Введение к работе
Актуальность работы. Широкомасштабные исследования, связанные со снятием с эксплуатации стационарных и транспортных ядерных энергетических установок (ЯЭУ) различного назначения, начаты в индустриальных странах мира в начале 70-годов.
По состоянию на '1995 г. более 200 ЯЭУ в 17 странах мира сняты или находятся в стадии снятия с эксплуатации (СЭ).
В России такие работы начаты с большим опозданием, тем не менее в настоящее время накоплены и обобщены достаточные обье.мы . информации, позволяющие приступить к практическому решению данной проблемы.
Учитывая сложившееся отрицательное отношение населения к атомной энергетике ("Чернобыльский синдром"), её развитие будет определяться положительным решением трех важнейших задач:
-
Созданием реакторов нового поколения повышенной безопасности.
-
Обеспечением безопасности при обработке, транспортировке и хранении радиоактивных отходов (РАО).
-
Максимально безопасным для персонала, населения и окружающей среды процессом СЭ ЯЭУ после завершения срока их службы.
Решение последних двух задач предполагает уже на этапах проектирования и эксплуатации глубокую проработку всего комплекса вопросов, связанных с будущим СЭ.
При СЭ ЯЭУ возникает ряд специфических проблем, присущих объектам использующим ядерную технологию. К ним относятся радиоактивное загрязнение и активация части оборудования, боксов, защитных конструкций ЯЭУ, так называемая остаточная радиоактивность.
Среди многообразия вопросов, связанных с наличием остаточной радиоактивности, важную роль играют материалы и конструкции радиа-
-4 -ционной защиты реактора и основного технологического оборудования. В результате активации и радиоактивного загрязнения на момент СЭ в зданиях ЯЭУ образуется огромное количество РАО, достигающих десятки и тысячи тонн, больщую часть которых составляют элементы радиоактивного оборудования, железобетон радиационной защиты, облицовочные материалы и др. Такие большие объемы отходов создают серьёзную проблему их оценки, классификации, удаления и захоронения. Кроме того, часть этих отходов может быть включена в повторное использование, что даст возможность компенсировать затраты на СЭ, достигающие сотни миллионов долларов США на единичную ЯЭУ.
Поэтому комплексное решение проблемы СЭ включает в качестве одного из важнейших разделов вопросы остаточной радиоактивности защитных материалов и конструкций реактора и технологического, оборудования ЯЭУ, Причем необходимо решить две взаимосвязанные задачи:
-
СЭ действующих ЯЭУ, выполненных по старым проектам.
-
Обоснование общих подходов, критериев, требований и рекомендаций к выбору конструкционных и защитных материалов и к проектированию технологического оборудования и радиационной защиты реакторов ЯЭУ нового поколения с учетом этапа их будущего СЭ.
Настоящая работа является составной частью комплекса НИОКР в рамках целевых НТО: ФНЩ - "Безопасность населения и народохозяй-ственных объектов с учетом риска возникновения природных и техногенных катастроф", 0ІЇІП 1988-1995 г.г. "Консервация и захоронение оборудования и строительных конструкций АС, отработавших расчетный срок службы", ГНГП "Экологически чистые АЭС нового поколения", НЇЇ1 "Ядерная энергетика повышенной безопасности".
Уё5Ь_Е$2. состояла в разработке методологии и научных положений комплексного подхода к учету этапа снятия с эксплуатации дл-с
_ 5 -
материалов и конструкций радиационной защиты реактора и технологического оборудования, обеспечивающего безопасность персонала, населения и окружающей среды, уменьшения объёмов РАО и снижение дозовых затрат на этапе СЭ действующих и проектируемых ЯЭУ, а также научного обоснования разработки нормативно-технической базы по обеспечению безопасности при СЭ.
Научная новизна работы заключается в том, что в ней впервые разработаны научные основы и методология учета этапа СЭ для материалов и конструкций радиационной защиты и оборудования проектируемых и находящихся в стадии выведения из-эксплуатации ЯЭУ. Разработаны и экспериментально алпробированы методики комплексного исследования остаточной радиоактивности конструкционных и защитных материалов в зданиях ЯЭУ. Получена новая оригинальная информация по активации и радиоактивному загрязнению на этапе СЭ, являющаяся исходной базой для разработки НТД по безопасности и повторному использованию материалов со снятых с эксплуатации ЯЭУ. Сформулированы критерии выбора малоактивируемых конструкционных и защитных материалов, а также рациональных конструктивных решений защиты с учетом этапа СЭ.
Практическая ценность работы состоит в использовании разработанных методов и средств в практике проектных, научно-исследовательских и эксплуатационных организаций при проектировании новых и СЭ действующих ЯЭУ, а также при разработке НТД в области проектирования, эксплуатации и СЭ.
Полученные результаты использованы для разработки методологии создания баз данных по СЭ, которые необходимо иметь на каждой ЯЭУ, что позволит выбрать безопасный и экономичный вариант СЭ.
На основании полученных данных разработаны рекомендации и
предложения по применению малоактивируемых конструкционных и за-
-6 -щитных материалов, рациональных конструктивных решений защиты реактора и основного технологического оборудования, методов уменьшения радиоактивной загрязненности, а также требования к паспорту на химический состав материалов оборудования и защиты.
Совокупность научных результатов, полонений и рекомендаций диссертации, направленных на уменьшение отрицательного влияния остаточной радиоактивности конструкционных и защитных материалов как действующих, так и вновь проектируемых ЯЭУ, может быть квалифицирована как решение крупной научно-технической проблемы, имеющей важное народохоэяйственное значение, а также как новое направление при создании экологически безопасных ЯЭУ.
Личное участие автора. Полученные результаты являются итогом многолетних исследований, осуществляемых на кафедре Строительства ядерных установок №ГСУ, а также проводимых совместно с сотрудниками ряда других организаций (МИШ, ВНЙЙАЭС, НТЦ ЯРВ ГАН РФ.ОИЯИ, ВНИИАМ, НИКИЭТ, ОИАЭ, РНЦ "КИ", БАХ, КАЭС, Арм.АЭС, НВАХ, ЗАЭС).
На всех этапах работы автор самостоятельно формулировал стратегию и конкретные задачи исследования, осуществлял научное руководство и принимал непосредственное участие в проведении исследований, разработке программ, обработке и анализе результатов, выпуске отчетов и подготовке докладов, в аппробировании и внедрении результатов исследований.
На защиту выносятся:
Основные положения и методология учета остаточной радиоактивности конструкционных и защитных материалов действующих и проектируемых ЯЭУ с учетом этапа СЭ.
Активационные характеристики основных конструкционных и защитных материалов, а также влияние специальных добавок на уровни на-веленной активности.
~ Рекомендации по определению химического состава конструкцион-
ных и защитных материалов с учетом допустимого содержания микропримесей, определяющих долгоживущую наведенную активность.
Принципы проведения комплексного радиационного обследования на остановленных ЯЭУ и расчетно-экспериментальная информация по обследованию ЯЭУ с различными типами реакторов.
Комплекс методик по исследовании остаточной радиоактивности защитных и конструкционных материалов на снятых с эксплуатации ЯЭУ.
Рекомендации по применению малоактивируемых конструкционных и защитных материалов для вновь проектируемых ЯЭУ.
Методология, структура и содержание баз данных по остаточной радиоактивности материалов оборудования и защитных конструкций при СЭ ЯЭУ.
Научно-техническое обеспечение разработки нормативной документации в области снятия с эксплуатации ЯЭУ.
Аппробация рабогы.Основные результаты работы доложены и обсуждены на: Всесоюзных научно-технических конференциях по защите от ионизирующих излучений ядерно-технических установок (1985,1989 и 1994 г.г.), на ежегодных научных конференциях Ядерного Общества (1992, 1993, 1995 г.г.), на межотраслевом семинаре "Атомно-во-дородная энергетика и технология", на ежегодных совещаниях международной рабочей группы по СЭ при МХО Интератомэнерго (1994 и І995 г.г.) и др.
Результаты исследований внедрены:
-
В сфере науки- в виде 29 публикаций и 50 отчетов по 42 хоздоговорным и госбюджетным темам.
-
При разработке проектов отечественных НТД по СЭ ЯЭУ различного назначения.
-
При организации и проведении комплексного радиационного обследования на БАЭС, Арм.АЭС, ШАХ, КАЭС, ЗАХ.
_8 -
Структура диссертации. Диссертация состоит из следующих раз
делов: Введения, 5 глав, Заключения и Выводов, Списка использо
ванных источников из наименований и Приложений. Общий объем
диссертации, вкдючая рисунков и \qQ таблиц, составляет ^(/стра
ниц
