Последовательность выполнения работ основных этапов вывода из эксплуатации энергоблока АС

1.3.1 Процесс вывода из эксплуатации энергоблока АС по всем вариантам проходит три стадии:

- предварительную;

- подготовительную;

- завершающую.

1.3.2 На предварительной стадии подготавливаются исходные данные для разработки программы вывода из эксплуатации блока АС.

Представляется прогноз фактического состояния систем и элементов блока АС на момент его окончательного останова, в том числе:

- оценки наведенной активности строительных конструкций, оборудования и биологической защиты, подвергшихся воздействию нейтронного потока, с учетом режимом эксплуатации блока АС на момент его окончательного останова;

- прогноз радиационной обстановки в помещениях блока АС на момент его окончательного останова.

Проводится первое комплексное инженерное и радиационное обследование энергоблока АС.

Предварительная стадия завершается до окончательного останова энергоблока.

1.3.3 На подготовительной стадии на основании разработанной программы вывода из эксплуатации энергоблока АС осуществляется комплексное инженерное и радиационное обследование (КИРО) энергоблока. На основании КИРО эксплуатирующая организация корректирует программу работ по выводу из эксплуатации.

По результатам КИРО осуществляется разработка проекта вывода из эксплуатации энергоблока АС, необходимые технологии и оборудование.

К началу разработки Проекта вывода из эксплуатации блока АС необходимо выполнить следующие научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы:

- исследования по выбору оптимального варианта снятия с эксплуатации с технико-экономической проработкой альтернативных вариантов и техническим обоснованием принятого варианта;

- обследование и паспортизация оборудования и помещений;

- анализ радиационной обстановки и радионуклидного состава активированного и (или) загрязненного оборудования;

- расчетно-экспериментальное определение величин активности оборудования;

- оценка общего количества и категорийности образующихся при снятии с эксплуатации радиоактивных отходов;

- разработка способов контроля радиационной и экологической обстановки в процессе дезактивации и демонтажа оборудования;

- разработка системы радиационной защиты и дозиметрического контроля технологического процесса снятия с эксплуатации;

- радиологические исследования, разработка методик и математических моделей для оценки коллективной дозы облучения персонала при снятии с эксплуатации, расчет предполагаемых дозозатрат на проведение основных технологических операций;

- исследование и разработка способов создания рабочих зон, герметизации помещений и боксов при демонтаже сильнозагрязненных и активированных конструкций;

- разработка приемов обращения с радиоактивными отходами, образующимися при снятии с эксплуатации, и комплексной технологической системы переработки, удаления, хранения и захоронения радиоактивных отходов, перевода слабоактивных отходов в категорию, используемую без ограничений;

- разработка технологических средств оснащения технологических операций по дезактивации, фрагментации, переплавке, компактированию металлических и неметаллических радиоактивных отходов;

- разработка организационных и технических принципов, номенклатуры спецоборудования и специнструмента для демонтажа высокоактивных конструкций, систем и крупногабаритного оборудования (корпус реактора, внутрикорпусные устройства реакторной установки, парогенератор и т.п.), в том числе дистанционных комплексов;

- разработка пооперационной технологии демонтажа оборудования реактора и помещений реакторного отделения;

- разработка плана мероприятий по защите персонала и населения на случай возникновения аварии при проведении работ по снятию с эксплуатации и комплекта документов (инструкций) по действиям персонала, производящего демонтажные работы в случае чрезвычайных ситуаций.

Представляются перечни систем и оборудования, которые будут использованы для жизнеобеспечения блока АС, проведения работ на этапах подготовки к выводу из эксплуатации блока АС, а также перечень систем, подлежащих консервации, локализации и демонтажу на различных этапах вывода из эксплуатации блока АС. Разделение оборудования и систем проводятся по следующим основным группам:

- системы и оборудование, постоянная эксплуатация которых должна осуществляться вплоть до приведения блока АС в радиационнобезопасное состояние в соответствии с принятым вариантом вывода из эксплуатации (например, системы вентиляции, воздухоочистки, радиационного контроля, пожаротушения и т.п.);

- системы и оборудование, эксплуатация которых будут осуществляться только на этапе подготовки блока к выводу из эксплуатации (например, система управления и защиты, система аварийного охлаждения активной зоны, система перегрузки топлива и т.п.) и которые могут быть демонтированы на любом этапе вывода из эксплуатации;

- системы и оборудование, периодическая эксплуатация которых необходима на различных этапах вывода из эксплуатации и которые в связи с этим подлежат консервации в межэксплуатационные периоды (например, краны центрального зала, другое подъемно-транспортное оборудование блока);

- системы и оборудование, имеющие высокие уровни активации и радиоактивного загрязнения, подлежащие локализации и консервации для выдержки под наблюдением и последующему демонтажу (например, реактор, внутрикорпусные устройства и т.п.);

- системы и оборудование, не относящееся к вышеперечисленным категориям и подлежащие демонтажу в соответствии с проектом вывода из эксплуатации блока АС.

Подготовительная стадия завершается до окончательного останова энергоблока АС.

1.3.4 Завершающая стадия начинается после окончательного останова энергоблока АС и включает, как работы, выполняемые по эксплуатационным инструкциям, так и работы, определяемые проектными разработками по выводу из эксплуатации.

На этой стадии осуществляется приведение энергоблока АС в ядерно-безопасное состояние (удаление делящихся материалов, переработка и удаление накопленных в процессе эксплуатации РАО, дезактивация оборудования и систем или выдержка для спада активности при отсутствии дезактивации).

После окончательного останова энергоблока АС в период подготовки блока к выводу энергоблока из эксплуатации эксплуатирующая организация должна обеспечить:

- удаление ядерного топлива из активной зоны реактора и из помещений энергоблока;

- удаление радиоактивных рабочих сред из оборудования и технологических систем;

- штатную дезактивацию оборудования, систем и строительных конструкций энергоблока;

- удаление или переработку эксплуатационных радиоактивных отходов;

- согласование и утверждение в установленном порядке Проекта вывода из эксплуатации энергоблока АС;

- разработку Проекта производства работ (ППР), конструкторской и технологической документации для утвержденного Проекта вывода из эксплуатации;

- приведение АС в прогнозируемое состояние (по ресурсу, составу оборудования, использованию хранилищ, складов и т.п.);

- подготовку персонала для проведения работ по выводу энергоблока из эксплуатации;

- оценку всех документов и материалов, разработанных для обеспечения вывода энергоблока из эксплуатации;

- получение разрешения органов государственного надзора и контроля на выполнение работ по выводу энергоблока из эксплуатации;

- согласование технических решений на частичный демонтаж оборудования энергоблока АС.

После окончательного останова и до момента начала работ по выводу энергоблока из эксплуатации энергоблок АС считается находящимся в эксплуатации.

1.3.6 Процесс вывода с эксплуатации блока АС разбивается на следующие этапы:

- останов энергоблока АС;

- временная выдержка (консервация) энергоблока;

- длительная выдержка энергоблока в безопасном состоянии;

- демонтаж и захоронение оборудования.

1.3.6.1 Останов энергоблока

Суть данного этапа состоит в прекращении коммерческой эксплуатации энергоблока и переводе его в ядерно- и радиационнобезопасное состояние.

После останова энергоблок переводится в ремонтное состояние по программе полной выгрузки топлива из реактора и подготовки оборудования и систем для обследования их состояния. В этот период выполняются первоочередные работы по консервации отдельного технологического и энергетического оборудования, а также работы, связанные с дезактивацией, сбором и концентрированием жидких радиоактивных отходов.

Оборудование РУ, которое в процессе эксплуатации радиоактивно загрязняется, может быть подразделено на две группы:

- оборудование, радиоактивная загрязненность которого обусловлена воздействием интенсивного нейтронного облучения и наличием на поверхностях радиоактивных отложений. К этой группе относятся: корпус реактора, внутрикорпусные устройства, оборудование шахты бетонной, расположенное в зоне интенсивного нейтронного излучения;

- оборудование, радиоактивность которого обусловлена наличием на поверхностях радиоактивных отложений. К этой группе относится все остальное оборудование РУ, не входящее в первую группу и имеющее контакт с теплоносителем первого контура.

Снижение активности оборудования первой группы достигается главным образом в процессе естественного радиоактивного распада.

Активность оборудования второй группы снижается до требуемых уровней проведением неоднократного цикла дезактивации.

Безопасность при выполнении работ на данном этапе обеспечивается и контролируется в основном штатными системами энергоблока. Длительность этапа зависит от фактического состояния систем и оборудования энергоблока и составляет по времени промежуток не менее 2-6 месяцев.

1.3.6.2 Временная выдержка (консервация) энергоблока

На этапе выдержки (консервации) энергоблока должно быть выполнены работы и реализованы режимные мероприятия, гарантирующие безопасность остановленного энергоблока на последующий длительный период, как для персонала, так и для населения и окружающей среды.

В этот период необходимо завершить вывоз с площадки отработавшего ядерного топлива, закончить строительство и ввести в эксплуатацию дополнительные сооружения для хранения радиоактивных отходов, завершить дезактивационные работы, а также задействовать ужесточенную систему радиационного контроля и физической защиты охраны зданий и сооружений.

Таким образом, рассматриваемый этап является подготовительным к переводу снимаемого с эксплуатации блока в режим длительной выдержки. На этом этапе должны быть выполнены дополнительные барьеры для недопущения воздействия радиоактивности на окружающую среду. За это время необходимо завершить комплексное обследование состояния зданий, сооружений, систем и оборудования и принять окончательное решение по дальнейшему использованию или снятию с эксплуатации энергоблока.

На выполнение работ данного этапа потребуется ориентировочно 3-5 лет.

1.3.6.3 Длительная выдержка энергоблока в безопасном состоянии

Длительная выдержка снимаемого с эксплуатации энергоблока – это содержание его в радиационно-безопасном состоянии для персонала, населения и окружающей среды, когда на реакторном и другом радиоактивном оборудовании не ведутся демонтажные работы.

На данном этапе может проводиться демонтаж или перепрофилирование общеэнергетического, вспомогательного и другого «чистого» оборудования.

Продолжительность этапа длительной выдержки зависит от фактического состояния оборудования и систем снимаемого с эксплуатации энергоблока, от наличия и состояния хранилищ для радиоактивных материалов и ряда других сопутствующих условий. Следует учесть, что при увеличении продолжительности выдержки энергоблока можно существенно снизить дозозатраты и стоимость работ по демонтажу и захоронению реакторной установки и сильно загрязненного (не поддающегося дезактивации) оборудования и конструкционных материалов за счет естественного распада радионуклидов.

Продолжительность данного этапа определяется в результате детальных технико-экономических оптимизационных расчетов и может составить от 30 до 100 лет.

1.3.6.4 Демонтаж и захоронение оборудования

В ходе реализации предыдущих этапов должно быть принято окончательное решение: подлежит ли снятый с эксплуатации энергоблок перепрофилированию либо его следует захоронить на штатном месте, либо полностью ликвидировать. Базой для принятия окончательного решения во всех случаях должны быть результаты технико-экономического расчета.

В зависимости от конкретного решения проводится технологическая подготовка к последующим работам.

1.3.6.5 Частичный демонтаж оборудования

На блоке проводится частичный демонтаж радиоактивного оборудования и его захоронение в штатных или дополнительных хранилищах (могильниках) на территории площадки. Во-первых, демонтируется оборудование и трубопроводы, которые не могут быть использованы в дальнейшем и не требуют специальной технологии и особых мер при выполнении демонтажных и транспортных операций, т.е. оборудование, не имеющее значительной наведенной радиоактивности.

Реактор и другое радиоактивное оборудование выдерживается на штатных местах в безопасном состоянии в полной изоляции от внешней среды за счет штатных и дополнительных физических барьеров.

Этап частичного демонтажа радиоактивного оборудования начинается по мере реализации дезактивационных работ и может занимать несколько лет.

В экстренных случаях (аварийное повреждение, стихийное бедствие) по решению Правительства или другого компетентного органа о срочном перепрофилировании или ликвидации энергоблока частичный демонтаж может быть начат и без этапа выдержки и выполнен в течение 2-3 лет после останова энергоблока. При этом потребуется применение специальной робототехники, следовательно, значительные материальные и дозовые затраты.

1.3.6.6 Полный демонтаж и захоронение оборудования реакторной установки энергоблока

После завершения этапа длительной выдержки (если этот этап предусмотрен) все радиоактивное оборудование снимаемого с эксплуатации энергоблока подлежит полному демонтажу и транспортированию в специальные долговременные хранилища радиоактивных материалов, либо захоронению на штатных местах (например, корпус реактора с внутрикорпусными устройствами может быть забетонирован в шахте реактора).

Полный демонтаж оборудования реакторного отделения выполняется в тех случаях, когда принято решение о сооружении на этом месте новой реакторной установки либо при необходимости использовать здание реакторного отделения снимаемого с эксплуатации энергоблока для других целей.

На данном этапе снятия с эксплуатации проводится полный демонтаж оборудования реакторной установки с захоронением радиоактивных материалов в «могильниках» на площадке АС (если не планируется полная ликвидация АС).

Полному демонтажу предшествует завершение всех подготовительных работ, включая сооружение «могильников», изготовление транспортно-технологических и робототехнических устройств и разработка специального проекта организации демонтажных работ.

На полный демонтаж оборудования реакторной установки может потребоваться
5-10 лет.

1.3.6.7 Полная ликвидация выведенного из эксплуатации энергоблока

Основной задачей данного этапа является ликвидация снимаемого с эксплуатации энергоблока (или АС в целом) и восстановление территории площадки, а также наземных и водных экосистем до уровня, позволяющего использовать эту территорию для других целей и обеспечивающих безопасное природопользование и неограниченное проживание населения.

Решение о ликвидации энергоблока (или АС в целом) может быть принято Правительством или иными законодательными органами на основе материалов КИРО.

Данный энергоблок работает в составе многоблочной АС, поэтому полная ликвидация этого энергоблока не позволит возвратить площадку для использования в других целях.

Поэтому вопрос о полной ликвидации энергоблока может рассматриваться только в особых случаях и решаться комплексно в строгой увязке с перспективой дальнейшего существования других энергоблоков данной АС.

Конечное состояние снятого с эксплуатации энергоблока и АС в целом после завершения демонтажных и ликвидационных работ должно быть согласовано с Ростехнадзором на основе оценки безопасности для персонала, населения и окружающей среды.