Разработка технологических процессов демонтажа оборудования при выводе из эксплуатации атомных станций

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


Узнать стоимость

Детальная информация о работе

Выдержка из работы

Разработка технологических процессов демонтажа оборудования при выводе из эксплуатации блоков атомных станций А. И. Берела, А. Г. Федотов, С. А. Томилин, Б.К. Былкин
На заключительной стадии жизненного цикла блоков АЭС — выводе из эксплуатации предстоит выполнение масштабных по объему, сложных технологически и ответственных по требованиям радиационной безопасности работ по демонтажу оборудования, систем и металлоконструкций (далее по тексту
— оборудования). При этом значительная доля работ придется уже на ближайшее будущее, несмотря на то, что демонтаж реакторов и высокоактивного оборудования в соответствии с принятой в России концепцией вывода из эксплуатации блоков АЭС будет производиться после длительной (30 — 60 лет) выдержки. В результате такой выдержки вследствие процесса естественного распада радиоактивность высокоактивного оборудования (наведенная, фиксированная и поэтому не поддающаяся дезактивации) уменьшится до значений, позволяющих снизить до разумных пределов дозовую нагрузку на персонал. Вместе с этим в работе [1] отмечается, что подготовка и реализация конкурентоспособных проектов в области ядерной энергетики связана с колоссальными инвестициями для их реализации, влиянием на деятельность хозяйствующих субъектов и, нередко, с их жестким сопротивлением. Это отражается и на определенной инерционности в развертывании работ над проектами демонтажных работ при выводе из эксплуатации блоков АЭС, поэтому направление представляемых в настоящей работе материалов на сегодняшний день весьма актуально.
Анализ опыта проектирования и применения технологических процессов демонтажных работ [2 — 5] показывает, что их разработка тесно увязана с действием ряда начальных и граничных условий. В результате, демонтажная технология должна обеспечивать:
— соответствие принятой концепции и программе вывода из эксплуатации-
— адаптацию к среде размещения оборудования, неорганизованной на проектном уровне к ведению масштабных демонтажных работ-
— возможность демонтажа оборудования, отличающегося разнообразием конструкции, конструкционных материалов, способов установки-
— применение надежных, достаточно производительных и удобных в обслуживании способов и технических средств ведения демонтажных работ, прежде всего, способов разделки оборудования на фрагменты-
— минимизацию дозовых нагрузок на персонал, в первую очередь, специально подготовленный и высококвалифицированный-
— предотвращение распространения радиоактивного загрязнения за пределы рабочих и специальных вспомогательных зон-
— безопасность ведения работ: ядерную (в случае присутствия аварийных просыпей облученного ядерного топлива в рабочей зоне), радиационную (при демонтаже в радиационно-опасных условиях), санитарногигиеническую, противопожарную и т. д.
Кроме того, технология демонтажных работ должна удовлетворять:
— временным затратам, предусмотренным программой (проектом) вывода из эксплуатации-
— приемлемым ресурсным затратам (финансовым, людским, материальным, дозовым) —
— требованиям совместимости с методами дезактивации и радиационного контроля в рабочей зоне-
— условиям совместимости с технологией последующего обращения с радиоактивными отходами и материалами повторного (ограниченного и неограниченного использования) —
— требованиям обеспечения надежности и расчетной долговечности функционирования.
Важной методической предпосылкой в разработке демонтажной технологии служит принятая условная классификация помещений блока АЭС по уровню радиационного фона [3, 6], коррелирующая с нормативами НРБ-992 009 и СП АС-03 (без учета коэффициента запаса на дозовую нагрузку персонала):
— 4 группа — до 12,0 мкЗв/ч-
— 3 группа — от 12 до 100 мкЗв/ч-
— 2 группа — от 100 до 1000 мкЗв/ч-
— 1 группа — свыше 1000 мкЗв/ч.
Длительность пребывания персонала при шестичасовой рабочей смене в помещениях четвертой группы не ограничивается, в помещениях третьей группы — ограничивается условием непревышения нормативной дозы облучения. Однако в обоих случаях при планировании дозозатрат должен вводиться коэффициент запаса на непредвиденные ситуации. Работы в этих помещениях выполняются с применением ручного и преимущественно механизированного труда и использованием организационных и технических мер радиационной безопасности.
В помещениях второй и первой группы работы должны проводиться с применением дистанционно-управляемой техники. При возможности, помещения второй группы переводятся в третью группу за счет дезактивации радиоактивно загрязненного оборудования и строительных конструкций. Проектом вывода из эксплуатации может предусматриваться демонтаж оборудования в помещениях второй и первой группы после длительной выдержки и снижения уровня радиационного фона.
Основные способы ведения демонтажных работ (непосредственно демонтаж с места установки, перемещение, разделка на фрагменты, контейнеризация фрагментов) в существенной мере определяется особенностями установки и конструкции демонтируемого оборудования [3] .В этом отношении следует выделить:
— разнообразные способы установки оборудования — в горизонтальном, вертикальном и наклонном положении на опорах, подвесках, кронштейнах, что должно учитываться при демонтаже из-за опасности возникновения аварийных ситуаций — опрокидывания или падения объектов, заклинивания инструментов и средств технологического оснащения и т. п. -
— плотность размещения оборудования в боксах и помещениях, ограничивающая возможности применения технологических механизмов и установок в операциях демонтажа оборудования с места установки или разделки по месту установки-
— использование коррозионно-стойкой стали в конструкции оборудования, затрудняющей условия механических способов резки и препятствующей применению наиболее распространенного способа термической резки — кислородной без использования флюса-
— недостаточная жесткость части элементов конструкции оборудования, неприемлемая для применения механических способов резки без дополнительного раскрепления-
— ограниченная возможность применения слесарных операций разборки ввиду широкого использования цельносварных конструкций-
— плотность расположения внутренних элементов в ряде конструкций (теплообменники, конденсаторы, парогенераторы), труб в пучках трубопроводов, из-за чего затрудняется применение части промышленных средств технологического оснащения-
— крупные массогабаритные параметры и большая толщина стенок некоторых видов оборудования, усложняющие как их демонтаж с места установки и последующее перемещения к участку разделки или на место хранения, а также выбор и оснащение способов разделки на фрагменты, как по месту установки, так и на участке разделки.
Для каждого отдельного оборудования требуется разработка технологического процесса демонтажа, вписывающаяся в общий технологический процесс демонтажных работ. Например, в технических предложениях по де-
монтажу тепломеханического оборудования первого блока Белоярской АЭС с участием авторов были проработаны технологии демонтажа 35 единиц основного оборудования и 81 единиц трубопроводов из 11 помещений реакторного отделения.
Демонтируемое оборудование размещается в зданиях блока практически на всех уровневых отметках, а на них — в значительном количестве помещений. Так в реакторном отделении первого блока Ленинградской АЭС уже на первом этапе вывода из эксплуатации потребуется произвести демонтаж оборудования в 32 помещениях на отметках уровня от -11,8 до +30,0 м [7]. Таким образом, существует необходимость выполнения значительных по объему и сложных по исполнению операций перемещения демонтированного оборудования к основным транспортным коридорам. Для этих операций требуются подготовительные работы по разделке проемов и оснащению грузоподъемными и транспортными средствами трасс перемещения.
Опыт проведения технологических разработок по демонтажу оборудования блоков АЭС при их выводе из эксплуатации показал необходимость создания для этой цели проблемно-ориентированной системы, в которой специалисты (эксперты), принимающие решения, действуют в организованной среде проектирования, позволяющей получить информационнометодическую поддержку [8, 9]. Понятно, что при решении рассматриваемой задачи возможно появление целого ряда неопределенностей. Под неопределенностью понимается [10] неполнота или недостоверность информации об условиях реализации решения, наличия фактора случайности или противодействия. Однако использование указанной проблемно-ориентированной системы с соответствующей информационно-методической поддержкой позволяет существенно снизить их негативные последствия.
Компонентами системы являются:
— реляционная модель (РМ) среды действия и объектов воздействия демонтажной технологии, классифицируемая на 6 классов объектов, 21 схему отношений и включающая 184 атрибута-
— реляционная модель технологических знаний в области демонтажных работ — 5 классов объектов, 16 схем отношений, 120 атрибутов-
— структурированный список составляющих пространства демонтажных работ (функциональных, территориальных, объектов воздействия, продукции) — 4 группы, 9 подгрупп, 94 составляющих-
— структурированный список факторов действия технологии демонтажа (способы, методы, средства технологического оснащения, обеспечение безопасности и др.) — 6 групп, 39 подгрупп, 165 факторов-
— структурированный список граничных условий (требования к продукции демонтажа, ресурсные ограничения, организационные, технические и социальные факторы) — 3 группы, 8 подгрупп, 51 условие-
— структурированный список условий безопасности (нормативнотехническая документация, виды, правила и нормы безопасности) — 1 группа, 2 подгруппы, 15 условий-
— комплекс выходных параметров и характеристик технологии демонтажа (характеристики продукции, вторичных отходов, абсолютные и относительные показатели функционирования) — 3 группы, 13 подгрупп, 80 параметров и характеристик-
— комплекс критериев и оценок принятия решений (качественные и пороговые — для оценки выходных параметров и характеристик по выбору, интегральный — для оценки технологических затрат и дополнительных расходов, связанных с радиационной защитой и ущербом от облучения).
Принятая в системе проектирования принципиальная схема разработки технологических процессов (ТП) демонтажа оборудования, включающая этапы отбора технологических решений, разработки альтернативных вариантов технологического процесса и выбора предпочтительного варианта представлена на рисунке 1.
Для обращения с обширным факторным массивом эксперт организует его путем формирования матриц отношений. Например, составляются матрицы отношений от данных среды действия и объектов воздействия к каждой
из 39 подгрупп факторов действия технологии демонтажа (соответственно строки и столбцы матрицы), в них выделяется существование и отсутствие частных отношений между ними [9,11].
Затем для разработки решений по отдельным факторам действия технологии эксперт сжимает пространство проектирования путем расчленения матрицы на кортежи сечений (построчных подмножеств) по каждому фактору. В сечение включаются те элементы первой координаты, которые связаны отношением со второй координатой. Количество таких сечений в общем случае равно количеству факторов действия — 165.
Рисунок 1 — Схема разработки технологического процесса демонтажа оборудования
Следует заметить, что в силу своей компетентности эксперт принимает значительную часть решений, рассматривая матрицы отношений и их сечений умозрительно.
В целом демонтаж оборудования должен быть обеспечен достаточно развитой номенклатурой технологий, технологического оборудования, инструмента и оснастки даже при всей целесообразности их максимальной унификации в связи с вытекающей из этого возможности уменьшения количества подвергаемых радиационному загрязнению объектов [12].
В наиболее представленном в технической литературе и целостном с технологических позиций проекте вывода из эксплуатации демонстрационного реактора JPDR (Япония) [13], реализованном к настоящему времени, использованы технологии демонтажа основного оборудования:
— корпуса реактора из углеродистой стали — с применением подводной циркуляционной дуговой пилы-
— внутреннего оборудования (углеродистая сталь) реактора — с применением подводной плазменной дуговой резки-
— трубопроводов (коррозионно-стойкая сталь) реактора относительно большого диаметра изнутри — с применением вращающихся дисковых ножей-
— трубопроводов (коррозионно-стойкая сталь) реактора относительно малого диаметра взрывом — с применением шнуровых зарядов.
В технических предложениях Волгодонского центра Всероссийского научно-исследовательского института атомного машиностроения по герметизации реактора первого блока Белоярской АЭС с демонтажем оборудования верхней плиты и подреакторного помещения предусматривалось использование нескольких способов термической и механической резки, а также способов перемещения получаемых фрагментов [14]. Для реализации технических предложений требуется более 50 наименований технологического оборудования, оснастки и инструмента, основная часть которой — вновь разрабатываемые или покупные изделия с доработкой для условий применения.
Заключение. Сложность разработки и применения технологии и технологических средств демонтажа оборудования блоков АЭС при их выводе из эксплуатации обусловлена действием совокупности ограничений и требований технического и экономического характера и радиационной безопасно-
сти демонтажных работ, а также принятием решений в большом массиве факторов влияния.
Проблемы демонтажных работ могут быть решены при современном уровне привлекаемых технологий и средств технологического оснащения. Информационную и методическую поддержку в разработке технологии демонтажа оборудования обеспечивает разработанная авторами система проблемно-ориентированного проектирования, адаптированная к среде и условиям ее действия. Для решения проблемы обязательно понимание и соблюдение культуры безопасности в данной области технической деятельности.
Литература:
1. Перспективные направления создания экологически безопасных транспортно-упаковочных комплектов для перевозки и хранения отработавшего ядерного топлива [Электронный ресурс] / А. С. Васильев, А. В. Романов, П. О. Щукин // «Инженерный вестник Дона», 2012, № 3. — Режим доступа: http: //www. ivdon. ru/magazine/archive/n3y2012/910 (доступ свободный) -Загл. с экрана. — Яз. рус.
2. Савченко, В. А. Технические средства демонтажа АЭС, снимаемых с эксплуатации [Текст] / В. А. Савченко // Реф. сб. ВИНИТИ. Серия: Атомная энергетика. — М., 1990. — Вып. 6. — С. 10−53.
3. Технологические аспекты демонтажа тепломеханического оборудования блока № 1 и машзала 1 очереди Белоярской АЭС [Текст] / Б. К. Былкин [и др.] // Энергет. стр-во. — 1994. — № 10. — С. 7−11.
4. Berela A.I., Bylkin B.K., Kolyadko A.A., Etingen A.A. Analyzing ways to dismantle VVER-440 reactor vessel. — Nuclear Europe Worldscan. — 1992. — t. 9/10. — Р. 80−81.
5. Елагин, Ю. П. Новые разработки в сфере вывода из эксплуатации ядерных объектов [Текст] / Ю. П. Елагин //Атом. техника за рубежом. -1999.- № 7. — С. 3−17.
6. Радиационная безопасность демонтажа при снятии с эксплуатации АЭС [Текст] / Б. К. Былкин, С. Г. Цыпин, А. А. Хрулев // Атом. техника за рубежом. — 1995. — № 5. — С. 9−22.
7. Стратегия вывода из эксплуатации первого энергоблока Ленинградской АЭС [Текст] / Б. К. Былкин, Ю. А. Зверков // Изв. Академии пром. экологии. — 2001. — № 1. — С. 67 — 84.
8. Снятие АЭС с эксплуатации. Разработка демонтажной технологии [Текст] / А. И. Берела [и др.] //Атом. энергия. — 1997. — Т. 83, вып. 6. — С. 429−433.
9. Проблемно-ориентированная система проектирования технологии демонтажа оборудования при выводе из эксплуатации блоков АЭС [Текст] / Б. К. Былкин, А. И. Берела //Атом. энергия. — 2000. — Т. 89, вып. 3. — С. 189−196.
10. Математические модели неопределённостей систем управления и методы, используемые для их исследования [Электронный ресурс] / Н. А. Целигоров, Е. Н. Целигорова, Г. В. Мафура // «Инженерный вестник Дона», 2012, № 4 (Ч. 2). -Режим доступа: http: //www. ivdon. ru/magazine/archive/n4p2y2012/1340 (доступ свободный) — Загл. с экрана. — Яз. рус.
11. Оптимизационные аспекты проектирования технологического процесса демонтажа оборудования при выводе из эксплуатации блоков атомных станций [Текст] / А. И. Берела, Б. К. Былкин, В. А. Шапошников // Тяжелое машиностроение. — 2004. — № 6. — С. 9−14.
12. Технология и технологическое оснащение демонтажа оборудования при выводе из эксплуатации блока АС [Текст] / А. И. Берела, Б. К. Былкин // Изв. Академии пром. экологии. — 2004. — № 4. — С. 80−86.
13. Ishikawa M. et al. Reactor decommissioning in Japan: Philosophy and first programme. — «Nuclear power performance and safety. Conference proceedings. Vienna, 28 september — 2 october 1987, v. 5. Nuclear Fuel Cycle». IAEA, Vienna, 1988, Р. 121−124.
14. Технологическое оборудование для герметизации реакторного пространства блоков первой очереди Белоярской АЭС [Текст] / А. И. Берела,
Б. К. Былкин, Ю. А. Этинген // Тяжелое машиностроение. — 2006. — № 9. — С. 10-
13.

ПоказатьСвернуть
Заполнить форму текущей работой