Предпроектный вариант обеспечения безопасного процесса демонтажа корпусного реакторного оборудования АЭС
В работе предложен один из вариантов очередности демонтажных операций с использованием борированной воды в качестве поглотителя радиоактивности корпусных фрагментов. Условия безопасного выполнения работ - максимальное снижение уровня дозозатрат на каждой операции, в том числе и возможно аварийной, что достигается применением автоматизированных устройств как для резания, так и для захвата, перегрузки и промежуточной контейнеризации фрагментов. Применение такого рода устройств приведет к удорожанию процесса демонтажа, что закономерно. Однако с использованием в процессе проектирования [3] эвристических методов поиска лучших простых технических решений можно найти экономически приемлемые варианты, обеспечивающие надежность и безопасность процесса демонтажа РУ непосредственно после ее остановки. Требуется только наработка нескольких вариантов с экспертной оценкой каждого. Техническое проектирование устройств техники безопасности при выполнении операций демонтажа по предложенным вариантам должно производиться с помощью специалистов, владеющих валидной информацией о степени радиоактивности удаляемых фрагментов и сопротивляемости конструкционных материалов проникновению радиации, "загрязненности" радиацией поверхностей временных промежуточных контейнеров и другими информационными материалами, учет которых обязателен для обеспечения необходимого уровня безопасности как самого процесса демонтажа, так и обслуживающего персонала. Предложенный вариант является одним из возможных в современных условиях развития техники демонтажа корпусного реакторного оборудования в России. С учетом опыта демонтажных операций за рубежом и с применением эвристических приемов при проектировании подобных комплексов можно обоснованно предположить, что вариант немедленного демонтажа после остановки РУ вполне конкурентоспособен как с технической точки зрения и обеспечения безопасности, так и с экономической.