Дистанционно-управляемый комплекс для демонтажа корпусных реакторов фрезерованием

Предлагается вариант конструкции дистанционно-управляемого металлорежущего технологического комплекса (далее по тексту – комплекса), разработанной на уровне технических предложений в ОАО «ВНИИАМ». Конструкция базируется на отечественной элементной базе и предназначена для реализации специальной технологии демонтажа высокорадиоактивного корпуса и ВКУ реактора типа ВВЭР путем фрагментации в стружку способом фрезерования.

Общее представление о конструкции комплекса в варианте компоновки для фрезерования корпуса реактора дает рисунок 5.4. Изучение конструкции и работы комплекса – на практическом занятии.

В представляемом решении используется непрерывный процесс фрезерования корпуса реактора сверху вниз по круговой траектории с шнековым отводом осыпающейся на днище корпуса стружки вверх через внутреннюю полость несущей штанги.

При монтаже данного устройства в днище корпуса предварительно термической резкой извне разделывается отверстие для наконечника несущей штанги, с помощью которого на ней закрепляется корпус. Затем несущая штанга центрирующим устройством фиксируется соосно с корпусом.

Принципиальная возможность и целесообразность применения данной оригинальной технологии демонтажа обоснована следующими факторами.

1. Конструкционные материалы, из которых изготовлены компоненты реактора, имеют приемлемый уровень обрабатываемости резанием.

2. Конструкция корпуса (за исключением его днища) и ВКУ (за исключением блока защитных труб) имеют простые геометрические формы и достаточную жесткость, что удобно с точки зрения их базирования при резании, простоты кинематики процесса и его управления в дистанционном режиме.

Рисунок 5.4 – Демонтажный металлорежущий комплекс для корпусного реактора

1 – мост; 2 – привод планшайбы; 3 – технологическая радиационно-защитная крышка; 4 – транспортный шлюз; 5 – инструментальная штанга; 6 – поворотная планшайба; 7 – платформа; 8 – несущая штанга; 9 – защитный чехол; 10 – контейнер; 11 – транспортное устройство; 12 – опорная балка

3. Использование в качестве локализованной рабочей зоны демонтажа бетонной шахты реактора позволяет избежать организации для этой цели новых в последующем радиоактивно загрязняемых площадей и объемов в здании энергоблока или за его пределами.

4. Процесс механической обработки резанием имеет широкое промышленное применение, отработаны конструкции инструмента, оснастки, оборудования, он хорошо адаптируется к дистанционному и автоматическому управлению. При этом фрезерование – один из самых производительных, универсальных и надежных способов обработки резанием.

5. Стружка, получаемая фрезерованием, имеет малую длину и регулярную форму. Она технологична с точки зрения последующего обращения с ней как с радиоактивным отходом (РАО). Сортировка ее по степени радиоактивности возможна еще при фрезеровании на основе предварительных измерений активности корпуса и составления соответствующей картограммы.

6. Процесс стружкообразования " чистого" в обычном понятии металла конструкций реактора практически не дает пыле- и газовыделений, сохраняется возможность наблюдения за рабочей зоной. Возможна установка местного пылеотсоса небольшой мощности (0, 8...1, 0 кВт) в зоне действия фрезы с подключением в систему общей спецвентиляции.

Следует отметить, что предлагаемая технология демонтажа по сравнению с разделкой на фрагменты (размером от 200х200 мм и более) требует увеличенных энергетических и временных затрат. В некоторой мере они компенсируются на операции переплавки части стружки на комплексе переработки РАО. Переплавке подвергают стружку, полученную при фрезеровании участков корпуса только с поверхностным загрязнением.

Основные конструктивные и технологические характеристики комплекса в варианте применения для фрезерования корпуса реактора ВВЭР-440 (тип В-230) приведены ниже.

Полное время разделки корпуса ВВЭР-440 с учетом потерь на смену инструмента, подналадку, обслуживание и других вспомогательных действий составляет около четырех тысяч часов.

Практическая работа №6. Проектирование технологии демонтажа оборудования при выводе из эксплуатации блоков АЭС

Демонтаж оборудования, систем и металлоконструкций (далее по тексту – оборудования) – обязательная процедура заключительного этапа жизненного цикла блоков АЭС – вывода из эксплуатации (ВЭ). Состав, объем и распределение работ во времени зависят от типа блока АЭС, концепции и программы ВЭ. При этом демонтаж реакторов и высокоактивного оборудования в соответствии с принятой в России концепцией ВЭ блоков АЭС будет производиться после длительной выдержки (до 80 лет), когда за счет процесса естественного распада их радиоактивность уменьшится до значений, позволяющих снизить до разумных пределов дозовую нагрузку на персонал. Однако говорить сегодня что-то определенное о технологии демонтажных работ в столь отдаленном будущем вряд ли целесообразно.

Анализ опыта проектирования и применения технологических процессов демонтажных работ [1, 2] показывает, что их разработка тесно увязана с действием ряда начальных и граничных условий. В результате демонтажная технология должна обеспечивать:

- соответствие принятой концепции и программе ВЭ;

- адаптацию к среде размещения оборудования, неорганизованной на проектном уровне к ведению масштабных демонтажных работ;

- возможность демонтажа оборудования, отличающегося разнообразием конструкции, конструкционных материалов, способов установки;

- минимизацию дозовых нагрузок на персонал, в первую очередь специально подготовленный и высококвалифицированный;

- предотвращение распространения радиоактивного загрязнения за пределы рабочих и специальных вспомогательных зон;

- безопасность ведения работ (ядерная – при наличии просыпей отработанного ядерного топлива в рабочей зоне, радиационная – при демонтаже в радиационно-опасных условиях, санитарно-гигиеническая, пожарная, безопасность труда).

Кроме того, технология демонтажных работ должна удовлетворять:

- предусмотренным программой (проектом) ВЭ временным затратам;

- приемлемым ресурсным затратам (финансовым, людским, материальным, дозовым);

- требованиям совместимости с методами дезактивации и радиационного контроля в рабочей зоне;

- условиям совместимости с технологией последующего обращения с радиоактивными отходами и материалами повторного (ограниченного и неограниченного использования);

- требованиям обеспечения надежности и расчетной долговечности функционирования.

Важной методической предпосылкой в разработке демонтажной технологии служит условная классификация помещений блока АЭС по уровню радиационного фона [2], коррелированная с нормативами НРБ-99 (без учета коэффициента запаса на дозовую нагрузку персонала):

- 4 группа - до 12, 0 мкЗв/ч;

- 3 группа - от 12 до 100 мкЗв/ч;

- 2 группа - от 100 до 1000 мкЗв/ч;

- 1 группа - свыше 1000 мкЗв/ч.

Длительность пребывания персонала при шестичасовой рабочей смене в помещениях четвертой группы не ограничивается, в помещениях третьей группы – ограничивается условием непревышения нормативной дозы облучения. Однако при планировании дозозатрат должен вводиться коэффициент запаса на непредвиденные ситуации. Работы в этих помещениях выполняются с применением ручного и преимущественно механизированного труда и использованием организационных и технических мер радиационной безопасности.

В помещениях второй и первой группы работы должны проводиться с применением дистанционно-управляемой техники. При возможности, помещения второй группы переводятся в третью группу за счет дезактивации радиоактивно загрязненного оборудования и строительных конструкций. Проектом ВЭ может предусматриваться демонтаж оборудования в помещениях второй и первой группы после длительной выдержки и снижения уровня радиационного фона.

Для технологии демонтажных работ существенное значение имеет конструкция демонтируемых объектов [2]. С этой точки зрения в основном оборудовании можно выделить 11 видов, распределение массы по ряду которых (для типового блока РБМК) приведен в диаграмме на рисунке 1.

Необходимо отметить особенности конструкции демонтируемого оборудования, определяющие технологию производства работ:

- широкое применение коррозионно-стойкой стали, ограничивающей возможности механической и термической резки;

- нежесткость конструкции, затрудняющая применение механических способов резки;

- применение цельносварных конструкций, исключающее использование операций разборки;

- плотность расположения внутренних элементов конструкций (в теплообменниках), труб в пучках трубопроводов, рядом стоящего оборудования в помещениях, затрудняющей применение средств технологического оснащения (СТО);

- крупные массогабаритные параметры, большая толщина стенок некоторых видов оборудования, усложняющие выбор способов фрагментирования и перемещения;

- разнообразные способы установки оборудования – в горизонтальном, вертикальном и наклонном положении на опорах, подвесках, кронштейнах, что должно учитываться при демонтаже из-за опасности возникновения аварийных ситуаций – опрокидывания или падения объектов, заклинивания инструментов и СТО и т. п.

Рисунок. 1 – Распределение массы по видам оборудования реакторного отделения

блока РБМК

Демонтируемое оборудование размещается в зданиях блока практически на всех уровневых отметках, а на них – по всей площади и в значительном количестве помещений. Например, к реакторному отделению первого блока Ленинградской АЭС относятся 240 помещений, из них уже на первом этапе вывода из эксплуатации в 32 помещениях на отметках уровня от –11, 8 до +30, 0 м необходимо произвести демонтаж оборудования [3].

В результате возникают потребности осуществления значительных по объему и сложных по исполнению операций перемещения демонтированного оборудования и/или его фрагментов к основным транспортным коридорам. Для этих операций требуются подготовительные работы по разделке проемов и оснащению грузоподъемными и транспортными средствами трасс перемещения. Поэтому важен выбор рациональных маршрутов перемещения.

Опыт проведения технологических разработок по демонтажу оборудования блоков АС при их выводе из эксплуатации показал необходимость создания для этой цели проблемно-ориентированной системы, в которой специалисты (эксперты), принимающие решения, действуют в организованной среде проектирования, позволяющей получить информационно-методическую поддержку [4].

Компонентами системы являются:

- реляционная модель (РМ) среды действия и объектов воздействия демонтажной технологии – 6 классов объектов, 21 схема отношений, 184 атрибута;

- реляционная модель представления знаний в области демонтажных работ – 5 классов объектов, 16 схем отношений, 120 атрибутов;

- структурированный список составляющих пространства демонтажных работ (функциональных, территориальных, объектов воздействия, продукции) – 4 группы, 9 подгрупп, 94 составляющих;

- структурированный список факторов действия технологии демонтажа (способы, методы, средства технологического оснащения, обеспечение безопасности и др.) – 6 групп, 39 подгрупп, 165 факторов;

- структурированный список граничных условий (требования к продукции демонтажа, ресурсные ограничения, организационные, технические и социальные факторы) – 3 группы, 8 подгрупп, 51 условие;

- структурированный список условий безопасности (нормативно-техническая документация, виды, правила и нормы безопасности) – 1 группа, 2 подгруппы, 15 условий;

- комплекс выходных параметров и характеристик технологии демонтажа (характеристики продукции, вторичных отходов, абсолютные и относительные показатели функционирования) – 3 группы, 13 подгрупп, 80 параметров и характеристик;

- комплекс критериев и оценок принятия решений (качественные и пороговые – для оценки выходных параметров и характеристик по выбору, интегральный – для оценки технологических затрат и расходов, связанных с радиационной защитой и ущербом от облучения).

Принятая в системе принципиальная схема разработки технологических процессов (ТП) демонтажа оборудования, включающая этапы отбора технологических решений, разработки альтернативных вариантов технологического процесса и выбора предпочтительного варианта представлена на рисунке 2.

Для обращения с обширным факторным массивом эксперт организует его путем формирования матриц отношений. Например, составляются матрицы отношений от данных среды действия и объектов воздействия к каждой из 39 подгрупп факторов действия технологии демонтажа (соответственно строки и столбцы матрицы), в них выделяется существование и отсутствие частных отношений между ними.

Затем для разработки решений по отдельным факторам действия технологии эксперт сжимает пространство проектирования путем расчленения матрицы на кортежи сечений (построчных подмножеств) по каждому фактору. В сечение включаются те элементы первой координаты, которые связаны отношением со второй координатой. Количество таких сечений в общем случае равно количеству факторов действия – 165.

Следует заметить, что в силу своей компетентности эксперт принимает значительную часть решений, рассматривая матрицы отношений и их сечений умозрительно.

В целом демонтаж оборудования должен быть обеспечен достаточно развитой номенклатурой технологий, технологического оборудования, инструмента и оснастки даже при всей целесообразности их максимальной унификации в связи с вытекающей из этого возможности уменьшения количества подвергаемых радиационному загрязнению объектов.

В наиболее представленном в технической литературе и целостном с технологических позиций проекте вывода из эксплуатации демонстрационного реактора JPDR (Япония) [5], реализованном к настоящему времени, использованы технологии демонтажа основного оборудования:

- корпуса реактора из углеродистой стали – с применением подводной циркуляционной дуговой пилы;

- внутреннего оборудования (углеродистая сталь) реактора – с применением подводной плазменной дуговой резки;

- трубопроводов (коррозионно-стойкая сталь) реактора относительно большого диаметра изнутри – с применением вращающихся дисковых ножей;

- трубопроводов (коррозионно-стойкая сталь) реактора относительно малого диаметра взрывом – с применением шнуровых зарядов.

Рисунок 2 – Схема разработки технологического процесса демонтажа оборудования

В технических предложениях ВЦ ВНИИАМ по герметизации реактора первого блока Белоярской АЭС с демонтажом оборудования верхней плиты и подреакторного помещения предусматривалось использование нескольких способов термической и механической резки, а также способов перемещения получаемых фрагментов. Для реализации технических предложений требуется более 50 наименований технологического оборудования, оснастки и инструмента, основная часть которой – вновь разрабатываемые или покупные изделия с доработкой для условий применения.

Заключение. Сложность разработки и применения технологии и технологических средств демонтажа оборудования блоков АЭС при их выводе из эксплуатации обусловлена действием совокупности ограничений и требований технического и экономического характера и радиационной безопасности демонтажных работ, а также принятием решений в большом массиве факторов влияния.

Проблемы демонтажных работ могут быть решены при современном уровне привлекаемых технологий и средств технологического оснащения. Информационную и методическую поддержку в разработке технологии демонтажа оборудования обеспечивает система проблемно-ориентированного проектирования, адаптированная к среде и условиям ее действия. Для решения проблемы обязательно понимание и соблюдение культуры безопасности в данной области технической деятельности.

Литература

1. Савченко В. А. Технические средства демонтажа АЭС, снимаемых с эксплуатации. – Новости науки и техники. Реф. сборник ВИНИТИ. Серия " Атомная энергетика", вып. 6. Москва, 1990, с. 10-53.

2. Былкин Б. К., Берела А. И., Этинген А. А. и др. Технологические аспекты демонтажа тепломеханического оборудования блока №1 и машзала 1 очереди Белоярской АЭС. – Энергетическое строительство, 1994, №10, с.7-11.

3. Былкин Б. К, Зверков Ю. А., Шапошников В. А. и др. Стратегия вывода из эксплуатации первого энергоблока Ленинградской АЭС. – Изв. Академии пром. экологии, 2001, №1, с. 67 – 84.

4. Былкин Б. К., Берела А. И. Проблемно-ориентированная система проектирования технологии демонтажа оборудования при выводе из эксплуатации блоков АЭС. – Атомная энергия, 2000, т. 89, вып. 3, с. 189-196.

5. Климов Ю. И. Снятие АЭС с эксплуатации – разрешимая проблема. – Атомная техника за рубежом, 1988, №4, с. 16-21.