CC BY
352
ЗАЩИТНЫЕ БЕТОНЫ ДЛЯ АЭС НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ SHIELDING CONCRETES OF NEW GENERATION NPPS
И.А. Енговатов I.A. Engovatov
ФГБОУ ВПО МГСУ
Рассмотрены требования, предъявляемые к бетонам радиационной защиты АЭС для всех стадий ее жизненного цикла. Предложена программа комплексных исследований перспективных бетонов для АЭС нового поколения.
Demands for concretes of radiation shielding at all stages of its NPP life cycle are considered. Investigation program perspective concretes for generation of NPP are suggested.
До аварии на АЭС «Фукусима-1» атомная энергетика в России и за рубежом переживала период ренессанса, так как в годы нового столетия стало ясно, что устойчивое экономическое цивилизации невозможно без широкомасштабного использования атомной энергетики. Несмотря на негативные последствия аварии, ряд ведущих про-мышленно развитых и развивающихся стран, таких как Россия, США, Франция, Китай, Индия, Египет и др. продолжают осуществлять свои планы в области использования атомной энергетики.
Перспективы развития атомной энергетики Российской Федерации определены Стратегией развития атомной энергетики России на первую половину XXI века, Энергетической стратегией России на период до 2020 года, Федеральной целевой программой (ФЦП) "Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007 -2010 годы и на перспективу до 2015 года".
Среди целого ряда проблем, которые необходимо решить на новом этапе развития атомной энергетики важную роль играют материалы и конструкции радиационной и биологической защиты атомных станций, в основном конструкционные и защитные бетоны. Причем эта важная роль соотносится с основными этапами жизненного цикла объектов атомной энергетики. На этапе строительства они в значительной мере определяют стоимость объекта. Так для сооружения блока АЭС электрической мощностью 1000 МВт требуется порядка 500 000 тонн бетона. На этапе эксплуатации бетонные защитные конструкции обеспечивают безопасность персонала, населения и окружающей среды.
Особенно велика роль строительных бетонных защитных конструкций при выводе из эксплуатации (ВЭ) атомных станций. Это обусловлено пятью основными факторами. Во-первых, конструкции и материалы радиационной защиты дают более 80% объема радиоактивных отходов при ВЭ АС. Во-вторых, строительные конструкции радиационной защиты, выполняя функции несущих конструкций, определяют долговечность зданий реакторных установок, выведенных из эксплуатации или находящихся в стадии длительной консервации. В- третьих, работы по обследованию, дезакти-
8/2011 ВЕСТНИК
вации и демонтажу защитных конструкций дают около 40% вклада в дозовые затраты персонала. В-четвертых, значительные объемы железобетона и металлоконструкций, достигающие десятков и сотен тысяч тонн, образующихся в процессе демонтажа зданий реакторных установок, можно вернуть в повторное использование. В противном случае возникают значительные проблемы с захоронением огромного количества нерадиоактивных или низкоактивных отходов. В-пятых, здания и сооружения блока АС или их значительная часть могут быть возвращены в повторное использование, в том числе и для нужд атомной энергетики [1-2].
Современный подход к проектированию и строительству атомных станций нового поколения, требует в частности учета этапа вывода из эксплуатации уже на стадии проектирования [1-7]. В этой связи необходимо подойти по новому к использованию традиционных и разработки новых составов защитных и конструкционных бетонов. Используемые бетоны при строительстве АЭС, должны обладать как традиционными физико-механическими параметрами, собственно бетона, используемого для промышленного строительства, в качестве конструкционного строительного материала, так и рядом специфических параметров, присущим материалам защитных конструкций АЭС.
Опыт проектирования, строительства и эксплуатации новых АЭС показал, что используемые бетоны можно условно разделить на три категории, к которым предъявляются специфические требования в зависимости от места использования, условий и сроков эксплуатации.
Все бетонные и железобетонные несущие, ограждающие и защитные конструкции зданий и сооружений АЭС можно условно разделить на 3 категории.
1. Бетоны для конструкций, зданий и сооружений, которые в процессе эксплуатации АЭС, без учета аварийных ситуаций не подвергаются радиоактивному загрязнению и облучению потоками нейтронов при эксплуатации, выводе из эксплуатации и обращении с радиоактивными отходами (РАО).
2. Бетоны и конструкции, здания и сооружения, которые при эксплуатации АЭС непосредственно контактируют или могут контактировать с источниками радиоактивного загрязнения, подвергаются облучению гамма-излучению или в которых (помещениях) хранятся, складируются или перерабатываются РАО.
3. Бетоны радиационной защиты, подвергаемые облучению нейтронными потоками.
Специфические требования к таким бетонам приведены в Таблице 1.
Таблица 1.
Специфические требования, предъявляемые к бетонам и бетонным конструкциям для различных объектов атомной станции
Категория Место использования Специфические требования
1- ая Конструкционные бетоны, используемые для большинства строительных конструкций, вспомогательных, административных, складских зданий и сооружений. К бетонам этой категории предъявляются обычные требования как к традиционному конструкционному строительному материалу. Дополнительными требованием является низкое содержание естественных радионуклидов (ЕРН), что связано с повторным использованием (рециклом) огромного количества бетона при демонтаже зданий и сооружений при ВЭ АЭС [4].
Категория Место использования Специфические требования
2- ая Бетоны для конструкций и помещений, в которых возможно радиоактивное загрязнение радионуклидами. Помещения контура теплоносителя, спец-водоочиски, хранилища РАО и др. С учетом всех этапов жизненного цикла АЭС бетоны радиационной защиты должны иметь: - низкое содержание естественных радионуклидов (ЕРН); - высокую эффективность для ослабления потоков гамма- излучения; - низкую диффундирующую способность, минимизирующую проникновение радиоактивных веществ в различной фазовой консистенции в «тело» защитной бетонной конструкции; - ремонтопригодность
3 - ья Бетоны радиационной защиты, подвергаемые облучению нейтронными потоками. Радиационно-тепловая и биологическая защита реактора, боксы в приреакторном пространстве. Бетоны этой категории должны иметь: - высокую эффективность для ослабления потоков гамма- и нейтронного излучения; - низкую активационную способность при облучении потоками нейтронов; - высокую радиационную стойкость.
Анализ ситуации, как в России, так и за рубежом показал, что конструкционные и защитные бетоны выполняли и выполняют свои функции на стадии эксплуатации блоков АЭС [8].
В тоже время в виду отсутствия или неполноты нормативных требований к бетонам второй и третьей категории, на стадии вывода из эксплуатации возникают проблемы, основными из которых являются:
- использование, конструкционных и защитных материалов без предварительного анализа их активационной способности, что приводит к повышенным уровням наведенной активности;
- отсутствие данных о химическом составе материалов оборудования и защиты с указанием содержания «следовых» элементов, определяющих долгоживущую наведенную активность, затрудняет проведение расчетов их активности и оценку объемов радиоактивных отходов (РАО);
- отсутствие требований по содержанию ЕРН, а также к абсорбционной способности бетонов приводит к необходимости дополнительных исследований при оценке объемов РАО и материалов повторного использования.
Таким образом, при сооружении АЭС необходимо подойти по новому к использованию традиционных и разработки новых составов защитных и конструкционных бетонов, поскольку проведенные ранее исследования [1- 2, 8-10] показали практиче-
Б/2011 М1ВЕСТНИК
скую возможность обеспечения основных специфических свойств конструкционных и защитных бетонов для АЭС.
Определяющими характеристиками с точки зрения ВЭ будут низкие активаци-онная способность, содержание ЕРН и абсорбция радионуклидов.
С этой целью представляется целесообразным провести цикл расчетно-экспериментальных исследований, включающих:
- выбор ограниченного количества используемых и перспективных материалов для исследований (фибробетоны, стеклобетоныбетоны на различных заполнителях, неметаллическая арматура, нетрадиционные вяжущие);
- разработку методик и проведение комплексные исследования нового класса строительных защитных материалов по физико-механическим, радиационным и экологическим параметрам и сорбционной способности по отношению к радионуклидам;
- разработку, аттестацию и внедрение технических условий и паспортов на технологический и химический состав конструкционных и защитных материалов для сооружения наиболее ответственных конструкций и элементов;
- разработку соответствующих нормативно-технических документов, регулирующих практическое использование перспективных конструкционных и защитных материалов для АЭС нового поколения.
Практическая реализация предложенных подходов позволит осуществить будущую стадию вывода из эксплуатации АЭС нового поколения безопасным и экономичным образом, за счет уменьшения объемов радиоактивных отходов, снижения радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду, увеличения объемов повторного использования материалов демонтируемых АЭС.
Литература
1. Енговатов И.А. Проблемы реконструкции и вывода из эксплуатации блоков АС.
Вестник МГСУ. Спецвыпуск 2/2009, с. 190-198
2. Дубровский В.Б., Лавданский П.А., Енговатов ПА. Строительство атомных электростанций. Учебник для ВУЗов. Издательство АСВ. Москва. 2010 г.
3. НП 012-99 Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации блока
АС. Москва 1999г.
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. Radiation Safety Assurance: Decommissioning Nuclear Reactors at Civil and Military
Installations. Monographia. Arlington, VA 22201 USA 2005. Engovatov I.A.., Mashkovich V.P.,
Orlov Y.V., Pologikh B.G., Khlopkin N.S., Tsypin.
7. Совершенствование регулирующих документов по выводу из эксплуатации энергоблоков АЭС. Былкин Б.К., Енговатов И.А., Зимин В.К. и др. Атомная энергия. Т.107. Выпуск 6, декабрь 2009, с. 307-312.
8. Поспелов В.П., Миренков А.Ф., Покровский С.Г. Бетоны радиационной защиты
атомных электростанций. ООО «Август Борг», 2006.
9. Engovatov I.A., Baboshin N.G., Kudryavtseva A.V., Stefanov N.I., Stepkin S.I.
Radioactive contamination and the induced activity shielding materials and constructijns in decommissioning NPP. Third Annual Scientific Conferect Nuclear Society International, Moscow book of Abstracts, St. Petersburg, 14-18, September 1992. P.576.
10. Енговатов И.А., Лавданский П.А., Румянцев Б.М. Стеклобетоны для радиационно-тепловой и биологической защиты ядерно-технических установок. IX РОССИЙСКАЯ НАУЧ-
НАЯ КОНФЕРЕНЦИЯ. Радиационная защита и радиационная безопасность в ядерных технологиях. 24-26 октября 2006. Обнинск. Тезисы докладов. С 235 - 238.
Literature
1. Engovatov I.A. Problems of reconstruction and decommissioning NPP units. Vestnic
2. V.B. Dubrovskii, P.F. Lavdanskii, I.A. Engovatov. Building Nuclear Power
Stations.Moscow, 2010- 368 p.
3. NP 012-99 Rules of Safety Assurance to Decommissioning NPP. Moscow. 1999.
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. Radiation Safety Assurance: Decommissioning Nuclear Reactors at Civil and Military Installations. Monographia. Arlington, VA 22201 USA 2005. Engovatov I.A.., Mashkovich V.P., Orlov Y.V., Pologikh B.G., Khlopkin N.S., Tsypin.
7. Perfection of regulatory documents on decommissioning of the nuclear power station units. Belkin B.K., Engovatov I.A., Zimin V.K. et al. Atomnaja Energia, (2010),V. 107, No. 6, pp. 307-312.
8. Pospelov V.P., Mirenkov A., Pokrovskij S.G. Concrete of radiating shield of atomic power stations. (Concrete radiating shield of atomic power stations. (development, researches, introduction) -M.: Open Company " August Borg ", 2006 - 652 p.
9. Engovatov I.A., Baboshin N.G., Kudryavtseva A.V., Stefanov N.I., Stepkin S.I. Radioactive contamination and the induced activity shielding materials and constructijns in decommissioning NPP. Third Annual Scientific Conferect Nuclear Society International, Moscow book of Abstracts, St. Petersburg, 14-18, September 1992. P.576.
10. Engovatov I.A., Lavdansky P.A., Rumyantsev B.M. Glass Concretes of radiating thermal and biological shield for nuclear installations. IX Russian Scientific Conference. Radiation Shielding and Radiation Safety of nuclear technology. . 24-26 October. 2006. Obninsk. Book of Abstracts. P. 235 - 238.
Ключевые слова: АЭС нового поколения, защитные бетоны, стадии жизненного цикла АЭС, проектирование, сооружение, эксплуатация, вывод из эксплуатации
Key words: NPPs of new generation, shielding concrete, stages of NPP life cycle. designing, construction, operation, decommissioning
129337, г. Москва, Ярославское ш., д. 26.; тел/факс +7 499 183 26 74;
e-mail: [email protected]
Рецензент: Рецензент: Тихановский В.Л. кандидат технических наук, ЗАО «НЕОЛАНТ»,
директор от департамента
