Moscow, Russian Federation
Akcionernoe obschestvo «Gosudarstvennyy specializirovannyy proektnyy institut» (arhitekturno-stroitel'nyy otdel, zam. nachal'nika)
Moscow, Russian Federation
GRNTI 67.09 Строительные материалы и изделия
BBK 383 Строительные материалы и изделия
Today developing countries have created a demand for large energy capacities on the international markets. Lots of developed countries and private companies are already offering energy supplies from different sources. In this fight, Rosatom has set a goal - to offer the world a clean, safe and, most importantly, cheap energy. This article is dedicated to the topic of cost reduction at all stages of the life cycle of the power unit. The author suggests to consider cost reduction opportunities in radioactive waste management at the “decommissioning” stage behind the usage of “low activated concrete”. The article contains data analysis on induced activity of the radiation protective concretes which supports a conscious choice of "low activated concrete" for radiation protection module of the reactor
NPP blocks, decommissioning, neutron induced activity, radioactive waste, radiation shielding concrete
Стратегический совет Росатома в 2014 году сформировал шесть ценностей Росатома. Одна из этих ценностей – На шаг впереди: мы стремимся быть лидером на глобальных рынках. Мы всегда на шаг впереди в технологиях, знаниях и качествах наших сотрудников. Мы предвидим, что будет завтра, и готовы к этому сегодня. Мы постоянно развиваемся и учимся. Каждый день мы стараемся работать лучше, чем вчера (из протокола Стратегического совета №1-СС/3-Пр от 03.07.2014).
Также Росатом поставил перед собой амбициозные цели – снижение себестоимости продукции и повышение доли на международном рынке. И такие цели необходимы. Рынок энергии уже сформирован, и игроков на этом рынке больше чем достаточно. А значит, Росатом должен предложить такие энергоблоки АЭС, которые смогут конкурировать по стоимости и срокам строительства с остальными игроками: Китай, США, Франция и др., а также предложить выгодные условия по эксплуатации энергоблока и выводу энергоблока из эксплуатации, и, как следствие, низкую стоимость энергии для развивающихся стран.
Конечно, не стоит забывать и о безопасности АЭС. Мир помнит об уроках Уиндскейла, Три-Майл-Айленда, Сен-Лоран-дез-О, Чернобыля, Фукусимы. Общественность зачастую скептически относится к чистой и безопасной атомной энергии. Поэтому очень важно предложить миру не только дешевую конкурентоспособную энергию, но и энергию, отвечающую всем требованиям безопасности на всех этапах жизненного цикла.
Как известно, жизненный цикл любой электростанции, и не только электростанции, состоит из нескольких основных этапов: выбора площадки, проектирования (проектно-изыскательских работ), строительства, эксплуатации, вывода из эксплуатации и возврата площадки (рис. 1).
Из рис. 1 видно, что проект окупается только за счет продажи энергии на этапе эксплуатации энергоблока. Остальные этапы жизненного цикла требуют вложений денежных средств.
Согласно рис.1 можно посчитать минимальную цену одного кВт*ч, при которой проект будет безубыточным.
(1)
Пояснения к формуле 1:
Cd – стоимость этапа «Выбор площадки» и этапа «Проектирование»
Cb – стоимость этапа «Строительство»
Cc – стоимость этапа «Эксплуатация»
Cf – стоимость топлива
Cdc – стоимость этапа «Вывод из эксплуатации» и этапа «Возврат площадки»
W – мощность энергоблока
T – время работы энергоблока
Эта цена и будет отправной точкой при конкурентной борьбе не только между корпорациями по атомной энергии разных стран, но и между различными видами энергетики.
На сегодняшний день цена за один кВт·ч зависит от эффективного применения различных инструментов на каждом этапе жизненного цикла. Разберем некоторые из них:
- при этапе «Проектирование» снижение затрат достигается за счет применения современных САПР, которые позволяют снизить время проектирования блока, а также исключить коллизии (ошибки при проектировании, всплывающие на стадии строительства и требующие зачастую большого количества времени и средств для их устранения);
- при этапе «Строительство» снижение затрат достигается за счет применения современных методов возведения зданий и сооружений, грамотного планирования строительства и поставки оборудования. Это касается крупногабаритного оборудования, требующего совместного монтажа со строительными конструкциями.
Вероятно, на этапе «Вывод из эксплуатации» также можно снизить затраты. Рассмотрим этот этап подробнее.
|
Выбор и обоснование площадки |
|
Проектно-изыскательские работы |
|
Строительство и пуско-наладочные работы |
|
Продажа энергии |
|
Топливо Ремонт и замена оборудования Обращение с ОЯТ |
|
Обращение с РАО и ОЯТ Наблюдение за энергоблоком АЭС Демонтаж энергоблока АЭС |
|
Возврат площадки в пользование |
Рис. 1. Жизненный цикл АЭС. РАО – радиоактивные отходы; ОЯТ – отработанное ядерное топливо
Этап «Вывод из эксплуатации» (ВЭ) начинается тогда, когда энергоблок уже не вырабатывает энергию, из реактора выгружено топливо, а жидкости практически всех систем слиты. Но при этом энергоблок находится под наблюдением, является ядерно-радиационным опасным объектом (ЯРОО), и требует к себе все того же отношения в части физической защиты, снабжения электроэнергией и пр. Все активированные конструкции и оборудование являются уже радиоактивными отходами (РАО) разных категорий: от низкоактивных отходов до высокоактивных. Стоимость обращения с 1 м3 РАО различного вида варьируется от 1,2 млн. руб. для высокоактивных (ВАО) и до 130 тыс. руб. для низкоактивных (НАО) [1]. Поэтому очень важно найти золотую середину во времени, при которой можно переходить от пассивного сохранения энергоблока под наблюдением к активным действиям по демонтажу энергоблока, и при которой соотношение стоимости этапа ВЭ и безопасности персонала, населения и окружающей среды при проведении работ будет максимально выгодным. На рисунке 2 показано оптимальное время для активных действий по выводу из эксплуатации существующих энергоблоков АЭС. Сегодня оно составляет примерно 25-30 лет [2].
Рис. 2. оптимальное время при ВЭ энергоблока АЭС
Основным источником РАО является оборудование и радиационно-тепловая защита, выполненная из особого бетона. Исследования показали, что объем радиоактивных отходов, состоящих из активированного бетона, может составлять десятки тысяч кубических метров [3].
Результаты анализа расчетов, проведенных на кафедре СОТАЭ, НИУ МГСУ, показали, что осознанный выбор низкоактивируемых бетонов для устройства радиационной защиты на стадии «Проектирование» позволяет снизить количество и категорию РАО, и, как следствие, сократить время пассивного наблюдения за энергоблоком на стадии «Вывод из эксплуатации». Стоит отметить, что такой подход отвечает требованиям отечественных нормативных документов, а также документов МАГАТЭ [4, 5].
Разберемся с понятием «низкоактивируемый бетон».
Как известно, бетон является сложнейшим конгломератом. Основные компоненты бетона – вяжущее, вода, мелкий заполнитель – песок и крупный заполнитель – щебень горной породы. Каждый компонент представляет собой совокупность некоторых химических элементов. Детальное рассмотрение химического строения каждого компонента бетонной смеси показало, что бетонная смесь содержит в себе практически всю таблицу Менделеева, причем концентрации химических элементов в бетоне варьируются в следующем порядке [2, 6-8]: более 1% по массе (основные элементы, например, кальций, железо),
от 1 % до 0,01 % (примесные элементы, например, литий) и менее 0,01% по массе (следовые элементы, например европий, торий, уран).
Под воздействием нейтронного излучения, генерируемого активной зоной реактора, химические элементы подвергаются активации – переходом из стабильного состояния в возбужденное – нестабильное. Образующиеся нестабильные радиоактивные изотопы определяют наведенную радиоактивность бетона – источника РАО. Такого рода исследования проводились в России и за рубежом [2, 3, 6, 8, 9–10]. Исследования велись по нескольким направлениям:
- исследование содержания элементов в составе конструкционных и защитных материалов, на изотопах которых образуются долгоживущие радионуклиды, так называемых активационно-опасных элементов;
- расчетные исследования уровней активации защитных материалов и конструкций на остановленных ядерных установках;
- расчетное прогнозирование объемов и классификации радиоактивных отходов при будущем выводе из эксплуатации действующих ядерных установок.
Исследования показали, что активационно-опасные элементы имеют разные концентрации в бетоне: от основных до следовых [6, 7]. Важнейшие активационно-опасные химические элементы и их характеристики приведены в таблице 1.
Таблица 1
Важнейшие активационно-опасные элементы и их характеристики
|
№ |
Радионуклид |
Реакция образования |
Определяющий вид излучения: α, β, γ-излучение, КХ-характеристическое излучение, электроны Ожэ |
Период полураспада T1/2 |
|
1 |
3H |
6Li(n,p)3H |
β |
12,35 года |
|
2 |
41Ca |
40Ca(n,γ)41Ca |
электроны Ожэ |
1,4·105 лет |
|
3 |
152Eu |
151Eu(n,γ)152Eu |
γ |
13,542 лет |
|
4 |
154Eu |
153Eu(n,γ)154Eu. |
γ |
8,592 лет |
|
5 |
55Fe |
54Fe(n,γ)55Fe |
КХ |
2,73 года |
|
6 |
60Co |
59Co(n,γ)60Co |
γ |
5,27 лет |
|
7 |
63Ni |
62Ni(n,γ)63Ni |
β |
101,1 лет |
|
8 |
59Ni |
58Ni(n,γ)59Ni |
β, КХ |
7,5·104 лет |
|
9 |
94Nb |
93Nb(n,γ)94Nb |
γ |
2,03·104 лет |
|
10 |
232Th |
232Th(n,γ)233U |
α |
1,58·105 лет |
|
11 |
238U |
239U(n,γ)239Pu |
α |
2,4·104 лет |
В зависимости от периода полураспада каждого образованного радионуклида, мощности потоков нейтронов разных энергий и времени облучения материала можно составить график спада удельной активности с течением времени. Пример графика спада удельной активности основных радионуклидов и суммарной удельной активности, выполненный для бетона «сухой» защиты на серпентините в геометрии шахты реактора ВВЭР-ТОИ при времени облучения 60 лет приведен на рис. 3.
Рис. 3 График спада удельной активности основных радионуклидов и суммарной удельной активности
с течением времени
Значит, низкоактивируемым бетоном будем называть такой бетон, в химическом составе которого концентрации активационно-опасных элементов будут минимальны. То есть содержание активационно-опасных элементов должно быть минимальным в каждом компоненте бетонной смеси.
Для расчета наведенной активности радиационной защиты были выбраны основные составы бетонов, охватывающие широкий диапазон выбора крупного и мелкого заполнителя, и добавок. Исходными данными для задачи служили геометрия шахты реактора ВВЭР-ТОИ и соответствующие для этого реактора характеристики потоков нейтронов разных энергий. Методика расчета принималась в соответствии с [10-13].
Расчеты показали, что в зависимости от выбора заполнителя и добавок, активация и спад суммарной удельной активности будут различны. На рис. 4 приведены результаты расчетов активации и спада суммарной удельной активности для различных бетонов с течением времени.
Рис. 4. Активация и спад суммарной удельной активности для различных составов бетонов
с течением времени*
* отличием разных материалов является их технологический состав, а также вид заполнителей, вяжущих, добавок. В настоящий момент технологические составы бетонов готовятся к патентованию
Как видно из рисунка 4, осознанный выбор низкоактивируемого бетона для устройства радиационной защиты энергоблока АЭС на стадии «Проектирование» влечет за собой сдвиг кривой «Обращение с РАО» рисунка 2, и, как следствие, сдвиг кривой «Общая стоимость» при выводе энергоблока АЭС из эксплуатации (рисунок 5). Так, материал №2 на протяжении 100 лет будет относиться к среднеактивным отходам, когда материал №4 уже через 60 лет можно будет отнести к низкоактивным отходам. Следовательно, сохранение ЯРОО под наблюдением, при условии возможности демонтажа только низкоактивных отходов, можно сократить на 40 лет.
Рис. 5. Оптимальное время ВЭ при осознанном выборе бетона радиационной защиты
Выводы:
Осознанный выбор низкоактивируемых бетонов для устройства радиационной защиты реактора на стадии «Проектирование» позволяет:
- сократить время сохранения ЯРОО под наблюдением на этапе «Вывод из эксплуатации»;
- снизить объемы и категорию образующихся РАО, и сократить стоимость обращения с РАО на этапе «Вывод из эксплуатации»;
- сместить точку перехода от пассивного наблюдения за ЯРОО к активным действиям по демонтажу строительных конструкций и оборудования за счет минимальной активности материала.
1. Ivanov E., Korotkov A., Pyrkov I. Ra-dionuklidnyy vektor. M.: Rosenergoatom, 2015. №1. S. 42-45.
2. I.A. Engovatov, V.P. Mashkovich, Yu.V. Orlov, B.G. Pologih, N.S. Hlopkin, S.G. Cypin. Radiacionnaya bezopasnost' pri vy-vode iz ekspluatacii reaktornyh ustanovok grazhdanskogo i voennogo naznacheniya. Proekt MNTC №465-97/ Pod redakciey N.S. Hlop-kina. M.: Izd. «PAIMS», 1999. 300 s.
3. Bylkin B.K., Davydova G.B., Zhurbenko E.A. Radioaktivnye othody pri demontazhe reaktornyh ustanovok // Atomnaya energiya. 2011. T.110. №3. S. 171-172.
4. Decommissioning Strategies for Facilities Using Radioactive Material. Safety Reports Ser. № 50. Vienna: IAEA, 2007.
5. Pravila obespecheniya bezopasnosti pri vyvode iz ekspluatacii bloka AS: NP- 012 - 99. GAN Rossii, Moskva 1999 g.
6. Evans J.C., Lepel E.A., Sundens R.W. et.al. Long-lived activation products in Light-water Reactor Construction Materials: Implica-tion for Decommissioning // Radioactive Waste Management and the Nuclear Fuel Cycle. 1988/ Vol. 11(1), P. 1-39.
7. Radiation Safety Assurance: Decommis-sioning Nuclear Reactors at Civil and Military Installations. Engovatov I.A.., Mashkovich V.P., Orlov Y.V., Pologikh B.G., Khlopkin N.S., Tsypin. . Monographia. Arlington, VA 22201 USA 2005. Ser. ISTC Science and Technology Series Tom Volume 4.
8. Bylkin B.K., Engovatov I.A. Vyvod iz ekspluatacii reaktornyh ustanovok. Mono-grafiya. M.: Izd. MGSU, 2014. S. 228.
9. Nazarov V.M., Frontyasyeva M.V., En-govatov I.A. at al. N.I. Activation studies of con-crete binding agent ingredients used for nuclear radiation shielding. Kernenergie. 1991. 34. S. 7-8.
10. Bylkin B.K., Engovatov I.A. Kozhevnikov A.N. Vybor betona radiacion-noy zaschity dlya AES novogo pokoleniya // Atomnaya energiya. 2015. T.118. Vyp. 6. S.350-354.
11. Engovatov I.A., Bylkin B.K., Kozhevnikov A.N. Optimizaciya sostavov be-tonov radiacionnoy zaschity AES / Sbornik dokladov devyatoy mezhdunarodnoy nauchno-tehnich. konferencii «Bezopasnost', effek-tivnost' i ekonomika atomnoy energetiki» (MNTK-2014) // Koncern Rosenergoatom (Moskva, 21-23 maya 2014 g.), M.: Koncern Ros-energoatom, 2014. S. 311-316.
12. Bylkin B.K., Engovatov I.A., Kozhevnikov A.N., Sinyushin D.K. Radioaktiv-nye othody aktivirovannyh konstrukciy be-tonnoy zaschity pri demontazhe yadernyh ener-geticheskih ustanovok / Sbornik dokladov de-syatoy yubileynoy Rossiyskoy nauchnoy konfe-rencii «Radiacionnaya zaschita i radiacion-naya bezopasnost' v yadernyh tehnologiyah» // RAN -GNC FEI (Moskva - Obninsk, 22-25 sen. 2015 g.), M.: OOO «SAM Poligrafist», 2015. S. 311-316.
13. Bylkin B.K., Kozhevnikov A.N., Engovatov I.A., Sinyushin D.K. Opredelenie kategorii radioaktivnosti betona radiaci-onnoy zaschity yadernyh ustanovok pri vyvode ih iz ekspluatacii // Atomnaya energiya. 2016. T.121. Vyp.5. S. 298-300.
