Знания и опыт, накопленные в ОАО «НИКИЭТ» в течение десятилетий в процессе проектирования различных реакторных установок, широко используются в работах по выводу ядерных и радиационно опасных объектов из эксплуатации. Только достоверная информация, понимание текущих процессов позволяют правильно оценить ситуацию, выработать рекомендации по устранению дефицита безопасности, разработать и провести компенсирующие мероприятия.
Утилизация АПЛ
В 90-х годах стала очевидной насущная необходимость комплексного, системного и научно обоснованного подхода к утилизации атомных подлодок, адекватной темпу их вывода из состава флота. В 1998 году, одновременно с началом на предприятиях судостроительной промышленности практических работ по выгрузке ОЯТ и утилизации АПЛ, был развернут комплекс научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ (НИОКР) для технически и экономически оптимальных технологий утилизации АПЛ и экологической реабилитации радиационно опасных объектов (ЯРОО).
В НИКИЭТ научная и техническая база, необходимый опыт и структурные подразделения уже существовали. На начальном этапе в разработки необходимых технических решений велись совместно с ЦКБ МТ «Рубин», СПМБМ «Малахит», «ОКБМ Африкантов», 23 ГМПИ, ГНЦ РФ ФЭИ, ОКБ «Гидропресс», ВНИПИпромтехнологии, ГИ ВНИПИЭТ, РНЦ «Курчатовский институт» и т.д.
НИКИЭТ как головной исполнитель работ в области ядерной и радиационной безопасности (ЯРБ) осуществлял ежегодное планирование с подготовкой предложений по обеспечению выполнения госзаказа по утилизации АПЛ, с учетом и на основе которых принимались решения Росатома, ВМФ, а также межведомственные решения. Это позволило добиться проведения единой научно-технической политики, обеспечить принятие и внедрение экономически оправданных, технически целесообразных и экологически безопасных решений.
В техническом аспекте основополагающим моментом явилась разработка и внедрение Концепции комплексной утилизации АПЛ и надводных кораблей с ядерными энергетическими установками. Впервые был обеспечен синтез идей в единый и целостный подход, регламентирующий от начала и до конца процесс утилизации АПЛ в России.
Концепция предполагала замкнутый цикл обращения с ОЯТ с использованием перерабатывающих мощностей ПО «Маяк», отсроченную утилизацию радиационно загрязненного оборудования ЯЭУ после долговременной, около 70 лет, выдержки его в составе реакторного отсека (РО), использование защитных свойств корпуса РО для изоляции опасного оборудования от внешней среды, размещение внутри реакторного отсека ТРО, образовавшихся при эксплуатации и утилизации АПЛ.
Пример эффективной реализации концепции – обоснование НИКИЭТ и ОКБМ им. Африкантова осушения реакторов перед началом потенциально ядерно опасных работ, что позволило исключить вероятность возникновения самопроизвольной цепной реакции деления при массовом проведении операций по выгрузке ОЯТ из реакторов утилизируемых АПЛ, полностью нивелируя человеческий фактор в виде возможных ошибок персонала. После внедрения этой технологии в России не было ни одного случая ядерной или радиационной аварии при выгрузке ОЯТ из утилизируемых АПЛ.
Разработка и внедрение нормативного документа, разрешающего использовать свободные объемы реакторных отсеков утилизируемых АПЛ для размещения твердых РАО позволило существенно улучшить экологическую обстановку на предприятиях и сократить расходы на хранение и переработку ТРО.
Отсроченная утилизация позволила оптимально использовать инфраструктуру, не загружая работами, которые можно провести после естественного снижения наведенной активности оборудования и конструкций РО, существенно снизить дозовые нагрузки на персонал и сократить объем РАО, подлежащих окончательной изоляции.
Значительное внимание уделено научно-техническому обеспечению создания в регионах пунктов долговременного хранения (ПДХ) реакторных отсеков АПЛ. В 2006 году состоялся пуск первой очереди ПДХ «Сайда» в Северо-Западном регионе, построенной при активном участии Германии в рамках международного сотрудничества по программе Глобального партнерства. Строительство такого же ПДХ в Тихоокеанском регионе ведется за счет России.
Специалистами НИКИЭТ предложено регистрировать с помощью γ-визора «Cartogam» уровень радиационного излучения на стадии подготовки блока до и после создания бетонной защиты под днищем отсека. Разработаны руководящий документ «Общие технические требования по подготовке к долговременному хранению одноотсечных блоков реакторных отсеков», регламент эксплуатации ПДХ одноотсечных блоков РО в губе Сайде, комплект эксплуатационной документации для ПДХ РО «Устричный».
Создана транспортно-технологическая схема и проведена технико-экономическая оценка вариантов доставки блоков РО с Камчатки в Приморский край для размещения в ПДХ. В целом по Тихоокеанскому региону проведены необходимые технико-экономические оценки, приняты основные принципиальные решения, определены оптимальные транспортно-технологические схемы, как по утилизации судов, так и по реабилитации ЯРОО.
Рис.2. Распределение активности грунта по 137Cs на территории БТБ в губе Андреева
«Аварийные» подлодки
Особенность «аварийных» (выведенные из эксплуатации после радиационных инцидентов) АПЛ – опасная радиационная обстановка внутри РО, не позволяющая выгружать из них ядерное топливо по штатной технологии. Для решения этих проблем проведен ряд исследовательских работ, выработаны принципиальные подходы применительно к каждой «аварийной» АПЛ. В результате ОЯТ успешно выгружено из АПЛ №533 и №541, обеспечена ядерная безопасность сформированных блоков РО. Нормализована радиационная обстановка и выгружена отработавшая выемная часть (ОВЧ) из АПЛ №910 с жидкометаллическим теплоносителем. Начаты подготовительные работы к выгрузке ОВЧ из реактора АПЛ №900.
Успешно применяется разработанная в НИКИЭТ технология использования консерванта типа «F» для приведения реактора утилизируемой АПЛ в ядерно безопасное состояние, если ОЯТ не удалось полностью выгрузить.
Для «аварийных» АПЛ №175 и №610, из реакторов которых ОЯТ не может быть выгружено, разработаны технические решения и принципиальные технологии по их изоляции от окружающей среды в приповерхностном береговом укрытии выше уровня моря, расположенном в горных породах, используемых в качестве основного элемента многобарьерной защиты. Главным образом, по результатам радиационного обследования, проведенного НИКИЭТ в 2004 году, удалось обосновать возможность формирования трехотсечных блоков РО этих АПЛ, что существенно сокращает размеры укрытия и снижает затраты на его создание и эксплуатацию.
Проектная документация на создание берегового укрытия разработана ВНИПИпромтехнологии, идут строительные работы. АПЛ №175 уже доставлена на «ДВЗ «Звезда» для утилизации. Планируемый срок окончания всего комплекса работ – 2012 год.
Обращение с РАО и ОЯТ
Создание, эксплуатация и утилизация кораблей и судов атомных флотов привела к накоплению в Северно-Западном и Тихоокеанском регионах РФ большого количества РАО, в основном, на бывших береговых технических базах ВМФ.
В 2002-2007 годах специалисты НИКИЭТ провели радиационные обследования объектов и территорий бывших береговых баз ВМФ в губе Андреева и поселке Гремихе. Работа была успешно выполнена благодаря наличию в ОАО «НИКИЭТ» мощного отделения физики и безопасности, аккредитованной лаборатории и современной аппаратуры и оборудования радиационного контроля. Результаты исследований были использованы при разработке проектов реабилитации территорий и восстановления инфраструктуры баз.
Созданные концепции реабилитации Северо-Западного и Тихоокеанского регионов позволили приступить к системным и безопасным работам.
В НИКИЭТ завершено согласование концепции Росатома по обращению с РАО в Северо-Западном регионе с надзорными органами, для чего отработаны стратегические и интеграционные подходы, разработаны критерии приемлемости, уточнена номенклатура контейнеров. Ядром системы обращения с РАО на северо-западе РФ должен стать региональный центр кондиционирования и долговременного хранения РАО (3-я очередь объекта в губе Сайде)
Для Тихоокеанского региона разработана и утверждена концепция экологической реабилитации радиационно опасных объектов, реализуется проект реабилитации пунктов временного хранения (ПВХ) ОЯТ и РАО в бухте Сысоева, из хранилищ которого производится вывоз ОЯТ, производятся плановые работы с РАО. На всех ПВХ развернуты работы по экологической реабилитации, производится переработка жидких и компактирование твердых РАО.
В конце 2008 года была безопасно вывезена первая партия ОЯТ из контейнеров старых типов с территории ПВХ ОЯТ и РАО в поселке Гремихе. Работы выполнялись при финансовой поддержке Франции в рамках программы Глобального партнерства.
Специалисты НИКИЭТ провели радиационное обследование всей территории ПВХ, в том числе наиболее опасной площадки временного хранения контейнеров с ОЯТ и РАО. Были выявлены наиболее опасные источники, даны рекомендации по их изоляции. Установление на источники специальной защиты снизило среднюю МЭД γ-излучения от них почти в 20 раз, а от наиболее опасных источников – до 200 раз. Это дало возможность начать работы по перевозке контейнеров с ОЯТ.
Рис. 3. Контейнеры с ОЯТ при хранении и подготовленные к вывозу.
НИКИЭТ созданы детально проработанные транспортно-технологическая схема и регламент вывоза ОЯТ, что позволило безопасно провести весь комплекс работ по подготовке к вывозу и вывозу ОЯТ в ПО «Маяк». Сегодня идут работы по подготовке к вывозу из пункта Гремиха оставшегося ОЯТ.
Практическим работам предшествует проведение комплекса «упреждающих» НИОКР для конкретизации целей, определения оптимальной унификации применяемых технологий и технических средств, обеспечения контроля и сопровождения реализации проектов. Такой подход позволяет обеспечить единство научно-технической политики и значительную экономию средств при проведении практических мероприятий, исключая непроизводительные затраты на изучение накопленного опыта и согласование технических решений, избегая задержек с реализацией проектов и их удорожания.
Вывод из эксплуатации реакторных установок
Важным направлением деятельности ОАО «НИКИЭТ» является разработка и внедрение технологий обращения с ОЯТ и РАО при выводе из эксплуатации блоков АЭС, промышленных уран-графитовых (ПУГР) и исследовательских реакторов.
В настоящее время выводятся из эксплуатации два блока Нововоронежской АЭС и два блока Белоярской АЭС. Основной вариант вывода – демонтаж блоков с переработкой и удалением РАО в региональные могильники. Работы сдерживаются отсутствием в России инфраструктуры региональных могильников РАО, слабой промышленной базой по переработке и упаковке РАО для доставки отходов к месту захоронения. Кроме того, нет накопленного финансового резерва для вывода из эксплуатации. На Белоярской АЭС ситуация осложняется наличием ОЯТ, технология переработки которого на ПО «Маяк» пока находится в стадии подготовки.
ОАО «НИКИЭТ», как главный конструктор АМБ-100 и АМБ-200 Белоярской АЭС, активно участвует в выводе из эксплуатации этих блоков. В соответствии с программой, необходимо было разработать информационную систему по выводу из эксплуатации (ИСВЭ) блоков БелАЭС, которая должна сопровождать весь процесс вывода. Такая система была создана в НИКИЭТ в 2003-2008 годах.
Поскольку блок АЭС является сложным техническим объектом, информация о нем в ИСВЭ также очень разнообразна. Для ее описания разработана методика, которая разбивает информацию на однотипные группы, определяет их свойства и взаимодействие. Каждая группа представлена своим компьютерным информационным объектом (ИО), внутри которого запрограммированы все свойства конкретного типа информации.
Основной особенностью этой системы является наличие 3D-моделей, которые встроены в два ИО, которые две информационные группы – физические объекты и технологические системы. Именно ИО с 3D-моделью формируют структуру системы и являются центром сосредоточения технической информации о блоке, которая присоединяется к ним с помощью ссылок.
ИСВЭ – web-сервер со специализированным программным обеспечением, функционирующий в компьютерной сети кризисного центра концерна «Росэнергоатом». Программное обеспечение позволяет работать с информацией территориально удаленным пользователям в соответствии с правами доступа. Пользователями ИСВЭ являются РЭА, БАЭС, НИКИЭТ, ВНИИАЭС.
Радиационные обследования первого и второго блоков БелАЭС, проведенные в 2008 году, позволили получить исходные данные для проекта обращения с ОЯТ. В 2009 году разработан проект измерительного комплекса для определения радиационных параметров ТРО, предусматривающий использование современных методов и аппаратуры, включая паспортизаторы контейнеров с ТРО на основе γ-спектрометрических и нейтронных измерений.
Для разработки технологий технически и экономически оправданных методов обращения с радиоактивным графитом исследуются методы создания инженерных барьеров для его длительного хранения в виде твердых РАО (уже реализованы проекты герметизации реакторных пространств), а также способы химического превращения графита для выделения дозообразующих изотопов и снижения объемов хранения.
Создается специальное оборудование для обращения с длинномерными контейнерами с радиоактивным графитом, предполагающего резка и утилизация контейнеров, а также сортировка и размещение графитовых РАО в контейнерах НЗК.
Рассматриваются также технологии использования облученного графита для создания керамических матриц на основе карбидов для высокоактивных отходов (процесс самораспространяющегося высокотемпературного синтеза).
Исследуются варианты окисления графита, загрязненного просыпями ОЯТ, в солевых печах. Процесс направлен, в первую очередь, на снижение объемов высокоактивных отходов примерно на два порядка. При этом просыпи полностью остаются в солевой ванне и для окончательной изоляции могут быть включены в стекловидную или керамическую матрицу. Подобная экспериментальная печь функционирует на ГУП МосНПО «Радон»; планируется разработка технического проекта опытно-промышленной установки для внедрения на Белоярской АЭС.
Рис.4. Опытная установка ОРС (НИКИЭТ).
ОАО «НИКИЭТ» является главным конструктором блоков А и АИ на площадке ПО «Маяк» и блоков И-1 и ЭИ-2 ОАО «СХК». СХК при участии НИКИЭТ добилось определенных успехов в развитии технологий по выводу из эксплуатации ПУГР. Об этом свидетельствует создание на базе комбината опытного демонстрационного центра по выводу уран-графитовых реакторов, включая РБМК. Поэтому задачей ОАО «НИКИЭТ» является установление устойчивого партнерства с СХК, направленного на решение научно-технических задач вывода из эксплуатации ПУГР.
Специалисты НИКИЭТ принимали участие в разработке концепции вывода из эксплуатации ПУГР по варианту безопасного захоронения на месте, где показано что такой вариант вывода из эксплуатации является предпочтительным для данного типа реакторов. Создаваемая специалистами СХК технология создания защитных глиняных барьеров, препятствующих распространению радионуклидов от шахты реактора в окружающую среду, представляется очень перспективной. Кроме того, она позволит в десятки раз сократить расходы на вывод, по сравнению с вариантом ликвидации блоков. Сегодня НИКИЭТ совместно со специалистами ПО «Маяк» начали работы по обоснованию безопасности захоронения ПУГР на месте. Ведутся совместные работы с СХК.
По-видимому, в ближайшее время развитие работ по выводу ПУГР в НИКИЭТ будет проходить преимущественно по пути оказание эксплуатирующим организациям услуг по обеспечению ЯРБ, внедрения новых технологий по обращению с РАО, в том числе облученным графитом.
В России насчитывается около 90 исследовательских реакторов различного назначения. Действуют около 50, остальные находятся в различных режимах длительной или окончательной остановки и начала вывода из эксплуатации. В России есть опыт по их выводу, «размытый», однако, по отдельным предприятиям различной ведомственной принадлежности. НИКИЭТ принимает активное участие в этих работах, особенно в разработке документации по ЯРБ.
Развитие технологий
В России накоплен большой объем некондиционного ОЯТ и ТРО, разнообразных по составу, форме и активности. НИКИЭТ активно разрабатывает технологии и установки по обращению с ними с целью интенсификации технологических процессов, снижения объемов РАО и дозозатрат персонала.
Внедряются технологии ультразвуковой дезактивации почв, длинномерных изделий, элементов крупногабаритного оборудования и т.д.
Разрабатываются методы комбинированной (химической) очистки с применением гидроакустических устройств. В таких установках используются пьезокерамических излучателей и магнитострикционных вибрационные излучатели, а также пневмогидродинамические излучатели-кавитаторы. Совместно с ООО «Александра-Плюс» и ФГУП «Акустический институт им. акад. Андреева» ведутся НИОКР по созданию оборудования для дезактивации длинномерных металлических РАО, пустых кассет К-17 и К-35 для ОЯТ, фрагментированных ТРО в возвратных корзинах для первой очереди Белоярской АЭС, оборудования комплекса гидроакустической дезактивации контейнеров ТУК-109, ТК-10 и ТК-13 для ФГУП «ГХК». В кооперации с ФГУП «ИРМ» выполнены опытно-технологические работы по дезактивации фрагментов прокорродировавшей чехловой трубы кассеты для ОЯТ, находившейся в бассейне выдержки более 40 лет (удельной массой продуктов коррозии на поверхности – 15-26 г/дм2; удельная активностью α, β и γ-излучения в продуктах коррозии – 2,3*107, 1,6*109 и 9,5*108 Бк/м2 соответственно).
Для выбора схемы обращения с отдельными ОТВС, находящихся в береговых пунктах хранения, разработана система γ-сканирования и видеоконтроля ОТВС в процессе их выгрузки из ячеек хранилища, которая позволит определить параметры и состояние топлива, выявить дефектные сборки.
Совместно с НПО «Альфа-Диагностика» создан набор мобильных модулей, позволяющих определять наличие и собрать просыпи ОЯТ, убирать предметы из ячеек, очищать от ржавчины и содержащихся в ней радионуклидов стенки и дно чехла или контейнера, собирая их в небольшой сборник.
***
Только обеспечение единой научно-технической политики, научная и экономическая обоснованность принимаемых решений позволит успешно выполнять поставленные задачи, обеспечивать безопасность персонала, населения и окружающей среды на всех вывода из эксплуатации.
Необходимо отметить крайнюю необходимость повышения роли организации-главного конструктора объектов, а также научно-технического сопровождения всех выполняемых работ. Несомненно, для ОАО «НИКИЭТ» эти работы являются одним из приоритетных направлений деятельности, учитывая прогнозируемые сроки вывода, необходимость использования баз данных института, накопленного опыта, научно-технического потенциала, системы мониторинга процессов и оперативного контроля ситуации.
