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18.18.18.18.对““““核电站（АСАСАСАС）机组退役””””一节的要求18.118.118.118.1退役的方案需要研究核电站（АС）机组退役的策略，分析各种核电站（АС）机组退役的方案，说明在每个方案中机组可能的最后状态。在方案中需要指出，如何在核电站（АС）机组退役方案的所有实施阶段保证：–按照ALARA原则，降低工作人员和居民的剂量负担；–获得最低数量（体积）的放射性废物（РАО）；–将放射性物质（РВ）向环境的排放降低到最低程度。在方案中需要指明，在机组设计阶段已经考虑了：–选择适当的结构和建筑材料，使在后续的机组运行阶段这些材料被中子活化程度最低；–可以限制活化腐蚀产物在工作介质（冷却剂、慢化剂）中的转移和扩散的计划解决方案；–房间在建筑物内以及设备在房间内的分布，可以使表面（内表面和外表面）的放射性去污，对于所有去污方法来说，效果都将是最佳的；–在机组或者核电站（АС）场地内划出一些备用场地，以便存放核电站（АС）机组退役过程中生成的放射性废物（РАО）和可以重复利用的材料；–在机组厂房内放置用于核电站（АС）机组退役的特种装置。在选择最佳核电站（АС）机组退役方案时，需要考虑以下主要因素：–完全停机，后机组的预期工程状态和辐射状态，以及在整个退役周期内，在需要的时间预测机组状态的可行性；–评价对工作人员、居民和环境可能造成的辐射作用；–在编写标准文件（НД）报告时，还在生效的安全性要求；–对退役时生成的放射性废物（РАО）的数量、类型和聚合状态的评价；–处理核电站（АС）机组退役时生成的放射性废物（РАО）的装置和工艺；–贮存和掩埋核电站（АС）机组退役时生成的放射性废物（РАО）的贮存库；–对材料数量、类型和聚合状态的评价；–继续使用退役机组场地的可能前景和计划；–运行单位（ЭО）完成核电站（АС）机组退役的财力；–该地区可能的经济、社会发展前景。18.218.218.218.2计划解决方案需要给出在设计方案中提出的、用于未来完成核电站（АС）机组安全退役工作的解决方案，其中包括以下信息：–建筑物、构筑物和设施，在核电站（АС）机组设计服役期间，以及在退役期间的支撑能力；–不仅在核电站（АС）机组设计服役期间，而且在退役期间也必须的系统的工作能力，对其进行替换以及延长使用寿命的可行性；–用于对退役时生成的处理的装置；–将放射性废物（РАО）从主容器运送到放射性废物（РАО）处理中心和经过形态调整的放射性废物（РАО）贮存库的运送路线图；–如何将拆下的放射性设备运送至放射性废物（РАО）处理中心，经过放射性去污、粉碎和形态调整之后，安全地运送到地区或者中央贮存库掩埋；–在核电站（АС）厂区总体大纲上预留的，用于放置核电站（АС）机组退役时必须的设备的场地；–在开始核电站（АС）机组退役工作之前，将放射性废物（РАО）贮存库中机组运行时积累的废物清空；–核电站（АС）厂区内预留一隔离置，用于堆放可以重复使用（无限次和有限次）的材料；–可以在国民经济中重复使用的放射性材料的出厂检查。分析设计中对建筑构件的要求，如果构件满足这些要求，未来的拆卸将变得比较容易。这些要求应该包括：–这些建筑构件片段的几何尺寸的设计，应该保证在拆开后可以分解为具有不同放射性活度（高、中、低）的片段，甚至可以分解出可以有限次或无限次重复使用的片段；–应用于辐射防护的建筑构件和技术设备（例如，一回路）应该具有模块化的结构，但必须保证防护构件的全部强度特性；–防护构件的制造采用模块化方式，以便可以将其分解为受放射性物质（РВ）污染带和无污染带；–使用特殊的单层和多层密封涂层，以降低混凝土构件的放射性核素污染，选择适当的混凝土组成成分，以减小放射性核素进入混凝土的深度；–构建按照孔时，在楼板和房间的墙壁中使用可拉出的面板，使接近放射性设备变得更简单。需要分析机组编内的通风、供水、空气清洁等等系统的功率，是否足够用于应付将来的拆卸工作。还需要研究在核电站（АС）场地再利用时，能够保证辐射安全的措施。18.318.318.318.3设备、建筑物、设施和建筑构件的特性需要给出并分析机组主要技术设备和辅助技术设备的重量体积特性：–快中子反应堆压力容器和保护壳体尺寸、重量和材料（材质），快中子反应堆的总重量（不含钠），一回路和二回路中钠的体积，反应堆堆芯的尺寸，堆芯的燃料组件（ТВС）的数量，增殖区的燃料组件（ТВС）的数量，反应堆吊篮的重量，等等；–一回路主循环泵（ГЦН）、主循环泵电动机、大旋转塞、反应堆大厅、“钠–钠”热交换器、“钠–钠”中间热交换器、蒸汽发生器（ПГ）、一回路钠应急排放箱、供水装置、低压加热器、高压加热器，等等的外廓尺寸和重量；–一回路、二回路和三回路设备及管道的外廓尺寸和重量；–燃料装卸系统、钠净化系统和钠消防系统，等等系统中设备的外廓尺寸和重量。需要给出材料的化学成分，这是进行部件、设备元件、工程构件和建筑构件中子活化计算所必须的。需要研究机组技术设备和辅助设备的品名、其组成、重量体积特性、商标和用于制造这些设备的钢的化学成分。需要说明在核电站（АС）机组退役时主要设备、技术设备和辅助设备对拆卸和运输的适应性（例如，可以分解为片段等等）以及限制，分析在核电站（АС）机组退役时所需的辅助起重运输设备和通讯设备的品名和特性。这些信息必须：–与保障核电站（АС）机组安全退役的设计解决方案相关联。信息中包括主要的、用于保障核电站（АС）机组安全退役、保障拆卸下的设备、系统和建筑构件（包括放射性的）、保障放射性废物（РАО）在电站（АС）厂区的处理和贮存的计划解决方案，与此相关的信息有：核电站（АС）总体大纲，核电站（АС）厂区，机组厂区；–可以用来说明设计方案中提出的、用于保障拆卸操作和运输实施的解决方案，包括使用遥控设备和机器人技术；–可以用来说明所选的可用于辐射条件的结构材料，这些材料的使用旨在限制具备长期放射性的放射性核素的生成；–可以用来说明可拆卸模块化部件、可拆卸连接件在主要设备和机组系统中的应用，这些部件将具有不同的放射性物质（РВ）污染程度。在本小节中需要给出以下信息：–在机组设计时使用容易去处的涂层和其他材料，限制放射性污染的散播措施；–保障承重金属构件的取样，以便确定其实际机械特性；–保障对不能重复使用的设备和系统的深度放射性去污，保障提供必要的场地用于核电站（АС）机组退役时生成的放射性废物（РАО）的堆放和有序贮存。18.418.418.418.4设备和建筑构件中累积的放射性物质成分评价在上一小节中给出的信息（设备和构件的品名、重量体积特性、材料的化学成分等等）基础上，需要给出设备和建筑构件材料中由于中子活化而生成的放射性核素含量的保守计算估计（例如，在完全停机时，以及在停机一年之后）。需要对每个在机组运行时受到中子辐射的机组设备和构件的单元，给出总活度和体积比活度数据。对于防护建筑构件（如，反应堆坑室，生物护屏等等），必须给出放射性核素（活化产物）的散播深度。在这类信息基础上，需要给出放射性废物（РАО）和可重复使用材料的保守估计（重量和体积）。有两种降低快中子（БН）反应堆机组金属构件中放射性核素数量的设计方案，在本小节中，需要给出应用这两种方案的分析结果：–用钴和镍含量较低的合金，或者用不含钴和镍的合金，代替钴和镍含量较高的合金；–减少构件材料中钴、银、铌和镍的含量。需要分析在防护建筑构件中限制使用或者禁止使用蛇纹石、亚铬酸盐和磁铁矿的问题，因为这些物质中钴和铁的含量很高。如果使用这些材料，则需要给出根据。还需要注意建筑构件材料中锂含量的问题，因为在吸收中子之后，锂会成为氚的生产源。需要分析生成氚的所有重要路径。在假定的设备模块化工艺和拆卸时破坏混凝土构件工艺的基础上，给出在拆卸工作过程中生成的气溶胶的放射性核素数量与粒径分布的评价。对于运行车间和机组厂房，在给出活度评价的同时，还需要给出γ辐射剂量率的评价，这是由于每个独立的设备和构件部件活化造成的。18.518.518.518.5退役时的辐射监控在电离辐射源分析和气溶胶特性分析的基础上，需要给出对辐射测量监控、光谱分析监控和剂量测量监控的要求，并同在设计方案中提出的退役阶段辐射监控解决方案进行对比分析。证明，在设计方案中建议的辐射监控系统满足下列要求，可以在机组停机后的整个核电站（АС）机组退役周期内使用。为此，需要指出，辐射监控系统可以保证以下测量：–在材料分解为废物（低活度、中活度和高活度）和可重复使用（有限次和无限次）材料时，测量任意放射性核素比活度，测量范围为10Bq/g~几百kBq/g；–测量房间的γ辐射剂量率，测量范围为0~100R/h；–测量堆内构件（ВКУ）独立部件和设备、反应堆容器等等，以及快中子反应堆设备拆卸后按放射性活度组和运输组分类后的片段的γ辐射剂量率；–测量设备和房间的表面β污染度；–测量气溶胶的体积比活度；–测量通风管道内气溶胶的体积比活度。被测量的γ量子（光子）能量范围应该在0.015至3MeV以内。需要指出，外部剂量测量系统，可以保证对核电站（АС）机组退役时生成的任意放射性核素或者其任意混合物向环境中的散播进行监控。如果以上要求未能得到满足，则需要确定，在核电站（АС）机组退役设计方案中这些问题应该全部得到解决。18.618.618.618.6退役时的信息保障申请人应该指出，已经完成核电站（АС）机组退役安全性论证，并且在此基础上申请完成这些工作的许可证。