3 ноября 2011

Вывод из эксплуатации промышленных уранграфитовых реакторов ФГУП «ГХК»

Atomic-Energy.ru

В рамках Федеральной целевой программы «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года» специалисты Горно-химического комбината провели комплексные инженерные и радиационные обследования, разработали нормативно-техническую документацию и определили способ  вывода из эксплуатации промышленных уранграфитовых реакторов предприятия с соблюдением всех норм экологической безопасности.  

На площадке ФГУП «ГХК» расположены три промышленных уранграфитовых реактора (ПУГР) – АД, АДЭ-1 и АДЭ-2. Вместе со вспомогательным оборудованием и коммуникациями они размещены в горных выработках скального массива – в шахтах, облицованных монолитным бетоном.

  • ПУГР АД являлся одноцелевым проточным реактором на тепловых нейтронах. Реактор эксплуатировался с 28 августа 1958 года, остановлен для вывода из эксплуатации 30 июня 1992 года.
  • ПУГР АДЭ-1 проектировался как энергетический, но эксплуатировался как одноцелевой реактор в проточном режиме с 20 июля 1961 года. Остановлен для вывода из эксплуатации 29 сентября 1992 года.
  • ПУГР АДЭ-2 работал с 1964 года в двухцелевом режиме, остановлен для вывода из эксплуатации 15 апреля 2010 года.

После останова ПУГР АД и АДЭ-1 приведены в ядерно безопасное состояние, получены соответствующие заключения ОЯБ ФЭИ по ядерной безопасности графитовых кладок реакторов.

На реакторах АД и АДЭ-1 выполнен основной объем работ по демонтажу систем и оборудования, герметизации проходок через шахты реакторов, дезактивации оборудования и помещений. По оценочному расчету, осталось выполнить около 5% от общего объема предусмотренных демонтажных работ.

Промышленный уранграфитовый реактор АДЭ-2

Варианты вывода из эксплуатации

До 2009 года вывод из эксплуатации ПУГР АД и АДЭ-1 осуществлялся по варианту долговременного хранения реактора в пределах шахты на срок не менее 100 лет. Данный вариант был предложен в качестве дополнительного к двум основным (захоронению и ликвидации) как версия отложенного окончательного решения и предусматривал герметизацию реакторного оборудования в пределах реакторного пространства. Окончательное решение – ликвидация или захоронение без намерения ликвидации – должно быть принято по завершению срока хранения реакторов в зависимости от их радиационного состояния, состояния инженерных барьеров безопасности, уровня технологий и других факторов, в том числе социальных и/или экономических.

Вариант ликвидации предусматривал демонтаж оборудования, дезактивацию помещений и удаление всех радиоактивных отходов с площадки для ее реабилитации в целях дальнейшего использования и не рассматривался в качестве основного в силу следующих причин:

  • наибольшие объемы демонтажных работ в радиационно опасных условиях;
  • максимальный объем отходов от демонтажа (радиоактивных и нерадиоактивных);
  • наибольшие сроки вывода из эксплуатации;
  • отсутствие научно обоснованных методов утилизации и отраслевой программы по способам обращения с радиоактивно загрязненным графитом;
  • нецелесообразность перезахоронения графитовых кладок, активность которых определяется долгоживущими радионуклидами, в специально предназначенных пунктах хранения, рассчитанных, как правило, на 50 лет эксплуатации;
  • отсутствие региональных могильников для РАО, содержащих долгоживущие радионуклиды.

К 2009 году, учитывая имеющиеся результаты научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ (НИОКР) и технико-экономических исследований, показывающих принципиальную возможность и экономическую целесообразность создания на месте размещения ПУГР объектов окончательной изоляции радиоактивных отходов, в качестве приоритетного варианта вывода из эксплуатации этих реакторов стали рассматривать радиационно безопасное захоронение на месте.

Преимущества захоронения на месте

ПУГР на начальном этапе процесса вывода из эксплуатации по варианту захоронения на месте

Переход от варианта долговременного хранения к захоронению на месте обусловлен, прежде всего, отсутствием за довольно длительный временной интервал проблемно-ориентированных подходов к задаче утилизации/перезахоронения основных радиационно опасных конструкционных элементов реактора, в том числе содержащих просыпи топлива, а также возможностью использовать проектные решения, реализованные ранее, для осуществления варианта захоронения.

Данное направление развития стратегии вывода ПУГР из эксплуатации получило всестороннюю поддержку со стороны Госкорпорации «Росатом». В 2010 году была утверждена отраслевая концепция вывода из эксплуатации ПУГР по варианту захоронения на месте.

Основным аргументом в пользу варианта захоронения ПУГР ФГУП «ГХК» является уникальное расположение реакторов в горных выработках. Горный массив образует природный барьер безопасности – естественный внешний контайнмент, который в совокупности с существующими и дополнительно создаваемыми защитными барьерами обеспечит выполнение современных требований по радиационной безопасности. Кроме того, горный массив выполняет функцию основного конструктивного элемента подземного сооружения, который в состоянии выдерживать значительные внешние и внутренние техногенные нагрузки и воздействия.

Реализация варианта захоронения реакторов на месте позволит локализовать и изолировать основные радиоактивно загрязненные компоненты оборудования, строительных конструкций и радиоактивные отходы в шахтах реакторов с созданием необходимых физических барьеров безопасности, исключающих несанкционированный доступ в зону локализации РАО и нерегламентированный выход радиоактивных веществ в окружающую среду.

Исходное и конечное состояние выводимых из эксплуатации ПУГР представлено на рисунках.

ПУГР на конечном этапе процесса вывода из эксплуатации по варианту захоронения на месте

Полный демонтаж (ликвидация) конструкций и строительных сооружений реакторов, содержащих радиоактивные вещества и материалы, удаление с площадок ПУГР загрязненного оборудования, всех радиоактивных отходов, в том числе размещенных во внутриплощадочных хранилищах РАО, а также реабилитация территории площадок ПУГР в целях дальнейшего использования представляются нецелесообразными, принимая во внимание специфику расположения реакторов – тем более, что площадки, на которых размещены реакторы, находятся в зоне, где уже существуют поверхностные и подземные хранилища и объекты захоронения РАО.

Согласно оценкам затрат на проведение работ и накопленному опыту, вывод из эксплуатации уранграфитовых реакторов по варианту захоронения требует меньших, по сравнению с вариантом ликвидации, трудо- и дозозатрат и является более приемлемым по материально-техническим соображениям и срокам выполнения работ.

Таким образом, вывод из эксплуатации промышленных уранграфитовых реакторов ФГУП «ГХК» осуществляется по варианту захоронения на месте.

Обеспечение безопасности

Обеспечение безопасности захоронения ПУГР следует из принятых в отрасли принципов обеспечения безопасности при обращении с радиоактивными отходами.

Безопасность системы захоронения РАО (долговременная безопасность) должна обеспечиваться за счет реализации принципа многобарьерности. Он основан на применении системы барьеров на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую среду, чтобы нарушение целостности одного из барьеров или вероятные внешние события природного или техногенного происхождения не привели к недопустимому снижению уровня безопасности системы захоронения РАО.

Принцип глубоко эшелонированной (многобарьерной) защиты при выводе ПУГР из эксплуатации предусматривает сочетание существующих барьеров (кожух, металлоконструкции, бетонная шахта, окружающая выработку горная порода) и вновь создаваемых защитных барьеров (засыпка глиной, бетонирование подреакторного пространства, перекрытие, герметизирующее шахту реактора).

В настоящее время проводятся прогнозные расчеты для оценки безопасности захоронения ПУГР на месте, выполняется оценка их воздействия на окружающую среду и человека на весь период потенциальной опасности, разрабатываются отчеты по обоснованию безопасности.

Авторы

П.М. Гаврилов, д.т.н., генеральный директор,
А.А. Устинов, М.В. Антоненко, к.т.н., А.Д. Горобченко, К.Ю. Соколов, Д.В. Жирников
ФГУП «Горно-химический комбинат»

Литература

  1. Концепция вывода из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов по варианту радиационно-безопасного захоронения на месте, 2009.
  2. Концепция вывода из эксплуатации ядерных установок, радиационных источников и пунктов хранения, 2008.
  3. Санитарные правила обеспечения радиационной безопасности при выводе из эксплуатации промышленных реакторов. СП ВЭ ПР-01. – М.: Госатомнадзор России, 2001.
  4. Безопасность при обращении с радиоактивными отходами. Общие положения. НП-058-04. – М.: Ростехнадзор, 2004.