РАЗРАБОТКА ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ РЕШЕНИЙ ПО ВЫВОДУ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ОБОРУДОВАНИЯ И СИСТЕМ ОТДЕЛЬНЫХ ПОМЕЩЕНИЙ ЭНЕРГОБЛОКОВ № 1 И 2 ЛЕНИНГРАДСКОЙ АЭС. ЧАСТЬ 1

А. Н. Бирюков, А. В. Жмакин, Л. А. Андреева, Ф. Е. Ермошин, Д. М. Якунин, Д. В. Бакулин, Ф. Т. Морозов, Н. М. Сидоров

Аннотация


Актуальность. Для АЭС с реакторными установками РБМК-1000 в России принят основной вариант вывода из эксплуатации – ликвидация блока атомной станции, реализуемый способом немедленной ликвидации. Блоки № 1, 2 Ленинградской АЭС – первые из 11 блоков с РУ РБМК-1000, подлежащих выводу из эксплуатации в ближайшие десятилетия. Цель работы – обобщить и представить результаты разработки технологических решений по обра щению с демонтированным оборудованием РУ РБМК-1000 блоков № 1 и 2 Ленинградской АЭС, выводимых из эксплуатации путем немедленного демонтажа в два этапа – подготовка к ликвидации и ликвидация. Материалы и методы. Планируется демонтировать и направить на переработку и захоронение 3312 т отходов от одного блока в течение 8 лет на этапе подготовки к ликвидации, а также 17 106 т (из них 3078 т среднеактивных и 483 т высокоактивных) отходов в последующие 20 лет на этапе ликвидации. Разработаны технологические решения по обращению с демонтируемым оборудованием с использованием автоматизированного дистанционно управляемого оборудования и робото- технических комплексов. Результаты. Для обеспечения безопасности персонала при обращении со средне- и высокоактивными материалами спроектированы дистанционно управляемые роботизированные участки фрагментации оборудования, размещения фрагментов в контейнерах, дезактивации сформированных упаковок и измерения их характеристик перед отправкой. Расчетная суммарная производительность участков фрагментации оборудования и размещения в упаковках –5,4 т в смену, участка дез активации и ха- рактеризации контейнеров – до 12 т в смену. Заключение. Впервые разрабатывается проект вывода из эксплуатации АЭС с реакторными установками РБМК-1000 способом немедленной ликвидации. Реализация потребует значительного числа робототехники. С учетом анализа отечественного и зарубежного опыта, а также расчетного обоснования безопасности обращения с демонтируемым оборудованием в проекте предусмотрено использование дистанционно управляемого оборудования. В публикации «Разработка технологических решений по выводу из эксплуатации оборудования и систем отдельных помещений энергоблоков № 1 и 2 Ленинградской АЭС. Часть 2» будут представлены обобщенные результаты разработки технологических решений по демонтажу основного оборудования реакторной установки РБМК-1000 (реак тора, барабан-сепараторов, водяных коммуникаций).

Ключевые слова


РБМК-1000, вывод из эксплуатации, радиоактивные отходы, дистанционно управляемое оборудование, робототехнические комплексы, реакторная установка

Литература


Волков В.Г., Сафронова Н.Н., Морозов Ф.Т. и др. О проблеме заключительного этапа обращения с облученным графитом блоков АЭС с водографитовыми реакторами. — Радиоактивные отходы, 2021, № 2 (15), с. 10–20. https://elibrary.ru/sqkfat https://doi.org/10.25283/2587-9707-2021-2-10-20

Селькин С.С., Шаров Д.А., Плеханов Р.В., Зинаков Д.Л. Расчетное определение радиационных характеристик реакторного графита РУ РБМК-1000. — Радиоактивные отходы, 2024, № 4 (29), c. 31–41. https://elibrary.ru/oiarie https://doi.org/10.25283/2587-9707-2024-4-31-41

Селькин С.С., Шаров Д.А., Плеханов Р.В., Зинаков Д.Л. Определение радиационных характеристик металлических конструкций РУ РБМК-1000, остановленных для подготовки к выводу из эксплуатации. — Вестник Московского энергетического института, 2024, № 5, с. 149–158. https://elibrary.ru/isvpcr https://doi.org/10.24160/1993-6982-2024-5-149-158

Poškas G., Poškas P., Šimonis A. Assessment of the radioactive contamination of the RBMK-1500 reactor’s steam pipelines and high pressure rings. — STNI, 2019, ID 8736173. https://doi.org/10.1155/2019/8736173

E. Narkūnas, P. Poškas, A. Šmaižys, G. Poškas. Characterization of the Ignalina NPP RBMK-1500 reactors graphite: Review and summary of current situation and recent developments in respect to the reactor core dismantlement. — Progress in Nuclear Energy, 2025, v. 185, ID 105805. https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2025.105805

Былкин Б.К., Берела А.И., Копытов И.И. Разработка в проекте атомной станции вопросов демонтажа оборудования на стадии вывода энергоблока из эксплуатации. — Теплоэнергетика, 2006, № 9, с. 68–72. https://elibrary.ru/huzjgr


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.