Жизненный цикл любой реакторной установки состоит из этапов проектирования, строительства, эксплуатации и вывода из эксплуатации. После исчерпания проектного срока службы реакторная установка должна быть переведена в ядерно-безопасное состояние и выведена из эксплуатации. Прекращение эксплуатации может быть осуществлено и по другим причинам – экономическим, эксплуатационным, технологическим или в результате крупной аварии.

«Общие положения обеспечения безопасности при снятии с эксплуатации АЭС и исследовательских реакторов» (утвержденные приказом Министерства охраны окружающей природной среды и ядерной безопасности Украины № 2 от 09.01.1998) вводят следующие определения:

Снятие с эксплуатации – комплекс мероприятий после удаления ядерного топлива и прекращения эксплуатации установки, исключающий использование установки в целях, для которых она была построена, и обеспечивающий безопасность персонала, населения и окружающей природной среды.

Прекращение эксплуатации – заключительный этап эксплуатации установки, реализуемый после принятия решения о снятии ее с эксплуатации, в течение которого эта установка приводится в состояние, отвечающее отсутствию ядерного топлива на занимаемой ею территории или его нахождению в пределах этой территории только в хранилищах ОЯТ, которые предназначены для долгосрочного безопасного хранения.

Реакторные установки, выведенные из эксплуатации вследствие аварии или серьёзного инцидента

Страна
Энергоблоки
Тип реакторной установки
Мощность
(МВт)
Период эксплуатации
(год)
Закрытие
Причина
Германия
Грайсвальд 5
VVER-440/V213
408
0.5
11/1989
Частичное плавление активной зоны
ГундреммингенA
BWR
237
10
1/1977
Некорректный останов
Япония
Фукусима Даичи1
BWR
439
40
3/2011
Плавление активной зоны
Фукусима
Даючи 2
BWR
760
37
3/2011
Плавление активной зоны
Фукусима
Даичи 3
BWR
760
35
3/2011
Плавление активной зоны
Фукусима
Даичи 4
BWR
760
32
3/2011
Закрытие АЭС
Словакия
БогуницеA1
Prot GCHWR
93
4
1977
Повреждение активной зоны вследствие ошибки при загрузке ядерного топлива
Испания
Ванделлос 1
GCR
480
18
середина 1990
Пожар в турбине
Швейцария
Лусенс
Exp GCHWR
8
3
1966
Плавление активной зоны
Украина
Чернобыль 4
RBMK LWGR
925
2
4/1986
Пожар и плавление активной зоны
США
Три Майл Айленд 2
PWR
880
1
3/1979
Частичное плавление активной зоны

Реакторные установки, выведенные из эксплуатации преждевременно согласно принятому политическому решению

Страна
Энергоблоки
Тип реакторной
установки
Мощность
(МВт)
Период
эксплуатации
(год)
Закрытие
Армения
Метцамор 1
VVER-440/V270
376
13
1989
Болгария
Козлодуй 1-2
VVER-440/V230
408
27, 28
12/2002
Козлодуй 3-4
VVER-440/V230
408
24, 26
12/2006
Франция
Супер Феникс
FNR
1200
12
1999
Германия
Грайсвальд 1-4
VVER-440/V230
408
10, 12, 15, 16
1990
Мульхайм Каерлич
PWR
1219
2
1988
Рейнсберг
VVER-70/V210
62
24
1990
Италия
Каорзо
BWR
860
12
1986
Латина
GCR
153
24
1987
Трино
PWR
260
25
1987
Литва
Игналина 1
RBMK LWGR
1185
21
2005
Игналина 2
RBMK LWGR
1185
22
2009
Словакия
Богунице 1
VVER-440/V230
408
28
12/2006
Богунице 2
VVER-440/V230
408
28
12/2008
Швеция
Барсебак 1
BWR
600
24
11/1999
Барсебак 2
BWR
600
28
5/2005
Украина
Чернобыль 1
RBMK LWGR
740
19
12/1997
Чернобыль 2
RBMK LWGR
925
12
1991
Чернобыль 3
RBMK LWGR
925
19
12/2000
США
Шерегам
BWR
820
3
1989

Процесс снятия установки с эксплуатации делится не следующие этапы:

Окончательное закрытие – этап снятия установки с эксплуатации, в течение которого она приводится в состояние, исключающее возможность использования данной установки в целях, для которых она была построена;

Консервация – этап снятия установки с эксплуатации, в течение которого она приводится в состояние, соответствующее безопасному хранению на протяжении определенного периода находящихся в ней источников ионизирующих излучений;

Выдержка – этап снятия установки с эксплуатации, в течение которого она находится в законсервированном состоянии, соответствующем безопасному хранению находящихся в ней источников ионизирующих излучений;

Демонтаж – этап снятия установки с эксплуатации, в течение которого находящиеся на установке источники ионизирующих излучений удаляются либо размещаются на территории в хранилищах РАО.

Деятельность по снятию с эксплуатации подлежит государственному регулированию и осуществляется на основе отдельных разрешений. Снятию установки с эксплуатации предшествует этап прекращения эксплуатации. Деятельность на этапе прекращения эксплуатации осуществляется в рамках лицензии на эксплуатацию установки, однако на реализацию этого этапа требуется отдельное разрешение регулирующего органа. Для получения такого разрешения эксплуатирующая организация должна представить следующие документы:

  • программу прекращения эксплуатации установки;
  • отче по анализу безопасности;
  • изменения к технологическому регламенту эксплуатации установки.

В соответствии с требованиями национальных стандартов Украины еще на стадии проектирования ядерной установки необходимо разработать концепцию снятия ее с эксплуатации. Начальная концепция снятия установки с эксплуатации должна быть предоставлена эксплуатирующей организацией при подаче документов для получения лицензии на строительство. Концепция снятия установки с эксплуатации должна пересматриваться с учетом опыта ведения работ и получения новых знаний о проблеме.

Снятие установки с эксплуатации осуществляется в соответствии с одобренным регулирующим органом – проектом снятия с эксплуатации, который включает программу радиационной защиты, программу обращения с РАО, программу обеспечения качества, план мероприятий на случай радиационной аварии и план мероприятий по физической защите установки.

Лицензия на снятие с эксплуатации установки предусматривает получение отдельных разрешений на реализацию каждого этапа снятия установки с эксплуатации.

Для каждого этапа снятия установки с эксплуатации органами Государственного санитарного надзора должен быть оформлен санитарный паспорт установки. Санитарный паспорт должен содержать основные санитарные, радиационные и дозиметрические характеристики установки, снимаемой с эксплуатации, позволяющие определить уровень радиационной безопасности для персонала, населения и окружающей природной среды.

По завершению этапа прекращения эксплуатации установки, а также каждого этапа снятия установки с эксплуатации эксплуатирующая организация предоставляет в регулирующий орган отчет, содержащий информацию о проведенных на данном этапе работах. В отчете должны быть представлены данные о радиационном и других опасных воздействиях на персонал, население и окружающую природную среду и доказательства того, что установка приведена в запланированное проектом состояние.

В соответствии с рекомендациями МАГАТЕ существуют три варианта снятия АЭС с эксплуатации: хранение АЭС под наблюдением; захоронение; ликвидация.

Вариант «хранение под наблюдением» предусматривает состояние, при котором реакторную установку и все остальные радиоактивные системы и оборудование консервируют, изолируют от внешней среды и поддерживают в безопасном состоянии с последовательной дезактивацией до уровня, позволяющего ее неограниченное использование в будущем. При осуществлении этого варианта возможно выполнение подготовительных работ, демонтаж, удаление чистого и низкоактивного оборудования с их последующей утилизацией и переработкой, перепрофилирование освобождаемых помещений, зданий и сооружений, последовательная переработка низкоактивных РАО, проведение частичной дезактивации и т.д.

В варианте «захоронение» наиболее опасные радиоактивные узлы, в том числе реактор, оборудование первого контура и др., заключают в оболочку, например, из бетона, и выдерживают до тех пор, пока в результате распада радионуклидов их излучение не достигнет приемлемого уровня. В этом варианте используется свойство самоликвидации активности в результате радиоактивного распада. Также возможно выполнение работ по частичной дезактивации помещений, демонтажу и утилизации оборудования, находящегося вне герметичной зоны, и других видов деятельности, не приводящих к нарушению целостности указанных барьеров.

Вариант «ликвидация» подразумевает достижение возможных двух стадий конечного состояния реакторной установки. Освобождение площадки предусматривает демонтаж оборудования, зданий и сооружений, не предназначенных для дальнейшего использования, переработку и вывоз всех РАО с площадки реакторной установки и доведение площадки до состояния, пригодного для нужд ядерной энергетики, например, для строительства нового энергоблока или хранилища РАО. Такое состояние площадки называют «коричневая лужайка».

Турбинный цех на АЭС Грайсвальд (Германия)до снятия АЭС с эксплуатации

Турбинный цех на АЭС Грайсвальд (Германия)после демонтажа оборудования

Состояние площадки в виде «зеленой лужайки» предусматривает демонтаж зданий и сооружений реакторной установки, переработку, упаковку и удаление радиоактивных и нерадиоактивных отходов, рекультивацию освободившейся территории для ее неограниченного дальнейшего использования.

Вывод из эксплуатации конкретной установки определяется национальными особенностями и зависит от технико-экономических, социально-политических и других аспектов.

Затраты на вывод АЭС из эксплуатации, помимо таких пунктов, как мощность энергоблока, срок его службы и время до окончательной остановки, зависят также от многих других факторов (в основном это тип и состояние ЯЭУ, проблемы, связанные с обработкой и хранением остаточных материалов, предельные нормативы радиационной защиты, методика получения лицензий, затраты на персонал, график работ).

По приблизительным оценкам, общие затраты на вывод из эксплуатации и демонтаж одного ядерного энергоблока составят от 20 до 30 % строительства сопоставимого нового. Существенное влияние на расходы оказывают национальные особенности – сюда относится объем требуемых работ, а также способы обращения с РАО. Общие затраты во многом зависят от количества РАО, методов их переработки и отделения от отходов, использование которых допускается.

Затраты на вывод из эксплуатации энергоблоков АЭС

АЭС, страна
Тип реактора, мощность,
МВт
Стоимость,
$ млн
Примечания
1
Биг-Рок Пойнт,
США
BWR, 70
25,0
После выгрузки ОЯТ корпус реактора вывезен. Общая масса РАО составила 290 т. На площадке осталось хранилище ОЯТ площадью 43,3 га. Площадь АЭС составляла 182,2 га.
2
Форт Сeнт-Врэйн,
США
HTGR, 330
173,9
Принят вариант немедленного демонтажа. Переоборудована в газотурбинную станцию.
3
Токай Мура,
Япония
GCR, 166
772,5
Демонтаж начат в 2001 г., будет завершен в 2017 г. В ходе демонтажа образуется 177 тыс. т РАО, в том числе 18 тыс. т высокоактивных.
4
Штаде,
Германия
PWR, 672
668,4
Первая АЭС, выводимая из эксплуатации после принятия закона об отказе от ЯЭ. Топливо будет отправлено на переработку во Францию. Из 300 чел. персонала на демонтажных работах осталось 150.
5
Библис-А, Германия
PWR, 1225
141,2
Затраты на полную ликвидацию энергоблока
6
Ловиса-1, Финляндия
ВВЭР, 440
166,5
Затраты на полную ликвидацию энергоблока

Источники:

1. Снятиe с эксплуатации ядерных энергетических установок / А.В.Носовский, В.Н. Васильченко, А.А.Ключников, Я.В.Ященко. – К.: Техніка, 2005. – С.27-39.
2. Доклад Госатомрегулирования Украины о состоянии ядерной и радиационной безопасности в 2010 году.
3. О.Э.Муратов, М.Н.Тихонов. Снятие АЭС с эксплуатации: проблемы и пути решения // Агенство ПроАтом.
4. Decommissioning Nuclear Facilities // World Nuclear Association.