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
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

Опыт Украины

Актуальная задача для атомной энергетикой Украины – выполнение работ по снятию с эксплуатации энергоблоков Чернобыльской АЭС.

Энергоблоки № 1, 2, 3 Чернобыльской АЭС находятся на этапе прекращения эксплуатации. Деятельность на этих блоках регламентируется условиями лицензии регулирующего органа Серии ЕО № 000040 от 22 марта 2002 года на право осуществления деятельности по снятию с эксплуатации ядерных установок Чернобыльской АЭС.

С 01 января 2010 года вступил в силу Закон Украины «Об Общегосударственной программе снятия с эксплуатации Чернобыльской АЭС и преобразования объекта «Укрытие» в экологически безопасную систему».

Ожидаемыми результатами выполнения Общегосударственной программы снятия с эксплуатации Чернобыльской АЭС и преобразования объекта «Укрытие» в экологически безопасную систему в период до 2013 года должны стать:

  • окончание работ по прекращению эксплуатации первого, второго и третьего энергоблоков Чернобыльской АЭС и начало работ по их окончательному закрытию и консервации;
  • создание эффективной системы обращения с радиоактивными отходами Чернобыльской АЭС;
  • окончание строительства и введение в эксплуатацию нового хранилища отработавшего ядерного топлива;
  • окончание строительства и введение в эксплуатацию конфайнмента (НБК) над объектом «Укрытие».

Также в рамках этой Общегосударственной программы должны быть обеспечены работы, связанные с разработкой проекта окончательного закрытия и консервации энергоблоков № 1, 2, 3 Чернобыльской АЭС, проекта вывода из эксплуатации пруда-охладителя, а также проектной документации по новым установкам по обращению с РАО, которые являются необходимыми в контексте снятия с эксплуатации Чернобыльской АЭС.

Радиоактивные отходы, которые накопились во время эксплуатации Чернобыльской АЭС, ликвидации аварии 1986 года, и те, которые образуются при осуществлении деятельности на этапе прекращения эксплуатации блоков № 1, 2, 3 и преобразовании объекта «Укрытие» в экологически безопасную систему, хранятся в существующих на площадке Чернобыльской АЭС хранилищах РАО: хранилище твердых РАО, хранилище жидких РАО, хранилище жидких и твердых РАО, или передаются на захоронение в хранилища пункта захоронения радиоактивных отходов «Буряковка» (ПЗРО «Буряковка»).

Система хранения жидких РАО состоит из связанных между собой специальными трубопроводами для перекачки жидких РАО хранилищ:

  • хранилища жидких РАО, рассчитанного на 26000 м3, в состав которого входят 5 приемочных баков емкостью 5000 м3 и 2 приемных бака емкостью 500 м3, изготовленных из коррозиестойкой стали;
  • хранилища жидких и твердых РАО, которое функционирует только в части хранения жидки РАО, рассчитанного на 12000 м3, в составе которого 12 приемочных баков на 1000 м3, изготовленных из коррозиестойкой стали;
  • склад временного хранения отработавшего радиоактивного масла, рассчитанного на 144 м3, который состоит из двух цистерн емкостью 72 м3.

В этих хранилищах находятся низко- и среднеактивные жидкие РАО:

  • кубовый остаток;
  • пульпа отработавших ионообменных смол;
  • пульпа перлита.

Твердые РАО Чернобыльской ЭС временно хранятся в хранилище твердых РАО первой, второй и третей групп активности. В 2003 году хранилище было закрыто для приема РАО, в связи с началом строительства промышленного комплекса по обращению с твердыми РАО, в составе которого сооружена установка по извлечению твердых РАО из этого хранилища (Лот 1). Общий объем накопленных в хранилище РАО, которые подлежат извлечению и дальнейшей переработке – 1096 м3 РАО первой группы, 926,5 м3 – второй группы, 506,93 м3 – третей группы.

Низко- и среднеактивные РАО, которые образуются в рамках работ по прекращению эксплуатации энергоблоков и во время осуществления деятельности по преобразованию объекта «Укрытие» в экологически безопасную систему, передаются на захоронение в хранилище ПЗРО «Буряковка».

Высокоактивные отходы собирают в спецконтейнеры (КТЗВ-0.2) и размещают во временном хранилище твердых высокоактвных отходов, организованном в помещении бывшего склада свежего ядерного топлива на площадке Чернобыльской АЭС.

Создание объектов инфраструктуры по обращению с РАО Чернобыльской АЭС

В рамках снятия с эксплуатации Чернобыльской АЭС осуществляется строительство объектов для обращения с РАО Чернобыльской АЭС – завода по переработке жидких радиоактивных отходов (ЗПЖРО) и объектов промышленного комплекса по обращению с твердыми радиоактивными отходами (ПКОТРО). Эти объекты должны обеспечить освобождение существующих на Чернобыльской АЭС хранилищ от накопленных РАО, переработку РАО до состояния пригодного для захоронения, а также осуществить безопасное захоронение упаковок РАО в приповерхностном хранилище и временное хранение долгосуществующих и высокоактивных РАО, которые подлежат захоронению в геологическом хранилище.

Согласно «Интегрированной программе обращения с радиоактивными отходами на этапе прекращения эксплуатации Чернобыльской АЭС и преобразования объекта «Укрытие» в экологически безопасную систему» запланирован ряд дополнительных объектов, предназначенных для обращения с РАО, в том числе: завод по производству контейнеров и упаковок РАО, строительство которого уже завершается; участок складирования, фрагментации и дезактивации демонтированного оборудования и других РАО; установка для предварительной обработки жидких РАО для извлечения трансурановых и органических веществ, с целью обеспечения возможности переработки жидких РАО объекта «Укрытие» на ЗПЖРО; комплекс по переработке радиоактивно загрязненного металла и т.д.

Завод по переработке жидких радиоактивных отходов (ЗПЖРО)

Финансирование реализации проекта осуществляется за счет средств стран-доноров, аккумулированных на Счету ядерной безопасности ЕБРР.

Работы по завершению проекта ЗПЖРО были возобновлены в 2007 году согласно «Стратегии завершения завода по переработке жидких радиоактивных отходов», одобренной Ассамблеей доноров Счета ядерной безопасности ЕБРР. Завершение проекта осуществляется Чернобыльской АЭС с привлечением отечественных предприятий.

Помещение и основное оборудование ЗПЖРО были сооружены еще до 2006 года. Однако, анализ проекта, который был проведен в 2009 году, выявил ряд недостатков проекта, для устранения которых необходимо внести соответствующие изменения и модификации к проекту. В разработанном Чернобыльской АЭС и согласованном Госатомрегулированием Украины техническом решении по изменениям к проекту ЗПЖРО определена необходимость внести 22 модификации. В частности, модификации, которые связанны с вопросами радиационной безопасности, касаются систем радиационного контроля, экранирования, дезактивации, вентиляции, автоматизированного управления и т.д. Было признано неэффективным оборудование для извлечения жидких РАО из существующих хранилищ и передачи их в ЗПЖРО, и согласовано применение существующей на Чернобыльской АЭС системы транспортирования жидких РАО с использованием сжатого воздуха.

В течение всего периода, начиная с 2006 года, пока объект находится в состоянии незавершенного строительства, с целью поддержания оборудования и помещения ЗПЖРО в рабочем состоянии, силами Чернобыльской АЭС осуществляется эксплуатационное обслуживание систем и оборудования.

Промышленный комплекс по обращению с твердыми радиоактивными отходами (ПКОТРО) объединяет в своем составе:

Лот 1 – Установка извлечения твердых РАО, предназначена для извлечения твердых РАО из существующего хранилища твердых РАО Чернобыльской АЭС, и отправки РАО на переработку в Лот 2.

Лот 2 – Завод по переработке твердых РАО, предназначен для сортировки твердых РАО всех категорий и переработки (фрагментации, сжигания, прессования, цементирования) низко- и среднеактивных короткосуществующих твердых РАО, извлеченных из Лота 1, а также отходов от снятия с эксплуатации Чернобыльской АЭС и преобразования объекта «Укрытие» в экологически безопасную систему. На Лоте 2 также предусмотрена упаковка долгосуществующих и высокоактивных РАО, которые будут образовываться при сортировке, и транспортировке этих упаковок на хранение во временное хранилище Лот 0.

Лот 0 – Временное хранилище низко- и среднеактивных долгосуществующих и высокоактивных РАО. Временное хранилище, предназначено для промежуточного (в течение 30 лет) хранения долгосуществующих и высокоактивных РАО, которые будут образовываться в процессе сортировки на Лот 2, а также во время реализации подготовительных работ по строительству Нового безопасного конфайнмента объекта «Укрытие». Это хранилище создано путем реконструкции и переоборудования помещения, находящегося на верхних отметках хранилища жидких и твердых РАО ЧАЭС, которое до этого времени не эксплуатировалось.

Лот 3 – СОПХТРО – Специально оборудованное приповерхностное хранилище для захоронения твердых РАО (кондиционированных на заводах по переработке жидких и твердых РАО), построено на площадке комплекса производств «Вектор».

Финансирование проекта осуществляется со стороны Европейской Комиссии в рамках программы TACIS и взноса из государственного бюджета Украины.

13 мая 2010 года регулирующим органом было выдано Отдельное письменное разрешение №000040/3 на введение в эксплуатацию Лотов 1, 2 в рамках реализации первого этапа введения в эксплуатацию (испытания с радиоактивными отходами, которые находятся в герметичных упаковках, с заранее известными характеристиками).

10 декабря 2010 года регулирующим органом видано Отдельное разрешение № 000040/4 на эксплуатацию Временного хранилища – Лот 0.

Разрешение дает право осуществлять работы по эксплуатации Лот 0, связанные с приемкой, хранением упаковок с РАО до полной загрузки отсеков хранилища. В будущем, принимая во внимание темпы наполнения отсеков, но не позднее чем через 10 лет, Чернобыльская АЭС должна выполнить переоценку безопасности хранилища, по результатам которой будет определен срок хранения упаковок РАО в хранилище после полной его загрузки.

Один из основных вопросов безопасности эксплуатации временного хранилища – обеспечение надежности контейнеров для соответствующих типов РАО (165- и 200 литровых бочек) с учетом условий хранения и срока эксплуатации хранилища. Бочки для хранения РАО Чернобыльская АЭС планирует производить на заводе по производству контейнеров и упаковок РАО в соответствии с согласованными Госаторегулированием техническими условиями.

Лот 3 (СОПХТРО) вместительностью 50250 м3 предназначено для захоронения кондиционированных РАО Чернобыльской АЭС: бетонных контейнеров из Лота 2 и 200 л бочек с цементированными РАО из ЗПЖРО.

2 июля 2009 года ГСП «Техноцентр» выдана лицензия серии ЕО № 000894 на эксплуатацию 2-х отсеков СОПХТРО, сроком действия 5 лет. В 2010 году эксплуатирующая организация – ГСП «Техноцентр» продолжала выполнение особых условий лицензии, которые должны бать выполнены до начала приемки РАО на захоронение, а именно:

  • мероприятия по выполнению «Программы мероприятий по обследованию и устранению поступлений воды под хранилище СОПХТРО»;
  • расчеты и оценки сейсмической стабильности, допустимых величин просадок и деформаций конструкций СОПХТРО и соответствующий анализ обеспечения выполнения конструкциями и системами, размещенными под хранилищем, функций, предусмотренных проектом.

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.