Міністерство енергетики та вугільної промисловості україни

Вид материалаДокументы

Содержание


9Зняття з експлуатації енергоблоків №3,4 хаес
Подобный материал:
1   ...   12   13   14   15   16   17   18   19   ...   25

8.3Поводження із загальнопромисловими відходами

8.3.1В частині поводження з рідкими та твердими нерадіоактивними відходами на ХАЕС збережуться існуючі рішення. На утворення, збір, зберігання, розміщення, утилізацію та транспортування відходів ВП ХАЕС має спеціальні дозволи та установлені ліміти.

8.3.2До рідких нерадіоактивних відходів ХАЕС належать замаслені стоки, незамаслені господарчо-побутові стоки та дощові стоки.


Замаслені стоки проходять очищення на установці "Кристал", розташованій у ПРК. Очищені від масел та нафтопродуктів води спрямовуються до відвідного каналу, а вловлені нафтопродукти - на спалювання до ПРК.

Очисні споруди господарчо-побутових стоків запроектовані на повне біологічне очищення стоків з доочищенням на біопрудах. Очищені стоки скидаються до ВО системи технічного водопостачання ХАЕС.

8.3.3У складі очисних споруд побутових стоків передбачені аеробні стабілізатори для обробки осаду з первинних відстійників та активного мулу. Аеробно-зброджений та ущільнений осад спрямовується до мулових майданчиків для підсушування та складування, а далі – на компостні майданчики з примусовою аерацією та водонепроникним покриттям. Після такої обробки компостований мул (компост) може використовуватися в сільському господарстві в якості добрив. Продуктивність компостних майданчиків – 2900 м3/рік.

8.3.4У місцях розміщення твердих нерадіоактивних відходів проводиться хімічний контроль стану ґрунтів відповідно до затвердженого регламенту. Полігон побутових відходів та шламонакопичувач експлуатуються в проектному режимі.




9ЗНЯТТЯ З ЕКСПЛУАТАЦІЇ ЕНЕРГОБЛОКІВ №3,4 ХАЕС


Інформація, представлена в Розділі 9 ІАО, деталізована в матеріалах ТЕО [1.5-1.5].

9.1Стратегія зняття з експлуатації

9.1.1Відповідно до вимог [1.5,1.5,1.5], зняття з експлуатації (ЗЕ) ядерної установки здійснюється відповідно до проекту її зняття з експлуатації, який повинен бути розроблений та затверджений не пізніше завершення проектного строку її експлуатації. До розробки та затвердження проекту, документом, що визначає діяльність експлуатуючої організації по підготовці до ЗЕ, є концепція зняття з експлуатації ядерної установки [1.5].


Загальні підходи до ЗЕ діючих та перспективних енергоблоків типу ВВЕР АЕС України після завершення терміну їх експлуатації визначені в [1.5]. Підготовка до ЗЕ діючих блоків №1,2 ХАЕС здійснюється відповідно до [1.5].

9.1.2В [1.5] визначені два можливих варіанти ЗЕ окремого ядерного енергоблоку:

  • невідкладний демонтаж;
  • відкладений демонтаж.

Обидва варіанти мають ідентичні початкові та кінцеві стани, приблизно однакову спрямованість робіт та заходів, але відрізняються строком реалізації заходів та витратними характеристиками. Для діючих енергоблоків №1,2 ХАЕС відмінність оцінених витрат на ЗЕ за двома зазначеними варіантами не перевищує 20%, а строк реалізації становить 22 роки та 45-52 років відповідно для варіантів невідкладного та відкладеного демонтажу [1.5].

9.1.3У ТЕО описані загальні принципи вибору оптимального варіанту ЗЕ для енергоблоків №3,4 ХАЕС, загальні положення із забезпечення безпеки при ЗЕ, попередні рішення щодо поводження з РАВ та з інших аспектів ЗЕ. Деталізація стратегії ЗЕ енергоблоків №3,4 ХАЕС буде виконана на стадії «проект».

9.1.4Накопичення коштів на розроблення та реалізацію проекту ЗЕ енергоблоків №3,4 ХАЕС, відповідно до положень [1.5], почнеться з моменту їх введення в експлуатацію.

9.2Поводження з РАВ при знятті з експлуатації

9.2.1Детальний розрахунок обсягів та активності РАВ, що виникають при ЗЕ, має виконуватися при розробці проекту ЗЕ на підставі аналізу проектної документації та історії експлуатації, а також даних комплексного інженерно-радіаційного обстеження.


За попередніми оцінками [1.5,1.5], тверді радіоактивні відходи, що належать до категорії високоактивних відходів (ВАВ), будуть переважно сформовані корпусом реактора та його внутрішньо- і зовнішньокорпусними елементами. Оцінка загальної ваги таких ВАВ, що виникли в результаті прямої активації, для РУ типу ВВЕР-1000 становить близько 1,14 тис.тонн/блок. Активовані частини залишаться високоактивними протягом тривалого часу (десятки-сотні років).

9.2.2Радіоактивне забруднення обладнання та конструкційних елементів, не пов'язане з їх прямою активацією, носить поверхневий характер. Основним джерелом такого забруднення є прямий контакт елементів та матеріалів з теплоносієм першого контуру. Забруднення води першого контуру активованими продуктами корозії відбувається за рахунок контакту з корпусом реактора, виготовленим з аустенітної нержавіючої сталі, ТВЗ, виготовленими із цирконієвого сплаву, та іншими внутриреакторними елементами. Нещільності оболонок твел призводять до виходу до теплоносія продуктів поділу, які також дають внесок у сумарне забруднення елементів та матеріалів, що безпосередньо контактують з теплоносієм першого контуру.

9.2.3Особливістю зняття з експлуатації енергоблоків №3,4 ХАЕС є те, що до моменту їх остаточної зупинки більш старі блоки №1,2 будуть перебувати в стадії витримки та готуватися до демонтажу. Таким чином, на майданчику ХАЕС до моменту ЗЕ енергоблоків №3,4 вже повинна функціонувати інфраструктура з поводження з РАВ, що утворяться при ЗЕ.

9.2.4Накопичення коштів на поводження з РАВ від ЗЕ енергоблоків №3,4 ХАЕС відповідно до положень [1.5] почнеться з моменту їх введення в експлуатацію.