Введение к работе
Вывод из эксплуатации блока АЭС c реакторной установкой (РУ) ВВЭР – комплексная задача, охватывающая множество вопросов, начиная от окончательного останова блока до демонтажа его конструкций. Согласно требованиям отечественной нормативной документации и рекомендациям международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) этот процесс должен учитываться уже на стадии проектирования АЭС.
Комплексное решение проблемы безопасного вывода из эксплуатации (ВЭ) блоков АЭС и многоблочной АЭС в целом, а также связанные с ним безопасное обращение с ОЯТ и РАО, являются не только важнейшими условиями обеспечения ядерной и радиационной безопасности при использовании атомной энергии, но одним из важнейших условий повышения эффективности и конкурентоспособности атомной энергетики.
В настоящее время в нашей стране эксплуатируется шесть РУ с ВВЭР-440 и девять РУ с ВВЭР-1000, начался процесс сооружения в рамках проекта АЭС-2006 блоков с РУ ВВЭР-1200 (НВАЭС-2 и ЛАЭС-2), проектируется ВВЭР ТОИ. Остановлены, но не выведены из эксплуатации два энергоблока АЭС с ВВЭР (энергоблоки 1, 2 Нововоронежской АЭС). В соответствии с Программой деятельности ГК «Росатом» на долгосрочный период (2009-2015гг.) в период с 2020 по 2040гг. будет окончательно остановлено еще двенадцать РУ с ВВЭР.
Таким образом, в настоящее время проблема вывода из эксплуатации отработавших назначенный срок службы энергоблоков АЭС в России (и за рубежом) выходит на уровень промышленного масштаба. Это объясняется исчерпанием срока службы (30 лет) большинства энергоблоков России, построенных в прошлом столетии.
Правительство Германии приняло решение об окончательном останове всех действующих в настоящее время энергоблоков АЭС до 2022 года, а семь эксплуатируемых блоков, остановленных после аварии на АЭС «Фукусима-1», больше не вводить в эксплуатацию уже сейчас. Реакторные установки энергоблоков АЭС Германии оснащены, в основном, корпусными реакторами водо-водяного типа (PWR и BWR), близкими по конструкции РУ с ВВЭР.
Кроме того, недавние события на АЭС «Фукусима-1» (Япония) позволяют предположить, что в самом ближайшем будущем, как по техническим, так и по ряду других соображений в России возможен окончательный останов энергоблоков АЭС первого поколения (ВВЭР-440), срок службы которых был продлен на 15 лет. После этого может начаться процесс их вывода из эксплуатации. Перечисленные обстоятельства позволяют считать практические работы по подготовке к выводу из эксплуатации блоков отечественных АЭС с РУ типа ВВЭР (как с другими типами РУ) весьма важными.
Актуальность работы: обоснование безопасности работ по выводу из эксплуатации отработавших срок службы АЭС с типовыми реакторными установками ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 и проектирование новых блоков АЭС с реакторными установками ВВЭР-1200 с учетом их последующего вывода из эксплуатации.
Цель работы: разработка банка данных радиационных характеристик конструкций окончательно остановленных РУ с ВВЭР, который будет использоваться Генпроектантом, Главным конструктором и Научным руководителем при проектировании новых блоков АЭС с реакторными установками ВВЭР-1200, а также эксплуатирующей организацией для планирования работ и обоснования безопасности их проведения при подготовке к выводу из эксплуатации отработавших срок службы АЭС с типовыми реакторными установками ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.
Задачи расчетных исследований:
отработка вычислительного инструмента (компьютерных кодов и библиотек нейтронно-физических констант) для выполнения исследований;
сбор и анализ радиационных параметров конструкций реакторных установок в зависимости от величины мощности, срока эксплуатации и выдержки после окончательного останова реактора: активационные характеристики элементов конструкций, вызванные облучением потоков нейтронов при эксплуатации установок;
прогноз накопления массы радиоактивных отходов различных групп активности при выводе из эксплуатации блоков АЭС с РУ типа ВВЭР.
Научная новизна работы.
Научная новизна результатов работы заключается в следующем:
применен современный эффективный расчетный комплекс для определения активности конструкций РУ с ВВЭР и массы радиоактивных отходов и материалов после окончательного останова РУ, с использованием которого получены данные по радиационным характеристикам для элементов конструкций АЭС с РУ с ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200;
выполнен комплексный анализ результатов расчетных исследований;
получен прогноз накопления радиоактивных отходов после окончательного останова действующих АЭС в России.
Практическая ценность работы.
Результаты исследований использованы:
для формирования банка данных радиационных характеристик РУ с ВВЭР в составе базы данных для вывода из эксплуатации блока, которые необходимо иметь для каждой АЭС, что позволит осуществлять оптимальное планирование при подготовке и выводе из эксплуатации соответствующей РУ;
при разработке практических рекомендаций и рабочих программ проведения работ по выводу из эксплуатации РУ с ВВЭР;
при разработке в ОКБ «Гидропресс » технической документации в рамках проекта «АЭС-2006».
Личный вклад.
В представленной диссертационной работе полученные результаты являются итогом проведенных автором исследований. Работа выполнена в тесном контакте с сотрудниками НИЦ «Курчатовский институт», ОКБ «Гидропресс» и АЭП. На всех этапах выполнения диссертационной работы автор самостоятельно ставил и формулировал задачи исследований, принимал непосредственное участие в проведении комплекса исследовательских работ, разработке программ, обработке и анализе результатов, выпуске научных отчетов и подготовке докладов.
Основные положения, выносимые на защиту:
1. Современный эффективный расчетный комплекс, позволяющий получать радиационные характеристики элементов конструкций РУ.
2. Систематизированные результаты расчетных исследований радиационных характеристик элементов конструкций и массы РАО после окончательного останова блока АЭС с РУ типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.
3. Систематизированные результаты расчетных исследований радиационных характеристик элементов конструкций и массы РАО после окончательного останова блока АЭС с РУ типа ВВЭР-1200 проекта АЭС-2006.
4. Прогноз накопления массы РАО различных групп активности при ВЭ АЭС в России на период 2016-2049 гг. в соответствии с программой деятельности ГК «Росатом» на долгосрочный период (2009-2015гг.).
Апробация работы.
Основные результаты работы были представлены и обсуждены на:
– одиннадцатой научно-технической конференции молодых специалистов (Россия, Подольск, ОКБ «Гидропресс», 11-12 марта 2009г.);
– шестой международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (Россия, Подольск, ОКБ «Гидропресс», 26-29 мая 2009г.);
– первой международной научно-практической конференции "Вывод из эксплуатации объектов использования атомной энергии. Концептуальные аспекты и практический опыт" (Россия, Москва, «НИКИМТ», 2-5 июня 2009г.);
– седьмой международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (Россия, Москва, Концерн «Росэнергоатом», 26-27 мая 2010г.).
Публикации.
По материалам диссертации опубликовано 7 печатных работ, в том числе 3 в ведущих рецензируемых научных изданиях и 3 в тезисах докладов международных конференций.
Структура диссертации.
Диссертационная работа состоит из введения, трех глав, заключения и выводов, списка литературы из 44 наименований и 3 приложений. Общий объем диссертации, включая 19 рисунков и 34 таблицы, составляет 102 страницы.
