Pages Navigation Menu

ISSN 2227-6017 (ONLINE), ISSN 2303-9868 (PRINT), DOI: 10.18454/IRJ.2227-6017
ПИ № ФС 77 - 51217, 16+

DOI: https://doi.org/10.23670/IRJ.2020.102.12.006

Скачать PDF ( ) Страницы: 33-37 Выпуск: № 12 (102) Часть 1 () Искать в Google Scholar
Цитировать

Цитировать

Электронная ссылка | Печатная ссылка

Скопируйте отформатированную библиографическую ссылку через буфер обмена или перейдите по одной из ссылок для импорта в Менеджер библиографий.
Енговатов И. А. СПЕЦИФИКА ДЕМОНТАЖА ЗДАНИЙ И СООРУЖЕНИЙ, ВЫВОДИМЫХ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ АЭС / И. А. Енговатов, Ж. А. Коваленко // Международный научно-исследовательский журнал. — 2021. — № 12 (102) Часть 1. — С. 33—37. — URL: https://research-journal.org/technical/specifika-demontazha-zdanij-i-sooruzhenij-vyvodimyx-iz-ekspluatacii-aes/ (дата обращения: 17.01.2021. ). doi: 10.23670/IRJ.2020.102.12.006
Енговатов И. А. СПЕЦИФИКА ДЕМОНТАЖА ЗДАНИЙ И СООРУЖЕНИЙ, ВЫВОДИМЫХ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ АЭС / И. А. Енговатов, Ж. А. Коваленко // Международный научно-исследовательский журнал. — 2021. — № 12 (102) Часть 1. — С. 33—37. doi: 10.23670/IRJ.2020.102.12.006

Импортировать


СПЕЦИФИКА ДЕМОНТАЖА ЗДАНИЙ И СООРУЖЕНИЙ, ВЫВОДИМЫХ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ АЭС

СПЕЦИФИКА ДЕМОНТАЖА ЗДАНИЙ И СООРУЖЕНИЙ, ВЫВОДИМЫХ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ АЭС

Научная статья

Енговатов И.А.1, Коваленко Ж.А.2, *

1, 2 Национально исследовательский Московский государственый строительный университет, Москва, Россия

* Корреспондирующий автор (Zhannakovalenko1994[at]yandex.ru)

Аннотация

В статье обозначены основные проблемы, возникающие при осуществлении работ по выводу из эксплуатации энергоблоков атомных станций. Представлены методики проведения радиационного обследования, с помощью которых собираются данные для получения комплексной оценки радиационной составляющей в различных конструкциях. Рассмотрены основные особенности осуществления демонтажа конструкций и оборудований энергоблоков АЭС. Предложена классификация помещений по санитарным зонам в зависимости от мощности дозы остаточного излучения. Выделены главные принципы осуществления демонтажных работ при выводе из эксплуатации атомных электростанций, которые позволяют осуществлять данные работы наиболее безопасным путем по отношению к персоналу и окружающей среде.

Ключевые слова: АЭС, вывод из эксплуатации, демонтаж конструкций и оборудования, наведенная активность, радиоактивные отходы.

SPECIFICS OF DISMANTLING DECOMMISSIONED BUILDINGS AND STRUCTURES
AT NUCLEAR POWER PLANTS

Research article

Engovatov I.A.1, Kovalenko Zh.A.2, *

1, 2 Moscow State University of Civil Engineering, Moscow, Russia

* Corresponding author (Zhannakovalenko1994[at]yandex.ru)

Abstract

The article identifies the main problems that arise during the decommissioning of nuclear power plant units. The study presents the methods for conducting radiation safety audits, which are used to collect data with the goal of obtaining a comprehensive assessment of radiation in various structures. The article considers the main features of dismantling structures and equipment of nuclear power plant units, and proposes the classification of premises by sanitary zones depending on the dose rate of residual radiation. The article highlights the main principles of dismantling operations during the decommissioning of nuclear power plants, which allow these operations to be carried out in the safest way both for the personnel and the environment.

Keywords: nuclear power plant, decommissioning, dismantling of structures and equipment, induced activity, radioactive waste.

Главными проблемами, возникающими в период осуществления демонтажных работ при выводе из эксплуатации блока атомной станции, являются обеспечение радиационной безопасности работников и населения и обеспечение экологической безопасности окружающей среды.

И первостепенной задачей является осуществление эффективной и безопасной ликвидации каждого конкретного объекта, используя специальные устройства и применяя новейшие технологии.

Вывод из эксплуатации блоков атомных станций принципиально отличается от вывода любого промышленного предприятия тем, что на атомной станции возникает специфическая проблема радиоактивного загрязнения и активации (наведенной активности) строительных защитных конструкций, части оборудования и помещений, так называемая остаточная радиоактивность. Несмотря на то, что такие помещения и конструкции составляют всего 20% от общего количества, именно эти 20% принципиально отличают вывод из эксплуатации атомной станции от любого промышленного предприятия [1].

Наличие наведенной активности и радиоактивного загрязнения приводит к тому, что демонтажные работы будут осуществляться в радиационно-опасных условиях для персонала. Ожидаемая коллективная эффективная доза персонала, выполняющего демонтажные работы блока атомной станции мощностью 1000 МВт, может составить 10 чел-Зв [2]. Что в 10 раз больше значений, установленных нормами. Принцип минимизации облучения требует, чтобы коллективные годовые эффективные дозы не превышали 1 чел.-Зв [3].

В результате при демонтаже оборудования и зданий образуется большое количество радиоактивных отходов (РАО). Объемы РАО могут достигать десятки тысяч тонн. В среднем при демонтаже одной современной атомной станции количество отходов составляет 100 000 тонн (бетон), 5000 тонн (сталь) и 500 тонн других (несгораемых) РАО. Причем более 90% объема составляют низкоактивные отходы [4].

Существующий опыт вывода из эксплуатации показал, что после демонтажа реактора и внутрикорпусных систем основным источником радиоактивности дозовых нагрузок на персонал и объемов радиоактивных отходов, являются технологическое оборудование и железобетонные защитные конструкции.

Данные конструкции суммарно составляют около 80% от всех радиоактивных отходов [1].

Для принятия решения по применению средств технологического оснащения, используемых при выполнении демонтажных работ, необходимо иметь представление с какими дозовыми нагрузками придется столкнуться.

Исследование помещений блоков АЭС по мощности дозы позволяют классифицировать данные помещения по трем группам (см. таблицу 1).

 

Таблица 1 – Классификация помещений по санитарным зонам

Группа классификации помещений Идентификатор Мощность дозы гамма-излучений, мкр/сек
I группа красный выше 100
II группа желтый выше 10
III группа зеленый менее 10

 

К первой группе относятся помещения, где мощность дозы гамма-излучения выше 100 мкр/сек и демонтажные работы должны выполняться при помощи дистанционно управляемых средств.

Вторая группа – помещения, где мощность дозы гамма-излучения выше 10 мкр/сек. Демонтаж оборудования и другие сопутствующие операции выполняются при помощи автоматизированных и механизированных средств, а в случае, когда дозозатраты на проведение работ не превышают 0,017 бэр за смену на человека, при помощи ручных средств технологического оснащения.

И к третьей группе относятся помещения, в которых мощность излучения менее 10 мкр/сек. В данных условиях все демонтажные работы выполняются при помощи ручных технологических средств [5].

 При проведении радиационного обследования помещений используются следующие методики:

– методика измерения пространственного распределения мощности дозы гамма-излучения;

– методика измерения плотности потока бета- и альфа-частиц с поверхности загрязненного оборудования и строительных конструкций;

– методики отбора проб (снятие мазка, холодной резки для выделения фрагмента материала, электрохимическая, отбора кернов и т.п.) и их измерений;

– методики определения радионуклидного состава и удельной активности источников гамма-излучения.

Результаты радиологического обследования заносятся в комплексную информационную модель энергоблока, которая содержит единую трехмерную модель, наполнена технической документацией, схемами и привязками оборудования, т.е. содержит актуальную информацию по конфигурации энергоблока. Данные модели позволяют хранить, передавать и, главное, использовать детальную информацию о станции.

Для некоторых станций уже описаны концепты создания имитационных моделей вывода из эксплуатации, основной целью которых является снижение издержек и повышение безопасности осуществления работ по выводу из эксплуатации за счет предварительного компьютерного имитационного моделирования и оптимизации операций, необходимых при выводе. Исходя из анализа данных моделей, существует возможность сформировать оптимальный диапазон времени для вывода из эксплуатации, который как раз и определяется двумя главными факторами – радиоактивным распадом и деградацией элементов конструкций и установок. Такой подход на основе анализа затраты – выгода или вред-польза был предложен в работе [6].

Применение имитационной модели было опробована в рамках работ по выводу из эксплуатации первой очереди Белоярской АЭС [7], [8].

В ходе моделирования процессов работ по демонтажу графитовой кладки был выявлен ряд недостатков изначально выбранной технологии и предложены необходимые модификации данной технологии [9].

Выбор варианта снятия с эксплуатации проводится в несколько этапов. Для того чтобы определиться, какие требования норм будут применяться к работам по выводу из эксплуатации, каковы будут финансовые затраты, применяемые технологии, проводится первоначальная оценка, на основании которой разрабатывается концепция вывода конкретного энергоблока.

Определение времени хранения блока атомной станции до начала работ по ее демонтажу является оптимизационной задачей, которая способствует уменьшению ущерба, связанному с радиационной и экологической безопасностью работающего персонала, населения и окружающей среды. Для того, чтобы решить такую задачу затраты на обращение с радиоактивными отходами – S1(Т), уменьшающиеся с увеличением времени выдержки T, следует сравнить с затратами на хранение объекта под наблюдением до начала демонтажных работ – S2(T), которые естественно увеличиваются со временем. Учитывая снижение уровней мощности наведенной активности и радиоактивного загрязнения в помещениях и от оборудования за счет естественного распада примерно по функции А1(Т), можно определить экономически оптимальное время для выполнения демонтажных работ. Исходя из данных рис.1, можно установить, что оптимальный срок выдержки до начала демонтажных работ составляет около 20 лет.

12-01-2021 13-38-01

Рис. 1 – График зависимостей функций S1(T) и S2(T), от времени выдержки (T), учитывая А(Т)

 

Концепция снятия с эксплуатации периодически пересматривается с учетом новых факторах, влияющих на вывод из эксплуатации. К примеру, актуализация данных о состоянии установки, развитие техники и технологий снятия с эксплуатации и обращения с РАО, изменение требований нормативных актов, опыт вывода из эксплуатации, социальные аспекты и др.

При выборе конечной стратегии необходимо также учесть такие аспекты, как финансовые ограничения, возможности по захоронению РАО, уровень вовлеченности населения и его социальную активность, необходимость создания новых технологий, а также оценку всевозможных рисков.

Наличие финансовых средств – один из главных факторов, определяющих стратегию вывода. Если выбранный вариант предполагает привлечение более значительных финансовых ресурсов, чем имеется, то необходимо добиться увеличения финансирования либо выбрать другой менее дорогостоящий вариант.

К тому же должна быть рассмотрена возможность захоронения предполагаемых объемов РАО, образующихся при снятии с эксплуатации, если это невозможно, необходимо проектировать и строить специальные хранилища либо использовать вариант захоронения на других площадках.

Таким образом, различные варианты проектов снятия с эксплуатации оцениваются по таким критериям, как стоимость, будущие перспективы использования площадки, безопасность персонала, населения и окружающей среды во время и после завершения работы.

Для минимизации объемов радиоактивных отходов требуется последовательный демонтаж, обработка и переработка радиоактивных отходов и материалов для повторного использования, учитывая спад радиоактивности оборудования и конструкций [10].

Исследовав помещения и определив существующие на данный момент дозы излучения, возможно однозначно определить период времени, когда помещения перейдут из одной санитарной зоны в другую и подобрать соответствующую стратегию осуществления демонтажных работ.

Методы демонтажа выбираются на основании следующих факторов: радиологических критериев, наличия и возможнос­ти адаптации подходящего оборудования, знания возможных проблем, имеющегося в наличии времени, рентабельности предложенных решений. Важным моментом с точки зрения радиологии является ограничение воздействия радиации на рабочих в контролируемых зонах. Это может быть достигнуто путем применения следующих мер (отдельных или комплекса): ограничения времени работы, увеличения расстоя­ния от источника, соответствующих защитных средств. Выбранное оборудование должно быть легким в использовании, знакомым, надежным, хорошо смонтированным и испытанным. Это оборудование приме­няется для работ, проводимых как вручную, так и дистанционно, причем необходимо учесть, что настройка и перемещение систем дистанционного управления требует присутствия рабочих в радиоактивной зоне и может потребовать больше времени, чем демонтаж вручную [11].

Как правило, демонтаж предполагает физическую разборку обору­дования на составные части. В отличие от демонтажа, который оставляет части обо­рудования неповрежденными, применяется сегментация, которая предполагает разделение частей оборудования на меньшие части с использованием резака, взрывчатки или других средств. Демонтажу и сегментации подвергается не только оборудование внутри здания, но и сами строительные конструкции зданий и сооружений.

Все методы демонтажа и сегментации оборудования условно можно сгруппировать в две основные группы: механичес­кие и тепловые. В механических методах используются: кусачки и ножницы; механические пилы; циркулярные резаки; абразивные резаки; алмазная проволока; резка методом взры­ва; керновое бурение. К тепловым методам относятся: плазменная резка; кислородная резка; огневая резка; термореактивное копье; дуговая пила.

Перед началом демонтажных работ следует вывести все не загрязнённое радиацией оборудование, конструкции и материалы, подлежащие вторичной переработке, и, самое важное, демонтаж начинается от менее загрязненных помещений (III группа) к более радиационно-загрязненным (I группа).

Все высокоактивное оборудование помещается в реакторное отделение на период времени производства работ по демонтажу низкоактивного и слабоактивного оборудования, материалов и конструкций для уменьшения распространения РАО, улучшения фактической радиационной обстановки и защиты персонала.

В каждой санитарной зоне первым действием будет дезактивация оборудования, затем его демонтаж. После чего демонтируются стены и перекрытия. Демонтаж производится сверху вниз. Мостовые краны следует демонтировать в последнюю очередь.

В целях исключения распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в атмосферу целесообразно демонтировать крышу и наружных стены зданий в последнюю очередь. Это решение дает возможность проведение демонтажных работ внутреннего оборудования и конструкций без опасения о вредных выбросах в окружающую среду.

Таким образом, можно выделить несколько главных принципов осуществления демонтажных работ при выводе из эксплуатации атомных электростанций, которые позволяют осуществлять данные работы наиболее безопасным путем по отношению к персоналу и окружающей среде:

  1. Перед выполнением демонтажных работ проводится анализ радиологического обследования с целью разбиения помещений на санитарные зоны по степени загрязненности.
  2. Перед началом демонтажных работ анализируются все возможные варианты и выбирается самая оптимальная и экономически выгодная стратегия.
  3. Демонтаж выполняется с выбором первоочередности помещений: от наименее загрязненных помещений к более загрязненным.
  4. С целью сокращения твердых радиоактивных отходов определяется количество радиоактивных материалов, которые возможно дезактивировать, переработать и в дальнейшем использовать.
  5. Все средства технологического оснащения должны быть подобраны исходя из профессионального, безопасного и своевременного их использования.
Конфликт интересов

Не указан.

Conflict of Interest

None declared.

Список литературы / References

  1. Енговатов И.А. Комплексное инженерное и радиационное обследование в проблеме вывода из эксплуатации энергоблоков АЭС / И.А. Енговатов // Вестник МГСУ. – 2012. – №1. – С. 125-132.
  2. Берела А.И. О радиационной безопасности демонтажных работ при выводе из эксплуатации блоков АЭС / А.И. Берела, М.Н. Галанова, В.А, Игнаткин // Глобальная ядерная безопасность. – 2014. – №3(12). – С. 11-16.
  3. СанПиН 2.6.1.2523-09 «Нормы радиационной безопасности (НРБ -99/2009)». – Введ. 2009-01-09.
  4. Былкин Б.К., Енговатов И.А. Вывод из эксплуатации реакторных установок / Б.К. Былкин, И.А. Енговатов. – М-во образования и науки Росс. Федерации, Моск. гос. строит. ун-т. Москва: МГСУ, 2014. 228 с.
  5. Берела А.И. Разработка технологических процессов демонтажа оборудования при выводе из эксплуатации блоков атомных станций / А.И. Берела, А.Г. Федотов, С.А. Томилин, Б.К. Былкин. Инженерный вестник Дона. – 2013. – №2(25). – С. 64.
  6. Енговатов И.А. Радиационная безопасность: вывод из эксплуатации реакторных установок гражданского и военного назначения. Монография / И.А. Енговатов, В.П. Машкович, Ю.В. Орлов, Б.Г. Пологих, Н.С. Хлопкин, С.Г. Цыпин. / МНТЦ – 2005. – Т. 4.
  7. Былкин Б.К. Создание и применение многомерных информационных моделей блока АЭС при выводе из эксплуатации / Б.К. Былкин, В.Л. Тихоновский, Д.В. Чуйко. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2012. – №3. С. 91-101.
  8. Былкин Б.К. Интерактивная имитационная трехмерная модель как инструмент обеспечения радиационной безопасности персонала при выполнении демонтажных работ / Б.К. Былкин, Д.В. Чуйко, В.Л. Тихоновский. // Ядерная и радиационная безопасность. – 2016. – №1(79). С. 28-32.
  9. Былкин Б.К. Опыт применения имитационной модели демонтажа графитовой кладки реактора АМБ-100 Белоярской АЭС / Б.К. Былкин, В.В. Кононов, П.А. Бунто, О.В. Гуляев, Д.В. Свиридов, В. Е. Трифонов, В.Л. Тихоновский, Д.В. Чуйко. // Исследования наукограда. – 2012. -№2(2). – С. 59-64.
  10. Абалкина И.Л. Особенности обращения с РАО от вывода из эксплуатации / И.Л. Абалкина, И.И Линге. // Радиоактивные отходы. – 2018. – №3(4). – С. 6-15.
  11. Берела А.И. Технологическое оборудование, применяемое в работах по выводу из эксплуатации блоков АЭС / А.И. Берела, А.Г. Федотов, С.А. Томилин. // Глобальная ядерная безопасность. – 2013. – №1(6). – С. 58-66.

Список литературы на английском языке / References in English

  1. Engovatov I. A. Kompleksnoe inzhenernoe I radiacionnoe obsledovanie v problem vivoda iz expluatacii energoblokov AES [Comprehensive engineering and radiation surveys in decommissioning of nuclear power plants] / I. A. Engovatov // Vestnik MGSU [Vestnik MGSU]. – 2012. – №1. – P. 125-132. [in Russian]
  2. Berela A. I. O radiacionnoy bezopasnosty demontazhnix rabot pri vivode iz expluatacii blokov AES [Radiation security of dismantling works during the mothballing of NPP’s blocks] / A. I. Berela, M. N. Galanova, V.A. Ignatkin // Globalnaya yadernaya bezopasnost [Global Nuclear Safety]. – 2014. – №3(12). – P. 11-16. [in Russian]
  3. SanPiN 2.6.1.2523-09 «Normi radiacionnoy bezopasnosti (NRB-99/2009)» [Radiation safety standards (NRB-99/2009)]. – 2009-01-09. [in Russian]
  4. Bylkin B. K. Vyvod iz expluatacii reaktornyx ustanovok [Decommissioning of reactor facilities] / B. K. Bylkin, I. A. Engovatov // Ministry of Science and Higher Education of the Russian Federation, Moscow State University of Civil Engineering, Moscow: MGSU, 2014. – 228 p. [in Russian]
  5. Berela A. I. Razrabotka texnologicheskix processov demontazha oborudovaniya pri vyvode iz expluatacii blokov atomnyx stanciy [Simulation of the design activity diversification of innovative enterprise] / A. I. Berela, A. G. Fedotov, S. A. Tomilin, B. K. Bylkin // Inzhenernyy vestnik Dona [Engineering Journal of Don]. – 2013. – №2(25). – P. 64. [in Russian]
  6. Engovatov I. A. Radiacionnaya bezopasnost: vivod iz expluatacii reactornih ustanovok grazhdanskogo i voennogo naznacheniya. Monografiya [Radiation Safety Assurance: Decommissioning Nuclear Reactors at Civil and Military Installations. Monography] / I.A. Engovatov, V.P. Mashkovich, Y.V. Orlov, B.G. Pologikh, N.S. Khlopkin, S.G. Tsypin. // ISTC Science and Technology Series. – 2005. – Vol. 4. – Arlington. VA 22201. USA. [in Russian]
  7. Bylkin B. K. Sozdanie I primenenie mnogomernyx informacionnyx modeley bloka AES pri vyvode iz expluatacii [Creation and application of multidimensional information models of NPP unit for decommissioning] / B. K. Bylkin, V. L. Tikhonovsky, D. Y. Chuyko // Izvestiya vuzov. Yadernaya energetika [Izvestiya vuzov. Yadernaya Energetika]. – 2012. – №3. P. 91-101. [in Russian]
  8. Bylkin B. K. Interaktivnaya imitacionnaya trexmernaya model kak instrument obespecheniya radiacionnoy bezopasnosti personala pri vypolnenii demontazhnyx rabot [Interactive simulation 3D model as a tool supporting personnel radiation safety at decommissioning activities] / B. K. Bylkin, D. Y. Chuyko, V. L. Tikhonovsky // Yadernaya I radiacionnaya bezopasnost [Nuclear and Radiation Safety Journal]. – 2016. – №1(79). P. 28-32. [in Russian]
  9. Bylkin B. K. Opyt primeneniya imitacionnoy modeli demontazha grafitovoy kladki reactor AMB-100 Beloyarskoy AES [Experience of using a simulation model of the dismantling of the reactor graphite stack amb-100 Beloyarsk] / B. K. Bylkin, V. V. Kononov, P. A. Bunto, O.V. Gulyaev, D. V. Sviridov, V. E. Trifonov, V. L. Tikhonovsky, D. Y. Chuyko // Issledovaniya naukograda [The Research of the Science City]. – 2012. -№2(2). – P. 59-64. [in Russian]
  10. Abalkina I. L. Osobennosti obrasheniya s RAO ot vyvoda iz expluatacii [Peculiarities of decommissioning waste management] / I. L. Abalkina, I. I. Linge // Radioactivnue othody [Radioactive waste]. -2018. – №3(4). – P. 6-15. [in Russian]
  11. Berela A. I. Tehnologicheskoe oborudovanie, primenyaemoe v rabotah po vyvodu iz expluatacii blokov AES [Manufacturing equipment for NPP units withdrawal] / A. I. Berela, A. G. Fedotov, S. A. Tomilin // Globalnaya yadernaya bezopasnost [Global Nuclear Safety]. – 2013. – №1(6). – P. 58-66. [in Russian]

Оставить комментарий

Ваш e-mail не будет опубликован. Обязательные поля помечены *

Лимит времени истёк. Пожалуйста, перезагрузите CAPTCHA.