Планы по выводу из эксплуатации Ленинградской АЭС

Форум Контакты RSS		ENGLISH

Smith, для AtomInfo.Ru, ОПУБЛИКОВАНО 16.08.2014

Мы публикуем статью, подготовленную для электронного издания AtomInfo.Ru, давним активным участником нашего форума. По его просьбе, в авторстве указывается только его ник на форуме Smith.

Основополагающими документами при проработке вопроса предстоящего вывода из эксплуатации энергоблоков с реакторами типа РБМК, функционирующих на площадке Ленинградской АЭС, являются следующие:

- "Концепция вывода из эксплуатации ядерных установок, радиационных источников и пунктов хранения", утверждённая гендиректором госкорпорации "Росатом" Кириенко С.В. в 2008 году;

- "Концепция подготовки и вывода из эксплуатации энергоблоков АЭС ОАО "Концерн Росэнергоатом", утверждённая гендиректором ОАО "Концерн Росэнергоатом" Обозовым С.А. в 2010 году;

- "Объектовая концепция вывода из эксплуатации Ленинградской АЭС", утверждённая гендиректором ОАО "Концерн Росэнергоатом" Романовым Е.В. в 2011 году.

Технико-экономический анализ, проведённый в рамках разработки упомянутой объектовой концепции вывода из эксплуатации, показал, что для всех четырёх энергоблоков ЛАЭС наиболее целесообразным и экономически эффективным является вариант немедленного демонтажа с отложенной разборкой реактора.

Демонтаж непосредственно реакторов целесообразно начинать только после разработки и апробации эффективных технологий обращения с облучённым графитом. При этом при разборке реактора должна быть минимизирована тритиевая опасность.

Вся деятельность по выводу из эксплуатации должна проводиться в строгом соответствии с принципом ALARA (As Low As Reasonably Achievable), то есть, с учётом всех социальных и экономических факторов.

При выборе варианта с отложенной разборкой реактора дозовые нагрузки на персонал при проведении необходимых работ становятся минимальными.

В соответствии с действующими нормативными документами эксплуатирующая организация обязана не позднее чем за пять лет до истечения проектного срока эксплуатации энергоблока АЭС обеспечить разработку программы вывода из эксплуатации.

При этом для каждого блока многоблочной АЭС должна быть разработана своя программа вывода из эксплуатации. В данный момент подобные документы разработаны для всех действующих блоков ЛАЭС (Таблица 1).

Таблица 1. Статус программ вывода из эксплуатации энергоблоков ЛАЭС.

№ блока	Год разработки	Год пересмотра
1	2000	2012
2	2001	2012
3	2003	2013
4	2005	2013

На Рис.1 схематично представлены основные этапы вывода из эксплуатации первого энергоблока ЛАЭС с указанием ключевых дат.

Рис.1. Этапы вывода из эксплуатации энергоблока №1 ЛАЭС.

На подготовительном этапе (после окончательного останова), продолжительность которого составит около пяти лет, на площадке ЛАЭС должны быть выполнены следующие мероприятия:

- перегрузка ядерного топлива из активной зоны реактора в бассейн выдержки;

- выдержка ОЯТ в бассейне выдержки;

- вывоз ОЯТ из бассейна выдержки в пристанционное хранилище ОЯТ;

- проведение дезактивации контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) в сборе;

- удаление теплоносителя из КМПЦ, радиоактивных рабочих сред из оборудования и технологических систем;

- проведение комплексного инженерного и радиационного обследования (КИРО) энергоблока, дальнейшее формирование базы данных для подготовки к выводу из эксплуатации энергоблоков.

Первоочередными задачами в области нормативного обеспечения вывода из эксплуатации первого энергоблока ЛАЭС на ближайшую перспективу являются следующие:

- подготовка и утверждение в 2014 году технического задания на разработку проекта вывода из эксплуатации энергоблока №1;

- разработка в период до 2016 года комплекта обосновывающих документов, в том числе технологического регламента, для получения лицензии на эксплуатацию блока №1 после его окончательного останова;

- разработка в период до 2018 года проекта вывода из эксплуатации энергоблока №1.

Что касается обращения с ОЯТ, то интересно отметить, что согласно предварительным оценкам специалистов НИЦ "Курчатовский институт", возможно повторное использование уже выгруженного ОЯТ ЛАЭС.

В частности, ОЯТ первого энергоблока планируется повторно использовать на третьем, а второго - на четвёртом блоке. Количество "дожигаемых" ОТВС с первого блока может составить порядка 1000-1100 штук, это эквивалентно 600-670 свежих ТВС.

В настоящий момент на ЛАЭС уже сдан в опытно-промышленную эксплуатацию пристанционный комплекс контейнерного хранения ОЯТ (Рис.2), проектная производительность которого составляет 3600 ОТВС/год (50 металлобетонных контейнеров).

Рис.2. Зал контейнерного хранения ОЯТ на ЛАЭС.

Регулярные рейсы по доставке ОЯТ ЛАЭС в централизованное сухое хранилище камерного типа, расположенное на площадке ФГУП "Горно-химический комбинат", осуществляются железнодорожным транспортом в специальных транспортно-упаковочных комплектах ТУК-109 (Рис.3).

Окончание вывоза ОЯТ с ЛАЭС ориентировочно запланировано на начало 40-ых годов.

Рис.3. ТУК-109 для транспортирования ОЯТ РБМК.

Вопрос обращения со всевозможными видами РАО на площадке ЛАЭС активно решается следующими путями.

1. Создание комплекса переработки твёрдых РАО, который будет оснащён самыми современными установками для приведения отходов в безопасный вид для цели их окончательного захоронения.

Начиная с ноября 2013 года, установки сортирования, прессования и сжигания горючих ТРО с газоочисткой, входящие в комплекс, работают в режиме опытно-промышленной эксплуатации с объёмом переработки порядка 500-600 кубометров ТРО в год.

2. Создание комплекса переработки жидких РАО в составе установки переработки (методом цементирования) пульпы ионообменных смол и фильтроперлита, а также установки переработки (методом ионоселективной очистки) кубового остатка. Пуск комплекса переработки ЖРО запланирован на 2015 год.

3. Ввод в эксплуатацию вспомогательных зданий и сооружений системы обращения с РАО на площадке ЛАЭС (ориентировочно в 2017 году).

В рамках создания информационной системы по выводу из эксплуатации ЛАЭС (Рис.4) на данный момент уже созданы трёхмерные модели площадки станции (более 70 зданий и сооружений), а также самих энергоблоков с основным оборудованием и трубопроводами.

Кроме того, подготовлен электронный архив проектной, конструкторской и эксплуатационной документации (более 25 000 листов).

Рис.4. Основные составляющие информационной системы по выводу ЛАЭС из эксплуатации.

В качестве вероятных вариантов использования площадки ЛАЭС после окончания срока эксплуатации рассматриваются следующие:

1) организация опытно-демонстрационного центра по выводу из эксплуатации энергоблоков с реакторами типа РБМК, в рамках которого будет проводиться:

- разработка, опробование, усовершенствование и внедрение новых технологий по выводу из эксплуатации энергоблоков с реакторами данного типа;

- аккумуляция передового международного опыта по технологиям вывода из эксплуатации энергоблоков АЭС;

- распространение опыта, полученного при выводе из эксплуатации блоков ЛАЭС, на другие площадки;

2) организация отраслевого учебно-тренировочного центра для подготовки персонала АЭС и подрядных организаций, в функционал которого будет входить:

- подготовка оперативного и ремонтного персонала АЭС и подрядных организаций;

- переквалификация эксплуатационного персонала на работы по выводу из эксплуатации;

- разработка и внедрение передовых компьютерных обучающих систем и различных тренажёров;

3) использование территории ЛАЭС для нужд атомной отрасли (в том числе, площадок ЛАЭС-2, НИТИ им. А.П. Александрова и др.), а именно:

- снабжение добавочной водой и водой для нужд водопожаротушения потребителей сооружаемой ЛАЭС-2 от имеющихся систем ЛАЭС;

- снабжение соседних объектов хозпитьевой водой;

- использование имеющихся открытых распределительных устройств (ОРУ);

- временное хранение и обращение с РАО (дезактивация, фрагментация и переработка отходов).

Ключевые слова: Вывод из эксплуатации, Россия, Ленинградская АЭС, Smith, Статьи

Другие новости:

Повреждённое топливо успешно вывезено в Россию с АЭС Пакш

Вид транспорта - железнодорожный.

Стоимость реактора от "Terra Power" составит от 3 до 5 млрд долларов

Предполагается перегрузка топлива раз в 10 лет и перестановки кассет по активной зоне раз в 18 месяцев.

ОАО ТВЭЛ и госконцерн "Ядерное топливо" провели двухсторонние консультации в рамках проекта "Завод по производству ядерного топлива" на Украине

Стороны выразили готовность к нахождению взаимоприемлемых решений по открытым вопросам с максимальным учётом интересов сторон.

Герой дня

Юрий Стужнев: начальник Первой

Могу случай такой вспомнить. Когда на станцию приезжал Юрий Гагарин, то его водили по АЭС, а потом решили показать эту установку. Я как раз дежурил. Он пришёл и восхитился: "Вот это похоже на космический корабль!". Почему? А потому что тесновато у нас было.

ИНТЕРВЬЮ

Иван Васильченко
Поэтому мы пошли другим путём. Наши решётки сотовые, образованы сваркой специально сформированных ячеек, привариваются только к направляющим каналам. С твэлами не контактируют, поэтому фреттинг-износ в этих местах исключён.

МНЕНИЕ

Smith
Укрупнённая оценка необходимых финансовых средств на вывод из эксплуатации всех ядерно и радиационно опасных объектов Российской Федерации составляет порядка 100 миллиардов долларов США.