Введение к работе
Актуальность работы. Ядерно-промышленный комплекс России создавался начиная с середины 40-х годов.Первый этап - это уникальные комплексы по наработке ядерных делящихся материалов, включая реакторные установки и радиохимические производства для извлечения 239Ри, производства по обогащению природного урана изотопом 233U, а также производства по изготовлению из них ядерных боеприпасов. Позднее был создан атомно-энергетический комплекс на основе уран-графитовых канальных реакторов, реакторов с водой под давлением, реакторов на быстрых нейтронах.
Для разработки и освоения новых технологий создавались крупные научно-исследовательские центры по всем проблемам ядерного комплекса.
По мере необходимости промышленные установки модернизировались, реконструировались для улучшения производственных характеристик и обеспечения безопасности.
В процессе накопления опыта возрастали требования к безопасности объектов атомной промышленности и создавались нормы и правила их эксплуатации и проектирования. Этому способствовали и аварийные ситуации, имевшие место на различных объектах. Однако радикально подход к обеспечению надежности и безопасности изменился после аварии на Чернобыльской АЭС в 1986 г.
В настоящее время многие объекты ядерно-промышленного комплекса выработали свой ресурс и остановлены. Прекращению эксплуатации ряда установок способствуют политические решения по приостановке дальнейшей наработки ядерных делящихся материалов, по останову плутониевых реакторов или по переводу их в «конверсионный» режим работы.
В настоящее время 10 из 13 построенных промышленных уран-графитовых реакторов (ПУГР) остановлены, а 3 переводятся в энергетический режим работы без наработки оружейного плутония.
При проектировании и строительстве этих и других атомных объектов технических решений по выводу их из эксплуатации, демонтажу и захоронению не предусматривалось.
Закон Российской Федерации «Об использовании атомной энергии» с 1996 г. устанавливает, что порядок и решения по обеспечению вывода из эксплуатации ядерных установок должны быть предусмотрены в проекте создания этих объектов и должны быть определены до ввода их в эксплуатацию.
Поскольку ранее эти условия выполнены не были, в настоящее время актуальной является разработка концептуальных аспектов и программ вывода из эксплуатации ранее созданных ядерных объектов.
Эти работы входят в «Государственную программу вывода из эксплуатации ядерных установок, радиационных источников, пунктов хранения ядерных
материалов, радиоактивных веществ и радиоактивных отходов на 1998-2000 гг. и на перспективу до 2010 года».
ВНИПИЭТ назначен головной организацией по разработке отраслевой методики и программы по этой проблеме. Это определяет актуальность настоящей диссертационной работы, которая посвящена разработке и обоснованию научно-технических решений по обеспечению надежности и безопасности при консервации и демонтажеПУГР.
Цели работы:
-
Обобщение и анализ материалов по состоянию атомных установок после завершения их эксплуатации для принятия решений по консервации и демонтажу этих установок.
-
Разработка научно-технических основ концепции и проектных решений по выводу из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов.
-
Разработка научно-технических и проектных решений по конверсии и повышению безопасности уран-графитовых реакторов типа АДЭ на Сибирском и Горно-химическом комбинатах (СХК и ГХК).
-
Технико-экономическая оценка разработанных решений и разработка методических рекомендаций, научное обоснование концепции и программы вывода из эксплуатации ядерных промышленных реакторов.
Научная новизна:
Впервые в России обоснована концепция вывода из эксплуатации отечественных ядерных объектов. Для реализации концепции разработаны состав и содержание документов, необходимых при разработке программы вывода из эксплуатации конкретных ядерных объектов.
Впервые разработаны проектные решения по консервации и демонтажу промышленных уран-графитовых реакторов, а также по переводу в «конверсионный» режим работы двухцелевых реакторных установок.
Впервые создана методика технико-экономической оценки, проведены расчеты возможных вариантов вывода из эксплуатации и разработаны проектные решения по их реализации на СХК и ГХК Минатома РФ.
Сформулированы мероприятия по обеспечению безопасности при консервации и демонтаже этих объектов и по решению при этом проблемы удаления радиоактивных отходов.
Практическая значимость работы. Результаты обобщения материалов по состоянию атомных установок после их останова использованы при разработке научно-технических решений по выводу из эксплуатации уран-графитовых реакторов и по переводу в конверсионный режим работы двухцелевых промышленных реакторов.
Впервые разработаны технико-экономические обоснования по решению этих проблем на СХК и ГХК.
Результаты работы реализованы при создании «Макета программы по выводу из эксплуатации ядерных установою) и при разработке «Концепции вывода из эксплуатации промышленных уран-фафитовых реакторов, переведенных в конверсионный режим работы».
Впервые сформулированы практические мероприятия по решению проблемы удаления радиоактивных отходов (РАО), образующихся при демонтаже ядерных установок.
На защиту выносятся:
-
Результаты анализа по оценке состояния и уровням радиоактивных за-фязнений остановленных уран-фафитовых промышленных реакторов.
-
Обоснование мероприятий по обеспечению безопасности при консервации и демонтаже ядерных объектов.
-
Комплекс научно-технических решений и технико-экономических обоснований по консервации и захоронению выведенных из эксплуатации ядерных реакторов И-1.ЭИ-2, АДЭ.
-
Комплекс научно-технических решений по конверсии и повышению уровня безопасности промышленных реакторных установок Сибирского и Горно-химического химкомбинатов.
-
Методические рекомендации по разработке профаммы вывода из эксплуатации ядерных установок на 1998-2000 гг. и на перспективу до 2010 года.
-
Научные основы концепции вывода из эксплуатации промышленных уран-фафитовых реакторов, переведенных в конверсионный режим работы.
Личный вклад автора. Диссертация является результатом исследований, расчетов, проектных проработок и экономических обоснований, выполненных лично автором и сотрудниками ВНИПИЭТ под руководством автора, а также совместно со специалистами исследовательских, конструкторских и эксплуатирующих организаций.
Автор диссертации руководил и непосредственно разрабатывал основные положения концепции вывода из эксплуатации ядерных объектов; участвовал в разработке проектов и технико-экономических обоснований; осуществлял авторский надзор за реализацией проектных решений; предложил ряд технологий по выводу из эксплуатации объектов и по снижению объемов РАО.
При непосредственном участии автора разработаны основные профам-мы работ, регламентирующие документы, формулировались выводы и рекомендации.
Методика выполнения работы, достоверность результатов. Обследование объектов и расчеты проводились в соответствии с принятыми в Российской Федерации нормативами и методиками. По всем направлениям работ были разработаны профаммы и методические документы. Профаммы и методики составлялись на основе последних достижений мировой науки и практики и соответствуют требованиям стандартов, норм и рекомендациям МАГАТЭ.
Достоверность полученных результатов подтверждена экспертизой ведущих научных, конструкторских и проектных организаций, все основные технические решения по модернизации и реконструкции принимались Минатомом РФ с участием представителей Госкоматомнадзора.
Апробация работы. Основные положения и результаты работы неоднократно докладывались и обсуждались на заседаниях научно-технических советов предприятий, научно-исследовательских и проектных организаций и Минатома, а также на международных конференциях и .на специальных международных комиссиях, где получили положительную оценку экспертов. Творческое участие автора отражено в публикациях, отчетах и проектах ВНИПИЭТ и подтверждено авторским свидетельством и патентом.
Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, 5 глав, заключения, списка литературы и приложения, изложена на 142 стр., в том числе содержит 9 рисунков и 18 таблиц. Список литературы включает 44 наименования.
Похожие диссертации на Безопасность консервации и демонтажа промышленных ядерных реакторов
