CC BY
105
УДК 621.311.25
И.А. Енговатов
ФГБОУВПО «МГСУ»
КОМПЛЕКСНОЕ ИНЖЕНЕРНОЕ И РАДИАЦИОННОЕ ОБСЛЕДОВАНИЕ В ПРОБЛЕМЕ ВЫВОДА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЭНЕРГОБЛОКОВ АЭС
Рассмотрена роль комплексного инженерного и радиационного обследования (КИРО) на последней стадии жизненного цикла блоков АЭС — вывода из эксплуатации (ВЭ). Изложены принципы, на которых базируются подходы к проведению КИРО. Приведены цели, задачи, методы и объекты КИРО. Кратко освещены назначение, форма и содержание отчета о комплексном инженерном и радиационном обследовании.
Ключевые слова: АЭС, вывод из эксплуатации, комплексное инженерное и радиационное обследование (КИРО), стадии жизненного цикла АЭС, проектирование, сооружение, эксплуатация.
Жизненный цикл энергоблока АЭС состоит из последовательности стадий, во время которых осуществляются следующие виды деятельности: размещение — sitting, проектирование — designing, сооружение — construction, эксплуатация — operation и завершающей стадии — вывода из эксплуатации — decommissioning. [1].
Эксплуатационный период энергоблока АЭС составляет 30...40 лет. К концу проектного срока службы АЭС должна быть переведена в ядерно-безопасное состояние, под которым понимается прежде всего удаление ядерного топлива с объекта, и выведена из эксплуатации.
Вывод из эксплуатации (ВЭ) АЭС, как правило, производится после исчерпания назначенного или продленного срока эксплуатации (службы) или в случае технической невозможности обеспечения дальнейшей безопасной эксплуатации, в том числе после крупной аварии [2, 3].
В документах Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) под выводом из эксплуатации блока АЭС понимается деятельность на завершающей стадии жизненного цикла блока АЭС, характеризуемая изменением состояния ядерной энергетической установки и блока АЭС в целом, включающая в себя этапы перевода блока АЭС в ядерно-безопасное состояние и реализацию выбранной стратегии (т.е. достижения заданного конечного состояния энергоблока АЭС) с целью осуществления полного или частичного его освобождения из-под контроля органов регулирования безопасности» [4—5]. Применительно к энергоблокам АЭС в документе ОПБ-88/97 (Общие положения обеспечения безопасности атомных станций) дано следующее определение: «Вывод блока из эксплуатации — процесс осуществления комплекса мероприятий после удаления ядерного топлива, исключающий использование блока в качестве источника энергии и обеспечивающий безопасность персонала, населения и окружающей среды».
При ВЭ блоков АЭС возникает специфическая проблема — радиоактивное загрязнение и активация (наведенная активность) части оборудования, строительных защитных конструкций, боксов и помещений, так называемая
остаточная радиоактивность. Хотя таких радиоактивных систем и помещений на АС не более 20 % от общего количества, именно они определяют принципиальное отличие ВЭ любого промышленного предприятия от ВЭ АЭС [3].
Ограниченный опыт вывода из эксплуатации исследовательских ядерных реакторов и блоков АЭС показал, что после выгрузки топлива, внутрикорпусных систем и демонтажа реактора основным источником радиоактивности, а следовательно, объемов радиоактивных отходов и дозовых нагрузок на персонал являются технологическое оборудование и строительные защитные конструкции.
С момента ввода АЭС в эксплуатацию все ее элементы и конструкции постепенно снижают свои качества в результате воздействия многих физико-химических, химических и радиационных факторов силового и несилового воздействия. После завершения проектного (30...40 лет) или продленного срока эксплуатации (10...15 лет) наступает стадия вывода из эксплуатации, которая может продлиться 70.100 лет.
Таким образом, на момент начала процесса ВЭ основные здания и сооружения блоков АЭС могут рассматриваться как радиационно опасные объекты, требующие радиационного контроля и контроля их технического состояния. Кроме того, любые действия, связанные с планированием и осуществлением тех или иных работ по ВЭ (в т.ч. демонтаж оборудования и строительных конструкций), должны опираться на полную и объективную информацию о радиационном и техническом состоянии блока АЭС. Такая объективная информация может быть получена только по результатам комплексного инженерного и радиационного обследования (КИРО) блоков АЭС.
КИРО блоков АС является необходимой и важнейшей информационной составляющей на заключительном этапе жизненного цикла.
В документе НП-012 «Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации блока атомной станции» дается следующее определение КИРО — комплекс мероприятий, необходимых для разработки проекта вывода из эксплуатации блока АЭС и направленных на получение информации об инженерно-техническом состоянии зданий, сооружений, строительных конструкций и оборудования, а также о радиационной обстановке в помещениях и на площадке блока АЭС, объемном и поверхностном загрязнении радиоактивными веществами помещений, оборудования и площадки блока АЭС, качественном и количественном составе радиоактивных отходов на блоке АС» [6].
Российское толкование КИРО соответствует западному: Inventory residual radioactivity and investigation of durability and stability of buildings and structures at NPPs (инвентаризация остаточной радиоактивности и исследование долговечности и устойчивости зданий, сооружений и систем блока АЭС).
Современное понимание КИРО, основанное на отечественном и зарубежном опыте проведения обследований на действующих и остановленных блоках АЭС, должно базироваться на следующих принципах:
сбор проектной и технической информации (документация); анализ информации по истории эксплуатации блока, в т.ч. оперативных данных служб, отвечающих за ядерную, радиационную и инженерную безопасность (оперативные данные);
подготовка и проведение исследований, необходимых для получения объективной картины радиационного и технического состояния оборудования, систем, зданий и сооружений блока АЭС (обследование);
обработка, анализ и представление данных для разработки проекта ВЭ, а также для принятия технических решений при реализации проекта ВЭ (обоснования и решения).
При этом учитываются следующие базовые положения и реалии, сложившиеся в атомной энергетике на данный момент:
под КИРО для вывода из эксплуатации блока АЭС понимается деятельность, проводимая на остановленном блоке с целью оценки фактического радиационного и технического состояния оборудования, систем, коммуникаций, зданий, сооружений и территории площадки размещения, объемов и агрегатного состояния радиоактивных отходов (РАО), оказывающих влияние на безопасность персонала, населения и окружающей среды;
КИРО является информационной составляющей документов: отчета о КИРО, базы данных по ВЭ, отчета по обоснованию безопасности, программы (окончательный план) вывода из эксплуатации, проекта вывода из эксплуатации блока АЭС;
объемы и предпочтительная составляющая (акцент) КИРО зависят от рассматриваемой (принятой) стратегии ВЭ. Например, при реализации стратегии «немедленный демонтаж» усиливается составляющая радиационного обследования, при стратегии «отложенный демонтаж» усиливается составляющая инженерного обследования.
Информационная основа, цели, задачи и объекты проведения КИРО. Информационным обеспечением при подготовке и проведении КИРО блока АЭС является:
проектная документация, включая определение соответствия проектных решений реализованным на конкретном блоке АЭС; история эксплуатации АЭС;
данные о техническом состоянии зданий и сооружений блока АЭС, строительных конструкций, оборудования и др.;
годовые отчеты о текущем состоянии безопасности блока АЭС. Объем, методы и сроки проведения КИРО устанавливаются Программой вывода из эксплуатации блока АС, зависят от выбранного варианта вывода из эксплуатации блока АС, технических средств для проведения обследования, доступности оборудования и систем для обследования, объема информации, необходимой для разработки проекта вывода из эксплуатации блока АЭС, и детально формулируются в техническом задании на проведение КИРО блока АЭС.
Общая программа комплексного обследования блока АЭС должна определять подлежащие обследованию элементы, этапы проведения комплексного обследования, методы и формы проведения обследования, состав подготовительных работ, средства для их выполнения, а также состав частных программ обследования элементов.
Целью комплексного инженерного и радиационного обследования является оценка фактического состояния и сбор представительной информации по остаточной радиоактивности систем, установок, конструкционных и защитных материалов, состояния, несущей способности и остаточного ресурса зданий остановленного блока АЭС, необходимых для определения количества и качества РАО, дозовых нагрузок на работников (персонал) при демонтаже оборудования, зданий и сооружений, принятия решения о стратегии вывода из
эксплуатации конкретного блока, для разработки программы и проекта вывода из эксплуатации.
Объектами комплексного инженерного и радиационного обследования являются оборудование, системы, здания, сооружения и прилегающая территория, которые при эксплуатации АЭС непосредственно контактируют с источниками радиоактивного загрязнения, подвергаются облучению нейтронными потоками или в которых хранятся, складируются или перерабатываются РАО в различном агрегатном состоянии, а также системы, конструкции, здания и сооружения, необходимые:
для обеспечения безопасности при ВЭ блока АС;
использования полностью (или частично) при проведении работ по ВЭ блока АС;
проведения демонтажа на различных этапах вывода из эксплуатации блока АС.
В результате комплексного инженерного и радиационного обследования должны быть решены следующие научно-технические и организационные задачи.
При комплексном инженерном обследовании:
оценка технического состояния строительных конструкций, кровли, покрытий, облицовок и т.п. блока АЭС;
определение степени коррозии арматуры несущих и ограждающих конструкций зданий и сооружений блока АЭС;
определение прочностных характеристик защитных строительных конструкций зданий и сооружений блока АЭС;
определение долговечности, устойчивости и остаточного ресурса зданий и сооружений блока АЭС;
оценка остаточного ресурса систем и оборудования, которые будут использованы при выводе из эксплуатации блока АЭС. При комплексном радиационном обследовании:
определение зон и границ зон радиоактивного загрязнения продуктами деления и радионуклидами, которые образовались за счет активации нейтронами конструкций, оборудования и систем за время эксплуатации блока АС, в зданиях и на территории площадки блока АЭС;
определение состава радионуклидов в зонах радиоактивного загрязнения продуктами деления и продуктами активации;
определение уровня поверхностного и глубинного загрязнения оборудования, строительных, защитных конструкций и территории площадки блока АС;
определение радиационной обстановки в помещениях и на площадке блока АС с учетом спада активности радионуклидов за счет естественного распада после окончательного останова блока АЭС;
определение суммарной и удельной активности загрязненных и активированных материалов, конструкций и оборудования.
Рассмотрим более подробно вопросы проведения конкретных видов обследования.
Комплексное инженерное обследование проводится с целью получения подробной информации о техническом состоянии блока АЭС, структуиро-ванной по зданиям, сооружениям, производственным помещениям, системам, установкам и оборудованию в помещении. Иными словами — это оценка текущего состояния объекта и его элементов с указанием выявленных дефектов,
определением пригодности, работоспособности оборудования и строительных конструкций зданий и сооружений для выяснения возможности дальнейшей безопасной эксплуатации и прогнозирование их поведения в будущем.
Сбор информации, проведение расчетов и инструментальное обследование следует проводить по следующим уровням:
здания и сооружения блока АС (несущие и ограждающие строительные и защитные конструкции, основания (фундаменты)); боксы и помещения;
строительные конструкции, физические барьеры, оборудование, установки, системы и элементы, расположенные в зданиях, сооружениях и помещениях блока АС.
В настоящее время в качестве основного варианта ВЭ в России выбран вариант отсроченного демонтажа блока АЭС с сохранением под наблюдением от 30 до 90 лет. В связи со столь длительной отсрочкой проведения основных работ по ликвидации блока АЭС как радиационно опасного объекта, особенно важным представляется обоснование несущей способности строительных конструкций и безопасности эксплуатации зданий и сооружений как основного барьера безопасности на пути распространения радиоактивных веществ (РВ).
Тенденция продления срока службы блоков АС и тот факт, что основной фронт работ по приведению блока АС в конечное состояние будет выполняться на заключительном этапе ВЭ (после сохранения под наблюдением остановленного блока), дают при выполнении КИРО особый приоритет обследованию строительных конструкций блока АЭС.
Для проведения инженерного инструментального обследования используются все современные методы и аппаратура, применяемые при обследовании гражданских и промышленных зданий, сооружений, конструкций и т.д. Существенным отличием проведения инженерного обследования на блоках АЭС является тот факт, что в ряде случаев обследование проводится в условиях значительной радиационной опасности для исследователей. Поэтому проведение обследования в таких условиях требует тщательного планирования и использования методик и аппаратуры, минимизирующей пребывание персонала в боксах и помещениях со значительной радиоактивной загрязненностью.
Комплексное радиационное обследование проводится с целью создания базы расчетно-экспериментальной информации по полям излучения и остаточной радиоактивности оборудования, систем и строительных конструкций блока АЭС, необходимой для оценки количества радиоактивных отходов, количества и видов материалов повторного использования и дозовых нагрузок работников (персонала) и оценки радиационного воздействия на население и окружающую среду при выводе из эксплуатации блока АЭС.
Информация о радиационном инженерном обследовании должна содержать данные о радиационной обстановке и остаточному содержанию РВ на блоке АС (в помещениях, системах, оборудовании и т.п.), полученные по утвержденным и аттестованным методикам на основе:
анализа данных измерения радиационной обстановки и параметров полей излучения, полученных в процессе эксплуатации блока АС;
обследования, включающего результаты прямых и косвенных измерений, при помощи поверенных в установленном порядке приборов и инструментов
применения расчетных методов для получения сведений, характеризующих радиационное состояние и содержание РВ в оборудовании и строительных и защитных конструкциях после окончательного останова блока АС.
Сбор информации, проведение расчетов и экспериментальное обследование следует проводить по следующим уровням: площадка блока АС;
здания, сооружения, конструкции, боксы и помещения технологических контуров и систем с радиоактивным оборудованием и средами в соответствии с проектом блока АС;
помещения, оборудование, установки и системы нерадиоактивных технологических контуров в соответствии с проектом блока АС, которые могли быть загрязнены РВ вследствие эксплуатации блока АС.
При проведении радиационного обследования используется весь спектр современной дозиметрической, радиометрической и спектрометрической аппаратуры, позволяющей с достаточной для практики точностью определять все радиационные параметры и характеристики.
Необходимо отметить, что радиационное обследование для ряда объектов на блоке АЭС (например, боксы, помещения, установки, системы, высокоактивное технологическое оборудование 1-го контура в зонах контролируемого доступа) осуществляется в условиях повышенной радиационной опасности для персонала. Поэтому в таких случаях рекомендуется минимизировать объем экспериментальных исследований, используя в основном расчетные методы прогнозирования.
Порядок подготовки и содержание отчетов по КИРО. В отчете по результатам КИРО должна быть изложена следующая информация: Инженерное обследование блока АС:
сведения по техническому состоянию и прогнозным оценкам остаточного ресурса и (или) срока службы основных зданий и сооружений;
сведения по техническому состоянию и прогнозу остаточного ресурса и (или) сроку службы и эффективности защитных барьеров;
сведения по техническому состоянию и ведомость оборудования, систем и установок, обеспечивающих безопасное проведение работ по ВЭ;
прогнозные оценки остаточного ресурса систем, элементов, оборудования, зданий, сооружений, конструкций и т.п. рекомендации.
Радиационное обследование блока АС:
сведения о радиационной обстановке на блоке АС;
сведения о загрязнении РВ оборудования;
прогноз изменения радиационной обстановки во времени;
оценка накопленных РАО и их агрегатном состоянии;
классификация помещений по уровням мощностей доз;
прогноз изменения объемов и категории РАО;
прогноз дозовых затрат при проведении работ на различных этапах ВЭ. Заключения, выводы и рекомендации по результатам КИРО блока АС: выводы о техническом состоянии систем и элементов, оборудования, зданий, сооружений, оснований, строительных конструкций блока АС с указанием их остаточного ресурса;
выводы о степени радиоактивного загрязнения систем и элементов, оборудования, зданий, сооружений, оснований, строительных конструкций и площадки блока АС;
прогноз изменения радиационной обстановки;
прогноз объемов РАО, их классификации и изменения со временем выдержки;
рекомендации по разработке окончательного плана по выводу из эксплуатации блока АЭС;
рекомендации по продлению ресурса систем, элементов, оборудования, зданий, сооружений и строительных конструкций.
Библиографический список
1. Совершенствование регулирующих документов по выводу из эксплуатации энергоблоков АЭС / Б.К. Былкин, И.А. Енговатов, П.М. Рубцов и др. // Атомная энергия. Декабрь 2009. Т. 107. Вып. 6. С. 307—312.
2. Igor A. Engovatov et alia. Radiation Safety Assurance: Decommissioning Nuclear reactors at Civil and Military Installations. Arlington, Virginia, USA. 2005.
3. Дубровский В.Б., Лавданский П.А., Енговатов И.А. Строительство атомных электростанций. М. : Изд-во АСВ, 2010. 368 с.
4. International Atomic Energy Agency, Decommissioning of Nuclear Power Plants and Research Reactors, IAEA Safety Standards Series No. WS-G-2.1, IAEA, Vienna (1999).
5. Decommissioning Strategies for Facilities Using Radioactive Material, Safety Reports Series. No 50, IAEA, Vienna (2007).
6. НП-012 «Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации блока атомной станции» НП-007—98 / Госатомнадзор России. М., 1998.
Поступила в редакцию в октябре 2012 г.
Об авторе: Енговатов Игорь Анатольевич — доктор технических наук, профессор кафедры строительства ядерных установок, ФГБОУ ВПО «Московский государственный строительный университет» (ФГБОУ ВПО «МГСУ»), 129337, г. Москва, Ярославское шоссе, д. 26, 8(499)183-26-74, [email protected].
Для цитирования: Енговатов И.А. Комплексное инженерное и радиационное обследование в проблеме вывода из эксплуатации энергоблоков АЭС // Вестник МГСУ 2013. № 1. С. 125—132.
I.A. Engovatov
COMPREHENSIVE ENGINEERING AND RADIATION SURVEYS IN DECOMMISSIONING
OF NUCLEAR POWER PLANTS
Comprehensive Engineering and Radiation Surveys (CERS) constitute the most important component of the final stage of the life cycle of NPPs, that is, decommissioning of nuclear power plants (NPP).
Decommissioning of NPPs is accompanied by specific problems, including radioactive contamination, construction of shields, boxes and rooms, and the so-called residual radioactivity. Although these works account for the 20% of the total amount of work associated with decommissioning, they constitute a fundamental difference between decommissioning of any industrial enterprise and an NPP.
Objectives, tasks, scopes and other matters of comprehensive engineering and radiological surveys that accompany the decommissioning of nuclear power plants are discussed by the author.
They include:
information basis, goals and objectives of CERS within the framework of decommissioning of NPP units;
CERS programs;
methods and means of engineering surveys;
findings of engineering surveys;
objectives, tasks and scopes of radiation surveys;
methods and means of radiation surveys;
findings of radiation surveys;
objectives, scopes of application and contents of comprehensive engineering and radiation survey reports required for the decommissioning of NPP units;
conclusions and recommendations based on the findings provided in CERS in respect of NPP units.
Key words: decommissioning of NPP units, comprehensive engineering and radiological survey (CERS), stages of the NPP life cycle.
References
1. Bylkin B.K., Engovatov I.A., Rubtsov P.M. Sovershenstvovanie reguliruyushchikh do-kumentov po vyvodu iz ekspluatatsii energoblokov AES [Improvement of Documents Regulating the Decommissioning of Power Generating Units of Nuclear Power Plants]. Atomnaya energiya [Nuclear Power]. December 2009, vol. 107, no. 6, pp. 307—312.
2. Igor A. Engovatov et alia. Radiation Safety Assurance: Decommissioning Nuclear Reactors at Civil and Military Installations. Arlington, Virginia, USA. 2005.
3. Dubrovskiy V.B., Lavdanskiy P.A., Engovatov I.A. Stroitel'stvo atomnykh elektrostan-tsiy [Construction of Nuclear Power Plants]. Moscow, ASV Publ., 2010, 368 p.
4. International Atomic Energy Agency, Decommissioning of Nuclear Power Plants and Research Reactors, IAEA Safety Standards Series no. WS-G-2.1, IAEA, Vienna, 1999.
5. Decommissioning Strategies for Facilities Using Radioactive Material, Safety Reports Series. No 50, IAEA, Vienna, 2007.
6. NP-012 «Pravila obespecheniya bezopasnosti pri vyvode iz ekspluatatsii bloka at-omnoy stantsii» NP-007—98 [Norms and Rules — 012 "Safety Assurance Rules Regulating Decommissioning of Power Generating Units of Nuclear Power Plants" Norms and Rules 007—98]. Gosatomnadzor Rossii [Federal Nuclear and Radiation Safety Supervisory Body], 1998.
About the author: Engovatov Igor' Anatol'evich — Doctor of Technical Sciences, Professor, Department of Construction of Nuclear Installations, Moscow State University of Civil Engineering (MGSU), 26 Yaroslavskoe shosse, Moscow, 129337, Russian Federation; [email protected]; +7 (499) 183-26-74.
For citation: Engovatov I.A. Kompleksnoe inzhenernoe i radiatsionnoe obsledovanie v probleme vyvoda iz ekspluatatsii energoblokov AES [Comprehensive Engineering and Radiation Surveys in Decommissioning of Nuclear Power Plants]. Vestnik MGSU [Proceedings of Moscow State University of Civil Engineering]. 2013, no. 1, pp. 125—132.
