Разработка и научное обоснование оптимальных методов и технологических средств вывода из эксплуатации ИР тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, доктор технических наук Павленко, Виталий Иванович

• Павленко, Виталий Иванович
• доктор технических наук
• 2012

Оглавление диссертации доктор технических наук Павленко, Виталий Иванович

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. СОСТОЯНИЕ ДЕЛ С ВЫВОДОМ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ В РОССИИ И ЗА РУБЕЖОМ.

1.1. Законодательная и нормативная база вывода из эксплуатации ИР.

1.2. Типы исследовательских реакторов.

1.3. Современное состояние вывода из эксплуатации исследовательских реакторов.

1.3.1. Отечественные исследовательские реакторы.

1.3.2. Исследовательские реакторы ближнего зарубежья.

1.4. Технические методы и средства для выполнения работ по выводу из эксплуатации.

1.4.1. Методы демонтажа.

1.4.2. Методы дезактивации.

1.5. Общий цикл работ по выводу из эксплуатации ИР.

1.5.1. Нормальная эксплуатация реактора.

1.5.2. Эксплуатации ИЯУ в режиме окончательного останова.

ГЛАВА 2. ОПИСАНИЕ РЕАКТОРОВ МР И РФТ И ПЛОЩАДКИ ИХ РАСПОЛОЖЕНИЯ.

2.1. Площадка реакторов МР и РФТ.

2.2. Многопетлевой реактор МР.

2.2.1. Технологическая схема реактора МР.

2.2.2. Петлевые установки реактора МР.

2.2.3. Состояние реактора МР.

2.3. Реактор РФТ.

2.4. Основные системы инженерного обеспечения.

2.4.1. Спецвентиляция.

2.4.2. Электроснабжение.

2.4.3. Спецканализация.

2.4.4. Физические барьеры на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ.

2.4.5. Радиационный и индивидуальный дозиметрический контроль.

2.4.6. Обеспечение пожарной безопасности.

2.4.7. Водоснабжение.

2.4.8. Физическая защита.

ГЛАВА 3. ОРГАНИЗАЦИЯ И ПРОВЕДЕНИЕ ИНЖЕНЕРНОГО И РАДИАЦИОННОГО ОБСЛЕДОВАНИЯ РЕАКТОРОВ МР И РФТ.

3.1. Радиационное обследование реактора МР.

3.1.1. Технологические помещения.

3.1.2. Оборудование контуров охлаждения реактора и петлевых установок.

3.1.3. Внутрикорпусные устройства реактора МР.

3.1.4. Поднастильное пространство в реакторном зале.

3.2. Радиационное обследование внутрикорпусных устройств реактора РФТ.

3.3. Радиационное обследование территории площадки реакторов МР и РФТ.

ГЛАВА 4. РАЗРАБОТКА МЕТОДА ОЦЕНКИ КОЛИЧЕСТВЕННЫХ И РАДИАЦИОННЫХ ХАРАКТЕРИСТИК РАО, ОБРАЗУЮЩИХСЯ В ПРОЦЕССЕ ПРОВЕДЕНИЯ ДЕМОНТАЖНЫХ РАБОТ.

4.1. Создание метода оценки количественных и радиационных характеристик РАО.

4.2. расчетно- аналитическая оценка радиационно- технологических характеристик захоронений РАО на территории ВХРАО.

4.2.1. Расчет наведенной активности радионуклидов в графитовых втулках кладки реактора РФТ.

4.2.2. Расчет наведенной активности в рабочих и петлевых каналах реактора РФ.

4.2.3. Поступление в хранилища РАО радионуклидов с конструкционными материалами.

4.2.4. Компонентный состав и степень загрязненности радионуклидами оборудования I контура и петлевых установок реактора РФТ.

4.2.5. Компонентный состав продуктов деления в топливной композиции.

4.2.6. Оценка степени загрязненности радиоактивными нуклидами поверхностей оборудования реактора РФТ.

4.2.7. Узлы и оборудование I контура реактора РФТ.

4.2.8. Рабочие каналы РФТ.

4.2.9 Ионообменные фильтры.

4.2.10. Узлы и оборудование активной зоны и отражателя реактора РФТ.

4.2.11. Гелиевый контур реактора.

4.2.12. Узлы и оборудование петлевых установок реактора РФТ.

4.2.13. РАО, образованные в процессе эксплуатации реактора МР.

4.2.14. Активность РАО, поступившая при дозагрузке хранилищ в 1973 г.

4.3. Оценка количества РАО при демонтаже реакторов МР и РФТ.

4.3.1. Реактор МР.

4.3.2. Реактор РФТ.

4.3.3. Участок упаковки и характеризации РАО.

4.3.4. Пункт специальной обработки техники (ПУСО).

4.3.5. Вторичные радиоактивные отходы при проведении демонтажных работ в технологических помещениях.

4.3.6. Общее количество РАО при выводе из эксплуатации МР и РФТ.

ГЛАВА 5. СОЗДАНИЕ МЕТОДА И ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЕ ОПРЕДЕЛЕНИЕ ВЫХОДА РАДИОАКТИВНЫХ АЭРОЗОЛЕЙ ПРИ ДЕМОНТАЖНЫХ РАБОТАХ.

5.1. Особенности различных способов резки.

5.2. Определение параметров выведения радионуклидов из атмосферы помещений.

5.3. Экспериментальное исследование осаждения радиоактивных аэрозолей в воздушной среде.

5.4. Механизм формирования радиоактивных нуклидов в воздухе помещений при демонтажных работах.

5.5. Метод оценки коэффициена выхода радиоактивных аэрозолей при демонтажных работах.

5.6. Экспериментальное определение коэффициентов выхода радионуклидов в воздушную среду при демонтажных работах.

ГЛАВА 6. РАЗРАБОТКА ПРОЕКТА ВЫВОДА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ РЕАКТОРОВ МР И РФТ.

6.1. Выбор стратегии и оптимального варианта вывода из эксплуатации

6.1.1. Принципиальная программа вывода из эксплуатации.

6.1.2. Требования к составу проектной документации.

6.1.3. Выбор стратегии вывода из эксплуатации.

6.1.4. Конечное состояние объекта.

6.1.5. Обоснование окончательного выбора варианта вывода из эксплуатации реакторов МР и РФТ.

6.2. Выбор демонтажных технологий.

6.2.1. Комплекс работ по выводу из эксплуатации исследовательских реакторов МР и РФТ.

6.2.2. Обращение с РАО.

6.2.3. Маршруты транспортировки и удаления контейнеров с РАО с площадки реактора.

6.3. Организационно-технические мероприятия по обеспечению радиационно - экологической безопасности.

ГЛАВА 7. РАЗРАБОТКА ТЕХНИЧЕСКОГО ОБЕСПЕЧЕНИЯ С ОБОСНОВАНИЕМ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПЕРСОНАЛА, НАСЕЛЕНИЯ И ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ.

7.1. Выбор оборудования и механизмов для проведения демонтажных работ и обращения с РАО.

7.1.1. Дистанционно- управляемые механизмы

7.1.2. Технические средства для «холодной» резки (фрагментации) металлических конструкций и трубопроводов.

7.1.3. Технология пылеподавления.

7.1.4. Локальная вентиляция.

7.1.5. Использование дистанционной диагностики для контроля радиационной обстановки.

7.1.6. Оборудование для дезактивации загрязненных поверхностей.

7.1.7. Элементы радиационного контроля и защиты.

7.1.8.Установка по очистке воды от радиоактивных нуклидов.

7.1.9. Грузоподъемные механизмы и транспортные устройства.

7.2. Оценка дозовых нагрузок на персонал.

7.3. Оценка радиационного воздействия на население демонтажных работ на реакторах МР и РФТ.

7.3.1. у- излучение радиоактивных источников на площадке.

7.3.2. Выброс радионуклидов в окружающую среду.

7.4 Анализ возможных аварий при выводе из эксплуатации реакторов МР и РФТ.

7.4.1. Проектные аварии.

7.4.2. Оценка радиационного воздействия на население при аварийной ситуации.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Разработка и научное обоснование оптимальных методов и технологических средств вывода из эксплуатации ИР»

В России было построено большое количество реакторов, пик сооружения которых пришелся на 60-е годы прошлого века. Возраст практически всех работающих в настоящее время исследовательских реакторов превышает тридцать лет, а некоторые близки к пятидесятилетнему юбилею. Большинство реакторов не подвергалось кардинальной реконструкции за все время эксплуатации и в значительной степени устарело.

Проблема вывода из эксплуатации исследовательских реакторов стала приобретать особую значимость, начиная с середины 80-х годов прошлого века, когда количество остановленных исследовательских реакторов стало заметно увеличиваться. Причины остановки были разные - несоответствие возросшим требованиям безопасности, завершение экспериментальной программы, проблемы финансирования и т.д. Важно отметить, что многие остановленные реакторы находятся в больших городах или в непосредственной близости от них, что увеличивает риск радиационного воздействия на население и существенно осложняет работы по выводу из эксплуатации.

В связи с тем, что вывод из эксплуатации ИР - это направление деятельности, которое только начинает развиваться, развитие новых демонтажных технологий, новых технических средств, методов контроля и обеспечения безопасности персонала, населения и окружающей среды является очень актуальным.

В 2008 г. началось выполнение работ по Федеральной целевой программе «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности России на 2008 год и на период до 2015 г.». В рамках этой программы было начато решение задач по выводу из эксплуатации исследовательских реакторов [1].

Диссертационная работа посвящена разработке и научному обоснованию оптимальных методов и технологических средств вывода из эксплуатации ИР и состоит из введения, восьми глав и заключения. Основные задачи исследования: