Рек-Л2. Лекция 2 1 История вопроса

Название	Лекция 2 1 История вопроса
Анкор	Рек-Л2.doc
Дата	29.09.2018
Размер	57 Kb.
Формат файла
Имя файла	Рек-Л2.doc
Тип	Лекция #25234

Лекция № 2

1.1 История вопроса
Отправной точкой развития атомной тематики можно считать 1942 год, когда в США был построен и запущен первый в мире ядерный реактор (ChicagoPile-1). В 1946 в СССР был пущен в действие первый в Европе ядерный реактор Ф-1. В 1954 году в СССР в г. Обнинске была пущена первая в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт, которая в течении 50 лет находилась в эксплуатации. С тех пор, 1954 год считается началом промышленного использования атомной энергии в мирных целях, в частности атомной энергетики.

В последующие годы атомная энергетика проходила различные этапы своего развития, которые характеризуются:

- бурным количественным ростом вводимых в эксплуатацию блоков АС с середины 50-х до середины 80-х годов;

- резким замедлением темпов развития и количественного роста, вводимых в строй мощностей с середины 80-х, связанных, прежде всего с серьезными авариями на АС, в частности - Чернобыльской катастрофы;

- отрицательного отношения к атомной энергетики в мире;

- переосмыслением роли атомной энергетики для развития цивилизации;

- интенсивными разработками в области глобального повышения безопасности ядерных реакторов нового поколения;

- пониманием без альтернативности атомной энергетики по крайней мере в ближайшие 50 лет нового столетия с середины 90-х до начала нового столетия;

- новым витком развития атомной энергетики в промышленных и развивающихся странах (Россия, США, Великобритания, Китай, Индия, Иран и др.), который мы наблюдаем в настоящее время.
По состоянию на 1 января 2010 года в мире действовало 468 ядерных реакторов в 33 странах мира, которые вырабатывали 353.298 МВт электроэнергии, что составляет 17% общей мировой выработки электроэнергии. По данным МАГАТЭ, суммарная мощность АЭС достигла 500 ГВт.

В настоящее время в России в эксплуатации находится 10 АЭС с 31 реакторами (энергоблоками) общей электрической мощностью около 22 МВт. По совокупной мощности атомной энергетики Россия занимает пятое место в мире.
В бывших республиках СССР были построены следующие энергоблоки:

- на Украине - Запорожская (6 энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000), Ровенская (3 энергоблока с реакторами ВВЭР-1000), Хмельницкая (2 энергоблока с реакторами ВВЭР-1000), Чернобыльская (4 энергоблока с реакторами РБМК-1000), Южно-Украинская (3 энергоблока с реакторами ВВЭР-1000);

- в Армении - Армянская (2 энергоблока с реакторами ВВЭР-440);

- в Казахстане - Шевченковская (1 энергоблок с реактором БН-350);

- в Литве – Игналинская (2 энергоблока с реакторами РБМК-1500).

Кроме того, при содействии СССР были спроектированы и построены энергоблоки в бывших странах СЭВ, таких как Болгария, Чехословакия, ГДР, Венгрия, а также в Финляндии.
Существует ряд особенностей характерных для АС СССР и России.

В СССР проектировался и строился головной энергоблок (с определенным типом реактора), который после промышленной проверки дорабатывался, модернизировался и тиражировался в серию энергоблоков в стране и за рубежом.
На российских АС используется несколько типов корпусных водо-водяных и канальных водо-графитовых реакторов, а также реактор на быстрых нейтронах.
Все эксплуатируемые в России энергоблоки АС построены по проектам трех поколений – 60-х, 70-х и 80-х годов и введены в эксплуатацию в период с 1964 по 2004 г.г.
К энергоблокам первого поколения относятся:

- 4 энергоблока Билибинской АТЭЦ (№№ 1-4);

- 2 энергоблока Белоярской АЭС (№№ 1-2);

- 2 энергоблока Кольской АЭС (№№ 1-2);

- 2 энергоблока Курской АЭС (№№ 1-2);

- 2 энергоблока Ленинградской АЭС (№№ 1-2);

- 4 энергоблока Нововоронежской АЭС (№№ 1-4).

Всего 16 энергоблоков. Все они разработаны и построены до выхода основных нормативных документов по безопасности в атомной энергетике.

К энергоблокам второго поколения относятся:

- 3 энергоблока Балаковской АЭС (№№ 1-3);

- 1 энергоблок Белоярской АЭС (№ 3);

- 2 энергоблока Калининской АЭС (№№ 1-2);

- 2 энергоблока Кольской АЭС (№№ 3-4);

- 2 энергоблока Курской АЭС (№№ 3-4);

- 2 энергоблока Ленинградской АЭС (№№ 3-4);

- 1 энергоблок Нововоронежской АЭС (№ 5);

- 3 энергоблока Смоленской АЭС (№№ 1-3).

Всего 16 энергоблоков. Все они разработаны и построены в соответствии с нормативными документами, отражающими подходы ОПБ-73, ОПБ-82, ПБЯ-04-74.

К энергоблокам третьего поколения относятся:

- 1 энергоблок Балаковской АЭС (№ 4);

- 1 энергоблок Калининской АЭС (№ 3);

- 1 энергоблок Ростовской АЭС (№1).

Всего 3 энергоблока. Все они разработаны, модифицированы и построены в соответствии с нормативными документами, отражающими подходы ОПБ-88.

В стадии строительства находятся 2 энергоблока на Курской АЭС (блок №5) и на Ростовской АЭС (блок № 2), которые можно отнести к блокам третьего поколения повышенной безопасности.
Российские АЭС многоблочные. Как правило, на одной промплощадке вводились с определенной периодичностью несколько однотипных энергоблоков. Исключение – Белоярская АЭС.

1.2 Проблема ВЭ

Уже с середины 70-х годов прошлого столетия, т.е в период бурного развития атомной энергетики, возникла новая проблема – проблема вывода из эксплуатации ядерных энергетических установок. Перед наукой и техникой и техникой возникли вопросы, на которые необходимо было найти научно обоснованные ответы. Основные из них следующие.

Что делать с этими установками?
Какую опасность могут представлять остановленные ядерные энергетические установки и прежде всего АС для персонала, населения и окружающей среды?
Какие объемы радиоактивных отходов будут дополнительно образовываться при работах на остановленных установках и при их возможном демонтаже?
В какие сроки после останова реактора оптимально можно начинать деятельность на остановленных установках?
Какие из имеющихся технологий могут быть использованы при проведении работ на остановленных установках и какие потребуются новые?
Какие объемы людских и финансовых затрат потребуются на проведение соответствующих работ?
Какие нормативно-технические документы потребуются для сопровождения работ по выводу ядерных установок из эксплуатации?
Какие принципы следует заложить в проектирование новых ядерно-технических установок для уменьшение временных и финансовых затрат при их будущем выводе из эксплуатации?

Жизненный цикл АС включает следующие этапы: 1- проектирование и строительство, 2 – эксплуатацию, 3 – вывод из эксплуатации. Эксплуатационный период АС, как правило, составляет 30-40 лет. К концу проектного срока службы АС должна быть переведена в ядерно-безопасное состояние, под которым понимается прежде всего удаление ядерного топлива с объекта, и выведена из эксплуатации.

При ВЭ блоков АС возникает специфическая проблема: радиоактивное загрязнение и активация (наведенная активность) части оборудования, строительных защитных конструкций, боксов и помещений, так называемая остаточная радиоактивность. Хотя таких радиоактивных систем и помещений на АС не более 20% от общего количества, именно эти 20% определяют принципиальное отличие ВЭ любого промышленного предприятия от АС.
По состоянию на 2006 год в 17 странах мира выведены или находятся на этапе ВЭ около 100 АС. В России находятся на подготовительном этапе к ВЭ блоки 1 и 2 Белоярской и 1 и 2 НовоВоронежской АС. В ближайшие 20 лет закончится нормативный срок большинства АС России (см. табл. 1). К этому времени будут выведены из эксплуатации также несколько сотен АС в остальных странах, использующих атомную энергию.
Таким образом, проблема вывода из эксплуатации АС имеет общемировое значение и требует объединение усилий ученых и инженеров, специализирующихся в области проектирования, строительства, эксплуатации и вывода из эксплуатации объектов атомной энергетики.

В заключении отметим, что развитие атомной энергетики на современном этапе не в последнюю очередь определяется положительным решением трех задач:

созданием блоков АС нового поколения (с реакторами повышенной безопасности), конструкция которых позволит уменьшить затраты и время их ВЭ;
наличием безопасных для населения и окружающей среды технологий обработки, транспортировки и захоронения радиоактивных отходов;
максимально безопасным для персонала, населения и окружающей среды процессом ВЭ АС после завершения срока службы.

1.4 Оценки стоимости и времени работ.

Имеющийся ограниченный мировой опыт ВЭ АС показывают, что этот процесс может быть осуществлен во временном интервале от нескольких до 10 и более лет. На рис. 4.2 приведены временные интервалы жизненного цикла АС, включая предполагаемый этап вывода из эксплуатации российских АС, который может занять более 50 лет.

ВЭ АС связан с большими финансовыми затратами, поскольку после окончательного останова реактора станция перестает вырабатывать электроэнергию и превращается в объект, требующий постоянного финансирования. Финансовые затраты включают: затраты на поддержание безопасного сохранения объекта, зарплата персонала, затраты на разработку технических средств демонтажа, затраты на обработку, транспортировку и захоронение радиоактивных отходов. Затраты на демонтажные работы, затраты на рекультивирование промплощадки и др.

Существуют различные методы оценки предполагаемых затрат на ВЭ. Оценки Комиссии по ядерному регулированию США показали, что минимальные объемы финансирования для для водо-водяных и кипящих реакторов составят:

Для водо-водяных:

> 3400 Мвт= 105 миллионов $ США 1986 года

> 1200 МВт, <3400 МВт =75 миллионов $ США + 0.0088P

Для кипящих реакторов:

> 3400 Мвт= 135 миллионов $ США 1986 года

> 1200 МВт, <3400 МВт =104 миллионов $ США + 0.009P

(где P – уровень мощности в МВт, если уровень мощности меньше 1200 МВт, тогда P =1200)

При этом необходимо учесть инфляцию, в соответствии с формулой

Коэффициент инфляции = 0.65L + 0.13E + 0.22B

(где L = затраты на труд, E = затраты на энергию и B = затраты на захоронение низкоактивных отходов).

Расчеты показали, что затраты на ВЭ АС с реактором РБМК-1000 составят не менее 200 миллионов долларов США.
1.5 Объемы радиоактивных отходов (РАО) и дозовые нагрузки на персонал. Суммарная активность (остаточная радиоактивность), существующая на АС после окончательного останова реактора, включает в себя активность загрязненного и активированного оборудования, конструкционных и защитных материалов, облицовок, покрытий и др. Для АС с реакторамим BWR и PWR (электрической мощностью 900 – 1300 МВт) суммарная активность через 1 год после останова реактора составляет1.1х10¹⁸ и 1.5х10¹⁷ Бк, соответственно.

Наличие наведенной активности и радиоактивного загрязнения приводит к тому, что обследование, дезактивационные и демонтажные работы будут осуществляться в радиационно - опасных условиях для персонала. Мощность дозы от радиоактивного оборудования может значительно превосходить допустимые величины. Ожидаемая коллективная эффективная доза персонала, выполняющего демонтажные работы блока АС мощностью 1000 МВт может составить 10 чел-Зв. В то же время принцип минимизации облучения требует, что бы коллективные годовые эффективные дозы не превышали 1 чел.-Зв.

В результате радиоактивного загрязнения и активации при демонтаже оборудования и зданий АС образуется большое количество радиоактивных отходов.

Кроме того определенная часть отходов образуется непосредственно в процессе ВЭ. Объемы РАО при ВЭ могут достигать десятки и более тысяч тонн, причем более 90% объема составляют низкоактивные отходы. Усредненные оценки объемов для различных АС, показывают что количество радиоактивных отходов при демонтаже одной современной АС образуется 100 000 тонн (бетон), 5000 тонн (сталь) и 500 тонн других (несгораемых) РАО.

В общем виде, отходы, образующиеся при выводе из эксплуатации АС, разделяются на первичные и вторичные. Первичные отходы образуются непосредственно при демонтаже блоков АС и включают в себя в основном металлоконструкции реактора и оборудования основных и вспомогательных систем радиоактивного контура реакторной установки, а также строительные отходы при демонтаже биологической защиты, зданий и сооружений. Ко вторичным отходам относятся такие, которые возникают в результате самого процесса ВЭ в дополнение к первичным. К ним относятся жидкости от дезактивации, инструменты, материалы, спецодежда, спецостнастка и др. Основной объем более 90% составляют радиоактивно загрязненные отходы. Основными нуклидами которых являются бета/гамма излучатели, такие как ⁶⁰Со , ¹³⁷Cs и ⁹⁰Sr+⁹⁰Y с периодом полураспада от нескольких лет до нескольких десятилетий.
1.6 Материалы и строительные защитные конструкции. Существующий опыт ВЭ АС показал, что после демонтажа реактора и внутрикорпусных систем, основным источником радиоактивности, а следовательно, дозовых нагрузок на персонал и объемов радиоактивных отходов являются технологическое оборудование и бетонные защитные конструкции. Поэтому очень важным является исследования вопросов, связанных с остаточной радиоактивностью строительных конструкций и материалов радиационной защиты. Причем проблема решается с точки зрения действующих реакторных установок и учета этапа ВЭ в проектируемых реакторных установок нового поколения

Важная роль строительных конструкций и материалов радиационной защиты в общей проблеме ВЭ обусловлена четырьмя основными факторами. Во-первых, конструкции и материалы радиационной защиты дают более 80% объема радиоактивных отходов при ВЭ АС. Во-вторых, работы по обследованию, дезактивации и демонтажу защитных конструкций дают около 40% вклада в дозовые затраты персонала. В-третьих, строительные конструкции радиационной защиты, выполняя функции несущих конструкций, определяют долговечность зданий реакторных установок, выведенных из эксплуатации или находящихся в стадии длительной консервации. В-четвертых, значительные объемы железобетона и металлоконструкций, достигающие десятков и сотен тысяч тонн, образующихся в процессе демонтажа зданий реакторных установок, можно вернуть в повторное использование. В противном случае возникают значительные проблемы с захоронением огромного количества нерадиоактивных или низкоактивных отходов. В-пятых, здания и сооружения блока АС или их значительная часть могут быть возвращены в повторное использование, в том числе и для нужд атомной энергетики.