Экологические и конструктивнотехнологические проблемы снятия наземных и подземных атомных электростанций с эксплуатации

Тип работы:
Реферат
Предмет:
Общие и комплексные проблемы естественных и точных наук


Узнать стоимость

Детальная информация о работе

Выдержка из работы

------------------------------------------ © С. А. Чесноков, А. Э. Кокосадзе,
В. М. Фридкин, А. А. Лукина,
2010
УДК 621. 311:502/504
С. А. Чесноков, А. Э. Кокосадзе, В. М. Фридкин,
А.А. Лукина
ЭКОЛОГИЧЕСКИЕ И КОНСТРУКТИВНОТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ ПРОБЛЕМЫ СНЯТИЯ НАЗЕМНЫХ И ПОДЗЕМНЫХ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ С ЭКСПЛУАТАЦИИ
Рассмотрены особенности снятия наземных атомных электростанций с эксплуатации и окончательного захоронения конструкций реакторов и радиоактивных атомных отходов — одной из важнейших проблем замыкания ядерно-топливного цикла в атомной энергетике. Предложено решение этой проблемы для для наземной АЭС.
Ключевые слова: наземная атомная электростанция, состояние снятия с эксплуатации, сверхдолговременное пирамидальное укрытие.
Снятие атомных электростанций (АЭС) с эксплуатации и окончательное захоронение радиоактивных атомных отходов (РАО) — одни из важнейших проблем замыкания ядернотопливного цикла в атомной энергетике.
По рекомендациям МАГАТЭ процесс эксплуатации АЭС должен доводиться до так называемого уровня «зелёной лужайки». Это означает, что на месте многолетней эксплуатации станции должно создаваться естественное природное образование. К сожалению, для наземных станций выполнение этого условия связано с принципиальной технологической задачей — безопасным разбором заражённых элементов станции после извлечения высокоактивных отходов (ВАО) и отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Принципиальными являются вопросы, куда и как следует направлять снятые с эксплуатации элементы станции после разборки, в первую очередь, ядерных реакторов. Если их оставить на месте без демонтажа, то ни о какой «лужайке» речи быть не может.
Для подземных станций в компоновке, как в вертикальных стволах [1], так и в горизонтальных тоннелях (кавернах), эта проблема решается принципиально проще. Предполагается, что после вывоза ВАО и ОЯТ или их окончательного захоронения в размещённых под станциями (или возле них) хранилищах пространство подземных реакторных помещений и стволы над ними будут засыпаны, например, смесью бентонита и свинцового порошка, и закрыты мощными железобетонными крышками, которые должны предотвращать проникновение на земную поверхность средне-и низкоактивных отходов. По такой же схеме предполагается засыпать горизонтальные выработки с реакторами. При этом в засыпаемых конструкциях должны быть установлены датчики для многолетнего мониторинга радиационной безопасности в зоне расположения станции.
Вопросы снятия АЭС с эксплуатации разработаны достаточно детально [2, 3]. В настоящее время в мире эксплуатируется более 430 наземных ядерных уста-
новок. В Западной Европе уже остановлено более десяти установок небольшой мощности. Эти станции выведены из эксплуатации, но их снятие с эксплуатации не завершено, поскольку не закончен комплекс мероприятий, определяющих их окончательное состояние. Наибольшее количество снимаемых с эксплуатации установок достигнет в период 2010—2019 годов, когда предполагается снять с эксплуатации более 100 установок.
Комиссия европейских сообществ разработала программы НИОКР по следующим основным направлениям:
— длительное сохранение целости зданий и систем АЭС-
— дезактивация сооружений и систем АЭС в процессе их снятия с эксплуатации-
— разработка методов демонтажа оборудования АЭС-
— кондиционирование таких отходов как сталь, бетон, графит-
— разработка конструкции транспортных контейнеров большой вместимости для РАО, образующихся в процессе проведения работ по снятию станции с эксплуатации-
— определение объёмов указанных выше отходов-
— учёт процесса прекращения эксплуатации АЭС при её проектировании-
— выявление при проектировании и эксплуатации ядерных установок основных принципов прекращения эксплуатации АЭС, позволяющих упростить процесс снятия АЭС с эксплуатации, а также связанных с этим работ:
— испытание новых методов прекращения эксплуатации в реальных условиях при выполнении работ по снятию АЭС с эксплуатации.
Следует отметить, что термин «снятие с эксплуатации» означает комплекс действий по выводу установки из экс-
плуатации, предпринимаемых в конце срока её полезной службы или после аварии с целью обеспечить необходимую безопасность эксплуатационного персонала АЭС, населения близлежащих поселков и городов, а также защиту окружающей среды.
В Великобритании и Франции были сформулированы определения нескольких основных состояний прекращения эксплуатации АЭС и установления сроков достижения этих состояний в соответствии с рекомендациями МАГАТЭ.
Применяемый термин «состояние» означает ряд условий для ядерной установки, находящейся в процессе снятия с эксплуатации. При этом предполагается не непрерывный поэтапный переход из одного состояния в другое, а осуществление каждого из них независимо друг от друга.
В первом состоянии ядерная установка находится сразу после остановки АЭС. Первый защитный барьер на пути распространения радиоактивного загрязнения должен сохраняться в том же виде, что и при эксплуатации АЭС. В первую очередь производится выгрузка ядерного топлива. Все люки герметизируются, но давление и температура в защитной оболочке остаются такими же, как и в процессе эксплуатации АЭС. Устанавливается контрольная зона, ведётся надзор за её состоянием и регулярные инспекции.
Во втором состоянии объём мероприятий, связанных с сохранением первого защитного барьера сокращается до минимума. Осуществляется демонтаж всех сооружений АЭС вне биологической защиты. После дезактивации защитной оболочки она может быть удалена. Реактор полно-стью герметизируется. Объём мероприятий по надзору значительно уменьшается, но контрольная зона сохраняется.
В третьем состоянии производится демонтаж и удаление реактора вместе с биологической защитой или корпусом, например, из предварительно напряжённого железобетона, а также окончательная дезактивация площадки АЭС. Осуществление надзора и инспекций прекращается. Контрольная зона снимается.
Необходимо отметить, что достижение третьего состояния весьма трудоёмко и опасно для исполнения из-за сложности расчленения радиоактивных конструкций, поскольку это требует проведения специальных мероприятий, связанных с использованием дистанционно управляемого оборудования. Фактически эти работы составляют наибольшую долю в общих расходах для снятия АЭС с эксплуатации. Существуют следующие варианта прекращения эксплуатации АЭС:
— первое, второе и третье состояния достигаются спустя 10−15 лет после конечного останова ядерного реактора-
— первое и второе состояние достигаются через 7−10 лет после остановки реактора, а третье- спустя 50 лет и более
— первое состояние достигается сразу после остановки реактора, а второе и третье — спустя 50 лет и более.
Выбор того или иного варианта зависит от многих факторов. В том числе и необходимости длительного сохранения целости зданий и сооружений АЭС. К другим факторам относят экологичность проводимых работ и расходы, зависящие от методов в процессе производства работ по снятию АЭС с эксплуатации.
В условиях снятия АЭС с эксплуатации точно рассчитать плотности нейтронного потока для многих узлов и оборудования реактора трудно, потому что внутри около активной зоны они имеют сложные геометрические очертания, а также потому, что для оценки значений активации необходи-
мо иметь точное представление о распределении радионуклидов в конструкционных материалах — до одной миллионной или даже миллиардной доли содержания радионуклидов. Поэтому проблемы окончательного снятия АЭС с эксплуатации представляются достаточно сложными. Стоимость этих работ по экспертным оценкам может составлять до 10% стоимости выработанной энергии за всё время работы станции. Например, для нового укрытия 4-го энергоблока Чернобыльской АЭС разрабатывается арочная пространственная полая внутри структура из трубчатых стальных несущих элементов с намечаемым сроком службы такого укрытия всего 50 лет.
Предлагается для наземной АЭС решить эту проблему возведением специального пирамидального укрытия из сборно-монолитного железобетона и сталежелезобетона над контейнментом станции, в том числе с засыпкой реакторного отделения и всех заражённых злементов станции внутри такого укрытия, например, составом из бентонитовой глины со свинцовым порошком. Бентонит с указанными составляющими будет частично залит или качественно засыпан, утрамбован или укатан для достижения высокой плотности. Возможно применение специальных химических веществ и биоактивных (бактериальных) добавок в укладываемый и уплотняемый грунт, что должно создать радиационно непроницаемую завесу (мульти-барьер), со временем наращивающую свои защитные свойства.
Таким образом, наземную станцию можно будет выводить из эксплуатации на неограниченный срок вместе со всеми имеющимися у неё заражёнными конструктивными элементами без их демонтажа и расчленения на блоки. Для
исключения попадания радионуклидов в осадочные породы геомассива вокруг консервируемого наземного реакторного отделения может быть создана специальная водонепроницаемая завеса на основе структур из буро-инъекционных свай на глубину до 75 м с высоким уровнем поглощения и рассеивания волновых ударных и сейсмических воздействий. Указанная структура пирамиды послужит надёжной защитой от прямого или очень близкого к прямому попадания в пирамиду средств массового поражения, глубинных бомб и метеоритов. По мере старения в течение сотен и
1. Кедровский О. Л., Дмитриев С. А., Фридкин В. М., Чесноков С. А. Критерии и направления создания инженерных сооружений для подземного захоронения радиоактивных отходов и создания подземных атомных электростанций // Наука и технологии в промышленности. — № 4, 2008. — С. 65−69.
тысяч лет пирамида может быть снаружи обстроена новыми защитными кон-струк-циями, не снижающими качества охраны внешней среды.
В целом дальнейшее развитие конструктивных форм защитных инженерных сооружений позволит значительно повысить безопасность и снизить стоимость процедур вывода подземных и наземных АЭС из эксплуатации и создать сверхдолговременные надёжные укрытия со степенью радиоактивного заражения местности не более чем на уровне природной радиации.
-------------- СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
2. Савченко В. А., Сковородько В. Н. Прекращение эксплуатации АЭС по истечении их срока службы // Атомная энергетика. (Итоги науки и техники) М: ВИНИТИ, 1985. — 124 с.
3. Савченко В. А., Сковородько С. Н. Экономические аспекты снятия АЭС с эксплуатации // Атомная техника за рубежом. 1986, № 1. — С. 11−15. ЕШ
— Коротко об авторах ---------------------------------------
Чесноков С. А., Кокосадзе А. Э. — ЗАО «Институт Оргэнергострой», Фридкин В. М., Лукина А. А. — МГСУ.

ПоказатьСвернуть
Заполнить форму текущей работой