Вывод из эксплуатации ядерных установок (на примере блоков атомных станций)

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ 
Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение 
высшего профессионального образования 
«МОСКОВСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТРОИТЕЛЬНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ» 

И.А. Енговатов, Б.К. Былкин 

ВЫВОД ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ  
ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК  
(НА ПРИМЕРЕ БЛОКОВ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ) 

Москва
2017 

2-е издание (электронное)

УДК 621.039.75+621.039.58
ББК 31.46. H 
АNN

Рецензенты:  
кандидат технических наук М.А. Скáчек, доцент кафедры 
атомных электрических станций, НИУ «Московский энергетический институт»; 
кандидат технических наук В.Л. Тихоновский,   
директор департамента ЗАО «НЕОЛАНТ»;  
кандидат технических наук А.В. Денисов, профессор кафедры 
строительства объектов тепловой и атомной энергетики ФГБОУ ВПО «МГСУ» 

Е61

Енговатов, Игорь Анатольевч.

 Вывод из эксплуатации ядерных установок (на примере блоков атомных 
станций) [Электронный ресурс] : учебное пособие / И.А. Енговатов, Б.К. Былкин ; М-во образования и науки Рос. Федерации, Нац. исследоват. Моск. гос. 
строит. ун-т. — 2-е изд. (эл.). — Электрон. текстовые дан. (1 файл pdf : 129 с.). — 
М. : Изд-во Моск. гос. строит. ун-та, 2017. — Систем. требования: Adobe Reader 
XI либо Adobe Digital Editions 4.5 ; экран 10".
ISBN 978-5-7264-1636-6
Отражает основные аспекты заключительной стадии жизненного цикла ядерных 
установок — стадии вывода из эксплуатации. В общем решении данного вопроса большое внимание уделяется зданиям, сооружениям, системам, оборудо-ванию, конструкционным и защитным строительным материалам и строительным защитным конструкциям.
Для магистрантов, обучающихся по направлению  08.04.01 «Строительство» по 
программе «Строительство ядерных установок» очной формы обучения..

УДК 621.039.75+621.039.58 
ББК 31.46. H 

Деривативное электронное издание на основе печатного издания: Вывод из эксплуатации ядерных установок (на примере блоков атом-ных станций) : учебное пособие / 
И.А. Енговатов, Б.К. Былкин ; М-во образования и науки Рос. Федерации, Нац. исследоват. Моск. гос. строит. ун-т. — М. : Изд-во Моск. гос. строит. ун-та, 2015. — 128 с. — 
ISBN 978-5-7264-0993-1.

В соответствии со ст. 1299 и 1301 ГК РФ при устранении ограничений, установленных техническими средствами защиты авторских прав, правообладатель вправе требовать от нарушителя возмещения убытков или выплаты компенсации.

ISBN 978-5-7264-1636-6
© Национальный исследовательский 
Московский государственный 
строительный университет, 2017

О Г Л А В Л Е Н И Е 

Предисловие .............................................................................................. .5 
Введение ..................................................................................................... .7 
Глава 1. Особенности вывода из эксплуатации ядерных 
установок ................................................................................................... .9 
1.1. Назначения и типы ядерных установок ............................................ .9 
1.2. Роль строительных материалов и конструкций при выводе 
из эксплуатации зданий и сооружений ядерных установок ................... 13 
1.3. Источники радиационной опасности при выводе 
из эксплуатации блоков АЭС .................................................................... 15 
1.4. Радиоактивные отходы и материалы повторного использования 
при выводе из эксплуатации ..................................................................... 24 
1.5. Структура законодательной и нормативно-технической 
документации России, регулирующей вывод из эксплуатации ............. 27 
Вопросы для самостоятельной проработки ............................................. 31 
Тестовые и контрольные вопросы ............................................................ 32 
Глава 2. Концепция вывода из эксплуатации ядерных 
установок ................................................................................................... 33 
2.1. Основные положения концепции ...................................................... 33 
2.2. Преимущества и недостатки вариантов вывода из эксплуатации ........ 43 
2.3. Факторы, определяющие выбор стратегии вывода 
из эксплуатации.......................................................................................... 45
Вопросы для самостоятельной проработки ............................................. 51 
Тестовые и контрольные вопросы ............................................................ 51 
Глава 3. Вывод из эксплуатации в составе жизненного цикла 
ядерных установок .................................................................................. 53 
3.1. Жизненный цикл ядерных установок ................................................ 53 
3.2. Учет требований по выводу из эксплуатации на стадиях 
проектирования и сооружения ядерных установок ................................ 57 
3.3. Учет требований по выводу из эксплуатации на стадии 
эксплуатации ядерных установок ............................................................. 65 
3.4. Подготовка к выводу из эксплуатации. Программа вывода  
из эксплуатации. Проект вывода из эксплуатации. Финансирование 
вывода из эксплуатации ............................................................................ 72 
Вопросы для самостоятельной проработки ............................................. 75 
Тестовые и контрольные вопросы ............................................................ 75 

Глава 4. Комплексное инженерное и радиационное обследования 
для вывода из эксплуатации ядерных установок ............................... .77 
4.1. Роль комплексного обследования в проблеме вывода  
из эксплуатации энергоблоков АЭС. Информационная основа, цели, 
задачи и объекты проведения комплексного инженерного 
и радиационного обследования ................................................................. .77 
4.2. Техническое состояние зданий и сооружений ядерных 
установок ..................................................................................................... .81 
4.3. Методы, способы и средства проведения комплексного 
инженерного и радиационного обследования .......................................... .88 
4.4. Порядок подготовки и содержание отчета по комплексному 
инженерному и радиационному обследованию ...................................... ..95 
Вопросы для самостоятельной проработки ............................................. 102 
Тестовые и контрольные вопросы ............................................................ 103 
Глава 5. Методы и средства демонтажа оборудования, 
зданий и сооружений ............................................................................... 104 
5.1. Методы и способы демонтажа оборудования .................................. 104 
5.2. Способы разрушения строительных конструкций блока 
при подготовке и проведении демонтажа оборудования ....................... 111 
5.3. Дистанционно управляемые комплексы демонтажа реакторов 
и оборудования ........................................................................................... 114 
Вопросы для самостоятельной проработки ............................................. 117 
Контрольные вопросы ............................................................................... 117 
Заключение ............................................................................................... 118 
Библиографический список ................................................................... 120 
Приложения .............................................................................................. 123 
Приложение 1. Термины и определения .................................................. 123 
Приложение 2. Условные обозначения и сокращения ........................... 127 
Приложение 3. Актуальные темы магистерских квалификационных 
работ ............................................................................................................ 127 

ПРЕДИСЛОВИЕ 
 
В 1942 г. в США был построен и введен в эксплуатацию первый в мире 
ядерный реактор. В 1940 г. в СССР был введен в эксплуатацию первый 
в Европе реактор, а в 1954 в СССР в г. Обнинске была введена в эксплуатацию первая в мире атомная электростанция. До настоящего времени в 
мире были построены и введены в эксплуатацию сотни стационарных и 
транспортных ядерных установок как гражданского, так и военного назначения. В индустриальных странах мира сформировался атомный промышленный комплекс, включающий в себя тысячи предприятий, обеспечивающих и поддерживающих так называемую атомную отрасль — 
объекты использования атомной энергии, наиболее масштабными и 
сложными представителями которых являются атомные станции (АС). 
В первые годы развития отрасли основное внимание уделялось вопросам проектирования, сооружения и эксплуатации таких объектов и 
практически не рассматривались вопросы их вывода из эксплуатации 
(ВЭ) после завершения назначенного срока службы. 
В настоящее время в мире у более сотни АС (из 500 действующих) 
закончился или заканчивается назначенный или продленный срок 
службы, а в ближайшие десятилетия закончится срок службы у сотен 
АС. Такая же ситуация складывается и в России.  
Последние события, связанные с аварией на АЭС Фукусима, сделали 
проблему ВЭ еще более актуальной, поскольку ряд ведущих в этой области стран принял решение об отказе от использования атомной энергетики. 
Следует отметить, что независимо от тенденций развития атомной 
энергетики, выводить из эксплуатации будет необходимо как действующие, так и вновь проектируемые реакторные установки. 
Вывод из эксплуатации АС, как правило, производится после исчерпания назначенного или продленного срока эксплуатации (службы) или 
в случае технической невозможности обеспечения дальнейшей безопасной эксплуатации, в том числе после крупной аварии.  
Применительно к блокам АС в документе ОПБ-88/97 (Общие положения обеспечения безопасности атомных станций) дано следующее 
определение: «Вывод блока из эксплуатации — процесс осуществления 
комплекса мероприятий после удаления ядерного топлива, исключающий использование блока в качестве источника энергии и обеспечивающий безопасность персонала, населения и окружающей среды».  
Таким образом, вывод из эксплуатации блоков АС (и других ядерных установок) связан с потенциальной угрозой для безопасности персонала, населения и окружающей среды. Какова же причина такой опасности и в чем специфика вывода из эксплуатации ядерных установок? 
При выводе из эксплуатации установок (наиболее сложными представителями которых являются блоки АЭС, атомные стации теплоснабжения 
АСТ, атомные теплоцентрали АТЭЦ, исследовательские ядерные реакто

ры ИЯР) возникает специфическая проблема: радиоактивное загрязнение 
и активация (наведенная активность) части оборудования, строительных 
защитных конструкций, боксов и помещений, так называемая остаточная 
радиоактивность. Хотя таких радиоактивных систем и помещений на 
АЭС не более 20 % от общего количества, именно эти 20 % определяют 
принципиальное отличие ВЭ любого промышленного предприятия от АС.  
Именно наличие остаточной радиоактивности (наведенной активности и радиоактивного загрязнения) приводит к тому, что и неработающие ядерные установки являются источниками радиационной опасности для персонала, населения и окружающей среды.  
В предлагаемом учебном пособии кратко рассматривается весь 
комплекс проблем, связанных с выводом из эксплуатации ядерных 
установок (на примере блоков АС) с целью дать современные научные 
и инженерные знания, подходы, способы и методы планирования, 
подготовки и осуществления процесса ВЭ ядерных установок безопасным и приемлемым образом с точки зрения охраны окружающей среды. 
Основное внимание уделяется зданиям, сооружениям оборудованию, строительным материалам и строительным защитным конструкциям блоков АС. 
Настоящее учебное пособие подготовлено профессором кафедры 
строительства ядерных установок Московского государственного 
строительного университета (Национальный исследовательский университет строительства и архитектуры) И.А. Енговатовым и доктором 
технических наук, профессором Б.К. Былкиным, начальником отдела 
ИЯР НИЦ «Курчатовский институт». 
Материал изложен в пяти главах, отражающих практически все научно-технические, нормативные, организационные и социальные вопросы 
комплексного решения проблемы вывода из эксплуатации блоков АС. 
Для лучшего понимания и усвоения материала после каждой главы 
даются тестовые и контрольные вопросы. 
Сведения справочного характера даны в приложениях. 
Усвоение материала будет способствовать: 
 пониманию всего комплекса проблем, связанных с выводом из 
эксплуатации блоков АС; 
 приобретению знания современных подходов к комплексному 
решению проблемы; 
 умению пользоваться нормативно-технической  базой; 
 приобретению навыков использования современных научнотехнических и организационно-технических приемов планирования и 
проведения работ по выводу из эксплуатации. 
Построение и изложение материала предусматривает возможность: 
 индивидуального самостоятельного изучения; 
 изложения в рамках лекционного курса; 
 использования для дистанционного обучающего курса. 

ВВЕДЕНИЕ 
 
С пуском первых ядерных реакторов в США и СССР в научной литературе появилось понятие «ядерные установки». С развитием атомной науки и техники и в связи с формированием в индустриальных 
странах атомного промышленного и атомного энергетического комплексов под ядерными установками стали понимать класс сооружений с 
ядерными реакторами гражданского и военного назначения. Примером 
ядерных установок являются атомные станции. 
В соответствии с современными представлениями жизненный цикл 
таких сложных объектов, как блоки АС, включает последовательное 
прохождение следующих стадий:  
«размещение — sitting», «проектирование — designing», «сооружение — construction», «эксплуатация — operation» и «вывод из эксплуатации — decommissioning». 
Эксплуатационный период энергоблока АЭС, как правило, составляет 
30–40 лет. К концу проектного срока службы АЭС должна быть переведена в ядерно безопасное состояние, под которым понимается, прежде всего, удаление ядерного топлива с объекта и выведение из эксплуатации.  
Вывод из эксплуатации ядерных установок принципиально отличается от аналогичного процесса для предприятий промышленности из-за 
наличия так называемой остаточной радиоактивности оборудования, систем, зданий, сооружений и промплощадки за счет загрязнения радиоактивными веществами и наведенной активности потоками нейтронов. 
Наличие наведенной активности в защитных конструкциях и радиоактивного загрязнения оборудования, боксов и помещений в зданиях, 
сооружениях и на площадке АС приводит к тому, что обследование, 
дезактивационные и демонтажные работы будут осуществляться в    
радиационно опасных условиях.   
Кроме того, в результате радиоактивного загрязнения и активации 
при демонтаже оборудования и зданий АС образуется большое количество радиоактивных отходов (РАО). Объемы РАО при выводе из 
эксплуатации могут достигать десятков и более тыс. т, причем более    
90 % объемов составляют низкоактивные отходы. Усредненные оценки 
объемов для различных АС показывают, что при демонтаже одной современной АС образуется 100000 т бетона, 5000 т стали и 500 т других 
(несгораемых) РАО.  
В то же время значительные объемы железобетона и металлоконструкций, достигающие десятков и сотен тыс. т, образующихся в процессе демонтажа зданий реакторных установок, можно вернуть в повторное использование. В противном случае возникают значительные про

блемы с захоронением огромного количества нерадиоактивных или 
низкоактивных отходов. 
Имеющийся ограниченный мировой опыт ВЭ АС показывает, что 
этот процесс может быть осуществлен во временном интервале до 
100 и более лет.  
Вывод из эксплуатации АС связан с большими финансовыми 
затратами, поскольку после окончательного останова реактора станция 
перестает вырабатывать электроэнергию и превращается в объект, требующий постоянного финансирования. Финансовые затраты включают: 
затраты на поддержание безопасного сохранения объекта, зарплату 
персонала, затраты на разработку технических средств демонтажа; на 
обработку, транспортировку и захоронение радиоактивных отходов; 
затраты на демонтажные работы; на рекультивирование промплощадки 
и другие.  
В настоящее время в Российской Федерации на 10 АЭС находится в 
эксплуатации 31 энергоблок. Назначенный проектом (для блоков Российских АС — 30 лет) срок службы 17 блоков АС закончился или близок к окончанию. Решением Минатома России от 31.10.2002 г. и Программой работ по подготовке к продлению срока эксплуатации энергоблоков АЭС приняты следующие сроки продления эксплуатации действующих энергоблоков сверх 30-летнего периода: 
 для блоков АЭС  с реакторами РБМК и ВВЭР первого поколения 
на 15 лет;  
 для блоков АЭС с реакторами РБМК второго поколения на 15 
лет;  
 для блоков АЭС с реакторами ВВЭР на 25 лет. 
Тем не менее к 2025 г. на пяти площадках атомных электростанций 
будут остановлены и находиться на различных этапах подготовки к выводу из эксплуатации еще 11 блоков АС, которые добавятся к четырем 
остановленным ранее (№ 1 и № 2 — Нововоронежской и № 1 и № 2  
Белоярской АЭС) блокам АЭС. К этому времени будут выведены из 
эксплуатации также несколько сотен АС в остальных странах, использующих атомную энергию.  
Таким образом, проблема ВЭ ядерных установок имеет общемировое значение и требует объединения усилий ученых и инженеров, специализирующихся в области проектирования, строительства, эксплуатации и вывода из эксплуатации реакторных установок. 
Более того, с уверенностью можно утверждать, что существование и 
развитие атомной энергетики невозможно без решения проблемы вывода из эксплуатации ядерных установок экономичным и безопасным для 
персонала, населения и окружающей среды способом. 

Г л а в а  1 
 
ОСОБЕННОСТИ ВЫВОДА  
ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК 
 
1.1. Назначения и типы ядерных установок 
 
ОТКУДА ЭНЕРГИЯ? 
 
Некоторые сведения из физики ядерных реакторов. Современная 
атомная энергетика основана на использовании энергии, выделяющейся 
при делении ядер урана—235 ( 92
235 U) , существующего в природе, а 
также искусственно получаемых делящихся веществ плутония—239 
( 94
239 Pu) и урана—233 ( 92
233 U) . Деление этих ядер возможно при определенных условиях, что требует создания комплекса приспособлений 
для осуществления реакции деления — ядерного реактора. 
Тепловая энергия, выделяющаяся при делении ядер, отводится из 
ядерного реактора прокачкой через него жидкого или газообразного 
теплоносителя. Эта энергия может быть преобразована в электрическую путем получения пара, предназначенного для вращения турбоагрегатов, а также использована для подогрева воды для бытовых, промышленных нужд или непосредственно в энергоемких процессах,     
например в химической или металлургической промышленности. 
Рассмотрим реакцию деления на примере 92
235 U.  

Деление ядер 92
235 U наиболее вероятно при поглощении низкоэнергетических (тепловых) нейтронов. При поглощении ядром теплового нейтрона nт образуется ядро 92
236 U в возбужденном состоянии: 

92
235 U + nт  92
236 U. 
В возбужденном состоянии новое ядро долго находиться не может, и 
происходит деление этого ядра на два осколка 

1

1

A
Z F  и 

2

2

A
Z F  с испускани
ем двух или трех быстрых нейтронов 
бn  и выделением энергии Е: 

5,2
2

2

1

1
236
92



F
F
U
A
Z
A
Z
б
.
n
E

 

Образовавшиеся нейтроны при определенных условиях могут вызывать деление других, уже двух ядер 
92
235 U, опять с образованием осколков, которые представляют собой радиоактивные ядра химических эле

ментов средней части таблицы Менделеева, нейтронов и энергии. При 
этом происходит самоподдерживающаяся реакция деления новых и новых ядер 92
235 U. Управляемая самоподдерживающаяся реакция осуществляется в ядерных реакторах. Ядерный реактор — это устройство, в 
котором осуществляется управляемая ядерная цепная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Установки, основным элементом 
которых является ядерный реактор, принято называть реакторными установками.  
Первый в мире реактор был построен в США (Chicago Pile-1), пущен 
в действие в 1942 г. В качестве топлива в данном реакторе использовалась природная смесь изотопов 238U и 235U. Мощность реактора составляла 200 Вт. 
В 1946 г. в Институте ЛИПАН (ныне Российский научный центр 
«Курчатовский институт») был введен в действие первый в Советском 
Союзе (и первый в Европе) реактор (Ф-1). В данном реакторе в качестве 
топлива использовался естественный уран в виде блоков диаметром 
30—40 мм и небольшое количество брикетов из окиси урана. Замедлителем и отражателем служил графит. Мощность реактора Ф-1 в импульсе составляла до 4000 кВт.  
По параметрам, конструкционному исполнению, назначению и ряду 
других признаков ядерные реакторы очень разнообразны. Основными 
отличительными особенностями ядерного реактора являются: 
  энергия нейтронов, при взаимодействии с которыми происходит 
деление ядер; 
  вид и параметры теплоносителя; 
  конструкционное исполнение; 
  назначение. 
В зависимости от энергии нейтронов, вызывающих деление ядер, 
реакторы классифицируются на реакторы на быстрых, тепловых и промежуточных нейтронах.  
В качестве замедлителя применяется легкая вода (H2O), тяжелая вода 
(D2O), графит (С), бериллий (Ве), органические вещества (дефенил и т.п.) 
и другие. 
В качестве теплоносителя может использоваться обычная и тяжелая 
вода, органические вещества, газы (гелий — He, углекислый газ — CO2 
и др.), жидкие металлы (натрий — Na, калий — K, литий — Li и их  
эвтектические сплавы). 
В последующие годы в индустриально развитых странах мира были 
построены и введены в эксплуатацию сотни установок, основным элементом которых является ядерный реактор. 
Поэтому в настоящее время принято говорить о ядерных установках.