РАЗДЕЛ 2
Исследование моделей и выбор оптимального варианта вывода из эксплуатации энергоблоков АЭС
2.1 Исследование моделей вывода из эксплуатации
Вывод из эксплуатации является одним из шести основных этапов жизненного цикла любой ядерной установки (наряду с размещением, проектированием, сооружением, вводом в эксплуатацию и эксплуатацией). Процесс вывода из эксплуатации фактически начинается с момента окончательного останова ядерной установки. Вывод из эксплуатации является завершающим этапом жизненного цикла. Под ним понимается комплекс мероприятий, направленных на исключение использования установки в качестве источника нейтронов и обеспечивающих безопасность персонала, населения и окружающей природной среды.
По крайней мере две технические проблемы являются общими для всех реакторов:
* разработка эффективной и экономичной технологии дезактивации оборудования, трубопроводов, помещений. При выборе способов лучшим будет являться тот, который обеспечит максимальную эффективность очистки при минимальном количестве образующихся вторичных радиоактивных отходов;
* разработка специальных средств технологического оснащения для демонтажа и фрагментации радиоактивного оборудования, систем и трубопроводов.
Особого внимания требует радиационное обследование остановленных для вывода из эксплуатации реакторов в целях оценки общего объема источников излучения, их компонентного состава и снижения активности во времени. По существу более точное знание радиационного состояния остановленных реакторов будет влиять на выбор стратегии вывода из эксплуатации и детальное планирование работ [111?113].
Итак, предпочтение во всем мире отдается следующим моделям вывода из эксплуатации ? захоронение или ликвидация. Последняя, в зависимости от длительности и способов ведения работ при выводе из эксплуатации и применяемых для их производства технологических приемов, рассматривается в двух видах: ликвидация реакторных установок с немедленным демонтажем реакторных конструкций и ликвидация с отложенным демонтажем реакторных конструкций. В зарубежной литературе эти варианты вывода из эксплуатации имеют соответственно обозначения - ENTOMB, DECON и SAFSTOR [39, 32]. Возможны другие варианты, представляющие собой комбинацию названных.
Критериями выбора того или иного варианта являются следующие:
* минимизация дозовых нагрузок на персонал;
* максимальное уменьшение вредного воздействия планируемой деятельности на окружающую среду и население региона;
* минимизация объемов отходов (как эксплуатационных, так и образующихся при выводе из эксплуатации) и затрат на обращение с ними (переработка, радиационный контроль, транспортировка и хранение и/или захоронение);
* организация и объем контроля состояния площадки и окружающей природной среды;
* необходимость использования сооружений для размещения новых установок или приведения площадки в состояние, пригодное для дальнейшего использования в иных народнохозяйственных целях;
* материальные и финансовые затраты, требуемые для реализации варианта вывода из эксплуатации реакторной установки;
* социальные аспекты, которые связаны с использованием персонала, высвобождающегося при выводе реакторной установки из эксплуатации, с учетом его профессиональных навыков и опыта.
В активных зонах уран-графитовых реакторов используют графит с заданными свойствами, полученный в процессе высокотемпературной графитации природных материалов (кокса, пека, смолы и др.), которая сопровождается очисткой от примесных элементов благодаря более высокой скорости их испарения по сравнению с графитом [114].
Ядерно-чистый графит был использован в первом промышленном реакторе (1946 г.), в реакторе Обнинской АЭС (1954 г.), во многих других энергоблоках. Общая масса графита в снятых или еще эксплуатируемых уран-графитовых реакторах составляет около 50 тыс. т. В качестве замедлителя нейтронов графит облучался, например, в промышленных реакторах в среднем около 30 лет при суммарном флюенсе тепловых нейтронов до 3(1022 см-2 [35].
Примеси в реакторном графите включают большое число (до 30) распространенных в природе элементов концентрацией 10-4-10-6? по массе [33], многие из которых в результате (n, ?)-, (n, р)-, (n, ?)-, (n, 2n)-реакций образуют долгоживущие радионуклиды. Наряду с этой группой радионуклидов в графите присутствуют актиноиды и продукты деления. Их образование обусловлено несколькими причинами, главная из которых состоит в попадании в графитовую кладку частиц топлива вследствие аварий ТВС.
Однако независимо от присутствия частиц топлива аварийного происхождения в графите обнаруживаются продукты деления и актиноиды, что можно объяснить присутствием примеси природного урана и тория в реакторном графите (по оценкам до 10-5?) [115], а также технологическими загрязнениями поверхностей оболочек ТВЭЛов ураном. Суммирование обоих этих факторов дает верхнюю оценку массы урана в кладке промышленных реакторов или РБМК до начала эксплуатации около 0,5 кг на 2000 т графита [72].
Снятие с эксплуатации уран-графитовых реакторов основано на следующих концепциях: хранение (консервация) в течение первых 20?50 лет, захоронение (на месте) на 100 лет и более, ликвидация объекта.
Захоронение ядерной энергетической установки (ЯЭУ) ? особенность реализации этого варианта заключается в локализации реакторных конструкций, а также высокоактивных систем и оборудования на их штатном месте, что осуществляется путем создания физических барьеров, исключающих доступ к ним и возможность распространения радионуклидов в окружающую среду. После этого зона локализации изолируется от других систем и конструкций реактора и окружающей среды, например, путем омоноличивания бетоном или засыпки соответствующими буферными материалами, и в таком состоянии захороняется до снижения радиоактивности за счет распада радионуклидов до уровня, допустимого для высвобождения