Историко-технические аспекты и инженерно-экологические особенности вывода из эксплуатации объектов атомной энергетики тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 07.00.10, кандидат технических наук Кузнецов, Владимир Михайлович

• Кузнецов, Владимир Михайлович
• кандидат технических наук
• 2004

Оглавление диссертации кандидат технических наук Кузнецов, Владимир Михайлович

Введение. р

Глава 1. Основные этапы истории развития отечественного реакторостроения.

1.1 .Исторические этапы работ по «урановому проекту» в СССР.

1.2.История развития ядерной и радиационной безопасности.

1.3.Историческая необходимость проведения работ по выводу из эксплуатации объектов атомной энергетики в начальный период создания атомной промышленности.

1.4.История создания и опыт эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов.

1.4.1.Этапы развития и поколения промышленных уран-графитовых реакторов.

1.4.2.Этапы развития и поколения энергетических уран-графитовых реакторов.

1.4.3.Исторические уроки аварии на Чернобыльской АЭС как основной сдерживающий фактор развития уран-графитовых реакторов.

1.5.История создания и опыт эксплуатации во до-водяных энергетических реакторов.

1.5.1 .Особенности развития во до-водяных энергетических реакторов.

1.5.2.Этапы развития и поколения водо-водяных энергетических реакторов.

1 .б.История создания и опыт эксплуатации ядерных реакторов на быстрых нейтронах.

1.6.1 .Этапы развития реакторов на быстрых нейтронах.

1.7.Выводы к Главе 1.

Глава 2. Исторические аспекты развития национальных концепций вывода из эксплуатации объектов атомной энергетики.

2.1 .Историко-технический анализ основных положений программы вывода из эксплуатации энергоблоков АЭС, расположенных на территории Российской

Федерации.

• 2.2.Историко-научный анализ состояния российской законодательной базы, вопросов государственного и ведомственного регулирования, а также вопросов нормотворчества для процессов вывода из эксплуатации АЭС.

2.3.Исторические, политические, экономические и территориальные особенности национальных концепций вывода из эксплуатации реакторных установок за рубежом. Сравнительный анализ процесса вывода из эксплуатации АЭС в странах мира.

2.3.1.Франция. 2.3.2.Великобритания.

2.3.3.Итали я.

2.3.4.Бельги я.

2.3.5.Концепция МАГАТЭ вывода из эксплуатации реакторных установок.

2.4.Выводы к Главе 2.

Глава 3. Историческая необходимость вывода из эксплуатации объектов атомной энергетики - как одна из глобальных проблем развития атомной энергетики в XXI веке.

3.1.Историческая роль и место отечественной атомной энергетики в настоящее время. Три поколения энергоблоков АЭС.

3.2.Историко-технический анализ состояния безопасности АЭС, как основной фактор необходимости вывода из эксплуатации энергоблоков первого поколения.

3.3.Историко-технические аспекты вывода из эксплуатации Белоярской АЭС:.

3.3.1 .Обращение с отработавшим ядерным топливом.

3.3.2.Хранение и утилизация радиоактивных отходов.

3.3.3.Проблема разборки и утилизации графитовой кладки.

3.4.Историко-технические аспекты вывода из эксплуатации Нововоронежской

3.4.1.Основные этапы работ по выводу из эксплуатации энергоблоков

Нововоронежской АЭС.

3.4.2.0бращение с отработавшим ядерным топливом.

3.4.3.Хранение и утилизация радиоактивных отходов.

3.5.Продление проектного срока эксплуатации энергоблоков АЭС как историческая технико-экономическая необходимость.

3.6.Выводы к Главе. t

Глава 4. Инженерно-экологические аспекты вывода из эксплуатации АЭС.

4.1 .Экологическая безопасность процесса вывода из эксплуатации объектов атомной энергетики и конструктивные особенности проектов АЭС.

4.2.0ценка радиоактивности, накопленной при эксплуатации АЭС (качественный и количественный анализ).

4.2.1 .Характерные дозообразующие изотопы.

4.3.Шесть основных аспектов вывода из эксплуатации:.

4.3.1.Организация экологического мониторинга при выводе из эксплуатации

4.3.2.Анализ инженерно-экологических аспектов по обращению с отработавшим ядерным топливом.

4.3.3.Инженерно-экологические аспекты обращения с радиоактивными отходами. Основные этапы обращения с радиоактивными отходами на АЭС.

4.3.4.Инженерно-экологические проблемы создания межрегиональных хранилищ для долговременного хранения радиоактивных отходов, образовавшихся при выводе из эксплуатации АЭС.

4.3.5.Инженерно-экологический анализ методов демонтажа и дезактивации оборудования и их влияние на экологическую безопасность при выводе из эксплуатации АЭС.

4.3.6.Професиональное облучение (дозовые нагрузки) персонала при выводе из эксплуатации АЭС.

4.4.Проблемы организации и проведения радиационного контроля при выполнении работ по демонтажу и фрагментировании радиоактивных конструкций энергоблоков АЭС.

4.5.Радиоактивное загрязнение территорий выводимых из эксплуатации АЭС. Радиоактивные выбросы и сбросы.

4.6. Экологические проблемы обращения с облученным графитом кладки уран-графитовых реакторов.

4.7.Влияние проблем длительной прочности реакторных конструкций на экологическую безопасность выводимых из эксплуатации энергоблоков АЭС.

4.8.Выводы к Главе 4.

Глава 5. Историко-технические аспекты и инженерно-экологические особенности вывода из эксплуатации исследовательских ядерных установок.

5.1.Проблемы обеспечения ядерной и радиационной безопасности исследовательских ядерных установок.

5.2.Классификация исследовательских ядерных установок.

5.3.Особенности двух основополагающих аспектов вывода из эксплуатации исследовательских ядерных установок.

5.3.1.Инженерно-экологические аспекты обращения с радиоактивными отходами на исследовательских ядерных установках.

5.3.2.Инженерно-экологические аспекты обращения с отработавшим ядерным топливом на исследовательских ядерных установках.

5.4. Историко-технические аспекты вывода из эксплуатации исследовательских ядерных установок.

5.5.Выводы к Главе 5.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Историко-технические аспекты и инженерно-экологические особенности вывода из эксплуатации объектов атомной энергетики»

В середине 80-х г.г. XX века в атомной промышленности всего мира остро встал вопрос о выводе из эксплуатации (ВЭ) объектов атомной энергетики (ОАЭ).

Это касается, в первую очередь, атомных электрических станций, но не менее актуальна эта проблема и для всех других ОАЭ таких, как различного назначения исследовательские ядерные установки, объекты гражданского и военного флотов, радиохимические производства, установки общепромышленного и медицинского назначения, использующие в своей деятельности источники ионизирующего излучения.

По состоянию на 01.07.03 г. в состав ядерного энергетического комплекса Российской Федерации входили следующие ядерные и радиационные установки [19]:

• 213 ядерных установок (энергоблоки атомных станций, исследовательские ядерные установки, гражданский и военный флот и т.д.);

• 1226 транспортных упаковочных контейнеров;

• 454 пунктов хранения ядерных материалов и радиоактивных отходов;

• 16675 радиационных источников в народном хозяйстве;

• 1508 пунктов хранения радиоактивных веществ, радиоактивных отходов в народном хозяйстве.

При этом непосредственно в 30-километровых зонах атомных электрических станций (АЭС), а также вблизи предприятий ядерно-топливного цикла расположено порядка 1300 населенных пунктов, в которых проживают 4 млн. человек [15].

Всего в мире эксплуатируется 441 ядерный реактор с общей мощностью 359000 МВт (данные по состоянию на 01.01.02 г.). В 2001 году в эксплуатации находилось 438 реакторов общей мощностью 355000 МВт. В 2002 году к национальным энергосетям подключено 6 новых энергоблоков: 2 - на Циныпаньской АЭС (Китай), 2 - на Линьяоской АЭС (Китай), 1 -на АЭС «Ёнгван» в Южной Корее и 1 - на АЭС «Темелин» в Чехии. Кроме того, в 2002 году началось строительство 7 новых энергоблоков: 6 - в Индии и 1 - в КНДР (заливка первого бетона в рамках проекта Организации по развитию энергетики на Корейском полуострове -KEDO)\ Общее число строящихся блоков в мире равно 32.

Согласно опубликованным данным МАГАТЭ, в 2002 году зафиксирован незначительный прирост мировой выработки электроэнергии на АЭС: с 2544 млрд кВт/ч в 2001 году до 2574 млрд кВт/ч - в 2002 году.

• МАГАТЭ указывает, что КНДР имеет один строящийся энергоблок, однако KEDO заявляет о заливке первого бетона под строительство основных зданий обоих энергоблоков. По данным МАГАТЭ, Индия сооружает 7 энергоблоков, но индийская сторона говорит о ведущемся строительстве 8 реакторов. МАГАТЭ считает, что в России в стадии строительства находится 3 энергоблока, хотя мы заявили о строительстве 4 блоков: на Калининской, Курской, Волгодонской и Балаковской АЭС.

В 2003 году десятка стран, лидирующих в процентном отношении по выработке электроэнергии на АЭС, выглядела следующим образом: Литва (80,1 %), Франция (78 %), Словакия (65,4 %), Бельгия (57,3 %), Болгария (47,3 %), Украина (45,7 %), Швеция (45,7 %), Словения (40J %), Армения (40,5 %) и Швейцария (39,5 %). Классификация ядерных реакторов представлена на (рис.1)

ПРОМЫШЛЕННЫЕ ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ Т

ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ 1

ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЕ ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ I

----ч.

ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ

КРИТИЧЕСКИЕ СТЕНДЫ J к.

JL

ПОДКРИТИЧЕСКИЕ СБОРКИ

2.

Рнс.1. Классификации ядерных реакторов

В базе данных Всемирной ядерной ассоциации (WNA) собраны сведения о выведенных из эксплуатации ядерных установках, установках, ожидающих этой процедуры, установках, уже снимаемых с эксплуатации. В их числе:

• 115 энергетических и исследовательских реакторов;

• 5 предприятий по переработке топлива;

• 14 заводов по изготовлению топлива;

• 60 рудников.

В период до 2020 г. во всем мире будет выводиться из эксплуатации более 200 энергоблоков АЭС.

Так в 2002 году были остановлены 4 энергоблока: 2 - в Болгарии на АЭС «Козлодуй» и 2 - в Великобритании (АЭС «Брэдуэлл А» и «Брэдуэлл Б». Производство электроэнергии на них прекращено в марте 2002 г. после 40 лет эксплуатации).

В Канаде последняя АЭС была введена в строй в 1993 г., в США строится всего один реактор, первый за последние 25 лет. Причем, в ближайшие 10 лет, по расчетам специалистов, в США будут отключены, по крайней мере, 25 старых реакторов, содержание которых становится просто нерентабельным. Аналогичные тенденции проявляются и в ядерной энергетике на территории бывшего СССР. По экспертным оценкам после 2015 г. должна быть прекращена эксплуатация 25 энергоблоков АЭС. Перечень атомных электростанций, расположенных на территории бывшего СССР, с указанием причин вывода из эксплуатации, длительности эксплуатации и поколения энергоблока представлен в (табл.!) [11]. Длительность эксплуатации энергоблоков АЭС представлена на (рис.2)

Таблица 1

Энергоблоки АЭС расположенные на территории бывшего СССР п/п Название АЭС Номер блока Тип реактора Дата начала эксплуятации Причина вывода на эксплуатации; длительность эксплуатации, лет Поколение энергоблока АЭС

I Армянская 1 ВВЭР-440 28,12.76 Остановлен и 25.02.89 13 1

2 ВВЭР-440 31.12.79 Остановлен 18.03.89 г, Повторный пуск 05.11.95 г. 18 I

1 2 Балаковекая 1 ВВЭР-1000 20.12,85 17 II

1 2 ВВЭР-ЮОО 27.10.87 15 II

1 3 ВВЭР-1000 31.12.88 14

1 4 ВВЭР-ЮОО 20,12.94 8 Ш

1 5 ВВЭР-ЮОО строительство 111

1 з Запорожская 1 ВВЭР-ЮОО 26.12,84 18 И

I 2 ВВЭР-ЮОО 31.10.85 17 " II

1 3 ВВЭР-ЮОО 31.12.86 16 II

1 4 ВВЭР-ЮОО 31.12,87 II

1 5 ВВЭР-ЮОО 14.0S.89 13 II 1 6 ВВЭР-ЮОО 31.12,95 7 II

4 Калининская 1 ВВЭР-ЮОО 10.05.84 18 11

1 2 ВВЭР-ЮОО 31.12.86 16 11

I I 3 ВВЭР-ЮОО строительство

5 Кольская Г ВВЭР-ЮОО 15.08.73 29 I

2 ВВЭР-ЮОО 21.12.74 28 I

1 3 ВВЭР-ЮОО 24.03.81 21 II

1 4 ВВЭР-ЮОО 11.10.84 18 11

6 Нововоронежская 1 ВВЭР- 210 30.12.64 Остановлен 06.08.84 г. 20 1

2 ВВЭР- 365 15.12.69 Остановлен 29.08,90 г. 21 1

1 3 ВВЭР- 440 24,12.71 31 I

1 4 ВВЭР- 440 24.08.72 30 I

5 ВВЭР-ЮОО 30.05.80 22 II

7 Роненекая 1 ВВЭР- 440 22.12.80 22 I

Г 2 ВВЭР- 440 22.12,81 21 I "НИ 1 --г-^

3 I ВВЭР-1ШЮ 31.12.86 18 П

8 Хмельницкая I ВВЭР-ЮОО 31.12.87 .7 [I

Ожно-У край некая ВВЭР-ЮОО 31.12.82 20 п

2 ВВЭР-ЮОО 05.01.85 17 II

3 ВВЭР-ЮОО 20.09.89 13 II to .Волгодонская 1 ВВЭР-ЮОО 25.12.01 1 ш

2 ВВЭР-ЮОО строительство III

П Белоярская 1 амб-юо 26.04.64 Остановлен 10.12.81 г. 17 1

2 AM Б-200 31.12.67 Остановлен 31.12.90 г. 23 1

3 ОК -505 08.04.80 22 II

4 БМ-800 строительство 11

12 Бил иби некая I ЭГП-6 14,01.74 28 г

1 2 ЭГП-6 27.12,74 28 I

1 3 ЭГП-6 23.12.75 27 I

4 ЭГП-6 27.12.76 26 I

13 И гнал чнекая 1 РБМК-1500 08.01.84 18 II

1 2 РЬМК-1500 30.08.87 16 II

14 Курская 1 РБМК-ЮОО 19.12.76 26 ] I

2 РБМК-ЮОО 28.01.79 23 I

3 РБМК-1000 17.12.83 19 | II

4 РБМК-1000 21.12.85 !7 11

5 РБМК-ЮОО строительстио Ц

1 15 Ленинградская 1 РБМК-1000 07.01.74 28 1

2 РБМК-1000 18.10.75 27 1

1 3 РБМК-1000 28.12.79 23 11

4 РБМК-1000 10.02.8! 2! 11

16 Смоленская I РБМК-ЮОО 25.12.82 20 П

2 РБМК-1000 31.05.85 17 11

3 РБМК-ЮОО 31.12.89 13 II

17 Чернобыльская 1 РБМК-ЮОО 26.09.77 Остановлен -30.11.96 г. 11

2 РБМК-ЮОО 21,12.78 Остановлен - 11.10.91 г. II

3 РБМК-ЮОО 03.12.81 Остановлен - 11.12.00 г. II

4 РБМК-ЮОО 22,12. 83 Авария 26.04.86 г. 11 ts Шевченковская 1 БН-350 22.12.80 Остановлен 01.01.99 г. 1

Рис. 2, Длительность эксплуатации энергоблоков АЭС, расположенных на территории бывшего СССР.

ВЭ ОАЭ может быть вызван следующими причинами:

• исчерпанием планового срока службы,

• аварией, после которой эксплуатация невозможна или нецелесообразна;

• изменением требований надежности и безопасности эксплуатации, которые невозможно или нецелесообразно удовлетворить в рамках существующей конструкции;

• политической ситуацией в стране;

• экономической нецелесообразностью эксплуатации объекта.

Уже известно, что ВЭ ОАЭ напрямую связан с возникновением огромного количества проблем, в том числе научно-технического, экономического, информационного характера. Наличие таких проблем определяется:

• разнообразием ОАЭ, исчерпавших срок эксплуатации, и процессов, приводящих к образованию и накоплению радиоактивных отходов (РАО);

• разнообразием технологических приемов реализации ВЭ и их различной эффективностью;

• сложностью подлежащих ВЭ объектов;

• продолжительностью процесса ВЭ, предопределяющей потерю информации;

• возможностью использовать накопленный опыт с целью минимизации радиационного загрязнения территорий и материалов при ВЭ последующих ОАЭ.

Трудности в решении указанных проблем связаны, прежде всего, с их глобальностью. Чтобы представить сложность задачи на современном уровне, заметим, что только при ВЭ энергоблоков в странах Европейского союза общий объем РАО составит 1 миллион 600 тысяч тонн. Эти отходы надо надежно изолировать и хранить длительный срок в специальных хранилищах [11].

Специалисты предсказывают, что высокая стоимость демонтажа отслуживших свой век АЭС и окончательного захоронения радиоактивных отходов в скором времени также поставит электрические компании США перед гигантскими трудностями, т.к. США имеют на данный момент самый большой парк ядерных реакторов различного назначения в количестве - 110 шт.

В Германии положение также складывается не лучшим образом. Так, демонтаж 6 старых реакторов советского производства на территории бывшей ГДР обойдется стране минимум в 3 млрд. долл [55].

В мире уже ВЭ и демонтировано более 10 АЭС, и их площадки возвращены в состояние "зеленой лужайки", однако, этот процесс носил больше экспериментальный характер и происходил в условиях возможного выделения ресурсов для единичных блоков.

Можно выделить 3 основных возможных варианта вывода АЭС из эксплуатации:

1. Непосредственный быстрый демонтаж электростанции. В этом случае ОЯТ и теплоноситель после продолжительного отстоя вывозятся в хранилище с радиационной защитой. Все загрязненные радиацией материалы и оборудование разбираются и удаляются. Территория станции приводится в радиационно-безопасное состояние. Объем радиоактивных отходов оценивается в 18—20 тыс. м3.

2. Отсроченный демонтаж. В этом случае с территории АЭС убираются ОЯТ и теплоноситель, а после консервации в течение нескольких десятилетий (в Германии этот срок - 30 лет, в Великобритании - от 50 до 100 лет) производятся демонтаж и окончательная очистка территории станции. Объем РАО снижается незначительно - до 17 тыс. м3.

3.Изоляция. Все радиоактивные отходы остаются на станции, которую заключают в бетонный саркофаг, позволяющий периодически контролировать ее состояние. Через 100 лет может быть произведена разборка станции и ее дезактивация. Количество отходов - 10 тыс. м3.

Т.к. в результате процесса ВЭ ОАЭ образуются значительные объемы радиоактивных материалов, одной из основных научно-технических проблем ВЭ ОАЭ является проблема обращения с радиоактивными отходами (РАО).

Количество и радионуклидный состав твердых и жидких РАО и степень заполнения ими хранилищ на АЭС является одним из главных факторов при выборе стратегии.

Сопоставление данных о высвобождающихся в энергетике радиоактивных материалах с разным уровнем активности показывает со всей очевидностью, что проблема обращения с радиоактивными отходами есть, прежде всего, проблема обращения со слабоактивными отходами: их объем на 2 порядка превышает объем высокоактивных отходов и на 1 порядок - среднеактивных отходов.

Большинство национальных стратегий, в том числе национальные стратегии стран -республик бывшего СССР, включает в себя обработку и кондиционирование низко- и среднеактивных отходов. Разработанные в этой области технологии позволяют достичь двойного эффекта: во-первых, в среднем в 50 раз снизить объем подлежащих захоронению материалов и, во-вторых, обеспечить почти полный возврат в сферу использования металла и строительных материалов.

Одним из самых трудных вопросов при ВЭ ОАЭ является утилизация ОЯТ, т.к. радиохимические заводы Минатома России отказываются брать ОТВС на регенерацию, в связи с тем, что у них отсутствует технология по их переработке (Белоярская АЭС, некоторые типы исследовательских ядерных реакторов).

В результате ВЭ и консервации указанных в таблице № 1 4-х блоков АЭС, выяснилось, что кроме перечисленных выше, самой большой является проблема по утилизации РАО. Радиоактивные материалы, образующиеся при снятии АЭС с эксплуатации, имеют существенные отличия от радиоактивных отходов, образующихся при нормальной эксплуатации АЭС. Это различие состоит в следующем:

• значительное количество отходов, образованных в короткий срок,

• новая массовая и изотопная структура радиоактивных материалов, возникшая за счет активации конструкционных и строительных материалов,

• наличие радионуклидов с очень большим периодом полураспада,

• присутствие значительного количества низкоэнергетических бета- и рентгеновских излучателей,

• наличие большой доли материалов, активность которых предполагает возможность их неограниченного использования.

Перечисленные особенности в значительной мере определяют состав процедур и технологию реализации ВЭ ОАЭ, порядок захоронения РАО, возможность неограниченного использования возвращаемых в народное хозяйство материалов.

Другой, очень важной проблемой ВЭ ОАЭ является проблема законодательного и нормативного регулирования.

В СССР в проектах ранних поколений АЭС вопросы о ВЭ энергоблоков вообще не рассматривалось. Только в последние годы появились некоторые нормативные требования Госатомнадзора России. В СССР существовала общесоюзная научно-техническая программа на 1988-1995 гг. и далее до 2000 г. - "Консервация и захоронение оборудования и строительных конструкций АЭС, отработавших проектный срок службы". Однако с 1991 г. эта программа прекратила свое существование, а общероссийская программа и государственная концепция обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации энергоблоков АЭС в России так и не были приняты. И только после появления федерального Закона "Об использовании атомной энергии" Правительство Российской Федерации выпустило в апреле 1997 г. постановление о финансировании работ по выводу из эксплуатации ядерных установок, радиационных источников и радиационных объектов. Согласно этому постановлению, образуется специальный фонд для финансирования затрат, связанных с выводом из эксплуатации перечисленных объектов, и исследовательских работ. Для эксплуатирующих АЭС организаций основным источником финансирования работ по выводу из эксплуатации объектов являются отчисления, включаемые в себестоимость генерируемой электроэнергии. По данным концерна "Росэнергоатом", эти отчисления составляют 1,3 % от стоимости товарной продукции. Для действующих объектов в обоснованных случаях предусматривается дополнительный источник финансирования из средств федерального бюджета. Так, в 1995 г. Минатом России настаивал на выделении из бюджета 1 трлн. рублей для вывода из эксплуатации блоков АЭС [11].

В Федеральной Программе по обращению с РАО и ОЯТ отсутствует четко сформулированный раздел о ВЭ АЭС с эксплуатации; там планируется до 2005 г. только разработать технологии и создать оборудование для кондиционирования отходов, образующихся при снятии станций с эксплуатации.

Каковы бы ни были причины, приводящие к ВЭ, оно является обязательным этапом жизненного цикла ОАЭ. Вследствие этого оказывается необходимой разработка проекта ВЭ и его наполнение отдельными процедурами, что может быть сделано только с использованием большого объема проектной и экспериментальной информации.

В связи с этим за рубежом все большее значение придают системам информационного сопровождения ВЭ ядерных установок.

Не последними в числе вопросов ВЭ ОАЭ являются и вопросы защиты экологии и обеспечения здоровья нации.

В настоящее время и в России все более актуальными становятся вопрос ВЭ ОАЭ и роль обеспечения радиационной безопасности в решении этого вопроса. При ВЭ энергоблоков ставились следующие задачи:

• разработка эффективных и экономичных методов долговременной консервации оборудования,

• разработка дешевых способов дезактивации трубопроводов и оборудования в условиях, когда не требуется их повторное использование,

• разработка методов и средств ускоренного демонтажа трубопроводов,

• решение вопросов сбора, транспортировки, переработки и захоронения РАО,

• получение опыта работы по снятию с эксплуатации блоков АЭС.

К сожалению, работам по ВЭ в нашей стране был придан локальный характер, и намеченные цели и задачи не были выполнены.

Такова в общих чертах суть вопроса ВЭ ОАЭ.

Основным проблемам ВЭ ОАЭ и, в первую очередь, проблеме обобщения и анализа накопленного в мире и в нашей стране исторического и инженерно-экологического опыта и посвящена настоящая диссертационная работа.

Заключение диссертации по теме «История науки и техники», Кузнецов, Владимир Михайлович

б.3аключение

Данная диссертационная работа посвящена одной из важнейших мировых проблем использования атомной энергии XXI века - проблеме обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации объектов атомной энергетики. В ходе комплексного ретроспективного исследования указанной проблемы были достигнуты следующие результаты:

6.1.На основе анализа историко-технических аспектов и инженерно-экологических особенностей вывода из эксплуатации остановленных энергоблоков АЭС и исследовательских ядерных установок установлено, что вывод из эксплуатации ОАЭ является самостоятельным технически - и наукоемким направлением развития в области использования атомной энергии, наиболее актуальным сегодня как в нашей стране, так и за рубежом.

6.2.Выполненный анализ и обобщение изученного историко-научного материала показали необходимость внесения существенных коррективов в стереотипы по вопросам вывода из эксплуатации ОАЭ, установившиеся в нашей стране. Это касается, в первую очередь, переоценки принятой в России национальной концепции вывода из эксплуатации ОАЭ.

6.3.Необходимо совершенствование законодательной и нормативной базы по безопасности в области использования атомной энергии в части вопросов вывода из эксплуатации объектов атомной энергетики.

6.4.К первоочередным проблемам, требующим непременного решения, должна быть отнесена необходимость создания системы экологического мониторинга при выводе из эксплуатации объектов атомной энергетики.

6.5.На основе историко-технического анализа безопасности энергоблоков АЭС определены основные этапы и поколения развития промышленных и энергетических ядерных реакторов, а также доказана историческая необходимость вывода из эксплуатации первого поколения энергоблоков Ленинградской, Курской и Билибинской АЭС с уран-графитовыми канальными реакторами.

6.6.На основе проведенных анализов предпринята попытка систематизировать основные, в том числе историко-технические и инженерно-экологические, особенности вывода из эксплуатации объектов атомной энергетики, определить отдельные этапы и закономерности становления и развития данного направления как единой системы, а также сформулировать необходимые подходы к решению проблем, присущих конкретным работам по выводу из эксплуатации объектов атомной энергетики.

6.7.В ходе выполненного инженерно-экологического анализа конструктивных особенностей проектов выводимых из эксплуатации АЭС, а также качественного и количественного анализа оценки радиоактивности, накопленной при эксплуатации АЭС, и состава характерных дозообразующих изотопов подтверждено влияние процесса вывода из эксплуатации на экологическую безопасность и жизнедеятельность персонала и населения. С учетом, этого вывода определены, сформулированы и проанализированы шесть основных аспектов вывода из эксплуатации ОАЭ. При этом наиболее значимыми из них являются инженерно-экологические аспекты по обращению с отработавшим ядерным топливом и с радиоактивными отходами.

8.Учитывая глобальность проблем, связанных с выводом из эксплуатации объектов атомной энергетики, автором диссертации предложено продолжить работу по проведению комплексного анализа историко-технических аспектов и инженерно-экологических особенностей вывода из эксплуатации в следующих областях использования атомной энергии:

• гражданский и военно-морской флот;

• предприятия ядерного топливного цикла (промышленные ядерные реакторы, радиохимическое производство, приповерхностные хранилища радиоактивных отходов и др-);

• объекты полученные применением подземных ядерных взрывов в «мирных целях»;

• источники ионизирующего излучения в народном хозяйстве.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Кузнецов, Владимир Михайлович, 2004 год

1. Атомная наука и техника в СССР, под ред.И.Д.Морозова, М., Атомиздат, 1977, с.359

2. Быдкин Б.К., Шпнцер В.Я. Проблема обоснования технической возможности демонтажа блоков АЭС.- Тяж. машиностр., 1992, № 4, с. 13—16.

3. Былкин Б.К., Шпицер В.Я. Системный анализ радиационной безопасности при демонтаже оборудования энергоблоков АЭС. Атомная энергия, 1993, т. 74, вып. 5, с. 431435.

4. Былкин Б.К., Шпицер В.Я. Системный подход как инструмент оптимизации технологических процессов демонтажа при снятии АЭС с эксплуатации.- Там же, 1994, т. 77, вып. 6, с. 460-462.

5. Берела А.И., Былкин Б.К., Шпицер В.Я. и др. Снятие АС с эксплуатации. Разработка демонтажной технологии.- Там же, 1997, т. 83, вып. 6, с. 429-433.

6. Былкин Б.К., Шпицер В.Я. Об оценке эффективности технологии демонтажа оборудования АЭС. Теплоэнергетика, 1993, № 8, с. 33 -36.

7. Былкин Б.К., Берела А.И., Этинген А. А. и др. Технологические аспекты демонтажа тепломеханического оборудования блока № 1 и машзала 1 очереди Белоярской АЭС. Энерг. строит, 1994, № 10, с. 7 -11.

8. Справочник монтажника тепловых и атомных электростанций. Организация демонтажных работ. Под общ. ред. В.П. Банника, Д.Я. Винницкого. 2-е изд., перераб. М.: Энергоатомиздат, 1981. с.928

9. Воронин J1.M. Особенности проектирования и сооружения АЭС. М.: Атомиздат, 1980. с. 192.

10. В.Кревитт, Р.Фридрих «Сравнение риска от различных источников электроэнергии», «Атомная техника за рубежом», 1998 г, № 5, с. 15-21

11. В.М.Кузнецов "Российская атомная энергетика. Вчера, сегодня, завтра.". М., 2000 г. изд. "Голос-пресс". 287 с.

12. В.М.Кузнецов «Государственная радиация», МЧФБ, М., 1994 г., 68 с.

13. В.М.Кузнецов (в соавторстве) «Радиационное наследие холодной войны», РЗК, М., 1999 г. 376 с.

14. В.М.Кузнецов (в соавторстве) «Руководство по обеспечению радиационной безопасности при локализации и ликвидации радиационных аварий и катастроф на объектах России», МЧС, М., 1997 г. 220 с.

15. В.М.Кузнецов «Основные проблемы и современное состояние безопасности предприятий ядерного топливного цикла России» в сборнике материалов конференции

16. Оценка влияния радиационного загрязнения на здоровье человека», г.Новосибирск, 2001 г., изд-во «Артинфодата», 19-45 с.

17. В.М.Кузнецов «Основные проблемы и современное состояние безопасности предприятий ядерного топливного цикла России», РЗК, ЦЖВМ, М., 2002 г., изд-во ООО «Агентство Ракурс Продакшн», 264 с.

18. В.М.Кузнецов (в соавторстве) «Плавучие АЭС России», РЗК, ЦЭП, М., 2001 г. Изд-во ООО «Агентство Ракурс Продакшн», 110 с.

19. Куликовский Л.Ф., Мотов В.В. Теоретические основы информационных процессов. Учеб», пос. для вузов. М.: Высшая школа, 1987. 248 с.

20. Отчеты о деятельности Федерального надзора России по ядерной и радиационной безопасности 1992-2003 гг.20. «Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века», бюллетень ЦОИ, № 6, 2000 г. стр.4.

21. Сигорский Б.П. Математический аппарат инженера. 2-е изд. Киев: Техника, 1977. 768 с. 10.

22. Bradley D.I., Frank C.W., Mikerin Y. Nuclear contamination from weapons complexes in the Soviet Union and the United States//Physics Today, April, 1996. P.40-45).

23. Nucl. Energy. 1999. V. 38, N 5. p. 315-31924. «Atomwirtschaft» for 200125. «Safety Assessment Principles SAPs». (Inside N.R.C. 1999. V. 21, N 14. P. 9-14.)

24. Inside NRC, February 14, 2000, pp. 11-13.

25. Nucleonics Week, v. 40, July 8, 1999, pp. 4-5.

26. Nuclear Engineering International, v. 45, July 2000, pp. 32-33.

27. JNNM, v. 28,N 4, Summer 2000, p. 34-39

28. Полуэктова Г.Б., Ковальчук О.В., Круглов А.К. Снятие АЭС с эксплуатации: Обзор -Атомная техника за рубежом, 1990, № 8, с. 3-8.

29. Савченко В.А., Сковородько С.И. Прекращение эксплуатации АЭС по истечении срока их службы. — М.: Сборник ВИНИТИ «Итоги науки и техники». Серия: Атомная энергетика, том 4, 1985, с. 1-124.

30. Прекращение эксплуатации ядерных установок: Экспресс-информация по материалам отечественной и зарубежной печати. -М.: Издательство НИКИЭТ, вып. 1-4, 1992.

31. Прекращение эксплуатации ядерных установок: Экспресс-информация по материалам отечественной и зарубежной печати. -М.: Издательство НИКИЭТ, вып. 1(5)-4(8), 1993.

32. Прекращение эксплуатации ядерных установок: Экспресс-информация по материалам отечественной и зарубежной печати. М.: издательство НИКИЭТ, вып. 1(9)-4(12), 1994.

33. Енговатов И.А., Машкович B.JL, Орлов Ю.В. и др. Радиационная безопасность при выводе из эксплуатации реакторных установок гражданского и военного назначения. -М.:ПАМС,1999.-300 с.

34. Bylkin В., Savchenko V., Tischenko V. Conceptual Aspects of Nuclear Power Plants Decommissioning in the Russian Federation. -Perspectives in Energie, 1997, vol. 4, p. 79-87.

35. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97). ПНАЭ Г-1-011-97,1997.

36. Требования к содержанию программы вывода из эксплуатации блока атомной станции.- РБ-013-2000,2000.

37. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций (СП АС-99). -ПНАЭ Г-2, 1999.

38. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99), СанПиН 2.6.1-99, 1999.

39. Н.А.Доллежаль У истоков рукотворного мира. М, Издательство «Знание», 1989 г., 254 с.

40. Лаура Ферми Атомы у нас дома. М, Издательство иностранной литературы, 1959 г., 326 с.

41. В.П.Денисов, Ю.Г.Драгунов Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций, М, Издат, 2002 г., 477 с.

42. Т.Х.Маргулова Атомные электрические станции, М, Высшая школа, 1978 г., 360 с.

43. Decommissioning Handbook. -U.S. Department of Energy, Office of Environmental Restoration, DOE/EM-0142P, March 1994.

44. Экологическое право России, под редакцией А.К.Голичева, М., Издательство Бек, 1997 г., 772 с.

45. The Regulatory Process for the Decommissioning of Nuclear Facilities. -IAEA, Safety series No. 105, Vienna, 1990.

46. Dietrich G., Rohl N. Decommissioning of the Thorium High Temperature Reactor (THTR-300).49. -In: Proc. of Technical Committee Meeting on Gas Cooled Reactor Decommissioning, Fuel Storage and Waste Disposal (FZJ, Germany, September 9-10,1997).

47. Decommissioning of Nuclear Facilities: An Analysis of the Variability of Decommissioning Cost Estimates. -OECD/NEA, Paris, 1991.

48. Review of Selected Cost Drivers for Decisions on Continued Operation of Older Nuclear Reactors: Safety Upgrades, Lifetime Extension, Decommissioning. -IAEA, IAEA-TECDOC-1084, Vienna, May 1999.

49. National Policies and Regulations for Decommissioning Nuclear Facilities. -IAEA, IAEA-TECDOC-714, Vienna, July 1993.

50. Safe Enclosure of Shutdown Nuclear Installations. -IAEA, Technical Report Series, No. 375, Vienna, December 1993.

51. Thierfeldt S. Stillegung und Ruckbau Keratechnischer Aniagen: Erfahrungen imd Perspektiven. BMFT.KFK, 1993.

52. Steiner H., Eickelpasch N., Watzel G. Stillegung von Kemtechnischen Aniagen in Deutschland ans Sicht der Aniagenbetreiber. -In: Votrag am 26.10.1995 in Moskou im Rahmeu Des TACIS Programme der Europaischen Kommission, 1995.

53. Decommissioning Licensing: Vol. 1. -U.S. Nuclear Regulatory Commission, USA, Rockville, Maryland, April 7-11, 1997.

54. Маяновский M.C. О выводе из эксплуатации АЭС «ТОКАЙ-1». -М.: Атомная техника за рубежом, 2000, №8, с. 10-13.

55. Devell L. Safety-Related Aspects of Decommissioning Projects in Sweden. -Technical Report, No. NS-92/50, Studsvik, May 1992.

56. Poiret P. Decommissioning and Dismantling of Nuclear Facilities in France: Regulatory Aspects. -In: Votrag am 26.10.1995 in Moskou im Rahmeu Des TACIS Programms der Europaischen Kommission, 1995.

57. The Decommissioning of Berkley Power Station. -BNFL Magnox Generation, Technical Note Report, July 1999.

58. Майер Э. Рабочий план по снятию с эксплуатации АЭС «ЛОВИСА». -М.: Атомная энергия, 1989, том 67, вып. 2, с. 83-90.

59. Киселев Г.В. Вывод из эксплуатации зарубежных АЭС. -М.: Энергетическое строительство за рубежом, 1989, №1, с. 16-20.

60. Тарасов В.М. Снятие с эксплуатации АЭС «ДЖЕНТИДИ-1». -М.: Энергетическое строительство за рубежом, 1985, №5, с. 13-18.

61. Безопасность атомных станций. РОСЭНЕРГОАТОМ и ЭЛЕКТРИСИТЭ ДЕ ФРАНС, EDF-EPN-DSN, Paris, September 1994.

62. Федеральный закон «Об использовании атомной энергии». -М., 1995.

63. Федеральный закон «О радиационной безопасности населения». -М., 1995.

64. Закон РФ «Об охране природной среды». -М., 1991.

65. Гарусов Ю.В., Лебедев В.И., Романов В.Г., Шапошников В.А. и др. Стратегия вывода из эксплуатации первого блока Ленинградской АЭС. -М.: Известия Академии промышленной экологии, № 1,2001, с. 67-81.

66. Былкин Б.К., Зверков Ю.А., Шапошников В.А. и др. Концептуальные аспекты вывода из эксплуатации первого блока Ленинградской АЭС. Сборник «Экология и атомная энергетика», 2001, № 1, с. 32-37.

67. Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. -М.: Атомиздат, 1980.

68. Ананьев А.Н., Белянин Л.А., Еперин А.П. и др. Безопасность АЭС с канальными реакторами. -М.: Энергоатомиздат, 1996. 400 с.

69. Новожилов В.И. и др. Многогрупповая программа расчета удельной активности материалов (SAM): Описание программы. Отчет НИКИЭТ, Инв. № ПМ16-0041,1985.

70. Forrest R.A„ Sublet J.Ch. FISPACT 4: User's manual. -UKAEA, FUS-287, 1985.

71. Лопаткин A.B., Муратов В.Г. Программа UCDAS для расчета активности, остаточного энерговыделения и газообразования в конструкционных материалах и теплоносителе при облучении в потоке нейтронов. Отчет НИКИЭТ, Инв. № 050-059-4937,1997., 156 с.

72. Егоров Ю.А., Носков А.А. Радиационная безопасность на АЭС. -М.: Энергоатомиздат, 1986., 230 с

73. Ампелогова Н.И., Былкин Б.К., Зверков Ю.А. и др. Дезактивация систем и оборудования первого энергоблока ЛАЭС при выводе из эксплуатации. -М.: Атомная энергия, 1998, том 85, вып. 2, с. 138-142.

74. И.Н.Головин. И.В.Курчатов, М., Атомиздат, 1967 г. 110 с

75. А.В.Яблоков Миф об экологической чистоте атомной энергетики, М., 2001 г., Учебно-методический коллектор «Психология», 136 с.

76. В.М.Кузнецов Основные проблемы и современное состояние безопасности предприятий ядерного топливного цикла России, в материалах конференции «Оценка радиационного загрязнения на здоровье человека», г.Новосибирск, 2001 г., изд-во «Артинфодата

77. А.С.Белицкий, В.Ф.Маркелова, Е.И.Орлова и др. Оценка радиационной безопасности окружающей среды при длительном хранении жидких отходов АЭС, Тех.прогресс в атомной промышленности. Изотопы в СССР, 1987, № 1/72 , с.75-78

78. Н.П.Лаверов, А.В.Канцель, А.К.Лисицын и др. Основные задачи радиогеологии в связи с захоронением радиоактивных отходов, Атомная энергия, 1991, т.71, № 6, с.523-534

79. В.В.Шеремет Экологическая безопасность и перспективы развития атомной энергетики, Естествознание и философии, Кафедра философии РАН, М.,1992, с.40-43

80. А.С.Никифоров Техническая политика обращения с радиоактивными отходами в СССР, Теплоэнергетика, 1990, № 8, с.37-41

81. Ю.С.Бизяев, В.М.Тарасов Основные подходы к снятию с эксплуатации ядерных установок и решению проблемы радиоактивных отходов во Франции, Энергетическое строительство за рубежом, 1989 г. № 4 с 13-17.

82. В.В.Румянцев. Некоторые современные тенденции развития способов дезактивации оборудования АЭС, Атомная техника за рубежом, 1990, № 6, с.21-22

83. Атом без грифа «секретно» точки зрения», составители А.Емельянинков, В.Попов, Москва-Берлин, 1992 г., с.245

84. А.Яблоков. «Атомная мифология». Заметки эколога об атомной индустрии. Издательство «Наука», 1997 г. с.280

85. В.Булатов. «Россия радиоактивная», издательство ЦЭРИС, Новосибирск, 1996 г. С.96

86. Л.Кедровский, И.Ю.Шиниц, Е.А.Леонов и др. Основные направления решения проблемы надежной изоляции радиоактивных отходов в СССР, Атомная энергия, 1988,, т.64, № 4, с.287-294

87. В.В.Кузнецов Переработка и хранение радиоактивных отходов Атомная техника за рубежом, 1991 г.№ 11, с.3-7

88. В.И.Гаврилин Состояние проблемы захоронения радиоактивных отходов, Геоэкологические исследования и охрана недр., 1993 , № 3, с.33-40

89. В.В.Кузнецов Обеспечение безопасности при хранении радиоактивных отходов. Атомная техника за рубежом, 1990, № 1, с.17-19

90. Л.М.Векслер Оценка уровня безопасности захоронения радиоактивных отходов, Экология пром.производства, 1993, № 3, с.24-25

91. Общие положения обеспечения безопасности исследовательских реакторов. ОПБ ИР-94. ПНАЭ Г- 16-34-94 с изменением № 1, внесенным постановлением Госатомнадзора России от 27.12.99 № 9 Госатомнадзор России 1994 г.

92. Учет внешних воздействий природного и техногенного происхождения на ядерно- и радиационно опасные объекты. ПНАЭ Г-05-35-95, Госатомнадзор России 1995 г.

93. Правила безопасности при хранении и транспортировке ядерного топлива на объектах атомной энергетики. ПБ-ЯТ-ХТ-90, ПНАЭ Г-14-029-91, Госпроматомнадзор СССР 1991 г.

94. Требования к обоснованию возможности продления назначенного срока эксплуатации объектов использования атомной энергии. НП-024-2000, Госатомнадзор России 2000 г.

95. Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации исследовательских ядерных установок. НП-028-01, Госатомнадзор России 2001 г.

96. Сбор, переработка, хранение и кондиционирование жидких радиоактивных отходов. Требования безопасности. НП-019-2000, Госатомнадзор России 2000 г.

97. Сбор, переработка, хранение и кондиционирование твердых радиоактивных отходов. Требования безопасности. НП-020-2000, Госатомнадзор России 2000 г.

98. Обращение с газообразными радиоактивными отходами. Требования безопасности. НП-021-2000, Госатомнадзор России 2000 г.

99. Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации блока атомной станции. НП-012-99, Госатомнадзор России 1999 г.

100. Требования к содержанию программы вывода из эксплуатации блока атомной станции. РБ-013-2000, Госатомнадзор России 2000 г.

101. Типовое содержание технического обоснования безопасности атомных станций. ТС ТОБ АС-85, ПНАЭ Г-1-001-85, Госатомэнергонадзор СССР, ГКАЭ СССР, Минздрав СССР 1985 г.

102. Типовое содержание технического обоснования безопасности реакторной установки. ТС ТОБ РУ-87, ПНАЭ Г-1-004-87, Госатомэнергонадзор СССР, ГКАЭ СССР 1987 г.

103. Рекомендации по углубленной оценке безопасности действующих энергоблоков атомных станций с реакторами типа ВВЭР и РБМК (ОУОБ АС). РБ-001-97 (РБ Г-12-42-97) Госатомнадзор России, 1997 г.