proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Журналы Атомная стратегия 2021 год
  Агентство  ПРоАтом. 24 года с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





Обсудим?!
Способствует ли безопасности атомной отрасли закрытость (усиление режима)?
Да
Нет
Сильнее влияют другие факторы

Результаты
Другие опросы
Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
Вышло в свет второе издание двухтомника Б.И.Нигматулина. Подробнее
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия» и сайта proatom.ru. Информация: (812) 438-32-77, E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
Время и Судьбы

[20/10/2005]     Вывод из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов

В.Д.Сафутин, В.М.Симановский, В.В.Доильницына, А.И.Сорокин, Федеральное государственное унитарное предприятие «Головной институт «Всероссийский проектный и научно-исследовательский институт комплексной энергетической технологии» (ВНИПИЭТ)

С конца сороковых годов до середины шестидесятых в СССР было введено в эксплуатацию тринадцать уран-графитовых реакторных установок промышленного назначения (ПУГР). Большая часть этих установок были прямоточными (со сбросом охлаждающей активную зону воды в открытый водоем). Пять установок работали в двухцелевом режиме, т.е. помимо наработки оружейного плутония вырабатывали также тепло и электроэнергию.

К настоящему времени 3 ПУГР находятся в эксплуатации,10 ПУГР остановлены. Основными причинами прекращения эксплуатации промышленных реакторов являются:
– выработка ресурса реактора и реакторного оборудования;
– несоответствие действующим нормам и правилам;
– падение спроса на вырабатываемую продукцию.

В ФГУП "ГИ "ВНИПИЭТ" разработана Концепция вывода из эксплуатации ПУГР, определяющая принципы, критерии и меры безопасности, основные направления работ по выводу ПУГР из эксплуатации, рекомендуемые этапы работ и сроки их выполнения, основные направления НИОКР и источники финансирования работ.

Концепция была утверждена Росатомом в феврале 2005 г. В Концепции рассмотрены вопросы вывода из эксплуатации собственно реактора после удаления из него ядерного топлива, реакторной установки в целом и площадки размещения ПУГР, включая территорию площадки, хранилища РАО, здания и сооружения ПУГР, расположенные на территории площадки. Границы площадки определяются проектом вывода из эксплуатации.

Под ядерным объектом, выводимым из эксплуатации, понимается ПУГР и площадка его размещения. Основная черта Концепции – это конструктивный подход к вопросу вывода из эксплуатации ПУГР с учетом реальных экономических условий и современного уровня развития технологий.

Конструктивность подхода заключается, во-первых, в том, что существующая нормативная документация, предписывающая два варианта вывода из эксплуатации ядерных объектов – "ликвидация" и "захоронение", была существенно адаптирована с учетом реального состояния объекта в целом, рассмотрения его как совокупности отдельных подобъектов (реакторное оборудование, нереакторное оборудование, площадка размещения ПУГР), для каждого из которых рассматривается свой вариант вывода из эксплуатации. Во-вторых, в связи с недостаточностью финансирования, незавершенностью научных разработок по различным видам деятельности, связанным с ВЭ промышленных реакторов, а также ненадежностью прогнозов на отдаленные сроки, рассмотрен, дополнительно к существующим, вариант отложенного окончательного решения. Окончательное решение – ликвидация данного объекта (или подобъекта) или его захоронение без намерения ликвидации принимается по завершении срока его хранения в зависимости от радиационного состояния объекта, состояния инженерных барьеров, уровня технологий и других факторов, включая социальные и/или экономические факторы.

Этот вариант был назван вариантом долговременного хранения (или длительной изоляции) объекта, гарантированный срок безопасного хранения определен не менее 100 лет. Данный срок определяется временем действия инженерных защитных барьеров.

Таким образом, рассматриваются три базовых варианта вывода из эксплуатации ПУГР и площадки его размещения:

– Вариант 1 – ликвидация (срок выдержки – десятки лет);

– Вариант 2 – долговременное хранение (гарантированный срок безопасного хранения – не менее100 лет);

– Вариант 3 – захоронение без намерения ликвидации.

Для объектов (или подобъектов, например, хранилищ РАО, размещенных на площадке), характеризующихся быстро спадающей радиологической опасностью, варианты 2 и 3 практически совпадают.

Базовый вариант ВЭ выбирается с учетом локальных условий площадок размещения ПУГР, в частности, горно геологических условий. Высокий уровень грунтовых (подземных) вод является неблагоприятным фактором для организации длительного хранения загрязненного радионуклидами оборудования как в пределах шахты реактора, так и на территории площадки. Для таких площадок целесообразной является реализация варианта 1 – ликвидации. При подземном размещении ПУГР в скальном массиве (условия площадки ФГУП "ГХК") возможна реализация варианта 3 – захоронение без намерения ликвидации, т.е. преобразование шахты реактора и хранилищ РАО в могильник. Для площадок, пригодных по горно-геологическим условиям для организации длительного хранения РАО в пределах площадки, рекомендуется вариант 2 – долговременного хранения РАО, включая графит кладки, в шахте реактора, а также РАО на территории площадки, с перспективой либо окончательного захоронения, либо ликвидации. Данный вариант рассматривается в качестве приоритетного в силу следующих причин:
– незавершенность научных разработок и отсутствие принятой в отрасли программы по способам обращения с радиоактивно загрязненным графитом;
– нецелесообразность перезахоронения графитовой кладки, активность которой определяется ДЖН с периодом полураспада в тысячи лет, в специально предназначенных пунктах хранения, рассчитываемых обычно на 50 лет эксплуатации;
– отсутствие в настоящий момент региональных могильников для РАО, содержащих ДЖН;
– гарантированное обеспечение на заданный срок надежной долговременной изоляции загрязненного радионуклидами реакторного оборудования, в том числе графита кладки, от окружающей среды в шахте реактора, а также радиоактивных отходов вне шахты реактора, при условии создания новых и укрепления существующих защитных барьеров.

При необходимости (невозможности обеспечения условий безопасного долговременного хранения реакторного оборудования в шахте реактора и РАО на площадке) должна быть предусмотрена возможность ликвидации объекта и реабилитации площадки размещения ПУГР с извлечением графита кладки реактора, кондиционированием и удалением радиоактивных отходов за пределы площадки.

Необходимым условием реализации варианта долговременного хранения является наличие:
– системы экологического мониторинга, позволяющей оперативно определять негативные тенденции;
– готовых технических решений по ликвидации предаварийных ситуаций;
– системы защитных инженерных барьеров, способных сохранить свои защитные функции в течение заданного срока и допускающей возможность ликвидации объекта.

Обоснованная оценка эффективности и надежности защитных барьеров рассматривается как гарантия безопасного хранения радиоактивных материалов на длительный срок. Изоляция радиоактивных материалов надежными барьерами позволяет сократить объем радиационного контроля, затраты на мониторинг и в целом затраты на техническое обслуживание объекта.

Вариант долговременного хранения согласуется с принципом поэтапной реализации ВЭ ПУГР, позволяющей принимать оптимальные (с точки зрения обеспечения необходимой безопасности и минимума затрат) решения на каждом этапе ВЭ, причем принимаемые решения могут быть откорректированы в дальнейшем по мере повышения уровня развития технологий.

Для реализации длительного безопасного хранения реакторного оборудования в шахте принимается следующая характеристика барьеров в пределах шахты реактора:

• Первый барьер на пути перемещения радионуклидов, находящихся в графитовой кладке, составляют самиконструкционные материалы активной зоны, защищенные настилом, опорными плитами, кожухом. Внутриреакторное пространство засыпается бентонитом и другими глиносодержащими смесями, подреакторные пространства бетонируются для подкрепления опорных конструкций и глушения нижней части трактов каналов.

• Второй барьер – металлический герметичный контейнмент создается на основе металлоконструкций, окружающих реакторное пространство.

• Третий барьер – герметизированная шахта реактора.

Свободные полости внутри шахты бетонируются или засыпаются сорбирующими материалами.

Бетонируются или глушатся металлическими заглушками все проемы и отверстия в стенах шахты.

Четвертый барьер – ограждающие конструкции здания и вмещающая порода за пределами шахты реактора, в которой происходит окончательное рассеяние нуклидов за счет диффузионных или дисперсионных процессов.

Для реализации длительного безопасного хранения РАО в существующих хранилищах на площадке СХК отрабатывается технология создания системы защитных барьеров с использованием природных глиносодержащих материалов, идентичных природным геохимическим барьерам.

Методика проведения технико-экономических расчетов

Для определения стоимости вывода из эксплуатации ядерных установок применяются методы ориентировочных расчетов: метод с использованием укрупненных показателей, выведенных по проектам аналогам, и метод, основанный на учете сложившейся структуры затрат на объектах аналогах.

Метод укрупненных показателей предполагает использование ориентировочных расчетов стоимости работ с применением укрупненных удельных показателей, выведенных по сметным данным проектов аналогов.

При отсутствии показателей конкретных характеристик выводимого из эксплуатации оборудования, систем, трубопроводов, затраты на демонтаж могут быть определены, исходя из имеющихся данных о балансовой стоимости установленного оборудования. В основу такого расчета принимается первоначальная стоимость установленного оборудования, пересчитанная в цены 1991 года. Затраты на демонтаж оборудования можно определить по следующей формуле:



где: Зд – затраты на демонтаж;
П – первоначальная стоимость оборудования, подлежащего демонтажу, в ценах 1991 г.;
– доля монтажных работ (~25% от стоимости оборудования);
– доля затрат на демонтаж (~40% от стоимости монтажных работ).

Дополнительно при определении затрат на демонтаж должны быть использованы следующие повышающие коэффициенты, учитывающие изменение затрат в связи с проведением работ в стесненных условиях (К1=1,25); увеличение затрат, связанное с учетом специфики сложившегося производства (К2=1,2); увеличение затрат в связи с особыми условиями труда, вызванными радиоактивной загрязненностью (К3=1,75 при условии предварительной дезактивации).

Снижение уровня загрязненности, а, следовательно, и дозозатрат персонала, может быть достигнуто как за счет дезактивации, так и за счет предварительной выдержки загрязненного оборудования перед его демонтажем.

В соответствии с расчетами, дозозатраты при демонтаже, как функция радиоактивности оборудования, уменьшаются более чем в 2 раза за каждые 5 лет выдержки. Суммарные затраты на вывод из эксплуатации падают с увеличением выдержки до 30 лет за счет снижения дозозатрат при демонтаже, но при дальнейшем увеличении времени выдержки свыше 30 лет начинают расти за счет увеличения расхода средств на содержание установок.

Литература
1. Концепция вывода из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов, инв. №04 01281. Утв. Федеральным агентством по атомной энергии 04.02.2005 г.
2. Методические рекомендации по оценке эффективности инвестиционных проектом. М. Экономика. 2000.
3. Куликов И.Д., Сафутин В.Д., Симановский В.М.и др."Вывод из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов".Атомная энергия. 1999. Т.87. Вып. 2 с. 118-126.
4. Шидловский В.В., Мещеряков В.Н., Цыганов А.А., Хвостов В.И., Савиных П.Г., Комаров Е.А., Котляревский С.Г., Павлюк А.О. Концепция обращения с твердыми радиоактивными отходами при выводе из эксплуатации: Труды VII Международной конф. "Безопасность ядерных технологий: Обращение с РАО. Санкт-Петербург, 27.09-01.10.2004." – СПб, Рестэк, 2004, с. 475-478.


По материалам конференции «Безопасность ядерных технологий: экономика безопасности и обращение с ИИИ»  

 
Связанные ссылки
· Больше про Экономика
· Новость от PRoAtom


Самая читаемая статья: Экономика:
Создание ядерного щита Отечества

Рейтинг статьи
Средняя оценка работы автора: 5
Ответов: 1


Проголосуйте, пожалуйста, за работу автора:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 0 Комментарии
Спасибо за проявленный интерес





Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(921)9589004
E-mail: info@proatom.ru, webmaster@proatom.ru. Разрешение на перепечатку.
За содержание публикуемых в журнале информационных и рекламных материалов ответственность несут авторы. Редакция предоставляет возможность высказаться по существу, однако имеет свое представление о проблемах, которое не всегда совпадает с мнением авторов Открытие страницы: 2.22 секунды
Рейтинг@Mail.ru