Конечной целью снятия с эксплуатации энергоблока АЭС является демонтаж и удаление его радиоактивных конструкций и доведение промплощадки до состояния, позволяющего в дальнейшем ее использование для сооружения новой установки либо для иных видов промышленной деятельности.
Процесс вывода из эксплуатации энергоблоков, выработавших ресурс, состоит из нескольких этапов:
Реализация проекта вывода энергоблока из эксплуатации начинается после его окончательного останова. Сначала идет подготовительный этап протяженностью от трех до пяти лет: реактор переводится в ядерно-безопасное состояние (из активной зоны, а потом и с территории блока, удаляется ядерное топливо), удаляются эксплуатационные радиоактивные отходы, проводится плановая дезактивация оборудования и еще целый перечень работ. В соответствии с требованиями надзорных органов, этот период не включен в процесс вывода из эксплуатации и блок АЭС все еще считается находящимся в эксплуатации и обслуживается в соответствии с основным регламентом.
Подготовительный период может занимать несколько лет (неопределенный срок) в зависимости от наличия региональных или федерального хранилищ ОЯТ и РАО для данного типа реакторов.
Может быть принято решение хранить облученное топливо на площадке АЭС при переводе его на сухое хранение.
Реакторы демонтируются после двухлетней выдержки. Крупное оборудование вывозится в неразобранном виде и используется как барьер для удержания радионуклидов (в качестве контейнера упаковки). Техника демонтажа базируется на существующей технологии. Дозы облучения при выполнении работ по снятию с эксплуатации должны быть сведены к минимуму. Работами по снятию с эксплуатации (в идеале) руководит эксплуатационный персонал АЭС. Помещения захоронения отходов от демонтажа сооружаются на территории станции, на определенной отметке, которая зависит от географического расположения АЭС.
Следует особо отметить важную роль выбора сроков начала работ по выводу из эксплуатации. Как упоминалось выше, по мере роста времени хранения и распада короткоживущих радионуклидов определяющими остаются радионуклиды со все большим периодом полураспада, объем радиоактивных отходов уменьшается. Через 10-30 лет этот эффект «самоликвидации активности» затухает.
Вариант «Хранение под наблюдением» означает, что реакторную установку, все системы и оборудование консервируют, изолируют от внешней среды и затем поддерживают в безопасном состоянии. При этом неактивное оборудование демонтируют для последующего использования или утилизации. Слабоактивное оборудование последовательно дезактивируют до уровня, который позволяет его неограниченное использование или утилизацию. Освобождаемые помещения, здания и сооружения можно демонтировать или повторно использовать для альтернативного бизнеса.
Вариант «Захоронение» радиационно-опасных узлов и конструкций. Реактор, оборудование первого контура и другое высокоактивное оборудование и конструкции консервируют. Например, заключают в бетонную оболочку бетона и производят выдержку пока радиоактивность не достигнет приемлемого уровня за счет естественного распада. При варианте «Захоронение» проявляется свойство самоликвидация активности;
Вариант «Ликвидация» подразумевает достижение одной из двух возможных стадий конечного состояния реакторной промплощадки:
Учитывая эти особенности, конечной стадией вывода из эксплуатации российских атомных энергоблоков АЭС можно считать ликвидация АЭС до состояния «коричневой лужайки». Это означает - доведение этой территории до состояния безопасности, позволяющего использовать ее для какой-либо иной промышленной или экономической деятельности без принятия специальных мер предосторожности по отношению к будущему персоналу.
Стратегия “коричневой лужайки” целесообразна не только по технико-экономическим, но и по социальным причинам. Она позволяет использовать развитую инфраструктуру, обеспечить занятость высвобождаемого персонала, стимулирует социально-экономическое развитие территории и др. Это подтверждается международным опытом – созданием «Технопарка» на месте АЭС Грейфсвальд (Германия), строительством газотурбинной станции на месте АЭС Форт Сeнт-Врэйн, США и др.
В «Технопарке» (Германия) оказалось возможным развивать различные виды экономической деятельности, помимо строительства и эксплуатации хранилища радиоактивных отходов. Это позволило создать рабочие места различного типа, не только связанные с обеспечением радиационной безопасности. Опыт Германии, также, продемонстрировал, что:
• при выводе из эксплуатации выработавших ресурс энергоблоков целесообразно использовать инфраструктуру самой АЭС, т.к. это позволяет снизить финансовые затраты на ее демонтаж;
• демонтаж загрязненного оборудования возможен без ожидания в течение 50-70 лет, необходимых для распада долгоживущих радионуклидов; при этом дозовая нагрузка на персонал, работающий на демонтаже, оказывается ниже, чем при эксплуатации станции.
В России, в отличие от Германии, ведется переработка ОЯТ и это часть процедуры вывода из эксплуатации. На производственном объединении МАЯК в городе Озерск, Челябинской области, существуют мощности по переработке ОЯТ реакторов ВВЭР-440, а также ОЯТ реакторов для подводных лодок и бридера БН-600. Радиохимический завод РТ-1 по регенерации ОЯТ введен в 1977 году. Его производительность– 400 т/год.
Хранение поступившего на комбинат ОЯТ осуществляется в буферном хранилище емкостью 1440 тонн. Конечной продукцией при переработке ОЯТ реакторов ВВЭР-440 являются:
• плав гексагидрата нитрата уранила, являющийся сырьем для изготовления топлива реакторов РБМК;
• диоксид плутония, поступающий на склад (ввиду отсутствия спроса).
Переработка ОЯТ осуществляется по экстракционной технологии, что обуславливает большое количество РАО. Ежегодно в окружающую среду сбрасывается ~10 млн. м3 РАО. Это создает угрозу не только Челябинскому, но и соседним регионам. Это угроза морям Северного Ледовитого океана, в которые впадают реки имеющим водосбор на территории предприятий переработки ОЯТ.
После модернизации технологии сбросы низко и средне-активных отходов в водную среду сократились на 10%. Тем не менее, для снижения воздействия на среду обитания законодательное собрание Челябинской области приняло решение об ограничении мощности завода РТ-1 на 50%. Это привело к накоплению ОЯТ на площадках временного хранения ПО «МАЯК» и создает проблемы обеспечения безопасного хранения.
Поскольку при переработке ОЯТ требуется более безопасная и надежная локализации РАО, затраты на переработку ОЯТ в настоящее время не компенсируются реализуемым регенерированным ураном.
Таки образом, при выборе стратегии «коричневой лужайки» для России, необходимо учитывать экологическую «чувствительность» не только региона, где происходит демонтаж блоков, но и рассматривать проблемы социально-экологической безопасности территории, где будет происходить долговременное хранение или переработка ОЯТ.
В этом случае, к примеру, вывод из эксплуатации энергоблоков Ленинградской АЭС должен учитывать соблюдение не только российских стандартов безопасности, но и соблюдение международных нормативов. Ведь Ленинградская АЭС воздействует на Балтийское море - водоем международного значения. Его безопасность обеспечивается международными соглашениями (Эспоо конвенция и др.). Кроме того, планируемое перемещение ОЯТ с временного хранилища Ленинградской АЭС в национальное хранилище на берегу Енисея в Красноярском крае, требует рассмотрения рисков негативных последствий и для этого региона.
Еще одна особенность связана с типом выводимого из эксплуатации реактора. При разработке стратегии вывода из эксплуатации ректоров РБМК существует неопределенность, трудно разрешимая в настоящее время. Она связана с необходимостью утилизации графита, являющегося замедлителем нейтронов в этих реакторах. Масса графитовой кладки реактора РБМК-1000 составляет 1700 тонн. Активность графитовой кладки реактора определяется долгоживущим изотопом 14С с периодом полураспада 5400 лет. Это 95 % всей активности графита. Поэтому облученный графит, как ТРО, будет иметь радиоэкологическую опасность в течение нескольких десятков тысяч лет. Учитывая горючесть графита, его хранение требует специальных мер безопасности. Кроме того, углерод – один из самых распространенных элементов живых систем. Поэтому, при попадании радиоактивного изотопа 14С в природную среду он включается в естественный кругооборот, может стать частью живых систем. Это означает, что организм, получивший этот элемент в качестве «кирпичика» своего тела будет подвергаться внутреннему облучению, приводящему к разным негативным последствиям.
По оценкам НКАДР вклад 14С в техногенное облучение населения достигает 90% коллективной дозы, поэтому задача обращение с радиоактивным графитом имеет международное значение.
Сжигание графита, как способа его утилизации, требует очистки отходящих газов и изоляции зольного остатка. Кроме того, при сжигании графит переходит в другие физические формы, требующие дополнительной утилизации. Существующие способы утилизации 14С в газообразной фазе основаны на улавливании СО2 и переводе его в твердые нерастворимые карбонаты. Это приводит к тому, что образуется по массе в 1,5 - 2 раза большее количество ТРО, чем было до сжигания радиоактивного графита.
Таким образом, метод утилизации графита за счет сжигания имеет неблагоприятный материальный баланс и дорог.
Помимо России энергетические, промышленные и исследовательские реакторы с графитовым замедлителем эксплуатируются в Великобритании, Франции и Японии. Суммарное количество реакторного графита в мире ~ 105 т. Ни в одной стране, эксплуатирующей уран-графитовые реакторы, не разработаны технологии кондиционирования реакторного графита до стадии захоронения. Во Франции такие реакторы остановлены и ожидают лучших времен появления технологических решений. Подробнее см. Приложение 7.
Возможность кондиционирования облученного графита может быть основана на использовании монолитных технологий. Однако, эти технологии в настоящее время находятся на стадии научно-исследовательских и опытно-конструкторских разработок. Сущность данной технологии заключается в измельчении облученного графита и использовании графитовой крошки в качестве наполнителя для изготовления минеральных или шлакокаменных матриц.
Успешность и безопасность вывода из эксплуатации зависит от наличия хранилищ РАО и ОЯТ, отвечающих всем современным требованиям безопасности.
Таким образом, вопрос об обращении с РАО и ОЯТ при выводе из эксплуатации выработавших ресурс энергоблоков выходит на первое место. Более подробно об этом будет сказано в следующих разделах.
Сравнивая вариант «ликвидация» для реакторов ВВЭР и РБМК, отметим, что в Литве время от начала вывода из эксплуатации по сценарию немедленного демонтажа до состояния «коричневой лужайки» оценено в 75 лет. Именно проблемы утилизации радиоактивного графита в ректорах РБМК создают дополнительные проблемы, неопределенности и делают этот процесс более длительным, чем для реакторов ВВЭР. Литовский опыт вывода из эксплуатации Игналинской АЭС более подробно изложен в Приложениях 3, 4, 5.
В России, в качестве базового варианта вывода из эксплуатации реактора РБМК-1000 принят вариант долговременного (после выгрузки ОЯТ) хранения. При таком сценарии планируется использовать имеющиеся защитные барьеры на пути распространения радиоактивности в окружающую среду. Эти барьеры намечают усилить дополнительной герметизацией. При этом предполагается поэтапно ликвидировать энергоблок. Это, по мнению авторов такого сценария, позволяет принимать оптимальные, с точки безопасности, решения и корректировать их по мере развития новых технологий и международного опыта. В этом варианте продолжительность вывода из эксплуатации энергоблока неопределенна.
Не оценены риски для экосистем Балтийского моря, которые могут возникнуть при неопределенно долгом хранении четырех остановленных энергоблоков в сотне метров от моря.
Для реакторов ВВЭР период вывода из эксплуатации может быть короче. Опыт Грейфсвальда (Германия) показывает, что вывод из эксплуатации 6 блоков реакторов ВВЭР-440, построенных при содействии Советского Союза, и превращение реакторной площадки в «Технопарк» займет 45 лет. Подробнее о процедуре и мониторинге вывода из эксплуатации этой АЭС см. Приложения 1,2.
Для принятия оптимального решения по сценариям вывода из эксплуатации энергоблоков АЭС России целесообразно учесть опыт Швеции. Он показывает, что общество может добиться наилучших результатов по условиям и процедуре вывода из эксплуатации энергоблоков, если поручит эту задачу независимому органу. В Швеции таким органом является «Суд по охране окружающей среды».
Независимая организация в таких случаях будет принимать решения, лучше отражающие главные общественные ценности и нормы. В случае же, если решения принимаются организациями, тесно связанными с технологическим комплексом, то решения, чаще всего, будут основываться на ценностях и нормах научно-технического сообщества. В нашем случае – ядерной индустрии.
Пока деньги из Фонда по выводу из эксплуатации энергоблока не используются для проведения работ по прямому назначению, они, находясь на банковском счете, приносят процентный доход. В шведском случае этот процент является доходом владельцев атомных реакторов. До тех пор, пока расходы на обслуживание остановленного атомного реактора, не будут превышать маржу от хранения средств Фонда в банке, владельцам этого фонда не выгодно начинать реальный вывод из эксплуатации остановленного реактора – демонтаж оборудования и т.д.
При этом нельзя забывать, во что может обойтись для общества в целом такая отсрочка. Отсроченный старт вывода из эксплуатации энергоблока может привести к более крупным затратам общества, так как могут возникнуть расходы, за которые владельцы не несут ответственности.
В случае реакторов Студсвик в Швеции «Суд по охране окружающей среды» предписал владельцам реактора начать вывод из эксплуатации непосредственно после их закрытия, поскольку в случае отсрочки обществу пришлось бы взять на себя более крупные расходы.
Отсутствие постоянного хранилища РАО для обеспечения вывода из эксплуатации реакторов Студсвик и Барсебек было главной мотивировкой отсрочек начала процесса демонтажа, которые предъявили в суде владельцы.
Для реактора в Студсвике Суд постановил, что эта причина не является достаточно веской для отсрочки реального вывода его из эксплуатации.
Суд, отметил, также, что вывод из эксплуатации исследовательского реактора в Студсвике сразу же после его остановки позволит максимально использовать опыт и компетентность персонала, работающего на этом исследовательском реакторе. Более подробно шведский опыт изложен в Приложении 6.