Життєвий цикл будь-якої реакторної установки складається з етапів проектування, будівництва, експлуатації та виведення з експлуатації. Після того як проектний строк служби вичерпаний, реакторна установка повинна бути переведена у ядерно-безпечний стан і виведена з експлуатації. Припинення експлуатації може бути здійснене й з інших причин – економічних, експлуатаційних, технологічних або в результаті аварії.

«Загальні положення забезпечення безпеки при знятті з експлуатації атомних електростанцій та дослідницьких реакторів» (затверджені наказом Міністерства охорони навколишнього природного середовища та ядерної безпеки України № 2 від 09.01.1998) вводять наступні визначення:

Зняття з експлуатації – комплекс заходів після вилучення ядерного палива та припинення експлуатації установки, який робить неможливим її використання в цілях, для яких вона була споруджена, та забезпечує безпеку персоналу, населення та довкілля.

Припинення експлуатації – заключний етап експлуатації установки, який реалізується після прийняття рішення про зняття її з експлуатації та протягом якого вона приводиться до стану, коли ядерне паливо відсутнє на її території або, перебуваючи в межах цієї території, розміщене тільки у сховищах відпрацьованого ядерного палива, призначених для довгострокового безпечного зберігання.

Реакторні установки, виведені з експлуатації внаслідок аварії або серйозного інциденту

Країна
Енергоблоки
Тип реакторної установки
Потужність
(МВт)
Термін експлуатації
(років)
Закриття
Причина
Німеччина
Грайсвальд 5
VVER-440/V213
408
0.5
11/1989
Часткове плавлення активної зони
ГундреммінгенA
BWR
237
10
1/1977
Некоректна зупинка
Японія
Фукусіма Даічі 1
BWR
439
40
3/2011
Плавлення активної зони
Фукусіма Даічі 2
BWR
760
37
3/2011
Плавлення активної зони
Фукусіма Даічі 3
BWR
760
35
3/2011
Плавлення активної зони
Фукусіма Даічі 4
BWR
760
32
3/2011
 Закриття АЕС
Словаччина
Богуніце A1
Prot GCHWR
93
4
1977
Пошкодження активної зони внаслідок помилки при завантаженні ядерного палива
Іспанія
Ванделлос 1
GCR
480
18
середина
1990
Пожежа в турбіні
Швейцарія
Лусенс
Exp GCHWR
8
3
1966
Плавлення активної зони
Україна
Чорнобиль 4
RBMK LWGR
925
2
4/1986
Пожежа та розплавлення активної зони
США
Три Майл Айленд 2
PWR
880
1
3/1979
Часткове плавлення активної зони

Реакторні установки, виведені з експлуатації передчасно відповідно до політичного рішення

Країна
Енергоблоки
Тип реакторної
установки
Потужність
(МВт)
Термін
експлуатації
(років)
Закриття
Арменія
Метцамор 1
VVER-440/V270
376
13
1989
Болгарія
Козлодуй 1-2
VVER-440/V230
408
27, 28
12/2002
Козлодуй 3-4
VVER-440/V230
408
24, 26
12/2006
Франція
Супер Фенікс
FNR
1200
12
1999
Німеччина
Грайсвальд 1-4
VVER-440/V230
408
10, 12, 15, 16
1990
Мульхайм Каерліч
PWR
1219
2
1988
Рейнсберг
VVER-70/V210
62
24
1990
Італія
Каорзо
BWR
860
12
1986
Латіна
GCR
153
24
1987
Тріно
PWR
260
25
1987
Японія Фукусіма Даічі 5 BWR 760 33 2011
Фукусіма Даічі 6 BWR 1067 32 2011
Литва
Ігналіна 1
RBMK LWGR
1185
21
2005
Ігналіна 2
RBMK LWGR
1185
22
2009
Словаччина
Богуніце 1
VVER-440/V230
408
28
12/2006
Богуніце 2
VVER-440/V230
408
28
12/2008
Швеція
Барсебак 1
BWR
600
24
11/1999
Барсебак 2
BWR
600
28
5/2005
Україна
Чорнобиль 1
RBMK LWGR
740
19
12/1997
Чорнобиль 2
RBMK LWGR
925
12
1991
Чорнобиль 3
RBMK LWGR
925
19
12/2000
США
Шерегам
BWR
820
3
1989

Процес зняття установки з експлуатації поділяється на наступні етапи:

Остаточне закриття – етап зняття установки з експлуатації, протягом якого вона приводиться до стану, що виключає можливість використання даної установки в цілях, для яких вона була споруджена;

Консервація – етап зняття установки з експлуатації, під час якого вона приводиться до стану, що відповідає безпечному зберіганню протягом певного періоду джерел іонізуючих випромінювань;

Витримка – етап зняття установки з експлуатації, впродовж якого вона знаходиться в законсервованому стані, що відповідає безпечному зберіганню джерел іонізуючих випромінювань, які знаходяться в ній;

Демонтаж – етап зняття установки з експлуатації, протягом якого джерела іонізуючих випромінювань, які знаходяться в ній вилучаються з установки або розміщуються на її території у сховищах радіоактивних відходів.

Діяльність зі зняття з експлуатації підлягає державному регулюванню і здійснюється на підставі окремих дозволів. Зняттю установки з експлуатації передує етап припинення експлуатації. Головна мета цього етапу полягає у приведенні установки до стану, при якому ядерне паливо відсутнє на її території або, перебуваючи в межах цієї території, розміщено тільки у сховищах відпрацьованого ядерного палива, призначених для довгострокового безпечного зберігання. Діяльність на етапі припинення експлуатації здійснюється у рамках ліцензії на експлуатацію установки, проте реалізація цього етапу вимагає окремого дозволу регулюючого органу. Для отримання такого дозволу експлуатуюча організація має надати наступні документи:

  • програму припинення експлуатації установки;
  • звіт з аналізу безпеки;
  • зміни до технічного регламенту експлуатації установки.

Відповідно до вимог національних стандартів України ще на стадії проектування ядерної установки необхідно розробити концепцію зняття її з експлуатації. Початкова концепція зняття установки з експлуатації має бути надана експлуатуючою організацією при передачі документів для отримання ліцензії на будівництво. Концепція зняття установки з експлуатації повинна переглядатися з урахуванням досвіду ведення робіт та отримання нових знань з окресленого питання.

Зняття установки з експлуатації здійснюється відповідно до схваленого регулюючим органом – проектом зняття з експлуатації, який включає програму радіаційного захисту, програму поводження з РАВ, програму забезпечення якості, план заходів на випадок радіаційної аварії і план заходів з фізичного захисту установки.

Ліцензія на зняття з експлуатації установки передбачає отримання окремих дозволів на реалізацію кожного етапу зняття установки з експлуатації.

Для кожного етапу зняття установки з експлуатації органами Державного санітарного нагляду повинен бути оформлений санітарний паспорт установки. Санітарний паспорт має містити основні санітарні, радіаційні та дозиметричні характеристики установки, що знімається з експлуатації, які дозволяють визначити рівень радіаційної безпеки для персоналу, населення та навколишнього природного середовища.

По завершенню етапу припинення експлуатації установки, а також кожного етапу зняття установки з експлуатації експлуатуюча організація надає до регулюючого органу звіт з інформацією про проведені на даному етапі роботах. Звіт повинен містити відомості про радіаційний та інші небезпечні впливи на персонал, населення та оточуюче середовище й докази того, що установка приведена до запланованого проектом стану.

Відповідно до рекомендацій МАГАТЕ існують три варіанти зняття АЕС з експлуатації: зберігання АЕС під наглядом; захоронення; ліквідація.

Варіант «зберігання під наглядом» передбачає стан, при якому реакторну установку і решту радіоактивних систем і обладнання консервують, ізолюють від зовнішнього середовища і підтримують в безпечному стані з послідовною дезактивацією до рівня, що дозволяє її необмежене використання у майбутньому. При реалізації цього варіанту можливе виконання підготовчих робіт, демонтаж, видалення чистого та низькоактивного обладнання з їх наступною утилізацією й переробкою, перепрофілювання приміщень, будівель і споруд, послідовна переробка низькоактивних РАВ, здійснення часткової дезактивації тощо.

При «захороненні» найнебезпечніші радіоактивні вузли, в тому числі реактор, обладнання першого контуру та ін., розміщують в оболонці, наприклад, з бетону, і витримують доки в результаті розпаду радіонуклідів їх випромінювання не досягне прийнятного рівня. При цьому варіанті використовується властивість самоліквідації активності в результаті радіоактивного розпаду. Також можливе виконання робіт з часткової дезактивації приміщень, демонтажу й утилізації обладнання, що знаходиться поза герметичною зоною, й інших видів діяльності, що не призводять до порушення цілісності зазначених бар’єрів.

Варіант «ліквідація» передбачає досягнення можливих двох стадій кінцевого стану реакторної установки. Звільнення майданчика передбачає демонтаж обладнання, будівель і споруд, не призначених для подальшого використання, переробку та вивезення усіх РАВ з майданчика реакторної установки й доведення майданчика до стану, придатного для потреб ядерної енергетики, наприклад, для будівництва нового енергоблоку або сховища РАВ. Такий стан майданчика називають «коричнева галявина».

Турбінний цех на АЕС Грайсвальд (Німеччина)до виведення АЕС з експлуатації

Турбінний цех на АЕС Грайсвальд (Німеччина) після демонтажу обладнання

Стан майданчика у вигляді «зеленої галявини» передбачає демонтаж будівель і споруд реакторної установки, переробку, пакування та видалення радіоактивних і нерадіоактивних відходів, рекультивацію вивільненої території для її необмеженого подальшого використання.

Виведення з експлуатації конкретної установки визначається національними особливостями й залежить від технічно-економічних, соціально-політичних й інших аспектів.
Витрати на виведення АЕС з експлуатації, окрім таких пунктів, як потужність енергоблока, термін його служби та час до остаточної зупинки, залежать також від багатьох інших факторів (в основному це тип і стан ядерної енергетичної установки, проблеми, пов’язані з обробкою та зберіганням залишкових матеріалів, граничні нормативи радіаційного захисту, методика отримання ліцензій, витрати на персонал, графік робіт).

За приблизними оцінками, загальні витрати на виведення з експлуатації та демонтаж одного ядерного енергоблока можуть скласти від 20 % до 30% витрат, необхідних для будівництва нового енергоблока. Суттєвий вплив на витрати чинять національні особливості – до них належать обсяг необхідних робіт, а також спосіб поводження з РАВ. Загальні витрати багато в чому залежать від кількості РАВ, методів їх переробки тощо.

Витрати на виведення з експлуатації енергоблоків АЕС

АЕС, країна
Тип реактора, потужність,
МВт
Вартість,
$ млн.
Примітки
1
Біг-Рок Пойнт, США
BWR, 70
25,0
Після вивантаження ВЯП корпус реактора вивезений. Загальна маса РАВ склала 290 т. На майданчику залишилось сховище ВЯП площею 43,3 га. Площа АЕС складала 182,2 га.
2
Форт Сeнт-Врейн,
США
HTGR, 330
173,9
Варіант негайного демонтажу. Переобладнана у газотурбінну станцію.
3
Токай Мура,
Японія
GCR, 166
772,5
Демонтаж почався у 2001 р., буде завершений у 2017 р. У ході демонтажу створиться 177 тис. т РАВ, в тому числі 18 тис. т високоактивних.
4
Штаде,
Німеччина
PWR, 672
668,4
Перша АЕС, що виводиться з експлуатації після прийняття закону про відмову від ядерної енергетики. Паливо буде відправлене на переробку до Франції. З 300 чол. персоналу на демонтажних роботах залишилось 150.
5
Бібліс-А, Німеччина
PWR, 1225
141,2
Витрати на повну ліквідацію енергоблока.
6
Ловііза-1, Фінляндія
ВВЭР, 440
166,5
Витрати на повну ліквідацію енергоблока.

Джерела:

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. О.Э.Муратов, М.Н.Тихонов. Снятие АЭС с эксплуатации: проблемы и пути решения // Агенство ПроАтом
3. Decommissioning Nuclear Facilities // World Nuclear Association