proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Атомный год 2016
  Агентство  ПРоАтом. 20 ЛЕТ с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





Обсудим?!
Сроки строительства блоков АЭС в РФ выросли до 10 лет. Причины?
Спешка не требуется
Плохая организация на площадке
Слабый контроль со стороны Заказчика
Некачественный проект
Брак комплектующих в поставках
Другое

Результаты
Другие опросы
Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия» и сайта proatom.ru. Информация: (812) 438-32-77, E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
PRo Рекламу

[07/07/2017]     Безопасный демонтаж Игналинской АЭС – проблема Европы

Владимир Кузнецов, г. Висагинас, Литовская республика, ветеран АЭП, бывший зам. нач. РЦ ЛАЭС, ИАЭС, ЧАЭС, бывший нач. Лаборатории топлива ИАЭС, vladimir@tts.lt , моб. +370 8 61462378.

Минсредмаш СССР в 1970 – 1987 годах на территории Литовской ССР построил Игналинскую АЭС с 2-мя мощнейшими (1500 МВт) атомными энергоблоками, которые безаварийно и надежно отработала 26 лет, покрывая потребности в дешевой электроэнергии не только своей страны, но и продавая ее соседним: Белоруссии, Латвии, Эстонии, Калининградской области РФ.



Это была современная АЭС, оснащенными Башнями локализации аварий, Системами аварийного расхолаживания, Системой ремонтного расхолаживания, современными вычислительными комплексами и другим более совершенным оборудованием, чем серийные АЭС с РБМК-1000. 

До исчерпания полного ресурса, ИАЭС могла работать еще не менее 20-ти лет. Однако, при вступлении в ЕС, Литва согласилась закрыть ИАЭС с, якобы, «опасными реакторами Чернобыльского типа». Так, по политическим мотивам (основным из которых является независимость от РФ - единственного в мире поставщика ядерного топлива для РБМК). 

ИАЭС в период с 2004 по 2009 годы была остановлена и переведена в разряд ядерного наследия с обременением бюджета ЕС до 2038 г., и бюджета собственного государства на многие годы (примерно на 50 – 80  лет). 

Правительством Литвы в 2002 г. была принята стратегия «немедленного вывода энергоблоков из эксплуатации до состояния «коричневой лужайки» с освобождением всех зданий от оборудования для возможного использования другим бизнесом. При этом, реактор №1 должен был быть демонтирован к 2025 г., а реактор №2 – к 2030 г. Это научно-технически и экологически не обоснованное политическое решение, без технологической проработки, учета новизны, впервые в мире выполняемых опасных для природы и человека работ, и не подкрепленное созданием необходимого механизма его реализации.

Сегодня никто в мире не знает как безопасно для окружающей среды и человека разобрать реактор типа РБМК с большим количеством (1800 т) Облученного Реакторного Графита (ОРГ), содержащего радиоуглерод С-14. Он  легко распространяющийся, усваиваемый живыми организмами в природе, и имеющий период полураспада 5700 лет. Кроме того с облученным графитом связана и опасность радиоактивного хлора Cl-36 с периодом полураспада 300.000 лет, легко растворяемым в воде, а также, трития H-3, от которого защиты практически нет. 

Поэтому, и не только, ни в одной стране мира не выполнялись работы по разборке графитовых кладок даже маленьких исследовательских уран-графитовых реакторов. Образующаяся в процессе разборки кладки, графитовая пыль поступит в окружающую среду через фильтры системы вентиляции с коэффициентом очистки 99,99 %, т. е. природа получит 0, 01 % С-14. Это при новом фильтре, но он не всегда остается новым и коэффициент очистки снижается, а выброс С-14 в природную среду возрастает. Седьмая версия "Окончательного Плана Снятия с Эксплуатации ИАЭС - 2014", предполагает разборку графитовой кладки с 2025 по 2038 годы. Это означает, что в течение этих 13 лет в ОС может поступить значительное количество техногенного и биологически значимого С-14. Поэтому, в этот период важно организовать независимый международный контроль не только над инженерными барьерами поступления в природу С-14, Cl-36 и H-3, но и комплексный экологический мониторинг среды обитания  в районе выводимой ИАЭС. 

Из-за наличия этих потенциально опасных и сложно регистрируемых радионуклидов, сегодня никто в мире, не разбирает графитовые кладки снятых с эксплуатации реакторов. Литва, в нарушение Орхусской конвенции (о доступе к экологической информации) и Эспо–конвенции (об оценке воздействия на окружающую среду в трансграничном контексте) пока не проинформировала своих граждан и соседние страны о планах обращения с облученным графитом и отработавшим ядерным топливом (ОЯТ). Фактически, эту проблему мы передадим будущим поколениям.

МАГАТЭ, реально оценило потенциальную опасность, сложившуюся в мире с обращением, утилизацией и окончательным захоронением ОРГ остановленных научно-исследовательских, промышленных и энергетических уран-графитовых реакторов.  В феврале 2017 года  МАГАТЭ поддержало идею создания в РФ международного центра по отработке технологий по обращению ОРГ. Такой центр был создан на базе Томского Опытно-демонстрационного центра вывода из эксплуатации уран-графитовых реакторов" (ОДЦ УГР). В этом проекте GRAPA участвуют, также, Германия и Франция. Планируется, что в течение трех лет ОДЦ разработает промышленную технологию безопасного обращения с ОРГ.

Из-за высоких  уровней радиоактивности разборка графитовой кладки не может выполняться человеком, это должны делать уникальные роботы, которых необходимо создать и обучить. Для разборки графитовых кладок РБМК потребуется проектирование и строительство полномасштабного тренажера с разработкой соответствующих компьютерных программ и обучения роботизированного комплекса и операторов. 

В отличие от Литвы, на Чернобыльской АЭС все три оставшиеся реактора РБМК с выгруженным топливом, находятся в ожидании реализации стратегии отложенного демонтажа. Аналогичное решение по отложенному демонтажу реакторов РБМК принято и в РФ. Он будет выполняться после выработки продленных ресурсов работы реакторов и установленного времени выдержки перед демонтажом. 

Немедленный демонтаж реакторов РБМК на Игналинской АЭС -  это, фактически, первый в мире пилотный проект. Он имеет не до конца оцененные и потому неоправданные риски загрязнения окружающей среды и облучения людей. 

Министерству Энергетики Литвы целесообразно дождаться реализации международного проекта «GRAPA» и, с учетом его результатов, пересмотреть ранее принятую, высоко затратную стратегию с разборкой графитовых кладок реакторов и их приповерхностного временного хранения. Разборка и утилизация графитовой кладки реакторов – это риски неизбежного негативного воздействия на протяжении столетий на окружающую среду и жителей Литвы, Латвии, Беларуси и других соседей. 

Учитывая расположение графитовой кладки реакторов ИАЭС на отметке +6,0 м от рельефа местности, считаю целесообразным не разбирать графитовую кладку реакторов, а захоронить на месте, т. е. применить «беспыльную» и недорогую технологию – «Зеленый курган» с использованием местных глин и песка. Опасность разноса С-14 грунтовыми потоками воды на высоте 6,0 м исключена. При этом, Литва и соседние государства будут защищены от техногенного заражения С-14 и другими долгоживущими РАО. 

Долговременная изоляция ОРГ - не единственная пока нерешенная и передаваемая потомкам  проблема. Есть и другая, не менее важная проблема - обращение с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ). Обращение с ОЯТ обладает рядом специфических особенностей: 

1. Ядерная опасность (критичность). Ядерный (делящийся) материал, содержащийся в отработавших тепловыделяющих сборках (ОТВС), способен создавать критические конфигурации, как в нормальных условиях эксплуатации, так и в случаях аварий. Степень этой опасности тем выше, чем больше содержание в ОЯТ делящихся материалов (U-235, U-233 или Pu-239). Поэтому, при обращении с ОЯТ требования ядерной безопасности обычно предписывают анализ всех возможных штатных и аварийных ситуаций. При этом, эффективный коэффициент размножения нейтронов системы во всех неблагоприятных условиях и без учета выгорания не должен превышать 0,95 с учетом погрешности расчетов. 

2. Радиационная опасность. От ОТВС непрерывно исходит поток гамма и нейтронного излучения. Поэтому для обращения с ней требуется специальная защита и дистанционная техника. Активность 1 кг извлеченного из реактора топлива, обусловленная наличием в нем продуктов деления и активации, обычно составляет 100 тысяч Ки. В течение года, благодаря распаду короткоживущих радионуклидов, активность снижается до 1000 Ки. В последующие 10 лет уменьшается еще на порядок. В любом случае, ОЯТ относится к разряду долгоживущих высокоактивных отходов. Поэтому, любые операции с ним должны предусматривать соблюдение условий радиационной защиты и выполняться в условиях максимальной автоматизации производства. В Литве ОЯТ отнесено к РАО, не подлежащим переработке.

За 26 лет работы двух энергоблоков на Игналинской АЭС накоплено около 22.000 ОТВС. Это 2.500 тонн ОЯТ. Из них 16.000 ОТВС находятся  в бассейнах выдержки (БВ) и 1.134 ОТВС в остановленном реакторе № 2.  Из числа упомянутых в пеналах БВ хранятся около 700 ОТВС, имеющих негерметичные оболочки ТВЭЛов. Это означает контакт двуокиси урана негерметичных ТВЭЛов с водой и свободный выход радиоактивных газов в ОС. Кроме этого в БВ беспенально (!), с нарушением "Правил безопасности при хранении и транспортировке ядерного топлива  на комплексах систем хранения и обращения с отработавшим ядерным топливом" хранятся подвешенными на стальных тросах 57 тяжело поврежденных ОТВС с кривизной до 400 мм. Это не позволяет выполнить их разделку по штатной технологии в Горячей Камере (ГК).

Как проблема с захоронением ОРГ, так и проблемы с захоронением ОЯТ могут быть успешно и безопасно решены сегодня, без передачи их потомкам. Для этого необходимо применить сравнительно новую технологию Горячего Изостатического Прессования (ГИП). Процесс ГИП применяется в настоящее время и в атомной энергетике (в основном, во Франции, Украине и России) для надежного диффузионного соединения разнородных материалов. 

Современные установки для ГИП - газостаты, имеющиеся в РФ, позволяют обрабатывать при давлениях рабочего инертного газа (аргона) до 200 MPa и температурах до 1300°С изделия и детали или пакеты изделий габаритами до 1200 мм и высотой до 2000 мм.

В соответствии с приведенными требованиями предлагается обеспечить надёжную герметизацию с помощью ГИП поврежденные ОТВС с иммобилизационным материалом   в специальных защитных пеналах.  Существующие  опыт и научные знания в области ГИП, основанные на математическом моделировании процессов консолидации и формоизменения оболочек с порошковым материалом внутри, позволяют при минимуме  дорогих экспериментов оптимизировать все параметры процесса и конструкции пенала. Пенал предполагается изготавливать из нержавеющей стали с толщиной стенки ~3-5 мм.  Размеры пенала должны обеспечивать свободное с некоторым запасом расположение в нём нескольких пучков ОТВС. Принципиально важно, чтобы торцевые крышки пенала были изготовлены целиковыми и одевались на корпус пенала внахлёст. Тогда, при дальнейшей монолитизации содержимого пенала ГИПом герметичность его будет обеспечиваться не только  сварными швами, но и сращиванием стенок цилиндрических поверхностей крышек и корпуса пенала. 

В качестве иммобилизационного материала здесь желательно использовать борсодержащие порошки, способные под действием вибрации заполнять всё свободное пространство, подобно жидкости и поглощать нейтроны. Засыпку в пенал порошка предполагается производить через специальную трубку, расположенную в верхней крышке пенала. Она же будет служить для удаления вакуумом остаточного воздуха. По завершению этих операций засыпная трубка будет пережиматься и герметизироваться по существующей отработанной технологии.

Все операции по снаряжению пеналов борсодержащим порошком должны производиться на местах хранения  ОТВС, после чего герметизированные пеналы должны транспортироваться в единый центр, где производится их монолитизация в газостате. Газостат для упаковки ОЯТ должен работать в пределах указанных выше параметров температуры и давления, которые могут быть уточнены при предварительных испытаниях. Газостатов высотой в 4 м не существует. Он должен быть специально спроектирован и изготовлен для поставленных целей. Это не представляется технически сложным делом. Ориентировочная стоимость  газостата составляет ~ $10 млн. В рабочих условиях газостата за счёт всестороннего – изостатического сдавливания и высокой пластичности материалов при высокой температуре всё содержимое герметизированного пенала будет монолитизироваться.

Пенал после ГИП обработки станет непроницаем для выхода из него радиоактивных продуктов деления. На их пути станут 4 преграды: монолитизированная двуокись урана, циркониевые трубки ТВЭЛов, залечившие свои трещины, монолитизированный материал порошка борсодержащей засыпки и внешняя оболочка пенала из нержавеющей стали. Помимо этого, пеналы обретут твёрдость и прочность, а также снизят поток гамма и нейтронного излучения, испускаемого герметизированной ОТВС.

Относительно производительности газостата можно сделать следующие приблизительные оценки. Если принять наружный диаметр пенала 250 мм, то в него можно загрузить 7 - 8 пучков ОТВС РБМК длиной 3,5 м. На ИАЭС в помещениях системы локализации аварий и отсеках БВ имеется около 700 т листовой нержавеющей стали, пригодной для изготовления на месте пеналов для упаковки пучков ОТВС перед их ГИП.  Также имеются тысячи свободных нержавеющих пеналов для хранения ОТВС. Этого количества нержавеющего металла вполне достаточно для упаковки всего ОЯТ.

За одну загрузку, занимающую по времени ~ 5 - 7 час, можно обработать вес около 0,5 т. Если оценить вес одного пенала в 0,5 т, то за сутки можно обработать ~12 ОТВС. Производительности одного газостата достаточно для решения проблемы безопасного и долгосрочного хранения ОЯТ в Литве за 2 - 3 года. 

Хранение этих монолитных пеналов не представляет опасности как при пожаре, так и взрыве. Если учесть, что по прогнозам атомных экспертов через 50 - 60 лет сложится дефицит мировой добычи природного U-235, то Литва может на мировом рынке реализовать хранящийся  U-235 в количестве ~ 2.500 кг и Pu-239  в количестве ~ 1000 кг.

Литовская Республика, с населением менее 3-х миллионов человек, не располагает ресурсами, достаточными для решения вышеупомянутых научных, конструкторских, технических и финансовых проблем. Нет научной базы и соответствующих кадров, нет опытных экспертов по ядерным технологиям, не создан механизм реализации принятых планов ликвидации ядерного наследия, не разработана комплексная Программа снятия с эксплуатации АЭС с РБМК. 

Приглашаю  международное профессиональное ядерное и экологическое сообщество, МАГАТЭ, власти Литвы, заинтересованную общественность обсудить возможность реализации сценария «Зеленый курган» для безопасного и надежного захоронения энергоблоков с уран-графитовыми реакторами и сценария ГИП для решения проблем с безопасным и длительным хранением ОЯТ. 

Для решения этих проблем необходимо создать в Висагинасе Международный Опытно-демонстрационный Центр по ликвидации АЭС с реакторами типа РБМК. Полученный опыт может быть использован при ликвидации 11-ти реакторов в РФ, 3-х реакторов на Украине и других остановленных уран-графитовых реакторов в мире.

 

 
Связанные ссылки
· Больше про Обращение с РАО и ОЯТ
· Новость от Proatom


Самая читаемая статья: Обращение с РАО и ОЯТ:
Снятие АЭС с эксплуатации: проблемы и пути решения

Рейтинг статьи
Средняя оценка: 3.87
Ответов: 8


Пожалуйста, проголосуйте за эту статью:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

Извините, комментарии не разрешены для этой статьи.





Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(812)438-3277
E-mail: info@proatom.ru, webmaster@proatom.ru. Разрешение на перепечатку.
Сайт построен на основе технологии PHP-Nuke. Открытие страницы: 0.07 секунды
Рейтинг@Mail.ru