СОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ МЕТОДОВ ЭКОНОМИЧЕСКОЙ КИБЕРНЕТИКИ В УПРАВЛЕНИИ АЭС

Выгрузка отработавшего топлива и загрузка новых топливных сборок производится при заглушенном реакторе. Топливные сборки выгружают с помощью специальной перегрузочной машины с дистанционным управлением. Этот процесс осуществляется под слоем воды с добавкой поглотителя нейтронов - борной кислоты. После изъятия из реактора отработавшее топливо хранится под слоем воды в большом бетонном хранилище - бассейне выдержки, облицованном нержавеющей сталью. Вода при этом способствует отводу тепла от топлива и обеспечивает эффективную защиту от радиации.

Пока Украина была одной из республик Советского Союза, применялось временное хранение отработавшего топлива в течение 3-5 лет в бассейне с последующей отправкой на переработку в Россию. Переработка представляет собой технологию удаления осколков расщепления с последующим извлечением и использованием оставшегося. Из-за последующего разрыва экономических отношений с Россией вывоз отработавшего топлива в Россию не является в настоящее время реальным рабочим вариантом.

К середине 1994 г., т.е. через 10 пет после ввода в эксплуатацию, в бассейнах выдержки энергоблоков ЗАЭС оставалось много отработавших топливных сборок. С вводом в эксплуатацию шестого энергоблока ЗАЭС из её шести реакторов ежегодно выгружают 324 сборки отработавшего ядерного топлива. К началу 1996 г. на ЗАЭС не осталось достаточных объемов подводного бассейнового хранения для обеспечения дальнейшей эксплуатации станции. Поэтому возникла насущная потребность анализа и оценки других методов хранения отработавших сборок на территории электростанции.

Учитывая острую потребность в дополнительном хранилище отработавшего топлива на территории ЗАЭС, её руководство приступило в 1992 г. к решению проблемы. Во-первых, был проведен анализ путей выхода из аналогичных ситуаций, принятых на других АЭС. Оказалось, что почти в каждой стране, где действуют атомные электростанции, применяется либо намечается к применению технология сухого хранения отработавшего ядерного топлива.

В США, например, в течение 80-х годов емкости бассейновых хранилищ были почти полностью загружены поступившим с АЭС отработавшим ядерным топливом, вынуждая атомные электростанции изыскивать другие варианты хранения отработавшего ядерного топлива. В частности, сухое контейнерное хранение на территории станции зарекомендовало себя в качестве практичного и безопасного решения, позволяющего эффективно учитывать экологические требования. Этот метод согласован с Комиссией США по ядерному регулированию. Председатель Комиссии заявил следующее: «Исходя из наших взглядов на безопасность и накопленного практического опыта, мы приходим к выводу о предпочтительном использовании во многих случаях сухих контейнерных хранилищ, особенно на действующих АЭС с ограниченными объёмами бассейновых хранилищ отработавшего топлива, а также на закрытых электростанциях с отключенными реакторами».

На сегодняшний день шесть различных атомных электростанций в США имеют сухие контейнерные хранилища и, по меньшей мере столько же АЭС реализуют планы их создания на своей территории. Сухое хранение рационально, так как отработавшие топливные сборки после 3-5 лет пребывания в бассейновых хранилищах отработавшего ядерного топлива утрачивают значительную часть остаточного тепла и радиоактивности. В дальнейшем топливо можно безопасно хранить в пределах территории АЭС в специальных контейнерах, не требующих расхода воды. Сухие контейнерные хранилища обеспечивают как эффективное снятие тепла отработавших топливных сборок, так и необходимую степень биологической защиты от воздействия радиации на персонал станции и окружающую среду.

К странам с уже сложившейся практикой сухого контейнерного хранения отработавшего ядерного топлива относятся также Канада, Германия, Швейцария и Великобритания. Решения о внедрении сухого контейнерного хранения в ближайшем будущем будут приняты в Японии, Корее, Тайване, Испании и Южной Африке (ЮАР).

На основе проведенного анализа руководство 3АЭС признало наиболее практичной, эффективной, рентабельной и наиболее отвечающей специфическим потребностям 3АЭС систему, основанную на вентилируемых бетонных контейнерах хранения (ВКХ), разработанную в США компанией «Сиерра Ньюклеар Корпорейшн».

Компоненты системы ВКХ:

·                  Многосекционная герметичная корзина для топливных сборок - выполненный из углеродистой стали сосуд высокого давления, в котором помещаются отработавшие топливные сборки, хотя при нормальной эксплуатации давление в нём не превышает атмосферного;

·                  Вентилируемый контейнер хранения - контейнер из армированного бетона с внутренней металлической облицовкой и отверстиями для естественной вентиляции;

·                  Перегрузочный контейнер - цилиндр, выполненный из стали и свинца, в котором отработавшее топливо перемещают из бассейна хранения отработавшего ядерного топлива в корзину хранения;

·                  Ходовой механизм контейнеров хранения - транспортное средство на стальной раме, которое поднимает контейнер и перемещает его на площадку хранения; Вакуумная система осушения - насосная станция для удаления воды из корзины;

·                  Сварочная система - полуавтоматический сварочный агрегат, позволяющий приваривать крышку к корзине.

Конкретно для ЗАЭС система ВКХ обладает следующими основными преимуществами:

      Возможность хранения в каждой корзине до 24 отработавших топливных сборок;

              Легкость приспособления американской конструкции для хранения топливных сборок ВВЭР;

·                  Пассивная конструкция. После того, как бетонные контейнеры с находящимися внутри отработавшими топливными сборками вынесены на наружную площадку хранения, отпадает потребность их оснащения какими-либо двигателями, насосами и клапанами, которые нужно будет своевременно включать и обслуживать. Единственное, что требуется, это регулярный визуальный осмотр контейнеров;

·                  Применение недорогих, широко распространенных материалов для бетонных контейнеров и корзин хранения. В конечном счёте, накопленный персоналом ЗАЭС опыт работы с системой позволит изготавливать их непосредственно на месте;

·                  Минимальная подверженность персонала воздействию радиации. Так, перегрузку топливных сборок в корзину хранения и затем в ВКХ можно проводить от начала до конца в герметичном реакторном здании;

·                  Вертикальное устройство ВКХ повышает эффективность естественной вентиляции;

                Гибкость размещения. Американский вариант системы является единственной модификацией системы сухого хранения в бетонных контейнерах, допущенной Комиссией США по ядерному регулированию к применению на основании общей лицензии и лицензии, привязанной к конкретной площадке.

РАЗДЕЛ 2. СОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ МЕТОДОВ ЭКОНОМИЧЕСКОЙ КИБЕРНЕТИКИ В УПРАВЛЕНИИ АЭС

2.1 Лицензирование и строительство отработавшего ядерного топлива

Методы— это способы осуществления управленческой деятельности, которая представляет собой процесс реализации функций управления организации и процесс воздействия на персонал с целью активизации его работы.

              Применяемые методы помогают обеспечивать:

— высокую эффективность деятельности предприятия;

— активную творческую деятельность каждого работника;

— четкую организацию производственной и управленческой деятельности;

— слаженную, гармонично увязанную работу всего персонала предприятия.

Решение задачи в области более широкого применения методов управления находится путём разработки такой методики, которая позволила бы дифференцированно использовать известные методы управления, учитывающие специфику отрасли и, в итоге, обеспечивающие повышение её эффективности. Таким образом, методы управления должны быть адаптированы к применению их на предприятиях атомной енергетики (рис. 2.1).

Рис.2.1 Процентное соотношение применения методов управления в атомной энергетике.

Управляющие элементы атомной станции должны уделять первостепенное внимание:

- эффективной реализации автоматической системы контроля радиационной обстановки окружающей среды;

- дозиметрическому контролю радиационной безопасности на атомной станции;

- применению современных методов моделирования систем управления ядерным реактором.

Основная задача при проектировании, строительстве и эксплуатации системы сухого контейнерного хранения состоит в обеспечении безопасного и экологически допустимого режима хранения. При этом возникают вопросы, касающиеся безопасности и охраны окружающей среды, которые решаются на основе следующих факторов и концепций (рис.2.2)

Рис. (2.2) ВКХ-ВВЭР: Остаточная мощность на протяжении срока жизни хранилища

·      В течение пяти лет бассейнового хранения отработавших топливных сборок происходит распад короткоживущих радионуклидов, сопровождающийся значительным уменьшением запасов остаточного тепла в сборках. На протяжении указанного периода выдержки остаточное тепло каждой отработавшей топливной сборки уменьшается до 1 киловатта и ниже.

·      В вентилируемых контейнерах содержатся лишь неповрежденные отработавшие топливные сборки, то есть по ним не зарегистрировано каких-либо выбросов радиоактивности из оболочек ТВЭЛ сверх установленных пределов ни в течение интенсивного тепловыделения в активной зоне реактора, ни в ходе хранения в бассейне выдержки. Это означает, что первый защитный барьер, а именно оболочка ТВЭЛ, сохранила свою эффективность при мощном энергетическом воздействии.   Потеря эффективности первого барьера в ходе длительного медленного процесса охлаждения в среде, содержащей гелий, представляется еще менее вероятной (рис. 2.3.)

Рис. (2.3) Схема защитных барьеров хранения топливных сборок ВВЭР в вентилируемых 6етонных контейнерах

Предназначенные к хранению 24 отработавшие топливные сборки помещаются в направляющие трубы шестиугольного сечения, расположенные в многосекционной герметичной корзине для хранения топливных сборок, имеющей цилиндрическое сечение и выполненной из углеродистой котловой стали. Следовательно, герметичная корзина представляет собой второй защитный барьер, препятствующий выбросу радиоактивности в окружающую среду в том маловероятном случае, если первый защитный барьер окажется прорванным. Фактически корзина хранения - это радиатор, способствующий удалению остаточного тепла топливных сборок, находящихся во внутренней полости вентилируемого бетонного защитного контейнера. Добавление в корзину гелия позволяет создать в ней сухую химически инертную среду теплопередачи.

При транспортировке корзины в пределах реакторного здания энергоблока её помещают в специальный перегрузочный контейнер, выполняющий следующие функции: биологическую защиту персонала, осуществляющего перегрузочные операции; защиту корзины от механических воздействий, возникающих в процессе транспортировки; и защиту наружной поверхности корзины от радиоактивных загрязнений, присутствующих в воде бассейна отработавшего ядерного топлива.

Герметичную корзину устанавливают внутри вентилируемого бетонного контейнера, который выполняет следующие функции: отвод остаточного тепла из корзины; защиту корзины от внешних климатических, механических и термических воздействий; обеспечение биологической защиты занятого на территории хранилища персонала; сохранение устойчивого вертикального положения корзины и размещенных внутри неё отработавших топливных сборок при транспортировке и хранении.

·           загруженный вентилируемый бетонный контейнер вывозится на специальную площадку хранения. Располагается площадка внутри защищенной территории ЗАЭС. Она имеет свою собственную охраняемую границу и удовлетворяет следующим условиям: сейсмическая защита; предотвращение несанкционированного доступа посторонних лиц на территорию площадки хранения; устойчивость работы транспортного и подъёмного оборудования, которое применяется на перегрузочных операциях; удаление дождевой воды с территории площадки хранения.

Так как безопасность является главным фактором в работе атомных установок, Производственное объединение ЗАЭС занимается в настоящее время согласованием лицензии на новое хранилище в Государственном комитете Украины по ядерной и радиационной безопасности (ГАНУ). Одной из составных частей лицензирования является представление отчёта - оценка воздействий хранилища обработавшего ядерного топлива запорожской АЭС на окружающую природную среду -

характеризующего условия окружающей среды региона АЭС, описание хранилища и возможные воздействия хранилища на окружающую природную среду. Отчёт направляется на согласование в Министерство охраны окружающей среды Украины.

Процесс лицензирования планировалось выполнить в два этапа. На первом этапе, проведение которого было намечено на начало 1995 г., ЗАЭС направила ГАНУ предварительную заявку на строительство хранилища. Подача заявки сопровождалась представлением названного выше отчёта по воздействиям хранилища на окружающую среду и предварительного отчёта по безопасности системы хранения отработавшего ядерного топлива для ЗАЭС, который представляет собой объёмистый документ в несколько сотен страниц, содержащий техническую характеристику ЗАЭС по следующим позициям: