Специалисты госкорпорации "Росатом" до конца 2018 года должны будут отработать технологию обращения с использовавшимся во многих отечественных ядерных реакторах и ставшим радиоактивным графитом, это одна из важных экологических задач, стоящих перед российской атомной отраслью. Апробация методики по демонтажу графитовых блоков будет проходить на одном из реакторов, ранее использовавшихся для наработки оружейного плутония.
Графит в качестве замедлителя и отражателя нейтронов использовался как в реакторах-наработчиках оружейного плутония и трития, так и в реакторах атомных энергоблоков первых поколений в разных странах мира. Создание эффективных технологий обращения с облученным в реакторах радиоактивным графитом — задача, которую надо решить, чтобы выводить из эксплуатации такие реакторы, в том числе на АЭС.
Графитовая проблема
На территории России было в разное время построено 13 промышленных уран-графитовых реакторов (ПУГР) для наработки оружейного плутония и трития, уран-графитовый реактор (УГР) АМ первой в мире Обнинской АЭС, два УГР АМБ-100 и АМБ-200 первой очереди Белоярской АЭС, четыре УГР ЭГП-6 Билибинской АЭС, одиннадцать реакторов РБМК Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС.
К настоящему моменту остановлены и ведутся работы по выводу из эксплуатации всех 13 ПУГР, реактора Обнинской АЭС и реакторов первой очереди Белоярской АЭС. Завершается срок эксплуатации энергетических реакторов РБМК и ЭГП-6. В ближайшем будущем перед Росатомом будут стоять масштабные задачи по выводу из эксплуатации всех этих реакторов.
Решение вопроса по окончательному обращению с реакторным графитом, то есть по его захоронению, осложняется как наличием в составе графитовых изделий долгоживущих радионуклидов (это, прежде всего, углерод-14 и хлор-36), так и значительными количествами реакторного графита. Суммарное количество облученного реакторного графита в России составляет около 55 тысяч тонн.
Постановка задачи
К настоящему моменту отсутствует практический опыт демонтажа энергетических уран-графитовых реакторов, конкретно их графитовых кладок, состоящих из отдельных блоков.
Для отработки технологий демонтажа графитовых блоков ранее были выбраны участки кладки реактора АДЭ-5, работавшего на предприятии Росатома АО "Сибирский химический комбинат" (Северск, Томская область). Этот реактор работал в 1965-2008 годах. Он предназначался не только для наработки оружейного плутония, но и для выработки электрической и тепловой энергии.
Предприятием Росатома "Опытно–демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов" (АО "ОДЦ УГР", Северск) в 2016 году была разработана последовательность технологических операций по извлечению блоков из графитовой кладки реактора АДЭ-5.
Как следует из материалов на сайте госзакупок, по результатам проведенного в нынешнем году конкурса "ОДЦ УГР" получил право на выполнение работ по теме "Опытно-промышленная реализация технологических решений по демонтажу графитовой кладки при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов".
План работ
Согласно календарному плану, в нынешнем году предстоит разработать конструкторскую документацию на нестандартное оборудование для демонтажа графитовой кладки (оно дополнит уже испытанную ранее технику). Кроме того, планируется разработать обоснование безопасности работ по извлечению графитовых блоков из кладки АДЭ-5.
В 2018 году планируется изготовить это нестандартное оборудование и протестировать его на макете, а также разработать программу извлечения графитовых блоков. Наконец, в течение осени будущего года предстоит отработать технологию демонтажа графитовой кладки непосредственно на реакторе АДЭ-5.
Как сообщалось ранее, "ОДЦ УГР" также отработает способ надежной изоляции радиоактивного графита с целью его глубинного захоронения.