Разработка и применение методов вывода из эксплуатации и реабилитации ядерно- и радиационно-опасных объектов НИЦ "Курчатовский институт" с использованием дистанционно управляемых робототехнических механизмов тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Семенов, Сергей Геннадьевич

• Семенов, Сергей Геннадьевич
• кандидат технических наук
• 2013

Оглавление диссертации кандидат технических наук Семенов, Сергей Геннадьевич

СОДЕРЖАНИЕ

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1. ОБЗОР ДИСТАНЦИОННО УПРАВЛЯЕМЫХ МЕХАНИЗМОВ И РОБОТОТЕХНИЧЕСКИХ СРЕДСТВ ДЛЯ РАДИАЦИОННО-ОПАСНЫХ УСЛОВИЙ

1.1. Дистанционно управляемые механизмы и робототехнические средства для атомной промышленности

1.2. Использование робототехнических средств в аварийных ситуациях

1.3. Технологии использования робототехнических средств в работах по реабилитации и выводу из эксплуатации

1.3.1. Использование робототехнических средств при подготовительных работах

1.3.2. Использование дистанционно управляемых механизмов при работах по демонтажу оборудования и конструкций ядерно- и радиационно-опасных объектов23

1.4. Системы наведения на радиационно-опасный объект, системы

идентификации объекта

ГЛАВА 2. КРИТЕРИИ ВЫБОРА РОБОТОТЕХНИЧЕСКИХ СРЕДСТВ ДЛЯ РАБОТ ПО ВЫВОДУ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ И РЕАБИЛИТАЦИИ РАДИАЦИОННО-ОПАСНЫХ ОБЪЕКТОВ НИЦ «КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ»

2.1. Требования к робототехническим средствам при работах на радиационно-опасных объектах НИЦ «Курчатовский институт»

2.2. Особенности робототехнических средств, применяемых при выводе из эксплуатации исследовательских реакторов и реабилитации радиационно-опасных объектов

2.2.1. МРК-25(27)

2.2.2. Мобильные комплексы «Вгокк-330» и «Вгокк-110»

2.3. Дезактивация робототехнических средств

2.4. Некоторые результаты применения дистанционно управляемых роботов-манипуляторов в реабилитационных работах

ГЛАВА 3. ПРИМЕНЕНИЕ РОБОТОТЕХНИЧЕСКИХ СРЕДСТВ ПРИ ОБСЛЕДОВАНИИ ХРАНИЛИЩ ВЫСОКОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ, ЛИКВИДАЦИИ ХРАНИЛИЩ И

РЕАБИЛИТАЦИИ ТЕРРИТОРИИ ИХ РАЗМЕЩЕНИЯ

3.1. Разработка технологии работ по дозиметрическому обследованию и

инвентаризации действующего хранилища высокоактивных отходов

3.1.1. Назначение и конструктивные особенности действующего хранилища высокоактивных отходов

3.1.3. Использование дистанционно управляемых механизмов при удалении РАО из действующего хранилища отходов

3.2.1. Измерения активности образцов РАО из хранилища

3.2.2. Разработка и реализация методов управления робототехническими средствами при удалении РАО и демонтаже конструкций хранилища

3.2.3. Обращение с высокоактивными отходами

3.3. Контроль радиационной обстановки при проведении работ на хранилище В АО

3.3.1. Контроль мощности дозы у-излучения

3.3.2. Индивидуальный дозиметрический контроль. Дозовые нагрузки на персонал

3.3.3. Контроль внутреннего облучения персонала

3.3.4. Контроль объемной активности аэрозолей в воздухе рабочих зон и на периметре площадки временных хранилищ РАО при ликвидации хранилища ВАО

3.4 Обращение с твердыми РАО при загрузке транспортных контейнеров

3.5. Основные результаты работ

ГЛАВА 4. МЕТОДЫ ПРИМЕНЕНИЯ РОБОТОТЕХНИЧЕСКИХ СРЕДСТВ ПРИ ПОДГОТОВКЕ И ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ

4.1. Особенности реактора МР и его петлевых установок с точки зрения работ по выводу его из эксплуатации

4.1.1. Петлевые установки реактора МР

4.1.2. Конструктивные особенности реакторной установки РФТ

4.2. Обращение с каналами петлевых установок реактора МР

4.2.1. Удаление конструкций петлевых каналов из бассейна-хранилища

реактора МР

4.2.2 Удаление канала, содержащего облученную сборку петлевой установки с металлическим теплоносителем

4.3. Инвентаризация и характеризация высокоактивных пеналов при обследовании приреакторного хранилища РАО

4.4. Технологии применения робототехнических средств при демонтаже конструкций петлевых каналов в технологических помещениях

4.5. Технологии обращения с радиоактивными отходами в процессе демонтажных и

реабилитационных работ

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

ПРИЛОЖЕНИЯ

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Разработка и применение методов вывода из эксплуатации и реабилитации ядерно- и радиационно-опасных объектов НИЦ "Курчатовский институт" с использованием дистанционно управляемых робототехнических механизмов»

ВВЕДЕНИЕ

Актуальность проблемы. Разработка технологий обращения с радиоактивными отходами (РАО) и отработавшим ядерным топливом (ОЯТ), а также ликвидации и вывода из эксплуатации большинства объектов ядерного наследия страны является в данный момент актуальнейшей задачей для дальнейшего развития атомных технологий. В начале нынешнего столетия на территории России эксплуатировались около 30 исследовательских ядерных реакторов и экспериментальных стендов, из которых 11 находились в Национальном исследовательском центре «Курчатовский институт» [1-6]. Кроме того, на специально выделенной площадке Центра размещались более 10 временных хранилищ радиоактивных отходов [7-9]. Возраст большинства эксплуатировавшихся в НИЦ «Курчатовский институт» исследовательских реакторов и радиационно-опасных объектов (ЯРОО), являвшихся наследием развития ядерных технологий в Советском Союзе [8, 10-14] превышал тридцать и более лет. Проблема ликвидации ядерного и радиационного наследия Центра стала приобретать особую значимость, начиная с середины 90-х годов прошлого века, когда был остановлен самый мощный на территории г.Москвы реактор МР [10-11]. Все выше сказанное определяло необходимость развертывания в Центре работ по ликвидации ядерного и радиационного наследия, и в 2001-2002 годах такое решение было принято. Предстояло организовать и выполнить весь спектр работ по комплексному инженерно-радиационному обследованию объектов Центра, разработать концепции, на их основе проекты вывода из эксплуатации и осуществить эти проекты.

Необходимо отметить ряд обстоятельств, которые существенно осложняли данные работы:

указанные ЯРОО располагались в непосредственной близости от густонаселенной городской жилой застройки, что создавало потенциальную опасность их радиационного воздействия на население и окружающую среду;

- практически ни по одному объекту не имелось в полном объеме исходных данных, которые позволили бы разработать оптимальный проект вывода его из эксплуатации;

- отсутствовал персонал, как собственный, так и возможных подрядных организаций, имевший практический опыт разработки проектов вывода из эксплуатации и реабилитации ядерно- и радиационно- опасных объектов, а также организации и проведения таких работ.

Допуская, что история создания, эксплуатации и прекращения работы ЯРОО, находящихся в исследовательских центрах России во многом аналогична истории объектов, имеющихся в Курчатовском институте, можно предположить, что по многим из таких объектов не представлены в полном объеме исходные данные, необходимые для разработки проектов их реабилитации или вывода из эксплуатации, поэтому представлялось целесообразным разработать общие подходы при решении вопросов ликвидации или вывода этих объектов из эксплуатации и реабилитации их территории.

Учитывая комплексный характер проблемы, была сформулирована концепция создания специализированного комплекса для проведения всего спектра работ по ВЭ и ликвидации ЯРОО. Эта структура должна быть способна:

- провести полную характеризацию находящихся на объекте РАО и ядерных материалов, как по физическому состоянию, так и по нуклидному составу;

- сформулировать техническое задание для создания проекта ВЭ или реабилитации объекта, участвовать как в разработке технических и технологических решений, так и в разработке соответствующих проектов;

- иметь максимально возможный набор методик и технологий для обращения с радиоактивными отходами, отработавшим топливом и ядерными материалами.

Кроме того, учитывая жесткие требования нормативных документов к величине индивидуальных дозовых нагрузок персонала, занятого на выполнении радиационно-опасных работ, а также дефицит квалифицированного персонала, необходимо использовать технологии обращения с РАО, позволяющие снизить дозовые нагрузки, которые обусловлены как внешним облучением от радиоактивных объектов, так и внутренним за счет ингаляции радиоактивных аэрозолей, образуемых в зоне работ. Наилучшим образом этим требованиям отвечают технологии применения дистанционно управляемых средств, исключающие присутствие персонала непосредственно в зоне работ. То есть,

комплекс должен быть оснащен широким спектром технических средств, включая дистанционно управляемые робототехнические механизмы (ДУМ), а также средства дистанционной радиационной диагностики - дозиметрии и спектрометрии.

Создание такого комплекса в НИЦ «Курчатовский институт» было начато в 2002 году и в 2002-2007 г.г. с его помощью на территории НИЦ «Курчатовский институт» были выполнены работы по ликвидации временных хранилищ РАО, а с 2008 г. в рамках Федеральной целевой программы «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности России на 2008 год и на период до 2015 г.». начались работы по выводу из эксплуатации исследовательских реакторов МР и РФТ [15].

Данная диссертационная работа посвящена разработке и применению технологий обращения с РАО и ОЯТ с использованием робототехнических средств в ходе реабилитации временных хранилищ РАО и вывода из эксплуатации исследовательских реакторов МР и РФТ. Работа включает введение, четыре главы и заключение.

Цель работы:

- Разработка рекомендаций по использованию ДУМ при обращении с РАО и ОЯТ и разработка требований к техническим характеристикам и технологическому оснащению этих механизмов применительно к условиям проведения работ по реабилитации радиационно-опасных объектов и выводу из эксплуатации исследовательских реакторов НИЦ «Курчатовский институт»;

- разработка и практическое внедрение методов применения ДУМ в работах по радиационному обследованию хранилищ РАО и радиоактивно загрязненного оборудования реакторов МР и РФТ;

- разработка и практическое внедрение методов применения ДУМ в работах по обращению с отработавшим ядерным топливом, реабилитации радиационно-опасных объектов и выводу из эксплуатации реакторов МР и РФТ;

- отработка и практическое внедрение методов демонтажа и фрагментации загрязненных строительных конструкций с использованием ДУМ;

- отработка и практическое внедрение методов сортировки и упаковки РАО в транспортные контейнеры с использованием ДУМ.

Научная новизна работы:

В ходе работ получены следующие новые научные результаты:

- впервые сформулированы требования к техническим характеристикам и технологическому оснащению ДУМ применительно к условиям проведения работ по ликвидации временных хранилищ РАО и выводу из эксплуатации реакторов МР и РФТ НИЦ «Курчатовский институт», осуществлен выбор линейки ДУМ, требуемой для проведения указанных работ;

- на основе опыта применения ДУМ, полученного при реабилитации хранилищ РАО, разработаны технические требования к оснащению ДУМ новым навесным оборудованием для производства работ по демонтажу реакторов, включая требования для создания более энерговооруженного робота-манипулятора; предложены и отработаны методы наведения ДУМ на интенсивно излучающие объекты;

- предложены и отработаны методы проведения радиационного обследования загрязненного оборудования и технологических помещений реакторов МР и РФТ с использованием ДУМ, результаты которых стали информационной базой для разработки проекта вывода из эксплуатации этих реакторов;

- предложены и отработаны технологии проведения демонтажных работ на реакторах МР и РФТ с использования ДУМ, исключающие необходимость присутствия персонала в технологических помещениях с высоким уровнем мощности дозы у-излучения;

- предложены и отработаны технологии сортировки РАО по активности, создан стенд для характеризации и упаковки высокоактивных отходов в транспортные контейнеры.

Значимость полученных результатов

Практическая ценность работы состоит в том, что разработанные методы применения ДУМ были внедрены в НИЦ «Курчатовский институт» в практику работ по ликвидации «исторических» хранилищ РАО, использованы при разработке проекта вывода из эксплуатации реакторов МР и РФТ и в процессе проведения демонтажных работ на этих реакторах. Это позволило существенно снизить дозовые нагрузки на персонал, выполняющий работы.

Полученные результаты радиационного обследования систем, оборудования и помещений реактора МР и шахты реактора РФТ, выполненного с помощью ДУМ, послужили основой для разработки технических решений и выбора технологического оснащения для вывода из эксплуатации этих реакторов и были реально использованы в ходе проведения этих работ.

Разработаны и на практике успешно применены технологии извлечения, сортировки, фрагментации и упаковки высокоактивных РАО с помощью ДУМ. Разработанные технологии применялись в ходе подготовки МР к выводу из эксплуатации на стадии удаления ОЯТ из активной зоны реактора и при удалении облученных петлевых каналов из бассейна-хранилища и других мест их хранения. С помощью ДУМ выполнены работы по инвентаризации и сортировке конструкций высокоактивных петлевых каналов, позволившие их безопасно извлечь и удалить в специализированное хранилище Центра. С помощью ДУМ осуществлена фрагментация высокоактивного канала петлевой установки с жидкометаллическим теплоносителем для отделения части конструкции, содержащей ядерные материалы, что позволило выполнить эти работы безопасно и без присутствия персонала непосредственно в зоне работ.

Опыт создания стендов характеризации и фрагментации высокоактивных отходов с помощью дистанционно управляемых робототехнических средств и механизмов будет полезен при работах на других радиационно-опасных объектах и исследовательских реакторах.

Предложенные и внедренные технологии обращения с РАО и ОЯТ с использованием ДУМ могут быть успешно реализованы в других проектах реабилитации или вывода из эксплуатации ЯРОО и могут быть применимы при работах на энергетических реакторах и в аварийных условиях.

На защиту выносятся следующие положения:

1. Разработка концепции комплексного применения робототехнических средств в ходе проведения всего спектра работ по выводу из эксплуатации ЯРОО и

реабилитации площадок радиационно-опасных объектов.

2. Разработка и внедрение методов применения робототехнических средств при обследовании радиационно-опасных объектов, характеризации их загрязнения и

технологий и методов обращения с отходами в процессе их реабилитации.

3. Разработка и внедрение методов идентификации и извлечения объектов, являющихся источниками у-излучения, с помощью дистанционных методов регистрации этого излучения и дистанционно управляемых механизмов.

4. Разработка и внедрение методов демонтажа радиоактивно загрязненного оборудования исследовательского реактора МР и его петлевых установок в условиях высоких уровней у -излучения и насыщенности оборудования в технологических помещениях и разработка рекомендаций по практическому применению разработанных методов.

5. Результаты практического применения разработанных методов в работах по обследованию и ликвидации хранилищ высокоактивных отходов, омоноличенных высокопрочным бетоном.

6. Разработка и внедрение технологии сортировки радиоактивных отходов по уровню активности, позволяющей оптимизировать наполнение транспортных контейнеров, определять тип транспортной упаковки для отправки РАО на длительное хранение, а также снизить дозы облучения персонала при обращении с РАО.

7. Организационные принципы проведения работ с применением разработанных методов и технологий, позволившие минимизировать время нахождения персонала в зонах производства радиационно-опасных работ и обеспечить ему необходимую радиационную защиту и радиационную безопасность при выполнении этих работ.

Разработанные и отработанные в процессе выполнения практических работ по ликвидации хранилищ РАО и выводу из эксплуатации реакторов МР и РФТ методы и технологии, основанные на применении дистанционно управляемых робототехнических механизмов, показали высокую эффективность при решении проблемы необходимого снижения дозовых нагрузок на персонал, что позволяет достаточно обоснованно рекомендовать их применение при проведении аналогичных работ на других ядерных и радиационно-опасных объектах.

Апробация работы.

Основные результаты выполненных исследований неоднократно

докладывались на различных российских и международных симпозиумах и конференциях, таких как:

- International Symposium on Waste Management (WM'04), Tuscon, Arizona, USA, 29 February - 4 March 2004;

- 7-ая Международная конференция «Безопасность ядерных технологий: Обращение с РАО». 27 сентября - 1 октября 2004 г., Санкт-Петербург, Россия;

- XI Международный экологический симпозиум «Урал атомный, Урал промышленный», Екатеринбург, 2005;

- International Symposium on Waste Management (WM'05), Tuscon, Arizona, USA, 25 February - 1 March 2005;

- 8-ая Международная конференция «Безопасность ядерных технологий: Экономика и обращение с источниками ионизирующих излучений. 2005 г., Санкт-Петербург, Россия;

- Международная конференция ICEM'05/DECM'05, 2005, Глазго, Шотландия;

- International Symposium on Waste Management (WM'06), Tucson, Arizona, USA, 26 February - 2 March 2006;

- Международная конференция «Двадцать лет Чернобыльской катастрофы. Взгляд в будущее», Киев, Украина;

- Международный ядерный форум, 2007 г., Санкт-Петербург;

- The 11th Intern. Confer, on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management, ICEM -07. 2007. Bruges (Brugge), Belgium

- International Conference "Radioecology & Enviromental Radioactivitity", Bergen, Norway, 2008;

- International Conference "Decommisionning challenges: an Industrial Reality?", Avignon, France, 2008;

- Ill Международный ядерный форум, 2008 г., Санкт-Петербург;

- 12th International Conference On Environmental Remediation and radioactive Waste Management, ICEM'09/DECOM'09, 2009, Liverpool, UK;

- International Symposium on Waste Management (WM'09), Phenix, Arizona, USA, 1-5 March 2009;

- International Conference «Research Reactors Fuel Management», Morocco, 2010;

- 4-ая Международняа конференция и выставка «АтомЭко 2010», Москва, Россия, 2010;

- European Nuclear Conference, ENC 2010, Barcelona, Spain, 2010;

- European Research Reactors Conference Research Reactor Fuel Management, Rome, Italy, 2011;

- 5-ая международная выставка и конференция «АтомЭко-2011 », Москва, Россия, 2011;

- International Conference on Research Reactors: Safe Management and Effective Utilization, 2011, Rabat Morocco;

- International Symposium on Waste Management (WM'12), Phenix, Arizona, USA, 27 February - 2 March 2012;

- European Research Reactors Conference IGORR, Prague, Czech Republic, 2012,

а также были доложены на заседании Научно-Технического совета научно-технологического комплекса «Реабилитация».

Публикации. Основные результаты исследований опубликованы в 65 печатных трудах, из них 25 статей в научных журналах (20 статей в журналах рекомендованных ВАК для защиты кандидатских диссертаций) и 40 публикаций в виде докладов в материалах российских и международных конференций. Личный вклад

Автор самостоятельно провел настоящее исследование - от обзора литературы по проблеме до изложения положений, технологий, выводов и оценки результатов диссертационной работы. Осуществлял организацию и непосредственно участвовал во всех представленных в диссертации научных экспериментах и практических работах, связанных с ликвидацией в НИЦ «Курчатовский институт» временных хранилищ РАО, радиационным обследованием реакторов MP и РФТ, выполнением измерений и расчетных оценок, формулировкой итоговых выводов и результатов проведенных работ, представленных в виде отчетных материалов, статей, докладов и презентаций.

Автором получены следующие наиболее существенные результаты:

- обоснован выбор дистанционно управляемых робототехнических механизмов производства шведской фирмы «Вгокк», выбор технологического оснащения этих ДУМ и их применение для условий проводимых на территории НИЦ «Курчатовский институт» работ. Разработаны и практически внедрены методы применения ДУМ при работах по ликвидации временных хранилищ РАО. Предложены и практически реализованы методы демонтажа омоноличенных высокопрочным бетонным раствором хранилищ с помощью указанных робототехнических средств. Предложены технологии извлечения, сортировки, фрагментации и упаковки пеналов с высокоактивными отходами. Создан стенд для выполнения этих работ;

- организовано и при непосредственном участии проведено радиационное обследование реактора МР и оборудования его девяти петлевых установок (-500 единиц оборудования) и реактора РФТ с использованием методов дистанционной диагностики;

- предложены и практически внедрены методы демонтажа и фрагментации с применением ДУМ оборудования и систем реакторов МР и РФТ в процессе вывода их из эксплуатации;

созданы экспериментальные стенды для сортировки фрагментов демонтированного оборудования и конструкций петлевых каналов по уровню суммарной активности и результатам измерений распределения активности по длине фрагментов;

- предложены и практически внедрены методы демонтажа и фрагментации загрязненных строительных конструкций с использованием ДУМ.

Достоверность и обоснованность выводов и рекомендаций подтверждена представительным объемом практических результатов, применением современных методов их обработки и интерпретации.

Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения и списка литературы из 126 наименований. Диссертация изложена на 122 страницах машинописного текста, включающего 46 рисунков и 10 таблиц.

Основные результаты диссертационной работы изложены в публикациях: 7, 9, 15, 72-82, 84-87, 89, 102-103, 105, 108, 111-116, 120.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Семенов, Сергей Геннадьевич

3.5. Основные результаты работ.

В результате выполненных работ из хранилища №4 было извлечено 487,1 м3 твердых РАО, в том числе 103,7 м - среднеактивных и высокоактивных, 383,4 м -низкоактивных. Суммарная активность отходов, удаленных из хранилища,

13 составила 1,06x10 Бк (около 290 Ки) и практически в два раза превысила активность отходов, извлеченных из 9 ранее ликвидированных хранилищ.

В период проведения работ на хранилище мощность дозы гамма-излучения на периметре площадки захоронения отходов изменялась в диапазоне 0,21-0,67 мкЗв/ч, а на периметре территории «Курчатовского института» - в диапазоне 0,080,14 мкЗв/ч. Дозовые нагрузки внешнего облучения персонала составили: средняя доза - 3,14 мЗв/год; коллективная доза - 84,9 мЗв, индивидуальные и коллективные дозы персонала превысили среднегодовые дозы 2002-2003 годов на 20-30% хотя за

12 эти годы извлечено отходов активностью около 3,7x10 Бк (100 Ки). Объемная активность воздуха на периметре площадки старых хранилищ и на территории «Курчатовского института» была на 3-5 порядков меньше соответствующих нормативов для городского населения. Работы по ликвидации хранилища №4 были выполнены в достаточно короткие сроки с августа 2004 по июнь 2005 г. в условиях тщательного радиационного контроля, который позволил обеспечить выполнение всех норм радиационной безопасности.

Контроль объемной активности радионуклидов в воздухе рабочих зон показал, что нахождение персонала в них при разрушении бетонного монолита хранилища могло привести к его переоблучению. Наиболее критичным радионуклидом оказался 24'Аш, именно по этому радионуклиду наблюдались превышения контрольных уровней в области рабочих зон робототехнических средств. Это значит, что нахождение персонала внутри теневой радиационной защиты не допускалось и применение дистанционно управляемых механизмов типа «Вгокк» позволило защитить персонал от внутреннего облучения.

ГЛАВА 4. МЕТОДЫ ПРИМЕНЕНИЯ РОБОТОТЕХНИЧЕСКИХ СРЕДСТВ ПРИ ПОДГОТОВКЕ И ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ

Опыт применения дистанционных методов диагностики радиационной обстановки и дистанционно управляемых механизмов при обследовании и реабилитации радиационно-опасных объектов показал необходимость использования данных технологий при работах по подготовке и выводу из эксплуатации исследовательских реакторов. Условия работ при подготовке и выводе из эксплуатации исследовательских реакторов полностью соответствуют условиям, с которыми пришлось столкнуться при работах по обследованию таких радиационно-опасных объектов, как хранилище высокоактивных отходов Центра, и реабилитации хранилища №4, содержащего элементы реакторов, выведенных из эксплуатации при реконструкции исследовательских ядерных установок Центра, выполненных на ранних стадиях развития ядерных технологий [111-114].

Опыт и технологии применения ДУМ, приобретенные при реабилитации хранилищ РАО, были включены в проект вывода из эксплуатации исследовательских реакторов МР и РФТ и использовались на стадиях проведения радиационного обследования, подготовки к выводу и непосредственно в ходе работ по выводу из эксплуатации этих реакторов.

Весь спектр работ, связанных с демонтажными работами по выводу из эксплуатации может быть сведен к трем группам:

- подготовительные работы по удалению радиоактивных объектов, накопленных на реакторе в процессе эксплуатации;

- демонтаж оборудования реактора и его систем;

- обращение с РАО, включая характеризацию, сортировку и загрузку в транспортные контейнеры.

На Рис.4.1. приведена оценка трудозатрат на эти виды работ при выводе из эксплуатации реакторов МР, РФТ и петлевых установок.

Рис. 4.1. Оценка трудозатрат на основные виды работ по выводу из эксплуатации реакторов МР и РФТ.

Важно отметить, что все виды работ по выводу из эксплуатации связаны с обращением с радиационно-опасными объектами и для обеспечения безопасных условий труда требуют применения дистанционно-управляемой техники.

4.1. Особенности реактора МР и его петлевых установок с точки зрения работ по выводу его из эксплуатации.

Материаловедческий исследовательский реактор МР представлял собой комплекс установок, который включал помимо самого реактора девять петлевых установок, а также вспомогательные инженерно-технологические системы и оборудование обеспечения его работы. Основное оборудование реактора МР, технологических систем петлевых установок, систем контуров охлаждения реактора размещено в зданиях 37/1, 37/3 и 37/4. В зале реактора МР также так же расположена шахта с внутрикорпусными устройствами реактора РФТ. Реактор МР был окончательно остановлен в 1993 г. после 30-летнего периода интенсивной эксплуатации, в 1996 г. переведен в ядерно-безопасное состояние, в 2011 г. получена лицензия на вывод его из эксплуатации и начаты работы по демонтажу его петлевых установок.

Исследовательский реактор МР в конструктивном отношении являлся канальным реактором, погруженным в бассейн с дистиллированной водой, его мощность вместе с петлевыми установками составляла 50 МВт [5-6,10-11]. Высота активной зоны реактора - один метр. Глубина бассейна реактора превышает 9 метров. Бассейн реактора окружен бетонной биологической защитой. Рядом с бассейном реактора расположен бассейн-хранилище для выгрузки и выдержки отработавших TBC. Бассейн реактора и бассейн-хранилище соединяются между собой шлюзом.

В реакторе использовались трубчатые тепловыделяющие элементы диспергированного типа (U - AI сплав или диоксид урана в алюминиевой матрице) с ураном 90 % обогащения по U - 235, работавшие при высоких тепловых потоках и высоком удельном энерговыделении с достижением глубокого выгорания топлива. Полная загрузка активной зоны составляет 37 рабочих TBC. Применение полностью разборной кладки активной зоны и отражателя реактора позволяли производить в ней необходимые переделки при изменении конструкций и размеров экспериментальных устройств.

Реактор имел хорошие физические характеристики и высокую радиационную безопасность, обладал широкими экспериментальными возможностями, надежностью в эксплуатации. Максимальная плотность потока тепловых нейтронов в сферической ловушке достигала 8х1014 н/см2с, в бериллиевых блоках -до 5х1014 н/см2с, в рабочих каналах (на уране) - 2,75х1014 н/см2с, максимальная плотность потока быстрых нейтронов с энергией более 0,5 МэВ - до 3,0х1014 н/см2с.

На реакторе осуществлялась широкая программа испытаний и исследований тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов), топливных и конструкционных материалов, производились радиоизотопы медицинского назначения и проводились другие исследования.

Реактор МР имеет ряд специфических особенностей, которые оказывают существенное влияние на проведение работ по выводу из эксплуатации:

- насыщенность оборудованием технологических помещений I контура и петлевых установок реактора;

- наличие крупно- и массогабаритного оборудования;

- высокие уровни излучения от оборудования в технологических помещениях, обусловленные радиоактивными отложениями;

- сложность имеющихся маршрутов удаления демонтированного оборудования из помещений первого контура и петлевых установок реактора из подвальных технологических помещений;

- необходимость удаления значительной части демонтированного оборудования через транспортные люки, расположенные в перекрытиях технологических помещений на уровне земли;

- расположение площадки реактора вблизи городской жилой застройки и интенсивных транспортных грузовых и пассажирских потоков.

Указанные особенности реактора МР накладывают определенные ограничения на выбор технологий проведения демонтажник работ для обеспечения безопасности населения и защиты окружающей среды.

4.1.1. Петлевые установки реактора МР

В составе реактора МР имеется девять петлевых установок, основные характеристики которых приведены в таблице 4.1.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Работы по выводу из эксплуатации исследовательских реакторов РФТ и МР проводятся на основе норм и правил радиационной безопасности НРБ-99 и ОСПОРБ-99 [121,122], введенных в 2000 году. Эти правила основаны на принципиально новой концепции радиационной защиты, рекомендованной МКРЗ и изложенной в международных нормах радиационной защиты МАГАТЭ в 1996 году [123-125]. В основу международных норм и правил положено соблюдение трех основных принципов радиационной защиты: обоснование, нормирование, оптимизация, которые предполагают обеспечение радиационной безопасности персонала и выполнение необходимого объема работ.

Принцип оптимизации - принцип ALARA предусматривает поддержание на минимально достижимом уровне индивидуальных и коллективных доз облучения персонала с учетом социальных, экономических факторов и научно-технических достижений [126]. Основываясь на соблюдение этих принципов был разработан проект вывода из эксплуатации исследовательских реакторов МР и РФТ, предполагающий использование методов дистанционного контроля радиационной обстановки и дистанционно управляемых механизмов при выполнении работ. Целью применения технологий робототехнические средств являлось обеспечение радиационной защиты персонала, выполняющего работы, и снижение риска радиационного воздействия на население и объекты окружающей среды. Технологии использования дистанционно управляемых механизмов и средств диагностики были разработаны при работах по ликвидации хранилищ «исторических радиоактивных отходов» НИЦ «Курчатовский институт». Опыт, приобретенный в ходе этих работ, был перенесен на работы по выводу из эксплуатации исследовательских реакторов. Применение дистанционных методов измерения характеристик радиационной обстановки и дистанционно управляемых средств позволило выполнить работы по ликвидации хранилищ РАО и демонтажу оборудования петлевых установок реактора МР с соблюдением всех норм и правил радиационной защиты персонала, сохранить коллективные и средние индивидуальные дозы работников на оптимально возможном низком уровне В качестве краткого заключения можно сформулировать тезисы, выносимые на защиту:

1. Разработка концепции комплексного применения робототехнических средств в ходе проведения всего спектра работ по ВЭ и реабилитации ЯРОО.

2. Разработка и внедрение методов применения робототехнических средств при обследовании радиационно-опасных объектов, характеризации их загрязнения и технологий и методов обращения с отходами в процессе их реабилитации.

3. Разработка и внедрение методов идентификации и извлечения объектов, являющихся источниками у-излучения, с помощью дистанционных методов регистрации этого излучения и дистанционно управляемых механизмов.

4. Разработка и внедрение методов демонтажа радиоактивно загрязненного оборудования исследовательского реактора МР и его петлевых установок в условиях высоких уровней загрязнения и насыщенности оборудования в технологических помещениях и рекомендации по практическому применению разработанных методов.

5. Результаты практического применения разработанных методов в работах по обследованию и ликвидации хранилищ высокоактивных отходов, омоноличенных высокопрочным бетоном.

6. Разработка и внедрение технологии сортировки радиоактивных отходов по уровню активности, позволяющей оптимизировать наполнение транспортных контейнеров, определять тип транспортной упаковки для отправки РАО на длительное хранение, а также снизить дозы облучения персонала при обращении с РАО.

7. Организационные принципы проведения работ с применением разработанных методов и технологий, позволившие минимизировать время нахождения персонала в зонах производства радиационно-опасных работ и обеспечить ему необходимую радиационную защиту и радиационную безопасность при выполнении этих работ.

Представленные результаты показывают высокую эффективность применения дистанционно управляемых механизмов, существенно возросшую производительность труда персонала, что позволило выполнить большой объем реабилитационных и демонтажных работ ограниченным числом работающих. Опыт использования роботов-манипуляторов был использован при создании новой дистанционно управляемой техники. В частности, для ликвидации строительных конструкций реакторных помещений создана модель «Брокк-800», для работ по разборке активной зоны реактора МР изготавливается телескопическая рука-манипулятор с большой выдвижной базой и усилием на конце несколько десятков килограмм.

Разработанные и отработанные в процессе выполнения практических работ по ликвидации хранилищ РАО и выводу из эксплуатации реакторов МР и РФТ методы и технологии, основанные на применении дистанционно управляемых робототехнических механизмов, показали высокую эффективность при решении проблемы необходимого снижения дозовых нагрузок на персонал, что позволяет достаточно обоснованно рекомендовать их применение при проведении аналогичных работ на других ядерных и радиационно-опасных объектах.

БЛАГОДАРНОСТИ

Автор выражает признательность д.т.н. Волкову В.Г., д.ф.-м.н. Иванову О.Н., к.т.н. Зверкову Ю.А. за замечания, позволившие улучшить содержание диссертации. Автор глубоко благодарен к.ф.-м.н. Смирнову C.B. и к.ф.-м.н. Степанову В.Е. за полезные дискуссии, д.т.н. Павленко В.И. за постоянную и всестороннюю помощь при подготовке работы, всему коллективу НТК «Реабилитация», без которого эта работа могла не осуществиться.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Семенов, Сергей Геннадьевич, 2013 год

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. Гончаров В.В., Рязанцев Е.П., Николаев Ю.Г. и др. Создание исследовательского реактора MP для испытаний твэлов и материалов. Труды 3-ьей межд. конференции по мирному использованию атомной энергии, Женева 1965, М., Физматгиз, т. 7, с. 314.

2. Гончаров В.В. Рязанцев Е.П., Бабулевич Е.Н. и др. Модернизация реактора MP. Препринт ИАЭ -1726, М., 1968, с.4-20.

3. Курчатов И.В., Гончаров В.В., Гуревич И.И. и др. Реактор для физических и технических исследований. Избранные труды, М., Наука, т.З: Ядерная энергия, 1984, с. 110.

4. Гончаров В.В., Рязанцев Е.П., Колядин В.И. и др. Использование реактора MP для испытания и исследования твэлов и конструкционных материалов. IAEA-SM-300/104. Reprint from "Multipurpose research reactors" Proc. of Intern. Symposium on the utilization of multipurpose research reactors and related international co-operation organized by the IAEA and held in Grenoble, 19- 23 October 1987, Vienna, 1988, p. 107.

5. Курчатов И.В., Александров А.П., Гончаров B.B. и др. О физическом пуске реактора РФТ, Избранные труды, М., Наука, т.З: Ядерная энергия, 1984, с. 149.

6., Рязанцев Е. П., Колядин В. И., Егоренков П. М. и др. Вывод из эксплуатации ядерно и радиационно- опасных объектов (ЯРОО) РНЦ «КИ». Атомная энергия, т. 87, вып. 3, 1999, с. 180- 189.

7. Volkov V.G., Ponomarev-Stepnoi N.N., Semenov S.G. e. a., Main result of the second stage of liquidation of temporary radwaste repositories and rehabilitation of the radwaste disposal site at the Russian Research Center "Kurchatov Institute" -In. Proc. Intern. Symp. of Waste Management '05, Tucson, USA, 27 February -3 March 2005, CD-ROM, ID 5042.

8. GorlinskyY.E., Novikov V.M., Pavlenko V.I., et.al.. Impact of Radioactive Waste Storage at the Territory of RRC-Kurchatov Institute in Moscow. Final report submitted to the Commission of European Communities, represented by the Head of the Delegation of the European Commission in Russia, HAS A, Laxenburg, Austria, 2003, p. 3-35.

9. Велихов Е.П., Пономарев-Степной Н.Н., Семенов С.Г. и др. Реабилитация радиационно загрязненных объектов и территорий РНЦ «Курчатовский институт», Атомная энергия, 2007, т. 102, вып.5, с. 300-306.

10. Рязанцев Е.П., Павленко В.И., Колядин В.И. Результаты предварительного этапа работ по подготовке ИР MP к выводу из эксплуатации. Препринт РНЦ «КИ» ИАЭ-6123, М, 1999. с.2-20.

11. Ryazantsev Е.Р., Bourkov A.V, V.I., Pavlenko V.I. et. al. The First Results of the Research Reactor MR Decommissioning.-In: Proc.of Intern.Symposium on Research Reactor Utilization, Safety and Management, Lisbon, Portugal , IAEA -SM-360-39P, 610 Stpt,1999, p. 177-179.

12. Рязанцев Е.П., Павленко В.И., Колядин В.И. и др. Спектрометрические исследования компонентного состава радионуклидов в технологических помещениях, основных контурах и петлевых установках реактора MP. Препринт РНЦ «КИ» ИАЭ- 6299, М., 2003. с. 1-24.

13. Новиков В. М., Горлинский Ю. Е., Павленко В. И. и др. Оценки воздействия на население и окружающую среду временных хранилищ радиоактивных отходов на территории РНЦ «Курчатовский институт». - Атомная энергия, 2005, т. 99, вып. 2, с. 152- 159.

14. Pavlenko V. I., Ryazantsev Е. Р., Gorlinsky Y. Е. "Source Term Reconstruction for Waste Storage Site and Air Transfer Pass Way in Urban Environment". Transaction of Workshop "Solutions to Security Concerns about the Radioactive Legacy of the Cold War that Remain in Urban Environments", Vanderbilt University (Nashville, TN, USA), November 14-17, 2004, CD-2005.

15.Семенов С.Г., Волков В.Г., Павленко В.И. и др. Выполнение мероприятий ФЦП «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности России на 2008 год и на период до 2015 года» в РНЦ «Курчатовский институт». Результаты и проблемы, Сборник статей 4-ой Международной конференции и выставки «Атомэко 2010», 2010 г., Москва, с. 83-85.

16. Камынин С.С. Принципы проектирования и разработки многофункциональных программируемых роботов. Препринт ИПМ АН СССР, М., 1992.

17. Wehe D.K., Lee J.С., Martin W.R., etc. Intelligent Robotics and Remote System for the Nuclear Industry. "Nuclear Engineering and Design", 1989, v. 113, p. 259-267.

18. Harvey Meieran, Kenneth Brittan, Richard Sturky. Robots: I'embarras de richesses. "Nuclear Engineering International", 1989, v.34, No. 415, p. 38-41.

19. Harvey B. Meieran, Floyd E. Gelhaus. Mobile robots gain momentum. "Nuclear Engineering International", 1987, v.32, No. 393, p.34-35.

20. Harvey B. Meieran, Floyd E. Gelhaus. Mobile Robots Designed for Hazardous Environments. "Robotics engineering", 1986, v.8, No. 3, p. 10-16.

21. Devresse M., Costa L., De Buck F. General concept of a remote multipurpose vehicle for nuclear applications. "Adv. Rob. and Autom. Proc. IASTED Int. Symp., San Francisco and Amsterdam, June, 1984". Anaheim, Calif., p. 52-56.

22. Da Costa L., De Buck F., Devresse M., "Remote Handl. Eguip. Nucl. Cycle Facil. Proc. Semin., Oxford, 2-5 Oct. 1984". Paris, 1985, p. 432-443.

23. Devressee M., Costa L., Buck F. De., General concept of remote multipurpose vehicle for nuclear applications. "Proc. Int. Conf. Adv. Rob., Tokyo, 9-10 Sept. 1985". Tokyo, 1985, p. 591-595.

24. Chamberlian Gary. Nuclear Plant robots win new respect. "Design News", 1986, 42, No. 15, p. 26-27.

25. Waegne S. Thayer, Yack W. Lewis. A remote control system for SURVEYOR. "Proc. of SPIE - The international society for Optical Engineering. Volume 27. Mobile Robots. 30-31 Oct. 1986, Cambrige, Massachusetts". SPIE, P.O. Box 10, p. 17-24, 25-31.

26. Eugene B. Silverman. Robotic and Remotely Operated Technology in Hazardous Waste Sites. "Robotics engineering", 1986, v.8. No. 3, p. 22-24.

27. Richard K. Simmons. Smart systems for routine jobs. "Nuclear Engineering International", 1986, v.31, No. 381, p. 41-42.

28. Irving T.L., Surveyor takes a look around Nine Mile Point. "Nuclear Engineering International", 1987, v.32, No. 393, p. 48-51.

29. White John R., Harvey Howard W., Satterlee Paul E. SURBOT: a surveillance robot system for use in nuclear power plants. "Robots 10. Conf. Proc., Chicago, 111., Art. 20-24, 1984". Deaborn, Mich., 1986, 5/109-5/121.

30. White John R., Surbot makes surveillance safer. "Nuclear Engineering International", 1986, v.31, No. 381, p. 43-44.

31. White John R., Surbot surveys Browns Ferry. "Nuclear Engineering International", 1987, v.32, No. 393, p. 52.

32. Heckendorn F.M., Flexible Robotic Entry Device for a Nuclear Materials Production Reactor. "Trans. Amer. Nucl. Soc.", 1988, v.57, p. 331-332.

33. Framatom develops a mobile vehicle for maintenance. "Nuclear Engineering International", 1987, v.32, No. 393, 51-52.

34. Takemora Matsubara, Takeo Ohmichi, Shigetaka Hosaka , Masatoshi Niskihara, Isao Shirasu, Toshiro Miida. Development of mobile manipulator for maintenance and inspection in containment vessel. "Remote Handl. Eguip. Nucl. Fuel Cycle Facil. Proc. Semin., Oxford, 2-5 Oct., 1984". Paris, 1985, p. 420-431.

35. Shigetaka Hosaka, Takeo Ohmichi, Teleoperation of Robot for Maintenance and inspection containment vessel of nuclear power plant. "Proc. Int. Conf. Adv. Rob., Tokyo, 9-10 Sept., 1985", Tokyo, 1985, p. 379-386.

36. Takeo Ohmichi, Shigetaka Hosaka, e.a., Development of the multi-function robot for the containment vessel of the nuclear plant. "Proc. Int. Conf. Adv. Rob., Tokyo, 9-10 Sept., 1985". Tokyo, 1985, p. 371-378.

37. Yoji Umetani, Shiego Hirose, Takemora Matsubara, Takeo Ohmichi, Masatoshi Nishi Niskihara, Tomoyoshi Ibe, Hiroyuki Shito, Akihisa Okino. Development of quadrupedal walking robot for power plants. "World Congress 111 of Chemical Engineering. Sept. 21-25, 1986, Keio Plara Hotel, Tokyo, Japan, Vol. 1", p. 387-390.

38. How robots are helping at TMI-2. "Nuclear Engineering International", 1985, 30, No. p. 367.

39. Robots remove TMI-2 sediment. "Elect. World", 1987, 201, No. 10, p. 69.

40. Cruikshauk Andrew. TMI-2 puts robots to the test. "Nuclear Engineering International", 1987, 32, No. 399, p. 18-20.

41. http://pripvat-city.ru/documents/27-robotv-pri-likvidacii-avarii-na-chaes.html

42. http://www.army-guide.com/rus/firm3217.html

43. Gladden J.B., Karapatakis D.J., Fogle R.F., e.a. Robotically Deployed Laser Imaging for Facility Characterization, WM2009 Conference, March 1-5, 2009, Phoenix, AZ - 9096, http://www.wmsym.org/archives/2009/pdfs/9096.pdf

44. Mauer Georg F., Kawa Chris, Robotic Radionuclide Inspection and Mapping of Surface Contamination On Building Surfaces, Proc. Intern. Symp. WM'07, February 25 -March 1, 2007, Tucson, AZ, WM-7335,

http://www.wmsym.org/archives/2007/pdfs/7335.pdf

45. Vallance Charles A. , Walcheski Robert, Wamsher Rex, Bramblet John W., Innovative Manned and Robotic Techniques that Reduce Dose and Increase Decontamination and Decommissioning Efficiency and Safety - WM2010 Conference, March 7-11, 2010, Phoenix, AZ, WM-10132,

http://www.wmsym.org/app/2010cd/wm2010/pdfs/l 0132.pdf

46. Bosgiraud J.-M., Guenin J.-J., Londe L. and Seidler W. K., "Prototype Pushing Robot Emplacing Vitrified Waste Canisters into Horizontal Disposal Drifts", Waste Management Symposia, Tucson, 2007, WM-7052,

http ://www. wmsym .org/ archives/2007/pdfs/7052.pdf

47. Millenium Services, Inc. "Radiological Services/D&D,"

http://www.millenniumservicesinc.com/rdd.html

48. http://www.irconnect.com/noc/press/pages/news_releases.html?d= 140621

49. Fontana Philippe, Fraize Gérard, Seurat Philippe, UP1 Decommissioning project: first feedback experience, Book of abstracts of International Conference Decommisionning challenges: an Industrial Reality?, Avignon, France, September 28 -October 2 2008, p. 36-37.

50. Смирнов C.B., Робот радиационной разведки, Безопасность окружающей среды, №4, 2008, стр. 77-79.

51. Fedin V.I., Gulyaev A.A., Potapov V.N., et al, «Application of Gamma Locator for Contamination Measurements inside 4-th Reactor Hall of Chernobyl NPP», IEEE Trans. On Nucl. Sci., 1998, vol. 45, No.3, part 2, pp. 986-991.

52. Ivanov O.P., Sudarkin A.N., Stepanov V.E. and Urutskoev L.I., «Portable Instrument for Coded-Aperture Imaging of Gamma-ray Source», Instruments and Experimental Techniques, Vol.41, No.4, 1998, pp.563-568.

53. Ivanov O.P., Sudarkin A.N., Stepanov V.E., e.a. «Different Methods of Image Reconstruction for Portable X-Ray and Gamma-Ray Imager with Coded Aperture», 1997 IEEE NSS/MIC Conf. Rec, 1997, Albuquerque, v. II, p. 1586-1589.

54. Волкович А.Г. Никсонов В.И. Лобановский Д.А. и др. «Коллимированный спекрально-чувствительный детектор для дистанционного поиска пятен радиоактивного загрязнения», Атомная энергия, 1990, т. 69, в.4, стр. 259-260.

55. Gulyaev А.А., Ignatov S.M., Kudrivatykh E.F. et al, «The Scanning Remote Gamma-Spectrometer Allowing to Determine the replacement of the Radioactive

Source», IEEE Conf. Record of Nuc. Sci. Symp. and Medical Image Conference. 1994, Norfolk, Virginia, USA. v.l, pp. 337-341.

56. Ivanov O.P., Potapov V.N., Sudarkin A.N., Stepanov V.E. and Urutskoev L.I., «Application of Gamma-Ray Imager for Non-Destructive Testing», Nuclear Instruments & Methods in Physics Research, A 422 (1999), pp. 724-728.

57. Ivanov O.P., Sudarkin A.N., Stepanov V.E. and Urutskoev L.I., «Portable Digital X-Ray and Gamma-Ray Imaging with Coded Mask, Performance Characteristics and Methods of Image Reconstruction», Nuclear Instruments & Methods in Physics Research, A 422 (1999), pp. 677-682.

58. Смирнов С.В., Разработка экспериментальных приборных средств и методик их применения для поиска и характеризации источников ионизирующего излучения в сложной радиационной обстановке, Диссертация на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук, с. 104.

59. Степанов В.Е., Разработка и применение системы для комплексной характеризации исторических РАО из приобъектовых хранилищ, доклад на 5-ой международной выставки и конференции «АтомЭко-2011», материалы конференции, стр. 104-107.

60. Иванов О.П., Степанов В.Е., Смирнов С.В., и др. Дистанционно-управляемые приборные средства для проведения измерений в интенсивных полях гамма излучений, Ядерные измерительно-информационные технологии, №2 (38) 2011 г. стр. 48-50.

61. Иванов О.П., Исследования по получению гамма изображений с помощью кодирующих апертур для решения задач радиационного контроля, Диссертация на соискание ученой степени доктора физико-математических наук, с.221.

62. Игнатов С.М., Потапов В.Н., Чесноков А.В., и др., Автоматизированная система дистанционного определения характеристик полей фотонного ионизирующего излучения аварийных объектов, ПТЭ, 1998, №4, с. 134-139.

63. Волкович А.Г., Коба Ю.В., Никсонов В.И. и др. «Применение коллимированного детектора при ликвидации последствий аварии в машинном зале 4 энергоблока ЧАЭС», Атомная энергия, 1990, т. 69 вып. 6 с. 389-391.

64. Ignatov S.M., Potapov V.N., Shchrebak S.B. et al «Determination of Surface Activity and Radiation Spectrum Characteristics inside Building by a Gamma Locator», Nuclear Instruments & Methods in Physics Research A, 1997, v. 401, pp. 414-420.

65. Крусанов B.C., Фурсеев Д.Н., Фурсеев M.H., Применение гамма-локатора при выводе ЯРОО из эксплуатации. Безопасность окружающей среды, 2008, №2, с. 82-76. Gorbachev V., Ershov А., е.а. Results of the testing of gamma-locator at the objects of nuclear industry. Radiation Safety (Proc 5th Intern. Conf. St. Petersburg, 2002), RESTEC Publishing, St. Petersburg (2002), p. 387-397.

66. Говорун А.П., Ликсонов В.И., Федин В.И., и др. Спектрально-чувствительный переносной коллимированный гамма-радиометр. - ПТЭ, 1994, 5, с. 95-96.

67. Chesnokov A.V., Govorun А.Р., Ivanov О.Р., et al. «Method and Device to

1 47

Measure Cs Soil Contamination In-situ», Nuclear Instruments and Methods in Physics Research - Section A. 1999. Nos 1-2, V. 420. p. 336-344.

68. Chesnokov A.V., Govorun A.P., Ivanov O.P., et al. «Technique for In Situ Measurements of Cs-137 Deposit in Soil Under Clean Protected Layer», IEEE Trans. On Nucl. Sci. vol. 44, No.3, pp. 769-773, 1997.

69. Chesnokov A.V., Govorun A.P., Ivanov O.P., et al. «Collimated Detector Technique for Measuring a 137Cs Deposit in Soil under a Clean Protected Layer», Applied Radiation and Isotopes, Vol. 48, No. 9, pp. 1265-1272, 1997.

70. Игнатов C.M., Ликсонов В.И., Потапов B.H., и др., «Определение удельной активности Sr-90 в почве методом полевой радиометрии», Контроль и диагностика, 1999, №4, с. 23-27.

71. Пономарев-Степной Н.Н., Волков В.Г., Семенов С.Г., и др., «Извлечение радиоактивных отходов и ликвидация старых хранилищ в РНЦ «Курчатовский институт», Атомная энергия, т. 103, вып. 2, август 2007, с. 129-133.

72. Волков В.Г., Зверков Ю.А., Семенов С.Г., и др., Ликвидация труднодоступного хранилища высокоактивных отходов РНЦ «Курчатовский институт», Атомная энергия, т. 105, вып. 3, сентябрь 2008, стр. 164-169.

73. http://www.canberra.ru/html/products/cartogam/cartogam.htm

74. Volkov V.G., Ponomarev-Stepnoi N.N., Semenov S.G., а.е., Peculiarities of engineering approaches and selection of technologies used in disposition of old radwaste repositories at the Russian research centre "Kurchatov institute", ICEM'05/DECM'05

Conference, 2005, Glasgow, Scotland, Session No: 11, ICEM05-ID: p. 1227.

75. Volkov V.G., Ponomarev-Stepnoi N.N., Semenov S.G., a.e., Peculiarities of the High-Level Concrete-Encased Radwaste Repository Disposition at the Radwaste Disposal Site of the Russian Research Center "Kurchatov Institute" CD WM'06 Proceedings, WMSymposia, Inc., Tucson, Arizona, USA, February 27 - March 3, 2006, CD-ROM.

76. Волков В.Г., Зверков Ю.А., Семенов С.Г., и др. «Организация теневой радиационной защиты при ликвидации старых хранилищ РАО РНЦ «Курчатовский институт», -В сб.: XI Международного экологического симпозиума «Урал атомный, Урал промышленный», Екатеринбург, 2005, 7-11 Февраля 2005, Труды симпозиума на русском и английском языках, с. 14-16.

77. Volkov V.G., Gorodetsky G.G., Semenov S.G., a.e., Radioactive waste management technologies used in rehabilitation of radioactively contaminated facilities and areas at the RRC "Kurchatov institute" site. International Journal Nuclear Science and Technology, V. 2, N1/2, 2006, p. 127-143.

78. Волков В.Г., Зверков Ю.А., Семенов С.Г., и др., Подготовка к выводу из эксплуатации исследовательского реактора MP в РНЦ «Курчатовский институт». Атомная энергия. - 2008, т.104, №5, с. 259-264.

79. Волков В.Г., Зверков Ю.А., Семенов С.Г., и др. «Проект «Реабилитация»: состояние и проблемы». -В сборнике докладов 6-ой Международной конференции «Радиационная безопасность: транспортирование радиоактивных материалов (АТОМТРАНС-2003)» (22-26 сентября 2003 года, г. Санкт-Петербург, Россия), изд-во ГРОЦ Минатома РФ, 2003, с. 90-111.

80. Волков В.Г., Зверков Ю.А., Семенов С.Г., и др. «Применение новых приборов и средств диагностики в работах по разборке хранилища №11 и выгрузке из него радиоактивных отходов», отчет РНЦ «Курчатовский институт» инв. №240-10/13ДСП, 2004 г.

81. Волков В.Г., Городецкий Г.Г., Семенов С.Г., и др., Технологии обращения с радиоактивными отходами при реабилитации радиоактивно-загрязненных объектов и участков территории РНЦ «Курчатовский институт» Сборник докладов 7-ой Международной конференции «Безопасность ядерных технологий:

Обращение с РАО. (27 сентября - 1 октября 2004 г., Санкт-Петербург, Россия), изд-во Pro Атом, 2004, стр. 141-156.

82. Иванов О.П., Потапов В.Н., Семенов С.Г., и др., Исследования по усовершенствованию гамма спектрометрических дистанционных методов неразрушающих измерений для проведения измерений высокоактивных объектов реакторов MP и РТФ, Отчет по Государственный контракт № 16.449.11.8007 от 12.05.2011 г. по теме «Вывод из эксплуатации исследовательских реакторов MP и РТФ федерального государственного бюджетного учреждения «Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт». Инв. № 210-08/20.

83. Кимель Л.Р., Машкович В.П., «Защита от ионизирующих излучений», Атомиздат, 1966 г.

84. Пономарев-Степной Н.Н., Волков В.Г., Семенов С.Г., и др., «Обследование и подготовка к ликвидации старых хранилищ радиоактивных отходов в РНЦ «Курчатовский институт», Атомная энергия, 2007, т. 102, вып. 6, с. 374-377.

85. Волков В.Г., Зверков Ю.А., Семенов С.Г., и др., «Опыт применения технологий обращения с РАО при реабилитации старых хранилищ «исторических» отходов в РНЦ «Курчатовский институт», -В сб.: II Международного ядерного форума, 2007, с. 403409.

86. Волков В.Г., Зверков Ю.А., Семенов С.Г., и др., «Программа следующего этапа реабилитационных работ в РНЦ «Курчатовский институт», -В сб.: II Международного ядерного форума, 2007, с. 396-401.

87. Волков В.Г., Зверков Ю.А., Семенов С.Г., и др., Реабилитация радиоактивно загрязненных объектов и территорий РНЦ «Курчатовский институт», Энергия: экономика, техника, экология, №9, 2008, с. 35-41.

88. Краткий отчет ДСП «О выполненной работе по приказу №200 от 13/IIV-1973 года и по ранее данному указанию главного инженера института», 1973.

89. N.N. Ponomarev-Stepnoi, V.G. Volkov, S.G. Semenov, et al. "Rehabilitation of Radioactively Contaminated Facilities and the Site of Russian Research Center "Kurchatov Institute". -In: Conference Handbook of IBC's 8th International Conference & Exhibition on Decommissioning of Nuclear Facilities - Managing the Legacy, London, Great Britain, November 11-12, 2002, EA1141, IBC Global Conferences.

90. Экспресс-анализ и детальный анализ радиоактивных твердых проб. Научно-технический отчет ИОЯФ. Инв. №50-06/01 от 08.04.05, Март 2005 г.

91. Экспресс-анализ и детальный анализ радиоактивных твердых проб. Научно-технический отчет ИОЯФ. Инв. №50-06/29 от 28.04.05., Апрель 2005 г.

92. Экспресс-анализ и детальный анализ радиоактивных твердых проб. Научно-технический отчет ИОЯФ. Инв. №50-06/37 от 06.06.05., Май 2005 г.

93. Экспресс-анализ и детальный анализ радиоактивных твердых проб. Научно-технический отчет ИОЯФ. Инв. №50-06/48 от 08.07.05., Июнь 2005 г.

94. Экспресс-анализ и детальный анализ радиоактивных твердых проб. Научно-технический отчет ИОЯФ. Инв. №50-06/61 от 27.07.05., Июль 2005 г.

95. Особенности обеспечения радиационной безопасности персонала и населения при ликвидации хранилища №4, содержащего высокоактивные отходы. Научно-технический отчет ИОЯФ. Инв. №240-18/37 ДСП, 2005 г.

96. Косяков В.Н., Родионов Ю.Ф., Швецов И.К., Шубко В.М., «О возможном происхождении отходов, содержащих изотопы трансурановых элементов». -Справка ИОЯФ, Август 2005 г.

97. Косяков В.Н., Чудинов Э.Г., Швецов И.К., «Использование трансплутониевых элементов». Доклады международной конференции «Актиниды-75», 1975 г., Баден-Баден.

98. Косяков В.Н., Швецов И.К., «Комплексное использование трансплутониевых элементов - побочных продуктов ядерной энергетики». -Атомная Энергия, 1978, т. 14, в.4, с.315.

99. Зеленков А.Г., Пирожков C.B., Пчелин В.А., Родионов Ю.Ф. и др., «Применение методов альфа - и гамма - спектроскопии для анализа содержания трансурановых нуклидов в топливе АЭС». -Isotopenpraxis, V.20, (1984),N.ll, pp. 407-412.

100. Иванов О.П., Степанов В.Е., Смирнов C.B., и др. Применение коллимированной радиометрической системы, установленной на робот БРОКК для обследования хранилища СУЗ в помещении реактора МР РНЦ «Курчатовский институт». Атомная энергия, 2010, т. 109, №4, с. 194.

101. Иванов О.П., Степанов В.Е., Смирнов С.В., и др. Дистанционно управляемый коллимированный детектор для измерения распределений радиоактивных загрязнений. Атомная энергия, 2010, т. 109, №2, с. 82-84.

102. Волков В.Г., Быковская Л.И., Семенов С.Г. и др., Применение технологий пылеподавления и предотвращения распространения радиоактивных аэрозолей при проведении работ по реабилитации в РНЦ «Курчатовский институт», Анри, 2004, №4 (39), с. 59-66.

103. Волков В.Г., Зверков Ю.А., Семенов С.Г., и др., Контроль объемной активности нуклидов в воздухе при реабилитации площадки старых хранилищ РНЦ «Курчатовский институт», Атомная энергия, 2008, т. 104, вып. 1, с. 37-43.

104. Игнатов С.М., Потапов В.Н., Уруцкоев Л.И., и др,. «Автоматизированная система дистанционного определения характеристик полей фотонного ионизирующего излучения аварийных объектов», ПТЭ, 1998, №4, стр. 134-139.

105. Chesnokov A.V., Volkov V.G., Semenov S.G., е.а., Remediation of the Highlevel Radwaste Repositories at Russian Research Center "Kurchatov Institute", -Radioprotection, 2009, v. 44, n°5, p. 971-975.

106. Ivanov O.P., Stepanov V.E., Volkov V.G., e.a., New Portable Gamma-Camera for Nuclear Environment and Its Application at Rehabilitation Works, Book of abstracts, Nuclear Science Symposium, Rome 2004 IEEE Conference, p. 89.

107. Danilovich A.S., Ivanov O.P., Potapov V.N., e.a., The instrumentation for express characterization of historical radwaste storages and contaminated soil, - Book of abstracts of International Conference Decommisionning challenges: an Industrial Reality?, 2008, Avignon, France, pp. 80-81.

108. Chesnokov A.V., Volkov V.G., Semenov S.G., e.a., Remediation of the Highlevel Radwaste Repositories at Russian Research Center "Kurchatov Institute", - In Proc. of Radioecology&Enviromental Radioactivitity, 2008, Bergen, Norway, P. 2, p. 355-357.

109. Danilovich A.S., Ivanov O.P., Potapov V.N., e.a., Remote monitoring of radiological conditions during rehabilitation works at Kurchatov Institute site with gamma locator system, - In Proc. of Radioecology & Enviromental Radioactivitity, 2008, Bergen, Norway, P. 2, p. 159-162.

110. Danilovich A.S., Ivanov O.P., Potapov V.N., e.a., Instruments and methods for precise field measurements of soil radiocontamination, - In Proc. of Radioecology &

Enviromental Radioactivitity, 2008, Bergen, Norway, P. 2, p. 155-158.

111. Волков В.Г., Волкович А.Г., Семенов С.Г., и др., Подготовка и вывоз на переработку отработавшего ядерного топлива ВВР-2 и ОР РНЦ «Курчатовский институт», Атомная энергия, 2009, т. 106, вып. 4, с. 201-209.

112. Волков В.Г., Дроздов А.А Семенов С.Г., и др., Обращение с отработавшим ядерным топливом исследовательских реакторов РНЦ «Курчатовский институт», Атомная энергия, 2009, т. 106, вып. 2, с. 99-105.

113. Volkov V.G., Zverkov Yu.A., Semenov S.G., Chesnokov A.V., Shisha A.D., Remediation of Contaminated Facilities at the Kurchatov Institute, International Workshop Proceedings "Cleaning up Sites Contaminated with Radioactive Materials" The National Academies Press Washington, D.C. www.nap.edu, 2009 pp. 99-109.

114. В.Г. Волков, Ю.А. Зверков, В.И. С.Г. Семенов, и др., Вывод из эксплуатации реактора MP в РНЦ «Курчатовский институт», Энергия, экономика, техника, экология, 2010, №2, с. 18-24.

115. С.Г. Семенов, В.Г. Волков, В.П. Евстигнеев, и др., Выполнение мероприятий ФЦП «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности России на 2008 год и на период до 2015 года» в РНЦ «Курчатовский институт». Результаты и проблемы, Сборник статей 4-ой Международной конференции и выставки «Атомэко 2010», 2010, Москва, стр. 83-85.

116. Волков В.Г., Данилович А.С., Семенов С.Г., и др. «Демонтаж оборудования и петлевых установок реактора MP в НИЦ "Курчатовский институт» Материалы конференции WM'12, 2012, Феникс, Аризона, США, 12051,

http://www.wmsym.org/finalprogram2012/index.html (р.75)

117. Alexey Danilovich, Oleg Ivanov, Alexey Lemus, et al, Radiological Survey of Contaminated Installations of Research Reactor before Dismantling in High Dose Conditions with Complex for Remote Measurements of Radioactivity - 12069, WM2012 Conference, February 26 - March 1, 2012, Phoenix, Arizona, USA

118. Степанов B.E., Потапов B.H., Смирнов C.B., Данилович А.С., «Радиационное обследование помещений реактора MP с использованием дистанционно- управляемой сканирующей системой», Атомная энергия, 2012, т.113, вып.2., с.101-105.

119. Потапов В.Н., Степанов В.Е., Волкович А.Г., Смирнов С.В., «Обнаружение урана в твердых высокоактивных отходах с помощью спектрометрического кадмий-цинк детектора». Атомная энергия, 2012, т. 113, вып.2., с. 106-109.

120. Семенов С.Г., Использование робототехники при выводе из эксплуатации исследовательских реакторов, Безопасность ядерных технологий и окружающей среды, 2012, №2, с. 116-119.

121. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99) СП 2.6.1.758-99.

122. Основные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99) СП 2.6.1799-99.

123. ICRP, 1991. Recommendations of the International Commission on Radiological Protection, ICRP Publication 60. Ann. ICRP 21 (1-3).

124. ICRP, 2007. Recommendations of the International Commission on Radiological Protection, ICRP Publication 103.

125. Международные основные нормы безопасности для защиты от ионизирующих излучений и безопасного обращения с источниками излучения. Серия изданий по безопасности № 115. МАГАТЭ, Вена, 1997 г.

126. Radiation Protection/ALARA from theory towards practice.EUR13796EN, Final report.