Содержание к диссертации
Введение
Глава 1. Обзор дистанционно управляемых механизмов и робототехнических средств для радиационно-опасных условий .13
1.1. Дистанционно управляемые механизмы и робототехнические средства для атомной промышленности 14
1.2. Использование робототехнических средств в аварийных ситуациях 15
1.3. Технологии использования робототехнических средств в работах по реабилитации и выводу из эксплуатации 17
1.3.1. Использование робототехнических средств при подготовительных работах 18
1.3.2. Использование дистанционно управляемых механизмов при работах по демонтажу оборудования и конструкций ядерно- и радиационно-опасных объектов23
1.4. Системы наведения на радиационно-опасный объект, системы идентификации объекта 30
Глава 2. Критерии выбора робототехнических средств для работ по выводу из эксплуатации исследовательских реакторов и реабилитации радиационно-опасных объектов НИЦ «Курчатовский институт» 32
2.1. Требования к робототехническим средствам при работах на радиационно-опасных объектах НИЦ «Курчатовский институт» 32
2.2. Особенности робототехнических средств, применяемых при выводе из эксплуатации исследовательских реакторов и реабилитации радиационно-опасных объектов 34
2.2.1. МРК-25(27) 34
2.2.2. Мобильные комплексы «Brokk-ЗЗО» и «Brokk-110» 35
2.3. Дезактивация робототехнических средств 38
2.4. Некоторые результаты применения дистанционно управляемых роботов-манипуляторов в реабилитационных работах 39
Глава 3. Применение робототехнических средств при обследовании хранилищ высокоактивных отходов, ликвидации хранилищ и реабилитации территории их размещения 42
3.1. Разработка технологии работ по дозиметрическому обследованию и инвентаризации действующего хранилища высокоактивных отходов 44
3.1.1. Назначение и конструктивные особенности действующего хранилища высокоактивных отходов 44
3.1.3. Использование дистанционно управляемых механизмов при удалении РАО из действующего хранилища отходов 55
3.2.1. Измерения активности образцов РАО из хранилища 59
3.2.2. Разработка и реализация методов управления робототехническими средствами при удалении РАО и демонтаже конструкций хранилища 62
3.2.3. Обращение с высокоактивными отходами 65
3.3. Контроль радиационной обстановки при проведении работ на хранилище В АО 68
3.3.1. Контроль мощности дозы у-излучения 68
3.3.2. Индивидуальный дозиметрический контроль. Дозовые нагрузки на персонал 73
3.3.3. Контроль внутреннего облучения персонала 74
3.3.4. Контроль объемной активности аэрозолей в воздухе рабочих зон и на периметре площадки временных хранилищ РАО при ликвидации хранилища ВАО 74
3.4 Обращение с твердыми РАО при загрузке транспортных контейнеров 77
3.5. Основные результаты работ 79
Глава 4. Методы применения робототехнических средств при подготовке и выводе из эксплуатации исследовательских реакторов 80
4.1. Особенности реактора MP и его петлевых установок с точки зрения работ по выводу его из эксплуатации 81
4.1.1. Петлевые установки реактора MP 83
4.1.2. Конструктивные особенности реакторной установки РФТ 83
4.2. Обращение с каналами петлевых установок реактора MP 84
4.2.1. Удаление конструкций петлевых каналов из бассейна-хранилища реактора MP 84
4.2.2 Удаление канала, содержащего облученную сборку петлевой установки с металлическим теплоносителем 88
4.3. Инвентаризация и характеризация высокоактивных пеналов при обследовании приреакторного хранилища РАО 94
4.4. Технологии применения робототехнических средств при демонтаже конструкций петлевых каналов в технологических помещениях 97
4.5. Технологии обращения с радиоактивными отходами в процессе демонтажных и реабилитационных работ 97
Заключение 102
Список литературы 105
Приложения 118
- Использование робототехнических средств при подготовительных работах
- Использование дистанционно управляемых механизмов при удалении РАО из действующего хранилища отходов
- Контроль мощности дозы у-излучения
- Удаление канала, содержащего облученную сборку петлевой установки с металлическим теплоносителем
Введение к работе
Актуальность проблемы. В 50х–80х годах прошлого столетия в НИЦ «Курчатовский институт» было создано 12 исследовательских реакторов и свыше 20 критических и подкритических ядерных стендов и других экспериментальных установок. Кроме того, на специально выделенной площадке Центра размещалось более 10 временных хранилищ радиоактивных отходов (РАО). Время эксплуатации большинства из перечисленных ядерно- и радиационно-опасных объектов (ЯРОО) Центра превышало тридцать и более лет. Актуальность работ по ликвидации или выводу из эксплуатации (ВЭ) этих объектов приобрела особую значимость, начиная с середины 90-х годов прошлого века, когда в Центре был остановлен самый мощный на территории Москвы исследовательский реактор МР, сооруженный в одном здании с ранее остановленным и частично демонтированным реактором РФТ. Все выше сказанное определяло необходимость развертывания в Центре работ по ликвидации ядерного и радиационного наследия, и в 2001-2002 годах такое решение было принято. Предстояло организовать и выполнить весь спектр работ по комплексному инженерно-радиационному обследованию объектов Центра, разработать концепции, на их основе проекты вывода из эксплуатации и осуществить эти проекты.
Необходимо отметить ряд обстоятельств, которые существенно осложняли данные работы:
- указанные ЯРОО располагались в непосредственной близости от густонаселенной городской жилой застройки, что создавало потенциальную опасность их радиационного воздействия на население и окружающую среду;
- практически ни по одному объекту не имелось в полном объеме исходных данных, которые позволили бы разработать оптимальный проект вывода его из эксплуатации;
- отсутствовал персонал, как собственный, так и возможных подрядных организаций, имевший практический опыт разработки проектов вывода из эксплуатации и реабилитации ядерно- и радиационно-опасных объектов, а также организации и проведения таких работ.
Допуская, что история создания, эксплуатации и прекращения работы ЯРОО, находящихся в исследовательских центрах России во многом аналогична истории объектов, имеющихся в Курчатовском институте, можно предположить, что по многим из таких объектов не представлены в полном объеме исходные данные, необходимые для разработки проектов их реабилитации или вывода из эксплуатации, поэтому представлялось целесообразным разработать общие подходы при решении вопросов ликвидации или вывода этих объектов из эксплуатации и реабилитации их территории.
Учитывая комплексный характер проблемы, была сформулирована концепция создания специализированного комплекса для проведения всего спектра работ по ВЭ и ликвидации ЯРОО. Эта структура должна быть способна:
- провести полную характеризацию находящихся на объекте РАО и ядерных материалов, как по физическому состоянию, так и по нуклидному составу;
- сформулировать техническое задание для создания проекта ВЭ или реабилитации объекта, участвовать как в разработке технических и технологических решений, так и в разработке соответствующих проектов;
- иметь максимально возможный набор методик и технологий для обращения с радиоактивными отходами, отработавшим топливом и ядерными материалами.
Кроме того, учитывая жесткие требования нормативных документов к величине индивидуальных дозовых нагрузок персонала, занятого на выполнении радиационно-опасных работ, а также дефицит квалифицированного персонала, необходимо использовать технологии обращения с РАО, позволяющие снизить дозовые нагрузки, которые обусловлены как внешним облучением от радиоактивных объектов, так и внутренним за счет ингаляции радиоактивных аэрозолей, образуемых в зоне работ. Наилучшим образом этим требованиям отвечают технологии применения дистанционно управляемых средств, исключающие присутствие персонала непосредственно в зоне работ. То есть, комплекс должен быть оснащен широким спектром технических средств, включая дистанционно управляемые робототехнические механизмы (ДУМ), а также средства дистанционной радиационной диагностики – дозиметрии и спектрометрии.
Создание такого комплекса в НИЦ «Курчатовский институт» было начато в 2002 году и в 2002-2007 годах с его помощью на территории Центра были выполнены работы по ликвидации «исторических» хранилищ РАО, а с 2008 года в рамках Федеральной целевой программы «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности России на 2008 год и на период до 2015 года» (далее – ФЦП ЯРБ) была осуществлена подготовка и начаты работы по выводу из эксплуатации реакторов МР и РФТ.
В данной диссертационной работе рассмотрен один из существенных вопросов комплексного подхода к выводу из эксплуатации ЯРОО - разработке и практическому внедрению методов обращения с ОЯТ и РАО с использованием дистанционно управляемых робототехнических механизмов (ДУМ) при проведении работ по реабилитации и выводу из эксплуатации ядерно- и радиационно-опасных объектов Центра.
Цель работы:
Разработка требований к техническим характеристикам и технологическому оснащению ДУМ при обращении с РАО и ОЯТ, разработка рекомендаций по использованию этих механизмов применительно к условиям проведения работ по реабилитации радиационно-опасных объектов и выводу из эксплуатации исследовательских реакторов НИЦ «Курчатовский институт»;
- разработка и практическое внедрение методов применения ДУМ в работах по радиационному обследованию хранилищ РАО и радиоактивно загрязненного оборудования реакторов МР и РФТ;
- разработка и практическое внедрение методов применения ДУМ в работах по обращению с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ), реабилитации радиационно-опасных объектов и выводу из эксплуатации реакторов МР и РФТ;
отработка и практическое внедрение методов демонтажа и фрагментации загрязненных строительных конструкций с использованием ДУМ;
отработка и практическое внедрение методов сортировки и упаковки РАО в транспортные контейнеры с использованием ДУМ.
Научная новизна работы:
В ходе работ получены следующие новые научные результаты:
впервые сформулированы требования к техническим характеристикам и технологическому оснащению ДУМ применительно к условиям проведения работ по ликвидации временных хранилищ РАО и выводу из эксплуатации реакторов МР и РФТ НИЦ «Курчатовский институт», осуществлен выбор линейки ДУМ, требуемой для проведения указанных работ;
- на основе опыта применения ДУМ, полученного при реабилитации хранилищ РАО, разработаны технические требования к оснащению ДУМ новым навесным оборудованием
для производства работ по демонтажу реакторов, включая требования для создания более энерговооруженного робота-манипулятора; предложены и отработаны методы наведения ДУМ на интенсивно излучающие объекты;
предложены и отработаны методы проведения радиационного обследования загрязненного оборудования и технологических помещений реакторов МР и РФТ с использованием ДУМ, результаты которых стали информационной базой для разработки проекта вывода из эксплуатации этих реакторов;
предложены и отработаны технологии проведения демонтажных работ на реакторах МР и РФТ с использования ДУМ, исключающие необходимость присутствия персонала в технологических помещениях с высоким уровнем мощности дозы g-излучения;
предложены и отработаны технологии сортировки РАО по удельной активности, создан стенд для характеризации и упаковки высокоактивных отходов в транспортные контейнеры.
Практическая значимость полученных результатов:
Практическая ценность работы состоит в том, что разработанные методы применения ДУМ были внедрены в НИЦ «Курчатовский институт» в практику работ по ликвидации «исторических» хранилищ РАО, использованы при разработке проекта вывода из эксплуатации реакторов МР и РФТ и в процессе проведения демонтажных работ на этих реакторах. Это позволило существенно снизить дозовые нагрузки на персонал, выполняющий работы.
Полученные результаты радиационного обследования систем, оборудования и помещений реактора МР и шахты реактора РФТ, выполненного с помощью ДУМ, послужили основой для разработки технических решений и выбора технологического оснащения для вывода из эксплуатации этих реакторов и были реально использованы в ходе проведения этих работ.
Разработаны и на практике успешно применены технологии извлечения, сортировки, фрагментации и упаковки высокоактивных РАО с помощью ДУМ. Разработанные технологии применялись в ходе подготовки МР к выводу из эксплуатации на стадии удаления ОЯТ из активной зоны реактора и при удалении облученных петлевых каналов из бассейна-хранилища и других мест их хранения. С помощью ДУМ выполнены работы по инвентаризации и сортировке конструкций высокоактивных петлевых каналов, позволившие их безопасно извлечь и удалить в специализированное хранилище Центра. С помощью ДУМ осуществлена фрагментация высокоактивного канала петлевой установки с жидкометаллическим теплоносителем для отделения части конструкции, содержащей ядерные материалы, что позволило выполнить эти работы безопасно и без присутствия персонала непосредственно в зоне работ.
Опыт создания стендов характеризации и фрагментации высокоактивных отходов с помощью дистанционно управляемых робототехнических средств и механизмов может быть полезен при работах на других радиационно-опасных объектах и исследовательских реакторах.
Предложенные и внедренные технологии обращения с РАО и ОЯТ с использованием ДУМ могут быть успешно реализованы в проектах реабилитации или вывода из эксплуатации других ЯРОО и применимы при работах в аварийных условиях.
На защиту выносятся следующие положения:
-
Разработка концепции комплексного применения робототехнических средств в ходе проведения всего спектра работ по ВЭ и реабилитации ЯРОО.
-
Разработка и внедрение методов применения робототехнических средств при обследовании радиационно-опасных объектов, характеризации их загрязнения, включая технологии и методы обращения с отходами в процессе реабилитационных работ.
-
Разработка и внедрение методов идентификации и извлечения объектов, являющихся источниками -излучения, с помощью дистанционных методов регистрации этого излучения и дистанционно управляемых механизмов.
4. Разработка методов демонтажа радиоактивно загрязненного оборудования исследовательского реактора МР и его петлевых установок в условиях высоких уровней загрязнения и насыщенности оборудования в технологических помещениях и рекомендации по практическому применению разработанных методов.
5. Результаты практического применения разработанных методов в работах по обследованию и ликвидации хранилищ высокоактивных отходов, омоноличенных высокопрочным бетоном.
6. Разработка и внедрение технологии сортировки радиоактивных отходов по уровню активности, позволяющей определять тип транспортной упаковки для отправки РАО на длительное хранение, оптимизировать наполнение транспортных контейнеров, а также снизить дозы облучения персонала при обращении с РАО.
7. Принципы организации работ с применением разработанных методов и технологий, позволившие минимизировать время нахождения персонала в зонах производства радиационно-опасных работ и обеспечить ему необходимую радиационную защиту и радиационную безопасность при выполнении этих работ.
Разработанные и отработанные в процессе выполнения практических работ по ликвидации хранилищ РАО и выводу из эксплуатации реакторов МР и РФТ методы и технологии, основанные на применении дистанционно управляемых робототехнических механизмов, показали высокую эффективность при решении проблемы необходимого снижения дозовых нагрузок на персонал, что позволяет достаточно обоснованно рекомендовать их применение при проведении аналогичных работ на других ядерных и радиационно-опасных объектах.
Апробация работы.
Основные результаты выполненных исследований неоднократно докладывались на различных российских и международных симпозиумах и конференциях, таких как:
International Symposium on Waste Management (WM’04), Tuscon, Arizona, USA, 29 February – 4 March 2004;
7-ая Международная конференция «Безопасность ядерных технологий: Обращение с РАО». 27 сентября – 1 октября 2004 г., Санкт-Петербург, Россия;
XI Международный экологический симпозиум «Урал атомный, Урал промышленный», Екатеринбург, 2005;
International Symposium on Waste Management (WM’05), Tuscon, Arizona, USA, 25 February – 1 March 2005;
8-ая Международная конференция «Безопасность ядерных технологий: Экономика и обращение с источниками ионизирующих излучений. 2005 г., Санкт-Петербург, Россия;
Международная конференция ICEM’05/DECM’05, 2005, Глазго, Шотландия;
International Symposium on Waste Management (WM’06), Tucson, Arizona, USA, 26 February – 2 March 2006;
Международная конференция «Двадцать лет Чернобыльской катастрофы. Взгляд в будущее», Киев, Украина;
Международный ядерный форум, 2007 г., Санкт-Петербург;
The 11th Intern. Confer. on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management, ICEM –07. 2007. Bruges (Brugge), Belgium
International Conference “Radioecology & Enviromental Radioactivitity”, Bergen, Norway, 2008;
International Conference “Decommisionning challenges: an Industrial Reality?”, Avignon, France, 2008;
Ш Международный ядерный форум, 2008 г., Санкт-Петербург;
12th International Conference On Environmental Remediation and radioactive Waste Management, ICEM’09/DECOM’09, 2009, Liverpool, UK;
International Symposium on Waste Management (WM’09), Phenix, Arizona, USA,
1–5 March 2009;
International Conference «Research Reactors Fuel Management», Morocco, 2010;
4-ая Международняа конференция и выставка «АтомЭко 2010», Москва, Россия, 2010;
European Nuclear Conference, ENC 2010, Barcelona, Spain, 2010;
European Research Reactors Conference Research Reactor Fuel Management, Rome, Italy, 2011;
5-ая Международная выставка и конференция «АтомЭко-2011», Москва, Россия, 2011;
International Conference on Research Reactors: Safe Management and Effective Utilization, 2011, Rabat, Morocco;
International Symposium on Waste Management (WM’12), Phenix, Arizona, USA, 27 February – 2 March 2012;
European Research Reactors Conference IGORR, Prague, Czech Republic, 2012,
а также были доложены на заседании Научно-Технического совета научно-технологического комплекса «Реабилитация».
Публикации. Основные результаты исследований опубликованы в 66 печатных трудах, из них 26 статей в научных журналах (21 статья в журналах, рекомендованных ВАК для защиты кандидатских диссертаций) и 40 публикаций в виде докладов в материалах российских и международных конференций.
Личный вклад
Автор самостоятельно провел настоящее исследование – от обзора литературы по проблеме до изложения положений, технологий, выводов и оценки результатов диссертационной работы. Осуществлял организацию и непосредственно участвовал во всех представленных в диссертации научных экспериментах и практических работах, связанных с ликвидацией в НИЦ «Курчатовский институт» временных хранилищ РАО, радиационным обследованием реакторов МР и РФТ, выполнением измерений и расчетных оценок, формулировкой итоговых выводов и результатов проведенных работ, представленных в виде отчетных материалов, статей, докладов и презентаций.
При непосредственном участи автора получены следующие наиболее существенные результаты:
- обоснован выбор дистанционно управляемых робототехнических механизмов производства шведской фирмы «Brokk», выбор технологического оснащения этих ДУМ и их применение для условий проводимых на территории НИЦ «Курчатовский институт» работ. Разработаны и практически внедрены методы применения ДУМ при работах по ликвидации временных хранилищ РАО. Предложены и практически реализованы методы демонтажа омоноличенных высокопрочным бетонным раствором хранилищ с помощью указанных робототехнических средств. Предложены технологии извлечения, сортировки, фрагментации и упаковки пеналов с высокоактивными отходами. Создан стенд для выполнения этих работ;
- организовано и при непосредственном участии проведено радиационное обследование реактора МР и оборудования его девяти петлевых установок (~500 единиц оборудования) и реактора РФТ с использованием методов дистанционной диагностики;
- предложены и практически внедрены методы демонтажа и фрагментации с применением ДУМ оборудования и систем реакторов МР и РФТ в процессе вывода их из эксплуатации;
- созданы экспериментальные стенды для сортировки фрагментов демонтированного оборудования и конструкций петлевых каналов по уровню суммарной активности и результатам измерений распределения активности по длине фрагментов;
- предложены и практически внедрены методы демонтажа и фрагментации загрязненных строительных конструкций с использованием ДУМ.
Достоверность и обоснованность выводов и рекомендаций подтверждена представительным объемом практических результатов, применением современных методов их обработки и интерпретации.
Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения и списка литературы из 125 наименований. Диссертация изложена на 122 страницах машинописного текста, включающего 47 рисунков и 10 таблиц.
Использование робототехнических средств при подготовительных работах
На стадии подготовки объекта к декомиссии дистанционно управляемые механизмы используются для сбора первичной информации об объекте, что может включать:
- измерение геометрии объекта с помощью 3D сканеров для создания 3D моделей, как основы дальнейшего наполнения баз данных о радиационной обстановке, инженерном состоянии объекта, состоянии дополнительных систем, обеспечивающих выполнение работ по проекту [43];
- измерение радиационной обстановки в отдельных помещениях и на объекте в целом, уровней загрязнения оборудования, прилегающих территорий, что используется при разработке проекта для оценки объемов радиоактивных отходов, оценки их удельной или объемной активности, моделировании воздействия на персонал и окружающую среду [44];
- компьютерное моделирование демонтажа отдельных узлов и оборудования, методов обращения с радиоактивными отходами, создание тренажеров и стендов для обучения персонала, определения последовательности действий и отработки сложных технологических операций [45];
- проведение операций по обращению и удалению отработавшего ядерного топлива из активных зон и хранилищ, паспортизация высокоактивного оборудования и накопленных интенсивных источников ионизирующего излучения [46];
- отбор образцов и проб в труднодоступных местах и в зонах высокого радиоактивного загрязнения [47].
Ясно, что это далеко не полный список операций, в которых могут быть задействованы робототехнические средства, в большинстве случаев их применение ограничено не областью использования (была б возможность, люди все передоверили роботам), возможностями проекта и наличием механизмов для выполнения необходимых операций.
Для выполнения указанных выше операций техника имеет высокую проходимость и может маневрировать в узком пространстве, перемещаясь в проходах с прямоугольными поворотами и проходить через дверные проемы шириной 700 - 1000 мм и высотой около 2000 мм.
В состав таких роботов входят следующие основные системы:
- перемещения,
- сенсорная,
- манипуляционная (используется не во всех роботах),
- система коммуникаций,
- бортовая система управления;
- система энергоснабжения.
Система перемещения обеспечивает мобильность робота и базируется на механизме перемещения того или иного типа: колесном, гусеничном, шагающем, колесно-шагающем, колесно-гусеничном и т.д. Каждый тип механизма перемещения имеет свои преимущества и недостатки. Наиболее эффективный способ перемещения робота в среде, приспособленной для деятельности человека (в том числе в помещениях АЭС) основывается на шагающем механизме. Шагающий робот обладает более высокой проходимостью по сравнению с другими и лучше адаптируется к рельефу опорной поверхности. Однако он имеет более сложную конструкцию и требует использования более сложных алгоритмов управления вследствие необходимости координации движений большого числа степеней свободы [19].
Сенсорная система предназначена для получения информации о среде, в которой робот работает, а также информации о состоянии самого робота. Сенсорная система обычно содержит две или более черно-белые или цветные камеры (телевизионные или типа ПЗС) для визуальной инспекции и организации дистанционного управления роботом, датчики физических параметров среды (радиации, температуры, влажности) и датчики по степеням свободы относительного положения исполнительных органов робота.
Инспекционные камеры, как правило, монтируются на механизмах панорамирования/наклона или на специальных манипуляторах с несколькими степенями свободы (часто совместно с подсветкой и микрофоном для контроля уровня шума). Они снабжаются трансфокаторами, а также устройствами диафрагмирования и фокусировки. Обзорные камеры с широкоугольными объективами, позволяющие оператору получить изображение окружающего робот пространства при дистанционном управлении, устанавливаются на корпусе роботов или на кисти основных (рабочих) манипуляторов. Применяются как двухкамерные, так и стереокамеры.
В состав сенсорных систем некоторых роботов входят также инфракрасные камеры, ультразвуковые и акустические дальномерные датчики, виброметры, контактные датчики и т.д.
Манипуляционная система расширяет область возможных применений робота, позволяя выполнять ему такие операции, как сбор образцов, манипулирование различными предметами и инструментами, открывание и закрывание клапанов, регулировка насосов, замена фильтров и т.д. Манипуляционная система включает одну или две механические руки, имеющие на своем конце схваты с пальцами или специальные приборы и инструменты.
Манипуляторы имеют грузоподъемность от 5-10 кГ до 40-50 кГ и более. Радиус области обслуживания - 1-2,5 м.
С точки зрения геометрической структуры наибольшее распространение получили шарнирные конструкции манипуляторов (часто похожие на руку человека), имеющие не менее 6 степеней свободы (не считая пальцев схвата) и обладающие высокой кинематической гибкостью. Применяются также телескопические манипуляторы с шарнирной кистью.
В большинстве манипуляционных систем (так же, как и в системах перемещения) применяются электроприводы с двигателями постоянного (реже -переменного) тока. Гидроприводы используются лишь в отдельных роботах.
Манипуляционные системы роботов обычно допускают два различных способа управления - ручной (по принципу "ведущий-ведомый") и автоматический (воспроизведение заданной программы). Использование двустороннего отражения усилий при ручном управлении позволяет оператору, находящемуся в безопасном месте на станции управления, воспринимать внешние силы, действующие на манипуляторы робота.
Система коммуникаций обеспечивает передачу команд роботу со станции управления и передачу сенсорных данных, собираемых роботом, на станцию управления. Существуют два типа таких систем - кабельная и беспроводная. В первом случае информация передается по кабелю (обычно оптоволоконному), связывающему мобильный робот с неподвижной станцией управления. Во втором - с помощью радио или оптических сигналов.
Кабельная система ограничивает область обслуживаемого роботом пространства максимальной длиной кабеля (50 - 100 м) и требует использования бортового устройства укладки кабеля для предотвращения его влияния на движение робота, однако, гарантирует высокую степень надежности и точности передачи информации. Беспроводная связь практически не ограничивает свободное перемещение робота, однако, приводит к трудностям в обеспечении надежной передачи радиосигналов в зашумленном физическом пространстве. Основное затруднение в использовании оптических сигналов связано с тем, что при перемещении робота в сложном пространстве отсутствует прямой путь их передачи между роботом и станцией управления.
В современных мобильных роботах в основном применяют кабельную и беспроводную радиосвязь.
Бортовая система управления робота осуществляет прием и отработку команд оператора, поступающих со станции управления, а также организует сбор и передачу сенсорных данных.
Несмотря на то, что поведение мобильных роботов базируется на технологии дистанционного управления, все большее количество функций они способны выполнить самостоятельно (координация движений степеней свободы исполнительных органов, перемещение по ступенькам, преодоление препятствий и т.д.). Таким образом, повышается уровень команд, посылаемых роботам, и усложняются алгоритмы их интерпретации. Поэтому стало обычным использование в бортовых системах управления средств микрокомпьютерной техники.
Использование дистанционно управляемых механизмов при удалении РАО из действующего хранилища отходов
При упаковке пеналов в транспортные контейнеры, в связи с наличием высоких радиационных полей, также целесообразно применение дистанционно управляемых механизмов. Присутствие персонала требуется на очень короткое время, только для фиксации пенала в захвате контейнера, после чего персонал покидал сооружение хранилища. Управление техникой выполнялось дистанционно по ТВ-системе или, если позволяла радиационная обстановка, оператор располагался в районе входных ворот хранилища. Пенал извлекался через верх контейнера электроталью и переносился в контейнер НЗК-150-1,5 по воздуху. Пенал помещался в контейнер и укладывался вдоль его стенки с помощью гидроножниц ДУМ «Brokk-330», контроль этой операции осуществлялся измерительным комплексом «Гамма-пионер». На Рис. 3.16 показан момент помещения пенала в контейнер с помощью робототехнического средства «Brokk-330». Обращение с пеналом в контейнере производилось с применением технологии пылеподавления. Количество загружаемых пеналов определялось транспортными нормами и после их достижения контейнер, как правило, типа НЗК-150-1.5 закрывался крышкой и перемещался на площадку временного хранения.
По окончании работ фиксировались дозы, полученные персоналом, и максимальные мощности доз, измеренные на расстоянии 1 м от пенала, производилось измерение объемной активности воздуха в зоне работ.
В соответствии с описанными выше методами и с применением технологии, предусматривавшей использование ДУМ, проведена инвентаризация ячеек хранилища ВАО, выполнена характеризация пеналов, находящихся в ячейках. Пеналы были рассортированы на три группы по мощности дозы у-излучения на расстоянии 1 м от них. В соответствии с сортировкой выработан оптимальный порядок перегрузки РАО, хранящихся в ячейках хранилища с целью высвобождения наибольшего количества ячеек для последующей загрузки в них РАО, образующихся при демонтаже реакторов MP и РТФ. Как результат, 40 ячеек хранилища диаметром 416 мм полностью освобождено, 9 ячеек освобождены наполовину. Радиоактивные отходы, образовавшиеся при высвобождении ячеек, загружены в контейнеры КРАД 2.7 и НЗК 150-1.5 для последующего вывоза в МосНПО «Радон».
Контроль мощности дозы у-излучения
На поверхности хранилища в зоне работы персонала, осуществляющего весь комплекс работ по его ликвидации, проводился оперативный контроль мощности дозы у-излучения, ежедневно составлялись картограммы полей излучения.
Поскольку работы проводились не только с применением робототехники внутри хранилища, но и другой строительной техники, установленной на поверхности хранилища, то часть защитных плит, уложенных на поверхности хранилища, при технологической необходимости снималась.
Анализ картограмм полей у-излучения показывает, что на высоте 1 м от поверхности хранилища на срезе открытого проема мощность дозы составляла (0,2-0,3) мЗв/ч; над плитами, закрывающими проемы, - 0,006 - 0,05 мЗв/ч.
Результаты контроля, оформляемые в виде картограмм, оперативнопредоставлялись персоналу. Меры защиты (временем и расстоянием) оговаривались при инструктаже и ежедневном планировании работ.
По периметру временных хранилищ РАО действует автоматизированная система контроля мощности дозы. Кроме того ежедневно в восьми точках контроля вывешивались дозиметры ДКГ-05Д с сигнализацией о превышении уставки по мощности дозы и по накопленной дозе; уставка по мощности дозы составляла 1,2 мкЗв/ч.
При срабатывании сигнализации автоматизированной системы оперативно принимались меры по усилению защитных покрытий на хранилище и осуществлялась корректировка технологического процесса.
Результаты контроля мощности эквивалентной дозы на периметре ВХРАО за 1-ое полугодие 2005 года приведены в таблице 3.2.
Как видим, мощность дозы на периметре ВХРАО практически не увеличилась при реабилитации хранилища № 4, что свидетельствует о высокой эффективности защитного сооружения и применяемых технологий реабилитации, обеспечивающих защиту окружающей среды.
Для оповещения о превышении определенного порогового значения мощности дозы гамма- излучения на основе датчиков сцинтиллятор - фотодиод, работающих в токовом режиме, были разработаны пороговые коллимированные детекторы (ПКД). Сигнал с детектора прибора поступал в его блок управления, при этом показания прибора соответствовали значению мощности дозы гамма- излучения, создаваемой точечным источником гамма- излучения, попадающим в поле зрения прибора. В случае появления в поле зрения коллиматора прибора источника гамма-излучения, сигнал от которого превышал пороговое значение, установленное заранее, включалась звуковая и световая сигнализация прибора.
При проведении работ на хранилище ПКД, установленный на треноге, размещался на некотором расстоянии от разрушаемого массива отходов или проема в верхнем перекрытии защитного сооружения хранилища. При извлечении отходов ковш робототехнического средства или экскаватора фиксировался в поле зрения коллиматора прибора, и с помощью ПКД производилась оценка удельной активности отходов. На основе полученных результатов измерений осуществлялась предварительная сортировка отходов по удельной активности, и определялся тип контейнеров, необходимых для упаковки отходов. Это исключало необходимость пересортировки отходов и существенно упрощало процесс их упаковки в контейнеры.
В случаях срабатывания пороговых детекторов работы приостанавливались, и производился дополнительный дозиметрический контроль ковша с отходами, что делалось вручную с помощью блоков детектирования, установленных на раздвижной 4-х метровой штанге. Таким образом, применение ПКД позволяло более эффективно контролировать радиационную обстановку на участках проведения работ на хранилище, что способствовало снижению дозовых нагрузок на персонал.
Контроль мощности эквивалентной дозы (МЭД) у-излучения в зоне работ на хранилище №4 и на площадке старых хранилищ в целом осуществлялся с помощью двух «Гамма-локаторов», измерявших поток фотонов ионизирующего излучения с учетом его спектральных характеристик [104-105].
Первый «Гамма-локатор» измерял поток фотонов из раскрытой полости теневой радиационной защиты хранилища №4, и в случае превышения нормативного значения на экране компьютеров, подключенных по интернет линии к этому прибору, появлялись сигналы предупреждения. Руководитель работ принимал решение о приостановке работ, восстановлении теневой радиационной защиты и устранению причин, вызвавших превышение нормативов.
Такая организация работ исключала переоблучение персонала и позволяла соблюдать необходимые нормы и правила на территории площадки ВХРАО при ликвидации хранилища №4.
Второй «Гамма-локатор» последовательно сканировал всю территорию площадки ВХРАО, определял наиболее интенсивно излучающие поверхности и объекты, измерял поток фотонов с учетом его спектра. По распределению потока фотонов, измеренному сканирующим гамма локатором, рассчитывались значения мощности дозы во всех точках обследованного пространства, которые представлялись в виде цветовой палитры, накладываемой на координатное изображение сканируемого объекта.
На Рис.3.2. приведено распределение мощности эквивалентной дозы (МЭД) на высоте 1 м от поверхности земли, полученное по результатам сканирования площадки ВХРАО 3 мая 2005 г. Результаты расчета позволяли определить вклад основных источников излучения в МЭД в любой точке полупространства над поверхностью земли. Смоделировать ее изменение при удалении или экранировании этих источников, получать базу данных по изменению распределения МЭД в ходе тех или иных работ.
На Рис. 3.2. видно, что основным источником, создающим МЭД на значительной территории, являлся склад контейнеров, загруженных РАО (участок повышенной МЭД в правом нижнем углу рисунка). На основе полученных данных было принято решение для снижения уровней МЭД окружить контейнеры дорожными плитами до высоты 3 м.
Применение «Гамма-локатора» позволило оперативно получать информацию о радиационной обстановке и на основе полученных данных принимать решение о методах ее улучшения.
Удаление канала, содержащего облученную сборку петлевой установки с металлическим теплоносителем
Одной из стадий подготовки исследовательского реактора к выводу является стадия удаления отработавшего ядерного топлива из активной зоны. В 1996 г. из активной зоны и бассейна-хранилища реактора были выгружены отработавшие рабочие и петлевые тепловыделяющие сборки (ТВС), которые были помещены в «сухое» хранилище ОЯТ [115].
В рамках комплексного инженерно-радиационного обследования (КИРО) было выполнено радиационное обследование реактора и его петлевых установок, в объеме которого было обследовано свыше 60 технологических помещений и до 500 единиц оборудования. В результате этого обследования установлено, что загрязнение систем, оборудования и трубопроводов реактора и его петлевых установок в основном связано с загрязнением радионуклидами их внутренних поверхностей. Активность отложений на внутренних поверхностях оборудования первого контура охлаждения и петлевых установок реактора главным образом обусловлена 7Cs, Sr и Со. Выполненный спектральный анализ состава у-излучения показал, что радиационную обстановку в технологических помещениях реактора определяют 137Cs и 60Со.
В ходе работ по разгрузке активной зоны реактора MP из-за опасений загрязнения помещений реактора радионуклидами 210Ро не была удалена тепловыделяющая сборка петлевой установки со свинцово-висмутовым теплоносителем (ПВМ). Место расположения канала петлевой установки ПВМ с облученной сборкой в активной зоне реактора представлено на Рис. 4.6.
Технология извлечения из активной зоны и удаление с площадки реактора облученной сборки, находящейся в канале петлевой установки с Pb-Bi теплоносителем, включала следующие этапы:
- отсоединение канала от петлевой установки;
- извлечение канала в сборе из активной зоны;
- отделение от канала подводящих и отводящих трубопроводов;
- отрезание верхней части канала;
- размещение нижней части с облученной сборкой в пенал;
- транспортировка пенала с облученной сборкой в сухое хранилище ОЯТ Центра.
Для обеспечения радиационного контроля при выполнении работ использовались средства дистанционной диагностики, установленные на робототехническом средстве «Brokk -180» :
- «Гаммавизор» - для получения изображения активной части канала;
- дистанционно управляемый спектрометрический коллимированный детектор гамма излучения «Гамма-локатор» с детектором CdZT - для получения спектральных характеристик у - излучения;
- коллимированная дозиметрическая система - для измерения МЭД, видеосъемки и видеоконтроля за процессом разделки канала.
Обследование, проведенное с помощью видеотехники, показало, что доступ к каналу петлевой установки свободен и нет видимых препятствий для извлечения этого канала из активной зоны [116]. Для того чтобы извлечь канал из активной зоны он должен быть отсоединен от входных и выходных трубопроводов петлевой установки. С помощью дистанционно управляемого средства «Brokk -260», оснащенного гидроножницами, производилась резка горизонтальных участков подводящих и отводящих трубопроводов петлевой установки ПВМ гидроножницами (см. Рис.4.7).
Технология фрагментации трубопроводов предусматривала пошаговый процесс - из трубопровода вырезается отрезок 30-40 см длиной и обследуется на наличие застывшего теплоносителя. После отсоединения канала от подводящих и отводящих трубопроводов петлевой установки была произведена выгрузка канала из бассейна реактора с помощью мостового крана. С помощью гидроножниц ДУМ производилось перекусывание трубопроводов термопар, верхнего и нижнего подводящего трубопровода (см. Рис.4.8).
Отсоединенный канал был перемещен в район камеры резки и устанавлен в вентилируемом боксе. После установки канала в бокс активная часть канала -нижние 2 метра - находилась в шахте транспортного люка камеры резки, ниже уровня пола реакторного зала (Рис.4.9.).
На расстоянии 1 м от среза бетонного кольца бокса были установлены приборы контроля радиоактивных аэрозолей. Спектрометрический анализ фильтров производился ежедневно, по окончании смены. На уровне верхнего среза бокса, на корпус канала крепилась струбцина для фиксации/поворота канала при резке. Привод струбцины дистанционный, механический. Узел вращения привода размещен на конце 4 метровой штанги. С помощью отрезной машины канал разрезался на глубину 2-3 см, далее он поворачивался на 20-30. После того, как круговой рез замыкался, на подъемную скобу оголовка канала зацеплялся гак электротали мостового крана и внутренний чехол с облученной ТВС извлекался из канала ПУ (Рис.4.10).
Изъятый из петлевого канала внутренний чехол с облученной ТВС был загружен в специально изготовленный пенал из нержавеющей стали диаметром 110 мм. В реакторный зал был доставлен внутриобъектовый транспортный контейнер (ВТУК) хранилища ОЯТ Центра. В этот контейнер был загружен пенал с внутренним чехлом, в котором находилась облученная сборка, и контейнер был транспортирован в хранилище ОЯТ.
После выгрузки канала петлевой установки ПВМ с облученной сборкой были проведены спектрометрические исследования. Активность канала ПВМ измерялась спектрометром с полупроводниковым детектором на расстоянии 24.5 м с дополнительным коллиматором d=10 мм. В результате проведенных спектрометрических измерений была сделана оценка активности радионуклидов в канале, которая показала наличие 137Cs 6.5-1010 Бк и 60Со 4.5-101 Бк.
При проведении работ по демонтажу канала петлевой установки ПВМ проводилось измерение активности радионуклидов в воздушной среде реакторного зала. Результаты измерений объемной активности приведены в таблице 4.2.
