Вывод из эксплуатации как элемент управления сроком службы многоблочной АЭС

Вывод из эксплуатации атомного энергоблока не только означает конец его жизненного цикла, но и дает начало новому этапу  – подготовке площадки АЭС к новому использованию. В целом такой подход позволит эксплуатирующей организации обеспечить снижение издержек на обращение с ОЯТ, РАО и вывод из эксплуатации и повысить конкурентоспособность атомной энергетики.     

Основная задача организации, эксплуатирующей атомные электростанции, в области обращения с РАО и вывода из эксплуатации – снижение издержек на эти виды деятельности, которые являются вспомогательными по отношению к главной целевой функции АЭС – выработке электроэнергии.

Разработанная в начале 1990-х годов концепция вывода из эксплуатации энергоблоков атомных электростанций концерна «Росэнергоатом» формировалась в следующих условиях:

• площадки АЭС закреплены за эксплуатирующей организацией в бессрочное пользование; 
• на площадке АЭС одновременно находятся как остановленные, так и работающие энергоблоки, обеспечение безопасной эксплуатации которых необходимо учитывать при выводе из эксплуатации остановленных блоков;
• как национальные, так и региональные пункты хранения и захоронения радиоактивных отходов отсутствуют;
• накоплены проблемы прошлого периода деятельности (ОЯТ реакторов РБМК, эксплуатационные РАО); 
• достаточные финансовые средства в Резерве обеспечения вывода АЭС из эксплуатации отсутствуют. 

Объектом этой концепции вывода из эксплуатации являлся энергоблок АЭС. В соответствии с существующими условиями за основной был принят вариант вывода «ликвидация блока после сохранения под наблюдением». Независимо от характеристик и социально-экономических условий площадки многоблочной АЭС он включал следующие этапы: 

• подготовка блока к сохранению под наблюдением;
• длительное сохранение под наблюдением локализованного высокоактивного оборудования;
• ликвидация блока до состояния «нерадиационный объект».

Вывод из эксплуатации рассматривался как завершающий этап жизненного цикла энергоблока.

Обращение с РАО на АЭС концерна «Росэнерго­атом», в соответствии с проектами строительства, основывалось на практике отложенных решений, которая сводилась к частичной переработке эксплуатационных РАО с целью сокращения их объема и хранению их на промплощадке атомной станции в специальных хранилищах. Значительная часть эксплуатационных РАО до настоящего времени хранится без предварительной обработки. Отсутствие в стране системы обращения с  радиоактивными отходами привело к значительному, а для отдельных АЭС – критическому заполнению хранилищ РАО. В настоящее время на АЭС хранится около 97500 м3  жидких радиоактивных отходов, в том числе 77500 м³  кубового остатка и 20000 м³ отработанных ионообменных смол, и 177700 м³  твердых радиоактивных отходов, которые скорее всего будут перерабатываться при выводе из эксплуатации. Если к этим объемам добавить РАО от вывода из эксплуатации (см. таблицу), то становится ясен масштаб затрат эксплуатирующей организации  только на обращение с РАО, включая их передачу национальному оператору на захоронение.

Рис. 1. Объем радиоактивных отходов, образующихся при выводе энергоблоков из эксплуатации

В 2008 году была принята и начала выполняться Феде­ральная целевая программа «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года», направленная на частичное решение накопленных проблем. Начались разработка федерального закона по обращению с РАО, работы по созданию ЕГС РАО и пересмотру федеральных норм и правил в области использования атомной энергии, регламентирующих вопросы вывода из эксплуатации. Была также принята Концепция вывода из эксплуатации ядерных установок, радиационных источников и пунктов хранения (ЯРОО) и План  организационно-технических мероприятий по созданию отраслевой системы вывода из эксплуатации объектов ЯРОО, установлен временный порядок  организации работ по выводу из эксплуатации объектов использования атомной энергии (приказ по Госкорпорации «Росатом» от 30.06.2008 №232). Это послужило основанием для пересмотра концепции вывода из эксплуатации блоков АЭС ОАО «Концерн Росэнергоатом».

Современные подходы к выводу из эксплуатации

Все российские атомные электростанции имеют на своих площадках по несколько блоков, использующих общую инфраструктуру. В современных условиях сформировалась необходимость управления сроком службы многоблочных АЭС. Это связано, в первую очередь, с переходом от регулируемого к свободному рынку электроэнергии. При этом в себестоимость продукции (в результате принятия закона об обращении с радиоактивными отходами) должна быть включена оплата за обращение с РАО, включая их передачу национальному оператору для захоронения, а также стоимость будущего вывода из эксплуатации, что в условиях свободного рынка электроэнергии и мощности снижает конкурентоспособность атомной энергетики. У части населения и регионального руководства, особенно после аварии на АЭС «Фукусима-1» сформировалось отрицательное отношение к атомной энергетике и сопутствующим производствам. Тем не менее, АЭС глубоко интегрированы в региональную экономику и энергетику, и при выводе из эксплуатации отдельных энергоблоков или всей площадки в целом придется решать не только технико-экономические проблемы создания замещающих мощностей, но и связанные с этим социально-экономические проблемы, в том числе в городах-спутниках АЭС.

Современная концепция вывода основана на следующих принципах:

• принцип безопасности: при выводе из эксплуатации остановленных блоков на площадке многоблочной АЭС приоритетом является обеспечение безопасной эксплуатации действующих блоков и инфраструктуры станции;
• принцип финансовой обеспеченности: создание специального фонда для накопления достаточных финансовых средств на вывод из эксплуатации и обеспечение контроля их расходования;
• принцип снижения издержек: вывод из эксплуатации направлен на максимально возможное использование площадки АЭС и ее инфраструктуры для нужд атомной энергетики, включая создание пунктов переработки и временных хранилищ кондиционированных РАО (то есть предполагает конверсию оборудования, зданий и сооружений);
• принцип ответственности: планирование работы без перекладывания бремени расходов по выводу из эксплуатации на будущие поколения;
• принцип оптимизации: конечным результатом вывода из эксплуатации должно быть приведение площадки в состояние «нерадиационный объект» с минимальными затратами, обеспечивающее ее использование в промышленных целях;
• принцип интегрированности: вывод из эксплуатации энергоблоков АЭС должен быть интегрирован в отраслевую систему вывода из эксплуатации ЯРОО через систему опытно-демонстрационных центров и в ЕГС РАО через систему обращения с РАО атомных станций.

В отличие от предыдущей концепции объектом является площадка многоблочной АЭС, где для каждого элемента – энергоблока АЭС должен быть выбран свой вариант вывода из эксплуатации, взаимоувязанный по срокам и целям с вариантами вывода из эксплуатации других энергоблоков и развитием всей площадки. Вариант вывода из эксплуатации может соответствовать одному из базовых вариантов (рис. 2) или их сочетанию.

Рис. 2. Базовые варианты вывода из эксплуатации блока АЭС

Таким образом, процесс вывода из эксплуатации энергоблоков оказывается включен в процесс управления жизненным циклом площадки АЭС (рис. 3). Поэтому вывод из эксплуатации следует рассматривать не как завершающий этап жизненного цикла блока, а как этап подготовки площадки АЭС к новому строительству, реновации, конверсии и т.д. с учетом особенностей площадок АЭС и регионов их размещения. 

Рис. 3. Вывод из эксплуатации как элемент управления жизненным циклом площадки АЭС

Рис. 4. Вывод из эксплуатации как замыкающий элемент жизненного цикла площадки многоблочной АЭС

Варианты вывода из эксплуатации многоблочной АЭС

В сложившихся условиях, при создании замещающих мощностей для вывода из эксплуатации энергоблоков многоблочной АЭС целесообразно использовать следующий набор вариантов.

Для первого энергоблока АЭС, остановленного на площадке, реализуется вариант «ликвидация энергоблока АЭС после сохранения под наблюдением». При его реализации на блоке, помимо работ, непосредственно связанных с выводом из эксплуатации, реализуется конверсия (перепрофилирование) отдельных систем, зданий и сооружений для: 

• создания средств технологического оснащения для демонтажа оборудования, переработки и кондиционирования РАО; 
• организации временных хранилищ кондиционированных РАО;
• размещения и эксплуатации установок по переработке и кондиционированию РАО;
• организации складов, технопарков, площадок для фрагментации оборудования и т.д. (подробнее см. «Безопасность ядерных технологий и окружающей среды», №3-2011external link, opens in a new tab, с. 24-27).

Окончательный этап для этого энергоблока – ликвидация как «радиационного» объекта – начинается после завершения работ по выводу из эксплуатации на всех остальных энергоблоках, расположенных на площадке.

Для остальных энергоблоков АЭС, после их окончательного останова реализуется вариант вывода «немедленный демонтаж», с подготовкой освобождаемой площадки для повторного ограниченного или неограниченного использования, предпочтительно для строительства нового энергоблока АЭС.

В соответствии с разработанной ФГУП «ФЦЯРБ» объектовой концепцией вывода из эксплуатации первого-четвертого энергоблоков Билибинской АЭС оптимальным вариантом вывода из эксплуатации признано «немедленное захоронение на месте без периода сохранения под наблюдением». Только для этой электростанции концерна «Росэнергоатом» придусмотрено захоронение.

Данный вариант предусматривает демонтаж, фрагментацию, дезактивацию РАО с короткоживущими нуклидами с последующим захоронением в конструкциях главного корпуса. Долгоживущие РАО (радиоактивный графит) извлекаются, упаковываются и вывозятся в пункт захоронения, расположенный рядом с площадкой АЭС. Работы не предусматривают наличие периода «сохранение под наблюдением».

Пункт захоронения РАО на месте Билибинской АЭС создается путем формирования следующих барьеров безопасности:

• размещение РАО в фундаментных конструкциях главного корпуса;
• возведение над ними железобетонного «саркофага»;
• засыпка «саркофага» глиняно-пес­чано-гравийными мате­риалами с организацией водоупорных слоев; высота засыпки обеспечивает попадание саркофага в зону вечной мерзлоты – за счет выдерживания двукратной глубины оттаивания между поверхностью холма и конструкциями саркофага, а также послойной засыпки в течение нескольких (до пяти) лет, что гарантирует постепенное промерзание могильника. 

Выбор варианта вывода из эксплуатации для каждого блока на площадке многоблочной АЭС – сложный многокритериальный процесс. И в этом случае интегрирующим элементом, который на основе технико-экономического анализа внешних и внутренних условий существования многоблочной площадки АЭС обоснует выбор оптимального взаимоувязанного набора вариантов вывода из эксплуатации энергоблоков АЭС, расположенных на одной площадке,  является объектовая концепция вывода из эксплуатации.  С учетом дальнейшего развития площадки она должна обеспечить: 

• снижение затрат на вывод из эксплуатации и обращение с РАО;
• целевую подготовку площадки АЭС для дальнейшего коммерческого использования;
• снижение негативного социально-экономического воздействия вывода из эксплуатации на отрасль, население и региональные структуры. 

Правильный выбор сочетания вариантов вывода из эксплуатации всех энергоблоков АЭС на площадке позволит оптимизировать финансовые, материальные и трудовые затраты на осуществление такой деятельности и подготовить площадку АЭС для переработки и кондиционирования радиоактивных отходов и нового строительства замещающих мощностей при максимальном использовании существующей инфраструктуры.

В заключении хотелось бы отметить, что существующее мнение о том, что вывод из эксплуатации – просто ликвидация объекта и обращение с радиоактивными отходами, слишком упрощенно. Вывод из эксплуатации – это, прежде всего, эксплуатация оборудования, систем и сооружений, исчерпавших свой проектный срок службы и зачастую уже не выпускающихся промышленностью, для обеспечения безопасного вывода из эксплуатации. И этот аспект должен находить адекватное отражение при планировании вывода из эксплуатации.

Авторы

external link, opens in a new tab Зимин Владимир Константинович,external link, opens in a new tab руководитель научно-технического центра по выводу из эксплуатации АЭС	external link, opens in a new tab Корнеев Иван Иванович,external link, opens in a new tab начальник отдела

Всероссийский научно-исследовательский институт по эксплуатации атомных электростанций