| <<<Назад |
План на отм 0.000 |
Армирование стены |
Технологическая карта на поцесс бетонирования стен тоннеля |
Технологическая карта устройства вспомогательного котлована |
|
 |
 |
 |
 |
 |
СТРОИТЕЛЬНЫЙ ГЕНЕРАЛЬНЫЙ ПЛАН (ЛАБОРАТОРИЯ) М 1:200 |
СТРОИТЕЛЬНЫЙ ГЕНЕРАЛЬНЫЙ ПЛАН НА ПЕРИОД СТРОИТЕЛЬСТВА ТОННЕЛЯ М 1:400 |
СТРОИТЕЛЬНЫЙ ГЕНЕРАЛЬНЫЙ ПЛАН (Р. О.) М 1:400 |
РАЗРЕЗ ШАХТЫ РЕАКТОРА |
РЕБРИСТАЯ ПЛИТА ПОКРЫТИЯ |
 |
 |
 |
 |
 |
ВЫБОР ПРОЕКТНОГО ВАРИАНТА ШАХТЫ РЕАКТОРА |
ПЛАН ЗДАНИЯ НА ОТМ -4.0м и +2.0м | РАЗРЕЗ ШАХТЫ РЕАКТОРА В ОБЛАСТИ УСТАНОВКИ ЛОВУШКИ |
ЗАВИСИМОСТЬ ТОЛЩИНЫ ЗАЩИТЫ ОТ ВРЕМЕНИ |
СЕТЕВОЙ И КАЛЕНДАРНЫЙ ГРАФИК СТРОИТЕЛЬСТВА ОБЪЕКТОВ |
 |
 |
 |
 |
 |
Состав проекта.
I . Введение.
II . Архитектуно-строительная часть.
III . Конструктивная часть.
IV . Охрана труда.
V. Организация строительства.
I . Экология.
1. ОБОСНОВАНИЕ НЕОБХОДИМОСТИ ПРОЕКТИРОВАНИЯ АЭС С УЧЁТОМ БУДУЩЕГО ВЫВОДА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ
1.1 Проблема вывода атомных электростанций из эксплуатации
В настоящее время одной из важнейших проблем атомной энергетики является снятие с эксплуатации блоков АЭС по окончании их нормативного срока службы. Широкомасштабные исследования, связанные с проблемой вывода из эксплуатации ядерных энергетических установок, начаты в индустриальных странах мира в начале 70-х годов. К этому времени по разным причинам были остановлены несколько опытных и полупромышленных установок. Пионерами в решении данной проблемы были США и Страны Европейского Сообщества. Несмотря на то, что аналогичные исследования в СССР и России были начаты только в середине 80-х, в сжатые сроки было ликвидировано отставание в этой области.
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. Прекращение эксплуатации АС может быть осуществлено и по ряду других причин, например, экономических, эксплуатационных, технологических или в результате крупной аварии.
При выводе из эксплуатации ядерных установок возникает ряд специфических проблем, присущих объектам, использующим ядерную технологию. К ним относятся: радиоактивное загрязнение и активация (наведенная радиоактивность) 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 вывода из эксплуатации любого промышленного предприятия от АС. В процессе вывода ядерной установки из эксплуатации производится демонтаж защитных барьеров, что, в принципе, может привести к выходу радиоактивных веществ в окружающую среду с нежелательными последствиями для населения и природы. Таким образом, остановленные реакторные установки и блоки АЭС могут представлять для персонала, населения и окружающей среды как ядерную, так и радиационную опасность.
1.2 Актуальность и масштабы задач
По состоянию на 2001 год в 17 странах мира выведены или находятся на этапе вывода из эксплуатации около 100 АС. Общая схема существующих вариантов решения данной проблемы представлены на рис. 1.
В настоящее время в России на 9 АС эксплуатируется 29 энергоблоков общей электрической мощностью 21,242 МВт. Блоки 1 и 2 Белоярской и 1 и 2 Нововоронежской АС находятся на подготовительном этапе к выводу из эксплуатации. Необходимо отметить, что в России до сих пор в г. Обнинске действует первая в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт, введённая в эксплуатацию ещё в 1954 году.
Существует ряд особенностей, характерных для отечественных АС:
а) В СССР проектировался и строился головной блок (с определенным типом ядерного реактора), который после промышленной проверки дорабатывался, модернизировался и тиражировался в серию энергоблоков в стране и за рубежом.
б) На российских АС используется несколько типов корпусных водо-водяных и канальных водо-графитовых реакторов, а также реактор на быстрых нейтронах.
в) На одной промплощадке вводились с определенной периодичностью, (следовательно, и выводится должны с той же периодичностью) несколько однотипных блоков.
г) Общим для всех российских АС первого поколения, как и для зарубежных, является тот факт, что их проектные решения выполнены без учёта этапа вывода из эксплуатации.
Таким образом, из вышеперечисленных особенностей можно сделать следующие выводы. Во-первых, необходима разработка и дальнейшее внедрение АЭС с учётом вывода из эксплуатации. Во-вторых, техническое решение по выводу из эксплуатации для любой из существующих АС первого поколения должно быть универсальным, поскольку, как видно из пунктов а) и б), на данный момент большинство имеющихся в наличии АС по сути являются модификациями небольшого числа начальных вариантов.
В ближайшие 20 лет закончится нормативный срок службы всех АС России. К этому времени также будут выведены из эксплуатации несколько сотен АС в других странах.
Таким образом, проблема вывода АЭС из эксплуатации имеет общемировое значение и требует объединения усилий ученых и инженеров, специализирующихся в области проектирования, строительства, эксплуатации и вывода из эксплуатации объектов атомной энергетики.
Проведенные к конце 80-х – начале 90-х годов исследования на остановленных блоках Белоярской (БАЭС), Нововоронежской (НВАЭС) и Армянской (АрмАЭС) с различным типами реакторов позволили получить более или менее законченную картину о радиационном состоянии блоков и территорий промплощадок, выявить общие закономерности и характерные отличия для различных типов энергоблоков.
1.3 Концепция и общая стратегия вывода из эксплуатации АЭС
В соответствии с ОПБ-88/97 этап вывода из эксплуатации начинается с момента выгрузки отработавшего ядерного топлива с блока. Непосредственно вывод из эксплуатации можно определить как стратегию, предпринимаемую после завершения эксплуатации установки с целью обеспечения ядерной и радиационной безопасности населения и окружающей среды.
Вывод реакторной установки из эксплуатации представляет собой сложную оптимизационную задачу, целью которой является минимизация радиационного и экологического ущерба. В результате многофакторного анализа выяснено, что минимизация ущерба обеспечивается выполнением трёх ключевых требований:
- обеспечение радиационной безопасности персонала, населения и окружающей среды,
- минимизация высвобождающейся радиоактивности и объёмов радиоактивных отходов,
- минимизация затрат при достижении приемлемой эффективности.
Кроме того, российская концепция вывода из эксплуатации АЭС базируется ещё на ряде принципов, включающих следующие положения:
а) Вывод из эксплуатации АС, как правило, производится после исчерпания нормативного срока службы или в случае технической невозможности обеспечения дальнейшей безопасной эксплуатации.
б) При планировании вывода из эксплуатации АС необходимо исходить из принципа полного восстановления (реновации) или замещения выбывающих мощностей (энергоблоков) новыми усовершенствованными, повышенной безопасности.
в) Необходимо стремиться к максимально возможному полезному использованию площадок выводимых из эксплуатации блоков АС, зданий, сооружений и оборудования с целью расширения и модернизации стендовых и испытательных полигонов, для проведения макетных и натурных экспериментов и научно-исследовательских работ; в том числе по проблемам безопасности действующих и проектируемых блоков, отработки технологий работ по выводу из эксплуатации, и апробирования новых принципов проектно-конструкторских решений современных АС.
г) Возможно перепрофилирование (конверсия) выводимых из эксплуатации энергоблоков АС.
Современное развитие атомной техники и технологий, а также опыт вывода из эксплуатации ряда опытно-промышленных установок в США, Великобритании, Германии, Франции, Японии и России показывают принципиальную возможность достижения минимизации ущерба при работах по выводу из эксплуатации реакторных установок любого типа.
Практическое достижение минимизации ущерба при выводе из эксплуатации реакторных установок осуществляется путем проведения ряда законодательных, технологических, методических, организационных и других мероприятий. К ним относится и принцип оптимизации, известного за рубежом как принцип ALARA . Другими способами достижения минимизации ущерба являются: учёт этапа вывода из эксплуатации при проектировании АС, надлежащий выбор сроков начала и последовательности конкретных работ, подготовка высококвалифицированного персонала, использование новейших технологий, широкое применение робототехники, научно-методическое и информационное обеспечение и т. д. В то же время определяющим фактором реализации концепции минимизации ущерба будет выбор стратегии процесса вывода из эксплуатации реакторных установок.
В настоящее время в большинстве стран, использующих ядерную энергию, принят следующий концептуальный подход к осуществлению стратегии процесса вывода АС из эксплуатации, основные положения которого поясняются на рис. 1. Непосредственно вывод из эксплуатации может быть осуществлен по нескольким вариантам, определяющимся национальной стратегией и для каждой конкретной установки зависит от технико-экономических, социально-политических и других аспектов.
В условиях России приемлемы не все из существующих вариантов. Так, например, специфика и особенности эксплуатации российских АС (многоблочность на промплощадке и выделение, как правило, под строительную площадку бросовых земель, поэтапный ввод и, следовательно, вывод из эксплуатации, отсутствие национальных и региональных хранилищ радиоактивных отходов, наличие вблизи АС городов-спутников с населением 30-100 тысяч человек с развитой инфраструктурой, сложная общественно-политическая обстановка, хронический недостаток финансовых ресурсов) делают практически неосуществимым и нецелесообразным вариант «Ликвидация» с достижением состояния «зелёная лужайка». Наиболее реальным и обоснованным для отечественных АС является продление срока службы (либо конверсия) со следующими вариантами вывода из эксплуатации:
- Ликвидация энергоблока АС с длительной выдержкой;
- Захоронение энергоблока АС с частичным демонтажем его оборудования и конструкций.
Следует учитывать также редкие ситуации, когда подлежит ликвидации реакторная установка, оказавшаяся в аварийном состоянии (что, например, и произошло на Чернобыльской АЭС после аварии 1986 года). Особое внимание при проведении таких работ следует уделять не только радиационной, но и потенциальной ядерной опасности, так как на аварийном объекте содержится ядерное топливо.
1.4 Временные оценки и оценки стоимости работ
Имеющийся мировой опыт вывода АС из эксплуатации показывает, что этот процесс может быть осуществлен во временном интервале от нескольких до ста и более лет.
Вывод из эксплуатации АС связан с большими финансовыми затратами, поскольку после окончательного останова реактора станция перестает вырабатывать электроэнергию и превращается в объект, требующий постоянной финансовой подпитки. Финансовые затраты включают: затраты на поддержание безопасного сохранения объекта, заработную плату персонала, затраты на разработку технических средств демонтажа, затраты на обработку, транспортировку и захоронение радиоактивных отходов, затраты на демонтажные работы, затраты на рекультивирование промплощадки, и т. д.
Существуют различные методы оценки предполагаемых затрат на вывод из эксплуатации АС. Оценки Комиссии по ядерному регулированию США показали, что минимальные объемы финансирования для водо-водяных и кипящих реакторов составят:
- для водо-водяных:
> 3400 МВт – 105 млн. долларов США 1986 года,
> 1200 МВт < 3400 МВт – 75 млн. долларов США + 0,0088 · Р;
- для кипящих реакторов:
> 3400 МВт – 135 млн. долларов США, 1986 года,
> 1200 МВт <3400 МВт – 104 млн. долларов США + 0,009 · Р, где
Р – мощность в МВт, если мощность меньше 1200 МВт, тогда Р = 1200 МВт, при этом необходимо учесть инфляцию.
Проведенные исследования показали, что затраты на вывод из эксплуатации АС с реактором РБМК-1000 составят не менее 200 млн. долларов США.
В данном проекте рассматривается создание энергетического комплекса АЭС нового поколения. Учитывается продление срока службы АЭС, технологические особенности (замена и демонтаж реактора, повышение безопасности за счёт использования реакторной ловушки), а также уменьшение количества радиоактивных отходов путём использования блочной системы в конструкции шахты реактора. Также в проекте обращается внимание на создание технологических сооружений (здание «горячей» лаборатории, технологический тоннель), направленных на повышение безопасности при выводе АЭС из эксплуатации. Кроме того, найденные решения по выводу АЭС из эксплуатации позволяют добиться заметного экономического эффекта.
