Общая характеристика ПВХ ОЯТ и РАО в губе Червяная
На берегу губы Червяной Йоканьгского рейда Святоносского залива Баренцева моря в поселке Гремихе находится береговая техническая база, обеспечивавшая техническое обслуживание АПЛ:
− перезарядку ядерного топлива реакторов водо-водяного типа, временное хранение и вывоз на переработку отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС);
− перезарядку ядерного топлива реакторов с жидкометаллическим теплоносителем, временное хранение выгруженных отработавших выемных частей (ОВЧ) этих реакторов;
− прием, хранение и вывоз для захоронения или переработки жидких и твердых радиоактивных отходов.
В состав БТБ входит уникальный комплекс выгрузки ОВЧ из АПЛ класса «Альфа».
БТБ расположена в месте, где отсутствуют автомобильные, железнодорожные и авиасообщения с крупными промышленными городами и населенными пунктами. Жизнеобеспечение населения осуществляется морским транспортом и вертолетами. Удаленность поселка Гремихи от Мурманска и Архангельска примерно одинакова и составляет около 400 км по морю.
В 1998 году Правительством Российской Федерации было принято решение о прекращении эксплуатации береговой технической базы в Гремихе и передаче ее в ведение Минатома (ныне Федеральное агентство по атомной энергии РФ) для проведения работ по экологической реабилитации. С тех пор БТБ получила название «Пункт временного хранения отработавшего ядерного топлива и радиоактивных отходов» (ПВХ ОЯТ и РАО в губе Червяная, или коротко ПВХГ).
Цель и задачи реабилитации ПВХГ
На ПВХГ накоплено значительное количество ОЯТ и РАО. Они хранятся в нештатных условиях: некоторые ОТВС повреждены, защитные барьеры многих контейнеров с ОТВС и ТРО, а также емкостей с ЖРО деградировали и частично утратили свои функции. В результате происходят локальные радиоактивные загрязнения территории и акватории.
Состояние инфраструктуры ПВХГ не позволяет в соответствии с современными требованиями в полной мере обеспечить ядерную и радиационную безопасность при выполнении работ.
Цель реабилитации ПВХГ – повышение ядерной и радиационной безопасности персонала, населения и окружающей среды за счет вывода из эксплуатации ПВХГ с последующим выполнением работ по экологической реабилитации хранилища до социально-приемлемых уровней с учетом рассмотрения возможных вариантов дальнейшего использования его территории и акватории, принимая во внимание планы и перспективы развития ЗАТО Островного, являющегося в настоящее время основной кадровой и инженерно-технической базой.
Основные задачи:
– проведение подготовительных мероприятий по обеспечению ядерной и радиационной безопасности, защите персонала;
– выполнение комплексного инженерного и радиационного обследования (КИРО);
– восстановление инженерно-технической инфраструктуры ПВХГ;
– разработка Декларации о намерениях (ДОН) и Обоснования инвестиций (ОБИН);
– подготовка и вывоз ОТВС ВВР и ОВЧ реакторов с жидкометаллическим топливом (ЖМТ) на ПО «Маяк» для переработки;
– сбор, кондиционирование РАО и организация вывоза их с объекта;
– дезактивация локальных участков территории и отдельных объектов ПВХГ с их последующей экологической реабилитацией до социально-приемлемого уровня.
Работы по проекту «Гремиха» выполняются под руководством Росатома специалистами ФГУП «СевРАО», РНЦ «Курчатовский институт», ФГУП ГИ ВНИПИЭТ, ФГУП НИКИЭТ, ГНЦ РФ ФЭИ, ФГУП Гидропресс. Дополнительное финансирование работ осуществляли доноры – Комиссариат по атомной энергии (СЕА) Франции, ЕБРР, ЕК (ТACIS).
Первые результаты работ
За последние три года по вышеперечисленным задачам получены первые результаты, которые способствуют приближению поставленной цели по проекту «Гремиха».
Реализованы дополнительные меры обеспечения ядерной и радиационной безопасности, связанные с доукомплектованием приборами контроля, исследований в радиохимической лаборатории и службе дозиметрического контроля. Приобретено оборудование для проведения КИРО; закуплены дополнительные средства индивидуальной защиты, а также защитные материалы для локализации интенсивных источников излучения. Изготовлены два дополнительных мобильных санпропускника, укомплектованные приборами контроля фирмы «Канберра». Завершаются работы по совершенствованию системы физической защиты ПВХГ. Одновременно проводились работы по локализации мощных источников γ-излучения на открытой площадке ПВХТРО, которая является самым проблемным объектом исследований.
Мощность эквивалента дозы над площадкой на высоте 3м:
А - до локализации источников (весна 2006),
В - после первого этапа локализации источников (осень 2006),
С - после второго этапа локализации источников (осень 2007)
Радиационная обстановка на площадке к началу 2006 года характеризовалась весьма высокими уровнями мощности эквивалента дозы (МЭД) внешнего γ-излучения . Над площадкой на высоте 1 м в большинстве точек она составляла 2-20 мЗв/ч, вблизи отдельных объектов хранения – до 112 мЗв/ч.
При указанных значениях МЭД было затруднительно проводить какие-либо планомерные работы на площадке, так как эффективная доза облучения персонала может превысить установленный предел за весьма короткое время.
С целью улучшения радиационной обстановки на ПВХТРО было решено локализовать наиболее мощные источники γ-излучения. Под локализацией понимается устранение источника с размещением его в защитный контейнер и/или существенное (приблизительно в 100 раз) снижение формируемой им мощности дозы за счет дополнительной защиты.
В результате локализации средняя мощность дозы снизилась в 10 раз, с 3,2 мЗв/ч до 0,3 мЗв/ч , в некоторых местах – обстановка улучшилась более чем в 200 раз.
Работы по КИРО выполнялись эпизодически, начиная с 1990 года Результаты были проанализированы, и разработана Программа проведения глобального КИРО. Ее реализация началась в 2005 году и будет завершена в 2008 году Обследования проводятся с использованием современной техники, закупленной при финансовой поддержке КАЭ Франция и ЕК (ТACIS), что привело к повышению качества и эффективности результатов.
Гамма-изображение контейнера Бет4
Так, например, с помощью γ-визора Cartogam удалось обнаружить в бетонных контейнерах на ПВХТРО высокоактивные источники: СУЗы из европия, применялись робототехнические средства.
Робот берет мазок с поверхности контейнера
Результаты КИРО используются при разработке предпроектных материалов по обобщенному ДОН и ОБИН. Необходимо отметить, что одновременно, не дожидаясь результатов ОБИН, выполняются первоочередные работы по восстановлению инженерной инфраструктуры и улучшению радиационной обстановки. К настоящему времени из 12 первоочередных проектов по семи заключены контракты с СЕА.
За последние годы при финансовой поддержке Росатома была проведена огромная работа по восстановлению и вводу в эксплуатацию комплекса перегрузки ОВЧ из АПЛ типа «Альфа», что позволило в 2005 году осуществить перегрузку ОВЧ из АПЛ типа «Альфа», а в 2006 году – из трехотсечного блока. Последняя работа была выполнена впервые.
Обращение с отработавшим ядерным топливом ВВР
На открытой площадке ПВХ ТРО размещается 107 контейнеров типа 6 и 9 контейнеров типа 11 с ОТВС. По оценкам на ПВХГ находятся ОТВС ВВР в количестве, эквивалентном четырьмя активным зонам реакторов АПЛ первого поколения с суммарным радиационным потенциалом около 5,2×1015 Бк.
В 2007 году после улучшения радиационной обстановки на ПВХТРО было проведено освидетельствование ОТВС в контейнерах типа 6. В результате освидетельствования определено:
– в 105 контейнерах имеется 726 ОТВС и фрагментов ОТВС, содержащих ОЯТ;
– два контейнера (№70 и №94) не содержат ОТВС;
– в двух контейнерах (№60 и №102) находятся по 10 ОТВС без кассеты.
Анализ показал, что из 726 ОТВС 609 ОТВС могут быть вывезены на переработку по штатной схеме, остальные – по специальным техническим решениям.
Рисунок 5: Распределение числа контейнеров ТК-6, содержащих воду,
по величине оценок уровня радиоактивности воды, содержащей радионуклиды 137Cs и 90Sr(Y)
При проведении работ определено наличие воды в 38 контейнерах с уровенем воды от дна 2-120 см. Величины радиоактивности воды в контейнерах показаны на рисунке 5.
Результаты освидетельствования позволяют провести работы по подготовке и вывозу кондиционных ОТВС по штатной схеме на переработку в ПО «Маяк». В настоящее время российские организации под руководством и при финансовой поддержке Росатома и СЕА (Франция) приступили к выполнению данного проекта. Транспортно-технологическая схема представлена на рисунке 6.
Рисунок 6: Вывоз кондиционных ОТВС по штатной схеме
На втором этапе планируется начать работы по подготовке к вывозу дефектных ОТВС.
Одновременно продолжаются работы по поиску оптимальных технических решений по обращению с ТРО, особенно высокоактивных, ЖРО и ОВЧ АПЛ класса «Альфа».
Вышеперечисленные работы выполняются при технической поддержке специалистов AREVA TA. Их знания, опыт, активность способствуют поиску оптимальных технологических решений по обращению с ОЯТ и РАО.
Источники финансирования
Росатом профинансировал реконструкцию оборудования выгрузки ОВЧ АПЛ класса «Альфа», а также выгрузку двух ОВЧ. Эксплуатация объекта и обеспечение режима безопасности ПВХ в Гремихе также финансируются Росатомом.
В 2005 году Еврокомиссия (в рамках программы TACIS) выделила €1,2 млн на проведение КИРО.
С 2005 года ЕБРР выделяет финансирование в объеме €5 млн на разработку части ОБИН, улучшение условий хранения ОВЧ и модернизацию средств физической защиты объекта.
Управление средствами, выделяемыми французской стороной, осуществляет СЕА, которой профинансировал основную часть КИРО и большую часть ДОН и ОБИН. Ряд первоочередных работ по улучшению состояния радиационной защиты на объекте также финансируется СЕА. В Проекте по Гремихе участвует группа AREVA, оказывающая техническую помощь СЕА.
Работы по КИРО, ДОН и ОБИН, выполняемые за счет средств СЕА, ЕК и ЕБРР, контролируются и рассматриваются экспертами AREVA. С 2003 года СЕА выделил на все эти работы около €13 млн.
Работы продолжаются.
