РАЗРАБОТКА ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ РЕШЕНИЙ ПО ВЫВОДУ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ОБОРУДОВАНИЯ И СИСТЕМ ОТДЕЛЬНЫХ ПОМЕЩЕНИЙ ЭНЕРГОБЛОКОВ № 1 И 2 ЛЕНИНГРАДСКОЙ АЭС. ЧАСТЬ 2
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 впервые подготавливаемых к выводу реакторных установок (РУ) РБМК-1000 (блоки № 1 и 2 Ленинградской АЭС) в проектировании работ по демонтажу высокоактивных конструкций невозможно в полной мере использовать мировой опыт вывода из эксплуатации уран-графитовых реакторов, так как конструкции РУ существенно отличаются. Цель работы – обобщить результаты разработки технологических решений (в зоне проектирования АО «НИКИЭТ») по обращению с наиболее радиационно-загрязненным оборудованием РУ РБМК-1000 блоков № 1 и 2 Ленинградской АЭС – водяными коммуникациями, барабанами-сепараторами и элементами реактора. Материалы и методы. Разработаны технологические решения по демонтажу высокоактивного и сильно радиационно-загрязненного оборудования с использованием мобильных робототехнических комплексов и автоматизированного дистанционно управляемого оборудования. В помещениях барабанов-сепараторов планируется демонтировать более 2000 т оборудования и сопутствующих конструкций. В помещениях нижних водяных коммуникаций (НВК) планируется демонтировать более 150 т оборудования, в помещениях барабанов-сепараторов – 250 т пароводяных коммуникаций; в границах шахты аппарата – более 11 225 т реакторного оборудования и металлоконструкций, из них ок. 75 т высокоактивных, 3300 т среднеактивных, 3200 т низко- и очень низкоактивных, 4650 т материалов с активностью ниже порога радиоактивных отходов. Результаты. Для обеспечения безопасности персонала при обращении с высокоактивными материалами разработаны технологические решения с активным использованием мобильных робототехнических комплексов. Так, для помещений НВК расчетная продолжительность демонтажа оборудования – 12 000 ч (или 1,85 года); расчетная дозовая нагрузка на персонал – 53 чел.‑мЗв, или ~7,6 мЗв на человека. Определены последовательности демонтажа барабанов-сепараторов и реактора. Демонтаж графитовой кладки займет не менее 9 лет работ в две смены, коллективные дозовые затраты составят ок. 485 чел.-мЗв. Заключение. Впервые разработаны технологические решения (АО «НИКИЭТ») по демонтажу высокоактивного и радиационно-загрязненного оборудования РУ РБМК-1000 (блоки № 1 и 2 Ленинградской АЭС) – металлоконструкций, графитовой кладки реактора и пр. Реализация демон- тажа потребует значительного числа робототехники. Технология демонтажа металлоконструкций и графитовой кладки реактора – предмет дальнейших исследований и усовершенствований в рамках отдельных НИОКР. 4 рис., 5 библ. источника
Ключевые слова
вывод из эксплуатации, реакторная установка (РУ), РБМК-1000, Ленинградская АЭС, АО «НИКИЭТ», радиационно-загрязненное оборудование, мобильный робототехнический комплекс, дистанционно управляемое оборудование
Литература
Павлюк А.О., Котляревский С.Г., Беспала Е.В. и др. Зарубежный опыт и подходы к извлечению графита из уран-графитовых реакторов. — Радиоактивные отходы, 2023, № 2 (23), с. 41–55. https://www.elibrary.ru/khhpri https://doi.org/10.25283/2587-9707-2023-2-41-55
Бирюков А.Н., Жмакин А.В., Андреева Л.А. и др. Разработка технологических решений по выводу из эксплуатации оборудования и систем отдельных помещений энергоблоков № 1 и 2 Ленинградской АЭС. Часть 1. — Атомная энергия, 2025, т. 139, № 1, с. 40–44. https://www.elibrary.ru/vzzkxd
Сафронова Н.Н., Каплиенко А.В., Слободчиков А.В. и др. Специализированные робототехнические технологии по обращению с высокоактивными отходами и оборудованием при выводе из эксплуатации объектов использования атомной энергии. – Атомная энергия, 2025, т. 139, № 4, с. 242–248. https://www.elibrary.ru/rdsqux
Пат. RU 2679827 C1. Российская Федерация. Способ демонтажа графитовой кладки ядерного реактора/ А.Н. Бирюков, Ф.Е. Ермошин, С.Г. Котляревский и др. Патентообладатель: ГК «Росатом». Заявл. 12.03.2018. Опубл. 13.02.2019. Бюл. № 5. https://www.elibrary.ru/htkltb G21C 19/00
Пат. 2695107 С1. Российская Федерация. Способ выполнения технологического проема для осуществления демонтажа графитовой кладки остановленного уран-графитового реактора/ Е.С. Падерин, А.А. Шешин. Патентообладатель: Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом». Номер заявки: 2018143291. Заявл. 06.12.2018. Опубл. 09.07.2019. Бюл. № 20. https://www.elibrary.ru/xdoioz G21C 1/12
Ссылки
- На текущий момент ссылки отсутствуют.