ОДЕСЬКИЙ НАЦІОНАЛЬНИЙ ПОЛІТЕХНІЧНИЙ УНІВЕРСИТЕТ
ОДЕСЬКИЙ НАЦІОНАЛЬНИЙ ПОЛІТЕХНІЧНИЙ УНІВЕРСИТЕТ
НОСОВСЬКИЙ АНАТОЛІЙ ВОЛОДИМИРОВИЧ
УДК 621.311.25:621.039.572
НАУКОВО-ТЕХНІЧНІ ОСНОВИ ЗНЯТТЯ З ЕКСПЛУАТАЦІЇ
АЕС З РЕАКТОРАМИ РБМК
05.14.14 – Теплові та ядерні енергоустановки
Автореферат
дисертації на здобуття наукового ступеню
доктора технічних наук
Одеса, 2002
Дисертацією є рукопис
Робота виконана в Лабораторії міжнародних досліджень та технологій
Чорнобильського центру з проблем ядерної безпеки,
радіоактивних відходів та радіоекології
Кабінету Міністрів України
Офіційні опоненти: доктор технічних наук, професор
Ключніков Олександр Олександрович,
МНТЦ “Укриття” НАН України,
генеральний директор, член-корр.
НАН України
доктор технічних наук, професор
Скалозубов Володимир Іванович,
Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки комітета ядерного регулювання України,
директор Одеської філії
доктор технічних наук, професор
Письменний Євген Миколаєвич,
Національний технічний університет України “Київський політехнічний інститут”, завідуючий кафедрою атомних електростанцій та інженерної теплофізики
Провідна установа: Інститут ядерних досліджень
НАН України, м. Київ
Захист відбудеться 01.07. 2002 р. о 14 годині, на засіданні спеціалізованої вченої ради Д 41.052.04 в Одеському національному політехнічному університеті за адресою: 65044, м. Одеса, пр. Шевченка, 1
З дисертацією можна ознайомитись у науковій бібліотеці Одеського національного політехнічного університету, м. Одеса, пр. Шевченка, 1
Автореферат розіслано 30.05.2002 р.
Вчений секретар
спеціалізованої вченої ради В.П. Кравченко
ЗАГАЛЬНА ХАРАКТЕРИСТИКА РОБОТИ
Кожна країна будує свою національну науково-технічну політику і визначає пріоритети її діяльності. Але які пріоритети не встановила б Україна, – одним з перших буде атомна енергетика і атомна промисловість. Це пов'язано з тим, що виробництво електроенергії на АЕС України складає більше 40%, з наявністю в експлуатації 13 енергоблоків, наявністю ресурсів, необхідних для розвитку атомної енергетики і промисловості (природні запаси уранової і цирконієвої руди), необхідністю зняття з експлуатації реакторів, що відпрацювали свій ресурс, та з перетворенням об'єкта “Укриття” в екологічно безпечну систему.
Подальший розвиток атомної енергетики України буде проходити шляхом модернізації і подовження ресурсу обладнання енергоблоків діючих АЕС, продовження будівництва енергоблоків Рівненської і Хмельницької АЕС, створення елементів ядерного паливного циклу, а також розробки спільно з іншими країнами проектів високо надійних, ефективних АЕС з застосуванням сучасних, більш безпечних технологій.
При цьому ніяк не обійтись без проведення робіт щодо зняття з експлуатації, включаючи демонтаж АЕС, які відпрацювали свій ресурс, переробки і захоронення радіоактивних відходів і відпрацьованого ядерного палива. Незважаючи на усі заходи щодо подовження строків експлуатації реакторів, настає час, коли їх необхідно знімати з експлуатації. Такий час настав для трьох реакторів у Чорнобилі. Ця робота є новою для атомної галузі України і потребує специфічних наукових знань і технологічних опрацювань.
Актуальність теми. Проблема зняття з експлуатації об'єктів атомної енергетики актуальна не тільки тому, що вже зараз Чорнобильська АЕС ввійшла в цей режим. Навіть якщо регулюючим органом будуть продовжені строки експлуатації решти АЕС України, то через 20–25 років ця проблема постане перед більшістю енергоблоків АЕС, які зараз експлуатуються. Зняття з експлуатації АЕС потребуватиме величезних коштів та розробки нових наукових підходів, які повинні бути розроблені завчасно.
15 грудня 2000 р., згідно з покладеними на себе зобов'язаннями, Україна зупинила останній діючий енергоблок № 3 Чорнобильської АЕС. Зняття з експлуатації енергоблоків АЕС в ряді країн світу є хоч і не зовсім характерним явищем, але не таким вже й новим, а значить, і більш зрозумілим. Вже існує досвід зняття з експлуатації енергоблоків у Японії, США, Німеччині, Росії та інших країнах.
Реактори РБМК в технічному відношенні мають серйозні відмінності від тих ректорів, на яких вже існує досвід щодо зняття з експлуатації. Реактор РБМК – це достатньо громіздка конструкція проекту початку 60-х років минулого століття і у світовій практиці відсутній досвід зняття з експлуатації подібних реакторів. Україна перша повинна набувати свого власного досвіду у знятті з експлуатації реакторів РБМК. Зняття з експлуатації подібних реакторів в подальшому буде здійснюватись в Литві (Ігналінська АЕС) і Росії (Ленінградська, Курська, Смоленська АЕС). Тому досвід України щодо зняття з експлуатації атомних реакторів РБМК стане у пригоді зазначеним державам. Можливо, що цей досвід буде необхідний і для інших країн, які мають атомні енергетичні установки.
Питання зняття з експлуатації мають велике наукове значення через відсутність досвіду зняття з експлуатації реакторів РБМК. Для процесу зняття подібних реакторів з експлуатації необхідна потужна науково-технічна та інженерна підтримка. Це пов'язано з проведенням досліджень реакторної установки, проведенням ядерно-фізичних розрахунків, підготовкою звітів з аналізу безпеки на всіх етапах зняття з експлуатації, розробкою технічних рішень і створенням нових технологій з використанням сучасних знань і принципів проведення подібних робіт. Крім того, усі роботи зі зняття з експлуатації необхідно старанно документувати з метою використання в майбутньому накопиченого досвіду.
Зв'язок роботи з науковими програмами, планами, темами. Дисертаційна робота виконувалася в рамках Меморандуму про взаєморозуміння між урядом України, урядами країн “Великої сімки” і Європейського Союзу щодо закриття Чорнобильської АЕС, прийнятого 20 грудня 1995 р. в Оттаві, Комплексної програми проведення робіт на об'єкті “Укриття” з 1994 по 2000 р.; відповідно до планів проведення науково-дослідних робіт Чорнобильської АЕС на 1996–2000 рр.; згідно з планами робіт Славутицької лабораторії міжнародних досліджень та технологій на 1997–2000 рр.; а також у відповідності з науково-технічними договорами між Славутицькою лабораторією міжнародних досліджень та технологій і Чорнобильською АЕС (№ 199, 200, 201 від 16.05.2000 р.), фірмою SGN (Франція), що очолювала консорціум проекту TASIC OSAT (№ CD 10860.01.006 від 15.01.98), фірмою АEА Тechnology (Велика Британія) (№ 16700358) і Тихоокеанською північно-західною національною лабораторією США (№ 321210-A-R7 від 11.07.97).
Мета та задачі дослідження. Метою роботи є концептуальне вирішення важливої народногосподарської проблеми зняття з експлуатації енергоблоків атомних електричних станцій на основі обґрунтованої методології. Для досягнення цієї мети були виконані такі основні задачі:
§ узагальнення і вибір варіанту зняття з експлуатації енергоблоків АЕС з реакторами РБМК, що виробили свій ресурс;
§ визначення процедур забезпечення якості, досліджень і організації робіт на етапі припинення експлуатації;
§ розробка методичних підходів і відпрацювання на прикладі енергоблоків Чорнобильської АЕС проведення комплексних інженерних і радіаційних обстежень на етапі припинення експлуатації;
§ здійснення розрахунків радіаційних характеристик конструкцій реакторної установки РБМК-1000;
§ аналіз особливостей зняття з експлуатації енергоблоків ЧАЕС з урахуванням наявності об'єкта “Укриття”, зони відчуження й інших наслідків аварій і радіаційних інцидентів;
§ розробка процедур і методів безпеки і радіаційного захисту при проведенні робіт зі зняття з експлуатації.
Об'єкт дослідження – процес зняття з експлуатації енергоблоків атомних електричних станцій з реакторами РБМК.
Предмет дослідження – концепція та стратегія зняття з експлуатації енергоблоків АЕС, що ґрунтуються на проведенні комплексних наукових та інженерних досліджень та розрахунків.
Методи дослідження
В роботі були використані:
§ метод аналізу та інтерпретації даних, одержаних з літературних джерел, експериментів та розрахунків;
§ метод фізичного моделювання процесів, обладнання, систем та конструкцій реакторної установки;
§ експериментальний метод для одержання даних радіаційного та інженерного дослідження реакторної установки;
§ імовірнісно-статистичний метод Монте-Карло, який використовується в комп'ютерних розрахункових кодах;
§ комплексний метод, який розкриває функціональні зв'язки систем реакторної установки на етапі зняття з експлуатації.
Наукова новизна роботи. Наукова новизна поданих у роботі матеріалів полягає в тому, що:
§ обґрунтовано і отримано модель концепції зняття з експлуатації енергоблоків АЕС з реакторами РБМК, яка враховує світовий досвід та знання і базується на національних і світових стандартах з безпеки;
§ розроблено та застосовано методику з визначення радіаційних характеристик активності устаткування і матеріалів за результатами спектрометричних вимірювань при проведенні радіаційних обстежень на обладнанні АЕС без його розкриття;
§ розроблені та застосовані методики, процедури і проведені інженерні і радіаційні обстеження енергоблока № 1 Чорнобильської АЕС на етапі припинення експлуатації;
§ отримані результати аналітичних розрахунків активності конструкції реакторної установки енергоблока № 1 Чорнобильської АЕС з використанням вперше застосованої фізичної моделі реакторної установки;
§ розроблено та застосовано комп'ютерну програму інформаційної підтримки діяльності щодо зняття з експлуатації;
§ розроблені методичні рекомендації стосовно безпеки і радіаційного захисту при проведенні робіт на етапі зняття енергоблоку з експлуатації;
§ забезпечено розвиток методів системи якості на етапі припинення експлуатації енергоблоків АЕС.
Практичне значення отриманих результатів. Результати дисертаційної роботи були використані на Чорнобильській АЕС при проведенні робіт із планування, підготовки нормативно-технічної та експлуатаційної документації, виконання практичних робіт зі зняття з експлуатації енергоблоків, а також перетворення об'єкта “Укриття” в екологічно безпечну систему. З використанням отриманих в роботі результатів були розроблені, узгоджені і затверджені у встановленому порядку такі експлуатаційно-технічні документи:
§ Програми припинення експлуатації енергоблоків № 1, 2, 3 Чорнобильської АЕС.
§ Регламенти експлуатації блоків № 1, 2, 3 Чорнобильської АЕС на етапі припинення експлуатації.
§ Програми вилучення ядерного палива з реакторів блоків ЧАЕС на етапі припинення експлуатації.
§ Керівництво з якості на етапі припинення експлуатації енергоблоків Чорнобильської АЕС і план заходів щодо його впровадження.
§ Комплексна програма зняття з експлуатації Чорнобильської АЕС.
На підставі цього пакету документів Державним комітетом ядерного регулювання України було видано Чорнобильській АЕС Ліцензію серії ЕО № 000040 на право здійснення зняття з експлуатації Чорнобильської АЕС.
З застосуванням розроблених методик щодо визначення радіаційних характеристик активності устаткування і матеріалів за результатами спектрометричних вимірювань проведені дослідження радіаційних параметрів енергоблоків № 1, 2 Чорнобильської АЕС. Проведене комплексне інженерне і радіаційне обстеження устаткування і систем. Виконано розрахунок активності конструкцій реакторної установки й оцінені обсяги радіоактивних відходів. Результати виконаних робіт стали основою для розробки стратегії зняття з експлуатації енергоблока.
На підставі розроблених методичних рекомендацій щодо організації радіаційного контролю енергоблока на етапі зняття його з експлуатації розроблений і знаходиться в експлуатації регламент радіаційного контролю енергоблока, здійснюються роботи з модернізації системи радіаційного контролю енергоблоків на етапі зняття з експлуатації.
Особистий внесок здобувача полягає в розробці:
§ Концептуального підходу щодо організації і проведення робіт, пов'язаних із зняттям з експлуатації енергоблоків АЕС.
§ Методики проведення інженерного і радіаційного обстеження енергоблока АЕС на етапі зняття з експлуатації.
§ Моделі і методу визначення активності конструкцій реакторної установки енергоблока АЕС.
§ Комп'ютерної програми інформаційної підтримки діяльності щодо зняття з експлуатації.
§ Методичних рекомендацій з організації радіаційного контролю енергоблока на етапі зняття його з експлуатації.
Апробація результатів дисертації. Основні висновки і результати дисертаційної роботи були повідомлені й обговорені на таких наукових форумах:
§ Двадцятий щорічний симпозіум Уранового Інституту. 6–8 вересня 1995 р. Лондон, Велика Британія.
§ International Symposium in Commemoration of the 50th Year of the Atomic Bombing. The Present State and Perspectives of Health Care for the Radiation-Exposed. Case Studies in the World and the Contribution of Hiroshima. 1995, Hiroshima, Japan.
§ Міжнародний семінар, присвячений 10-й річниці Чорнобиль ської катастрофи “Уроки Чорнобиля. Технічні аспекти”. 15–19 квітня 1996, Десногорськ, Росія.
§ V міжнародна науково-технічна конференція “Результати 10 років робіт з ліквідації наслідків аварії на ЧАЕС”. 1996, Зелений Мис, Україна.
§ II Міжнародна науково-технічна конференція, присвячена 10-й річниці завершення робіт з будівництва об'єкта “Укриття”. 25–28 листопада 1996, Славутич, Україна.
§ I конференція Міжнародного Чорнобильського центру “1997: Міжнародне співробітництво для Чорнобильської АЕС і міста Славутича”. 17–19 липня 1997, Славутич, Україна.
§ Міжнародний семінар МАГАТЕ “Поводження з радіоактивними відходами”. 8–12 червня 1998, Славутич, Україна.
§ II конференція Міжнародного Чорнобильського центру “1998: Міжнародне співробітництво – Чорнобилю”. 13–16 жовтня 1998, Славутич, Україна.
§ III Міжнародна конференція “Укриття-98”. 25–27 листопада 1998, Славутич, Україна.
§ Конференція “Міжнародна кооперація в ядерних технологіях”. 27–29 січня 1999, Вашингтон, США.
§ Міжнародний семінар МАГАТЕ “Невідкладні заходи, що проводяться медичною службою у випадку виникнення радіаційних аварій”. 20–24 квітня 1999, Славутич, Україна.
§ III конференція Міжнародного Чорнобильського центру “1999: Міжнародне співробітництво – Чорнобилю”. 14–16 жовтня 1999, Славутич, Україна.
§ IV щорічна конференція Міжнародного Чорнобильського центру “2000: Міжнародне співробітництво в Чорнобилі”. 26–29 вересня 2000, Славутич, Україна.
§ International Conference on Nuclear Science and Technology: Supporting Sustainable Development worldwide. Washington D.C., November 12–16, 2000, USA.
Публікації. Результати досліджень, подані в дисертаційній роботі, викладені в 47 публікаціях, у тому числі 5 монографіях.
Структура дисертації. Дисертація складається з вступу, шести розділів, висновку, додатків і містить 320 сторінок тексту, 28 малюнків, 49 таблиць і список літератури з 205 джерел.
ОСНОВНИЙ ЗМІСТ РОБОТИ
Вступ. У вступі наведена загальна характеристика роботи, обґрунтована актуальність теми і проблемних питань, що досліджуються в дисертаційній роботі. Сформульована мета роботи й основні положення, що виносяться на захист. Коротко викладені основні результати роботи, обґрунтовані її наукова новизна і практичне значення.
Розділ 1. Аналіз сучасного стану робіт із зняття з експлуатації енергоблоків АЕС. Проведено аналіз національної законодавчої і нормативної бази. Наведено основні визначення й етапи зняття з експлуатації енергоблоків атомних електричних станцій. Визначено перелік задач, необхідних для дослідження на етапі припинення експлуатації. Проведено аналіз вимог міжнародних стандартів, рекомендацій МАГАТЕ. Показано, що в даний час у більшості країн прийнятий приблизно однаковий підхід до зняття з експлуатації стаціонарних реакторних установок, що забезпечує три варіанти зняття АЕС з експлуатації: зберігання АЕС під наглядом; обмежене і необмежене використання території, тобто створення “зеленої галявини” і повторне використання майданчика для інших цілей.
Проаналізовано російську концепцію зняття з експлуатації, що відповідає основним положенням концепції МАГАТЕ. Показано, що в даний час соціально-політична ситуація в Росії змінилася і останнім часом пропонується не повна ліквідація енергоблоків АЕС, а саме їх безпечне зберігання. До такого висновку приводить насамперед відсутність регіональних і національних сховищ для захоронення радіоактивних відходів, зокрема після демонтажу реакторної установки.
Обмеженість фінансових коштів, багатоблочність АЕС також не дозволяють використовувати останній варіант, оскільки навіть при повному вивезенні відпрацьованого палива з ядерно-енергетичної установки, що знімається з експлуатації, і радіоактивних відходів після її демонтажу, на майданчику АЕС залишаються енергоблоки, наявність яких обмежує можливість використання майданчика. Така стратегія зняття АЕС з експлуатації прийнята, насамперед, для атомних енергоблоків великої потужності.
Здійснено аналіз деяких розділів Кодексу федеральних правил США, що стосуються процедури зняття енергоблока з експлуатації, яка визначена як безпечне припинення його експлуатації, зменшення залишкової активності до рівня, який дозволяє використовувати станційне устаткування без обмежень, і припинення дії ліцензії. У США також реалізуються три методи зняття енергоблоків з експлуатації. Найбільш поширеним варіантом є метод SAFSTOR, що характеризується розтягнутим у часі зниженням активності елементів енергоблока після закінчення його експлуатації до рівня, який дозволяє здійснювати його безпечний демонтаж.
На підставі проведеного аналізу теоретичного і практичного досвіду проведення робіт із зняття з експлуатації реакторних установок у США, Великій Британії, Японії, Росії, Німеччині, Франції сформульована ціль дисертаційної роботи і постановка основних задач дослідження.
Розділ 2. Дослідження моделей і вибір раціонального варіанту управління процесом зняття з експлуатації енергоблоків АЕС. Проведено дослідження існуючих моделей зняття АЕС з експлуатації. Перевага в усьому світі віддається таким моделям зняття з експлуатації: захоронення або ліквідація. Остання, у залежності від тривалості і способів проведення робіт під час зняття з експлуатації і застосовуваних для їх здійснення технологічних прийомів, розглядається у двох видах: ліквідація реакторних установок із негайним демонтажем реакторних конструкцій і ліквідація з відкладеним демонтажем реакторних конструкцій. Існують і інші варіанти, що являють собою комбінацію вищезгаданих. Досліджувались критерії вибору того або іншого варіанта.
Показано, що в уран-графітових реакторах домішки в реакторному графіті містять до 30 поширених у природі елементів концентрацією 10-4–10-6% за масою, багато з яких в результаті (n, g)-, (n, р)-, (n, a)-, (n, n)-реакцій утворять довгоживучі радіонукліди. Поряд із цією групою радіонуклідів у графіті присутні актиноїди і продукти ділення. Їх утворення обумовлене декількома причинами, головна з яких полягає у попаданні в графітову кладку часток палива внаслідок аварій паливних збірок. Внаслідок цього графіт набуває високих радіаційних властивостей. У графіті виявляються продукти ділення й актиноїди, що пояснюється присутністю домішок природного урану і торію в реакторному графіті (за оцінками до -5%), а також технологічними забрудненнями поверхонь оболонок паливних збірок ураном.
Зроблено висновок, що з урахуванням економічного стану країни в даний час реалізація варіанту з відкладеним демонтажем реакторних конструкцій є технічно й економічно найбільш доцільною. Цей варіант являє собою послідовність із п'ятьох етапів: підготовчий, короткочасна витримка, підготовка до тривалого зберігання, тривале зберігання під наглядом і заключний.
Показано роль інженерного і радіаційного обстеження при плануванні і проведенні робіт із зняття з експлуатації. Розробка програми і проведення комплексного обстеження здійснюються на етапі підготовки реактора до зняття з експлуатації. Результати обстеження використовуються для планування робіт із зняття з експлуатації і є інформаційною основою для розробки проектно-конструкторської, технічної й іншої документації. Обсяг обстеження повинний відповідати обраному варіанту зняття з експлуатації і включати окремі програми обстеження реакторних конструкцій, систем, устаткування реактора, а також промислового майданчика.
Розроблено загальні підходи щодо керівництва діяльністю і координації взаємодії підрозділів АЕС і сторонніх організацій. Визначено функції служби зняття з експлуатації й обов'язки посадових осіб у сфері діяльності, пов'язаній з припиненням експлуатації, а також вимоги до документації.
Розроблена концепція зняття з експлуатації Чорнобильської АЕС, де обґрунтований варіант консервації устаткування енергоблоків протягом тривалого часу. Цей варіант передбачає консервацію устаткування енергоблоків у наявних будівельних конструкціях на період не менше 30 років із проведенням мінімально необхідних робіт з демонтажу. Процес зняття з експлуатації 1, 2 і 3-го реакторів РБМК на Чорнобильській АЕС складається з програми підготовчих робіт, що включає в себе будівельні проекти, виконання задач першого етапу МАГАТЕ із зняття з експлуатації, а також поводження з експлуатаційними радіоактивними відходами і з відходами, що виникають під час робіт із зняття з експлуатації. Протягом періоду консервації (від 30 до 100 років) необхідно проводити роботи з нагляду і технічне обслуговування.
Розроблено програму забезпечення якості, метою якої є забезпечення якості діяльності, пов'язаної з припиненням експлуатації, що дозволяла б здійснювати ефективне планування і виконання робіт на етапі припинення експлуатації енергоблоків при безумовному дотриманні норм, правил і стандартів безпеки.
Розділ 3. Планування і методичне забезпечення комплексного інженерного і радіаційного обстеження. Для одержання повної інформації про стан енергоблока АЕС перед зняттям його з експлуатації проводиться комплексне інженерне і радіаційне обстеження (КІРО). Метою КІРО є створення бази даних про стан енергоблока, що згодом використовуватиметься для планування стратегії і тактики робіт із зняття енергоблока з експлуатації. Проведення КІРО на енергоблоках Чорнобильської АЕС має ряд специфічних особливостей, обумовлених радіаційними аваріями 1982 і 1986 рр. На підставі проведеного аналізу аварій них ситуацій, запропонований обґрунтований обсяг радіаційних досліджень реакторної установки.
З метою отримання даних про радіаційний стан енергоблоків на етапі зняття з експлуатації було розроблено методику використання портативного g-спектрометра для визначення складу гамма-випромінюючих радіонуклідів і питомої поверхневої активності внутрішніх і зовнішніх поверхонь устаткування і трубопроводів, що мають високо- і середньоактивне забруднення радіоактивними речовинами, за результатами спектрометричних вимірювань у місцях його розміщення без розкриття. Методика орієнтована на застосування переносних гамма-спектрометрів із використанням закритих (що знаходяться усередині захисту) напівпровідникових детекторів (НПД) і коліматорів в умовах АЕС.
Нехай гамма-детектор розташований над джерелом, розподіленим на деяких площах досліджуваних поверхонь. Нехай rD – вектор, що позначає позицію детектора відносно початку відліку 0, r позначає позицію диференціальної площі досліджуваної поверхні, а ri позначає позицію межі поділу повітря–матеріал досліджуваної поверхні.
Для джерела гамма-випромінення енергії Е повний нерозсіяний потік визначається:
де: – інтенсивність джерела для r; ms/r – масовий коефіцієнт ослаблення для матеріалу досліджуваного устаткування; ma/rа – масовий коефіцієнт ослаблення для повітря.
У результаті кожного виміру (експозиції) визначається швидкість рахунку Nf у ППП від повного потоку гамма-квантів, що падають на детектор під усіма можливими зенітними (q < qk) і азимутальними (j) кутами, що однозначно пов'язана з одиничними запасами активностей (Ai [Бк Ч м-2]) даного радіонукліда на n поверхнях досліджуваного устаткування:
де – калібрувальний коефіцієнт;
– калібрувальний коефіцієнт кутової кореляції функції відгуку, що враховує її залежність від кута падіння фотонів.
Після інтегрування для кожної реалізованої в дійсній методиці геометрії вимірів:
де qc – кут між площиною “тіньового коліматора” і відрізком прямої, яка з'єднує центр Ge-детектора і центр симетрії “тіньового коліматора”;
R – довжина цього відрізку;
jс – полярний кут цього відрізку.
У загальному випадку, якщо в області захвату тілесного кута спектрометра розташовується n ділянок поверхонь із різноманітними Аi і проведено j вимірів при різноманітних значеннях qc, jc і R, то ми маємо справу з масивом j величин, що спостерігаються – , що є функціями n параметрів Аi. Тобто, є система нелінійних рівнянь:
Проведено аналіз особливостей і взаємного розташування поверхонь, що мають високо- і середньоактивне забруднення устаткування, яке підлягає обстеженню. Результати аналізу показують, що в польових умовах практично в усіх випадках, при визначенні поверхневих активностей інтегрування буде виконуватись за двома комплектами ділянок геометричних поверхонь, які будуть розташовуватися в області захвату тілесного кута коліматора спектрометра:
§ плоскі, попарно паралельні площини, що перетинають лінію, яка проходить через відрізок R під різноманітними кутами (фільтри, баки, басейни і т.п.);
§ трубопроводи або окремі ділянки коаксіально розташованих геометричних поверхонь (труби, фільтри, змішувачі, колектори, балони, баки і т.п.).
У першому випадку (рис. 1) кожна площина (i) дає внесок у повний нерозсіяний потік гамма-випромінювання енергії Е, величина якого в такий спосіб залежить від величин, визначених на рис. 1.:
Рисунок 1. Схема для розрахунку полів лінійного джерела за захистом
В другому випадку, кожна циліндрична поверхня (i) розбивається на k лінійних ділянок. Кожна ділянка робить внесок у повний нерозсіяний потік гамма-випромінювання енергії Е (рис. 2), розмір якого в такий спосіб залежить від розмірів, визначених на малюнку:
,
,
де цифра (1 або 2) у нижньому індексі при F відносить цю величину до точки детектування (А1 або А2); SL, SA – лінійний і поверхневий вихід часток джерела відповідно; b – товщина захисту в числі довжин вільного пробігу.
Рисунок 2. Схема для розрахунку полів дискового джерела за захистом
Проведено експериментальне визначення похибки методики визначення питомої поверхневої активності внутрішніх і зовнішніх поверхонь устаткування і трубопроводів, що мають високо- і середньо-активне забруднення радіоактивними речовинами, за результатами спектрометричних вимірювань у місцях його розміщення без розкривання. Аналіз результатів вимірювань показав, що дійсна методика забезпечує здійснення вимірювань питомої поверхневої активності з відносною похибкою менше 50% у діапазоні від 1Ч10-9 Кі/см2 (37 Бк/см2) до 1Ч10-4 Кі/см2 (3,70 МБк/см2), у діапазоні енергій гамма-випромінювання від 80 до 1332 кеВ.
Розроблено методологію проведення комплексного інженерного і радіаційного обстеження устаткування і приміщень реакторної установки енергоблока № 1 Чорнобильської АЕС. Показано, що методологія проведення комплексного інженерного і радіаційного обстеження не залежить від типу реакторної установки, що входить до складу енергоблока. Тому досвід проведення комплексного інженерного і радіаційного обстеження, отриманий при проведенні робіт на енергоблоці № 1 Чорнобильської АЕС, може бути використаний при проведенні аналогічних обстежень на інших енергоблоках, як в Україні, так і в інших країнах. З достовірним ступенем точності приведені попередні резуль тати комплексного інженерного і радіаційного обстеження енергоблока № 1, які свідчать про те, що:
§ більш 90% радіоактивності, яка знаходиться на блоці, зосереджено в межах активної зони реакторної установки;
§ радіоактивне забруднення більшої частини устаткування перевищує рівні звільнення матеріалів від регулюючого контролю;
§ усі радіоактивні речовини, що знаходяться на енергоблоці, можна умовно розділити на радіонукліди аварійного й експлуатаційного походжень. Експлуатаційне забруднення зустрічається тільки на внутрішніх поверхнях устаткування, що містило раніше радіоактивні середовища і в фільтруючих елементах установок спецводоочистки;
§ якщо не розглядати активну зону, то основна частина сумарної радіоактивності, яка знаходиться на енергоблоці, обумовлена радіонуклідами експлуатаційного походження. Радіоактивність, обумовлена наслідками аварії 1986 р., не перевищує декількох відсотків;
§ велика кількість радіонуклідів зосереджена у відкладеннях на внутрішніх поверхнях устаткування контуру теплоносія та в іонообмінних смолах систем спецводоочистки. Радіаційну обстановку у приміщеннях, в яких розміщене дане устаткування, можна істотно поліпшити вилученням відпрацьованих смол і проведенням глибокої реагентної дезактивації контуру;
§ достатньо високою виявилася активність вентиляційного устаткування за рахунок відкладень радіонуклідів аварійного походження на внутрішніх поверхнях вентиляційних коробів.
Сформульовано вимоги та розроблена база даних, яка створена в рамках комп'ютерної інформаційної системи підтримки робіт із зняття з експлуатації, що повинна забезпечувати уявлення всієї необхідної інформації з інженерного і радіаційного стану приміщень, систем, устаткування, будівельних конструкцій і металоконструкцій реакторної установки, а також будівель, споруд і території енергоблока. Вихідними даними для формування бази даних стануть наявна проектно-конструкторська, монтажно-складальна й експлуатаційна документація, а також результати комплексного інженерного і радіаційного обстеження енергоблока АЕС. Впровадження в експлуатацію програмного комплексу на Чорнобильській АЕС дозволило використовувати багатофункціональну, зручну, з настроюваним доступом базу даних, що з успіхом можна застосовувати для потреб зняття з експлуатації таких складних об'єктів, як атомні електростанції.
Розділ 4. Розрахунок радіаційних характеристик конструкцій реакторної установки. З метою планування діяльності та визначення стратегії зняття з експлуатації необхідно мати оцінку активності конструкції та елементів реакторної установки, тому виконано розрахункові оцінки радіаційних характеристик елементів основних конструкцій реактора першого блока Чорнобильської АЕС, обумовлених активаційним випромінюванням конструкцій у результаті їх опромінення нейтронами під час експлуатації блока, а саме:
§ питома і сумарна активності елементів конструкцій реактора;
§ потужності дози гамма-випромінювання поблизу конструкцій реактора;
§ прогноз динаміки зміни названих радіаційних характеристик конструкцій реактора в залежності від часу їхньої витримки;
§ залишкова радіоактивність графітової кладки в області комірки 62-44, обумовлена наслідками аварійної руйнації каналу в 1982 р.
Розрахунки просторового розподілу потоку нейтронів в об'ємі реактора й елементах, оточуючих його металоконструкцій першого блока Чорнобильської АЕС, були виконані на основі тривимірної повномасштабної розрахункової моделі за допомогою програми MCNP, що реалізує метод Монте-Карло з урахуванням інформації з історії експлуатації блока. Бібліотека ядерних даних для програми була підготовлена шляхом обробки файлів оцінених ядерних даних ENDF/B–6 по програмі NJOY.
Для розрахунків ізотопного складу використовувалася розрахункова комп'ютерна програма CHAIN, що реалізує аналітичне рішення рівнянь трансмутації ядер матеріалів. У якості початкового ізотопного складу розглядалися всі нукліди, що входять до складу матеріалу на початок опромінення, включаючи домішки з малими концентраціями. При розрахунках зміни ізотопного складу в умовах опромінення при роботі реактора на потужності розглядалися всі ланцюжки ізотопів, що виникають при радіоактивних розпадах (a, b-, b+, K-захват та інші), і при взаємодії з нейтронами (реакції (n, g), (n, p), (n, a), (n, d), (n, 2n) і т.д.).
Для розрахунків потужності дози була використана програма DORT, що здійснює чисельне рішення рівняння переносу n-, g-випромінювання в речовині методом дискретних ординат у багатогруповому наближенні.
Повномасштабна розрахункова модель, використана в розрахунках, подана на рис. 3. Вона враховує опис усього простору усередині шахти реактора, включаючи графітову кладку з активною зоною, опорні і захисні металоконструкції реактора. На рис. 4 приведений фрагмент розрахункової моделі для паливного каналу.
Рисунок 3. Схема реакторної установки (розрахункова модель).
Загальний вигляд. 1 – графітова кладка; 2 – захисні плити; 3 – опорні блоки; 4 – кожух реактора;
5 – діафрагма; 6 – баки біологічного захисту схеми Л, Д; 7 – пісок; 8 – верхні тракти каналів;
9 – нижні тракти каналів; 10 – плитний настил; 11 – бетон шахти; 12 – схема С; 13 – схема Е; 14 – схема Є; 15 – схема Г; 16 – схема ОР; 17 – границя розрахункової моделі
Рисунок 4. Розрахункова схема каналу з ТВЗ:
а) поперечний переріз каналу; б) переріз ТВЕЛа.
1 – графітова втулка; 2 – графітовий блок; 3 – центральний стержень;
4 – ТВЕЛи; 5 – труба каналу; 6 – паливо; 7 – оболонка
Результати розрахункових оцінок тривалості витримки основних конструкцій реактора першого блока Чорнобильської АЕС після остаточної зупинки блока, необхідної для досягнення допустимого значення потужності дози гамма-випромінювання поблизу цих конструкцій, при якому робота персоналу біля цих конструкцій можлива без яких-небудь обмежень, підсумовані в табл. 1.
Таблиця 1
Оцінка тривалості витримки основних конструкцій реактора, необхідної
для проведення з ними робіт без обмежень для персоналу
Елемент конструкції реактора Тривалість витримки, років
1. Графітові блоки кладки реактора 90
2. Технологічні канали > 150
3. Захисні плити » 105
4. Опорні блоки » 105
5. Конструкції схеми КЖ 100
6. Внутрішня стінка бака водяного захисту (схема Л) 90
7. Конструкції схеми Є: · нижня плита · верхня плита · серпентинитова засипка 80 25 45
8. Конструкції схеми ОР: · нижня плита · верхня плита · серпентинитова засипка 85 25–30 40
9. Внутрішня стінка бака водяного захисту (схема Д) 15
10. Тракти технологічних каналів 70
Наведені в таблиці результати оцінок тривалості витримки основних конструкцій реактора першого блока Чорнобильської АЕС після зупинки блока варто розглядати як орієнтовні, оскільки потужність дози гамма-випромінювання поблизу цих конструкцій, зокрема, поблизу графітових блоків кладки реактора, в основному визначається радіонуклідом 60Co. Цей хімічний елемент відноситься до складу домішок і його вміст у домішці може коливатися в досить великому діапазоні.
Зміна питомої активності палива аварійного каналу, що залишився в графітовій кладці, показана на рис. 5. З рисунка видно, що продукти розподілу привносять значний внесок у повну активність протягом практично всього аналізованого часу витримки, і тільки до моменту часу витримки біля 140 років актиноїдна складова активності стає вище активності продуктів ділення.
Рисунок 5. Зміна питомої активності палива, що залишилося в кладці реактора
після аварії каналу ячейки 62-44, у залежності від часу витримки
Отримані результати розрахунків активності елементів основних конструкцій реактора показали, що сумарна активність конструкцій реактора на момент його остаточної зупинки при вивантажених паливі і поглиначах знаходиться на рівні 7Ч1017 Бк (20 Мкі). Основний внесок у сумарну активність конструкцій реактора вносить активність канальних труб (84%) і активність графіту кладки реактора (10%).
Ці ж конструкції реактора даватимуть основний внесок у сумарну активність і на всьому розглянутому інтервалі часу витримки – аж до 150 років. За рахунок витримки конструкцій реактора протягом зазначеного часу їхня сумарна активність може бути знижена на три порядки.
Розрахункові оцінки потужності дози гамма-випромінювання поблизу основних конструкцій реактора показують, що основними дозоутворюючими радіонуклідами в елементах конструкцій реактора є:
§ для металоконструкцій і графітової кладки – 60Co;
§ для технологічних каналів – 60Co і 94Nb;
§ для серпентинитової засипки – 60Co, 152Eu і 154Eu.
За рахунок витримки протягом порядку 100 років потужність дози гамма-випромінювання поблизу конструкцій, що входять до складу активної зони і відбивачів (труби каналів, графітова кладка), або конструкцій, що безпосередньо граничать із відбивачами, може бути знижена до рівня, що припускає здійснення робіт із їх демонтажу без обмежень за часом для персоналу. Технологічні канали відноситимуться до групи високоактивних твердих відходів аж до 150 років терміну витримки. Відходи графітової кладки належатимуть також до групи _исоко активних ТРВ при терміні витримки до 40 років, а металоконструкції, що прилягають до графітової кладки – при терміні витримки до 20 років.
Виконані розрахункові оцінки внеску в активність графіту кладки реактора від аварійного каналу 62-44 у результаті забруднення графіту залишками палива показали, що внесок активності залишків паливної композиції в повну активність графіту кладки (через вигорання палива протягом більш ніж 10 років) не перевершує 1%.
Розділ 5. Характерні риси зняття з експлуатації енергоблоків Чорнобильської АЕС. Для планування робіт щодо зняття з експлуатації необхідно мати оцінку кількості радіоактивних відходів на майданчику енергоблока. Ця кількість істотно залежить від історії експлуатації реакторної установки, аварій, які призвели до радіоактивного забруднення устаткування, будівельних конструкцій та території. Тому в цьому розділі приведено опис історії створення й етапів експлуатації енергоблоків Чорнобильської АЕС, включаючи опис радіаційних аварій, що сталися за час експлуатації станції. Показано вплив наслідків аварій на стан рівня безпеки станції і формування основних особливостей зняття енергоблоків з експлуатації. До таких особливостей відносяться:
§ підвищені рівні радіаційної обстановки;
§ наявність об'єкта “Укриття”;
§ наявність ядерного палива в графітовій кладці першого енергоблока;
§ наявність зони відчуження, що утворилася в результаті радіоактивного забруднення території;
§ наявність водоймища-охолоджувача з радіоактивними муловими відкладеннями;
§ значні обсяги радіоактивних відходів.
Показано, що проведення робіт щодо перетворення об'єкта “Укриття” в екологічно безпечну систему та розроблені й апробовані в ході реалізації цього проекту технології надалі можуть бути застосовані при проведенні робіт із зняття АЕС з експлуатації.
Виконано оцінку кількості відпрацьованого ядерного палива, наявного на майданчику станції, а також інших високоактивних відходів, рідких і твердих радіоактивних відходів, що утворилися в процесі експлуатації. Показано, що при підготовці майданчиків для будівництва об'єктів, необхідних для забезпечення процесу зняття станції з експлуатації й поводження з РАВ, проведенні часткового демонтажу будівель та споруд, а також інших заходів, пов'язаних із зняттям ЧАЕС з експлуатації, утворюватимуться радіоактивні відходи, обсяг і склад яких уточнюватиметься в ході виконання робіт.
За попередніми оцінками передбачається утворення близько 26000 м3 твердих і 6000 м3 рідких відходів при знятті ЧАЕС з експлуатації аж до початку етапу витримки. Запропоновано концепцію поводження з радіоактивними відходами, у якій передбачені всі аспекти прогнозування, мінімізації, класифікації, збору, сортування, обробки, кондиціонування, перевезення і збереження радіоактивних відходів.
Запропоновано методику і критерії обліку утворення і захоронення радіоактивних відходів для зони відчуження Чорнобильської АЕС. Для твердих і рідких радіоактивних відходів контроль потребує щоденного обліку відходів, що здаються кожним i-м підприємством у j-й день здачіj. Для твердих відходів це маса mij, питома активність Amij, для рідких – об'єм Vij, щільність rij, об'ємна активність AVij. Реальні значення відходів повинні порівнюватися з нормативами тимчасового збереження: масою mi(т) і активністю Аi(т) твердих, обсягом Vi(р) і активністю Аi(р) рідких відходів, а також сумарною активністю Аi(с). Умови не перевищувати нормативи тимчасового збереження твердих відходів можна представити у виді:
(1)
Аналогічно визначаються умови не перевищувати нормативи для рідких відходів:
(2)
Для сумарної активності радіоактивних відходів, що здаються підприємством, умова не перевищувати нормативи тимчасового збереження записується, як:
(3)
Виконання цих трьох приведених нормативів достатньо для контролю створення радіоактивних відходів на підприємствах та в місцях їх захоронення.
Показано, що на етапі підготовки блока до тривалого безпечного зберігання основною проблемою, що потребує аналізу і рішення, буде дезактивація першого контуру реакторної установки. Рішення цієї проблеми багато в чому залежатиме від потужності дози в його приміщеннях і необхідності вже найближчим часом проведення робіт у цих приміщеннях.
Розділ 6. Питання безпеки при проведенні робіт на етапі зняття з експлуатації. При підготовці енергоблоків АЕС до зняття з експлуатації необхідно особливо старанно проводити роботи з моніторингу і впровадження заходів, спрямованих на підтримку ядерної і радіаційної безпеки при приведенні енергоблока в ядерно-безпечний стан за рахунок повного вивантаження і видалення палива з активної зони, басейнів витримки і споруди реакторної установки.
Показана важливість застосування принципів культури безпеки як на стадіях проектування, будівництва, наладки, експлуатації, ремонту, так і зняття з експлуатації. Невиконання основних принципів культури безпеки позначається на рівні безпеки самої АЕС. Свідоме відношення кожної людини з числа персоналу станції до питань безпеки має принципове значення в досягненні задачі обмеження професійного опромінення і підвищення рівня безпеки в цілому.
Науково обґрунтовані і запропоновані до реалізації технічні рішення щодо реконструкції системи радіаційного контролю Чорнобильської АЕС на етапі зняття з експлуатації. Система радіаційного контролю Чорнобильської АЕС проектувалась у 60-х роках і не відповідає сучасним вимогам нормативних документів з безпеки. Система фізично і морально застаріла, тому необхідна її реконструкція з урахуванням наступних робіт із зняття енергоблоків з експлуатації. При цьому варто враховувати, що це одна з тих систем, яка повинна бути працездатна на всіх етапах перетворення блоків, що знімаються з експлуатації, у радіаційно безпечні об'єкти.
Метою створення нової системи є автоматизація процесів контролю параметрів радіаційної обстановки й інформаційного забезпечення служби радіаційної безпеки ЧАЕС в усіх режимах експлуатації і зняття з експлуатації енергоблоків, включаючи режим перетворення об'єкта “Укриття” в екологічно безпечну систему. Це повинно бути досягнуто за рахунок безперервного функціонування в реальному масштабі часу технічних засобів
