АЭС: продление ресурса и снятие с эксплуатации

Министерство науки и высшего образования  
Российской Федерации 

Уральский федеральный университет 

имени первого Президента России Б. Н. Ельцина 

Учебник УрФУ

О. Л. Ташлыков

АЭС: продление реСурСА  

и Снятие С ЭкСплуАтАции

Рекомендовано методическим советом  
Уральского федерального университета  
в качестве учебника для студентов вуза,  

обучающихся по направлению подготовки  

14.05.02 — Атомные станции: проектирование,  

эксплуатация и инжиниринг 

Екатеринбург 
Издательство Уральского университета 
2020 

УДК 621.039(075.8) 
ББК 31.47я73 
          Т25 
Серия основана в 2017 году

Редакционная коллегия серии: 
канд. техн. наук, доц. Е. В. Вострецова; канд. техн. наук, доц. Е. В. Черепанова; И. Ю. Плотникова (ответственный редактор серии)

Рецензенты:
Институт ядерной энергетики и технической физики имени академика Ф. М. Митенкова Нижегородского технического университета (директор — канд. техн. наук, доц. А. Е. Хробостов);
заместитель главного инженера Белоярской АЭС, канд. техн. наук 
А. М. Тучков 

Научный редактор — д-р техн. наук, проф. С. Е. Щеклеин

На обложке — фотография С. Тена

Т25

Ташлыков, О. Л.
АЭС: продление ресурса и снятие с эксплуатации : учебник / 

О. Л. Ташлыков ; М-во науки и высш. образования РФ. — Екатеринбург : Изд-во Урал. ун-та, 2020. — 216 с. — (Учебник УрФУ).

ISBN 978-5-7996-3142-0

Приведены основные требования к продлению срока эксплуатации энергоблоков 

АЭС сверх назначенного ресурса. Рассмотрены мероприятия по модернизации и повышению безопасности при первичном и повторном продлении срока эксплуатации 
блока АЭС на примере реакторных установок ВВЭР-440 и БН-600. Описаны основные требования по обеспечению безопасности при выводе из эксплуатации блоков 
АЭС, приведены сведения о вариантах (стратегиях) вывода из эксплуатации, методах дезактивации, демонтажа и фрагментации оборудования. Подробно рассмотрены 
принципы радиационной безопасности, методы снижения дозовых нагрузок и оптимизации радиационной защиты персонала при выводе из эксплуатации блока АЭС.

Для студентов, обучающихся по специальности 14.05.02 — Атомные станции: 

проектирование, эксплуатация и инжиниринг. Может быть рекомендовано специалистам, занимающимся вопросами продления срока эксплуатации и вывода из эксплуатации блоков АЭС.

Библиогр.: 38 назв. Табл. 16. Рис. 65. 

УДК 621.039(075.8) 
ББК 31.47я73

ISBN 978-5-7996-3142-0
©Уральский федеральный  
    университет, 2020

оглАвление

Предисловие  ......................................................................................... 5
Список принятых сокращений  .............................................................. 7
Введение .............................................................................................. 11
Глава 1. Продление срока эксплуатации энергоблоков АЭС  .............. 13
1.1. Этапы жизненного цикла энергоблока АЭС.......................... 13
1.2. Обоснование продления срока эксплуатации ....................... 15
1.3. Требования нормативной документации  
к продлению срока эксплуатации  ................................................ 20
1.4. Продление срока эксплуатации энергоблоков с реактором 
ВВЭР-440  ....................................................................................... 27

1.4.1. Эволюция реакторных установок ВВЭР-440  ................... 27
1.4.2. Модернизация и повышение безопасности АЭС  
с РУ ВВЭР-440  ............................................................................ 32
1.4.3. Первичное продление срока эксплуатации  
энергоблоков с ВВЭР-440  .......................................................... 34
1.4.4. Повторное продление срока эксплуатации  ..................... 43
1.5. Продление срока эксплуатации оборудования  
блока БН-600 ................................................................................. 51

1.5.1. Реакторная установка БН-600  .......................................... 51
1.5.2. Первичное продление срока эксплуатации  
энергоблока с РУ БН-600  ........................................................... 54
1.5.3. Повторное продление срока эксплуатации  ..................... 69

Вопросы для самоконтроля к главе 1  ........................................... 75

Оглавление

Глава 2. Вывод из эксплуатации энергоблоков АЭС  .......................... 77
2.1. Общие положения ................................................................... 77
2.2. Нормативно-правовая база по выводу из эксплуатации  ...... 80
2.3. Варианты (стратегии) вывода из эксплуатации  .................... 92
2.4. Дезактивация при выводе из эксплуатации  .........................101
2.4.1. Общие сведения ................................................................101
2.4.2. Способы дезактивации  ....................................................103
2.4.3. Технология подготовки и проведения дезактивации  .....108
2.4.4. Дезактивация инструмента  ..............................................114
2.4.5. Переработка отходов дезактивации  ................................117

2.5. Демонтаж и фрагментация оборудования  ............................124
Вопросы для самоконтроля к главе 2  ..........................................141

Глава 3. Оптимизация радиационной защиты на этапах продления  
срока эксплуатации и вывода из эксплуатации энергоблоков АЭС ......142
3.1. Принципы обеспечения радиационной безопасности .........142
3.2. Пути снижения дозовых затрат персонала ............................149
3.3. Основные направления оптимизации работ  
на радиоактивном оборудовании  ................................................155
3.4. Моделирование нестационарных радиационных полей  .....156
3.5. Маршрутная оптимизация  ....................................................160
3.5.1. Общие сведения ................................................................160
3.5.2. Оптимизация перемещения персонала  
в радиационных полях  ..............................................................161
3.5.3. Применение метода динамического программирования  
для оптимизации траектории движения работника  
с целью минимизации облучения при перемещении ...............166
3.5.4. Оптимизация последовательности демонтажа  
радиационно загрязненного оборудования  .............................171
3.6. Подсистема автоматизированной обработки данных  
нерегламентных измерений радиационной обстановки  ............178
3.7. Подготовка и тренировка персонала  ....................................189
3.8. Оптимизация радиационной защиты  
при продлении срока эксплуатации  ............................................202
Вопросы для самоконтроля к главе 3  ..........................................208
Библиографический список  ...............................................................209

предиСловие 

В 

процессе освоения и становления атомной энергетики в мире 
было спроектировано и реализовано значительное количество ядерных установок различных конструкций и назначения 

от предназначенных для наработки плутония, различной изотопной 
продукции, уникальных исследовательских реакторов для испытаний ядерного топлива и конструкционных материалов, оборудования до серийных энергетических установок, срок эксплуатации которых составляет от нескольких месяцев до 30–60 лет. Помимо этого 
в мире существует значительное количество других ядерно- и радиационно опасных объектов, значительная часть которых окончательно 
остановлена. Часть этих объектов выведена из эксплуатации, при этом 
получен уникальный опыт выполнения радиационно опасных работ. 
Этот опыт не может в полной мере тиражироваться на современные 
атомные электрические станции (АЭС) ввиду своей специфичности, 
и только отдельные его результаты могут быть использованы (перенесены) на предстоящие масштабные работы по выводу из эксплуатации (ВЭ) энергоблоков АЭС.

В учебнике рассматривается материал, базирующийся на опыте 

выполнения работ по продлению сроков эксплуатации энергоблоков 
АЭС с реакторными установками ВВЭР-440, являющихся одними 
из наиболее массовых энергоблоков в мире, а также реакторной установки БН-600 — уникального проекта в реализации инновационного 
направления развития атомной энергетики с реакторами на быстрых 
нейтронах и замыканием ядерного топливного цикла.

Предисловие 

Эти обстоятельства также определяют потенциальный практиче
ский интерес к уже накопленному и реализуемому в настоящее время 
опыту вывода из эксплуатации энергоблоков АЭС с ВВЭР-440, в частности на АЭС Грайфсвальд. Изучение такого опыта позволит оптимизировать технологии дезактивации, демонтажа и фрагментации 
радиоактивных систем и оборудования при выводе из эксплуатации 
энергоблоков с ВВЭР-440, а в дальнейшем и блоков с ВВЭР –1000.

В основу учебника лег многолетний опыт работы кафедры «Атомные 

станции и ВИЭ» (до 2011 года — «Атомная энергетика») Уральского 
федерального университета по подготовке специалистов по проектированию, монтажу, эксплуатации техническому обслуживанию и ремонту АЭС, в том числе по выводу из эксплуатации.

Автор выражает благодарность студентам кафедры «Атомные стан
ции и ВИЭ» Е. Ю. Дурягиной и В. А. Шипицыной за помощь в оформлении книги, в частности за создание компьютерных графических материалов для иллюстраций.
Автор выражает глубокую признательность рецензентам книги: кан
дидату технических наук, доценту А. Е. Хробостову, директору Института ядерной энергетики и технической физики имени академика 
Ф. М. Митенкова Нижегородского технического университета и кандидату технических наук А. М. Тучкову, заместителю главного инженера Белоярской АЭС.

СпиСок принятых СокрАщений 

АЗ 
— аварийная защита 

АПГН 
— аэрозольные продукты горения натрия 

АРМ 
— автоматизированное рабочее место 

АС 
— атомная станция 

АСРК 
— автоматизированная система радиационного  
                                   контроля 

АСФ 
— аварийно-спасательное формирование 

АЭС 
— атомная электрическая станция 

БАЗ 
— быстродействующая аварийная защита 

ББЗ 
— бак биологической защиты 

БВ 
— бассейн выдержки 

БЗОК 
— быстродействующий запорный отсечной клапан 

БНС 
— береговая насосная станция 

БОС 
— барабан отработавших сборок 

БЩУ 
— блочный щит управления 

ВАО 
— высокоактивные отходы 

ВВЭР 
— водо-водяной энергетический реактор 

ВКУ 
— внутрикорпусные устройства 

ВТД 
— верхняя трубная доска 

ВТО 
— воздушный теплообменник 

ВЭ 
— вывод из эксплуатации 

ГДР 
— Германская демократическая республика 

ГЗЗ 
— главная запорная задвижка 

ГП 
— герметичное помещение 

Список принятых сокращений 

ГХК 
— горно-химический комбинат

ГЦК 
— главный циркуляционный контур 

ГЦН 
— главный циркуляционный насос 

ГЦТ 
— главный циркуляционный трубопровод 

ДНУ 
— дизель-насосная установка 

ДСАП 
— дополнительная система аварийной подачи пита- 

                                   тельной воды в парогенераторы 

ДСЭ 
— дополнительный срок эксплуатации 

ДУМ 
— дистанционно управляемые механизмы 

ЖРО 
— жидкие радиоактивные отходы 

ЗИП 
— запасные части, инструменты и принадлежности 

ЗК 
— задача коммивояжера 

ЗКД 
— зона контролируемого доступа 

ЗН 
— зона наблюдения 

ЗПА 
— запроектная авария 

ИМ 
— исполнительные механизмы 

ИОС 
— ионообменная смола 

ИПУ 
— импульсные предохранительные устройства 

ИСВЭ 
— информационная система вывода из эксплуатации 

КД 
— компенсатор давления 

КИП 
— контрольно-измерительные приборы 

КИРО 
— комплексное инженерное радиационное обследо- 
                                   вание 

КИУМ 
— коэффициент использования установленной  
                                   мощностью 

КПД 
— коэффициент полезного действия 

КУ 
— контрольный уровень 

МАГАТЭ 
— международное агентство по атомной энергии 

МДП 
— метод динамического программирования

МК 
— микрокампания 

МРЗ 
— максимальное расчетное землетрясение

НП 
— нижняя плита (ЭГП-6) 

НРБ 
— народная республика Болгария 

ОИАЭ 
— объект использования атомной энергии 

ОКР 
— опытно-конструкторские работы 

ООБ 
— отчет по обоснованию безопасности 

ОРБ 
— отдел радиационной безопасности 

ОТВС 
— облученная тепловыделяющая сборка 

Список принятых сокращений

ОУОБ 
— отчет по углубленной оценке безопасности 

ОЯТ 
— отработавшее ядерное топливо 

ПА 
— проектная авария 

ПДГС 
— передвижная аварийная дизель-генераторная станция 

ПГ 
— парогенератор 

ПДГУ 
— передвижная дизель-генераторная установка 

ПНД 
— подогреватель низкого давления 

ПНУ 
— передвижная насосная установка 

ППНТ 
— привод подъема направляющих труб СУЗ 

ППСЭ 
— повторное продление срока эксплуатации 

ПСЭ 
— продление срока эксплуатации 

ПТО 
— промежуточный теплообменник 

ПЭН 
— питательный электронасос 

РАО 
— радиоактивные отходы 

РВ 
— радиоактивные вещества 

РПУ 
— резервный пульт управления 

РУ 
— реакторная установка 

САОЗ 
— система аварийного охлаждения активной зоны 

САОЗ ВД 
— система аварийной подпитки 1 контура высокого 
                                   давления 

САОЗ НД 
— система аварийной подпитки 1 контура низкого  
                                   давления 

САРХ ВТО — система аварийного расхолаживания ВТО 
СВК 
— струйно-вихревой конденсатор 

СВО 
— спецводоочистка 

СЗЗ 
— санитарно-защитная зона 

СНТ 
— сетевой насос системы теплоснабжения 

СРК 
— система радиационного контроля 

ССД 
— средства считывания данных 

СУ ТТЧ 
— система управления транспортно-технологической  
                                   частью 

СУ ТТЧ-О 
— система управления отмывкой отработавших ТВС 

СУ ТТЧ-П — система управления перегрузкой реактора 
СУЗ 
— система управления и защиты 

СХК 
— Сибирский химкомбинат

ТВС 
— тепловыделяющая сборка 

ТОиР 
— техническое обслуживание и ремонт 

ТРО 
— твердые радиоактивные отходы 

Список принятых сокращений 

ТТЧ 
— транспортно-технологическая часть 

УДЛ 
— условия действия лицензии 

УИСО 
— установка ионоселективной очистки 

ФНП 
— федеральные нормы и правила 

ХВО 
— химводоочистка 

ХЖО 
— хранилище жидких отходов (радиоактивных) 

ЦН 
— циркуляционный насос 

ЦНД 
— цилиндр низкого давления 

ЦПК 
— центральная поворотная колонна 

ЧССР 
— Чехословацкая советская социалистическая респу- 
                                   блика 

ЭМН 
— электромагнитный насос 

ЯМ 
— ядерные материалы 

ЯППУ 
— ядерная паропроизводящая установка 

ЯРОО 
— ядерно- и радиационно опасный объект 

LOCA 
— loss-of-coolant accident (авария ядерного реактора 

                                    с потерей теплоносителя) 

PWR 
— pressurized water reactor (реактор с водой под  
                                   давлением)