Содержание к диссертации
Введение
ГЛАВА 1. Состояние дел с выводом из эксплуатации исследовательских реакторов в России и за рубежом 15
1.1. Законодательная и нормативная база вывода из эксплуатации ИР... 15
1.2. Типы исследовательских реакторов 19
1.3. Современное состояние вывода из эксплуатации исследовательских реакторов
1.3.1. Отечественные исследовательские реакторы 22
1.3.2. Исследовательские реакторы ближнего зарубежья 24
1.4. Технические методы и средства для выполнения работ по выводу из эксплуатации 27
1.4.1. Методы демонтажа 28
1.4.2. Методы дезактивации 30
1.5. Общий цикл работ по выводу из эксплуатации ИР 36
1.5.1. Нормальная эксплуатация реактора 36
1.5.2. Эксплуатации ИЯУ в режиме окончательного останова 37
ГЛАВА 2. Описание реакторов mp и рфт и площадки их расположения 38
2.1. Площадка реакторов MP и РФТ 38
2.2. Многопетлевой реактор MP
2.2.1. Технологическая схема реактора MP 42
2.2.2. Петлевые установки реактора MP 43
2.2.3. Состояние реактора MP
2.3. Реактор РФТ 46
2.4. Основные системы инженерного обеспечения 47
2.4.1. Спецвентиляция 47
2.4.2. Электроснабжение 50
2.4.3. Спецканализация 50
2.4.4. Физические барьеры на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ 52
2.4.5. Радиационный и индивидуальный дозиметрический контроль 54
2.4.6. Обеспечение пожарной безопасности 58
2.4.7. Водоснабжение 59
2.4.8. Физическая защита 59
ГЛАВА 3. Организация и проведение инженерного и радиационного обследования реакторов MP и РФТ 60
3.1. Радиационное обследование реактора MP 61
3.1.1. Технологические помещения 61
3.1.2. Оборудование контуров охлаждения реактора и петлевых установок 62
3.1.3. Внутрикорпусные устройства реактора MP 63
3.1.4. Поднастильное пространство в реакторном зале
3.2. Радиационное обследование внутрикорпусных устройств реактора РФТ 65
3.3. Радиационное обследование территории площадки реакторов MP и РФТ 69
ГЛАВА 4. Разработка метода оценки количественных и радиационных характеристик РАО, образующихся в процессе проведения демонтажных работ 71
4.1. Создание метода оценки количественных и радиационньк характеристик РАО 71
4.2. Расчетно- аналитическая оценка радиационно- технологических характеристик захоронений РАО на территории ВХРАО 75
4.2.1. Расчет наведенной активности радионуклидов в графитовых втулках кладки реактора РФТ 77
4.2.2. Расчет наведенной активности в рабочих и петлевых каналах реактора РФ 77
4.2.3. Поступление в хранилища РАО радионуклидов с конструкционными материалами 78
4.2.4. Компонентный состав и степень загрязненности радионуклидами
оборудования I контура и петлевых установок реактора РФТ 80
4.2.5. Компонентный состав продуктов деления в топливной композиции 81
4.2.6. Оценка степени загрязненности радиоактивными нуклидами поверхностей оборудования реактора РФТ 82
4.2.7. Узлы и оборудование I контура реактора РФТ 82
4.2.8. Рабочие каналы РФТ 83
4.2.9 Ионообменные фильтры 84
4.2.10. Узлы и оборудование активной зоны и отражателя реактора РФТ 85
4.2.11. Гелиевый контур реактора 86
4.2.12. Узлы и оборудование петлевых установок реактора РФТ 86
4.2.13. РАО, образованные в процессе эксплуатации реактора MP 86
4.2.14. Активность РАО, поступившая при дозагрузке хранилищ в 1973 г 87
4.3. Оценка количества рао при демонтаже реакторов MP и РФТ 88
4.3.1. Реактор MP 88
4.3.2. Реактор РФТ 89
4.3.3. Участок упаковки и характеризации РАО 90
4.3.4. Пункт специальной обработки техники (ПУСО) 90
4.3.5. Вторичные радиоактивные отходы при проведении демонтажных работ в технологических помещениях 91
4.3.6. Общее количество рао при выводе из эксплуатации mp и рфт 92
Глава 5. Создание метода и экспериментальное определение выхода радиоактивных аэрозолей при демонтажных работах 93
5.1. Особенности различных способов резки 93
5.2. Определение параметров выведения радионуклидов из атмосферы помещений 98
5.3. Экспериментальное исследование осаждения радиоактивных аэрозолей в воздушной среде 99
5.4. Механизм формирования радиоактивных нуклидов в воздухе помещений при демонтажных работах 103
5.5. Метод оценки коэффициена выхода радиоактивных аэрозолей при демонтажных работах 110
5.6. Экспериментальное определение коэффициентов выхода радионуклидов в воздушную среду при демонтажных работах 112
ГЛАВА 6. Разработка проекта вывода из эксплуатации реакторов MP и РФТ 114
6.1. Выбор стратегии и оптимального варианта вывода из эксплуатации 114
6.1.1. Принципиальная программа вывода из эксплуатации 114
6.1.2. Требования к составу проектной документации 115
6.1.3. Выбор стратегии вывода из эксплуатации 117
6.1.4. Конечное состояние объекта 117
6.1.5. Обоснование окончательного выбора варианта вывода из эксплуатации реакторов MP и РФТ 118
6.2. Выбор демонтажных технологий 122
6.2.1. Комплекс работ по выводу из эксплуатации исследовательских реакторов MP и РФТ 122
6.2.2. Обращение с РАО 134
6.2.3. Маршруты транспортировки и удаления контейнеров с РАО с площадки реактора 136
6.3. Организационно-технические мероприятия по обеспечению радиационно - экологической безопасности 136
ГЛАВА 7. Разработка технического обеспечения с обоснованием радиационной безопасности персонала, населения и окружающей среды 140
7.1. Выбор оборудования и механизмов для проведения демонтажных работ и обращения с РАО 140
7.1.1. Дистанционно- управляемые механизмы 140 7.1.2. Технические средства для «холодной» резки (фрагментации)
металлических конструкций и трубопроводов 141
7.1.3. Технология пылеподавления 142
7.1.4. Локальная вентиляция 142
7.1.5. Использование дистанционной диагностики для контроля радиационной обстановки 142
7.1.6. Оборудование для дезактивации загрязненных поверхностей 152
7.1.7. Элементы радиационного контроля и защиты 155
7.1.8.Установка по очистке воды от радиоактивных нуклидов 156
7.1.9. Грузоподъемные механизмы и транспортные устройства 156
7.2. Оценка дозовых нагрузок на персонал 157
7.3. Оценка радиационного воздействия на население демонтажных работ на реакторах MP и РФТ 158
7.3.1. у- излучение радиоактивных источников на площадке 158
7.3.2. Выброс радионуклидов в окружающую среду 161
7.4 Анализ возможных аварий при выводе из эксплуатации реакторов MP и РФТ 165
7.4.1. Проектные аварии 166
7.4.2. Оценка радиационного воздействия на население при аварийной ситуации 168
Заключение и выводы
- Технические методы и средства для выполнения работ по выводу из эксплуатации
- Физические барьеры на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ
- Оборудование контуров охлаждения реактора и петлевых установок
- Расчетно- аналитическая оценка радиационно- технологических характеристик захоронений РАО на территории ВХРАО
Введение к работе
Диссертационная работа посвящена разработке и научному обоснованию оптимальных методов и технологических средств вывода из эксплуатации (ВЭ) исследовательских реакторов (ИР).
Диссертация включает в себя экспериментальные исследования и разработки, выполненные в рамках работ по созданию проекта вывода из эксплуатации исследовательских реакторов МР и РФТ. Исследования направлены на разработку технологий и технических средств вывода из эксплуатации ИР, практическое обоснование, создание новых и совершенствование имеющихся методов для оценок количественных и радиационных характеристик радиоактивных отходов (РАО) и для оценок выхода радиоактивных аэрозолей при демонтаже оборудования, загрязненного радиоактивными нуклидами.
Актуальность работы
НИЦ «Курчатовский институт» является одним из крупнейших научно-исследовательских центров страны, обладающий комплексом ядерно-физических установок. Пик сооружения исследовательских реакторов в России, как и во всем мире, пришелся на 60-е годы прошлого века. Возраст практически всех работающих в России в настоящее время исследовательских реакторов превышает тридцать лет, а некоторые близки к пятидесятилетнему юбилею. Большинство реакторов не подвергалось кардинальной реконструкции за все время эксплуатации и в значительной степени физически и морально устарело. Это означает, что соотношение между эксплуатируемыми и остановленными реакторами неизбежно будет меняться в пользу последних и проблема вывода из эксплуатации исследовательских реакторов будет приобретать все большую значимость.
В настоящее время в Центре продолжают эксплуатироваться шесть из двенадцати реакторных установок. Остальные шесть остановлены для вывода из эксплуатации и частично или полностью демонтированы. В рамках работ по Федеральной целевой программе «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности России на 2008 год и на период до 2015г.» предусмотрен вывод из эксплуатации многоцелевого петлевого материаловедческого реактора МР, одного из наиболее сложных ядерных объектов, и его предшественника- реактора РФТ.
В связи с тем, что вывод из эксплуатации ИР – это направление деятельности, которое получает все большее развитие, разработка новых демонтажных технологий, технических средств вывода из эксплуатации, методов обоснования и обеспечения безопасности персонала, населения и окружающей среды является очень актуальным.
Актуальность данных научных исследований предопределяется важностью исполнения правовых документов федерального и регионального уровня:
Постановление Правительства Российской Федерации от 13.07.2007 № 444-р.
Распоряжение Правительства Российской Федерации от 03.02.2005 № 117-р.
Постановление Правительства Москва №641 от 25.08.1998.
Предписание МИЯРБ Госатомнадзора России №8-92 «О приостановке эксплуатации теплотехнического оборудования и трубопроводов I-го контура реактора МР и петлевых установок».
Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века.
Цель работы и задачи исследования
Целью настоящей диссертационной работы является разработка и научное обоснование оптимальных методов и технических средств вывода их эксплуатации исследовательских реакторов – уникальных объектов, требующих учета их специфики при выводе их из эксплуатации.
Основные задачи исследования:
анализ состояния и формулировка требований к методам и средствам вывода из эксплуатации исследовательских реакторов;
разработка проекта вывода из эксплуатации исследовательских реакторов МР и РФТ;
разработка и научное обоснование технологических методов и технических средств вывода из эксплуатации исследовательских реакторов МР и РФТ с точки зрения обеспечения радиационной безопасности персонала, населения и окружающей среды при штатном режиме проведения работ и при возможных аварийных ситуациях;
организация и проведение комплексного инженерного и радиационного обследования реакторов МР и РФТ;
разработка и экспериментальное обоснование метода оценки количественных и радиационных характеристик РАО, образующихся в процессе проведения демонтажных работ;
экспериментальное определение параметра, характеризующего процесс осаждения радионуклидов на поверхностях помещения;
создание метода и экспериментальное определение коэффициента выхода радиоактивных аэрозолей в воздушную среду при демонтаже загрязненного радионуклидами оборудования.
Методы и объект исследования. Объектами исследования являются исследовательские реакторы.
Методы исследования: математическое моделирование процессов, связанных с выходом аэрозольной активности в атмосферу помещений и формированием объемной активности, проведение радиометрических и спектрометрических измерений в реальных условиях.
Методологический подход. Для разработки метода определения радиационных характеристик РАО, образуемых при демонтажных работах, использовался расчетный код MicroShield 8, расчеты мощностей доз за счет рассеянного излучения за теневой защитой проводились по программе MicroSkyshine 2.10, построение изодозных кривых проводилось с помощью программы Surfer. Выбор оптимального варианта вывода из эксплуатации проводился с помощью с помощью методологии многофакторного анализа.
Оценка радиационного воздействия на население при кратковременных выбросах радионуклидов в атмосферу проводилась по сертифицированной программе «Нуклид-авария», алгоритм которой основан на "Методических указаниях по расчету радиационной обстановки в окружающей среде и ожидаемого облучения населения при кратковременных выбросах радиоактивных веществ в атмосферу" (МПА -98).
Оценка радиационного воздействия на население при длительных выбросах проводилась по сертифицированной программе «Нуклид», алгоритм расчета которой основан на методике, изложенной в работе «Руководство по установлению допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферу» (ДВ-98).
На защиту выносятся следующие положения:
создание проекта вывода из эксплуатации исследовательских реакторов МР и РФТ, включающее:
- разработку концепции и принципиальной программы вывода из эксплуатации реакторов;
- корректировку состава и содержания проектной документации с включением новых разделов проектной документации, не предусмотренных Постановлением Правительства №87.
- разработку демонтажных технологий и выбор технических средств, позволяющих провести демонтажные работы в условиях мегаполиса;
- научное обоснование предложенного выбора на основе расчетных оценок радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду при штатном режиме проведения работ и при возможных авариях;
разработка метода оценки количественных и радиационных характеристик РАО, образующихся в процессе проведения демонтажных работ. Проведение верификации метода на основе результатов определения количества РАО во временных хранилищах на площадке временного хранения РАО в НИЦ «КИ».
разработка и создание стенда для изучения поведения радиоактивных аэрозолей в воздушной среде помещений; экспериментальное определение значения коэффициента скорости осаждения аэрозолей, параметра, позволяющего рассчитать выведение радиоактивных аэрозолей из воздушной среды помещения за счет осаждения аэрозолей на окружающих поверхностях;
создание метода определения коэффициентов выхода радиоактивных аэрозолей при проведении демонтажных работ. Экспериментальное определение значения коэффициента выхода аэрозолей при резке загрязненного радионуклидами оборудования с использованием разработанного метода.
проведение инженерного и радиационного обследования исследовательских реакторов МР и РФТ, включая девять петлевых установок (~500 единиц оборудования), расположенных примерно в 50 технологических помещениях с использованием как традиционных методов, так и методов дистанционной диагностики. Создание по результатам обследования базы данных, которая послужила основой при разработке проекта вывода реакторов МР и РФТ.
Личный вклад
Автор самостоятельно провел настоящее исследование – от обзора литературы по проблеме до написания положений, методик, выводов и оценки результатов диссертационной работы. Лично руководил и принимал участие во всех представленных в диссертации экспериментах, работах по радиационному обследованию реакторов МР и РФТ, проводил измерения, разрабатывал расчетные программы, проводил расчеты и делал основополагающие выводы на основе проведенной работы.
Автором получены следующие наиболее существенные результаты:
- При непосредственном участии был разработан проект вывода из эксплуатации реактора МР, в состав которого входят девять петлевых установок с различными теплоносителями (вода, гелий и сплав Pb-Bi), и, предшественника МР, реактора РФТ. Разработаны технологии демонтажных работ, предложены методы и средства демонтажа оборудования реакторов с использованием робототехнических средств, методов «холодной» (механической) резки, средств пылеподавления и снижения объемной активности в воздухе технологических помещений и окружающей среде. Показано, что дозовые нагрузки на персонал при выполнении работ, с использованием выбранных технологий и технических средств, будут существенно ниже допустимых. Выполнены расчетные оценки воздействия на население и окружающую среду, которые показали, что предложенные решения позволят проводить работы в условиях мегаполиса и обеспечить безопасность населения и окружающей среды на всех этапах работ по выводу из эксплуатации при штатном режиме проведения работ и при возможных авариях.
- Организовано и с его участием проведено радиационное обследование реактора МР, оборудования девяти петлевых установок (~500 единиц оборудования) и реактора РФТ с использованием традиционных методов и методов дистанционной диагностики.
- Создан метод оценки количественных и радиационных характеристик РАО, образующихся в процессе проведения демонтажных работ. Проведены расчетные оценки количества РАО во временных хранилищах на площадке временного хранения РАО (ВХРАО) в НИЦ «КИ», которые были подтверждены результатами, полученными при ликвидации хранилищ. Проведена оценка количеств РАО, образуемых при выводе из эксплуатации реакторов МР и РФТ.
- Разработан и создан под его руководством экспериментальный стенд для изучения поведения радионуклидов в атмосфере помещений. Проведены под руководством и с личным участием автора экспериментальные исследования на этом стенде, в результате которых было определено значение коэффициента скорости осаждения радиоактивных аэрозолей на окружающих поверхностях, что необходимо для расчета динамики изменения аэрозольной активности в воздушной среде помещений. Полученные результаты были использованы в методиках, описывающих динамику изменения радиоактивных аэрозолей в среде помещений, в том числе в методиках оценки радиационных последствий аварий на ядерных объектах.
- Разработан метод экспериментального определения коэффициентов выхода радиоактивных аэрозолей при демонтаже радиоактивного оборудования исследовательских реакторов. Метод позволяет получить необходимую информацию для обоснования безопасности проводимых работ при использовании новых ранее не применявшихся технологий и средств демонтажа.
Проведены исследования по определению коэффициентов выхода радиоактивных аэрозолей при резке загрязненного оборудования и получены значения коэффициента выхода радиоактивных аэрозолей при использовании гидрокусачек при резке загрязненного оборудования.
Научная новизна.
В процессе проведения исследований были получены новые научные результаты:
предложена и реализована программа вывода из эксплуатации исследовательских реакторов МР и РФТ, с учетом их специфических особенностей;
разработан проект вывода из эксплуатации реакторов МР и РФТ, первый проект после выхода Постановления Правительства РФ №87, устанавливающего требования к составу проектной документации и содержанию этих разделов. Постановление ориентировано на объекты гражданского строительства и не учитывает особенности ядерно- и радиационно-опасных объектов. В состав проекта было внесено пять новых разделов; разработаны научно обоснованные технологические методы и средства вывода из эксплуатации;
разработан метод оценки радиационных и количественных характеристик РАО, образующихся в процессе вывода из эксплуатации. Метод позволяет без отбора проб, на основании результатов радиационного обследования оборудования ядерной установки оценивать количество образуемых РАО при выводе радиационно–опасного объекта из эксплуатации;
разработан и создан стенд для изучения поведения радиоактивных аэрозолей при аварийных ситуациях, экспериментально определено значение коэффициента скорости осаждения аэрозолей - параметра, позволяющего оценить выведение аэрозольной активности из воздушной среды помещения за счет осаждения аэрозолей на окружающих поверхностях;
создан метод определения коэффициентов выхода радиоактивных аэрозолей при проведении демонтажных работ, актуальность и необходимость которого диктовалась отсутствием информации по образованию аэрозольной активности, без которой сложно обосновать безопасность проводимых работ;
проведено радиационное обследование реакторов МР и РФТ, результаты которого, собранные в виде базы данных, послужили основой для разработки проекта вывода из эксплуатации реакторов МР и РФТ.
Достоверность основных положений диссертационной работы
Достоверность результатов обеспечена использованием современных представлений о проблемах вывода из эксплуатации исследовательских реакторов, подтверждена согласованностью результатов теоретических и экспериментальных данных проводимых исследований. Проект вывода из эксплуатации реакторов МР и РФТ разработан в соответствии с требованиями законодательных и нормативно- правовых актов РФ, в том числе: Федерального закона «Об использовании атомной энергии», «Правил обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации исследовательских ядерных установок» НП-028-01, Норм радиационной безопасности НРБ-99/2009, «Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности» ОСПОРБ-99, постановления Правительства РФ «О составе разделов проектной документации и требованиях к их составу» № 87 от 16.02.2008.
Обоснованность разработанных технических решений и выбранных средств вывода из эксплуатации исследовательских реакторов МР и РФТ была подтверждена положительным заключением Государственной экспертизы, положительным заключением экологической экспертизы, а также решением Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору о выдаче лицензии НИЦ «Курчатовский институт» на вывод из эксплуатации реакторов МР и РФТ.
Значимость полученных результатов для теории и практики
Практическая ценность работы состоит в том, что предлагаемый подход к выводу из эксплуатации, используемый при разработке проекта ВЭ исследовательских реакторов МР и РФТ, применим для любых исследовательских реакторов и предлагаемые методы, технологии и технологические средства вывода из эксплуатации исследовательских реакторов позволять решать задачи вывода из эксплуатации ИР с обеспечением безопасности персонала, населения и окружающей среды.
Предлагаемые методы, технологии и средства вывода из эксплуатации исследовательских реакторов, приведенные в диссертации, были реализованы в проектных материалах по выводу из эксплуатации исследовательских реакторов МР и РФТ.
Выполненные работы по комплексному инженерно - радиационному обследованию оборудования и помещений реакторов МР и РФТ, послужили основой для разработки технологических решений и средств вывода из эксплуатации исследовательских реакторов МР и РФТ.
Разработанная методика оценки количественных и радиационных характеристик РАО была использована при оценке количества РАО во временных хранилищах НИЦ «Курчатовский институт» и при определении количества образуемых РАО при выводе из эксплуатации МР и РФТ.
Экспериментальные результаты по исследованию поведения радионуклидов в воздушной среде помещений были использованы при создании методик оценки радиационных последствий аварий на ядерных энергетических установках.
Разработанный метод определения коэффициентов выхода радиоактивных аэрозолей позволяет получить информацию о загрязнении воздушной среды, что необходимо для оценки радиационной обстановки и обоснования безопасности проводимых демонтажных работ.
Апробация работы.
Основные результаты, выполненных исследований, докладывались и обсуждались в течение ряда лет на Российских и международных конференциях и совещаниях таких как:
-
Межведомственное совещание по безопасности АЭС. г. Москва, 1973.
-
Soviet Swedish Symposium on Reactor Safety Problem, Part II, March 5-7, Studsvik, 1973.
-
Intern. Symposium on Research Reactor Utilization, Safety and Management, Lisbon, Portugal , IAEA –SM-360-39P, 6-10 Sept, 1999.
-
Commission of the European Communities, represented by the Head of the Delegation of the European Commission in Russia,IIASA, Laxenburg, Austria, 2003.
-
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.
-
IX научная конференция РФ «Радиационная защита и радиационная безопасность в ядерных технологиях», г.Обнинск (ФЭИ), 24- 26 октября 2006.
-
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.
-
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.
-
II Международный ядерный форум «Безопасность ядерных технологий» Санкт-Петербург, 22-26 сентября 2008 г.
-
International Conference Decommisionning challenges: an Industrial Reality., Avignon, France, September 28 – October 2, 2008.
-
12th Intern. Congress of the Intern. Radiological Protection, Association, Buenos Aires, Argentina- 19/24 October 2008.
-
Совещание МАГАТЭ “Experience in Optimization during Decommissioning Activities”, TC Regional Project- RER/3/005, Karlsruhe and Greifswald, Germany 21- 25 April 2008.
-
Международный симпозиум по обращению с радиоактивными отходами WM2009, Phenix, Arizona, March 1-5,2009.
-
International Conference «Research Reactors Fuel Management», Marakkech, Morocco, March 2010.
-
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
Технические методы и средства для выполнения работ по выводу из эксплуатации
Основным нормативным актом, определяющим принципы и задачи правового регулирования в области использования атомной энергии для объектов использования атомной энергии, является закон Федеральный закон «Об использовании атомной энергии»[2].
Закон «О радиационной безопасности населения» определяет правовые основы обеспечения радиационной безопасности населения в целях охраны его здоровья» и «Об охране окружающей среды» [3,4].
Федеральный закон «Об экологической экспертизе» от 23 ноября 1995 г.№ 174-ФЗ (с изменениями, внесенными Федеральным законом от 15 апреля 1998 г. №650-ФЗ) регулирует отношения в области экологической экспертизы и направлен на реализацию конституционного права граждан Российской Федерации на благоприятную окружающую среду посредством предупреждения негативных воздействий хозяйственной и иной деятельности на окружающую природную среду. [5].
НРБ-99/2009 - Нормы радиационной безопасности устанавливают требования и нормативы по обеспечению радиационной безопасности персонала и населения для каждого вида облучения [6]. ОСПОРБ-99 - Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности устанавливают крайне важную для практики планирования работ по выводу из эксплуатации ИЯУ классификацию радиационных объектов по потенциальной опасности [7].
Этот документ содержит специальную главу 3.6. «Вывод из эксплуатации радиационных объектов», в которой констатируется, что: - решение о продлении срока эксплуатации или выводе радиационного объекта (источника излучения) из эксплуатации, а также выбор его варианта принимаются после комплексного обследования радиационного и технического состояния технологических систем и оборудования, строительных конструкций и прилегающей территории объекта.
НП-028-01. «Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации исследовательских ядерных установок» устанавливают основные принципы и требования, которые должны выполняться при проектировании, эксплуатации, подготовке и производстве работ по ВЭ ИЯУ [8]. Правила являются в настоящее время основным нормативным документом в России по обеспечению радиационной безопасности персонала, населения и окружающей среды при выводе из эксплуатации исследовательских ядерных установок.
НП-033-01. «Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок». В соответствии с Главой 7 этих правил: «Вывод из эксплуатации ИЯУ» работы по ВЭ ИЯУ могут быть начаты при условии выполнения следующих мероприятий [9]: - удаление ядерных материалов с площадки ИЯУ; - оснащение подразделений эксплуатирующей организации и организаций, выполняющих работы по выводу из эксплуатации ИЯУ, специализированным оборудованием, обеспечивающим безопасность выполнения работ по демонтажу, дезактивации, обращению с РАО и т.п.; - обучение работников (персонала). НП — 057 - 04 «Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации ядерных установок ядерного топливного цикла» устанавливают требования к обеспечению безопасности при выводе из эксплуатации ядерных установок ядерного топливного цикла, к программе их вывода из эксплуатации, комплексному инженерному и радиационному обследованию ядерных установок, а также к проекту вывода из эксплуатации [10]. СП ИР-03. «Гигиенические требования к проектированию и эксплуатации ядерных реакторов исследовательского назначения». Раздел 16. «Требования к выводу из эксплуатации исследовательских реакторов» [11]. В соответствии с требованиями этого раздела предусматривается, что:
1. В разделе "Прекращение эксплуатации исследовательского реактора" проекта ИР должен предусматриваться комплекс мероприятий по обеспечению радиационной безопасности персонала, населения и охране окружающей среды.
2. В проекте вывода ИР из эксплуатации должны быть предусмотрены мероприятия по: - применению легкосъемных покрытий для ограничения распространения радиоактивных загрязнений и их фиксации на этих покрытиях; - определению необходимых характеристик робототехнических устройств для демонтажа и (или) разрушения оборудования и конструкций блока ИР, обработки и упаковки в контейнеры образующихся радиоактивных отходов; - проведению дезактивационных работ с минимальными дозо-трудозатратами и объемами радиоактивных отходов; - определению мест захоронения радиоактивных демонтажных отходов, путей и способов их транспортировки и захоронения; - оценке возможности и технического оснащения для повторного использования части демонтированного оборудования и строительных конструкций в народном хозяйстве.
3. Проведение основных работ по выводу из эксплуатации ИР в соответствии с проектом может быть начато только после полной разгрузки активной зоны реактора и удаления облученного ядерного топлива из здания реакторной установки и с промышленной площадки.
4. Разрушение защитных барьеров ИР, ограничивающих выход радиоактивных веществ в окружающую среду, должно производиться при условии, что выбросы из ИР при выводе его из эксплуатации не приведут к дозам облучения населения при нормальной эксплуатации выше 10 мкЗв/год, а при проектных авариях - выше 1 мЗв за первый год после аварии. Величина этих выбросов должна быть обоснована в проекте вывода из эксплуатации ИР. СПП ПУАП-03 «Гигиенические требования к проектированию предприятий и установок атомной промышленности». Раздел XVII «Вывод радиационных объектов из эксплуатации» [12]. В разделе констатируется, что после принятия решения о выводе из эксплуатации должен быть разработан проект вывода объекта из эксплуатации, включающий в себя комплекс мероприятий по: - подготовке объекта к выводу из эксплуатации, в том числе по проведению углубленного комплексного обследования объекта для оценки технического состояния оборудования и технологических систем и для оценки радиационной обстановки в основных производственных помещениях, и прогноза ее изменения по мере реализации проекта; - обеспечению радиационной безопасности персонала, населения и окружающей природной среды при проведении работ; - организации дезактивации оборудования, инструментов и демонтируемых деталей и узлов; - изготовлению нестандартного оборудования для проведения работ по выводу из эксплуатации; - содержанию объекта с момента прекращения эксплуатации до начала работ, связанных с непосредственным выводом; - сбору, сортировке, хранению, транспортированию и утилизации образующихся радиоактивных отходов, включая, при необходимости, расширение существующих или строительство дополнительных пунктов хранения и захоронения радиоактивных отходов; - организации системы радиационного контроля и предотвращению радиационных аварий. Федеральный закон No 89 - ФЗ от 24 июня 1989 г. «Об отходах производства и потребления»[13] - определяет правовые основы обращения с отходами производства.
Постановление Правительства РФ от 16.02.2008 г. № 87 «О составе разделов проектной документации и требованиях к их содержанию»[14].
Постановлением Правительства утверждено и введено в действие Положение о составе разделов проектной документации и требованиях к их содержанию.
Приказ Госкомэкологии от 16.05.2000 г. № 372 «Обутверждении Положения по оценке воздействия намечаемой хозяйственной и иной деятельности на окружающую среду в инвестиционном проектирований»[\5].
Физические барьеры на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ
Осуществление подготовительных работ, в ходе которых, в соответствии с нормативными требованиями по безопасности, должно быть обеспечено: - поддержание в работоспособном состоянии оборудования, систем и конструкций, необходимых для осуществления безопасного вывод из эксплуатации ИЯУ; сохранность физических барьеров, необходимых для ограничения распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ при выводе из эксплуатации ИЯУ с учетом возможных аварий и внешних воздействий природного и техногенного происхождения; - обеспечение необходимой квалификации и культуры безопасности работников (персонала); - обеспечение качества выполняемых работ и предоставляемых услуг со стороны эксплуатирующей организации; - обеспечение безопасного обращения с РАО; - обеспечение учета, контроля и физической защиты РАО и радиоактивных веществ; 2. Принятие, федеральным органом исполнительной власти, осуществляющим управление использованием атомной энергии, решения о вывод из эксплуатации ИЯУ. 3. Разработка программы и проведение КИРО. 4. Разработка Принципиальной программы вывод из эксплуатации. 5. Создание базы данных для вывода из эксплуатации.
Эксплуатации ИЯУ в режиме окончательного останова При эксплуатации ИЯУ в режиме окончательного останова должно быть выполнено следующие:
1. Осуществление подготовительных работ, в ходе которых должно быть обеспечено: - удаление с площадки ИЯУ ядерных материалов, нейтронных и других источников ионизирующего излучения, используемых при экспериментальных исследованиях, и передача их в установленном порядке в централизованное хранилище, или на переработку, или для использования на других ИЯУ; - удаление из оборудования и технологических систем ИЯУ всех радиоактивных рабочих сред, проведение дезактивации оборудования, систем и строительных конструкций ИЯУ по технологии, определенной проектом ИЯУ, переработка и (или) удаление с площадки ИЯУ РАО, накопленных при эксплуатации; обеспечение работоспособности систем обеспечивающих безопасное проведение работ по выводу из эксплуатации; - удаление из помещений ИЯУ всех пожаро- и взрывоопасных веществ, токсичных материалов, которые не предполагается использовать в последующих работах. 2. Уточнение данных КИРО. 3. Разработка проекта вывода из эксплуатации и подготовка отчета по обоснованию безопасности вывода из эксплуатации (ООБ ВЭ) ядерной установки. 4. Получение заключения ФГУ «Главгосэкспертиза России». 5. Получение заключения Государственной экологической экспертизы. 6. Получение лицензии Ростехнадзора на право ведения работ по выводу из эксплуатации. 7. Выполнение в соответствии с проектом работ по выводу из эксплуатации ИЯУ. 8. Заключительное обследование площадки после завершения работ по выводу из эксплуатации ИЯУ. 9. Дезактивация и реабилитация площадки ИЯУ. 10. Снятие ИЯУ с контроля Ростехнадзора, как радиационно-опасного объекта.
Федеральное государственное бюджетное учреждение национальный исследовательский центр «Курчатовский институт» (далее НИЦ «Курчатовский институт» или Центр) расположен в Северо-Западном административном округе г. Москвы. Схема размещения предприятия в городе представлена на рис. 2.1. Расположение площадки MP и РФТ на территории НИЦ «Курчатовский институт» приведено на рис.2.2 [41-42]. Схема расположения на зданий реактора и строений на площадке реактора MP приведена на рис. 2.3.
В настоящее время территория Центра включает две площадки: основную, площадью порядка 80 га, и дополнительную, площадью около 4 га. Реактор MP размещен на северо-западном участке территории основной площадки Центра.
Основное оборудование реактора MP, технологических систем петлевых установок, систем контуров охлаждения реактора размещено в зданиях 37/1, 37/3 и 37/4.
Оборудование реактора MP и технологических систем контуров охлаждения петлевых установок, шахта реактора РФТ размещены в здании 37/1. В подвальных помещениях зд. 37/1 размещено технологическое оборудование реактора и экспериментальных петлевых установок (ПУ).
Характерной особенностью гидрогеологических условий территории НИЦ "Курчатовский институт" является поэтажное расположение водоносных горизонтов и разделяющих их водоупорных глинистых толщ.
В Центре имеется сеть наблюдательных скважин, которая включает 35 действующих наблюдательных скважин, пробуренных на глубину от 10 до 40 м. В западной части Центра на территории, прилегающей к площадке исследовательских реакторов, подлежащих выводу из эксплуатации, расположены 20 скважин; в том числе на городской территории. В скважинах ведется мониторинг состояния подземных вод первого и второго горизонтов. Результаты мониторинга показывают, что динамика сезонных колебаний уровней грунтовых вод верхнего водоносного горизонта, в основном, положительная и составляет от ОД до 0,18 м. Такие колебания уровней не представляют опасности для строений.
Оборудование контуров охлаждения реактора и петлевых установок
Информационной основой для обоснования варианта вывода из эксплуатации ИЯУ, разработки Принципиальной программы вывода из эксплуатации и проекта ее вывода из эксплуатации для выбранного варианта является инженерное и радиационное обследование.
Задача инженерного обследования - оценка фактического состояния и остаточного ресурса строительных конструкций ИЯУ с целью обоснования их использования при выводе из эксплуатации ЯУ, оценка работоспособности и надежности сооружений, оборудования и систем, необходимых для выполнения работ по выводу из эксплуатации ИЯУ, включающих:
В результате проведения инженерного обследования было оценено состояние систем обеспечения работ по выводу из эксплуатации и состояние зданий и строений на площадке реактора, которые планировалось использовать при работах по выводу. Результатом инженерного обследования были рекомендации по реконструкции систем обеспечения и по ремонту здания 37/1 и строений на площадке реактора MP.
Целью радиационного обследования ядерной установки является получение информации о количестве радиоактивных веществ и РАО и их месторасположении, а также информации, необходимой для оценки радиационного воздействия на работников (персонал), население и окружающую среду при выполнении работ по выводу из эксплуатации ЯУ.
В соответствии с требованиями нормативных документов [8,10] на реакторах MP и РФТ было проведено радиационное обследование, включающее в себя: - радиационное обследование технологических помещений, оборудования и трубопроводов контуров охлаждения и петлевых установок, включая спектрометрические исследования состава радионуклидов; - радиационное обследование внутрикорпусных устройств и компонентов бассейна реакторов MP и РФТ; - оценку ожидаемого количества РАО, образующихся при демонтаже реакторного оборудования, при выводе из эксплуатации, их характеристиках, удельной и суммарной активности, радионуклидный состав.
Радиационное обследование технологических помещений проводилось в 1993-2008 гг с использованием методов и методик, разработанных в Центре [53-61]. Назначение технологических помещений реактора MP приведено в Приложении А.
В связи с тем, что в период проведения радиационного обследования работы с радиоактивными объектами на реакторе MP не проводились, объемная активность радионуклидов в воздушной среде технологических помещений была низкой и составляла не более 0.1 Бк/м по Р- излучающим нуклидам, и не более 0.05 Бк/м по а- излучающим нуклидам. Загрязненность поверхностей технологических помещений по Р" излучающим нуклидам находилась в диапазоне 1-100 Р-частиц/(см мин), по а- излучающим нуклидам не более 0.1а частипДсм мин).
Радиационное обследование оборудования реактора MP и петлевых установок в технологических помещениях проводилось в 1993, 1996 и 2008 гг. При этом проводилось определение спектрального состава у - излучения в технологических помещениях с использованием спектрометрической аппаратуры. Результаты радиационного обследования технологических помещений реактора MP приведены в Приложении В. Обобщенные результаты радиационного обследования представлены в таблице 3.1.
Результаты радиационного обследования показали, что загрязненность оборудования реактора MP и петлевых установок обусловлена нуклидами ,37Cs, 60Со и 90Sr, при этом активности 137Cs и 90Sr практически одинаковы. Таблица 3.1. Обобщенные результаты радиационного обследования технологических помещений реактора MP
Распределение уровней мощностей доз у - излучения по высоте на периферии активной зоны реактора приведено в таблице 3.2. При этом надо отметить, что радиационные поля в бассейне реактора, имеющие наиболее мощное излучение в районе активной зоны, обусловлены наведенной активностью (б0Со) металлоконструкций внутрикорпусных устройств, включая бериллиевые блоки. % ".-1 № Расст. повертикали,м Мощность дозы гамма-излучения, мЗв/час
Была выполнена расчетная оценка накопления радионуклидов в металлоконструкциях внутрикорпусных устройств реактора MP за счет активации, результаты которой приведены в таблице 3.2. Из этой таблицы следует, что в районе расположения активной зоны реактора удельная активность металлоконструкций не превышает 107кБк/кг, что позволяет отнести эти металлоконструкции к разряду среднеактивных радиоактивных отходов. Таблица 3.2. Оценка активности внутрикорпусных металлических конструкций в бассейне реактора MP
В реакторном зале под настилом из защитных плит проложены подводящие и отводящие трубопроводы от каналов реактора и петлевых установок. При радиационном обследовании защитные плиты снимались и измерялась мощность дозы от трубопроводов и оборудования, находящегося в поднастильном пространстве. Результаты радиационного обследования поднастильного пространства приведены на рис. 3.3. По результатам измерения полей гамма - излучения от оборудования с помощью программы Surfer были рассчитаны кривые изодоз в поднастильном пространстве. Результаты расчетных оценок полей гамма -излучения в поднастильном пространстве приведены на рис. 3.4. Рис. 3.4. Картограмма мощностей у-излучения в поднастильном пространстве
Проведение 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 MP. Информация о состоянии внутри шахты реактора РФТ после работ по консервации шахты с внутрикорпусными конструкциями 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 в бетонной биологической защите реактора РФТ, с помощью сверлильной установки с алмазной коронкой 0 182. (см. рис. 3.4).
В месте производства работ были смонтированы локальный отсос воздуха в вентсистему и система для сбора воды, используемой по технологии бурения. Обследование проводилось с использованием диагностической аппаратуры, включающей видеоаппаратуру, радиометрическую и спектрометрическую аппаратуру, позволяющую проводить дозиметрические, спектрометрические измерения, видео и фото-съемку [62]. Диагностика радиационного состояния внутрикорпусных устройств реактора РФТ осуществлялась с помощью коллимированных детекторов.
Результаты видеосъемок показали, что пространство между корпусом реактора и защитой не загружено посторонними объектами и не залито бетоном. Полученная информация позволила уточнить технологию демонтажа внутрикорпусных конструкций реактора РФТ.
Расчетно- аналитическая оценка радиационно- технологических характеристик захоронений РАО на территории ВХРАО
Важным процессом, который влияет на формирование радиоактивных аэрозолей в воздушной среде помещений, является осаждение на поверхностях стен и оборудования. Для изучения поведения негазообразных продуктов деления, находящихся в воздушной среде, был создан стенд, в который подавалась перегретая вода, содержащая радионуклиды [79-80]. Принципиальная схема стенда представлена на рис. 5.1. Стенд представлял собой цилиндрическую шахту объемом 42 м (0 3 м, h=5,7 м). Шахта сверху закрывалась герметичной крышкой, рассчитанной на избыточное давление 200 мм.вод.ст . В шахте размещалась емкость объемом 2.2 м (0 1.7 м, h=l м), которая сообщалась с объемом шахты. Вода с радионуклидами могла подаваться как в емкость (2.2 м ), так и непосредственно в шахту. Для исключения повышения давления в шахте были предусмотрены два гидрозатвора (основной и аварийный).
Основной гидрозатвор был рассчитан на превышение давления на 50-70 мм вод.ст., аварийный гидрозатвор был рассчитан на перепад -120 мм вод.ст.
Для определения активности аэрозолей, находящихся в воздушном объеме шахты, была предусмотрена пробоотоборная система. Исследования также включали измерение загрязненности поверхностей помещения, как с использованием специально размещаемых пластин, измеряемых после завершения эксперимента, так и с помощью классической методики с отбором мазков. В процессе проведения экспериментов исследовалась динамика изменения аэрозольной активности в воздушном объеме стенда. Результаты исследований показали, что во всех экспериментах динамика изменения аэрозольной активности в воздушном объеме имела схожий вид, подобный приведенному на рис. 5.2.
Изменение объемной активности аэрозолей в шахте имеет сложный характер: в начальный период (первые 20-30 мин) после впрыска загрязненной радионуклидами воды снижение активности в воздухе происходило с периодом полувыведения 15-20 мин. В последующее время период полувыведения составлял 140-170 мин. Такая закономерность объясняется наличием нескольких процессов, приводящих к выведению аэрозольной активности из воздушной среды. Начальный быстрый спад активности обусловлен процессами конденсации пара на окружающих холодных поверхностях, существенно более медленное снижение активности в воздухе связано с массопереносом к поверхностям и осаждением на них за счет градиента концентраций аэрозольных частиц. В результате проведенных экспериментов было получено, что постоянная выведения аэрозольной активности за счет осаждения на окружающих поверхностях составляет 0,1 час" . Принимая во внимание то, что S\V для шахты 1.2 м"1, в соответствии с формулой (5.4) получаем значение коэффициента скорости осаждения Ко=-\0 4 м/с. Полученные результаты находятся в удовлетворительном согласии с литературными данными [81-82] и были использованы при разработке методики оценки радиационных последствий аварий на ядерных установках [83-87].
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.5.3. 80 60
Из данных, приведенных на рис.5.3, следует, что количество аэрозолей, осаждающихся на поверхностях помещения, в значительной степени зависит от кратности обмена воздуха в помещении, в меньшей степени эта зависимость проявляется от размеров помещения, то есть от отношения S/V.
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 оборудования выражается в пилообразном характере изменения объемной активности радионуклидов в воздухе помещений (см. рис. 5.4-5.5). Изменение объемной активности в воздухе помещения описывается выражениями:
