Снятие с эксплуатации объектов атомной энергетики

Основные сведения

К началу 90-х г.г. в атомной промышленности всего мира остро встал вопрос о снятии с эксплуатации (СЭ) реакторных установок. CЭ АЭС может быть вызвано следующими причинами:

·        исчерпанием планового срока службы,

·        аварией, после которой эксплуатация невозможна или нецелесообразна;

·        изменением требований надежности и безопасности эксплуатации, которые невозможно или нецелесообразно удовлетворить в рамках существующей конструкции;

·        политической ситуацией в стране;

·        экономической нецелесообразностью эксплуатации.

В настоящее время и в России все более актуальными становятся вопрос  ОАЭ и роль радиационной безопасности в решении этого вопроса.

На настоящий момент на территории Российской Федерации находятся в стадии снятия с эксплуатации следующие блоки атомных станций:

Ново-Воронежская АЭС –    I блок остановлен с 06.08.84г.

II блок —»—с 29.08.90г.

Белоярская АЭС –      I блок остановлен с 10.12.81г.

II блок —»—с 10.09.89г.

На остановленных энергоблоках Нововоронежской АЭС ведутся работы по радиационному обследованию оборудования и сооружений, отработке опытных технологий переработки РАО, дезактивации и демонтажу отдельного оборудования. ОЯТ полностью выгружено и хранится на АЭС из-за проблем с транспортными контейнерами и отказа ПО «Маяк» от его приемки.

Остановимся более подробно на примере энергоблоков №№1,2 Белоярской АЭС. Энергоблоки с уран-графитовыми реакторами канального типа выведены из эксплуатации по причине исчерпания ресурса основного оборудования и несоответствия их современным требованиям правил безопасности и восстановлению не подлежат.

Блок № 1 выведен из эксплуатации в 1981 году. Из реактора выгружены полностью все ТВС, топливо осталось в виде просыпей, распределенных в кладке реактора по многим локальным зонам. Количество просыпей не превышает 180 кг (определено по гамме-методике) и 130 кг (по нейтронному методу). На блоке остались в работе системы контроля за мощностью реактора, спецвентиляции и энергоснабжения.

Блок № 2 остановлен в сентябре 1989 года.

На Белоярской АЭС вода в бассейне-выдержки отработанного ядерного топлива (БВ-1,2) за длительное время хранения ОТВС (из-за потери герметичности части кассет имеет место прямой контакт урана с водой) практически превратилась в ЖРО с удельной активностью 1,2*10-3 Ки/л, что серьезно снижает безопасность 1-ой очереди (блоки №№ 1,2) АЭС.

При снятии с эксплуатации энергоблоков ставились следующие задачи:

r          разработка эффективных и экономичных методов долговременной консервации оборудования,

r          разработка дешевых способов дезактивации трубопроводов и оборудования в условиях, когда не требуется их повторное использование,

r          разработка методов и средств ускоренного демонтажа трубопроводов,

r          решение вопросов сбора, транспортировки, переработки и захоронения РАО,

r          получение опыта работы по снятию с эксплуатации блоков АЭС.

К сожалению, работам по снятию с эксплуатации Минатомом России был придан локальный характер, и намеченные цели и задачи не были выполнены.

Таблица 1

Перечень атомных электростанций расположенных территории экс-СССР.

Название АЭС

Номер блока

Тип реактора

Дата начала эксплуатации

Причина вывода из эксплуатации

А Э С   с  реакторными установками типа ВВЭР

1 Армянская

1

ВВЭР-440

28.12.76

Остановлен в 25.02.89 Сейсмическая опасность

 

2

ВВЭР-440

31.12.79

Запущен в эксплуатацию в июле 1995 г.

2 Балаковская

1

ВВЭР-1000

20.12.85

 

 

2

ВВЭР-1000

27.10.87

 

 

3

ВВЭР-1000

31.12.88

 

 

4

ВВЭР-1000

20.12.94

 

3 Запорожская

1

ВВЭР-1000

26.12.84

 

 

2

ВВЭР-1000

31.10.85

 

 

3

ВВЭР-1000

31.12.86

 

 

4

ВВЭР-1000

31.12.87

 

 

5

ВВЭР-1000

14.08.89

 

 

6

ВВЭР-1000

31.12.95

 

4 Калининская

1

ВВЭР-1000

10.05.84

 

 

2

ВВЭР-1000

31.12.86

 

5 Кольская

1

ВВЭР-1000

15.08.73

 

 

2

ВВЭР-1000

21.12.74

 

 

3

ВВЭР-1000

24.03.81

 

 

4

ВВЭР-1000

11.10.84

 

6 Ново-Воронежская

1

ВВЭР- 210

30.12. 64

Остановлен 06.08.84 г.

 

2

ВВЭР- 365

15.12.69

Остановлен 29.08.90 г.

 

3

ВВЭР- 440

24.12.71

 

 

4

ВВЭР- 440

24.08.72

 

 

5

ВВЭР-1000

30.05.80

 

7 Ровенская

1

ВВЭР- 440

22.12.80

 

 

2

ВВЭР- 440

22.12.81

 

 

3

ВВЭР-1000

31.12.86

 

8 Хмельницкая

1

ВВЭР-1000

31.12.87

 

9 Южно-Украинская

1

ВВЭР-1000

31.12.82

 

 

2

ВВЭР-1000

05.01.85

 

 

3

ВВЭР-1000

20.09.89

 

10.Волгодонская АЭС

1

ВВЭР-1000

30.03.01

 

АЭС с канальными и другими реакторами

11 Белоярская

1

АМБ-100

26.04.64

Остановлен в 1981 г.

 

2

АМБ-200

31.12.67

Остановлен 31.12.90 г.

 

3

ОК -505

08.04.80

 

12 Билибинская

1

ЭГП-6

14.01.74

 

 

2

ЭГП-6

27.12.74

 

 

3

ЭГП-6

23.12.75

 

 

4

ЭГП-6

27.12.76

 

13 Игналинская

1

РБМК-1500

08.01.84

 

 

2

РБМК-1500

30.08.87

 

14 Курская

1

РБМК-1000

19.12.76

 

 

2

РБМК-1000

28.01.79

 

 

3

РБМК-1000

17.12.83

 

 

4

РБМК-1000

21.12.85

 

15 Ленинградская

1

РБМК-1000

07.01.74

 

 

2

РБМК-1000

18.10.75

 

 

3

РБМК-1000

28.12.79

 

 

4

РБМК-1000

10.02.81

 

16 Смоленская

1

РБМК-1000

25.12.82

 

 

2

РБМК-1000

31.05.85

 

 

3

РБМК-1000

31.12.89

 

17 Чернобыльская

1

РБМК-1000

26.09.77

Остановлен в 1997 г.

 

2

РБМК-1000

21.12.78

Остановлен в 1997 г.

 

3

РБМК-1000

03.12.81

Остановлен в 11 декабря 2000 г.

 

4

РБМК-1000

22.12. 83

Авария  26.04.86 г.

 

Одним из самых трудных вопросов при снятии с эксплуатации АЭС является утилизация ОТВС, т.к. радиохимические заводы Минатома России отказываются брать их на регенерацию, в связи с тем, что у них отсутствует технология по их переработке.

В результате снятия с эксплуатации и консервации указанных 4-х блоков АЭС, выяснилось, что кроме перечисленных выше, самой большой является проблема по утилизации РАО. Радиоактивные материалы, образующиеся при снятии АЭС с эксплуатации, имеют существенные отличия от радиоактивных отходов, образующихся при нормальной эксплуатации АЭС. Это различие состоит в следующем:

r          значительное количество отходов, образованных в короткий срок,

r          новая массовая и изотопная структура радиоактивных материалов, возникшая за счет активации конструкционных и строительных материалов,

r          наличие радионуклидов с очень большим периодом полураспада,

r          присутствие значительного количества низкоэнергетических бета- и рентгеновских излучателей,

r          наличие большой доли материалов, активность которых предполагает возможность их неограниченного использования.

Перечисленные особенности в значительной мере определяют состав процедур и технологию реализации СЭ ОАЭ, порядок захоронения РАО, возможность неограниченного использования возвращаемых в народное хозяйство материалов.

В настоящее время в МАГАТЭ зарегистрировано 434 действующих реактора суммарной мощностью 317908 МВт (эл.), обеспечивающих 17 % всех мировых потребностей в электроэнергии. К 2010 г. половина из них будет иметь возраст 25 лет и более. В связи с окончанием проектного срока эксплуатации предполагается остановить и снять с эксплуатации в мире ~ 300 ядерно-энергетических реакторов общей электрической мощностью 200 ГВт.

«Судя по всему, ядерная энергетика достигла своего апогея и теперь предстоит ее постепенный закат» – к такому выводу пришли эксперты американского института «Уорлдуотч-институт» в Вашингтоне.

В Канаде последняя новая АЭС была введена в строй в 1993 г., в США строится всего один новый реактор, первый за последние 20 лет. В ближайшие 10 лет, по расчетам специалистов, в США будут отключены по крайней мере 25 старых реакторов, содержание которых становится просто нерентабельным. Причем специалисты предсказывают, что высокая стоимость демонтажа отслуживших свой век АЭС и окончательного захоронения радиоактивных отходов в скором времени поставит электрические компании Америки перед гигантскими трудностями.

В Германии положение также складывается не лучшим образом. Так, демонтаж 6-ти старых реакторов советского производства на территории бывшей ГДР обойдется минимум в 6 млрд. марок. Именно столько стоило бы строительство такого же числа современных и надежных в техническом отношении установок.

АЭС во Франции поставляют сейчас 80 % всей электроэнергии в стране, однако, эксперты скептически оценивают перспективы дальнейшего развития ее атомной энергетики. С одной стороны, французская атомная энергетика не знает, куда девать стремительно накапливающиеся радиоактивные отходы, с другой стороны, – долги национальной компании «Электресите де Франс» составляют 50 млрд. марок. Кроме этого, на французских АЭС в последние годы была отмечена целая серия серьезных технических неполадок.

Решение о постепенном отказе от использования ядерных реакторов в Швеции было    принято на референдуме в 1980 году. Ригсдаг (парламент) установил дату – 2010 год. По оценкам экономистов выполнение этого решения к намеченному сроку будет стоить бюджету от 70 – 90 млрд. крон (10 – 13 млрд. долл), а цены на электроэнергию вырастут, как минимум, на 50 %.

Также хочется отметить, что в индустриально развитых странах крепнет убеждение, что ядерная энергетика в сравнении с другими источниками энергии становится во все большей степени неконкурентоспособной.

В результате этого процесса образуются значительные объемы радиоактивных материалов.

Сопоставление данных о высвобождающихся в энергетике радиоактивных материалах с разным уровнем активности показывает со всей очевидностью, что проблема обращения с радиоактивными отходами есть прежде всего проблема обращения со слабоактивными отходами: их объем на 2 порядка превышает объем высокоактивных отходов и на 1 порядок – среднеактивных отходов.

Большинство национальных стратегий включает в себя обработку и кондиционирование низко- и среднеактивных отходов. Разработанные в этой области технологии позволяют достичь двойного эффекта: во-первых, в среднем в 50 раз снизить объем подлежащих захоронению материалов и, во-вторых, обеспечить почти полный возврат в сферу использования металла и строительных материалов.

Аналогичные тенденции проявляются и в ядерной энергетике на территории бывшего СССР. По экспертным оценкам к началу следующего века должна быть прекращена эксплуатация 25 энергоблоков АЭС.

Каковы бы ни были причины, приводящие к СЭ, оно является обязательным этапом жизненного цикла ОАЭ. Вследствие этого оказывается необходимой разработка проекта СЭ и его наполнение отдельными процедурами, что может быть сделано только с использованием большого объема проектной и экспериментальной информации.

В связи с этим за рубежом все большее значение придают системам информационного сопровождения СЭ ядерных установок. Кроме указанной причины, это значение определяется:

r          разнообразием ОАЭ, исчерпавших срок эксплуатации, и процессов, приводящих к образованию и накоплению радиоактивных отходов (РАО);

r          разнообразием технологических приемов реализации СЭ и их различной эффективностью;

r          сложностью подлежащих СЭ объектов;

r          продолжительностью процесса СЭ, предопределяющей потерю информации;

r          возможностью использовать накопленный опыт с целью минимизации радиационного загрязнения территорий и материалов при СЭ последующих ОАЭ.

5.2.       Национальная политика и международное сотрудничество при снятии ОАЭ с эксплуатации

В настоящее время особое значение приобретает развитие национальной политики и стратегии СЭ на самом раннем этапе, задолго до получения лицензии на СЭ ОАЭ.

Разработка безопасной, эффективной и не слишком дорогой стратегии СЭ выработавших свой срок ОАЭ может быть наилучшим образом осуществлена в рамках общей национальной ядерной политики. Дальнейшее ее развитие тесно связано с необходимостью решения комплекса вопросов экономического и технического характера при проведении работ по СЭ ОАЭ, что позволит выработать национальную стратегию СЭ. Однако недостаточное внимание к финансовому и материально-техническому обеспечению работ с РАО замедляет темпы развития национальной ядерной энергетики.

Интерес к проблеме СЭ связан также с передачей ряда объектов национальной ядерной энергетики в частную собственность и решением вопроса о возможной ликвидации этих объектов досрочно в связи с масштабами реальных последствий конкретной аварии.

Все страны, развивающие ядерную энергетику, имеют нормы и законодательные акты, регулирующие ядерную деятельность в рамках национальной политики и международного права. Эти законодательные документы обеспечивают защиту персонала, населения и окружающей среды от воздействия радиации.

Однако, наряду с отработанными нормами и законами, касающимися разработки, ввода в действие, эксплуатации ядерно-энергетической установки, на сегодняшний день отсутствуют нормы по СЭ. Последнее – основной фактор, сдерживающий перевод ряда установок из стадии консервации в заключительную стадию – полный демонтаж.

Концепция решения проблемы СЭ ОАЭ стран Западной Европы, США и других стран формируется и реализуется через систему международных и национальных научно-исследовательских программ, результаты выполнения которых обобщаются и распространяются через специализированные и широкопрофильные информационные системы, а спектр решаемых задач и получаемых результатов представлены в многочисленных периодических и специализированных изданиях, на конференциях и симпозиумах.

Достигнутые результаты используются совместно регулирующими органами, эксплуатирующими фирмами и организациями, различными странами, общественностью.

К важнейшим причинам, побуждающим международное сообщество к сотрудничеству в решении проблемы СЭ ОАЭ, следует отнести:

а)          интернациональный характер проблемы обеспечения радиационной безопасности при утилизации радиоактивных материалов, высвобождающихся в результате эксплуатации и последующей ликвидации ОАЭ;

б)          стремление исследовать до вступления в стадию широкомасштабного СЭ ОАЭ различные альтернативные стратегии, технологии, оборудование для проведения работ по проблеме СЭ и оценить эффективность их реализации в условиях конкретной страны;

в)          целесообразность выработки взвешенного соотношения между национальной и международной стратегией и практикой СЭ ОАЭ;

г)           целесообразность сближения национальных требований к лицензируемым проектам ОАЭ с учетом последующего снятия ОАЭ с эксплуатации;

д)          стремление к получению максимального социального эффекта от вкладываемых научно-технических и материальных ресурсов.

С 1978 г. в результате выполнения трех программ НИР и ОКР европейскими участниками решения проблемы СЭ ОАЭ и США разработан широкий спектр методик, технологий и оборудования, обеспечивающих снижение загрязненности материалов и конструкций до уровня, когда контроль за ними может быть прекращен и не превышение национальных пределов радиационного воздействия на население и персонал, выполняющий работы по СЭ. Это достигается глубокой переработкой радиоактивных материалов, после которой лишь около 2% первоначального объема подлежит захоронению.

Особый интерес представляет развитие юридической основы проведения работ по СЭ ядерно-энергетических установок в зарубежных странах.

Деятельность МАГАТЭ

МАГАТЭ, координирующее работы по проблеме СЭ в международном масштабе, указывает на необходимость разработки норм, обеспечивающих радиационную безопасность персонала и населения, защиту окружающей среды от загрязнения РАО в процессе СЭ. Следует отметить, что применяемые в процессе эксплуатации ядерной установки нормы радиационной безопасности применимы и при СЭ. Однако требуется разработка норм по обеспечению контроля за повторно использованными или захороненными материалами, оборудованием, установками и площадками как в процессе эксплуатации ядерной установки, так и при ее СЭ.

МАГАТЭ курирует проведение практических работ по СЭ ядерных установок в странах-членах Агентства, выдает необходимые рекомендации, координирует исследовательские программы различных стран, создает рабочие группы для разработки необходимой технической документации, руководств по обеспечению безопасности при проведении работ по СЭ, проводит экспертизу разработанных на национальном уровне проектов СЭ ядерных установок, выдает рекомендации по развитию ядерной энергетики в развивающихся странах.

В целях оказания помощи в вопросах СЭ ядерных установок МАГАТЭ разрабатывает интегрированную базу данных, охватывающую широкий спектр вопросов (технических, законодательных, радиологических и др.), передает странам-членам Агентства имеющуюся информацию, поддерживая исследования и разработки, обеспечивая техническую помощь.

Многочисленные контакты, совместные исследования, обмен информацией, накопленной при проведении полномасштабных работ по СЭ, позволили выработать единые подходы к СЭ ядерных установок различного назначения, выделить основные этапы СЭ применительно к реакторным установкам АЭС и установкам ядерного топливного цикла, которые будут рассмотрены ниже.

Деятельность КЕС

В рамках Комиссии Европейского сообщества (КЕС) международное сотрудничество по проблемам СЭ ведется с 1979 г. Комиссия формирует и финансирует из общих фондов пятилетние программы исследований. Исследовательская деятельность направлена на достижение безопасности и радиационной защиты при СЭ.

Первая программа охватывала период с 1979 по 1983 г.г. и включала 51 контракт. Стоимость этой программы оценивалась в 8,3 млн. экю (1 экю равна 0,82 долл.).

Исследовательские работы в рамках этой программы проводились по следующим направлениям:

r          анализ долговременной сохранности (работоспособности) строительных конструкций и систем АЭС;

r          разработка методов дезактивации;

r          разработка технических средств демонтажа;

r          разработка больших транспортных контейнеров для РАО от демонтажа АЭС;

r          оценка предполагаемых объемов РАО;

r          влияние проектно-технических решений АЭС на реализацию процедур СЭ;

Вторая программа в рамках КЕС, стоимость которой оценивалась в 25 млн. экю, пришлась на период 1984 – 1988 гг. Она включала 75 контрактов и содержала 3 основных раздела:

А)         проведение исследовательских работ, выполнявшихся в рамках проектов первой программы;

В)          разработку и идентификацию руководящих принципов при проектировании и эксплуатации ядерных установок, имеющих целью упростить последующее их СЭ;

С)         новый раздел, касающийся испытаний в реальных условиях и оценки новой техники в рамках крупномасштабного опыта по СЭ ядерных установок.

Исследования, проводившиеся по последнему разделу, посвящены, в основном, разработке эффективной и экономически приемлемой технологии дезактивации и демонтажа, обработке образующихся отходов, а также оценке возможности использования отходов в промышленности. В связи с высокой стоимостью хранения и удаления РАО в странах Западной Европы особое внимание в этой программе уделялось разработке методов дезактивации металлических отходов с целью их возврата в производство.

Кроме того, в рамках программы осуществлялись проекты в следующих областях:

r          долгосрочная целостность зданий и систем;

r          дезактивация в целях СЭ;

r          демонтажное оборудование;

r          обработка специфических отходов стали, бетона и графита;

r          приспособление к конкретным условиям полуавтоматических дистанционно-контролируемых манипуляторных систем;

r          оценка количества отходов, образующихся при СЭ.

Результатом реализации указанных выше проектов явилась разработка способов дезактивации поверхностей без существенного их растворения. Одним из путей сокращения вторичных отходов при этом является регенерация дезактиванта, главным образом фосфорной кислоты, используемой для химической и электрохимической дезактивации. Проверка осуществлена, в основном, на ферритных сталях. Другой путь сокращения вторичных отходов состоит в использовании дезактивантов в виде геля, тонким слоем наносимого на поверхности оборудования напылением. Этот метод опробован для труб большого диаметра первого циркуляционного контура газоохлаждаемого реактора G-2 АЭС Маркуль (Франция).

Для поверхностей из нержавеющей стали, активированной плутонием, разработана методика, в которой в качестве электролита используется азотная кислота.

Основной акцент в этой программе сделан на изучение вопросов СЭ предприятий и установок ядерного топливного цикла, а приоритет отдается не отдельным фирмам, а международным группам фирм, работающих в области СЭ.

В 1989 г. была начата третья пятилетняя программа (1989 – 1994 г.г.), в рамках которой продолжены исследования двух предыдущих программ. Стоимость программы оценивается в 60 млн. экю. Выполнение программы осуществляется через систему контрактов. Основное внимание уделяется испытанию новой техники демонтажа в процессе СЭ ряда объектов, таких как: реактор WAGR (Уинфрит, Великобритания), реакторы KRB-A, BWR (Гундремминген, ФРГ), реакторы BR-3, PWR (Моль, Бельгия), завод по переработке отработавшего топлива АТ-1 (Аг, Франция).

Исследования, проводимые КЭС в области СЭ, уже дали значительные научные и технические результаты. Так, в результате разработки новых способов дезактивации оборудования, техники переплава металлического скрапа и использования полученного материала для изготовления контейнеров, удалось снизить массу металлических отходов, рассматриваемых ранее как РАО, с 50-70 % до 20 % по сравнению с программой 1979-1983 г.г.

Дальнейшие исследования в этой области предполагают разработку методов обращения с металлическими отходами более высокого уровня активности.

Кроме того, Комиссия вырабатывает руководящие принципы, касающиеся, во-первых, проектирования и эксплуатации установки с точки зрения СЭ, во-вторых, методического сопровождения крупномасштабных проектов СЭ и, в-третьих, оценки работоспособности и эффективности новой техники в реальных условиях при СЭ.

Деятельность ОЭСР

Агенство по атомной энергии при Организации Экономического Сотрудничества проводит иследования и практические работы по СЭ ядерных установок в США, Канаде и Японии, обеспечивает эффективный обмен информацией во все возрастающих масштабах и взаимно согласовывает проводимые исследования. Программа исследований ОЭСР охватывает 12 проектов, в ней принимают участие 9 стран.

Деятельность NRC

В США Комиссия по регулированию ядерной деятельности (NRC) разрабатывает, санкционирует и контролирует политику и стратегию работ по СЭ совместно с Министерствами энергетики и обороны США. Комиссией разработан ряд нормативных руководств для обеспечения общей деятельности в случае СЭ ядерных реакторов. Эти документы касаются квалификации персонала, инструкций для систем обращения с РАО, контроля дозозатрат на АЭС и действуют наряду с законодательными положениями.

В своей деятельности Комиссия руководствуется рядом законодательных положений, например, положениями 10CFR 50.8.2 и 10CFR 51. Первое определяет информацию и методы по составлению лицензии для любого типа ядерной установки, а второе – относится к лицензированию, методам и политике регулирования для защиты окружающей среды. Часть 51.5(6) и (7) последнего положения представляет собой инструкцию для составления заявления по охране окружающей среды, если в этом имеется необходимость при СЭ ядерной установки.

Кроме того, Комиссия разработала требования к процессу СЭ ядерных установок и нормативные руководства для обеспечения общей деятельности в случае СЭ. Сюда же входят стандарты, которые предполагается использовать в областях, не относящихся к атомной энергетике, выпущенные Американским национальным институтом стандартов (ANSI), например, ANSI № 13.12 – контроль за поверхностным радиоактивным загрязнением материалов, оборудования и установок.

Надзор за деятельностью ядерной установки на государственном уровне осуществляется до тех пор, пока на нее распространяется действие закона об атомной энергии, и прекращается после удаления с установки всех РАО и загрязненного оборудования. Однако организация, осуществляющая либо ликвидацию оборудования, либо вывоз РАО, проводит мероприятия по радиационной защите персонала.

Неизбежность решения проблемы СЭ ядерных установок стимулирует международное сотрудничество в поисках наиболее рациональных путей решения этой проблемы, эффективного использования финансовых и материальных ресурсов. Страны, владеющие ядерными установками, помимо проведения конкретных исследований на национальном уровне принимают участие в реализации международных программ исследований, связанных с решением проблемы СЭ.

5.3.Международный опыт работ по снятию с эксплуатации ОАЭ

За рубежом создаются (или созданы) базы данных и информационные системы в области сопровождения работ по снятию с эксплуатации ядерных установок и предприятий топливного цикла, где для обеспечения радиационной безопасности необходимо знать и анализировать большие массивы числовых данных и текстовой информации.

Комиссией Европейского сообщества (КЕС) создан Европейский банк данных профессиональных доз облучения на АЭС, содержащий следующую информацию:

r          о тенденциях изменения общих коллективных доз, включая дозы облучения персонала на ряде вспомогательных работ, а также о тенденциях изменения доз в зависимости от года и стадий топливного цикла;

r          о тенденциях изменения доз облучения в зависимости от установленных мощностей или проектов АЭС;

r          о различиях в приведенных дозах на разных АЭС;

r          об относительной мощности дозы на каждой АЭС для определенной профессии.

На основании этих данных с точки зрения получаемых доз облучения делаются заключения об оптимальной численности персонала, о необходимых изменениях в проектах АЭС, о целесообразности замены оборудования и остановки блока.

В Японии создана ассоциация по проблеме демонтажа устаревших ядерных установок RANDEC (Research Association for Nuclear Facility Decommissioning) . Одной из основных задач, решение которой должна обеспечивать эта ассоциация, является сбор и анализ информации по технологии демонтажа.

В пятилетний план очистки и дезактивации объектов по производству ядерных материалов и ядерного оружия Министерства энергетики США (МЭ США) включена, как основная, задача сбора информации о состоянии здоровья работающих на военных объектах и оценка риска для здоровья населения, а также повышение культуры МЭ в обеспечении четкой и открытой информации о проводимых мероприятиях. В связи с проведением программы очистки МЭ планирует, чтобы вся информация об экологической деятельности, обработке и удалению отходов находилась в ведении «единого руководителя высшего уровня».

С организационной точки зрения интересен немецкий опыт в создании интегральной системы измерений и информации по контролю за радиоактивностью окружающей среды.

Задачей Центрального федерального агентства по контролю за радиоактивностью окружающей среды является суммирование, обработка и документальное оформление данных для федерального Министерства экологии, защиты природы и реакторной безопасности, а также выполнение следующих дополнительных задач:

r          обеспечение земельных ведомств данными, полученными от федеральных измерительных ведомств;

r          координация международного обмена данными между Германией и международными организациями (КЕС, МАГАТЭ);

r          информирование средств массовой информации и общественности. В рамках программ МАГАТЭ созданы и функционируют база данных по обращению с РАО и база данных по безопасной транспортировке радиоактивных материалов.

В базе данных по обращению с РАО содержится информация по инфраструктуре обращения с отходами в государствах-членах Агентства и по планам в области обработки, доведения до нужных кондиций, хранения и захоронения отходов низкой и средней активности, отходов, содержащих источники альфа- излучения, высокоактивных отходов, а также отработавшего топлива, использованных закрытых источников излучений, отходов в результате снятия установок с эксплуатации и «хвостов» добычи и первичной обработки урановой руды.

Проблемы обращения с отходами, с которыми приходится сталкиваться в деятельности Агентства, непосредственно связаны с конкретными проблемами государств-членов. Диапазон интересов государств-членов включает в себя: текущую информацию по объемам отходов и прогнозируемые объемы, данные по разработкам в области проведения и регулирования работ, по организациям, ответственным за обращение с отходами, по национальным стратегиям, по программам НИОКР в области обращения с отходами, по вопросам эксплуатации и другим важным проблемам.

База данных (БД) используется Агентством для активизации деятельности по программе обращения с отходами путем облегчения доступа к информации в этой области в государствах-членах. Информация, содержащаяся в БД, используется для составления докладов о состоянии дел и для помощи Агентству в планировании и разработке своей программы в обращении с отходами.

База данных МАГАТЭ по безопасной транспортировке радиоактивных материалов (РАМ) особенно полезна для государств-членов, использующих получаемую информацию для оценки эффективности собственных транспортных правил, а также для расширения сферы применения правил МАГАТЭ, реагирования на возникающие у общественности вопросы, предоставления информации для будущих оценок риска и пересмотра правил. Сбор данных осуществляется по нескольким направлениям работы.

Первое направление – это одобрение упаковки и состава груза. Основное требование правил состоит в том, что РАМ при транспортировке должен быть надлежащим образом упакован, чтобы обеспечить надежную защиту при всех условиях, включая прогнозируемые аварии. Перед практическим использованием упаковки следует убедиться в том, что она полностью соответствует нормативным требованиям с точки зрения проекта, конструкции, испытаний на прочность и употребления. Соответствующий компетентный орган выдает на определенный срок сертификаты на упаковки и грузопоставки. На эти органы возложена ответственность за применение транспортных правил Агентства в своих странах. МАГАТЭ занимается повсеместно сбором информации по действующим сертификатам, чтобы иметь возможность быстро предоставлять следующие данные компетентным органам государств-членов и другим потребителям:

r          административные детали такие, как номер сертификата, дата выпуска, срок годности;

r          информация для идентификации упаковки;

r          допустимый вид транспорта (морской или воздушный, железнодорожный или автодорожный);

r          техническая информация (масса, описание и внешние размеры упаковки);

r          санкционированный состав груза (количество радиоактивности и тип источника);

r          оперативная информация, например, инструкции по складированию (транспортный индекс);

r          другая информация, которая может представлять интерес для компетентных органов.

Ожидается, что в полном объеме эта база данных будет включать около 2000 записей.

Вторая область сбора информации – транспортные происшествия. В БД вводится информация об инцидентах или авариях при транспортировке РАМ на территории государств-членов. В отличие от БД по упаковке, здесь не предусмотрено использование программы ЭВМ для анализа данных. Группа консультантов изучает полученную информацию для составления предварительного анализа и предоставляет рекомендации по направлению будущих работ в этой области.

Третья область намеченного сбора информации – грузопоставки РАМ. Из-за трудностей, связанных со сбором такого рода информации, планируется собирать данные только по ядерному топливному циклу. В дальнейшем система будет расширена включением в нее поставок, не связанных с топливным циклом.

В целом сбор и обработка данных являются существенным подкреплением работы Агентства по поддержанию на современном уровне и практическому применению Правил безопасной транспортировки РАМ. Помимо предоставления услуг в области применения и административного обеспечения Правил важно иметь центральный источник постоянно пополняемой информации о применении и эффективности норм регулирования на практике. Это служит незаменимым средством оценки необходимости внесения в правила назревших изменений, а также хранилищем фактических данных для различных нужд правительств, национальных учреждений, средств общественной информации и населения.

В Окриджской национальной лаборатории Министерством энергетики США основан Информационный центр программ в области защитных и восстановительных мероприятий (RAPIC) с целью обеспечения технической информацией, необходимой для Национальной программы по ликвидации ядерных устройств и дезактивации зон их размещения и для других программ по выполнению защитных и восстановительных мероприятий МЭ США. Конкретная деятельность Информационного центра в области информации: хранение и поддержание на современном уровне автоматизированной библиографической БД с применением вычислительной машины, содержащей около 4500 цитируемых документов (причем около 2000 из них относится к программе по ликвидации ядерных установок и дезактивации зон их размещения) и БД со сведениями о 1800 лицах (с указанием фамилий, адресов, и номеров телефонов), занимающихся разработкой и проведением восстановительных и защитных мероприятий на площадках с радиоактивными загрязнениями. Существование такого списка исследователей из различных стран, входящих в Агентство по ядерной энергии, и возможные контакты между ними приводят к процессу эффективного обмена информацией и совершенствованию международной программы по обмену технологиями.

Наиболее важная функция Информационного центра программ по защитным и восстановительным мероприятиям (RAPIC) состоит в том, что он служит фокусом для сбора информации по вопросам ликвидации ядерных установок и дезактивации площадок их размещения. Имея в своем распоряжении различные источники информации, RAPIC находится в уникальном положении для предоставления всеобъемлющей информации в ответ на поступающие запросы по различным аспектам деятельности в области ликвидации ядерных установок и дезактивации зон их расположения, включая в себя, но не ограничиваясь ими, следующие разделы:

r          планирование и проектирование;

r          законодательные и нормативные документы, критерии, стандарты и руководства;

r          обзоры характеристик;

r          контрольно-измерительная аппаратура для обнаружения радиоактивности и измерения ее уровня;

r          воздействия на окружающую среду;

r          соображения по физическим основам РБ, принимаемые в расчет при работе;

r          конкретные реализации технологий и оборудования;

r          обзоры по постремонтным мероприятиям;

r          программы обзорных наблюдений;

r          подтверждение возможности повторного использования площадок, на которых ранее располагались ядерные установки.

Все службы Информационного центра предоставляются в распоряжение лиц, обращающихся с запросами. МЭ США предоставляет эти службы в распоряжение всех тех, кто заинтересован в деятельности по защитным и восстановительным мероприятиям с тем, чтобы благоприятствовать хорошим общественным отношениям и способствовать кооперации и обмену информацией между различными специалистами в области ликвидации ядерных устройств и дезактивации зон их расположения.

5.4.       Стадии снятия с эксплуатации

Концепция, принятая в свое время в СССР

До недавнего времени работы по прекращению эксплуатации (ПЭ) АЭС в бывшем СССР выполнялись по общесоюзной научно-технической программе «Консервация и захоронение оборудования и строительных конструкций АЭС, отработавших расчетный срок службы, с учетом работ, проводимых по КП НТП СЭВ до 2000 г.». Сформировавшиеся под влиянием практики реализации программы представления о стратегии СЭ АЭС излагаются в настоящем разделе.

В общем случае ПЭ может быть реализовано двумя путями:
1) продлением срока (ПС) эксплуатации энергоблоков АЭС и 2) снятием с эксплуатации (СЭ) АЭС и ее блоков.

Выбор способа ПЭ (ПС или СЭ) и схем их осуществления проводится с учетом перспектив развития региона, где находится АЭС, на основании результатов комплексного инженерного и технико-экономического обследования, выполняемого на стадии «подготовка к прекращению эксплуатации». Для снижения стоимости и продолжительности проведения комплекса работ по ПЭ, ряд работ подготовительного этапа целесообразно отнести на последние годы эксплуатации АЭС. Процесс ПЭ будет протекать быстрее, с меньшей трудоемкостью и стоимостью, если связанные с ним задачи будут проработаны уже на стадии проектирования АЭС.

На каждой стадии ПЭ АЭС комплекс мероприятий по обеспечению радиационной безопасности должен быть принят таким, чтобы последствия активации или загрязнения радионуклидами оборудования и конструкций АЭС свести к минимуму. Вследствие этого одним из первых шагов при разработке плана ПЭ конкретной АЭС является радиационное обследование (РО), включающее сбор, накопление и анализ информации о радиационном состоянии выводимого из эксплуатации энергоблока.

С учетом изложенного основные задачи РО, которые необходимо решить по программе ПЭ, сводятся к определению:

r          накопления долгоживущих продуктов активации нейтронами в материалах и конструкциях энергоблока (ВКУ, корпус реактора, биологическая защита, строительные конструкции и т.п.).

r          количества радиоактивных отходов, высвобождающихся при демонтаже строительных конструкций и оборудования АЭС, их классификация;

r          количества материалов, пригодных для неограниченного использования;

r          ожидаемых дозовых нагрузок на персонал при проведении демонтажных работ;

r          возможности доступа в различные помещения и к оборудованию, а также мер защиты персонала при проведении работ;

r          радиационной обстановки на промплощадке и в санитарно-защитной зоне АЭС при проведении работ по снятию с эксплуатации;

r          величин аэрозольных выбросов в атмосферу при использовании различных технологий демонтажа блока и переработки радиоактивных материалов;

r          достаточности существующих средств газоочистки, а также предложений по дополнительным средствам газоочистки;

r          ограничений на пути реализации процедур ПЭ конкретной АЭС.

Радиационное обследование наиболее полно было проведено на I-II блоках Армянской АЭС и его результаты опубликованы. В ходе этого обследования, в частности, установлено, что основными дозообразующими радионуклидами в конструкционных материалах являются: Н-3, С-14, Cl-36, Ca-41, Fe-55, Ni-59, Co-60, Ni-63, Nb-94, Cs-134, Eu-152, Eu-154, Ta-182 и другие, имеющие периоды полураспада от нескольких лет до 3*10 лет.

Массовое содержание некоторых из этих элементов мало и иногда достигает 10-3 – 10-5 процента.

Необходимо учитывать и такие радиоактивные нуклиды, которые имеют очень мягкое бета-излучение, например, Ni-63 (17 кэВ) и мягкое рентгеновское излучение, например, Fe-55 (6 кэВ). Радионуклиды с подобным излучением не вносят заметного вклада в мощность дозы, но могут определять радиоактивность материалов при длительном хранении.

Дальнейшие работы позволят, несомненно, уточнить состав и конкретное наполнение процедур ПЭ АЭС.

Порядок финансирования работ по выводу из эксплуатации ОАЭ определен Постановлением Правительства РФ от 02.04.97 г. № 367.

Концепция МАГАТЭ

МАГАТЭ выделяет 3 стадии СЭ реакторных установок и установок ядерного топливного цикла. Для каждого типа установок конкретная программа СЭ включает определенный перечень организационно-технических мероприятий, общепринятых на международном уровне.

Стадия 1 – хранение под наблюдением (консервация). После удаления из реактора отработавшего топлива и теплоносителя более 95% оставшейся радиоактивности локализуется в корпусе и окружающих его структурных компонентах в виде так называемой «наведенной» активности. В целях гарантии безопасности населения и окружающей среды на протяжении выбранного срока хранения АЭС должна находиться под наблюдением.

Оптимальный срок хранения АЭС – 30 лет.

Основные преимущества этой стадии СЭ – значительные уменьшения доз облучения персонала при проведении работ, связанных с последующим демонтажом; сравнительно небольшие трудозатраты на начальной стадии СЭ; снижение затрат на демонтаж и обработку РАО.

Стадия 2 – частичный демонтаж (захоронение). Радиоактивное оборудование, которое легко демонтируется и удаляется с реакторной площадки.

Узлы с высокой активностью (корпус, внутренние компоненты реактора) герметизируются созданием специальных барьеров, выполненных из железобетона – прочного и относительно долговечного материала.

Основные преимущества стадии 2 по сравнению со стадией 1 – меньшие масштабы наблюдения и контроля, а также относительно низкие затраты на реализацию. К недостаткам можно отнести необходимость создания большого количества сооружений, содержащих радиоактивный материал, что представляет потенциальную опасность для окружающей среды.

В большинстве случаев этот вариант рассматривают как промежуточный на пути к полному демонтажу установки.

Cтадия 3 – полный демонтаж (ликвидация). В этом варианте СЭ площадка установки, а также остающиеся строения и материалы могут быть использованы для других целей без каких-либо ограничений после завершения всего объема работ, связанных с дезактивацией, демонтажом оборудования и удалением РАО.

Преимуществами этой стадии СЭ является:

r          возможность использования территории для других целей;

r          возможность проведения всех операций по демонтажу высококвалифицированным персоналом, обслуживающим предприятие в процессе эксплуатации;

r          отсутствие необходимости долговременного наблюдения, технического надзора и радиохимического контроля за предприятием, что свойственно стадиям 1 и 2.

Основные недостатки – высокие дозы облучения персонала и начальные затраты, а также значительные объемы РАО, подлежащих удалению.

Необходимо отметить, что стадия 3 – наиболее предпочтительна для стран, где создание новых площадок для ядерных установок связано с определенными трудностями, в том числе социальными. В связи с этим, стратегия немедленного демонтажа позволяет восстанавливать площадки для нового использования.

5.5.  Характерные для стадии снятия с эксплуатации АЭС дозообразующие изотопы

При подготовке к СЭ и при СЭ АЭС виды радиационного воздействия остаются традиционными: внешнее гамма-, бета- и внутреннее облучение, вызываемое вдыханием мелкодисперсной пыли, образующейся при проведении демонтажных работ.

При выгруженном топливе наибольших концентраций радиоактивных продуктов следует ожидать в материалах внутрикорпусных устройств (ВКУ) и в корпусе реактора ВВЭР, а также в конструкционных элементах активной зоны реактора РБМК.

Для ВКУ PWR в направляющих приводов СУЗ (сталь 304 L) наиболее важными с точки зрения активности являются следующие радионуклиды (бета- и гамма-излучатели): Fe-55, Co-60, Ni-60, Mn-54, Zn-65, Ni-59, C-14, Mo-93, Tc-99, Nb-94.

Co-60 доминирует среди других радионуклидов по удельной активности в период от 5 до 20 лет после остановки реактора, а по дозе гамма-излучения – до 80-100 лет. После 100-летнего периода Nb-94 становится доминирующим гамма-излучателем с небольшим вкладом тормозного излучения Ni-59. Изотопы никеля дают наибольший вклад в полную активность радионуклидов через 20 лет после остановки реактора.

Относительное распределение радионуклидов идентично и для других конструкций ВКУ, но с уменьшением уровня их активности по мере увеличения расстояния от активной зоны реактора.

Активность корпуса реактора отличается от активности ВКУ примерно на 2 порядка, что объясняется составом корпусной углеродистой стали, в которой значительно меньше Co и Ni, и уменьшением плотности потока нейтронов (тепловых и промежуточных) в районе корпуса по сравнению с шахтой. Однако радионуклидами, определяющими активность, являются также Co-60 и Ni-63, а в шкале времени захоронения после 1000 лет – Ni-59.

Мощность дозы гамма-излучения в воздушном зазоре за корпусом реактора в течение примерно 50 первых лет после остановки реактора определяется радионуклидом Co-60, а затем с увеличением времени выдержки определяющим гамма-излучателем становится радионуклид Eu-152.

В литературе отмечается, что через 80 лет после остановки реактора PWR США в углеродистой корпусной стали будет недолго доминировать по гамма-активности Eu-152, а затем, еще через 20-30 лет, преобладающим гамма-излучателем станет радионуклид Nb-94, который не претерпит в будущем заметного распада в шкале времени захоронения АЭС (до 70000 лет).

Что касается активности первого контура реактора и оборудования спецкорпуса, то теплоноситель и поступающие в него примеси, попадая в процессе циркуляции в активную зону реактора, облучаются нейтронами и вследствии активации становятся радиоактивными. При нарушении герметичности оболочки ТВЭлов в теплоноситель поступают продукты деления, которые становятся дополнительными источниками гамма-излучения. В результате процессов массообмена часть активных радионуклидов, переносимых теплоносителем, осаждается на стенках технологического контура, образуя пленки радиоактивных отложений. Само оборудование, а точнее его внутренние поверхности (внутренние поверхности оборудования, трубопроводов, парогенераторов, задвижек, насосов и т.д.) становятся источниками излучения.

В результате образования неплотностей в парогенераторе АЭС, работающих по двухконтурной схеме, радионуклиды из первого контура могут попасть во второй. Однако, активность как теплоносителя, так и пленки отложений на поверхности оборудования второго контура много меньше, чем первого.

Загрязнение внешних поверхностей оборудования, помещений первого контура, систем и помещений спецвентиляции и спецканализации происходит в результате неконтролируемых протечек теплоносителя и миграции радионуклидов в результате конвективного и других видов переноса в помещениях и вспомогательных системах.

При выводе блоков из эксплуатации целесообразно рассматривать загрязнение объектов долгоживущими радионуклидами, в основном нелетучими.

До 10 лет после остановки блока в смеси радионуклидов активационного происхождения преобладают Cs-134, Co-60, Ag-110m, Mn-54. Остальные радионуклиды присутствуют в количествах, неподдающихся прямым измерениям в радиоактивных отходах.

Среди долгоживущих продуктов деления, которые могут накапливаться в ЖРО и на поверхности оборудования первого контура, в системах спецвентиляции и спецканализации есть летучие (йод), среднелетучие (сурьма) и нелетучие (европий) нуклиды.

При выдержке блока до начала демонтажа и при хранении РАО состав радионуклидов непрерывно меняется, т.е. в зависимости от времени выдержки те или иные группы РАО будут преобладать. Кроме того, существенно различается скорость поступления отдельных радионуклидов в систему первого контура, что приводит к большим различиям в концентрации радионуклидов.

Основные в первом контуре реактора гамма-излучающие долгоживущие нуклиды, вклад которых в суммарное загрязнение может быть значимым, разбиты на три группы по периоду полураспада. Для группы с периодом полураспада менее 10 лет практически все радионуклиды (за исключением прометия) являются дозобразующими и имеют максимальную энергию гамма-квантов (энергию с максимальной дифференциальной гамма-постоянной) со значимым выходом на распад. Для группы радионуклидов с периодом полураспада 10-100 лет, которые могут играть заметную роль более чем через 100 лет, основным дозообразующим нуклидом является Cs-137 и ряд других радионуклидов, полная активность которых сегодня может быть определена только расчетным путем. Для группы радионуклидов с периодом полураспада более 100 лет основными дозообразующими нуклидами являются Al-26 и Ag-108m, количество которых может быть определено только расчетным путем с использованием данных радиационного контроля, получаемых на этапе эксплуатации АЭС.

Спектральный состав гамма-квантов РАО будет также меняться от времени выдержки. В первые 10 лет после остановки блока в спектре преобладают гамма-кванты с энергией 661, 1173, 1333 кэВ. В период времени до 100 лет в спектре будут преобладать гамма-кванты с энергией 661 кэВ. С увеличением выдержки вклад низкоэнергетических гамма-квантов будет расти и основной вклад в интенсивность излучения будут давать гамма-кванты с энергией 50-200 кэВ.

В серпентинитовом бетоне, расположенном за корпусом реактора, максимальная величина удельной активности наблюдается в пределах 8-10 см со стороны реактора (наибольшая термализация нейтронов), а затем спадает с длиной релаксации 9-10 см по экспоненциальному закону.

Картина зависимости объемных активностей радионуклидов в бетонах от времени после остановки реактора типа ВВЭР-440 Армянской АЭС (12 лет эксплуатации при КИМ ~0,75) в плоскости, проходящей через центр активной зоны реактора и далее в радиальном направлении, сложнее, чем для ВКУ и корпуса реактора, так как большее число примесей элементов играет важную роль в формировании наведенной нейтронами активности. Радионуклидный состав серпентинитового бетона на момент остановки реактора: Ca-45; Co-60; Fe-55; H-3; Eu-152; Ca-41; Cs-134; Ni-63; Mn-54.

В полной активности бетона через несколько лет после остановки реактора доминирует тритий, образующийся из лития, присутствующего в виде примесей в бетоне на уровне следов (0,1-0,00001 масс.%).

После нескольких лет выдержки существенный вклад в активность дают также радионуклиды Fe-55, Ca-45, Co-60. Затем в период ~ до 250 лет после остановки реактора наибольший вклад в объемную активность даст Ni-63, а потом – Ca-41.

Оценки показывают, что при отсутствии загрязнения обычный бетон, расположенный за серпентинитовым  на любом участке, через 50-70 лет после остановки реактора (ВВЭР-440,1000) годен для неограниченного использования в народном хозяйстве.

Следует отметить, что заметный вклад в полное количество радиоактивных продуктов, а для больших времен выдержки и основной, дают радионуклиды, образующиеся из элементов, которые содержатся в материалах на уровне следов (0,1-0,00001 масс. %).

Необходимо иметь ввиду, что кроме активации возможно загрязнение защитно-строительных бетонных конструкций радиоактивными продуктами при протечках теплоносителя первого контура в помещения первого контура, спецкорпуса и др. Необходимо учитывать и этот источник гамма-, бета- и альфа- излучения. Оценку состава радионуклидов загрязнения стен, пола, потолка помещений первого контура и спецкорпуса можно осуществить, используя данные радиационного обследования блока №1 Армянской АЭС. Основными радионуклидами загрязнения помещений являются: Cs-137, Cs-134, Co-60, Ag-110m, Mn-54. Доминирующим радионуклидом является Cs-137 с периодом полураспада 30 лет.

Измерения распределения активности радионуклидов по толщине бетона показали, что практически вся активность сосредоточена в поверхностном слое толщиной 5-8 мм, спадая более чем на два порядка на толщине 50 мм.

При проведении демонтажных работ на АЭС с РБМК наиболее радиационно-опасными являются помещения, где расположено оборудование контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ). Как показывает опыт, радиационную обстановку в этих помещениях определяют радиоактивные продукты коррозии, образующиеся в результате активации нейтронами прокорродировавших конструкционных материалов главного технологического контура.

Опыт наблюдения за радиационным состоянием АЭС с РБМК также показал, что при безаварийной эксплуатации энергоблоков мощность дозы гамма-излучения в помещениях и у оборудования КМПЦ на ~ 80% определяется гамма-излучением Cr-51, Co-58, Mn-54, Fe-59, Co-60.

При массовой разгерметизации оборудования в процессе вывода АЭС из эксплуатации существенный вклад в дозу могут вносить бета-активные долгоживущие радионуклиды Fe-55, Ni-59, Ni-63.

В процессе эксплуатации при дезактивациях имеют место течи КМПЦ, например, через уплотнения штоков задвижек. В этом случае высокоактивный дезактивирующий раствор (удельная активность по Cо-60 ~ 107 Бк/кг) попадает на пол и через неплотности металлической облицовки протекает в бетонные перекрытия на глубину нескольких сантиметров. Попадание и проникновение радионуклидов в бетон может происходить и при работе АЭС на мощности, например, через свищи в трубопроводах подачи вод на переработку.

Таким образом, при снятии с эксплуатации энергоблоков АЭС с РБМК будут образовываться РАО не только при демонтаже оборудования технологических контуров, но и при разборке строительных конструкций помещений, где расположены оборудование и трубопроводы этих контуров. Следует ожидать, что это будут средне- и слабоактивные отходы. Необходимо обратить внимание на тот факт, что проливы дезактивирующих растворов и теплоносителя имеют в своем составе такие долгоживущие радионуклиды, как Ni-59 и Ni-63. Причем оценки показывают, что отдельные участки могут быть загрязнены до активности 10 Бк/г по Ni-59 и до 104 Бк/г по Ni-63.

Это означает, что РАО строительных материалов могут содержать долгоживущие изотопы, что требует разработки методов обнаружения и регистрации таких отходов.

Знание источников радиоактивного излучения необходимо для прогнозирования дозовых нагрузок персонала, проводящего работы по дезактивации и демонтажу на этапах подготовки к снятию и снятия с эксплуатации блоков АЭС.

Вклад внутреннего облучения в общую дозу, получаемую персоналом при проведении демонтажа оборудования и строительных конструкций, по-видимому, будет значительно большим, чем при нормальной эксплуатации. Это, во-первых, обусловлено относительно низким содержанием радионуклидов в конструкционных материалах, а следовательно и меньшими мощностями доз, а, во-вторых, образованием значительно большего количества аэрозолей при использовании различных методов разрушения. Оценить вклады в дозы облучения, не имея опыта проведения работ по демонтажу, проекта его проведения и не зная характеристик основного оборудования, используемого для разрушения, практически невозможно. Способы демонтажа оборудования, особенно высокоактивной части ВКУ и корпуса реактора, а также применяемая при этом технология, могут значительно изменить предварительные прогнозы по радиационной обстановке.

Для минимизации дозовых нагрузок персонала, проводящего демонтаж, необходим тщательный анализ накопленных в этой области знаний, а также, по возможности, полное знание всех событий, происшедших во время эксплуатации блока и реально влияющих на изменение радиационной обстановки. Это позволит выбрать приближенный к оптимальному вариант проведения демонтажа оборудования и строительных конструкций.

5.6.       Методы демонтажа оборудования и строительных конструкций ОАЭ

Большая часть работ, выполняемых в процессе СЭ ОАЭ, связана с демонтажом и удалением радиоактивного оборудования реакторной установки. Все операции – резка, подъем, перемещение, упаковка –весьма трудоемкие и сопровождаются образованием большого количества РАО.

При демонтаже оборудования АЭС производят резку (сегментацию) корпуса реактора, компонентов активной зоны, тепловых экранов, а также резервуаров, трубопроводов и иных компонентов, имеющих поверхностное радиоактивное загрязнение. На этих операциях вследствие высокого уровня радиоактивности используют оборудование и технику, снабженные дистанционным управлением. Работы по разрушению бетонных структур, главным образом защитных радиационных экранов, или снятию с них радиоактивного слоя составляют еще одну сферу деятельности при СЭ.

Наиболее распространены следующие способы:

r          контролируемый взрыв;

r          разрушение структур с помощью тяжелых (2-5 т) шаров, трамбовочных машин (~600 ударов/мин);

r          резка термитным факелом (температура 2000-5000 0С);

r          раскалывание бетона с помощью расклинивающих устройств, применяемых для разрушения горных пород (усилия раскалывания могут достигать 3,2 МН);

r          разрушение с использованием эффекта расширения при затвердевании специально разработанных химических составов, вводимых в виде жидкой пасты в просверленные в бетоне гнезда;

r          распиливание бетонных стен и пола дисковыми пилами;

r          раскалывание бетона по заданному контуру;

r          использование бурильных молотков для удаления локализованных секций бетонных и асфальтовых поверхностей, главным образом, полов;

r          удаление радиоактивно загрязненных поверхностей бетона (толщина слоя до 5 см) без разрушения всей структуры с применением техники сверления (диаметр отверстий 2-3 см, глубина около 8 см) с последующим откалыванием слоев;

r          использование различных типов скарификаторов для удаления тонких (толщиной до 2,5 см) слоев радиоактивно загрязненного бетона;

r          разрушение бетонных структур с использованием прямого нагрева железной арматуры бетона низковольтным (<50 В) электрическим током большой мощности.

Последний из упомянутых методов приводит к ослаблению бетона и его растрескиванию. Образующиеся трещины позволяют отделить радиоактивные блоки бетона от остальной массы. В случае применения этого метода по сравнению с обычными способами разрушения бетонных структур образуется в ~500 раз меньше загрязненной радиоактивностью пыли, уменьшаются шум и вибрация. По мнению зарубежных разработчиков затраты на реализацию этого метода не превысят затрат на обычные в практике методы.

5.7.       Методы дезактивации оборудования и конструкций ОАЭ

Для удаления радиоактивности в процессе СЭ применяют методы дезактивации, которые обычно подразделяют на три основных категории: химические, электрохимические и механические. Для дезактивации металлических отходов, образующихся при СЭ, разрабатывают метод дезактивации, основу которого составляет процесс переплава.

Химические методы

Химические методы дезактивации, подразделяют на «жесткие» и «мягкие» методы. В первом случае используют реагенты с высокой (> 1% по массе) концентрацией, а во втором – с более низкой (< 1% по массе) концентрацией. Основные характеристики этих методов представлены в табл. 35, а некоторые их особенности обсуждаются ниже.

Технологический принцип процессов химической дезактивации заключается в окислении металлов, входящих в состав поверхностного слоя, с последующим растворением окисленных форм металлов в присутствии комплексообразователей.

Основные требования к процессам химической дезактивации следующие:

r          высокая скорость процесса;

r          высокая эффективность дезактивации (коэффициент і20);

r          низкая технологическая и остаточная коррозия оборудования;

r          простота технологии обработки отходов;

r          небольшие объемы отвержденных форм отходов.

Из группы «жестких» методов наиболее применим для дезактивации нержавеющих сталей двухстадийный АРАС-процесс. На первой его стадии производят окисление щелочным раствором перманганата калия с концентрацией 10-20%, а на второй стадии – растворение кислым раствором нитрата аммония концентрацией 5 – 15%.

В модифицированном варианте АРАС-процесса на второй стадии добавляют этилендиаминтетрауксусную кислоту (ЭДТА).

Разработаны и успешно применяются для дезактивации APОХ – процесс, АРСIТRОХ – процесс и АРSUL – процесс. В АРОХ – процессе на первой стадии используют щелочной раствор перманганата калия, на второй стадии – щавелевую кислоту или смесь лимонной и щавелевой кислот (APCITROX-процесс), сульфаминовую кислоту (APSUL-процесс).

Существуют процессы дезактивации, в которых на второй стадии используют неорганические кислоты концентрацией 2 – 15%, такие, как серная, азотная, фосфорная, фтористоводородная, а также другие реагенты, обладающие сильными дезактивирующими свойствами. С целью ограничения скорости коррозии на стадии растворения добавляют различные ингибиторы. Уже запатентованы такие процессы, как САРА-процесс, МОРАС-процесс, представляющий собой модифицированный вариант АРАС/АРОХ, и другие. Коэффициент дезактивации в случае использования «жестких» методов достаточно высок и составляет 10 – 20%%. Основной недостаток их применения – возможность локализованных или селективных коррозионных повреждений.

К «мягким» процессам дезактивации относятся CAN-DECON-процесс, LOMI-процесс, многостадийный OZOX-А-процесс и трехстадийный ROD-процесс.

Для дезактивации реакторов CANDU фирмой AECL (Канада) был разработан и запатентован CAN-DECON-процесс, в котором используются те же реагенты, что и в «жестких» процессах – лимонная и щавелевая кислоты, ЭДТА, но в более низких концентрациях. Соотношение реагентов 30:30:40, общая концентрация 0,1 – 0,2 %.

Вследствие различия механизмов образования поверхностных оксидных слоев в зависимости от типа реактора коэффициент дезактивации изменяется в довольно широких пределах. Так для систем реакторов CANDU он составляет 10 – 15, для BWR – от 4 до 40. Удовлетворительные результаты для реакторов PWR достигаются введением стадии предварительного окисления щелочным раствором перманганата калия (концентрация перманганата калия 0,1-0,5%, едкого натра – 0-0,5%).

В LOMI – процессе фирмы CEGB (Великобритания) используют новую серию LOMI-дезактивирующих реагентов, содержащих в своей основе два главных компонента: ион металла низкой валентности V(+2) или C(+2) и комплексообразователь. Одним из лучших реагентов в LOMI-процессе является ванадиевая соль пиколиновой кислоты (пиколинат ванадия), который при концентрации 10-2 – 10-3 моль/л для некоторых типов оксидных слоев показывает высокую эффективность в одностадийном варианте. В случае оксидных слоев, например, с высоким содержанием хрома, для повышения эффективности дезактивации процесс проводят в две стадии с использованием на первой стадии щелочного или азотнокислого раствора перманганата калия.

В многостадийном процессе OZOX-A немецкой фирмы KWU используют щавелевую кислоту.

В трехстадийном ROD-процессе применяют:

на первой стадии – азотнокислый перманганат калия концентрацией 0,1% и pH=2,5;

на второй – смесь азотной и щавелевой кислоты;

на третьей стадии – смесь лимонной и щавелевой кислот.

Коэффициент дезактивации от 4 до 25, но наиболее типичные значения
5 – 10.

В процессе химической дезактивации также используют различные химические соединения или смеси химических реагентов в виде гелей, пен или паст. Основные их преимущества: во-первых, возможность применения для обработки больших объемов на единицу массы, чем в случае жидких реагентов, и, во-вторых, небольшие объемы отходов и возможность продолжительного взаимодействия реагентов с дезактивируемой поверхностью.

Недостатки: более низкая эффективность дезактивации и трудности при обработке образующихся отходов.

Вариантом химических методов дезактивации является использование удаляемых полимерных пленок. В составы для образования таких пленок (полиэтилен, казеин, поливинилхлорид) вводятся различные дезактивирующие реагенты (кислоты, окислительно-восстановительные реагенты, комплексообразователи). Эти составы наносят на дезактивируемую поверхность различными техническими средствами, в том числе и в виде аэрозолей.

Пленки с включенными в них радиоактивными загрязнениями после затвердения удаляются. Из преимуществ такого способа дезактивации выделяют образование только твердых отходов и отсутствие диспергирования радиоактивности. Коэффициент дезактивации – от 1,7 для кирпича до 100 для нержавеющей стали.

Недостатки: возможность высокого облучения персонала, поскольку пленки удаляют вручную, и возможность радиолиза при длительном контакте пленки с радиоактивными компонентами.

Электрохимические методы

Для дезактивации металлических поверхностей применяют электрохимические методы, называемые иногда электрополировкой. Метод основан на анодном растворении поверхностного слоя металла, содержащего радиоактивные альфа-, бета-, гамма-  загрязнения. В качестве электролита используются фосфорная, серная или щавелевая кислоты. Были сделаны попытки использовать щелочные электролиты, например, растворы солей NaNO3 , Na2BO3 * 10H2O, Na2CO2 и NaF, однако, электрохимический эффект в этом случае оказался ниже, чем для фосфорной кислоты. Тем не менее этот метод более благоприятен с точки зрения последующей очистки электролита от радиоактивного загрязнения.

Электрохимические методы реализуются в стационарных условиях. В последнее время разработана техника, позволяющая использовать их непосредственно на месте для дезактивации наружной поверхности крупных объектов, а также внутренней поверхности резервуаров, трубопроводов.

Процесс отличают высокая скорость и эффективность дезактивации, малые объемы отходов в случае использования методов очистки электролитов и возврата их в цикл, возможность получения гладких поверхностей и реализации дистанционного управления процессом.

Механические методы

Механические методы дезактивации основаны на физическом удалении радиоактивных загрязнений с поверхности посредством различных механических средств. Основной недостаток этих методов – возможность образования большого количества пыли, аэрозолей, испарений, а также твердых и жидких отходов и повышенная вероятность облучения персонала.

Переплавка металлических отходов

Плавление металлического лома позволяет частично очистить металл и уменьшить ту его часть, которая направляется на захоронение. Экономическая целесообразность переработки лома, предназначенного для неограниченного использования, зависит от многих факторов, в том числе от спроса и цены на лом, затрат на захоронение.

Использование слабо загрязненного металлического лома после переплавки в производстве контейнеров для захоронения (хранения) РАО, защитных дверей для ядерных установок и для ограниченного применения в других составных частях ядерных установок – наиболее привлекательные области повторного использования металлов.

Повторное использование металлов в ядерных установках легче достижимо и более экономично, чем ограниченное использование в других отраслях. Что касается возможности неограниченного использования металла, то она сдерживается отсутствием пределов на содержание в металле остаточной активности.

С учетом рекомендаций МАГАТЭ установлен предел мощности индивидуальной дозы облучения при обращении с переплавленным металлом, который не должен превышать 10 мкЗв/год.

Это условие может быть выполнено при остаточной активности металла равной 1 Бк/г, усредненной по массе в 1 т, при условии, что ни в одной точке объема она не превысит 10 Бк/г.

В таких странах, как Германия, Великобритания, Франция, США проводятся исследования и крупномасштабные эксперименты по переплаву радиоактивного скрапа. Немецкая фирма «Зимпелькамп» проводит переплав радиоактивного скрапа практически в промышленном масштабе. В середине 80-ых годов в стране было переплавлено около 1000 т радиоактивного скрапа и более 50% его использовано при изготовлении контейнеров для хранения отходов.

Осуществление переплавки металлического скрапа как альтернативы его удалению в каждом конкретном случае определяется результатами анализа «дополнительные затраты – получаемая польза» и требованиями национальных законодательств в области радиационной безопасности.

Повторное использование больших фрагментов оборудования таких, как краны, насосные установки, турбины часто осложняется отсутствием или ограниченностью рынков сбыта и моральным износом оборудования. Однако часть оборудования может служить в качестве источника запасных частей для аналогичного оборудования, находящегося еще в эксплуатации.

В связи с предстоящим в ближайшие годы СЭ большого количества ядерных установок потребуется найти потенциальных покупателей и пути реализации оборудования и материалов, появляющихся при выводе из эксплуатации.

5.8. Методы очистки и обработки радиоактивно загрязненных территорий

В первые годы развития ядерной энергетики в США возникло определенное количество радиоактивно загрязненных территорий. В свое время эти площадки были дезактивированы в соответствии с ранее принятой технологией. Однако за прошедшее время изменились как используемые технологии дезактивации, так и радиологические критерии и нормы. В 1974 г. была создана программа FUSRAP рекультивации полигонов, в задачи которой входили переоценка радиологической обстановки, выявление тех полигонов, которые требовали дополнительной обработки, проведение дезактивационных работ и выдача определенных рекомендаций по будущему использованию площадей.

К апрелю 1985 г. в проведении работ по дезактивации нуждались 25 площадок. В течение 1985 г. на 6 площадках работы были полностью завершены, на 16 работы не были начаты, на 2 работы были выполнены менее чем на 25%. Было принято решение завершить работы по программе FUSRAP к 2000 г.

При обработке загрязненных территорий использовались методы стабилизации радионуклидов, дезактивации на месте, а также транспортировка особо загрязненных материалов к местам специального захоронения; в некоторых случаях дополнительной обработки не требовалось. Возможность и перспектива использования земель в дальнейшем являлись определяющим фактором при выборе метода обработки.

Дополнительная обработка местности не требовалась в случае, если уровень радиации не превышал фонового значения. В отдаленных глухих областях с невысоким уровнем радиации процесс дезактивации мог быть отложен на будущее.

Классификация методов очистки и обработки радиоактивно загрязненных территорий

Технология дезактивации поверхности определяется видом загрязнения и типом будущего землепользования. Вследствие того, что процесс выветривания частиц загрязнения имеет решающее значение при оценке экологического риска, в США была создана математическая модель, позволяющая рассчитывать усредненную концентрацию выветренных частиц загрязнения в зависимости от метеорологических параметров и характеристик состояния поверхности.

Эффективным средством снижения интенсивности выветривания является возобновление растительного покрова. Возобновление растительного покрова является более сложной задачей для засушливых областей, чем для мест с влажным климатом, что в большой мере объясняется отсутствием осадков, повышенной температурой, условиями состояния почвенного покрова и др.

Методы дезактивации почвы или фиксации загрязнений включают в себя: промасливание, разбрызгивание пены, увлажнение, обводнение, увлажнение с использованием комплексообразующих и стабилизирующих реагентов, перепашка, снятие верхнего слоя грунта.

Наиболее эффективными методами удаления загрязнения оказываются перепашка и снятие верхнего слоя грунта. Наибольший эффект для предотвращения ветровой эрозии перепашка оказывает в том случае, когда поверхность почвы находится во влажном состоянии. Однако удаление верхнего слоя почвы повреждает тонкий плодородный слой, тем самым увеличивая вероятность ветровой эрозии. Установлено, что на перепаханных участках наблюдается частичное (на 25%) восстановление растительного покрова, по сравнению с нетронутыми зонами.

Сильно загрязненные поверхности дезактивируются водными, пескоструйными методами, а также с помощью вакуумной и паровой очистки. При использовании водного метода для дезактивации используется струя воды, подаваемая под высоким давлением, при этом предусматривается возможность дозировки пеномоющего раствора. В случае применения пескоструйных методов требуется последующий сбор оставшихся следов активности дополнительными методами. Вакуумная очистка используется в том случае, если невозможно применить водную промывку, при этом необходимо использование дополнительных фильтров на патрубках вакуумных камер для предотвращения эрозии почвы. Этот метод используется для удаления слоя почвы и наибольшую эффективность дает в случае ее предварительного боронования и увлажнения.

Поверхностная стабилизация почвы в местах захоронения отходов урановых производств

В 1978 г. Конгрессом США принят закон о радиационном контроле урановых производств, в соответствии с которым ответственность за состояние мест захоронений неактивных отходов урановых производств возлагалась на Министерство энергетики США. В свою очередь в 1983 г. Агенство по охране окружающей среды США разработало стандарты по защите окружающей среды в местах переработки урановых руд. Эти стандарты включали в себя требования долговременной (не менее 1000 лет) прочности хранимых отходов, ограничения по испусканию радона (для рассматриваемой поверхности допустимая величина составляла 75 мБк/м2 *с), а также ПДК отдельных радионуклидов и тяжелых металлов. В эти нормы не были включены требования по охране грунтовых вод, однако данные требования учтены в Законе об охране вод.

При обработке отходов использовались два типа поверхностной стабилизации: путем создания защитных покрытий и полива водой.

В ходе исследований, проведенных за период с 1979 г. по 1982 г. в Северо-западной тихоокеанской лаборатории, изучалась эффективность действия земляных, многослойных и асфальтовых покрытий. Рассматривалось 3 вида земляных покрытий:

·                       1,2 м утрамбованной сланцевой глины и 1,8 м известкового суглинка;

·                       1,2 м утрамбованного бентонита и 1,8 м обычного известкового суглинка;

·                       3 м известкового суглинка.

Выбор указанных почв обусловлен тем, что они присутствовали в качестве природных в местах проведения исследований.

Результаты исследований показали, что если содержание воды в слоях «глина – песок» близко к насыщению, то такая система способна снижать поток радона на 99,9%. Изучались свойства асфальтового покрытия, состоящего из изолирующего асфальтово-эмульсионного слоя толщиной 8 см, покрытого 60-см слоем породы. Установлено, что асфальтовое покрытие способно уменьшить газовую эмиссию более, чем на 99,9%, т.е. до величины не более 37 мБк/м2 *с.

Лабораторией разработано малопроницаемое многослойное покрытие, которое помимо снижения газовой эмиссии предотвращало или уменьшало процессы миграции загрязнителей и замедляло процессы выщелачивания. В 1981 г. в полевых условиях проведены испытания многослойных покрытий, позволяющих ослабить поток радона до уровня ниже 2 пкКи/м2*c (0,074 Бк/м2 *с).

Одним из наиболее распространенных методов предотвращения ветровой эрозии с помощью покрытий являлась пропитка их связующим веществом (стабилизатором). Наибольшую прочность показали три вида синтетических полимерных эмульсий: Wall- pol-40-133, SP-400, CPB-12.

В этой лаборатории были проведены исследования, целью которых было определение способности различных типов покрытий задерживать радионуклиды и ядовитые химические соединения. Альтернативным методом стабилизации поверхности почвы является создание покрытий с помощью химического цементирования. Наилучшие результаты показали (учитывая стоимость реагентов и их доступность) цементирующие соединения на основе полиакрилата и силиката натрия. Использование технологии цементирования позволило создавать покрытия непосредственно на местах хранения без дополнительного перемещения отходов, что имело значительные экономические преимущества. Технология цементирования, во многом аналогичная цементированию доменных шлаков и отходов горнорудной промышленности, позволяет минимизировать возможность контакта захоронений с грунтовыми водами.

В 1978 г. под эгидой Комиссии по использованию атомной энергии США (AEC) была организована программа поддержания законсервированных производств. Под действие этой программы подпадали предприятия ядерной энергетики, являвшиеся собственностью государства и не используемые в данное время. На многих из этих предприятий был зарегистрирован повышенный уровень радиоактивности. Задачей программы являлось: поддержание законсервированных производств, предназначенных к ликвидации, в таком состоянии, чтобы предотвратить выход токсичных соединений; снижение затрат на поддержание; проведение надзора за состоянием и ликвидацией этих производств.

Процесс СЭ объектов включал в себя три альтернативных подхода: надежное хранение, захоронение в могильниках и разборку – ликвидацию.

Среди 400 загрязненных объектов на Ханфордском полигоне компания «Рокуэлл Интернейшнл» проводила дезактивацию 322 из них. Среди используемых методов дезактивации наряду со снятием верхнего слоя почвы и ликвидацией загрязненного оборудования ею применялись также методы создания биобарьеров и засыпка чистой почвой. Для создания биобарьеров использовались гербициды и пластические мембраны. При их создании учитывались тип растительности, толщина пластиковой мембраны, а также вид используемых гербицидов.

Особую проблему представляла ликвидация могильников. При ликвидации могильников в Айдахской национальной лаборатории было выявлено два необходимых условия: отходы должны быть переведены в инертное состояние, и должна быть исключена возможность их миграции. Было установлено, что наиболее предпочтительным методом обработки отходов для соблюдения этих условий является процесс шлакующего пиролиза. Иногда особую проблему при обработке могильников представляло оседание грунта. В этих случаях перед созданием биобарьеров требовалась засыпка полостей и впадин чистым грунтом. Во многих случаях вместо создания растительного покрова в качестве покрывающего слоя использовалась засыпка крупнозернистым песком или гравием.

В 1980 г. было выявлено 7 площадок с содержанием трансурановых элементов в таких концентрациях, что требовалось срочное проведение дезактивационных работ. На одной из этих площадок в Роки-Флэтс (штат Колорадо) была опробована дезактивация с использованием технологии просеивания. Загрязнитель был сорбирован на очень малых частичках, которые могли быть удалены путем влажной сепарации. Была исследована эффективность следующих технологий сепарации:

·                       влажная сепарация при повышенном значении рH;

·                       абразивная очистка при повышенных значениях рH;

·                       абразивная очистка при низких значениях рH;

·                       катионная флотация глины.

Было установлено, что при использовании первой технологии 60–75% обрабатываемой породы имело активность не более 500 Бк/кг и могло быть возвращено в окружающую среду. Оставшиеся 25–30% требовали проведения дополнительной дезактивации. При использовании абразивной очистки при повышенных значениях рH порода измельчалась в дробильной мельнице, проходя через нее 4 раза; при каждом прохождении мелкодисперсные частицы и с ними 99% активности удалялись. Метод позволял вернуть в окружающую среду 80% обрабатываемой породы. При использовании абразивной очистки при низком значении рH было возможно понизить активность породы с 0,75 МБк/кг до 83 Бк/кг для 85% прошедшей обработку почвы. При использовании технологии флотации для удаления плутония в качестве реагентов использовались нитрат церия, азотная или фтористоводородная кислоты.

Оценка эффективности очистки территорий

Основные способы будущего использования земли и установок следующие: ограниченный, контролируемый и неограниченный. Конечной целью дезактивации является незамедлительное неограниченное использование земли и оборудования, поэтому учитывают все основные пути облучения: потребление пищи, выращенной на загрязненной почве, поверхностное облучение, вдыхание взвешенных в воздухе веществ, а также потребление питьевой воды, откаченной из колодцев, пробуренных через загрязненные слои земли. За рубежом были определены и смоделированы характерные сценарии радиационного облучения людей для каждого способа будущего использования и различных способов загрязнения почвы.

Сценарий «остаточного облучения в домашнем саду» был разработан для участков, имеющих довольно большие площади почвы с поверхностным и подповерхностным загрязнением, с целью рассмотрения условий радиационного облучения человека, проживающего на участке, снятом с эксплуатации для его неограниченного использования. В соответствии со сценарием максимальное облучение человек получает, проводя на участке вне дома 12 часов в день, в течение которых он облучается вследствие наличия прямого проникающего излучения от зараженной почвы. Кроме того, человек вдыхает в течение 12 часов в день воздух, содержащий поднятые с поверхности почвы частички загрязненного вещества, а также собирает и употребляет в пищу 50% суточного рациона овощей и фруктов, выращенных в приусадебном саду, на загрязненной почве.

С учетом отмеченного выше рассчитаны первоначальные дозы. Исходные дозы определяли для площади 1 акр (0,4 га), равномерно загрязненной соответствующими радионуклидами до уровня 1 пкюри/г. Глубина загрязнения принималась равной 15 см для путей облучения, включающих пищевые продукты, выращенные на земле. Дозы для поверхностного облучения определялись для глубин, находящихся в диапазоне 10–100 см. Облучение питьевой водой оценивалось, исходя из предположения, что равномерно загрязненная почва находится в равновесии с почвенной влагой. При определении первоначальных доз исходили из того, что постоянный житель находится на площадке 100% своего времени и получает 100% своего питания, т.е. растительный рацион, молоко, мясо и воду с загрязненной почвы.

Эквивалентная эффективная доза, обусловленная потреблением пищи, составила 8,54*10-2 мбэр/год. Эффективная доза для человека, живущего на почвенных слоях увеличивающейся толщины с равномерным загрязнением 1 пкюри/год, варьируется от 26,9 до 92,7 мбэр/год.

5.9. Обращение с радиоактивными отходами

В последнее десятилетие все большее внимание уделяется повторному использованию материалов и территорий после СЭ ОАЭ. В большой мере это объясняется стремлением промышленности сократить расходы на захоронение и хранение отходов. Кроме того, общество, правительства и надзорные органы осознают трудности в изыскании мест захоронений, экономии сырьевых материалов, энергии и других ресурсов, обеспечении безопасности населения, проживающего вблизи мест захоронения токсичных отходов.

Классификация отходов и оценка их количества при СЭ

Радиоактивные отходы образуются в процессе СЭ всех типов ядерных установок и в основном аналогичны отходам, образующимся в процессе нормальной эксплуатации установок, что практически исключает необходимость разработки новой технологии обработки и удаления отходов. Специфическими отходами процесса СЭ являются сталь, бетон, а для реакторов с графитовым замедлителем – графит. Сократить объемы удаляемых РАО позволяет разработка процессов, обеспечивающих возврат части отходов в производственный цикл.

Отходы, образующиеся при СЭ, классифицируют, как радиоактивные и нерадиоактивные. Первые в зависимости от уровня активации подразделяют на высокоактивные, среднеактивные и низкоактивные отходы.

Отходы с высоким уровнем активации (сталь, армированный бетон) удаляются в специальные хранилища, расположенные на достаточной глубине.

Низкоактивные отходы (НАО) – сталь, бетон, имеющие поверхностное радиоактивное загрязнение, удаляются в хранилища НАО или после соответствующей дезактивации частично возвращаются в производственный цикл.

Нерадиоактивные материалы удаляются как обычные отходы и повторно используются в дорожном строительстве или при сооружении земляных насыпей.

Следует отметить, что ни в одной стране нет утвержденных норм на НАО для неограниченного удаления.

В некоторых странах при удалении отходов придерживаются приведенных ниже пределов по радиоактивности:

r          0,37 до 3,7 Бк/г – в случае удельной массовой активности,

r          0,37 до 3,7 Бк/см2  –в случае поверхностного загрязнения бета- и гамма-излучателями,

r 0,037 до 0,37 Бк/см2 – в случае поверхностного загрязнения альфа-частицами.

Общие оценки радиационного облучения, как следствия повторного использования стального скрапа, с учетом уровней показали, что максимальная индивидуальная доза облучения будет < 10 мЗв/год.

Коллективная доза при повторном использовании 10000 т/год сталей, образующихся в результате демонтажа реактора PWR, составит приблизительно 1 чел*Зв. Повторное использование материала, превышающего 10000 т/год, приведет к линейному увеличению коллективной дозы, но не окажет существенного влияния на величину индивидуальных доз облучения.

При утверждении норм на неограниченное удаление НАО в дополнение к ужесточающимся требованиям по охране окружающей среды принимают в расчет наличие контрольно-измерительных приборов, способных измерять довольно низкие уровни активности, экономические соображения и нормы, определяющие допускаемые пределы радиоактивности, используемые в других отраслях промышленности.

Проблема окончательного удаления средне – и низкоактивных отходов связана, главным образом, с их довольно большими объемами, их доля в общем объеме РАО достигает 98%. В ближайшие 10-15 лет ожидается значительный рост объема отходов этих категорий в связи с предстоящим и уже начавшимся процессом СЭ ядерных установок, в основном АЭС, из-за окончания проектного срока их эксплуатации. Уровень решения этой проблемы различен для каждой страны в силу таких специфических условий, как масштабы энергетических и военных программ, экономические, природно-географические условия и др.

Объем РАО в странах ЕЭС, ожидаемый по оценкам Комиссии Европейского Сообщества от СЭ и демонтажа ядерно-энергетических реакторов, введенных в эксплуатацию в 1961-1990 гг., составит 1,7 млн. т.

По оценкам, выполненным в США для более чем 65 АЭС с учетом их специфических особенностей, количество РАО от СЭ одного энергоблока мощностью 1000 МВт с реактором PWR составляет от 3700 до 18200 м3; с реактором BWR – от 7300 до 29100 м3. Более 97% этого объема составляют НАО, с которыми связано менее 2% общей радиоактивности.

С учетом этих оценок и количества реакторов (85 PWR и 40 BWR), подлежащих СЭ в США в период 1998-2034 г.г., общий объем РАО от СЭ в этой стране к 2034 г составит 2,2 млн. м3.

В Великобритании, США, Франции удаление НАО проводится одновременно с началом использования атомной энергии.

В Германии в течении ряда лет проводили окончательное удаление этих категорий отходов, а затем в основном по лицензионно-юридическим причинам оно было прекращено. В настоящее время все отходы этих категорий временно хранятся в кондиционированной форме на площадках предприятий.

Япония до сих пор вообще не производила окончательного удаления никаких категорий РАО, в том числе и НАО.

Международный опыт хранения и захоронения РАО

В практике обращения с РАО для окончательного удаления твердых низко- и среднеактивных отходов используются в основном три метода: приповерхностные или слабозащищенные траншеи, естественные полости и выведенные из эксплуатации шахты.

В настоящее время хранилища приповерхностного или слабозащищенного типа в тех или иных вариантах используются в Великобритании, США, Франции и других странах.

Германия

Отличительной особенностью Германии в области удаления РАО является то, что благодаря наличию в стране крупных отложений каменной соли, а также большого числа соляных куполов, удаление всех категорий РАО, в том числе НАО, в глубокие геологические формации признано экономически целесообразным. Первым опытом в мировой практике было использование с 1967 г. соляной шахты Ассе в качестве хранилища для удаления низкоактивных отходов, а с 1972 г. – среднеактивных отходов.

С окончанием в 1978 г. срока действия лицензии и отказом Федерального правительства в выдаче новой лицензии с 1979 г. удаление РАО в шахту Ассе было прекращено. В настоящее время эта категория РАО хранится на площадках предприятий. Новое хранилище для удаления низко- и среднеактивных отходов (с низким уровнем тепловыделения) предполагается оборудовать в выведенной из эксплуатации шахте Конрад.

В законодательстве Германии существует принцип «оплаты за загрязнения». Администрация АЭС не только оплачивает расходы при закладке отходов на хранение, но и участвует в финансировании исследований, проектирования, лицензирования и сооружения хранилищ. Специальные исследования и разработки этих вопросов включены в программу Министерства исследований и технологии (BMFT), расходы по программе составили 150 млн. марок/год.

В выдаче лицензий на сооружение хранилищ участвуют Министерство внутренних дел, Министерство экономики и Министерство исследований и технологии, а ответственным за лицензирование является PTB (Physikalisch-Technische Bundesan- stalt). При выдаче лицензий к хранилищам предьявляются такие же требования, как и к другим ядерным установкам, и, кроме этого, требования, обычно применяемые к горнорудным сооружениям.

В Германии не планируется сооружение хранилищ мелкого заложения. В обозримом будущем все виды радиоактивных отходов будут храниться в глубоких геологических хранилищах.

Соединенные штаты Америки

С начала развития ядерной энергетики (конец 50-х – начало 60-х г.г.) твердые низкоактивные отходы, образующиеся на различных предприятиях атомной энергетики, а также от использования ядерных материалов в медицине, исследовательских институтах и промышленности США, удалялись на собственных территориях или на территориях предприятий, принадлежащих Министерству энергетики. До 1970 г. в США проводился также сброс некоторых категорий твердых радиоактивных отходов в море.

Вывод из эксплуатации в середине 70-х г.г. трех хранилищ и введение ограничения на прием отходов в одном из оставшихся трех хранилищ при постоянно растущих объемах НАО создал в стране тяжелое положение с их удалением. Для решения этой проблемы и выработки перспективной политики по обращению с этой категорией отходов в 1980 г. правительством США был разработан и принят конгрессом закон LLWPA-80, в соответствии с которым вся ответственность за безопасное удаление НАО возлагалась непосредственно на штаты, на предприятиях которых образуются эти отходы. Было признано целесообразным решать эту проблему, создавая региональные хранилища и заключая соответствующие соглашения между несколькими штатами в основном по территориальному признаку. Для удаления всего количества НАО, которое к 2000 г. (исключая отходы предприятий МЭ) согласно расчетам может составить порядка 2,0-2,5 млн. м3, планировалось ввести 8-9 региональных хранилищ, оптимально расположенных по всей территории страны. Годовой объем НАО, удаленных в США в 1985 г., составил примерно 197 тыс. м3, в 1986 г. – примерно 133 тыс. м3. Около 40% этого объема было удалено в три действующих хранилища НАО, остальное – в хранилища МЭ. Перспектива создания региональных хранилищ не исключала возможности их строительства в каком-либо одном штате, а также возможности заключения частных и правительственных контрактов на строительство и эксплуатацию хранилищ.

В 1985 г. конгрессом США был принят новый закон LLWPAA – 85. Этим законом были установлены контрольные сроки выполнения основных этапов по вводу хранилищ к 1993 г. Предусмотрена система материального воздействия на штаты в случае нарушения ими какого-либо из установленных контрольных сроков, например, в виде прогрессивно возрастающей платы за удаление отходов (в размере 200-300%) или лишения штата возможности удалять отходы в действующие хранилища.

Наряду с решением юридических и других вопросов, связанных с сооружением новых хранилищ НАО, в стране проводятся работы по оценке и выбору технологии удаления, альтернативной традиционной технологии удаления отходов в приповерхностные траншеи.

Швеция

В соответствии с программой по обращению с РАО, принятой в Швеции в 1980 г., для окончательного удаления низко- и среднеактивных отходов в 1988 г. было введено хранилище SFR. Хранилище размещено в 1 км от морского порта АЭС «Форсмарк» под слоем воды в 6 м и заглублено на 60 м в кристаллической формации дна Балтийского моря. Суммарное количество отходов от эксплуатации АЭС, подлежащих удалению в хранилище SFR до 2010 года составит около 90 тыс. м3. Кроме того, в хранилище предполагают удалить 115-130 тыс. м3 отходов от СЭ и демонтажа АЭС и других ядерных предприятий (в соответствии с принятой в 1980 г. шведским парламентом стратегией развития ядерной энергетики все АЭС в стране должны быть СЭ к 2010 году).

Аналогичное техническое решение с размещением хранилища под морским дном с доступом в хранилище или с берега через туннель (вариант Швеции), или с платформы по типу морских буровых установок рассматривают и в Великобритании.

В зависимости от уровня радиоактивности удаление отходов в хранилище предусматривается различными способами. Отходы с более низкими уровнями радиоактивности размещаются в горизонтальных полостях, сооруженных в породе. В зависимости от активности и характера отходов используют три вида таких полостей:

r          BMA – для удаления САО таких, как гранулированные смолы, отвержденные в цемент или битум. Все операции с отходами в полостях этого типа будут производиться с помощью средств дистанционного управления;

r          BLA – для удаления НАО. Перед удалением в полости они будут помещаться в стандартные контейнеры, максимальная масса которых ограничивается 20 т. Все операции с отходами в этих полостях будут производиться с помощью обычного автопогрузчика с вилочным захватом;

r          BFT – для удаления крупных бетонных контейнеров, содержащих обезвоженные гранулированные смолы и отработанные фильтры. В хранилище предусматриваются также полости других форм и размеров для принятия отходов различного типа и уровня активности. Ввод хранилища SFR в эксплуатацию, по мнению специалистов, является убедительной демонстрацией возможности атомной промышленности надежно и безопасно решать проблему удаления НАО и САО, что имеет большое социально-политическое значение.

Другие Европейские страны

До 1983 г. ряд стран, в основном Великобритания, а также Бельгия, Нидерланды и Швейцария, эпизодически Франция, Италия, Германия и Швеция проводили сброс некоторых категорий РАО в море. Доля Великобритании в этих сбросах по объему отходов составляла около 90%. Однако в 1983 г. на этот способ удаления отходов был объявлен мораторий, действующий до настоящего времени, что осложнило положение Великобритании. Последнее вынудило правительственные организации ускорить решение вопроса о строительстве хранилищ наземного типа.

При выборе концепции удаления и конструкции конкретного хранилища определяющими факторами являются: обеспечение максимальной безопасности окружающей среды, достижение минимально возможного ущерба окружающей среде и экономические соображения.

5.10. Взаимосвязь радиационных и технико-экономических показателей при СЭ ОАЭ

Финансирование работ по СЭ осуществляется за счет выделения средств:

r в начале эксплуатации АЭС;

r в конце проектного срока эксплуатации;

r в процессе эксплуатации путем постепенного накопления.

Так, например, в США Комиссия по ядерному регулированию требует от владельцев лицензий начать к середине 90-х г.г. сбор средств в пределах 75–135 млн. долл. (в ценах 1986 г.) на один энергоблок для создания фондов на снятие с эксплуатации. В то же время по оценкам владельцев энергоблоков расходы на СЭ составляют 150–350 млн. долл. для каждого энергоблока. Таким образом затраты на СЭ ОАЭ колеблются в довольно широких пределах. Ни местные факторы, ни оборудование станций, ни технические предпосылки не дают объяснения этому различию. Различия в затратах на СЭ объясняются, в первую очередь, объемом работ, включенных в расчеты, а также отсутствием стандартизированной методологии расчета. К другим факторам, оказывающим влияние на оценку, относятся специфические особенности ядерных установок, стоимость удаления РАО, а также темпы инфляции.

Специалистами Германии выполнены оценочные расчеты СЭ АЭС Библис с реактором PWR, мощностью 1300 МВт, и Брунсбюттель с реактором BWR, мощностью 805 МВт, с использованием разработанной модели расчета и компьютерной программы STILLKO-2. Затраты на СЭ этих АЭС составили 386,6 млн. марок (180,0 млн. дол.) и 476,7 млн. марок (214,0 млн. дол.) в случае немедленного демонтажа, а в случае демонтажа после 30 лет хранения 379,2 млн. марок (175,0 млн. дол.) и 417,1 млн. марок (192,0 млн. дол.) соответственно.

Реальные расходы на СЭ ОАЭ по сравнению с оценочными значениями могут оказаться значительно более высокими, что во многом объясняется ростом в ряде стран затрат на удаление РАО, составляющих 30-40% общих расходов на СЭ ОАЭ, а также ужесточающимися требованиями по радиационной безопасности персонала. Затраты на СЭ АЭС в странах ОЭСР колеблются в пределах от 130 до 477 млн. дол.

Затраты по СЭ должны основываться на исследованиях, выполненных для каждой конкретной установки, которые, в свою очередь, – на информации, полученной, где это возможно, из инженерных оценок. В настоящее время опыт АЭС Шиппингпорт является лучшей основой для оценки расходов по СЭ.

С радиологической точки зрения работы по демонтажу АЭС относятся к работам, проводимым в зонах с повышенным уровнем ионизирующих излучений, где, однако, практически отсутствует интенсивное нейтронное излучение. В зависимости от выбранной стратегии значительно различаются дозовые нагрузки при СЭ. При подготовке к СЭ реакторов и разборке сооружений на заводе в Ханфорде (США) были выполнены оценки неблагоприятных воздействий на окружающую среду, и представлено описание нескольких способов выполнения работ по СЭ и затрат, связанных с тем или иным вариантом. Эти проектные разработки были опубликованы Министерством энергетики США для обсуждения общественностью и другими заинтересованными муниципальными и правительственными органами.