TLL Media | Инженеринг ревю | IndustryInfoBG | South-East European INDUSTRIAL Market | Български Технически Каталог | Енерджи Инфо БГ | ТД ИНСТАЛАЦИИ | Екология & Инфраструктура
 
 
 
TLL Media Българското специализирано техническо списание за енергетика
НАЧАЛО     ENGLISH
Търси
TLL Media
TLL Media
ИздателствотоЗа изданиетоАрхивАбонамент РекламаКонтактиПредстоящо
TLL Media
 

ЯДРЕНА ЕНЕРГЕТИКА

Енерджи ревю » Сп. Енерджи ревю - брой 5, 2016, септември
Принципи при извеждане от експлоатация на ядрени реактори

През следващите 10 години предстои спирането на 80 атомни реактора за граждански цели. Разрешителните за работа на много от тях може да бъдат удължени, но в крайна сметка рано или късно те ще трябва да бъдат изведени от експлоатация. Мащабността на тази дейност обуславя необходимостта от адекватно национално и международно законодателство, значително по размер финансиране, иновативни технологии и голям брой висококвалифицирани кадри.

Терминът “извеждане от експлоатация” се отнася до безопасното управление на различни ядрени съоръжения в края на жизнения им цикъл. Извеждането от експлоатация се провежда за електроцентрали, инсталации за преработка на гориво, изследователски реактори, заводи за обогатяване, ядрени и радиологични лаборатории, уранови мини и предприятия за преработка на уран.

Процесът е само една част от крайното затваряне на един ядрен реактор, което започва с отстраняване на силно радиоактивното отработено гориво и завършва с почистването на цялата площадка, включващо понякога и замърсени почви и подземни води.

Извеждането от експлоатация включва и разрушаването на сгради и други структури, части в близост до активната зона на реактора, които може да са радиоактивни, както и опаковането и транспортирането на строителни материали (основно стомана и бетон) до съоръжения за безопасно съхранение и обезвреждане.

Всеки такъв процес е свързан с определени технически предизвикателства и рискове за човешкото здраве и околната среда. Те често са вече определени още при проектирането и конструирането на реактора няколко десетилетия по-рано, когато въпросът за извеждане от експлоатация не е бил засяган в дълбочина.

Повечето от отпадъците, генерирани при тази процедура, не са радиологично ограничени. Силно радиоактивните отпадъци (отработено ядрено гориво) се отделят при самата експлоатация на ядрения реактор. Въпреки ниските нива на радиация на отпадъците от извеждането от експлоатация, тяхното количество е много по-голямо.

Тенденции
През последните години са спрени общо 138 ядрени реактора в 19 държави, от които 28 в САЩ, 27 в Обединеното кралство, 27 в Германия, 12 във Франция, 9 в Япония и 5 в Русия. Извеждането от експлоатация е комплексен процес, който отнема години. В Обединеното кралство например, първата такава процедура е завършена през 2011 г. за ядрения реактор в централата Селафийлд, който е спрян още през 1981 г.

Очаква се списъкът със спрени, но не изведени от експлоатация ядрени реактори за граждански нужди, да нарасне. Обикновено проектният живот на едно такова съоръжение е 30 до 40 години.

В момента в световен мащаб в експлоатация са 435 ядрени реактора с общ инсталиран капацитет от почти 369 млрд. вата. От тези 435 реактора за граждански нужди, 138 са на възраст от повече от 30 години, а 24 – на повече от 40. Средната възраст на реакторите в експлоатация е 27 години.

Подходи
Общоприетите подходи за извеждане от експлоатация на ядрени реактори са три – незабавен демонтаж, разсрочен демонтаж и погребване. Всеки от тях изисква отрано да са изяснени точното време на спиране на инсталациите и бъдещото предназначение на площадката. Освен това, за предприемането на който и да е от тези подходи са необходими достатъчно финансиране, квалифициран персонал, регулаторен надзор и осигуряване на съоръжения за съхранение и обезвреждане на отпадъците.

При първия подход цялото оборудване, всички постройки и други части от съоръжението, които съдържат радиоактивни замърсители, се отстраняват или дезактивират до ниво, позволяващо ползването на площадката, с или без ограничения, наложени от регулаторните органи. В този случай дейностите по извеждане от експлоатация започват скоро след окончателното преустановяване на работата на реактора.

Радиоактивният материал от съоръжението се транспортира до площадка за дългосрочно съхранение или за обезвреждане. Предимството на този подход е, че опитният персонал, който е наясно с историята на реактора и минали аварии, които могат да усложнят процеса по извеждане от експлоатация, е все още налице.

С незабавния демонтаж се предотвратяват и непредсказуемите ефекти на корозията или друг вид повреди на частите на реактора, които възникват след определен период. Освен това, по този начин се елиминира и рискът от бъдеща експозиция на радиация.

Недостатък на този поход е фактът, че нивата на радиоактивност в компонентите на реактора са по-високи, отколкото ако се приложи разсрочен демонтаж. Това означава, че по време на деинсталирането следва да се предприемат по-строги мерки, и че по-големи количества от генерираните отпадъци ще бъдат класифицирани като радиоактивни.

Разсроченият демонтаж (наричан още безопасно съхранение) включва отстраняване на отработеното ядрено гориво, източване на тръбопроводите, обезопасяване на съоръжението и отложена за по-късен етап деинсталация. Периодът на разсрочване е в границите от 10 до 80 години.

Например реакторът в атомната електроцентрала в Додеваард, Холандия, е спрян още през 1997 г., но извеждането му от експлоатация няма да бъде осъществено поне до 2047 г. Предимството на този подход е по-ниското ниво на радиоактивност на материалите, в сравнение с незабавния демонтаж, което е предпоставка за по-малко проблеми при обезвреждането им и по-ниски рискове за работниците.

В момента технологиите за безопасен и евтин демонтаж на ядрени реактори, например с роботи, все още са в процес на развитие. Сред недостатъците на стратегията е възможността някои материали, включително бетонът и стоманата, да започнат да се разрушават през периода на разсрочване, което допълнително да затрудни извеждането от експлоатация на съоръжението.

След като отработеното гориво бъде отстранено, ядреният ректор може да бъде погребан. Това включва покриването на цялата структура с материал с висока издръжливост, например бетон, до намаляване нивото на радиоактивност. Този подход се смята за относително нов и се прилага предимно в по-специални случаи (малки изследователски реактори или такива в отдалечени райони).

При него рисковете от експозиция на работниците са редуцирани, тъй като боравенето с радиоактивни материали е значително по-малко. Когато обаче се приложи погребване на ядрения реактор, е необходимо да се провеждат дългосрочна поддръжка и мониторинг.

Предизвикателства
Проведените досега процедури по извеждане от експлоатация на ядрени реактори са преминали без създаване на значими допълнителни рискове за здравето, безопасността и околната среда. Независимо от това, е крайно необходимо в сила да бъде адекватна законодателна рамка, която ясно да разпределя отговорностите на различните участници в процеса.

В противен случай рисковете могат да нараснат с увеличаване броя на спрените реактори, с повишаване на натиска в някои държави за преустановяване дейността на АЕЦ, скъсяване на графиците и намаляване на разходите. Богатият опит в областта, разбира се, допринася за подобряване на технологиите и редуциране на необходимото финансиране.

Въпреки това, ако управлението на демонтажа не се контролира внимателно и не се осъществява достатъчен регулаторен надзор, може да се стигне до вземане на прибързани решения и престой на реактора за дълъг период от време преди да се предприеме извеждането му от експлоатация.

В такъв случай, ако не се провежда подходящ мониторинг, неминуемо се повишават рисковете от изпускане на радиоактивни замърсители в околната среда и от експозиция на живеещото в близост до съоръжението население.

Един от основните принципи при извеждането от експлоатация е, че демонтажът трябва да се проведе по такъв начин, че радиоактивните и нерадиоактивните материали да бъдат разделени. Това свежда до минимум количеството на отпадъците, които ще изискват по-специфично третиране заради радиоактивността си.

Също така сепарирането на материалите гарантира, че повечето от стоманата и алуминия например ще могат да бъдат рециклирани, а бетонните отпадъци ще могат да бъдат използвани повторно на площадката. Сложната задача за демонтиране на съоръжението изисква добро познаване на радиологичните характеристики и състоянието на реактора, включително историята му на експлоатация, възникнали повреди и аварии, както и информация за това дали са налични остатъци от отработеното гориво.

Разрушаването на структури, чието предназначение е било да предпази работниците по време на експлоатация на реактора, също може да е предизвикателство. Например стоманените тръби за транспорт на силно радиоактивни течности често са капсулирани в бетон.

Това би усложнило извеждането от експлоатация, тъй като тръбите могат да бъдат радиоактивни, а голямото количество бетон около тях – не. В такъв случай замърсеният материал ще трябва да бъде отстранен разделно или да бъде сепариран впоследствие.

От ключово значение за намаляване количеството на радиоактивните отпадъци е подобряване на разделянето на материалите по време на извеждането от експлоатация на ядрения реактор. Балансирането между този принцип и стремежът за минимална експозиция на работниците обаче е много трудно.

Затова, преди започването на такава процедура е необходимо да бъдат проведени оценки с цел да се избере най-подходящият подход и да се изясни дали ще се използват ръчни или дистанционни техники. В много случаи за разрязване на материалите на по-малки парчета се използват дистанционно управлявани средства, манипулаторна ръка или роботи. Бъдещото развитие на тези технологии ще е безценно, тъй като чрез по-селективно рязане те намаляват количеството на радиоактивните отпадъци и понижават както разходите, така и радиологичните рискове.

Рискове
Опасността от мащабни изпускания на радиоактивност по време на извеждане от експлоатация на ядрени реактори е много по-малка, отколкото през периода на работата им. След като резервоарите и тръбите се източат, повечето от остатъчните радиоактивни материали са в твърдо състояние, което позволява тяхното по-лесно управление и ограничава възможността за постъпването им в компонентите на околната среда.

Един типичен реактор с мощност 1000 MW годишно генерира около 27 тона отпадъци с високо ниво на радиоактивност. Въпреки относително малкото количество, те съдържат 95% от радиоактивността на отпадъците от атомната енергетика, и трябва да се съхраняват по безопасен начин в продължение на хиляди години.

Съгласно съвременните практики по управление, силно радиоактивните отпадъци изискват съхранение в дълбоки геоложки формации. Някои държави, като Финландия, Франция и Швеция, са избрали площадки за такива цели, но все още никъде няма работещо съоръжение за обезвреждане на тези отпадъци. Това е така поради размера на разходите, опозиция от страна на обществеността относно предложените площадки и недостатъчното изминало време за охлаждане на радиоактивните отпадъци.

След отстраняване на отработеното ядрено гориво се генерират отпадъци с много ниско, ниско и средно ниво на радиоактивност. Демонтажът на 1000 МW реактор води до отделянето на около 10 000 m3 такива отпадъци, като това количество може да бъде значително редуцирано чрез подходящо управление и ползването на роботи за по-селективно сепариране на радиоактивните материали.

Голяма част от това количество са строителни отпадъци, стоманени съдове, химични утайки, контролни пръти и други видове материали, които са били в близост до реактора. След няколко десетилетия радиоактивността на генерираните по време на извеждане от експлоатация отпадъци е пренебрежително ниска, но дотогава те изискват безопасно съхранение и обезвреждане.



Етикети:   извеждане от експлоатация   ядрени реактори   ядрена енергия   радиоактивни отпадъци  

« Назад
IFP
BPVA
Екология и Инфраструктура
 
TLL Media
WebDesignBG            © 2017 TLL Media        Начало   |   Права за ползване   |   XML    
TLL Media
TLL Media