Анализ проблем подготовки и вывода из эксплуатации российских исследовательских реакторов

13 апреля 2012

Согласно данным МАГАТЭ [1], из более чем 380 остановленных по всему миру исследовательских ядерных установок около половины уже выведены из эксплуатации. В настоящее время в России остановлено, но из эксплуатации не выведено 14 установок со стационарным уровнем мощности, и прогнозируется, что к 2030 г. будут остановлены еще 10 [2]. Большинство действующих исследовательских установок эксплуатируются более 25–30 лет [3], что увеличивает риск потери знаний об особенностях и истории их эксплуатации в связи с уходом опытного персонала по причине его естественного старения. Это позволяет сказать, что проблемы вывода из эксплуатации российских установок требуют наискорейшего и всестороннего их рассмотрения, что необходимо для принятия взвешенных решений и их последующего отражения в национальной технической политике.

НИЦ «Курчатовский институт» в период 2008–2010 гг. осуществил подготовку к выводу из эксплуатации многопетлевого реактора МР, который был остановлен в 1993 году, и с 2011 года приступил к демонтажу его систем и оборудования, а также ликвидации внутрикорпусных устройств его предшественника РФТ, захороненных в центральном зале МР [4]. Указанные работы включены в состав мероприятий Федеральной целевой программы «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года» и финансируются за счет средств этой программы.

Ниже суммированы основные задачи, связанные с подготовкой и выводом из эксплуатации российских исследовательских реакторов, решения которых с учетом рекомендаций МАГАТЭ, Агентства атомной энергии Организации экономического сотрудничества и развития (OECD/NEA) и Европейской Комиссии [5–10], а также требований отечественных нормативных документов НП-033-01 [11] и НП-028-01 [12] проанализированы на примере МР.

Основные задачи подготовки и вывода из эксплуатации 

Вне зависимости от типа, конструктивных и других особенностей исследовательских реакторов, основными задачами, связанными с работами по их подготовке к выводу и выводу из эксплуатации, являются:

  • подготовительные мероприятия;
  • окончательный останов и расхолаживание реактора;
  • выгрузка из активной зоны отработавшего топлива и его удаление с площадки реактора на переработку;
  • обращение с эксплуатационными отходами и их удаление с площадки реактора на длительное хранение или захоронение;
  • проведение комплексного инженерного и радиационного обследования систем, оборудования, сооружений, зданий и площадки реактора;
  • разработка проектной и рабочей документации по выводу из эксплуатации реактора и ее экспертиза;
  • подготовка комплекта документов и получение лицензии на вывод из эксплуатации реактора;
  • разработка (при необходимости) технологий и/или приобретение требуемых для выполнения работ технических средств и технологического оснащения;
  • ремонт или реконструкция, эксплуатация и обслуживание обеспечивающих и других систем и оборудования реактора, требуемых для выполнения работ и обеспечения их безопасности;
  • демонтаж конструкций, систем и оборудования реактора в соответствии с принятыми проектными решениями;
  • дезактивация помещений, зданий и сооружений реактора (при необходимости, демонтаж последних);
  • обращение с образовавшимися при выводе из эксплуатации отходами и их удаление с площадки реактора;
  • реабилитация площадки реактора;
  • заключительное радиационное обследование помещений, зданий, сооружений и площадки реактора;
  • составление акта о завершении работ и исключение реактора из-под регулирующего контроля.

Подготовительные мероприятия

В рамках этих мероприятий, как правило, выполняемых на этапе эксплуатации реактора, федеральный орган, уполномоченный согласно постановлению Правительства №412 от 03.06.2006 г. осуществлять управление использованием атомной энергии и которому подведомственна эксплуатирующая организация, должен принять решение о выводе реактора из эксплуатации. Это решение устанавливает дату окончательного останова и определяет конечное состояние реактора в результате его вывода из эксплуатации, в качестве которого могут быть: использование зданий и площадки реактора для сооружения новой ядерной установки; ликвидация реактора и его площадки из-под регулирующего надзора, перепрофилирование реактора в объект другого назначения. На основании этого решения эксплуатирующая организация выбирает и обосновывает стратегию вывода реактора из эксплуатации, разрабатывает концепцию (при необходимости) и программу (принципиальную) его вывода из эксплуатации.

В соответствии с рекомендациями МАГАТЭ выбор стратегии вывода из эксплуатации исследовательского реактора должен учитывать позиции всех заинтересованных сторон и осуществляться на основе многофакторного сопоставления следующих базовых вариантов ее реализации, отличающихся временем проведения демонтажа радиоактивно загрязненных конструкций, систем и оборудования реактора: немедленный демонтаж (immediatedismantling); отложенный демонтаж (deferred dismantling), называемый также безопасным сохранением под наблюдением (safestorage или safeenclosure); захоронение (entombment).

В первом – демонтаж этих конструкций, систем и оборудования производится практически сразу после удаления отработавшего топлива и накопленных эксплуатационных отходов. Во втором – выполняется после их длительного контролируемого сохранения, осуществляемого в течение 40–100 лет, что делается для снижения их радиоактивности до уровня, обеспечивающего возможность проведения демонтажных работ с использованием традиционных технологий и технических средств. В третьем – эти конструкции, системы и оборудование герметизируются и локализуются на месте, например путем их бетонирования в шахте реактора, и в таком состоянии находятся до полного распада загрязняющих радионуклидов, обеспечивающего его высвобождение из-под регулирующего контроля.

До недавнего времени стратегия отложенного демонтажа рассматривалась как наиболее приемлемая для вывода из эксплуатации ядерных установок различного назначения, поскольку считалось, что затраты на ее реализацию в сравнении со стратегией немедленного демонтажа будут меньшими. Однако в последнее время при выводе из эксплуатации ядерных установок, включая блоки АЭС, предпочтение все больше отдается стратегии немедленного демонтажа, в том числе по экономическим показателям.

Например [13], из 22 остановленных в разное время блоков АЭС в США уже 7 блоков полностью выведены из эксплуатации, на 9 блоках – начаты работы по демонтажу, а на ряде остальных – принятая стратегия отложенного демонтажа пересматривается.

В качестве наглядного примера можно привести оценки затрат на реализацию этих стратегий для одноблочной АЭС Trojan(табл. 1) [14], для которой, несмотря на большие объемы отходов и более высокую коллективную дозу облучения персонала, обусловленную демонтажем конструкций и оборудования из нержавеющей стали, содержащей нераспавшийся 60Co, предпочтение было отдано стратегии немедленного демонтажа.

 

Таблица 1. Оценки стратегий вывода из эксплуатации АЭС Trojan

Характеристика

Немедленный демонтаж

Отложенный демонтаж при
длительности выдержки, лет

25

60

Стоимость, млн долл. США (в ценах 1993 г.)


197


250


293

Объем низкоактивных отходов, м3


8864


8864


4220

Коллективная доза облучения, чел.×Зв

 

 

 

    – персонала

5,91

2,45

2,33

    – населения

0,048

0,048

0,022

 

Основными факторами, способствующими снижению затрат для этой стратегии, явились исключение риска несанкционированного доступа на АЭС, отсутствие необходимости длительно эксплуатировать системы безопасности и вести радиационный контроль, включая мониторинг объектов окружающей среды. Однако главной причиной ее предпочтения стала разработка и применение метода демонтажа и безопасного извлечения через организованные в защитной оболочке АЭС проемы крупногабаритных элементов и оборудования (корпуса реактора, парогенераторов, теплообменников и др.) с их последующей герметизацией (без фрагментации) и транспортировкой на барже и автотранспортом до места захоронения на площадке Хэнфорд (штат Вашингтон). Заметим, что подобный технологический подход с успехом применялся и при выводе из эксплуатации исследовательских реакторов [6].

Что касается стратегии захоронения, то ее реализация оставляет потомкам радиационное наследие, поскольку она, по сути, предполагает создание на площадке реактора приповерхностного «могильника», который требует длительного радиационного контроля, в том числе мониторинга объектов окружающей среды, до момента полного распада загрязняющих радионуклидов. Примеры применения этой стратегии имеются [4], однако ее выбор для вывода из эксплуатации российских реакторов, принимая во внимание особенности их размещения, вряд ли будет положительно воспринят органами регулирования безопасности использования атомной энергии, муниципальными властями и городским населением.

Кроме перечисленных, в практике подобных работ имеются примеры использования стратегии поэтапного вывода из эксплуатации [1], характеризуемой временным прекращением активных работ на некоторых этапах. Это может быть вызвано необходимостью накопления тех или иных ресурсов, разработки требуемых технологий и технических средств, создания производственной инфраструктуры для обращения, хранения и удаления радиоактивных отходов, другими причинами. Принимая во внимание состояние дел в этой области, имеющиеся экономические и другие трудности, казалось бы, что выбор данной стратегии для вывода из эксплуатации российских реакторов является наиболее очевидным и приемлемым решением. Однако в соответствии с требованиями НП-028-01 для каждого из выбранных этапов вывода из эксплуатации будут необходимы разработка, утверждение и экспертиза проектной документации, а также подготовка и экспертиза комплекта документов для получения соответствующей лицензии на проведение работ в рамках данного этапа. Очевидно, что подобный многоэтапный процесс разработки проектных материалов и поэтапного получения лицензий будет требовать дополнительных финансовых и материальных ресурсов.

При планировании вывода из эксплуатации МР в качестве его конечного состояния определен полный демонтаж конструкций, систем и оборудования реактора и петлевых установок, обеспечивающий возможность последующего создания в его технологических помещениях производственного комплекса по обращению с отработавшим топливом и высокоактивными отходами при выводе из эксплуатации других установок Центра. Для вывода из эксплуатации МР принята стратегия немедленного демонтажа конструкций, систем и оборудования реактора и петлевых установок, последовательно осуществляемого в его технологических помещениях. Обоснованность выбора этой стратегии обоснована ее многофакторным анализом в сравнении с другими, а также достаточностью производственной инфраструктуры Центра для обращения и промежуточного хранения отходов, наличием и опытом эксплуатации дистанционно управляемых робототехнических механизмов, полученным при реабилитации его радиационно опасных объектов и загрязненной территории [15].

 

Общий вид сверху на центральный зал реактора МР и его активную зону

 

Останов и расхолаживание реактора

Процедуры останова и расхолаживания исследовательского реактора осуществляются в рамках лицензии на его эксплуатацию и поэтому должны выполняться на основе технологического регламента и инструкций, используемых при эксплуатации реактора. При условии сохранения квалифицированного и опытного эксплуатационного персонала выполнение этих процедур не создает каких-либо трудностей и не требует каких-либо дополнительных ресурсов.

Обращение с отработавшим ядерным топливом

Операции по выгрузке и удалению с площадки реактора отработавшего топлива и других ядерных материалов должны производиться по штатной технологии, используемой при эксплуатации реактора. Однако выполнение этих операций может быть осложнено следующими проблемами. Во-первых, некоторые реакторы эксплуатировались без перегрузок топлива, поэтому его выгрузка может требовать разработки специальных процедур и технологии. Во-вторых, при эксплуатации многих реакторов испытывались экспериментальные твэлы и тепловыделяющие сборки с различными топливными композициями, для которых технологии переработки до сих пор отсутствуют. Невозможность удаления на завод регенерации этих твэлов и сборок вынуждает их длительно хранить в приреакторных хранилищах, поэтому для их выгрузки необходима соответствующая инфраструктура (например, обеспечивающая возможность их промежуточного контейнерного хранения на площадках реакторов). В-третьих, при изготовлении оболочек твэлов и сборок исследовательских реакторов в качестве конструкционного материала в основном использовали алюминий, который при длительном хранении в воде подвержен коррозии, что создает определенные трудности при выгрузке и подготовке этих твэлов и сборок для удаления на переработку. Решение перечисленных проблем требует не только времени, но и достаточного финансового обеспечения. В итоге, формальное соблюдение требования удаления отработавшего топлива с площадок реакторов до начала работ по их выводу из эксплуатации может на практике на многие годы тормозить эти работы. Для решения этого представляется целесообразным включить обращение и удаление отработавшего топлива в состав работ начального этапа вывода из эксплуатации исследовательских реакторов, тем самым, обеспечив возможность их осуществления за счет финансовых средств на вывод из эксплуатации.

В процессе эксплуатации МР и его предшественника РФТ испытывали твэлы и сборки с экспериментальным топливом, для части из которых технологии переработки до сих пор нет. По этой причине они были выгружены и помещены в централизованное хранилище отработавшего топлива, находящееся на территории Центра, что обеспечивает возможность реализации принятой стратегии вывода из эксплуатации МР. С целью заблаговременной подготовки вывода из эксплуатации других установок Центра ведутся работы по удалению накопленного отработавшего топлива из приреакторных и приобъектовых хранилищ [16, 17]. В результате этих работ в 2004–2011 гг. на переработку вывезено более 500 отработавших сборок реакторов ИР-8, МР, ВВР-2 и ОР.

Обращение с радиоактивными отходами

Слабость развития инфраструктуры обращения с радиоактивными отходами и нерешенность проблемы их окончательной изоляции (захоронения) вызывают необходимость накопления и временного хранения на площадках исследовательских реакторов значительных объемов эксплуатационных отходов. После окончательного останова реактора при его подготовке к выводу из эксплуатации требуется удалить все радиоактивно загрязненные рабочие и технологические среды, в том числе теплоносители, среди которых обращение с жидкометаллическими теплоносителями (Na, Pb, Pb-Bi) и тяжелой водой нуждается в разработке специальных технических решений и технологий. В процессе вывода из эксплуатации также будут образовываться достаточно большие объемы различных по виду и активности отходов, в том числе таких специфических, как радиоактивно загрязненные графит, бериллий, асбест и другие, обращение с которыми требует разработки и обоснования специализированных технологий и инженерных решений.

Недавнее объединение региональных организаций «Радон» в составе ФГУП «РосРАО» и предоставление ему государственных субсидий на прием, транспортирование и длительное хранение радиоактивных отходов в своей основе направлено на решение проблем обращения с отходами, в том числе их переработки, удаления и окончательной изоляции, за счет централизованного и системного подхода. Однако, очевидно, что решение всех накопившихся проблем потребует принятия специальных законодательных актов, материального, финансового и технологического обеспечения, в том числе времени. Поэтому в ближайшей перспективе вывод из эксплуатации уже остановленных реакторов будет требовать создания на их площадках инфраструктуры для обращения с отходами, которая должна обеспечить возможность сортировки отходов, их упаковки в сертифицированные контейнеры и последующего промежуточного хранения в пригодном для транспортирования и удаления виде.

В Центре при проведении реабилитационных работ были отработаны технологии сортировки и упаковки твердых отходов в металлические и бетонные контейнеры, созданы накопительные площадки для контейнерного хранения низко- и среднеактивных отходов, реконструировано хранилище высокоактивных отходов, отремонтированы и восстановлены трубопроводы системы спецканализации, обеспечивающие возможность удаления жидких отходов с МР на насосную станцию для их сбора и последующей перекачки на станцию переработки ОАО «ВНИИНМ». В рамках договорных отношений с ФГУП «РосРАО» и МосНПО «Радон» налажена рабочая кооперация по транспортированию и удалению контейнеров с твердыми отходами на полигоны этих предприятий. В дальнейшем накопленный опыт и созданную инфраструктуру обращения с отходами планируется использовать для обеспечения вывода из эксплуатации других исследовательских установок Центра.

Комплексное инженерное и радиационное обследование

Получение требуемой исходной информации о проектных решениях, истории эксплуатации, техническом и радиационном состоянии систем, оборудования и конструкций исследовательских реакторов достаточно часто является сложной задачей. Поэтому проводимое после окончательного останова реактора комплексное инженерное и радиационное обследование его систем, оборудования, зданий и сооружений должно быть нацелено на углубленный анализ, детализацию и уточнение имеющейся проектной и эксплуатационной информации, необходимой для завершения планирования его вывода из эксплуатации и разработки проектной документации. Результаты инженерного обследования должны обеспечивать возможность оценки соответствия технического состояния строительных конструкций и работоспособности используемых систем и оборудования реактора задачам и целям принятой стратегии его вывода из эксплуатации. По этой причине при выборе стратегии отложенного демонтажа особое внимание следует уделять проблемам деградации защитных барьеров и физического старения систем, оборудования и строительных конструкций реактора, длительное функционирование которых необходимо при реализации этой стратегии. Результаты радиационного обследования должны давать адекватное представление о радиационных полях, которые сложились в помещениях, вблизи систем и оборудования реактора, об уровне, составе и глубине их радиоактивного загрязнения, характеристиках и распределении радиоактивных и токсичных материалов, что определяет стратегию вывода реактора из эксплуатации, оказывает влияние на выбор технологий для выполнения этих работ и их суммарные затраты. Это обследование должно охватывать площадку реактора, в том числе находящиеся на ней подземные коммуникации, грунты, подземные воды и другие объекты окружающей среды. Наконец, при организации и проведении радиационного обследования следует учитывать, что в процессе вывода из эксплуатации реактора это обследование станет инструментом, с помощью которого будут контролироваться работы и анализироваться их результаты, т.е. в период проведения этих работ радиационное обследование будет являться перманентной процедурой. Оценки радиационных характеристик могут быть получены на основе расчетных методов или прямых измерений, а также путем отбора и лабораторных исследований проб и образцов материалов. Радиационное обследование требует учета геометрических и компоновочных особенностей помещений, систем и оборудования реактора. Для этих целей весьма эффективно применение современных графических и компьютерных средств, в том числе моделирующих и интерактивных, обеспечивающих возможности визуального построения 3D-моделей помещений, систем и оборудования реактора [4], что позволяет наглядным образом представлять результаты их радиационного обследования, облегчая их анализ и способствуя оптимальности планирования последующих дезактивационных и демонтажных работ.

При радиационном обследовании помещений, систем и оборудования МР и его петлевых установок использовали различные дистанционно управляемые радиометрические, спектрометрические и другие средства измерений, в том числе коллимированные детекторы, новые модификации гамма визора и гамма локатора. Эти средства позволяют дистанционно выявлять и характеризовать различные источники радиоактивного загрязнения помещений, систем и оборудования реактора, оценивать состав их загрязнения и удельную активность радионуклидов-загрязнителей, анализировать и контролировать радиационную обстановку. Для проведения обследования, инвентаризации и паспортизации изделий в ячейках сухого хранилища ОЯТ и хранилища РФТ, находящихся в центральном зале МР, использовали установленный на манипуляторе робототехнического механизма Brokk-90 шведского производства измерительный комплекс «Гамма-пионер», имеющий в своем составе гамма локатор [18]. Из-за невозможности доступа к шахте РФТ при обследовании его захороненных внутрикорпусных устройств с помощью установки алмазного бурения через его бетонную биологическую защиту была просверлена горизонтальная разведочная скважина. Через эту скважину с помощью видеотехники и диагностического оборудования была проведена видеосъемка, выполнены измерения мощности дозы внутри шахты, уточнены данные о технологии их консервации и техническом состоянии шахты и корпуса РФТ. Спектрометрические измерения отобранных проб и образцов материалов выполняли с помощью переносного комплекса ISO-CARTамериканской фирмы ORTEC, включающего спектрометр DigiDart и детектор GEM40P4. Радиационное обследование различных объектов, находящихся под водой в шлюзе и бассейне-хранилище МР, производили с помощью прибора УИМ2-2Д с детектором БДМГ-100 и разработанного щелевого каротажного коллимированного детектора g-излучения, которые предварительно помещали в специальный герметичный металлический пенал длиной до 7 м.

Разработка проектной документации

Вывод из эксплуатации исследовательских реакторов осуществляется на основе проектной и рабочей документацией, разработка которой должна учитывать требования Федерального закона №190-ФЗ «Градостроительный кодекс Российской Федерации» и «Положения о составе разделов проектной документации и требованиях к их содержанию», утвержденного Постановлением Правительства РФ №87 от 16.02.2008 г. Однако в настоящее время разработка этой документации сопряжена со следующими сложностями. Во-первых, для ее разработки нужна проектная организация, которая обладает необходимой квалификацией и опытом выполнения проектных разработок, учитывающих специфику вывода из эксплуатации различных ядерных установок, и хорошо знакома с мировыми тенденциями и наработками в этой области. К сожалению, российский рынок квалифицированных услуг в этой сфере пока не сформировался, поскольку различные организационные изменения в отрасли и финансово-экономические затруднения, в том числе стагнация практических работ по выводу из эксплуатации ядерных установок, не позволили проектным организациям накопить необходимый опыт выполнения подобных разработок. Во-вторых, в «Положении о составе разделов проектной документации и требованиях к их содержанию» до настоящего времени отсутствуют требования, конкретизирующие состав и содержание проектной документации при выводе из эксплуатации ядерных установок, которые должны учитывать особенности и целевое назначение этих работ. Это вызывает необходимость вести разработку проектной документации по выводу из эксплуатации исследовательских реакторов в соответствии с требованиями к проектной документации для объектов капитального строительства производственного назначения, что не отражает функциональной направленности работ по выводу из эксплуатации, как правило, нацеленных на ликвидацию объекта, а не на его сооружение, и усложняет проектные работы. В-третьих, разработка проектной сметной документации, касающейся оценок стоимости работ, связанных с обращением и удалением на длительное хранение или захоронение отходов и некоторыми другими, затруднена из-за отсутствия утвержденных государственных нормативов и расценок на производство этих работ. При государственной экспертизе проектной документации это может приводить к формальному исключению части работ из проекта, т.е. к неоправданному уменьшению итоговых показателей его сметной документации. В-четвертых, для разработки проектной документации требуются источники финансирования. Как отмечалось, вывод из эксплуатации МР включен в состав мероприятий Федеральной целевой программы «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года». В рамках этой Программы возможными направлениями расходования выделенных бюджетных средств являются «Капитальные затраты», «НИОКР и прочие расходы» и «Услуги». Среди них первые по своему объему в значительной мере превосходят остальные, однако их нельзя впрямую использовать для финансирования разработки проектной и рабочей документации. По этой причине требуется реструктуризация этих средств для определения статей расходов на выполнение проектных разработок. Кроме этого, при формировании мероприятий целевых программ, связанных с выводом из эксплуатации не только исследовательских реакторов, но и других объектов использования атомной энергии, следует учитывать, что на различных этапах вывода из эксплуатации состав работ может изменяться, что будет приводить к изменению и структуры расходов. Поэтому уже на стадии формирования целевых программ должны определяться статьи расходования бюджетных средств, выделяемые на капитальные затраты. Наконец, необходимо отметить, что отнесение затрат к капитальным предполагает капитализацию основных фондов, т.е. их удорожание. По этой причине подобное отнесение применительно затратам на вывод из эксплуатации объектов, по сути, направленным на ликвидацию этих объектов, не является корректным.

При разработке проектной и рабочей документации по выводу из эксплуатации МР Центр, имея лицензию на право проектирования объектов использования атомной энергии, включая вывод из эксплуатации исследовательских реакторов, выполнял функции научного руководителя и проектной организации. В качестве соисполнителей к разработке проектной документации были привлечены специализированные организации, участвовавшие в проектной проработке принятых технических решений, выполнении сметных расчетов и требуемом оформлении проектных, графических и других материалов. В начале 2009 г. документация была направлена на государственную экспертизу и во второй половине 2009 г. на нее получено положительное заключение. Положительное заключение государственной экологической экспертизы было получено в начале 2010 г.

Получение лицензии на вывод из эксплуатации реактора

Для проведения работ по выводу реактора из эксплуатации его эксплуатирующая организация должна получить соответствующую лицензию Ростехнадзора. Процедура получения этой лицензии требует подготовки и представления комплекта определенных документов, перечень которых установлен «Административным регламентом исполнения Федеральной службой по экологическому, технологическому и атомному надзору государственной функции по лицензированию деятельности в области использования атомной энергии», утвержденному приказом Министерства природных ресурсов и экологии РФ №262 от 16.10.2008 г. Очевидно, что в этом комплекте основополагающими являются документы, обосновывающие обеспечение безопасности при выводе из эксплуатации реактора, подготовка которых нуждается в особом внимании и требует конкретизации их состава и содержания. К этим документам следует отнести принципиальную программу и отчет по обоснованию безопасности вывода реактора из эксплуатации, программу обеспечения качества при выводе реактора из эксплуатации, а также отчет о результатах комплексного инженерного и радиационного обследования оборудования и помещений реактора, выводимых из эксплуатации, и материалы проекта вывода реактора из эксплуатации (в согласованном с Ростехнадзором объеме). К сожалению, для большинства из названных документов нормативные требования, предъявляемые к их составу и содержанию, изложены в основном декларативно, некоторые из них противоречат положениям федеральных законодательных актов, принятым в последнее время, что определяет необходимость их дополнительной проработки. Осуществляемая Ростехнадзором в этом направлении деятельность (в частности, по разработке нормативных документов, детализирующих требования к составу и содержанию принципиальной программы и отчета по обоснованию безопасности вывода реактора из эксплуатации) заслуживает всяческой поддержки всех заинтересованных сторон, в том числе необходимого финансового обеспечения для ее ведения целенаправленно и планомерно. Однако представляется необходимым, чтобы эта деятельность максимально использовала собственный опыт работ по выводу из эксплуатации ядерных установок различного назначения, получаемый в российских условиях. Это позволит наиболее оптимальным образом устранить имеющуюся неполноту и недостаточную проработанность российской нормативной базы, в том числе ее научно-методического обеспечения, относительно вопросов регулирования, начального планирования и выполнения работ по выводу из эксплуатации исследовательских реакторов, что, несомненно, будет способствовать повышению общей культуры безопасности и качества проведения этих работ.

Выбор технологического оснащения

При выводе из эксплуатации ядерных установок, в том числе исследовательских, технически и технологически наиболее сложными являются дезактивационные и демонтажные работы, поэтому от обоснованности и эффективности технологических и технических средств, выбранных для их проведения, во многом зависят их безопасность и суммарные затраты.

В период 90–х годов прошлого столетия за рубежом при организационной и финансовой поддержке со стороны Европейской Комиссии или Министерства энергетики США было реализовано большое число пилотных и демонстрационных проектов по выводу из эксплуатации различных ядерных и радиационно опасных объектов, включая исследовательские реакторы. В их задачи входили отработка и применение традиционных и коммерчески доступных промышленных технологических средств и оборудования, а также разработка и внедрение инновационных технологий и технических средств, облегчающих выполнение работ и способствующих повышению их эффективности и безопасности. Заметим, что поиск, отработка и внедрение таких технологий и средств в работы по выводу из эксплуатации ядерных и радиационно опасных объектов за рубежом активно ведутся и по настоящее время.

Например, наряду с традиционными «жесткими» химическими и электрохимическими методами, применение которых требует организации специальных ванн или рабочих участков, сопровождается образованием органических паров, шламовых отходов и продуктов реакций, представляющих опасность для персонала и окружающей среды, в практику дезактивационных работ внедрены инновационные «мягкие» методы, позволяющие удалить с поверхности оборудования радиоактивное загрязнение в виде окислов и ржавчины (при толщине загрязненного слоя до 100 мкм), многослойных лакокрасочных покрытий (с толщиной покрытий до 1 мм) или загрязненного слоя бетона (при толщине слоя загрязнения до 5 мм). К ним относятся химические методы на основе разнообразных очищающих реагентов-растворителей, непосредственно наносимых на поверхность оборудования и не вызывающих коррозии их материалов, механические методы на основе технологий резки и/или ударных процессов взаимодействия частиц твердого материала и реактивной струи с очищаемой поверхностью, термические методы, в которых за счет отвода или подвода тепла к очищаемой поверхности используются изменения свойств ее материала, приводящие к увеличению хрупкости или к термическому расширению и разрушению его поверхностного слоя. Следует сказать, ни один из перечисленных методов дезактивации не является универсальным, поэтому их выбор осуществляется с учетом их эффективности, объемов и особенностей обращения с генерируемыми вторичными отходами, а также конкретных условий проведения дезактивационных работ, потребностей в дополнительном оборудовании и возможностей его размещения.

Поскольку штатные системы дезактивации на исследовательских реакторах, как правило, отсутствуют, для проведения преддемонтажной дезактивации их конструкций, систем и оборудования более приемлем и целесообразен выбор и применение механических и «сухих» методов, обладающих приемлемой эффективностью и генерирующих незначительные количества вторичных отходов, не требующих организации специальных рабочих участков и использования крупногабаритного оборудования. Однако, при значительном объеме загрязненного контурного оборудования, трубопроводов и арматуры и необходимости их полной очистки с целью последующей утилизации металла более эффективным будет применение «жестких» химических методов дезактивации. Для этих целей наиболее целесообразно применять мобильные установки, использующие дезактивирующие растворы по схеме их рециркуляции с предварительной очисткой.

Для демонтажа и фрагментации активированного или загрязненного оборудования за рубежом разработаны и внедрены разнообразные технологические средства, основанные как на традиционных, так и на инновационных термических или механических методах резки. В термических методах используются модифицированные кислородно-ацетиленовая, кислородно-бензиновая, контактно-дуговая и другие способы резки, а также технологии плазменной и лазерной резки. В механических методах для резки и фрагментации используются различные по своей конструкции ленточные пилы, твердосплавные фрезы, алмазные и абразивные диски, гидравлические ножницы и кусачки, а также технологии гидроабразивной резки и резки с помощью алмазной проволоки. Особенность разработанных на их основе оборудования и технологической оснастки заключается в том, что их применение максимальным образом механизировано, что в большинстве случаев позволяет дистанционно управлять операциями демонтажа и резки. Это обуславливает высокую безопасность проведения демонтажных операций и резки сильно активированного или загрязненного оборудования при низком облучении персонала, тем самым обеспечивая высокую технологическую выполняемость этих работ при соблюдении норм радиационной безопасности. Однако и указанные методы демонтажа и резки не являются универсальными, каждый из них имеет свои преимущества и недостатки. Так, механические методы резки (например, ленточными пилами, алмазной проволокой или алмазными дисками), сопровождаемые незначительным выходом шламовых отходов, требуют точности ведения инструмента, контроля и управления процессом резки. Это ограничивает возможности их применение для резки крупногабаритного оборудования и материалов большой толщины из-за необходимости установки специализированной технологической оснастки. С помощью гидроабразивного метода можно резать различные комплексные материалы большой толщины, в том числе осуществлять эти операции под слоем воды, но из-за сложностей сбора и повторного использования абразивного материала экономические показатели этого метода ограничивают возможности его применения. Термические методы применяются для резки различного оборудования, в том числе сложной геометрии и при большой толщине материалов, однако требуют локальных систем очистки воздуха от радиоактивных аэрозолей, использования достаточно дорогостоящего технологического оборудования и специализированного инструмента, нуждающегося в его регулярной замене, что уменьшает их экономическую эффективность и область применения. В итоге выбор технологического оснащения для демонтажных работ должен осуществляться с учетом всех условий их проведения, особенностей компоновки, геометрии и свойств материалов демонтируемого или фрагментируемого оборудования. При этом главными требованиями к выбору технологического оснащения являются его промышленное внедрение, доступность и приемлемая стоимость на рынке, простота и удобство применения, обеспечение минимального радиационного облучения персонала и загрязнения окружающей среды.

При выборе технологий дезактивации и демонтажа оборудования и конструкций МР использовали опыт технологического оснащения, полученный при проведении реабилитационных работ в Центре, рекомендации специализированных организаций, а также опыт выполнения подобных работ специалистами ядерных центров Комиссариата атомной энергии Франции, который был проанализирован в рамках установленных двусторонних рабочих контактов и визитов.

Для дезактивации загрязненного оборудования, строительных и робототехнических механизмов, а также транспортных средств будут применяться высоконапорные установки KERHER и FALCH T25 немецкого производства и дезактивирующие рецептуры марки ДЕЗ-2,
-3, -4 и -5. Для предотвращения загрязнения оборудования, строительных и робототехнических механизмов выбран пленкообразующий состав марки ВЛ-501, представляющий собой водоспиртовой раствор поливинилбутираля со специальными комплексообразующими добавками. Этот состав после нанесения образует на рабочих поверхностях оборудования и механизмов изолирующее защитное покрытие, которое препятствует их загрязнению и легко удаляется после завершения работ. Для пылеподавления и минимизации выхода радиоактивных аэрозолей в процессе демонтажа и фрагментации загрязненного оборудования в технологических помещениях МР и при перемещениях демонтированного оборудования или его фрагментов выбраны полимерные составы марки АК-501 и СКС-501, которые на загрязненных поверхностях создают пленки, фиксирующие радиоактивное загрязнение в течение длительного времени. На поверхность демонтируемого оборудования указанные составы наносятся методом безвоздушного пневматического распыления с помощью установок WAGNER SUPERFINISH 31 немецкого производства. Применение указанных технологий дезактивации и нанесения защитных и пылеподавляющих составов показало их высокую эффективность при проведении реабилитационных работ и обращении с радиоактивными отходами.

Поиск и анализ технологий демонтажа для МР осуществляли путем проведения маркетинговых исследований Интернет-сайтов с коммерческими предложениями фирм производителей и поставщиков требуемого оборудования, консультаций с техническим персоналом этих фирм, посещения специализированных выставок и изучения образцов оборудования. Основными требованиями выбора технологий демонтажа являлись серийность и коммерческая доступность оборудования для резки и фрагментации металлических или бетонных конструкций и минимальность его адаптации применительно к особенностям и условиям проведения этих работ на МР. Здесь следует сказать, что отсутствие практических работ по выводу из эксплуатации исследовательских реакторов и нерешенность проблем их финансового обеспечения во многом затормозили отработку и промышленное внедрение многих отечественных инновационных технологий, оставив их на стадии опытной или лабораторной проработки. В итоге для МР выбраны технологии демонтажа систем, оборудования и конструкций на основе холодных способов резки и фрагментации с помощью алмазной проволоки, механических труборезов, ручного гидравлического перекусывающего инструмента и гидроножниц, устанавливаемых на робототехнические механизмы Brokk-50, -90, -180, -260, -330 и -400 шведского производства с электрическим или дизельным приводом. Принимая во внимание высокую плотность компоновки оборудования в технологических помещениях МР и габаритные ограничения его транспортных коридоров, для перемещения демонтированного оборудования и его фрагментов будут использоваться тележки и погрузчики с электроприводом и небольшой шириной колесной базы. Грузоподъемные операции с демонтированным оборудованием и его фрагментами будут осуществляться как штатными кран-балками, так и с помощью робототехнических механизмов Brokk, вилочных штабелеров и миникранов UNICURW295CMR японского производства. Для очистки воздуха и организации локальной спецвентиляции в зонах производства работ будут использоваться воздуходувные фильтрующие аппараты CRESTA совместного США-Германия производства и вакуумные фильтрующие установки S400 финского производства.

Заключительное радиационное обследование

Это обследование должно продемонстрировать надзорным органам и всем заинтересованным сторонам факт завершения работ по выводу из эксплуатации реактора и достижение его конечного состояния согласно принятым проектным решениям. Поэтому результаты этого обследования должны подтвердить соответствие достигнутого уровня радиоактивного загрязнения оборудования, помещений, зданий, сооружений и площадки реактора критериям их остаточного загрязнения, установленным в проекте. На основании результатов обследования Ростехнадзор, как орган регулирования безопасности в области использования атомной энергии, примет решение о прекращении действия лицензии на вывод из эксплуатации реактора и его снятии с регулирующего контроля. Очевидно, что процедура принятия этого решения во многом будет зависеть от достоверности и представительности результатов заключительного обследования. Поэтому вопросы его планирования и проведения требуют внимания, в том числе предварительного согласования с органами санитарно-эпидемиологического надзора.

Следует сказать, что в отечественной нормативно-законодательной базе условия прекращения действия лицензий на вывод из эксплуатации ядерных и радиационно опасных объектов и критерии высвобождения их площадок из-под регулирующего контроля при завершении этих работ пока отсутствуют. Правда, частичным исключением являются положения ст. 26 Федерального закона «Об использовании атомной энергии», устанавливающие общие требования к лицензированию деятельности в области использования атомной энергии, которые предусматривают возможность прекращения действия лицензии. Однако они определяют эту возможность только как штрафную санкцию, лишающую лицензиата права ведения лицензированной деятельности, если она осуществляется не должным образом, не отвечающим правилам обеспечения ядерной и радиационной безопасности.

В настоящее время МАГАТЭ рассматривает следующие сценарии высвобождения из-под регулирующего контроля объектов использования атомной энергии:

  • полное освобождение, предполагающее очистку площадки объекта до возможности ее неограниченного использования (состояние «зеленой лужайки»);
  • частичное освобождение, предполагающее остаточное загрязнение площадки объекта и определенные ограничения для ее использования (состояние «коричневой лужайки»).

В соответствии с рекомендациями МАГАТЭ выбор критериев остаточного загрязнения оборудования и материалов и критериев высвобождения из-под регулирующего контроля площадок объектов использования атомной энергии должен базироваться на различных радиологических концепциях. Это определяется потребностью повторного использования или утилизации оборудования и материалов после их очистки, в том числе на рынке, поэтому критерий их остаточного загрязнения, устанавливаемый по эффективной дозе для лиц критической группы, составляет ~10 мкЗв/год. Что касается площадок объектов, то они остаются на своих местах, поэтому существует достаточно высокая определенность в отношении их дальнейшего использования. Это дает возможность применять для их очистки и высвобождения из-под регулирующего контроля иные дозовые критерии, которые по своему числовому выражению могут превышать приведенный выше дозовый критерий очистки для оборудования и материалов.

В практике национального регулирования западных стран для повышения эффективности процедуры вывода из эксплуатации различных ядерных и радиационно опасных объектов и ускорения принятия решений о прекращении лицензируемой деятельности, наряду с правилами и критериями обеспечения безопасности этих работ, используются различные критерии, конкретизирующие условия прекращения действия их лицензий и высвобождения этих объектов из-под регулирующего контроля. В зависимости от особенностей национального регулирования эти критерии могут отражать:

  • уровни очистки оборудования или материалов от радиоактивного загрязнения, определяемые в терминах суммарной радиоактивности или предельной удельной активности загрязняющих радионуклидов, с указанием методик, требуемых для отбора и измерений проб;
  • критерии ограниченного или повторного использования оборудования или материалов (например, в зависимости от уровня остаточного загрязнения бетона или грунта, позволяющего их применять для обратной засыпки);
  • критерии очистки площадок, определяющие требования, предъявляемые к их реабилитации и характеризации расположенных на их территории объектов окружающей среды (грунта, подземных вод, растительности и др.).

Следует отметить, что в числовом выражении приведенные критерии не являются унифицированными. Они значительно отличаются от страны к стране, что обусловлено стандартами национального регулирования безопасности и технической политики, реализуемой в области вывода из эксплуатации ядерных и радиационно опасных объектов, а также спецификой этих объектов, нуклидным составом их загрязнения и другими факторами, в том числе экономического характера.

По этой причине среди перечисленных по своему числовому выражению и выбору контролируемых радионуклидов критерии остаточного загрязнения и высвобождения из-под регулирующего контроля площадок отличаются в наибольшей степени (табл. 2, 3 и 4) [19].

Это является следствием различия дозовых критериев высвобождения, используемых в разных странах. Например, в Германии дозовый критерий высвобождения составляет 10 мкЗв/год, тогда как в США он равен 250 мкЗв/год. В результате дозовый критерий высвобождения площадок варьирует в диапазоне от 10 до ~300 мкЗв/год.

 

Таблица 2. Критерии высвобождения из-под регулирующего контроля площадок в Германии

Радионуклид

Уровень высвобождения, Бк/г

Радионуклид

Уровень высвобождения, Бк/г

3H

3

137Cs

0,06

14C

0,04

131I

0,2

55Fe

6

242Pu

0,04

60Co

0,03

241Am

0,06

 

Таблица 3. Критерии высвобождения из-под регулирующего контроля площадок в Испании

Радионуклид

Уровень высвобождения, Бк/г

Радионуклид

Уровень высвобождения, Бк/г

3H

125

125Sb

4,63

14C

0,32

134Cs

0,94

59Ni

221

137Cs

0,33

63Ni

100

152Eu

0,46

60Co

0,50

154Eu

1,01

90Sr (90Y)

0,15

239Pu

0,84

94Nb

0,09

241Am

0,82

 

Таблица 4. Критерии высвобождения из-под регулирующего контроля площадок в США

Радионуклид

Уровень высвобождения, Бк/г

Радионуклид

Уровень высвобождения, Бк/г

3H

4,1

63Ni

78

14C

0,44

137Cs

0,41

55Fe

373

239Pu

0,08

60Co

0,14

241Am

0,08

 

Что касается критерия остаточного загрязнения оборудования и материалов, то рекомендуемый МАГАТЭ дозовый критерий их высвобождения из-под регулирующего контроля, равный 10 мкЗв/год, пока принят только в некоторых странах. Для большинства стран этот критерий в числовом выражении различается, что при выводе из эксплуатации однотипных ядерных установок в этих странах приводит к различным объемам материалов, классифицируемым как радиоактивные отходы, тем самым, влияя на затраты, связанные с их обращением и удалением на длительное хранение или захоронение.

В отечественной нормативной базе критерии высвобождения очищенного оборудования и металла из-под регулирующего контроля определены. В частности, они изложены в таблице Приложения 10 ОСПОРБ-99/2010 [20], в которой приведены допустимые удельные активности долгоживущих радионуклидов, определяющие возможности неограниченного использования оборудования и металла, в том числе в коммерческих целях. Что касается критериев высвобождения объектов и их площадок, то в 1997 г. Минатомом России были разработаны и утверждены «Критерии принятия решений по реабилитации территорий, загрязненных радиоактивными и токсичными веществами в результате деятельности предприятий атомной промышленности», однако своего закрепления в отечественной нормативно-законодательной базе они не получили.

В проектных материалах по выводу из эксплуатации МР в качестве дозового критерия достижения конечного радиологического состояния его оборудования, помещений, зданий и площадки, которые планируется использовать в дальнейшем в производственной деятельности Центра и поэтому будут оставаться под регулирующим контролем, выбран гигиенический норматив для персонала группы Б, установленный НРБ-99/2009 [21]. В качестве критериев остаточного поверхностного загрязнения помещений и оборудования МР взяты допустимые уровни радиоактивного загрязнения поверхностей рабочих помещений и находящегося в них оборудования, приведенные в таблице 8.9 НРБ-99/2009 (в пересчете для персонала группы Б).

В завершение анализа основных задач при выводе из эксплуатации исследовательских реакторов необходимо сказать об оценке затрат на выполнение этих работ, вопросах их финансового обеспечения, а также об исполнителях этих работ.

Оценка затрат и финансирование вывода из эксплуатации реактора

Предварительная оценка этих затрат является необходимым условием планирования вывода реактора из эксплуатации. Она дает возможность заранее определить масштаб потребностей в финансовом обеспечении этих работ, заблаговременно создать финансовый резерв и разработать механизм его накопления или же определить надежный и достаточный источник их финансирования.

В западной практике для оценки затрат при выводе из эксплуатации ядерных объектов применяются различные методики, которые используют:

  • методы, основанные на последовательном интегрировании затрат, связанных с выполнением всех требуемых работ, которые предварительно расписываются в определенном иерархическом формате WBS(WorkBreakdownStructure), отражающем последовательность их технологических операций от начала до конца;
  • параметрические методы, основанные на выборе и опыте вывода из эксплуатации объектов-аналогов, для которых структура затрат представляется в виде интегрированного набора стоимостных единиц и элементов, что позволяет аналогичным образом оценить затраты на вывод из эксплуатации другого (подобного) объекта, используя линейную экстраполяцию, поправочные коэффициенты или масштабные факторы, отражающие особенности конструкции этого объекта и его площадки;
  • компьютерные модели, основанные на определенных алгоритмах выполнения стоимостных оценок и использовании специализированных баз технико-экономических данных, позволяющих оценивать затраты на вывод из эксплуатации различных объектов с учетом особенностей их конструкции и площадки.

Базовыми элементами этих оценок являются трудозатраты, потребности в оборудовании, материалах, энергообеспечении и других услугах. Эти оценки учитывают не только дезактивационные и демонтажные работы, разработку и/или приобретение требуемого технологического оснащения, обращение и удаление радиоактивных отходов на хранение или захоронение, но также планирование работ по выводу из эксплуатации реактора, обслуживание и ремонт его систем и оборудования, используемых при выполнении этих работ, и другие расходы, в том числе непредвиденные.

Следует отметить, что приведенный перечень составляющих оценки затрат не является унифицированным – в разных странах он может дополняться или уменьшаться, что зависит от особенностей национального регулирования, технической политики при обращении с отходами, экономических условий и других факторов. По этой причине затраты на вывод из эксплуатации даже реакторов однотипной конструкции в разных странах могут значительно отличаться. Это определяет сложности их сравнения или сопоставления. Тем не менее, на основе анализа и обобщения западного опыта эксперты МАГАТЭ рекомендуют использовать усредненные оценки затрат на вывод из эксплуатации исследовательских реакторов, критических стендов, промышленных и производственных установок (табл. 5) [1], однако, как считают сами авторы, эти оценки являются приближенными, поэтому они дают только общее представление о возможном масштабе затрат.

 

Таблица 5. Экспертные оценки МАГАТЭ затрат на вывод из эксплуатации исследовательских установок различного назначения

Тип установки

Затраты на вывод из эксплуатации,
млн. долл. США
(в ценах 2003 г.)

Длительность вывода из эксплуатации, лет

Исследовательские реакторы

1,0/МВт

3

Критические сборки

0,05

1

Промышленные установки

0,20

1

Производственные установки:

  - ускорительные

  - медицинские

  - лабораторные

 

0,10

0,05

0,05

 

1

<1

1

 

В большинстве западных стран финансовые средства для вывода из эксплуатации исследовательских реакторов аккумулируются на счетах специальных фондов, которые управляются или находятся под контролем правительства. При этом вывод из эксплуатации первых реакторов, как правило, финансировался государством. Если собственниками реакторов являются частные компании, то ответственность за финансирование их вывода из эксплуатации несут сами компании. В этом случае эти компании осуществляют финансирование этих работ через централизованные или децентрализованные фонды (в основном внебюджетные), управление которыми может производиться различными способами. Подходы для расчета и накопления финансовых средств в этих фондах в разных странах отличаются. На практике для этого используются в основном два метода или их некоторые вариации. Первый из них осуществляет расчет средств фонда в текущих ценах, таким образом суммарные затраты на вывод из эксплуатации представляются в виде единовременных затрат (overnigh tcosts). Второй рассчитывает средства фонда с учетом постоянных или переменных факторов дисконтирования в предположении некоторой определенной схемы расходования этих средств во времени (discounted costs), что позволяет аккумулировать и расходовать финансовые средства в зависимости от потребности в них при проведении работ по выводу из эксплуатации. Использование первого метода является более удобным при необходимости сравнения или сопоставления суммарных затрат на вывод из эксплуатации различных реакторов, второй чаще применяется в случае выбора и реализации для их вывода из эксплуатации стратегии отложенного демонтажа.

В России утвержденной методической базы, позволяющей предварительно оценить затраты на вывод из эксплуатации исследовательских реакторов, пока нет. В настоящее время отсутствуют и утвержденные рекомендации в отношении типового перечня составляющих затрат, которые должны учитывать эти оценки. Однако разработка подобных методик и руководств необходима, несмотря на нестабильность сложившихся экономических условий и отсутствие утвержденных федеральных нормативов и расценок на производство ряда работ при выводе из эксплуатации ядерных установок, в первую очередь связанных с обращением с радиоактивными отходами и их удалением на длительное хранение или захоронение.

Что касается финансового обеспечения этих работ, то в соответствии со ст. 33 Федерального закона «Об использовании атомной энергии» эксплуатирующие реакторы организации должны обладать финансовыми, материальными и другими ресурсами для их вывода из эксплуатации, для чего они должны создать специальный фонд для финансирования этих затрат. Однако большинство из исследовательских реакторов были сооружены в СССР, когда считалось, что в условиях государственного управления и централизованной плановой экономики указанные финансовые ресурсы могут быть выделены в необходимом объеме и в нужное время. В последующий после распада СССР период реформирования экономики России и отрасли проблемы вывода из эксплуатации исследовательских реакторов и финансового обеспечения этих работ по разным причинам должным образом не рассматривались. Правда, для решения этой проблемы Постановлением Правительства РФ №576 от 21.09.2005г. были утверждены «Правила отчисления организациями, эксплуатирующими особо радиационно опасные и ядерно опасные производства и объекты (кроме атомных станций), средств для формирования резервов, предназначенных для обеспечения безопасности указанных производств и объектов на всех стадиях их жизненного цикла и развития». Согласно этому Постановлению эксплуатирующие организации должны производить отчисления средств на формирование резерва, предназначенного для финансирования вывода из эксплуатации ядерных установок, радиационных источников, пунктов хранения ядерных материалов и радиоактивных веществ, а также проведения научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ по обоснованию и повышению безопасности этих объектов. Однако документы, регламентирующие выбор референтных банков и создания специальных счетов для этих резервов, порядок их наполнения и расходования и, главное, гарантии их сохранности в сложившихся экономических условиях, проработаны не в полном объеме и не решают вопросы, связанные с финансированием вывода из эксплуатации уже остановленных установок. Возможным решением этой проблемы может быть создание единого федерального фонда по выводу из эксплуатации подобных ядерных установок и других объектов. При этом необходимо, чтобы механизм расходования средств этого фонда являлся строго целевым, т.е. был направлен на решение вопросов финансового обеспечения, связанных только с выводом из эксплуатации конкретных ядерных установок или объектов. Механизм расходования средств этого фонда должен предусматривать финансирование научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ, только связанных с обоснованием безопасности вывода из эксплуатации этих установок и объектов. Это позволит целенаправленно выделять и направлять часть средств на отработку и развитие требуемого для их вывода из эксплуатации технологического оснащения, в том числе разработать типовой ряд технологических и технических средств, обеспечивающих безопасность и эффективность выполнения этих работ. В противном случае велика вероятность, что значительная часть средств этого фонда будет направляться на обоснование или повышение текущего состояния безопасности ядерных установок и объектов, а не безопасности их вывода из эксплуатации.

Исполнители работ по выводу из эксплуатации реактора

В соответствии со ст. 34 Федерального закона №170-ФЗ «Об использовании атомной энергии» эксплуатирующая организация осуществляет деятельность по выводу из эксплуатации исследовательского реактора собственными силами или с привлечением специализированных организаций, которые должны иметь лицензии на право ведения этих работ. Выполненный экспертами МАГАТЭ анализ зарубежного опыта показывает [4], что рабочая кооперация эксплуатирующей реактор организации и привлекаемых к его выводу из эксплуатации организаций-подрядчиков наиболее эффективна, когда этим организациям поручается выполнение конкретных специализированных работ, например, дезактивационных, демонтажных или других. При этом организации-подрядчики должны обладать практическим опытом планирования и выполнения этих работ, в том числе применения для них различных технологических и технических средств, включая дистанционно управляемые. Такая кооперация способствует повышению производительности и качества исполнения работ, позволяет их вести в полном соответствии с проектом, дает возможность минимизировать объемы отходов, снизить облучение персонала и суммарные затраты.

В то же время положения ст. 4 Федерального закона №94-ФЗ «О размещении заказов на поставки товаров, выполнение работ, оказание услуг для государственных и муниципальных нужд» позволяют эксплуатирующей организации, которая является получателем бюджетных средств при реализации мероприятий федеральных целевых программ, выступать в роли государственного заказчика при размещении заказов на выполнение работ и оказание услуг при выводе реактора из эксплуатации за счет бюджетных средств. Но в этом случае при размещении заказов на выполнение работ и оказание услуг путем проведения торгов эксплуатирующая организация не может быть участником этих торгов, т.е. лишается права выполнять работы по выводу реактора из эксплуатации и распоряжаться выделенными для этих работ бюджетными средствами. Кроме этого, процедура проведения торгов, а также требования к их участникам, изложенные в ст. 11 и 28 указанного Федерального закона, определяют победителем участника, который предложил лучшие условия исполнения конкурсных требований выполнения работ и оказания услуг, при этом основными критериями выбора победителя являются предложенное им снижение конкурсной цены и сроков выполнения работ. Это лишает приоритетности оценку и выбор победителя торгов с позиций его квалификации, практического опыта и технологической оснащенности для выполнения конкурсных работ, приводит к изменению их стоимости и сроков, обоснованных проектом вывода из эксплуатации реактора. В результате подобный формальный выбор победителя торгов, т.е. исполнителя работ по выводу из эксплуатации реактора, для эксплуатирующей организации повышает риск потери контроля за безопасностью и качеством их выполнения. В то же время положения ст. 48.1 «Градостроительного кодекса Российской Федерации» относят ядерные установки к особо опасным и технически сложным объектам, что определяет приоритетность, наряду с наличием лицензии на право проведения работ или оказания услуг в области использования атомной энергии, предъявления требований к квалификации, опыту и технологическому оснащению исполнителей этих работ.

Наконец, нужно сказать, что положения ст. 60 «Градостроительного кодекса Российской Федерации» устанавливают, что возмещение вреда, причиненного жизни или здоровью физических лиц, имуществу физических или юридических лиц в результате несоответствия объектов капитального строительства требованиям проектной документации, должно осуществляться в полном объеме лицом, осуществляющим строительство, т.е. победителем торгов. Однако это противоречит положениям ст. 35, 53 и 54 Федерального закона «Об использовании атомной энергии», которые закрепляют всю полноту ответственности за надлежащее выполнение работ по выводу реактора из эксплуатации, обеспечение их безопасности, вред или убытки, причиненные юридическим и физическим лицам при их осуществлении, за эксплуатирующей организацией.

Для повышения эффективности и качества выполнения мероприятий федеральных целевых программ, связанных с работами по выводу из эксплуатации ядерных установок, в том числе исследовательских реакторов, отмеченные противоречия положений законодательных актов необходимо устранить.

Заключение

В результате проведенного анализа можно констатировать, что ключевые проблемы решения основных задач, связанных с подготовкой и выводом из эксплуатации российских исследовательских реакторов, обуславливают необходимость:

  • совершенствования законодательной и нормативно-методической базы регулирования этих работ, включая их начальное планирование и организацию;
  • развития инфраструктуры для обращения и удаления отработавшего топлива, в том числе экспериментального, на переработку;
  • развития инфраструктуры для обращения с отходами, обеспечивающей возможности их кондиционирования, промежуточного контейнерного хранения и последующего удаления на полигоны специализированных предприятий;
  • разработки и/или внедрения типового ряда отечественных специализированных технологий и технических средств, обеспечивающих потребности проведения дезактивационных и демонтажных работ, в том числе дистанционным образом;
  • создания надежного и достаточного механизма финансирования этих работ, включая работы подготовительного этапа.

Из перечисленного вопросы финансового обеспечения работ по подготовке и выводу из эксплуатации исследовательских реакторов требуют первоочередного рассмотрения и решения. Очевидно, что без этого вряд ли можно в скором времени ожидать позитивного изменения состояния дел в этой области. Отсутствие их решения уже стало сдерживающим фактором развертывания практических работ по выводу из эксплуатации остановленных реакторов и отечественного технического прогресса в области научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ, необходимых для отработки и промышленного внедрения инновационных технологий. Конечно, можно рассчитывать на то, что при достаточности финансовых средств недостаток отечественных технологических и технических разработок может быть скомпенсирован за счет коммерческих предложений, в избытке имеющихся на международном рынке. Однако это ведет к деградации отечественных организаций, специализирующихся в области разработок требуемого технологического оснащения и оказания соответствующих услуг, что в конечном итоге негативно отразится на культуре безопасности и качестве выполнения работ по выводу из эксплуатации. Упование же на то, что накопленный эксплуатационный опыт и имеющееся технологическое оснащение будут достаточны и при выводе из эксплуатации, вряд ли оправданно: западный опыт убедительно показывает, что специфика технологического оснащения этих работ и квалификационные требования к персоналу, в том числе его профессиональная и психологическая мотивация, во многом отличаются от тех, которые свойственны эксплуатации.

Многоплановость перечисленных выше задач, а также различная ведомственная принадлежность не только исследовательских реакторов, но и других объектов использования атомной энергии, требующих вывода из эксплуатации, позволяют говорить о необходимости создания в России соответствующей федеральной системы, обеспечивающей их централизованное решение на основе комплексного и системного подхода.

Положительным импульсом в этом направлении может быть реализация формируемой в настоящее время государственной программы «Развитие атомного энергопромышленного комплекса на период 2012–2020 годов», мероприятия которой включают подготовку к выводу и/или вывод из эксплуатации исследовательских реакторов. Конечно, запланированные этой программой мероприятия и выделенные финансовые средства не решат в полном объеме все накопившиеся в этой сфере проблемы, но при их эффективном использовании позволят получить столь необходимый практический опыт, выявить и проанализировать наиболее острые проблемы и, главное, выработать единую техническую политику и определить дальнейшие планы работ на перспективу.

Принимая во внимание разнообразие исследовательских реакторов, необходимо, чтобы реализация мероприятий, связанных с их подготовкой и выводом из эксплуатации, стала также полигоном для совершенствования нормативно-законодательной базы, определения типовых требований к проектной документации, разработки и внедрения отечественных методов и средств дистанционной диагностики радиоактивного загрязнения демонтируемого оборудования и технологий его демонтажа в условиях высокого g-излучения. Актуальность и сложность решения этих задач требуют объединения усилий всех участников и заинтересованных сторон для организации совместного мониторинга этих мероприятий, включая ведение системной работы, направленной на анализ технической и экономической эффективности их реализации, как в целом, так и при выполнении конкретных технологических операций. Это позволит определить типовую номенклатуру требуемых работ и услуг и, в том числе, обеспечит основу для создания технико-экономической базы данных, необходимой для разработки типовой методики оценки затрат на вывод из эксплуатации исследовательских реакторов.

Наконец, представляется важным, чтобы опыт вывода из эксплуатации исследовательских реакторов с максимальной пользой учитывался при решении аналогичных задач для других объектов использования атомной энергии, в частности блоков АЭС и промышленных реакторов. Поэтому необходимо, чтобы анализ и обобщение результатов вывода из эксплуатации исследовательских реакторов осуществлялись в тесном взаимодействии с работами по выводу из эксплуатации других объектов использования атомной энергии.

Список литературы

  1. Status of the Decommissioning of Nuclear Facilities around the World. – IAEA, Vienna, 2004.
  2. Архангельский Н.В., Кудрявцев Е.Г., Малышев А.Б. и др. Отраслевая концепция вывода из эксплуатации ядерных и радиационно опасных объектов. – В сб.: II Межд. ядерный форум. Санкт-Петербург, 2–5 октября 2007, с. 180–181.
  3. Святкин М.Н., Федулин В.Н., Шорников П.В. Анализ эксплуатации исследовательских ядерных установок в 1999–2008 гг. – Атомная энергия, 2008, т. 107, вып. 4, с. 189–194.
  4. Волков В.Г., Зверков Ю.А., Колядин В.И. и др. Подготовка к выводу из эксплуатации исследовательского реактора МР в РНЦ «Курчатовский институт». – Там же, 2008,
    т. 104, вып. 5, с. 259–264.
  5. Record Keeping for the Decommissioning of Nuclear Facilities: Guidelines and Experience.
    – IAEA, Technical Reports Series No. 411, Vienna, 2002.
  6. Decommissioning Nuclear Facilities: Policies, Strategies and Costs. – OECD/Nuclear Energy Agency, Paris, 2003.
  7. Decommissioning of Research Reactors: Evolution, State of the Art, Open Issues. – IAEA, Technical Reports Series No. 446, Vienna, 2006.
  8. Decommissioning of Research Reactors and Other Small Facilities by Making Optimal Use of Available Resources. – IAEA, Technical Reports Series No. 463, Vienna, 2008.
  9. Decommissioning Techniques for Research Reactors. – IAEA, IAEA-TECHDOC-1273, Vienna, 2002.
  10. Laraia M. Research Reactor Removal. – Nuclear Engineering International, December 2003,
    p. 34–36.
  11. Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок (НП-033-01). – Госатомнадзор России, 2002.
  12. Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации исследовательских ядерных установок (НП-028-01). – Госатомнадзор России, 2001.
  13. Paperello C. Restoration Principles and Criteria. – In: Proc. of Intern. Symp. on Restoration of Environments with Radioactive Residues. – IAEA, Proceedings Series No. 1092, Vienna, 2000, p. 239–255.
  14. Meek T. Decommissioning of the Trojan Nuclear Power Plant. – In: Proc. of Intern. Symp. on Restoration of Environments with Radioactive Residues. IAEA, Proceedings Series No. 1092, Vienna, 2000, p. 507–516.
  15. Велихов Е.П., Пономарев-Степной Н.Н., Волков В.Г. и др. Реабилитация радиоактивно загрязненных объектов и территории РНЦ «Курчатовский институт» – Атомная энергия, 2007, т. 102, вып. 5, с. 300–306.
  16. Волков В.Г., Дроздов А.А., Зверков Ю.А. и др. Обращение с отработавшим ядерным топливом исследовательских реакторов РНЦ «Курчатовский институт». – Там же, 2009, т. 106, вып. 2, с. 99–105.
  17. Волков В.Г., Волкович А.Г., Данилович А.С. и др. Подготовка и вывоз на переработку отработавшего ядерного топлива ВВР-2 и ОР РНЦ «Курчатовский институт». – Там же, 2009, т. 106, вып. 4, с. 201–209.
  18. Иванов О.П., Степанов В.Е., Смирнов С.В., Данилович А.С. Дистанционно управляемый коллимированный детектор для измерения распределения радиоактивных загрязнений.
    – Там же, 2010, т. 109, вып.2, с. 82–84.
  19. Release the Sites of Nuclear Installations: A Status Report. – OECD/Nuclear Energy Agency, ISBN 92-64-02307-0, Paris, 2006.
  20. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010). СП 2.6.1.2612-10, Минздрав России, 2010.
  21. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009). СанПиН 2.6.1.2523-09, М., 2009

Авторы

Зверков Ю.А., Иванов О.П., Колядин В.И., Лемус А.В., Павленко В.И., Степанов В.Е., Фадин С.Ю., Шиша А.Д.

НИЦ «Курчатовский институт», г. Москва