верхняя

1Х18Н9Т




3.2

4.6109

Решетка

1Х18Н9Т




1.9

7.51011

Опора нижняя

1Х18Н9Т




2.2

2.11011

Труба всасывающая

1Х18Н9Т




0.25

2.81011

Облицовка бассейна (от отметки -5 до –9)

1Х18Н9Т




3.3

1.91011

Облицовка бассейна (от отметки 0 до –5) биологической защитой

1Х18Н9Т




4.8

1.3109

Корпус с нижней плитой

АД-1

1.5




*

Протектор

САВ-1

0.7




*

Итого:




189.3

16.8

1.41012

Был проведен γ – каротажа скважины пробуренной в защите реактора РФТ, результаты которого приведены на рис. 10. Р
Рис. 10. Результаты γ – каротажа скважины
езультаты расчета показали, что наведенная активность в нержавеющих конструкциях внутрикорпусных устройств реактора РФТ обусловлена 60Со и в районе расположения активной зоны и на 2008 г составляла -106 кБк/кг, что вполне согласуется с результатами измерений мощностей доз в районе корпуса реактора, выполненными с использованием пробуренной скважины.

Проводилось радиационное обследование территории площадки реакторов МР и РФТ, которое включало:



  • измерение мощности дозы -излучения на высоте 0,1 м;

  • измерение -загрязнений поверхности почвы.

Результаты измерений мощности дозы -излучения на высоте 0,1 м представлены на рис. 11. Результаты измерений -излучения представлены на рис. 12.





Рис.11. Результаты измерения МЭД гамма-излучения (на высоте 0,1 м, мкЗв/час) на площадке реактора МР

Рис.12. Результаты измерений плотности потока бета-частиц (-част/(см2 мин) на площадке реактора МР

Диапазон значений мощности эквивалентной дозы (МЭД) – 0.1-1.4 мкЗв/ч. Диапазон значений поверхностной  - загрязненности земли составил 0-5 част/см2/мин.

Глава 4 посвящена разработке метода оценки количественных и радиационных характеристик радиоактивных отходов, образующихся в процессе проведения демонтажных работ. Практика показывает, что определение величины загрязненности оборудования как наружных, а тем более внутренних поверхностей трубопроводов и оборудования без отбора проб (вырезания образцов) загрязненной поверхности оборудования практически невозможно. Поэтому единственной возможностью для определения степени загрязненности поверхностей оборудования является расчетный метод с использованием результатов измерения уровней мощностей доз от оборудования и состава радионуклидов, получаемых в процессе радиационного обследования. Метод расчета заключается в использовании закономерности γ – излучения от протяженных источников простой геометрической формы, выраженных с помощью аналитических выражений и программных кодов (типа MicroShild), и результатов измерения мощностей доз от демонтируемого оборудования, в результате чего возможно рассчитать величину загрязненности радионуклидами оборудования. С помощью программного кода MicroShield были проведены расчеты дозовых нагрузок от цилиндрических источников разной длины и диаметра, к которым можно свести почти все элементы демонтируемой установки, результаты которых приведены на рис. 13 - 15.



Р
Рис. 14. Мощность дозы от цилиндрического источника различного диаметра в зависимости от длины цилиндра и расстояния от объекта до места измерения
ис. 13. Мощность дозы от цилиндрического источника (загрязнение внутренних поверхностей) в зависимости от радиуса цилиндра и расстояния от объекта до места измерения



Верификация метода проводилась при проведении работ по ликвидации временных хранилищ на территории Центра, в которых за время работы, начиная с 1943 года, накопилось значительное количество РАО.




Рис. 15. Мощность дозы от цилиндрического источника (с распределенной по объему активностью 60Co и 137Cs) в зависимости от длины цилиндра и плотности среды внутри цилиндра
По имеющейся отрывочной информации полагалось, что активность радионуклидов во временных хранилищах составляет порядка 4·1015 Бк (100000 Ки). Используя разработанный метод, был выполнен расчет активности радионуклидов в РАО, находящихся во

временных хранилищах, который показал, что активность РАО во временных хранилищах составляет 4.4·1013 Бк, в то время как в результате проведенных работ по ликвидации этих хранилищ было удалены радиоактивные отходы активностью ~2.·1013 Бк, что свидетельствует об удовлетворительном согласии расчетных и экспериментально полученных при ликвидации хранилищ результатов.

По результатам обследования радиационной обстановки в технологических помещениях реактора МР и весо - габаритных характеристик обследованного оборудования контура охлаждения и петлевых установок реактора было оценено, в соответствии с разработанной методикой, количество радиоактивных отходов с градацией по уровням излучения (см. табл.3).

По выполненным расчетным оценкам суммарная активность твердых РАО, образующихся при демонтаже оборудования реактора, составляет  1014 Бк.



Таблица 3. Количество РАО, образующихся на всех этапах работ по выводу из эксплуатации реакторов МР и РФТ

этапа


Работы по выводу из эксплуатации:

Объем

РАО, т


По категориям

ОСПОРБ-99



НАО

САО

ВАО

1.

Петлевые каналы в бассейне - хранилище;

30,0

24,0

6,0

-

2.

Контура охлаждения реактора и петлевых установок

889,6

675,2

211,5

2,9

3.

Внутрикорпусные устройства реактора МР

206,1

189,3

16,8

-

Внутрикорпусные устройства реактора РТФ

140,8

134,4

6,4

-

4.

Очистка от радиоактивных загрязнений помещений и рекультивация площадки МР

200

200










Итого

1466,5

1222,9

240,7

2,9

В главе 5 рассмотрено создание метода определения коэффициента, характеризующего выход радиоактивных аэрозолей при проведении демонтажных работ.

Методика расчета выхода аэрозолей при демонтажных работах требует учета всех факторов, влияющих на формирование аэрозольной активности в воздухе помещений, таких как выведение аэрозолей за счет удаления загрязненного воздуха в систему вентиляции и за счет осаждения аэрозолей на окружающих поверхностях. Для изучения поведения радиоактивных аэрозолей в помещении с радиоактивной средой был создан стенд и проведены эксперименты по определению скорости осаждения аэрозолей на поверхностях помещения. Приведены результаты экспериментов по изучению поведения радиоактивных аэрозолей в атмосфере помещения и определению коэффициента осаждения аэрозолей на поверхностях помещения. В результате было показано, что коэффициент осаждения радиоактивных аэрозолей на поверхностях помещений, характеризующий процесс выведения из воздушной среды помещений за счет осаждения на поверхностях, составляет ~ 10-4 м/с.

Был проведен расчетный анализ влияния кратности обмена воздуха и размеров помещения на количество аэрозолей, выведенных из атмосферы помещений, за счет процесса осаждения на поверхностях. Результаты расчета приведены на рис.16.

Из данных, приведенных на рис. 16, можно видеть, что количество аэрозолей, осаждающихся на поверхностях стен помещения, в значительной степени зависит от кратности обмена воздуха в помещении и, в меньшей степени,- от габаритов помещения.

О
Рис. 16. Влияние размеров помещения и кратности обмена воздуха в нем на осаждение аэрозолей на поверхностях помещения
боснование принимаемых проектных

решений, выбор технологий демонтажа

трубопроводов и оборудования производится с учетом рассмотрения воздействия используемых технических решений на персонал, население и окружающую среду. Такая оценка может быть выполнена при наличии информации, характеризующей образование и поступление в воздушную среду технологических помещений радиоактивных нуклидов при проведении демонтажных работ. В связи с недостаточностью необходимой информации по образованию аэрозолей при демонтаже загрязненного оборудования был разработан метод получения такой информации.

Количество образуемых аэрозолей при проведении демонтажных работ зависит как от степени загрязненности демонтируемого материала, так от способа резки металлических конструкций.

Количественную оценку выхода активности при резке загрязненных материалов проводят с использованием:


  • коэффициента выхода на единицу длины реза на единицу загрязнения поверхности в единицах Бк/м/(Бк/см2) - RV, который не зависит от ширины реза;

  • коэффициента выхода на единицу площади реза на единицу загрязнения поверхности в единицах Бк/см2/(Бк/см2) - RF.

Количественная оценка выхода радиоактивных аэрозолей при резке металлического оборудования, масса которого содержит радионуклиды, образовавшиеся в процессе активации изотопов металла и примесей в нем нейтронами, проводится с использованием коэффициента выхода на единицу объема реза в единицах Бк/м/(Бк/см3).

Коэффициенты RV и RF связаны следующим соотношением:



(1)

где W- ширина реза.

Наиболее распространенные способы резки и фрагментации трубопроводов и оборудования включают:

- методы не огневой (холодной) резки: механическое перекусывание; распиливание с использованием пил, фрез, алмазных проволок и канатов; абразивных инструментов);

- методы горячей резки (автогенная, плазменная).

Из опыта демонтажных работ следует, что наиболее неблагоприятными, с точки зрения выхода радиоактивных аэрозолей в атмосферу помещения, являются методы с использованием абразивных инструментов, методов канатной резки и методы горячей резки. Механический способ резки с помощью перекусывания (гидрокусачками, гидроножницами) считается наиболее благоприятным с точки зрения образования радиоактивных аэрозолей, но экспериментальные данные по выходу аэрозолей при этом способе отсутствуют.

Описан разработанный метод определения коэффициента выхода радиоактивных аэрозолей при резке загрязненного оборудования. В основу метода положен тот факт, что между источником аэрозольной активности и объемной активностью аэрозолей в воздушной среде помещения имеется корреляция.

Особенность процесса формирования активности радионуклидов в воздушной среде помещения, в котором проводятся работы по резке загрязненного оборудования, состоит в дискретном характере процесса резки оборудования.

Дискретный характер процесса резки загрязненного радионуклидами оборудования выражается в пилообразном характере изменения объемной активности радионуклидов в воздухе помещений (см. рис. 17). Получено выражение для определения усредненного значения поступающей в воздух аэрозольной активности от одного реза при неизменной интенсивности процесса резки трубопроводов, имеющих одинаковую загрязненность, которое имеет вид:

(2)

где - значение активности радионуклида, поступающего в воздушный объем помещения при одном резе, Бк;



Ai- активность радионуклида, осевшего на фильтре;

V- объем технологического помещения, м3;

qfрасход воздуха, пропускаемого через фильтр аспирационной установки, м3/час;

Kp- поправочный коэффициент

τо- длительность интервала между резами, час;

n - количество резов;


Рис. 17. Динамика изменения объемной активности и активности радионуклидов на фильтрах при различной скорости обмена воздуха

i - постоянная распада i-ого нуклида, час-1;

v- постоянная выведения радионуклида из помещения за счет вытяжной спецвентиляции, час-1;

o - постоянная выведения радиоактивных аэрозолей из атмосферы помещения за счет осаждения на поверхностях помещения, час-1.

(3)

Влияние количества проведенных резов, кратности обмена воздуха в помещении и интенсивности резов на значение поправочного коэффициента Kp показано на рис. 18.







Рис. 18. Значения поправочных коэффициентов при различной интенсивности резов

Из рис. 18. видно, что поправочный коэффициент в значительной степени зависит как от интенсивности резов, от количества произведенных резов, так и от кратности обмена воздуха в помещении. Коэффициент, характеризующий выход радиоактивных нуклидов на единицу длины реза при неизменной интенсивности резов оборудования, имеющего одинаковую загрязненность оборудования, определяется выражением:



(4)

где - значение активности радионуклиды, поступающего в воздушный объем помещения при одном резе, Бк;



d – диаметр трубопровода, м;

as- загрязненность радионуклидами демонтируемого оборудования (поверхностная - в Бк/см2, объемная в- Бк/см3).

В общем случае, при различной интенсивности демонтажа оборудования, имеющего различную степень загрязнения радионуклидами, рассчитывается усредненный коэффициент выхода с помощью численного интегрирования.

Используя результаты измерений мощностей доз от петлевых каналов и компонентного состава - излучателей была сделана оценка загрязненности внутренних поверхностей разрезаемых канальных труб. Расчет по разработанной методике с учетом измеренных значений мощностей доз от демонтированных фрагментов и объемной активности нуклидов в воздухе зала реактора показал, что значения коэффициентов выхода радиоактивных аэрозолей при фрагментации загрязненного оборудования гидрокусачками существенно меньше, чем при использовании других средств демонтажа и находится в диапазоне (1.10-2 -210-2) Бк/м/(Бк/см2).

Глава 6 посвящена разработке проекта вывода из эксплуатации реакторов МР и РФТ.

В соответствии с Правилами обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации исследовательских реакторов НП-028-01 была разработана Принципиальная программа вывода из эксплуатации реакторов МР и РФТ, основными целями и задачами которой являлись:

- оценка текущего радиационного состояния реакторных конструкций и оборудования петлевых установок по уровню радиоактивного загрязнения и составу нуклидов;

- описание целевой постановки задачи вывода из эксплуатации реакторов МР и РТФ, демонтажа их конструкций, оборудования петлевых установок, включая конечное состояние объекта после завершения демонтажных работ;

- описание варианта, принятого для вывода из эксплуатации реактора МР (РТФ), включая обоснование выбора этого варианта;

- формулирование стратегии проведения работ по выводу из эксплуатации реакторов в соответствии с принятым вариантом, включая описание основных этапов и сводного плана-графика проведения работ по подготовке к выводу и выводу реакторов из эксплуатации;

- определение перечня технологических помещений, в которых будут вестись демонтажные работы, включая состав систем и оборудования, подлежащих демонтажу;

- описание мероприятий по обращению с радиоактивными отходами, которые будут образовываться при выводе реакторов из эксплуатации, включая оценку объемов и классификацию отходов;

- описание мероприятий по подготовке персонала для обеспечения квалифицированного и качественного выполнения работ по выводу реакторов из эксплуатации;

- предварительное описание мероприятий по обеспечению безопасности проведения работ по выводу реакторов из эксплуатации, по исключению влияния этих работ на безопасность других исследовательских ядерных установок Центра и на окружающую среду.

В соответствии с Принципиальной программой был разработан проект вывода из эксплуатации реакторов МР и РФТ. В 2008 г. были Постановлением Правительства РФ №87 изменены требования к составу проектной документации и содержанию этих разделов. В этом постановлении, ориентированном прежде всего на объекты гражданского строительства производственного назначения, не были учтены особенности ядерно- и радиационно-опасных объектов, не отражена функциональная направленность работ по выводу из эксплуатации, нацеленных, как правило, на ликвидацию объекта, а не на его сооружение.

В связи с этим была выполнена работа по корректировке состава и содержания проектной документации: дополнительно в состав проекта были введены разделы, учитывающие специфику радиационно-опасных объектов:

-«Сведения об инженерном оборудовании, о сетях инженерно-технического обеспечения, перечень инженерно-технических мероприятий, содержание технологических решений».

-«Перечень мероприятий по охране окружающей среды», который включает характеристику НИЦ "Курчатовский институт", состояние радиационно-экологической обстановки в районе его расположения, оценку воздействия радиационного фактора на население и окружающую среду.

- «Инженерно – технические мероприятия ГО и ЧС».

- «Физическая защита».

-«Программа обеспечения качества работ по выводу из эксплуатации исследовательских реакторов МР и РФТ».

Обоснование окончательного выбора варианта вывода из эксплуатации реактора МР было проведено с помощью методологии многофакторного анализа. Результаты многофакторного анализа показали, что наиболее целесообразным вариантом вывода из эксплуатации реактора МР является вариант «немедленного демонтажа реакторных конструкций» (DECON).

Реакторы МР и РФТ имеют свои специфические особенности, которые определяют выбор технологий проведения демонтажных работ:


  • наличие девяти петлевых установок, расположенных в ~ 50 технологических помещениях;

  • насыщенность технологических помещений оборудованием, (см. рис.19);

  • высокие уровни -излучения от оборудования в технологических помещениях (до 20 мЗв/ч);

  • наличие крупногабаритного оборудования и оборудования с массой до 5 тонн;

  • сложность маршрутов удаления демонтированного оборудования из подвальных технологических помещений;

  • расположение площадки реакторов вблизи жилого массива.

Работы по выводу из эксплуатации реакторов МР и РФТ разбиты на 4 этапа, состав которых приведен в таблице 4.
Таблица 4. Состав работ на этапах ВЭ МР и РФТ

этапа


Перечень работ

I

2009-


2010 гг

Реконструкция систем, обеспечивающих работы по выводу из эксплуатации.

Освобождение бассейна-хранилища и приреакторных хранилищ от радиоактивных отходов и облученного топлива.



II

2011-


2012 гг

Демонтаж оборудования и трубопроводов в технологических помещениях контуров охлаждения и девяти петлевых установок реактора МР (ПГ, ПВ, ПВО, ПВЦ, ПВК, АСТ, ПВМ, ПВУ, ПОВ).

III

2013-


2014 гг

Проведение работ в зале реактора, демонтаж:

- внутрикорпусных устройств реактора МР;

- внутрикорпусных устройств реактора РФТ;

-арматуры и трубопроводов в поднастильном пространстве реакторного зала.



IV

2015 г


Дезактивация технологических помещений и реабилитация территории.

На первом, подготовительном этапе:

- проведена реконструкция систем обеспечения работ по выводу из эксплуатации (спецвентиляции, электроснабжения, радиационного контроля, пожарной сигнализации и теплоснабжения);

- удалены петлевые каналы из бассейна- хранилища, накопленные в нем в период эксплуатации реактора (см.рис.20);

- удалено облученное топливо из приреакторного хранилища (см.рис.21);

- удалена из активной зоны реактора МР облученная сборка петлевой установки с жидкометаллическим теплоносителем (см.рис. 22).

После завершения подготовительных работ и подготовки материалов, по обоснованию безопасности работ по выводу из эксплуатации реакторов МР и РФТ, была получена лицензия на вывод их из эксплуатации.



В связи с тем, что радиационное воздействие на население и окружающую среду обусловлено, главным образом, радионуклидами, попавшими в атмосферу, количество которых зависит от процесса генерации их при резке загрязненного оборудования, то есть, в конечном счете, от способа резки, для проведения демонтажных работ были запланированы только методы с наименьшим выходом радиоактивных аэрозолей. Для демонтажа и фрагментации малогабаритных объектов планируется использовать гидроножницы и гидрокусачки. Крупногабаритные объекты планируется демонтировать с использованием механических пил, алмазной проволоки (каната), режущего инструмента с твердосплавными фрезами и др. Для снижения выхода радиоактивных аэрозолей в воздушную среду технологических помещений при выполнении демонтажных работ запланировано использование методов интенсивного пылеподавления, в результате которых демонтируемое оборудование покрывается защитной полимерной пленкой, фиксирующей поверхностные загрязнения.



ПГ



ПВУ



ПВО


Рис. 19. Вид внутри технологических помещений петлевых установок ПГ, ПВУ, ПВО



-




Рис. 20. Удаление петлевых каналов из бассейна хранилища







Рис. 21. Обследование и выгрузка облученного топлива из приреакторного хранилища ОЯТ

Для снижения и поддержания на допустимом уровне концентрации аэрозолей в воздухе предусмотрено использование в зоне работ дополнительной системы локальной вентиляции.







Рис.22. Выгрузка и демонтаж канала с облученной сборкой петлевой установки с жидкометаллическим теплоносителем

Основная радиационная опасность для персонала заключается в наличии полей γ – излучения в зонах проведения работ. Для обеспечения безопасности персонала, занятого в работах по выводу из эксплуатации, предусмотрено использование дистанционно- управляемых машин (ДУМ).

Конкретные методы демонтажа определялись исходя из насыщенности оборудования и радиационной обстановки в помещении. Последовательность проведения демонтажных работ определялась с учетом принципа минимизации облучения персонала и устанавливалась следующей (см.рис.23):


  • работы по демонтажу оборудования и трубопроводов начинаются в помещениях с наименее загрязненным оборудованием;

  • при проведении демонтажных работ в конкретном технологическом помещении в первую очередь демонтируется наиболее загрязненное оборудование.



Рис.23. Последовательность проведения демонтажных работ в подвальных помещениях зд. 37/1

Для предотвращения неорганизованного поступления радионуклидов в окружающую среду, кроме технических мероприятий, предусмотрен определенный регламент работ, который включает следующие положения:



  • демонтажные работы в технологических помещениях проводятся при закрытом транспортном люке в перекрытии помещения;

  • для транспортировки демонтированного оборудования и его фрагментов к транспортным проемам используются электрокары или транспортные тележки, оснащенные радиационной защитой;

  • открытие крышки транспортного люка в перекрытии помещения для проведения погрузочно-разгрузочных работ производится не ранее, чем через час после прекращения демонтажных работ, чтобы объемная активность в воздушной среде снизилась за счет вытяжной вентиляции;

  • выгрузка перегрузочных контейнеров из технологических помещений через транспортные люки осуществляется с помощью автомобильного крана грузоподъемностью 60 т.

Описана технология обращения с образуемыми при демонтаже РАО и отражены, предусмотренные проектом организационно - технические мероприятия, направленные на обеспечение радиационно-экологической безопасности персонала, населения и окружающей среды при проведении работ по выводу из эксплуатации реакторных установок МР и РФТ.

Глава 7 посвящена разработке технического обеспечения вывода из эксплуатации реакторов МР и РФТ с обоснованием радиационной безопасности персонала, населения и окружающей среды.

В соответствии с принципами, на которых базируются работы по выводу из эксплуатации, выбор технологий и технического обеспечения демонтажных работ определяется как требованиями обеспечения безопасности персонала объекта, так и требованиями обеспечения минимального воздействия проводимых работ на население и окружающую среду.

В качестве дистанционно- управляемых механизмов запланировано использование, хорошо себя зарекомендовавшей при проведении работ по ликвидации хранилищ РАО, техники шведской фирмы BROKK. Эта робото - техника включает: BROKK-800, BROKK-400, BROKK-330, BROKK-180, BROKK-90 и BROKK -50 с навесным оборудованием в составе гидромолота, гидроножниц и гидрокусачек, твердосплавных фрез, захватов различного типа и др. Вместе с тем предусматривалось оснащение одного из BROKK манипулятором, который обеспечит выполнение демонтажных работ на глубине до 6 м.

Для работы в полях высокого - излучения в стесненных условиях предусмотрена машина лёгкого класса BROKK-50 с базой шасси не более 60 см, оснащенная захватом- манипулятором, комплектом штатного навесного оборудования и видеосистемой для дистанционного управления.

Указанные технологические средства будут использоваться для проведения работ по фрагментации, сортировке, загрузке РАО в контейнеры и их транспортировке.

Для улучшения радиационной обстановки будет применяться технология пылеподавления, которая основана на использовании изолирующих защитных покрытий на основе полимерных составов (АК-501, СКС-501 и др.). Эти защитные полимерные покрытия обладают способностью в течение длительного времени (до 18 месяцев) предотвращать распространение радиоактивного загрязнения в виде дисперсионных аэрозолей с твердой фазой в окружающее пространство.

При проведении работ по демонтажу оборудования в технологических помещениях реактора и петлевых установок, а также демонтаже внутрикорпусных устройств реактора РФТ для исключения выхода радиоактивных аэрозолей из зоны работ будут использоваться системы локальной вентиляции.

Проектом предусмотрено использование дистанционной диагностики для контроля радиационной обстановки, включающей приборы, разработанные в Центре, которые позволят проводить радиационное обследование и контроль за радиационной обстановкой при проведении демонтажных работ в самых сложных радиационных условиях.

Для дезактивации загрязненных поверхностей предусмотрено оборудование:

- комплекс механической дезактивации поверхностей vac-pac (vacuum packaging), который позволяет проводить дезактивацию поверхностей (крашеные поверхности, сталь, кирпич, бетон, цемент, дерево) с одновременным сбором загрязненного материала в металлических контейнерах (200-л бочках), полностью готовых к дальнейшему кондиционированию;

- установку «DRY ICE BLASTING» на основе технологии криогенного бластинга сухим льдом, для проведения работ по дезактивации загрязненных поверхностей демонтированного оборудования;

- установку для пенной дезактивации труднодоступных мест;

- скруббер, оснащённый промышленным пылесосом для сбора пыли, бетонной крошки и аэрозолей, размещаемый на базе BROKK, для удаления загрязнённого поверхностного слоя при очистке бетонных конструкций.

Для дезактивации радиоактивно загрязненного грунта предусмотрено использование созданной в НИЦ «КИ» установки. Для снижения дозовых нагрузок в реакторном зале предусмотрена установка для очистки воды бассейна реактора и бассейна выдержки.

Для обоснования возможности использования предлагаемых технологий и средств демонтажа была выполнена оценка дозовых нагрузок на персонал, при проведении демонтажных работ на реакторе МР, при этом расчет производился с учетом длительности и последовательности проводимых операций в каждом конкретном помещении. Результаты расчета показали, что среднегодовая дозовая нагрузка на работников, занятых демонтажем оборудования в соответствии с разработанными технологиями и использованием дистанционно-управляемой техники, составит не более 3 мЗв.

При оценке радиационного воздействия на население при проведении работ по выводу из эксплуатации реакторов МР и РФТ учитывалось как воздействие, обусловленное выбросом в окружающую среду радиоактивных нуклидов, так и воздействие γ- излучения радиоактивных источников на площадке.

Мощность дозы внешнего γ- излучения на границе санитарно-защитной зоны Центра от транспортных контейнеров, загруженных РАО и размещенных на накопительной площадке, оказалась в ~50 раз ниже естественного фона.

При проведении демонтажных работ в технологических помещениях контуров охлаждения и петлевых установок реактора МР количество образуемых радиоактивных аэрозолей составит ~3109 Бк, при этом выброс в атмосферу -~ 3107 Бк.

Были выполнены расчеты годовых доз внешнего и внутреннего облучения лиц из населения, результаты которых приведены на рис 24-26.







Рис.24. Изолинии дозовых нагрузок, обусловленных выпадениями радиоаэрозолей на подстилающую поверхность, мЗв/год

Рис. 25. Изолинии дозовых нагрузок, обусловленных внешним облучением от радиоактивного облака, мЗв/год

Рис. 26 Изолинии дозовых нагрузок, обусловленных ингаляционным путем поступления радионуклидов, мЗв/год

Дозовые нагрузки на население за счет внешнего и внутреннего облучения на ближайшей границе территории НИЦ ”КИ” составляют не более 510-6 мЗв/год, что существенно ниже допустимого значения (1 мЗв/год). Коллективная доза за счет облучения от выпадений и ингаляционного пути поступления радионуклидов, получаемая населением, проживающем в радиусе 5 км от Центра, составит ~1.210-3 чел.-Зв. Основной вклад в дозу облучения критической группы населения вносит облучение от выпадений радионуклидов на поверхностный покров земли (доза внутреннего облучения за счет ингаляционного пути поступления и доза внешнего облучения от радиоактивного облака, в 80 и 2500 раз меньше, соответственно).

Рассмотрены радиационные последствия возможных аварийных ситуаций при проведении работ по выводу из эксплуатации реакторов МР и РФТ. Показано что при аварийной ситуации, связанной с возникновением пожара в технологическом помещении и воздействием огня на загрязненное разрезаемое оборудование, возможно поступление радиоактивных аэрозолей 137Cs, 60Co и 90Sr во внешнюю среду в количестве 3104 Бк (без учета осаждения аэрозолей на пути следования).

Результаты расчетов радиационных последствий кратковременного выброса на уровне поверхности земли 137Cs, 60Co и 90Sr суммарной активностью 3104 Бк показывают, что радиационные последствия для населения и окружающей среды значительно ниже дозовых нагрузок, регламентированных для населения.

В заключении диссертации подведены итоги многолетней работы по проблеме вывода из эксплуатации исследовательских реакторов, по научно обоснованному выбору технологий и технических средств вывода из эксплуатации исследовательских реакторов.

Проведенная работа позволила получить следующие основные результаты.



  • разработан проект вывода из эксплуатации исследовательских реакторов МР и РФТ, разработаны демонтажные технологии и предложены технические средства, позволяющие провести демонтажные работы в условиях мегаполиса. Проведено научное обоснование предложенного выбора на основе расчетных оценок радиационного воздействия на персонал, населения и окружающую среду при штатном режиме проведения работ и при возможных авариях.

  • разработан метод оценки количественных и радиационных характеристик РАО, образующихся в процессе проведения демонтажных работ. Проведены расчетные оценки количества РАО во временных хранилищах на площадке ВХРАО в НИЦ «КИ», которые были подтверждены результатами, полученными при ликвидации хранилищ.

  • разработан и создан стенд для изучения поведения радиоактивных аэрозолей при аварийных ситуациях, экспериментально определено значение коэффициента скорости осаждения аэрозолей на поверхностях стен помещения и оборудования;

  • разработан метод определения коэффициентов выхода радиоактивных аэрозолей при проведении демонтажных работ для обоснования безопасности проводимых работ; с помощью созданного метода были экспериментально определены значения коэффициентов выхода аэрозолей при резке загрязненного радионуклидами оборудования;

  • в рамках радиационного обследования реакторов МР (с девятью петлевыми установками) и РФТ проведено экспериментальное исследование радиационных характеристик технологического оборудования реакторов с использованием как традиционных методов, так и методов дистанционной диагностики, разработанных в НИЦ «КИ» и позволяющих проводить исследования в условиях высоких уровней излучения.




<< предыдущая страница   следующая страница >>
Смотрите также:
Разработка и научное обоснование оптимальных методов и технологических средств вывода из эксплуатации ир 05. 14. 03 "Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации"
578.66kb.
4 стр.
Создание и применение
237.29kb.
1 стр.
Исследование радиационных характеристик окончательно остановленных реакторных установок с ввэр
235.9kb.
1 стр.
Расчетно-экспериментальный анализ условий облучения и разработка процедуры определения флюенса быстрых нейтронов для образцов-свидетелей корпусов реакторов ввэр-440 05. 14
367.33kb.
2 стр.
Испытания в реакторе мир твэлов ввэр-1000 в режиме аварии с вводом положительной реактивности
343.64kb.
1 стр.
Единые технические условия эксплуатации железнодорожных транспортеров
2397.6kb.
23 стр.
Планирование и проведение работ по подготовке к снятию с эксплуатации атомных энергоблоков на этапе их эксплуатации
104.76kb.
1 стр.
Постановление От 10 июня 2003 г. N 80 об утверждении правил устройства и безопасной эксплуатации технологических трубопроводов госгортехнадзор России постановляет: Утвердить Правила устройства и безопасной эксплуатации технологических трубопроводов
2051.72kb.
13 стр.
Программа профессиональной переподготовки акф п/п-4
25.94kb.
1 стр.
Тактика применения и эксплуатации средств охраны
716.51kb.
4 стр.
Правила эксплуатации средств электронной цифровой подписи
39.24kb.
1 стр.
Инструкция по эксплуатации 5 Общие указания по эксплуатации 5
75.57kb.
1 стр.