«ОДЕССКИЙ НАЦИОНАЛЬНЫЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРИЧЕСКИЕ СТАНЦИИ Учебное пособие для студентов специальности 8.090502 Атомная энергетика Одесса ОНПУ 2010 Министерство образования и науки Украины ОДЕССКИЙ ...»

Входящая в технологическую часть первого контура система очистки радиоактивных вод (спецводоочистки), состоящая из 7 отдельных установок, предназначена для поддержания водного режима в основных и вспомогательных контурах электростации. Кроме указанного, технологическая часть первого контура включает систему продувки - подпитки первого контура, систему технологических газовых сдувок и сжигания водорода, систему снижения давления в герметичных помещениях, систему борного регулирования и т.п.

Парогенераторы являются общим оборудованием первого и второго контуров АЭС и предназначены для выработки сухого насыщенного пара для турбины.

Оборудование, арматура и трубопроводы первого контура выполнены из стали аустенитного класса либо из специальных сталей с нержавеющей наплавкой.

Второй контур нерадиоактивный. Предназначен для выработки насыщенного пара, передачи его в турбину, производства электроэнергии. Включает в себя паропроизводителъную часть парогенераторов, паропроводы, турбоагрегат и вспомогательное оборудование машинного отделения, сепараторы-пароперегреватели, систему регенерации и т.п.

Турбина имеет цилиндры высокого и низкого давления. Пар, поступающий из парогенераторов, проходит цилиндр высокого давления, затем направляется в сепараторы-пароперегреватели и далее - в цилиндры низкого давления.

В комплект турбоустановки входит конденсационная установка.

Система регенерации турбин состоит из подогревателей низкого и высокого давления, в которых конденсат и питательная вода подогреваются за счет нерегулируемых отборов пара.

Подача конденсата из конденсатора в деаэратор осуществляется при помощи конденсатных насосов первой и второй ступени.

Деаэраторно-питательная установка состоит из деаэратора и питательных турбонасосных агрегатов.

Кроме указанных установок, ко второму контуру относится система технического водоснабжения ответственных и неответственных потребителей, циркуляционного водоснабжения и др.

Электротехническое оборудование предназначено для выработки электроэнергии и передачи ее в энергосистему. К основному электротехническому оборудованию относятся генератор турбины, силовые трансформаторы, распределительные устройства, разъединители, выключатели.

Для обеспечения питания потребителей собственных нужд в нормальном режиме работы АЭС служат сети электроснабжения собственных нужд.

На случай потери электропитания в этих сетях электроснабжения для ответственных потребителей предусмотрен переход на аварийное питание от аккумуляторных батареи и резервной дизельной электростанции.

АЭС с блоками ВВЭР-1000 оснащена специальным транспортнотехнологическим оборудованием, предназначенным для проведения операций, связанных с приемкой свежего топлива перегрузкой топлива в реакторе, транспортировкой кассет в бассейне выдержки, вывозом выдержанного топлива с территории АЭС. Основные операции, связанные с подъемом и перемещением оборудования, производятся мостовыми кранами реакторного и машинного отделении.

Системы технологического контроля, дистанционного управления и автоматического регулирования обеспечивают плановый пуск и останов блока и АЭС, ведение нормального эксплуатационного режима, аварийную загрузку и аварийный останов блока, а также контроль за этими режимами.

Централизованный контроль и управление основными технологическими процессами на блоках осуществляются с блочного щита управления. На случай аварийного выхода из строя блочного щита управления предусмотрен резервный щит управления, с которого возможно управление аварийной разгрузкой и остановом блока.

Кроме указанных, на АЭС предусмотрены системы и установки биологической защиты, безопасности и локализации последствий вероятных аварии, радиационного контроля и специального контроля АЭС, которые обеспечивают безопасность обслуживания персонала АЭС и окружающей среды и населения.

Архитектурные решения АЭС подчинены целям надежности и безопасности эксплуатации, удобства эксплуатации и сооружения АЭС.

Компоновка зданий, сооружений, а также генплан АЭС обеспечивают возможность строительства АЭС индустриально-поточным методом с максимальным использованием строительных конструкций заводского изготовления, а также возможность независимого ведения работ на каждом блоке. В этой связи для серийной АЭС с блоками ВВЭР-1000 разработана моноблочная компоновка ядерной паропроизводительной установки с соосным расположением реактора и турбины в отдельном главном корпусе, который состоит из реакторного, машинного, деаэраторного отделении и помещений электротехнических устройств.

Реакторное отделение включает герметическую часть в виде защитной цилиндрической оболочки с внутренним диаметром 45 м и негерметическую часть, состоящую из фундаментной части, обстройки защитной оболочки, вентиляционной трубы.

Защитная цилиндрическая оболочка имеет сферический купол и выполнена из предварительно-напряженного монолитного железобетона. Для обеспечения герметичности по внутренней поверхности оболочки предусмотрена металлическая облицовка.

Проектом серийной АЭС с реактором ВВЭР-1000 предусмотрено широкое использование в строительстве стальных и армоопалубочных блокячеек заводского изготовления с заранее установленными в них технологическими проходками и закладными деталями.

Комплекс сооружений второго контура, входящий в главный корпус (машзал, деаэраторное отделение и помещение электротехнических устройств), также разработан с учетом возможности их сооружения индустриально-поточным способом.

В составе АЭС помимо главного корпуса предусмотрены общестанционные вспомогательные здания и сооружения, такие, как спецкорпус и объединенно-вспомогателышй корпус.

В здании спецкорпуса размещены блок спецводоочистки (СВО), санитарно-бытовой блок и блок мастерских.

В объединенном вспомогательном корпусе размещены цех химводоочистки, центральный материальный склад, ремонтно-строительный цех и лабораторные помещения.

На площадке АЭС отдельно размещаются: дизель-генераторная станция, корпус газового хозяйства, пусковая котельная с дымовой трубой, блочная насосная станция, хранилище слабоактивных твердых отходов, технологические трубопроводы на эстакадах, объединенное маслохозяйство, открытое распределительное устройство, подводящий и отводящий каналы, административный и лабораторно-бытовые корпуса, столовая и др. АЭС имеет железнодорожные въезды и сквозные железнодорожные пути и автомобильные дороги.

Компоновка главного корпуса энергоблока АЭС с серийным реактором ВВЭР-1000 представлена в виде продольного разреза и плана на рис. 12.15.

В качестве примера на рис.12.18 представлена компоновка промышленной площадки с 4-мя энергоблоками с серийными реакторами ВВЭРАЭС состоит из четырех серийных энергоблоков, размещенных в отдельных зданиях. Каждый энергоблок с реактором ВВЭР-1000 (В-320), турбогенератором K-I000-60/ 3000 представляет собой моноблок.

Моноблок имеет главный корпус АЭС, состоящий из реакторного отделения (1), машинного зала (2), деаэраторного отделения и помещения БЩУ.

Между корпусами энергоблоков размещены дизель-генераторные электростанции (11) для аварийного питания энергоблоков.

Объединенный спецкорпус (3), предусмотрен для четырех энергоблоков и соединен с энергоблоками эстакадой технологических трубопроводов, состоящей из верхнего закрытого этажа для грязных трубопроводов и нижнего, открытого - для чистых трубопроводов. Спецкорпус также соединен с энергоблоками железнодорожным путем.

Реакторные отделения энергоблоков имеют железнодорожные въезды для подачи и транспортирования топлива и оборудования.

Объединенный вспомогательный корпус (5) с установками для химводоочистки, мастерскими, лабораторно-бытовой корпус (6) и административный корпус (7) размещены на одной площадке и соединены между собой.

Имеется общая столовая (8). К спецкорпусу примыкает корпус переработки радиоактивных отходов (4). На отдельной площадке расположены пропанбутановая (9) и ацетилен-генераторная станции (10). Каждый энергоблок имеет свою насосную станцию (12).

Реакторное отделение предназначено для размещения ядерной паропроизводительной установки (ЯППУ) и вспомогательного оборудования, обеспечивающего работу ЯППУ. Первый контур размещен в герметичной зоне - цилиндрической бетонной оболочке, облицованной изнутри стальным листом. Оболочка-цилиндр диаметром 45 м с шаровым куполом общей высотой 67,45 м установлена на фундаментную негерметичную часть здания. Отметка низа герметичной оболочки – 13,2 м. В фундаментной части размещается оборудование систем аварийного охлаждения зоны реактора и обеспечения ЯППУ. В фундаментной части расположены герметичный транспортный коридор, соединенный через транспортный шлюз с реакторным отделением, и герметичное отделение бака аварийного запаса бора. Вокруг цилиндрической части здания расположена обстройка высотой 41,4 м. На крыше обстройки – вентиляционная труба энергоблока. В обстройке расположены системы вентиляции, БЩУ, деаэраторы подпитки и борного регулирования и другое оборудование станционных систем.

Рис. 12.15. Компоновка главного корпуса (продольный разрез и план) энергоблока АЭС с ВВЭР- Рис. 12.16. Принципиальная тепловая схема энергоблока АЭС с реактором ВВЭР-1000 и турбоустановкой К-1000-60/ Вход в герметичную зону осуществляется через шлюзы на отметках 19,3 м и 36,9 м. Транспортные операции проводятся через герметичный шлюз и вертикальную шахту.

Машинный зал и деаэраторное отделение размещены в здании каркасного типа 127 х 57 м, высотой 42 м. Оборудование расположено открыто, так как второй контур АЭС нерадиоактивен. Отметка обслуживания турбоагрегата - 15 м. Машинный зал имеет железнодорожный и автомобильный въезды.

Технологические связи осуществлены открытой эстакадой трубопроводов.

Фундаментная плита реакторного отделения толщиною 3 м выполнена из монолитного железобетона, армированного арматурными пространственными блоками. Железобетонные конструкции от подошвы фундаментной плиты до отм. 12,3 м образуют пространственную жесткую массивную коробку, на которую опирается предварительно напряженная железобетонная оболочка реакторного отделения.

Стены помещений между фундаментной плитой и плитой перекрытия на отм. 12,3 м представляют собой армоблоки с обетоненными гранями с заранее установленными закладными частями, для проходки коммуникаций и трубопроводов. Внутренняя полость стен (между обетоненными гранями) заполняется бетоном после их монтажа.

Плита перекрытия на отм. 12,3 м армируется секторными арматурными блоками, облицованными с внешней стороны. Облицовка используется как опалубка.

Шахта реактора армируется пространственными блоками с металлической облицовкой. Кольцевая арматура в шахте реактора рассчитана на восприятие аварийного давления.

Стены помещений герметичного объема, расположенного выше отм.

12,3 м, рассчитываются на аварийные нагрузки и выполняются из стальных ячеек, с использованием металлического листа облицовки как несущей арматуры.

Для конструкций реакторного отделения принята марка бетона 200, объемная масса бетона из условий биологической защиты не ниже 2,2 т/м3.

Несущая арматура – периодического профиля марки A-I, диаметром от 20 до 36 мм. Конструктивная арматура – из стали марки A-III диаметром от 10 до 20 мм.

Оболочка реакторного отделения выполняется из бетона марки 400 с армированием напряженными пучками из высокопрочной гладкой проволоки диаметром 5 мм, прокладываемыми в полиэтиленовых трубах диаметром мм. Напряжение пучков осуществляется специальными домкратами с усилием 10 МН. Инъектирование каналов не предусматривается, для предотвращения коррозии пучки покрываются специальными смазочными составами.

Рис. 12.17. Компоновка оборудования ГЦК реакторной установки с ВВЭР- Рис. 12.18. Атомная электростанция с четырьмя серийными блоками Рис. 12.19. Главный корпус серийного блока АЭС с ВВЭР-1000 (аксонометрия):

1–реактор; 2 – станки для ремонта реактора и парогенераторов; 3 – гайковерты; 4 – парогенераторы; 5 – компенсатор давления; 6 – ГЕ САОЗ; 7 – ГЦН; 9 – ГЦК; 10 – трубопроводы высоГерметичная оболочка ВВЭР-1000 (НВ АЭС) кого давления; 11 – Краны мостовые, круговые; 12 – перегрузочная машина; 13 – ТТО; 15 – оборудование биологической защиты; 16 – теплообменное оборудование; 17 –оборудование спецводоочистки; 18 –турбогенератор; 19 – насосы; 20 –СПП; 21 – РДЭ; 22 – спецарматура;

23 – возбудитель; 24 – КИП и А.

Предварительное напряжение определяется исходя из возможных потерь напряжения в течение длительной эксплуатации, но несмотря на это предусматривается возможность контроля напряженности арматуры в эксплуатационный период и подтяжка пучков в случае необходимости. Кроме напрягаемых пучков оболочка армируется ненапрягаемой конструктивной арматурой для восприятия температурных усилий и местных концентраций напряжений.

Оболочка выполнена в форме цилиндра, соединенного с плоским днищем и перекрытого куполом. Радиус кривизны купола выбран в 1,5 раза больше радиуса цилиндра, так как при таком соотношении радиусов вертикальные усилия в цилиндрической части оболочки и возникающие при внутреннем давлении в куполе могут быть восприняты предварительно напряженной арматурой одного сечения. Высота цилиндрической части 68 м, внутренний диаметр цилиндрической части 45 м. Толщина стен (1,2 м) и купола (1,0 м) принята из условий биологической защиты, размеры удовлетворяют также условиям прочности.

Сопряжение цилиндра с куполом выполняется в виде кольца, в котором заанкеривается напрягаемая арматура. Цилиндр с днищем соединен жестко, с внутренней стороны зона соединения усилена вутом.

Для цилиндрической части оболочки, в отличие от широко распространенного в мировой практике ортогонального армирования, принято геликоидальное, при котором арматурные пучки, идущие навстречу друг другу по винтовой линии под углом 35° 15' к горизонтальной плоскости, обеспечивают создание необходимого обжатия по вертикали и горизонтали (рис. 20).

Купол напрягается двумя группами арматурных пучков, которые в плане располагаются под углом 90° друг к другу. Траектория каждого пучка лежит в плоскости, перпендикулярной к поверхности купола.

Для обеспечения герметизации оболочки предусмотрена внутренняя металлическая облицовка, используемая при бетонировании в качестве опалубки. Облицовка выполняется из листовой углеродистой стали толщиной мм, защищенной от коррозии металлизированным слоем алюминия с уплотнением пор эпоксидным покрытием. Плотность швов обеспечивается специальными нащельниками. К бетону облицовка крепится с помощью приваренных к листу уголков с анкерами.

Цилиндрическая часть оболочки возводится на всю высоту из крупноразмерных пространственных армоблоков массой до 20 т полной заводской готовности с заранее установленными металлической облицовкой и закладными технологическими деталями.

Бетонирование предусмотрено в скользящей опалубке, для чего создана конструкция односторонней опалубки, обеспечивающей непрерывность работ по всему периметру.

Для сооружения купола разработана конструкция с установкой временной поддерживающей верхней арки, позволяющей вести возведение купола независимо от мостового крана, монтирующего оборудование. К центру арки подвешивается круговой монтажный мост (рис. 21), предназначенный для выполнения сварочных и других строительно-монтажных работ по куполу.

На эту же центральную опору арки опираются концы стальных секторов с облицовкой, которые после замыкания образуют единый купол. Бетонируется первый слой купола толщиной 350 мм. Затем после раскладки арматурных пучков и конструктивной арматуры купол бетонируется на всю толщину.

После бетонирования оболочки осуществляется протягивание арматурных пучков через каналообразователи и многоступенчатое групповое их натяжение до усилия 10 МН. Для механизации этих работ разработаны специальные манипуляторы.

Оболочка для контроля за ее состоянием и работой в период строительства, предпусковых испытаний и эксплуатации оснащена контрольноизмерительными приборами.

1. Критерии оптимальности варианта размещения АЭС.

2. Чем определяется необходимость сооружения АЭС?

3. Чем руководствуются при выборе типа электростанции?

4. Чем определяется эффективность использования установленной 5. Перечислите требования, которые предъявляются при оценке возможности строительства АЭС?

6. Что такое санитарно-защитная зона, как определяются ее размеры, как используется территория СЗЗ?

7. Какое значение при выборе площадки строительства АЭС уделяется техническому водоснабжению?

8. Перечислите требования, предъявляемые при выборе площадки строительства АЭС.

9. При каких условиях запрещено размещение АЭС?

10. Что такое инженерные изыскания и для чего они проводятся?

11. Перечислите виды инженерных изысканий и дайте характеристику каждому?

12. Что такое стадии проектирования, сколько стадий проектирования существует при проектировании АЭС?

13. Что такое ситуационный план, что на нем изображено, его масштаб, на какой стадии проектирования его составляют?

14. Что такое схема генерального плана, что на ней изображено, в каком масштабе и на какой стадии проектирования ее составляют?

15. Что такое генеральный план, что на нем изображено, в каком масштабе и на какой стадии его составляют?

16. Перечислите здания и сооружения АЭС основного производственного 17. Перечислите здания и сооружения АЭС подсобно-производственного и вспомогательного назначения.

18. Перечислите основные требования, которым должны отвечать здания АЭС.

19. Чем определяются форма и размеры зданий АЭС?

20. Что такое главный корпус АЭС? Из каких частей (элементов) он состоит?

Что размещено в каждом из этих элементов?

21. В чем смысл проектирования АЭС по блочному принципу? Что входит в состав 22. Что такое наблюдаемая зона? Для чего она устанавливается?

23. Что такое контролируемая зона строгого режима, неконтролируемая зона свободного режима? Для чего они устанавливаются? Как происходит перемещение людей и грузов из одной зоны в другую?

24. Принципы унификации при сооружении зданий АЭС:

Пролеты зданий и сооружений;

Шаг колонн каркасов зданий;

Высота многоэтажных производственных зданий;

Внутренние размеры помещений радиоактивного контура;

Ширина и высота эвакуационных дверей наземной и подземной частей зданий;

25. Особенности компоновки главного корпуса АЭС с ВВЭР (1 и 2 очередь Нововоронежской АЭС).

26. Особенности компоновки главного корпуса АЭС с ВВЭР-440 (на примере очереди Нововоронежской АЭС).

27. Особенности компоновки главного корпуса первого блока АЭС с реактором ВВЭР-1000 (на примере 5 блока Нововоронежской АЭС).

28. Компоновка главного корпуса АЭС с ВВЭР-1000 по модульному принципу.

29. Защитная оболочка реакторного отделения АЭС с ВВЭР-1000: конструкция цилиндрической части, купола, предварительное напряжение бетонной части ЗО.

Герметизация защитной оболочки.

30. Основы организации вентилирования необслуживаемых, полуобслуживаемых и обслуживаемых помещений контролируемой зоны строгого режима.

31. Каковы отличия в проектах блоков АЭС с ВВЭР-1000 Нововоронежской АЭС, 1-го блока ЮУ АЭС (малая серия, проект 302), и серийного блока (проект 320)?

13. МОДЕРНИЗАЦИЯ, РЕКОНСТРУКЦИЯ И

СНЯТИЕ С ЭКСПЛУАТАЦИИ ЭБ АЭС

13.1. Состояние атомной энергетической отрасли Украины Оценки запасов ядерного топлива в земной коре и водах океанов даже при пессимистических предположениях о возможном его извлечении показывают, что в ближайший период времени производство атомной энергии будет вестись без ресурсных ограничений.

Выход атомной энергетики на лидирующие позиции в производстве энергии будет происходить медленно. Истощение дешевых месторождений угля, нефти и газа приведет к снижению их использования и необходимости введения в энергетику более мощного энергетического ресурса. Атомная энергия обладает неограниченными ресурсами топлива, высокой энергоемкостью, возможностью высокой концентрации отходов энергетического производства. Атомная энергетическая технология обладает коммерческой конкурентоспособностью и достаточно проработанной технической безопасностью, что делает ее лидером в обеспечении потребностей энергетики в ближайшем будущем. Но увеличение доли атомной составляющей в общем объеме производства энергии не может произойти в короткий срок в силу инерции развития производства. Поэтому длительное время будут сосуществовать несколько технологий получения энергии.

В настоящее время перед ядерной энергетикой Украины стоят совершенно простые, но требующие пристального внимания задачи. Необходимо сохранить и поставить на новый уровень имеющуюся национальную базу для организации обеспечения безопасной эксплуатации и развития ядерной энергетики.

Основными направлениями развития атомной отрасли Украины на ближайшие годы должны стать следующие:

· повышение безопасности действующих энергоблоков;

· продление проектного срока эксплуатации действующих блоков на основе переоценок безопасности;

· определение остаточного ресурса и осуществление мер по повышению безопасности и управлению процессами старения систем и оборудования, важных для безопасности;

· разработка и внедрение технологий снятия с эксплуатации энергоблоков Чернобыльской и других АЭС, включая преобразование объекта «Укрытие» в экологически безопасную систему;

· создание системы обращения с РАО;

· создание системы контролируемого хранения отработавшего ядерного Повышение безопасности эксплуатации действующих энергоблоков является одной из главных задач при реализации национальной ядерноэнергетической программы. Выполнение мероприятий по повышению безопасности осуществлялось на основе результатов всестороннего анализа имеющихся проблем безопасности, идентифицированных и распределенных на категории в соответствии с рекомендациями МАГАТЭ, с учетом опыта эксплуатации украинских и зарубежных энергоблоков, а также согласно установленным приоритетам.

Продление срока эксплуатации действующих АЭС – предмет обсуждения во многих странах. Причиной этого является возможность увеличения на 20- % выработки электроэнергии на работающих мощностях без больших дополнительных капитальных вложений. Для некоторых стран это один из способов обойти запрет на строительство новых атомных станций.

За рубежом планово работают над продлением срока службы своих АЭС.

Так, три японские компании продлевают срок службы энергоблоков, отработавших по 30 лет. В США еще в 1997 г. картина для выживания ядерной энергетики была совершенно безрадостной. Предсказывали безвременную кончину половины парка ядерных энергетических реакторов. Для предотвращения этого процесса перед ядерным регулирующим органом США (NRC) была поставлена задача продления лицензий эксплуатации АЭС. Ядерные блоки в США первоначально были лицензированы на 40 лет, а продленная лицензия разрешает дополнительные 20 лет эксплуатации, причем при продлении лицензии существенное внимание уделяется проверке адекватности программ лицензиата по управлению старением оборудования. На данный момент в США 26 лицензий уже продлены. Продление лицензий на эксплуатацию блоков АЭС поможет сделать временной запас для ввода в эксплуатацию новых энергетических мощностей и создать финансовые ресурсы для реализации процесса снятия с эксплуатации энергоблоков, отработавших свой ресурс.

Не осталась в стороне от этого процесса и Украина, положение которой требует искать возможности ограничения или отказа от сооружения замещающих мощностей взамен подлежащих выводу из эксплуатации энергоблоков с реакторами ВВЭР. В настоящее время ведутся разработки методик, связанных с определением возможности продления срока службы, развиваются концептуальные подходы, модернизируются оборудование и системы безопасности, обследуется оборудование на предмет возможности его дальнейшего использования. Поэтому первоочередным шагом в вопросе дальнейшего существования и развития атомной энергетической отрасли Украины является вложение средств в модернизацию оборудования действующих АЭС с продлением, где это будет возможно, проектного ресурса работы.

Для решения этих вопросов на системной основе распоряжением Кабинета Министров Украины в мае 2004 г. утверждена «Комплексная программа работ по продлению срока эксплуатации действующих энергоблоков АЭС». В программе определены необходимые мероприятия, установлена приоритетность работ, содержится оценка необходимых для ее выполнения ресурсов и, в частности, объемы, порядок и сроки выполнения мероприятий, необходимых для обеспечения продления срока эксплуатации энергоблоков АЭС.

С точки зрения роли атомной энергетики в мировой энергетической системе выделяются следующие основные ее проблемы:

· ядерная безопасность и, прежде всего, безопасность персонала и населения при эксплуатации атомных объектов;

· экологическая безопасность при обращении с РАО;

· вывод ядерных установок из эксплуатации;

· обеспечение нераспространения материалов, потенциально пригодных для изготовления ядерного оружия;

· подтверждение экономической конкурентоспособности атомной энергетики по сравнению с энергетикой на органическом топливе;

· общественная приемлемость атомной энергетики.

Разнообразие признаков и условий атомной энергетики определяет необходимость наряду с совершенствованием ныне действующих реакторов проводить поиск и строительство реакторов нового поколения. Предпочтение при выборе направлений новых разработок должны иметь предложения, которые вносят новое качество в решение проблем атомной энергетики будущего. Исходя из существующего экономического состояния страны и учитывая прогноз на ближайший период времени, Украине, по всей видимости, предпочтительней развивать атомную энергетику путем строительства однотипных реакторных установок. Конкретный тип реакторной установки для размещения на территории Украины должен быть определен специально уполномоченной компетентной комиссией с проведением анализа всех особенностей. При проведении такого анализа в первую очередь должно отдаваться предпочтение реакторам с высоким уровнем безопасности, а также возможности использования производственных мощностей и технологических процессов, имеющихся в Украине. Причем вводить новые атомные энергетические мощности необходимо на существующих в стране площадках АЭС путем замещения установок, выработавших свой ресурс. При таком подходе происходит существенное снижение затрат, так как используется уже существующая инфраструктура и имеющийся квалифицированный персонал. Такой же подход необходимо использовать на площадке Чернобыльской АЭС, энергоблоки которой уже остановлены и ведутся работы по снятию их с эксплуатации.

13.2. Проблемы и перспективы развития АЭ Украины АЭС с мощными энергоблоками будут сооружаться в развитых странах, владеющих обширными территориями, и в промышленных регионах, нуждающихся в большом количестве энергоресурсов. Для Украины сооружение новых АЭС большой мощности в ближайшие десятилетия ограничивается финансовыми возможностями, поскольку рассчитывать на заметное участие коммерческого капитала не приходится вследствие длительных сроков окупаемости затрат на сооружение АЭС и неопределенности развития экономики страны. Более оптимистичный прогноз участия инвестиционного капитала для малой атомной энергетики - если будут найдены проектные и организационные решения, обеспечивающие приемлемые технико-экономические характеристики, включая сроки окупаемости затрат.

Атомная энергетика требует демонстрации нового, более высокого уровня безопасности, который должен быть воспринят обществом. Это требование относится ко всем элементам топливного цикла: атомной станции, реактору, ОЯТ, хранению, транспортировке, переработке и захоронению РАО.

Обращение с РАО, образовавшимися при работе реакторов и переработке ОЯТ, и их безопасное захоронение являются основной незакрытой проблемой ядерной энергетики.

Имеющиеся в настоящее время технические решения концентрации отходов и дальнейшего их преобразования в керамические формы или стекло могут обеспечить захоронение РАО в стабильных геологических структурах, однако требуется еще значительная работа по доказательству устойчивости к внешним воздействиям и безопасности подготовленных к длительному захоронению отходов.

В Украине эта проблема пока только рассматривается с теоретической точки зрения. Нерешенные проблемы обращения с РАО и ОЯТ вызывают в обществе негативное отношение к развитию атомной энергетики. Принципиальная решаемость этих проблем не вызывает сомнения, однако достижение практических технических решений сдерживается недостаточными вложениями и трудностью практических доказательств надежности длительного захоронения отходов.

Осознание обществом необходимости и приемлемости атомной энергетики произойдет лишь после решения проблем ядерного топливного цикла, связанных с выбором и обоснованием технологии обращения с РАО.

С технической точки зрения продление срока службы – это комплекс мероприятий по поддержанию или повышению безопасности АЭС, обеспечению работоспособности и долговечности основных элементов, систем и блока в целом при минимизации эксплуатационных затрат. На основе обследования технического состояния элементов, систем и конструкций блока вначале обосновывается техническая возможность продолжения эксплуатации с учетом установленного уровня безопасности за пределами назначенного срока службы так называемых незаменяемых элементов, которые не являются одинаковыми для различных типов реакторов.

Одновременно с проведением оценки технической возможности продления ресурса проводится оценка обеспечения безопасной эксплуатации энергоблока АЭС за пределами назначенного срока службы, которая заканчивается разработкой отчета по анализу безопасности. В случае получения положительных оценок разрабатываются компенсирующие мероприятия, которые должны быть реализованы для обеспечения необходимого уровня безопасности.

Но стоимость внедрения компенсирующих мероприятий может привести к существенным затратам, при которых дальнейшая эксплуатация блока станет нецелесообразной. Поэтому наряду с обеспечением установленного уровня безопасности, определением технической возможности продолжения эксплуатации необходим третий ключевой элемент в рамках управления сроком службы – расчет экономической эффективности дальнейшей эксплуатации блока. И только после проведения всех вышеуказанных оценок можно принимать решение о проведении работ по реконструкции энергоблока и внедрении мероприятий по повышению безопасности. В случае же получения отрицательных оценок принимается решение о снятии энергоблока с эксплуатации.

Схема принятия решения о продлении срока эксплуатации энергоблока АЭС либо снятии его с эксплуатации приведена на рис. 2.1.

Оценка технической возможно- Оценка обеспечения безопасной Рис. 13.1. Схема принятия решения о продлении срока эксплуатации энергоблока АЭС или снятия его с эксплуатации Проблема останова и вывода энергоблоков из эксплуатации становится все более актуальной для многих стран. Общее количество энергоблоков с продолжительностью эксплуатации 21-25 лет составляет 23 % (71 блок), более 25 лет – 15 % (47 блоков). В США, Великобритании и Швеции количество энергоблоков с продолжительностью эксплуатации 21-25 лет составляет 50-57 %. Энергетические компании, владеющие энергоблоками АЭС, у которых заканчиваются сроки действия лицензий на их эксплуатацию, должны сделать выбор между выводом АЭС из эксплуатации или возобновлением лицензии на их дальнейшее использование. Неопределенность в подготовке мест захоронения РАО и неуверенность общества в вопросах безопасности продления ресурса делают более вероятным вывод многих энергоблоков АЭС из эксплуатации, чем возобновление лицензии на ее продолжение.

В настоящее время общее количество остановленных энергоблоков во всем мире приближается к 100. Наибольшее количество энергоблоков (22) остановлено или выведено из эксплуатации в США. Далее следуют Германия (13), Великобритания и Россия (по 11), Франция (10).

Таким образом, проблема останова и вывода энергоблоков АЭС из эксплуатации является актуальной для мировой атомной энергетики. Из всего множества остановленных в разных странах энергоблоков выведена из эксплуатации только небольшая их часть. Останов многих энергоблоков происходит раньше проектного срока, который составляет 30-40 лет. Средний срок эксплуатации остановленных энергоблоков составляет около 20 лет.

Темпы останова энергоблоков АЭС и вывода их из эксплуатации в ближайшие годы могут существенно увеличиться из-за роста количества энергоблоков с большими сроками эксплуатации по техническим, экологическим, общественно-политическим и другим причинам.

Национальная экономика Украины в конце 90-х гг. XX столетия характеризовалась спадом производства, нехваткой бюджетных средств и другими неблагоприятными факторами. Закрытие Чернобыльской АЭС не только не приостанавливало эти процессы, но еще более их усиливало, потому что энергетическая система лишалась энергоблоков, вырабатывающих значительную часть электроэнергии в энергетическом балансе страны. Кроме того, остановленная Чернобьшьская АЭС полностью перешла на финансирование из государственного бюджета, который и без того имеет серьезные проблемы. В государстве существует дефицит средств для проведения работ по снятию с эксплуатации, переработке и захоронению РАО и ОЯТ. Тем не менее, Украина, в соответствии со взятыми на себя обязательствами, в 1996 г. остановила 1-й энергоблок. Правительство Украины 15 марта 1999 г. приняло постановление о досрочном снятии с эксплуатации 2-го энергоблока, находящегося в режиме восстановительного ремонта после пожара на турбогенераторе в 1991 г., а 15 декабря 2000 г.

был остановлен 3-й блок - последний работающий блок Чернобыльской АЭС.

На момент закрытия Чернобыльской АЭС существовало два диаметрально противоположных представления о проблемах снятия с эксплуатации энергоблоков. Одно из них основывалось на том, что после остановки реактора и отключения турбогенераторов от сети не останется серьезных проблем, требующих пристального внимания; другое включает необоснованно завышенные требования, вовлекающие в решение этой задачи колоссальные материальные, моральные и человеческие ресурсы. Интересы многих людей оказались тесно переплетенными вокруг этих крайностей, и поэтому проблема приобрела скорее политическую, нежели научную или техническую окраску. Проблема вышла за пределы внутригосударственного уровня и стала проблемой мировой значимости. К ней подключаются все более высокие инстанции как в Украине, так и за ее пределами. Руководители и политические лидеры, спекулируя на проблеме Чернобыльской АЭС, все более политизируют эту проблему и рассматривают ее в отрыве от технического, инженерного и экономического решений.

Для принятия конкретных технических решений по снятию с эксплуатации обязательно необходимо полное изучение технического состояния оборудования, зданий, территории промышленной площадки, коммуникационных и других систем. Это необходимо для того, чтобы ограничить необоснованное расширение объема предстоящих работ, особенно наиболее трудоемких. Обычно к моменту снятия с эксплуатации АЭС оборудование, системы, здания и сооружения имеют значительный износ, и это требует принятия дополнительных решений.

Актуальность и сложность задач, связанных с выводом из эксплуатации энергоблоков АЭС, наличие специфических факторов и обстоятельств требуют проведения комплекса следующих научно-исследовательских и опытноконструкторских работ:

· разработка концептуальных и стратегических документов, обосновывающих вывод из эксплуатации каждой реакторной установки с учетом конструктивных особенностей, состояния на момент прекращения работы, места расположения, радиологических и других условий;

· выбор критериев для оптимизации работ по финансовым, материальным, трудовым затратам, дозовым нагрузкам, количеству радиоактивных отходов, числу и сложности оборудования для демонтажа и другим показателям;

· разработка технико-экономического обоснования и проектов снятия с эксплуатации;

· создание системы обращения с ОЯТ и РАО;

· обоснование безопасности работ по выводу из эксплуатации.

13.3. Модернизация и реконструкция действующих ЭБ АЭС Эксплуатируемые в настоящее время в Украине энергоблоки были построены по проектам шестидесятых, семидесятых и восьмидесятых годов, разработанным на основе действовавших в то время НД и отвечавшим требованиям безопасности на тот период времени.

С учетом накопленного опыта эксплуатации, а также анализа причин и последствий аварий на станции "Три Майл Айленд" и Чернобыльской АЭС, требования к обеспечению безопасности АС существенно изменились.

По этой причине для обеспечения безопасной эксплуатации АЭС всех поколений разработаны и находятся в процессе реализации мероприятия по повышению надежности и безопасности их работы с учетом состояния и особенностей каждого конкретного ЭБ.

В первую очередь выполнен анализ каждого из действующих ЭБ на соответствие современным требованиям безопасности (ОАБ), а также оценен реальный уровень их безопасности. При оценке безопасности ЭБ АЭС с разными типами реакторных установок использовалась методология экспертов МАГАТЭ, примененная для анализа безопасности АЭС с реакторами ВВЭР-440 (ВВ основу идентификации недостатков и отступлений от требований современных НТД для этой серии ЭБ легли общепризнанные принципы и нормативы безопасности, такие как нормы и руководящие принципы и рекомендации МАГАТЭ, NUSS и INSAG, а также опыт экспертов из разных стран мира. В качестве основного критерия оценки значимости для безопасности того или иного несоответствия выбрана оценка состояния глубоко эшелонированной защиты.

К настоящему времени завершен анализ каждого из действующих ЭБ и разработаны корректирующие меры, направленные на повышение безопасности в рамках планов и графиков технического перевооружения и модернизации АЭС, разработанных ГП НАЭК «Энергоатом». Основными целями реконструкции и модернизации ЭБ АЭС являются устранение отступлений от современных требований по безопасности и обеспечение эксплуатации ЭБ всех поколений на приемлемом уровне безопасности вплоть до их планового снятия с эксплуатации.

Положительные выводы, полученные в результате всесторонней оценки безопасности, согласуются с выводами экспертов международных миссий по оценке безопасности на украинских АЭС. По мнению экспертов уровень эксплуатационной безопасности АЭС Украины является приемлемым и по ключевым направлениям отвечает международной практике. Ситуация сегодня существенно отличается в лучшую сторону по сравнению с ситуацией на момент проведения аналогичных миссий в 1990 г. Улучшена подготовка персонала.

Повсеместно используются полномасштабные тренажеры, современные методики обучения персонала, лицензирование персонала. Успешно внедряются передовые технологии и методики для углубленной оценки безопасности АЭС Украины (ВАБ).

Недостатки и слабые места в проекте, выявленные по результатам оценки безопасности, легли в основу мероприятий по их устранению. Эти вопросы решаются в рамках реализации Программы по модернизации и повышению безопасности энергоблоков АЭС, которая была сформирована по результатам углубленной оценки безопасности.

Основные работы и мероприятия по реконструкции и модернизации действующих АЭС сводятся к решению следующих задач.

Первое поколение ЭБ АЭС с ВВЭР-440/213 (I и II блоки Ровенской АЭС) Планами реконструкции, которые были сформулированы и одобрены на специальном совещании во время ППР 2005, предусмотрено (без остановки ЭБ на реконструкцию) выполнить:

1) внедрение дополнительной системы аварийной подпитки ПГ по второму контуру от дизель-насосов;

2) модернизацию системы электроснабжения собственных нужд и системы надежного питания;

3) реконструкцию системы технического водоснабжения ответственных потребителей (включая сооружение дополнительной насосной станции);

4) внедрение системы сброса давления и очистки выбросов из гермообъемов системы локализации аварий, включая систему аварийного удаления водорода из гермообъема.

ЭБ АЭС с ВВЭР-1000 ("малая серия") (I и II блоки Южноукраинской АЭС) Проекты "малой серии" АС с ВВЭР-1000 являются первыми в Украине разработками ЭБ с ВВЭР-1000, и по принятым техническим решениям и безопасности они, в основном, соответствуют нормам и требованиям, предъявляемым к АЭС с ВВЭР второго поколения. Мероприятиями по реконструкции и модернизации ЭБ с ВВЭР-1000 "малой серии" предусмотрено:

1) внедрение современных автоматизированных систем управления технологическими процессами (АСУ ТП);

2) повышение надежности электроснабжения собственных нужд;

3) реконструкция ряда систем безопасности;

4) внедрение системы дожигания водорода в гермообъеме защитной оболочки.

ЭБ АЭС с ВВЭР-1000 третьего поколения (I–III блоки Запорожской АЭС, III ЭБ Ровенской с реакторами типа В-320).

По своему техническому уровню и уровню безопасности эти ЭБ, в основном, отвечают современным требованиям и соответствуют западным проектам АЭС с PWR. Однако действующие ЭБ Запорожской АЭС требуют проведения работ по их усовершенствованию с целью приведения в соответствие с НТД, введенной после 1988 г. К таким работам относятся:

1) внедрение технических средств по управлению запроектными авариями (включая создание резервного пункта по управлению авариями);

2) замена оборудования, не соответствующего современным требованиям.

Модернизацию ЭБ Запорожской АЭС намечено выполнять во время проведения плановых ремонтов.

Результаты анализа безопасности введенных в эксплуатацию 2-го ЭБ Хмельницкой АЭС и 4-го ЭБ Ровенской АЭС позволяют планировать доведение уровня безопасности других украинских ЭБ до уровня безопасности указанных ЯЭУ.

Для оценки реального достигнутого уровня безопасности АЭС всех типов проводятся вероятностные анализы безопасности и ежегодно выпускаются отчеты по определению текущего уровня безопасности (ТУБ), в которых оценивается эффективность применяемых в рамках реконструкции технических мер.

13.4. Законодательные и нормативные требования Вопросы снятия с эксплуатации энергоблоков АЭС отражены в следующих законодательных актах Украины:

Закон Украины «Об использовании ядерной энергии и радиационной безопасности». Устанавливает порядок снятия с эксплуатации и ограничения эксплуатационных характеристик ядерных установок и объектов, предназначенных для обращения с РАО;

Закон Украины «Об обращении с радиоактивными отходами». Определяет основы государственной политики в сфере обращения с РАО, в том числе с РАО, образовавшимися при снятии с эксплуатации энергоблоков АЭС;

Закон Украины «О защите человека от воздействия ионизирующих излучений». Определяет права человека на возмещение ущерба, нанесенного воздействием ионизирующих излучений.

Кроме того, существует ряд документов, введенных регулирующим органом Украины, и регламентирующих процедуру проведения работ, нормы и стандарты, связанные с вопросами безопасности при снятии с эксплуатации:

«Нормы радиационной безопасности Украины» (НРБУ-97). Устанавливают систему принципов, критериев, нормативов и правил по обеспечению противорадиационной защиты и радиационной безопасности до приемлемых уровней облучения как отдельного человека, так и общества в целом, в том числе и при проведении работ по снятию с эксплуатации энергоблоков АЭС;

«Общие положения обеспечения безопасности при снятии с эксплуатации атомных электростанций и исследовательских ядерных реакторов» (ОПБ-СЭ).

Устанавливают этапы снятия с эксплуатации АЭС, определяют порядок получения государственных разрешений (лицензий) на право проведения работ по снятию с эксплуатации;

«Положение по организации и проведению государственной экспертизы по ядерной и радиационной безопасности». Определяет перечень документов в области снятия с эксплуатации, подлежащих государственной экспертизе, и устанавливает порядок проведения экспертизы;

«Порядок освобождения радиоактивных отходов и побочных радиоактивных материалов от регулирующего контроля». Устанавливает критерии и порядок обеспечения безопасности при освобождении от регулирующего контроля радиоактивных отходов и побочных радиоактивных материалов.

Кроме этих документов на территории Украины действуют нормативнотехнические документы, разработанные организациями бывшего Советского Союза и используемые на украинских АЭС:

«Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций»

(СП АС-88). Регламентируют санитарно-гигиенические требования обеспечения радиационной безопасности персонала и населения, охраны окружающей среды при проектировании, строительстве, эксплуатации и снятия с эксплуатации АЭС;

«Правила радиационной безопасности при эксплуатации атомных станций»

(ПРБ АС-89). Регламентируют радиационные и организационно-технические требования обеспечения радиационной безопасности персонала и населения, охраны окружающей среды при вводе в эксплуатацию, в процессе эксплуатации и снятия с эксплуатации энергоблоков АЭС;

«Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами» (СПОРОУстанавливают требования по обеспечению радиационной безопасности при сборе, временном хранении, транспортировке, переработке и захоронении РАО. Действуют за пределами площадки АЭС.

ОПБ-СЭ вводят следующие определения:

Снятие с эксплуатации – комплекс мероприятий после удаления ядерного топлива и прекращения эксплуатации установки, исключающий использование установки в целях, для которых она была построена, и обеспечивающий безопасность персонала, населения и окружающей природной среды.

Прекращение эксплуатации – заключительный этап эксплуатации установки, реализуемый после принятия решения о снятии ее с эксплуатации, в течение которого эта установка приводится в состояние, отвечающее отсутствию ядерного топлива на занимаемой ею территории или его нахождению в пределах этой территории только в хранилищах ОЯТ, которые предназначены для долгосрочного безопасного хранения.

Процесс снятия установки с эксплуатации делится на следующие этапы:

окончательное закрытие – этап снятия установки с эксплуатации, в течение которого она приводится в состояние, исключающее возможность использования данной установки в целях, для которых она была построена;

консервация – этап снятия установки с эксплуатации, в течении которого она приводится в состояние, соответствующее безопасному хранению на протяжении определенного периода находящихся в ней источников ионизирующих излучений (НИИ);

выдержка — этап снятия установки с эксплуатации, в течение которого она находится в законсервированном состоянии, соответствующем безопасному хранению находящихся в ней источников ионизирующих излучений;

демонтаж — этап снятия установки с эксплуатации, в течение которого находящиеся на установке источники ионизирующих излучений удаляются либо размещаются на территории в хранилищах РАО.

Деятельность по снятию с эксплуатации подлежит государственному регулированию и осуществляется на основе отдельных разрешений. Снятию установки с эксплуатации предшествует этап прекращения эксплуатации. Деятельность на этапе прекращения эксплуатации осуществляется в рамках лицензии на эксплуатацию установки, однако на реализацию этого этапа требуется отдельное разрешение регулирующего органа. Для получения такого разрешения эксплуатирующая организация должна предоставить следующие документы:

программу прекращения эксплуатации установки;

отчет по анализу безопасности;

изменения к технологическому регламенту эксплуатации установки.

В соответствии с современными требованиями национальных стандартов Украины еще на стадии проектирования ядерной установки необходимо разработать концепцию снятия ее с эксплуатации. Начальная концепция снятия установки с эксплуатации должна быть предоставлена эксплуатирующей организацией при подаче документов для получения лицензии на строительство.

Концепция снятия установки с эксплуатации должна пересматриваться с учетом опыта ведения работ и получения новых знаний о проблеме.

Снятие установки с эксплуатации осуществляется в соответствии с одобренным регулирующим органом – проектом снятия с эксплуатации, который включает программу радиационной защиты, программу обращения с РАО, программу обеспечения качества, план мероприятий на случай радиационной аварии и план мероприятий по физической защите установки.

Лицензия на снятие с эксплуатации установки предусматривает получение отдельных разрешений на реализацию каждого этапа снятия установки с эксплуатации. Для получения такого разрешения эксплуатирующая организация должна предоставить:

проект реализации этапа снятия установки с эксплуатации;

отчет по анализу безопасности;

технологический регламент снятия установки с эксплуатации.

Для каждого этапа снятия установки с эксплуатации органами Государственного санитарного надзора должен быть оформлен санитарный паспорт установки. Санитарный паспорт должен содержать основные санитарные, радиационные и дозиметрические характеристики установки, снимаемой с эксплуатации, позволяющие определить уровень радиационной безопасности для персонала, населения и окружающей природной среды.

По завершению этапа прекращения эксплуатации установки, а также каждого этапа снятия установки с эксплуатации эксплуатирующая организация предоставляет в регулирующий орган отчет, содержащий информацию о проведенных на данном этапе работах. В отчете должны быть представлены данные о радиационном и других опасных воздействиях на персонал, население и окружающую природную среду и доказательства того, что установка приведена в запланированное проектом состояние.

Международное агентство по использованию атомной энергии (МАГАТЭ) представляет собой специализированную организацию в рамках системы Организации Объединенных Наций. Основная цель программы МАГАТЭ по проблеме снятия с эксплуатации состоит в активном содействии странамучастникам при снятии с эксплуатации ядерных объектов безопасным, своевременным и экономичным способом, а также в поддержании общих доз радиоактивного облучения ниже допустимых уровней. Для достижения этих целей МАГАТЭ приобщает к решению проблем другие международные организации, а также страны, имеющие значительный опыт в решении данной проблемы. Хотя МАГАТЭ не является регулирующей организацией, многие из его стандартов безопасности и процессуальных кодексов широко используются в регулирующих целях. Эти документы, кроме того, являются основой стандартов и норм во многих странах.

Процесс снятия с эксплуатации ЯЭУ является сложным многоэтапным процессом. В соответствии с рекомендациями МАГАТЭ существуют три варианта снятия АЭС с эксплуатации:

· хранение АЭС под наблюдением;

Намечаемые этапы снятия АЭС с эксплуатации не обязательно означают непрерывную, выполняемую шаг за шагом про процедуру: они могут выполняться в зависимости от подхода, принятого в конкретной стране, и зависят от экономических, социальных и общественных условий.

В настоящее время в большинстве стран принят примерно одинаковый подход к выводу из эксплуатации стационарных реакторных установок. Основные положения такого подхода при выборе вариантов представлены на рис.

13.2.

Вариант «хранение под наблюдением» предусматривает состояние, при котором реакторную установку и все остальные радиоактивные системы и оборудование консервируют, изолируют от внешней среды и поддерживают в безопасном состоянии с последовательной дезактивацией до уровня, позволяющего ее неограниченное использование в будущем. При осуществлении этого варианта возможно выполнение подготовительных работ, демонтаж, удаление чистого и низкоактивного оборудования с их последующей утилизацией и переработкой, перепрофилирование освобождаемых помещений, зданий и сооружений, последовательная переработка низкоактивных РАО, проведение частичной дезактивации и т. д.

В варианте «захоронение» наиболее опасные радиоактивные узлы, в том числе реактор, оборудование первого контура и др., заключают в оболочку, например, из бетона, и выдерживают до тех пор, пока в результате распада радионуклидов их излучение не достигнет приемлемого уровня. В этом варианте используется свойство самоликвидации активности в результате радиоактивного распада. Также возможно выполнение работ по частичной дезактивации помещений, демонтажу и утилизации оборудования, находящегося вне герметичной зоны, и других видов деятельности, не приводящих к нарушению целостности указанных барьеров.

Рис. 13.2. Варианты вывода из эксплуатации реакторных установок Вариант «ликвидация» подразумевает достижение возможных двух стадий конечного состояния реакторной установки. Освобождение площадки предусматривает демонтаж оборудования, зданий и сооружений, не предназначенных для дальнейшего использования, переработку и вывоз всех РАО с площадки реакторной установки и доведение площадки до состояния, пригодного для нужд ядерной энергетики, например, для строительства нового энергоблока или хранилища РАО. Такое состояние площадки называют «коричневая лужайка», и именно этот подход учитывает специфику и особенности как украинской, так и российской ядерной энергетики. К этим особенностям относятся: наличие на площадке значительного количества энергоблоков, выделение под строительство бросовых земель, поэтапный ввод и вывод из эксплуатации отдельных блоков, отсутствие национальных и региональных хранилищ РАО, наличие вблизи АЭС городов-спутников с населением 30-100 тыс. человек с развитой инфраструктурой, сложная общественно-политическая обстановка, недостаток финансовых ресурсов.

Состояние площадки в виде «зеленой лужайки» предусматривает демонтаж зданий и сооружений реакторной установки, переработку, упаковку и удаление радиоактивных и нерадиоактивных отходов, рекультивацию освободившейся территории для ее неограниченного дальнейшего использования. Отметим, что ликвидация может осуществляться после каждого из указанных вариантов в разной последовательности.

По окончании проектного срока службы ЭБ АЭС, кроме продления его, возможна также конверсия или использование зданий и сооружений АЭС по новому назначению, например, для организации полигона для отработки промышленной технологии, испытательной установки, тренажера для обучения персонала, музея.

Российская концепция снятия АЭС с эксплуатации соответствует основным положениям концепции МАГАТЭ. Она базируется на следующих принципах:

1. Снятие с эксплуатации отдельных ЭБ или АЭС в целом осуществляется после завершения проектного или уточненного ресурса работы, а также в случаях технической невозможности обеспечения дальнейшей безопасной эксплуатации.

2. При планировании снятия с эксплуатации ЭБ АС необходимо исходить из принципа реновации (полного восстановления) или замещения выбывающих энергомощностей новыми усовершенствованными и более безопасными ЭБ. Это позволит избежать снижения общей мощности действующих АЭС и перевести ядерную энергетику страны на более высокий уровень надежности и безопасной эксплуатации.

3. Максимально возможное полезное использование площадок АЭС, снимаемых с эксплуатации. Тем более, что многие площадки действующих АЭС (например, Нововоронежской, Кольской, Курской) имеют возможности для дальнейшего развития и сооружения новых современных ЭБ повышенной безопасности.

4. Максимально возможное использование зданий, сооружений и оборудования снимаемых с эксплуатации АЭС с целью расширения стендовой и испытательной базы ядерной энергетики для отработки проектноконструкторских решений при создании новых ядерных энергетических установок и для выполнения научных исследований в области безопасности действующих и проектируемых АЭС.

5. Перепрофилирование снимаемых с эксплуатации ЭБ АЭС для их использования для других практических целей и в первую очередь в ядерной энергетике. В том числе необходимо рассматривать варианты возможного перевода ЭБ АЭС в режим работы атомных станций теплоснабжения или перепрофилирования АЭС в тепловые электростанции на органическом топливе с использованием отдельных зданий, сооружений и части традиционного энергетического и вспомогательного оборудования.

В соответствии с федеральными правилами США процедура вывода энергоблока из эксплуатации определена как безопасное прекращение его эксплуатации, уменьшение остаточной активности до уровня, который позволяет использовать станционное оборудование без ограничений, и прекращение действия лицензии. В США реализуют три метода вывода энергоблоков из эксплуатации:

DECON немедленный демонтаж оборудования, удаление радиоактивных компонентов и материалов с площадки станции, дезактивация до такой степени, когда оборудование можно использовать на площадке без ограничений;

SAFSTOR растянутое во времени снижение активности элементов энергоблока после окончания его эксплуатации до уровня, позволяющего производить его безопасный демонтаж;

ENTOMB заключение радиоактивных структур энергоблока в бетон или в другой долгоживущий материал, проведение технического обслуживания и мониторинга этих структур до тех пор, пока радиация не снизится до уровня, допускающего обращение с ними без каких-либо ограничений.

Наиболее распространенным вариантом является SAFSTOR. По этому способу выведены из эксплуатации 10 энергоблоков.

По методу DECON из эксплуатации выведены 4 энергоблока.

По методу ENTOMB из эксплуатации выведены только две небольшие установки, принадлежащие Министерству энергетики США.

В Украине, как уже упоминалось ранее, на ЧАЭС находится 3 остановленных блока и объект «Укрытие».

Текущее состояние зоны отчуждения Чернобыльской АЭС и перспективы, связанные с преобразованием объекта «Укрытие», делают маловероятным доведение площадки станции до состояния «зеленой лужайки» в ближайшем будущем. Следовательно, упаковка части конструкций в стабильные материалы могла бы рассматриваться как жизнеспособная альтернатива для конечной стадии снятия с эксплуатации и позволить сократить профессиональное облучение и общую стоимость проекта. С другой стороны, принимая во внимание состояние системы обращения с РАО в Украине, создание комплекса обращения с РАО на площадке АЭС также может стать одним из жизнеспособных вариантов.

Так или иначе, но в Украине существует зона Чернобыльской АЭС. И эта зона будет существовать еще долгие десятилетия. Конечно же, при проведении дополнительных радиационных исследований можно уточнить и значительно уменьшить размеры зоны отчуждения, но в любом случае определенная часть территории зоны останется запретной на длительное время. Да и та часть территории зоны отчуждения, которую уже сейчас можно вернуть в хозяйственную деятельность, не очень-то и нужна. Во-первых, земли украинскобелорусского Полесья не обладают высокими плодородными качествами, и к тому же на территории Украины в настоящее время существует достаточное количество пустующих и гораздо более плодородных земель. Во-вторых, для создания работоспособной инфраструктуры на возвращаемых землях требуются большие капитальные затраты, которых в Украине сегодня нет, а старая инфраструктура практически полностью разрушена и не подлежит восстановлению. Да и вряд ли стоит ожидать массового добровольного возвращения жителей на территории, которые до настоящего времени относятся к радиоактивно загрязненным. Поэтому территорию зоны Чернобыльской АЭС необходимо использовать, и использовать именно для развития атомной энергетической отрасли Украины. На территории зоны находится мощная инфраструктура Чернобыльской АЭС. Ведется строительство комплексов по обращению с жидкими и твердыми РАО и ОЯТ. Эти комплексы предназначены для переработки и последующего хранения РАО, образовавшихся в процессе эксплуатации Чернобыльской АЭС, и ликвидации последствий аварии 1986 г., а также отходов, которые будут образовываться в процессе ведения работ по снятию с эксплуатации энергоблоков ЧАЭС и преобразования объекта «Укрытие» в экологически безопасную систему. Но при определенной ситуации мощности этих комплексов можно расширить с целью переработки отходов всех АЭС Украины, а может быть, даже АЭС других стран. Сегодня этот подход вызывает сильное противодействие со стороны общественности Украины, но если начать целенаправленную плановую политику разъяснения экономической целесообразности использования существующей зоны для этих целей при условии соблюдения принципов экологической безопасности, то можно получить ощутимый положительный результат.

На площадке Чернобыльской АЭС необходимо активизировать работы по разработке и внедрению технологий снятия с эксплуатации ядерных установок, в том чис ле по преобразованию объекта «Укрытие» в экологически безопасную систему, отрабатывая их с целью применения данного опыта для других типов реакторов. Эти технологии и методы будут востребованы в будущем как в Украине, так и за ее пределами. Поэтому становится актуальным второе направление по использованию площадки Чернобыльской АЭС как полигона для разработки и внедрения новых технологий по снятию с эксплуатации и отработке методов и технологий ликвидации крупных техногенных аварий. Саму зону отчуждения было бы целесообразно переименовать в радиоэкологический заповедник, в котором ученые различных стран могли бы вести научные исследования воздействия ионизирующих излучений на объекты природной среды.

Причем для этих целей нет необходимости постоянного присутствия самих ученых в зоне радиоактивного загрязнения. В городе Славутич создана и действует Международная радиоэкологическая лаборатория, оснащенная современным аналитическим лабораторным оборудованием, миссией которой является оказание поддержки любым ученым по исследованию радиоэкологии зоны отчуждения. В саму же зону исследователи имеют возможность выезжать только для отбора проб.

При благоприятной экономической ситуации в Украине необходимо рассматривать вопрос строительства блока АЭС нового поколения на Чернобыльской площадке. И это будет правильное государственное решение. Т.к. там имеется в наличии инфраструктура Чернобыльской АЭС, квалифицированный коллектив инженеров и рабочих, которые могут быть задействованы в развитии энергетической отрасли.

В Украине только ЧАЭС имеет опыт проведения Комплексного инженерного и радиационного обследования (КИОРО).

КИОРО – это комплекс организационно-технических мероприятий по обследованию оборудования, зданий, помещений, строительных конструкций и пр., с целью получения полной информации о техническом и радиационном состоянии ЭБ.

При проведении КИОРО создается база данных об инженерном и радиационном состоянии ЭБ, которая используется при разработке концепции, стратегии, программы прекращения эксплуатации, проекта снятия с эксплуатации, ОАБ и другой документации, связанной cо снятием ЭБ АЭС. Достигается это путем сбора и анализа информации о фактическом составе, радиационных и инженерных характеристиках оборудования, трубопроводов, помещений, конструкционных элементов, зданий и сооружений, а также прилегающей к блоку территории промплощадки.

Для организации и проведения КИОРО на АЭС назначается руководитель КИОРО – должностное лицо, наделенное соответствующими полномочиями.

Непосредственное проведение работ поручается рабочим комиссиям, создаваемым из представителей подразделений АЭС. Рабочие комиссии отвечают за проведение работ в соответствии с требованиями рабочей документации и за полноту и достоверность информации.

Перед проведением КИОРО разрабатывается необходимая документация, которая состоит из документов 3 уровней.

Документы первого уровня – руководство по проведению КИОРО и планграфик проведения КИОРО (перечень технологических систем, перечень зданий, сооружений и помещений, перечень вскрываемого оборудования для проведения радиационного и химического обследования).

Документы второго уровня – рабочая документация: рабочие программы, методики проведения отдельных видов обследования, инструкции по наполнению базы данных.

Документы третьего уровня – отчетная документация, которая включает:

заполненные карты обследования, отчеты по результатам обследования, инструкции по содержанию и использованию базы данных, итоговый отчет по КИОРО.

На основании данных отчета по КИОРО намечается вариант (варианты) снятия с эксплуатации.

В настоящее время нормативными документами требуется разработка концепции снятия с эксплуатации уже на стадии разработки проекта строительства блока. Этот документ в концептуальной форме отображает такие вопросы снятия с эксплуатации:

– очередность и продолжительность этапов снятия с эксплуатации, основные мероприятия на каждом этапе;

– комплекс основных мероприятий по обращению с РАО;

– планы использования в дальнейшем материалов и компонентов установки, а также территории, которую она занимает;

– оборудование и технологии, которые необходимы для снятия с эксплуатации;

– основные мероприятия по радиационной защите и мониторингу окружающей среды;

– основные мероприятия на случай радиационной аварии;

– основные мероприятия по физической защите установки;

– подготовка и привлечение персонала во время снятия установки с эксплуатации;

– финансовое обеспечение снятия с эксплуатации;

– основные мероприятия по обеспечению качества.

Концепция снятия с эксплуатации периодически пересматривается для учета новых данных о факторах, влияющих на снятие установки, а именно: состояние установки, развитие техники и технологии снятия с эксплуатации и обращения с РАО, о требованиях нормативных документов, о финансовом обеспечении, опыте снятия установки с эксплуатации, социальных аспектах и т.п.

1. Дайте характеристику трем поколениям ЭБ АС, эксплуатируемым в настоящее время в Украине.

2. Назовите основной критерий оценки значимости для безопасности ЭБ АЭС.

3. Каковы мероприятия для повышения безопасности, необходимые для выполнения на ЭБ всех типов и поколений?

4. На каких принципах базируется концепция снятия ЭБ АЭС с эксплуатации?

5. Расскажите о мероприятиях по реконструкции и модернизации действующих ЭБ с ВВЭР-440.

6. Какие работы необходимо выполнить для удовлетворения современным нормам и требованиям по безопасности на ЭБ с ВВЭР-1000?

7. В чем состоит технологическая последовательность снятия с эксплуатации ЭБ украинских АЭС?

8. Чем отличаются варианты снятия ЭБ АЭС с эксплуатации?

9. Каково содержание работ, которое отражается в КИОРО?

10. Расскажите о целях и содержании технико-экономических исследований по прекращению эксплуатации ЭБ АС.

11. Какие работы выполняются на ЭБ АЭС после окончательной остановки РУ?

Литература 1. Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции 5-е изд., М., ИздАТ, 1994 – 289 с.

2. Иванов В.А. Эксплуатация АЭС: Учебник для вузов.– СПб. Энергоатомиздат, СанктПетербургское отд.1994 – 384 с.

3. Острейковский В.А. Эксплуатация атомных станций: Учебник для вузов.–М.: Энергоатомиздат, 1999 – 928 с.

4. Тевлин С.А. Атомные электрические станции с ВВЭР-1000: Учеб. пособ. для вузов – 2-е изд. доп. М.: Издательский дом МЭИ, 2008 – с. Учебное пособие по дисциплине Атомные электрические станции для студентов специальности 8.090502 – Атомная энергетика.

Данное пособие предназначено для изучения дисциплины Атомные электрические станции студентами всех видов обучения, а также для выполнения курсовых проектов, курсовых работ и дипломных проектов и для прохождения всех видов практики.

Одесский Национальный политехнический университет