Как показала мировая практика, вывод из
эксплуатации требует значительных интеллектуальных и материальных затрат,
сбалансированного планирования, специальной нормативно-правовой базы,
тщательной организации, координации и контроля работ, создания специальной
инфраструктуры, выработки инновационных инженерных решений и высокой
квалификации персонала.
Вопросы вывода из эксплуатации следует
рассматривать на самых ранних этапах развития этого цикла. В рамках работ по
получению первоначального официального разрешения для реакторной установки
разрабатывается план вывода из эксплуатации, показывающий возможность
осуществления вывода из эксплуатации и обеспечивающий уверенность в том, что
предусмотрены положения по покрытию связанных с этим расходов. При окончательной
остановке подготавливается план вывода из эксплуатации, подробно описывающий
стратегию вывода, порядок безопасного демонтажа реакторной установки,
мероприятия по обеспечению радиационной защиты работников и населения, меры по
решению проблем, связанных с экологическими последствиями, порядок обращения с
радиоактивными и нерадиоактивными материалами и процедуру прекращения действия
официального разрешения регулирующего органа для установки и площадки.
Показатели и характеристики конечного состояния
блока АЭС после вывода из эксплуатации должны обеспечить возможность его
освобождения из-под контроля органов государственного регулирования в части
радиационной безопасности с приведением занимаемой им территории в состояние,
пригодное для дальнейшего использования.
Анализ
ситуации
Жизненный цикл любой реакторной установки, в том числе и энергоблоков АЭС,
включает следующие основные стадии: размещение, проектирование, сооружение,
эксплуатацию, вывод из эксплуатации. Независимо от тенденций развития атомной
энергетики выводить из эксплуатации будет необходимо как действующие, так и
строящиеся и вновь проектируемые реакторные установки. Проблема вывода из
эксплуатации реакторных установок является объектом пристального внимания
стран, использующих ядерные технологии, и ряда международных организаций,
прежде всего таких, как МАГАТЭ (IAEA) и Агентство по ядерной энергии Организации
экономического сотрудничества и развития (NEA OECD).
По состоянию на декабрь 2023 года в мире
функционируют 416 ядерных реакторов. Из них почти 70% — старше 30 лет (25% —
старше 40 лет).
На декабрь 2023 года в мире
выведено из эксплуатации 225 энергоблоков АЭС.
Основными причинами вывода из эксплуатации АЭС, как правило, являются:
· исчерпание назначенного или
продленного срока эксплуатации;
· техническая невозможность
обеспечения дальнейшей безопасной эксплуатации;
· последствия аварии;
· экономическая нецелесообразность
проведения работ по модернизации;
· неконкурентоспособность АЭС на данном
рынке электроэнергии;
· политические причины
(демонстрации экологов, условия вступления в ЕС и т.п.)
Несколько европейских стран проводят политику поэтапного отказа от ядерной
энергии. Германия в 2022 году остановила последний работающий ядерный реактор,
Бельгия и Испания намерены полностью отказаться от атомной энергетики к
середине 2020-х-2030-х гг. Швейцария проголосовала за поэтапный отказ на
референдуме в 2017 г. Вопрос о поэтапном отказе от ядерной энергии обсуждается
в Швеции.
Великобритания остановила 36 реакторов, планируя заменить их новыми
ядерными и возобновляемыми мощностями. Франция закрыла 13 из 58 действующих
реакторов. Литва, Словакия и Болгария выводят из эксплуатации реакторы,
построенные СССР, чтобы соответствовать требованиям ЕС.
В США и Канаде остановлены 47 энергоблоков. В Канаде все 19 действующих
реакторов должны быть остановлены к концу 2030-х годов.
Распределение
эксплуатируемых реакторов США по возрасту (январь 2020 года).
Почти половина всех действующих реакторов в США имеют возраст 40 лет и
более. Все эти реакторы получили 20-летнее продление лицензии от американской
Комиссии по ядерному регулированию (NRC). Сроки действия этих лицензий истекают до 2050
г. и будут ли они продлены, неизвестно.
Распределение реакторов США по возрасту является
бимодальным, с режимами в 35 и 46 лет. Это означает, что будет две волны
остановок реакторов с интервалом в 10 лет. Сроки этих остановок будут зависеть
от решения NRC о продлении сроков службы стареющих реакторов. Это не учитывает
преждевременные отключения из-за неисправностей и банкротств. В большинстве
штатов США ядерная энергетика не получает субсидий на нулевые выбросы, поэтому
она не может конкурировать с дешевыми углеводородами и субсидируемыми
возобновляемыми источниками энергии.
В Северо-Восточной Азии находятся в состоянии
остановки 48 реакторных установок в Японии, 4 на Тайване и 2 в Южной Корее.
После инцидента на АЭС «Фукусима-1» Япония и Южная Корея повысили требования к
безопасности АЭС и обязались постепенно отказаться от использования атомной
энергии. В Японии были перезапущены 9 реакторов. 6 из них должны быть закрыты в
2020-2030-х годах. Южная Корея остановила 2 реактора, 6 из 24 действующих
реакторов должны быть выведены из эксплуатации в середине 2020-х годов.
По прогнозам Международного энергетического
агентства МЭА в ближайшие два десятилетия будет остановлено около 200
коммерческих реакторов. В среднем реактор может находиться в эксплуатации 50-80
лет. Это включает в себя на 50-100% продление первоначального срока службы.
Всемирная ядерная ассоциация сообщает, что к 2035 году объем рынка ядерного
вывода из эксплуатации достигнет $111 млрд.
Вывод ядерных объектов из эксплуатации становится
отдельной заметной отраслью атомной промышленности. Несколько компаний уже
сформировали международные консорциумы, специализирующиеся на выводе из
эксплуатации. Примерами таких консорциумов могут служить международная компания
по комплексному выводу из эксплуатации (Holtec и SNC Lavalin), партнеры по ускоренному выводу из эксплуатации
(Orano и NorthStar), Graphitech (EDF и Veolia). Консорциумы
нацелены на получение выгод от экономии за счет эффекта масштаба, обмена опытом
и объединения ресурсов. Другие компании формируют подразделения,
специализирующиеся на выводе из эксплуатации или приобретают подрядчиков по выводу из
эксплуатации.
В 2018 году американский Westinghouse и немецкий консорциум GNS Zerkon получили контракт на вывод из эксплуатации 6
реакторов в Германии. Контракт в рамках вывода из эксплуатации АЭС «Козлодуй» в
Болгарии был передан консорциуму Empresarios Agrupados/Nuvia (Испания/Великобритания). Немецкий Createc и российский Tenex участвовали в НИОКР
по выводу из эксплуатации АЭС «Фукусима Даичи».
Вывод из эксплуатации реакторных установок, как
любого ядерного или радиационно-опасного объекта, является неотъемлемой и
неотвратимой стадией его жизненного цикла. Сущность вывода из эксплуатации
состоит в последовательной реализации комплекса административных и технических
мер, имеющих целью прекращение всякой деятельности, связанной с функциональным
предназначением объекта, и его преобразование в экологически безопасное
состояние, не требующее контроля со стороны надзорных органов.
Планирование и реализация проекта по выводу из
эксплуатации представляют собой сложный и многопрофильный процесс, включающий
как технические, так и нетехнические аспекты и требующий своевременного и
эффективного менеджмента. Основным требованием безопасности при выводе из эксплуатации
является защита работников и населения от радиации в настоящее время и в
будущем. Это также включает в себя управление промышленными и не
радиологическими опасностями и охрану окружающей среды во время реализации
проекта и впоследствии.
На декабрь 2023 года из 226 остановленных энергоблоков в мире только 24
энергоблока полностью демонтированы.
В соответствии с НП-001-15 планирование вывода АС из эксплуатации при
размещении, проектировании и сооружении должно осуществляться путем разработки
и совершенствования концепции вывода АС из эксплуатации, которая должна быть
представлена в ООБ АС. Концепция вывода из эксплуатации блока АС - периодически
уточняемый (корректируемый) документ, сопровождающий АС в течение всего полного
жизненного цикла, содержащий общие (концептуальные) решения по обеспечению
вывода из эксплуатации блока АС. В нем рассматриваются возможные варианты
вывода из эксплуатации, предварительно определяются классы, категории и
количество РАО, которые будут образовываться при выводе из эксплуатации.
Представляемая в ООБ АС концепция вывода из эксплуатации блока АС должна
содержать выбранный (на основе сопоставления возможных вариантов вывода из
эксплуатации блока АС) вариант вывода из эксплуатации блока АС, а также
критерии и обоснование указанного выбора.
Комплексное решение проблем вывода из эксплуатации ядерных и
радиационно-опасных объектов, а также связанное с ним безопасное обращение с
отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами являются не только
важнейшими условиями обеспечения ядерной и радиационной безопасности при
использовании атомных электростанций, но также одним из необходимых условий
повышения эффективности и конкурентоспособности атомной энергетики и
промышленности в целом.
Росэнергоатом обладает уникальными компетенциями в
области вывода из эксплуатации и обращения с РАО, что позволяет предлагать их
на мировых рынках.
Кадр из фильма «Вывод из эксплуатации 1 и 2 блоков Нововоронежской АЭС.
Росатом»
Пилотный проект – вывод из эксплуатации блоков 1-2
Нововоронежской АЭС с завершением работ в 2035 году. Апробированный опыт будет
тиражироваться на все выводимые блоки АЭС.
Пути вывода из эксплуатации
МАГАТЭ выделяет две основные схемы вывода ядерных установок
из эксплуатации.
Первая условно названа «отложенный демонтаж» (deferred
dismantling). Из остановленного реактора удаляется топливо, он консервируется,
на площадке проводятся отдельные работы, а перед основными — демонтажем
установки — выдерживается длительная, до 100 лет, пауза. За это время
активность заметно снижается, что технически упрощает демонтаж объекта и
реабилитацию площадки.
Вторая схема — «немедленный демонтаж» (immediate
dismantling). В течение года-двух после закрытия начинается разбор установки с
помощью роботизированных, удаленно управляемых устройств. По этой схеме работы
можно закончить за 10–20 лет. Немедленный демонтаж в целом обходится дешевле,
чем отложенный, за счет снижения расходов на содержание площадки, эксплуатацию
систем безопасности, радиационный контроль.
Кадр из фильма «Вывод из эксплуатации 1 и 2 блоков Нововоронежской АЭС.
Росатом»
Кадр из фильма «Вывод из эксплуатации 1 и 2 блоков Нововоронежской АЭС.
Росатом»
Базовая стратегия вывода энергоблока
АЭС из эксплуатации – немедленный демонтаж.
На первом
(подготовительном) этапе, когда с блока удалены топливо и все РАО, производится
демонтаж турбин и крупногабаритного оборудования машзала.
Кадр из фильма «Вывод из эксплуатации 1 и 2 блоков Нововоронежской АЭС.
Росатом»
В рамках второго этапа
5-10 лет отводится на демонтаж, фрагментацию и дезактивацию оборудования
первого контура блока АЭС.
Кадр из фильма «Вывод из эксплуатации 1 и 2 блоков Нововоронежской АЭС.
Росатом»
Далее в течение 5 лет
производится разборка реактора и обращение с высокоактивными отходами, демонтаж
электротехнического оборудования и ликвидация хранилищ РАО.
Кадр из фильма «Вывод из эксплуатации 1 и 2 блоков Нововоронежской АЭС.
Росатом»
Далее 5 лет идет
ликвидация вспомогательных зданий и сооружений.
Кадр из фильма «Вывод из эксплуатации 1 и 2 блоков Нововоронежской АЭС.
Росатом»
С первого по двадцатый
годы осуществляется:
Кадр из фильма «Вывод из эксплуатации 1 и 2 блоков Нововоронежской АЭС.
Росатом»
Сортировка и переработка
твердых и жидких РАО.
Кадр из фильма «Вывод из эксплуатации 1 и 2 блоков Нововоронежской АЭС.
Росатом»
Дезактивация оборудования для возврата металла в
общепромышленный оборот (возможно вернуть до 90% металла).
Примеры выведенных из
эксплуатации АЭС
Обнинская АЭС
К 2000 году дальнейшая эксплуатация единственного
энергоблока Обнинской АЭС, безаварийно прослужившего 48 лет (на 18 лет дольше
запланированного срока), стала экономически нецелесообразна, и реактор был
заглушен 29 апреля 2002 года, а в сентябре выгружена последняя ТВС.
Отработанное топливо из реактора выгружено, но полный вывод из эксплуатации,
включающий в себя демонтаж и дезактивацию оборудования, отложен на
неопределённый срок.
В 2009 году по распоряжению Президента России на
базе Обнинской АЭС был создан музей атомной энергетики. На станции проводятся
многочисленные экскурсии школьников и студентов, её посещают иностранные делегации.
Экспозиция музея представляет собой источник наибольшего количества информации
об истории развития атомной отрасли. Электростанция является объектом
пристального внимания любителей развивающегося в мире «атомного туризма».
https://old.bigenc.ru/domestic_history/text/2282953
Работы по созданию музея Первой АЭС начались задолго до
останова ядерного реактора. После выхода приказа Министра атомной энергетики
Михайлова в 1997 году в ФЭИ была создана рабочая группа и даже Музейный клуб,
куда привлекли ученых, краеведов, подводников, педагогов и общественных
деятелей города. В 2002 году начался процесс вывода реактора из эксплуатации, а
в 2004-м Обнинская АЭС получила сертификат «Выдающийся памятник науки и
техники». В 2009 году Обнинской АЭС был присвоен статус Отраслевого
мемориального комплекса с образовательным центром, развернута первая
экспозиция, и станция начала принимать посетителей. Ежегодно Первую в мире
посещают около 5 тысяч экскурсантов — в основном школьники и студенты,
делегации из разных стран мира, экипажи атомных кораблей, а также сотрудники
корпоративной Академии Росатома, которых здесь посвящают в профессию.
Главная идея музея — не просто показать посетителям пульт управления и
настоящий атомный реактор, а донести мысль о том, что наша страна в период
разгара гонки вооружений, еще не оправившись от разрушительной войны, первой
продемонстрировала всему миру принципиально иное - мирное использование атомной
энергии.
https://old.bigenc.ru/domestic_history/text/2282953
АЭС Шорхэм
Атомная электростанция Шорхэм представляла собой
завершенный энергоблок с кипящим ядерным реактором мощностью 820 МВт от General
Electric типа 4 с использованием защитной оболочки Mark II.
Электростанция была построена с 1973
по 1984 год компанией Long Island Lighting Company (LILCO). Она располагалась
рядом с проливом Лонг-Айленд в Ист-Шорхэме, Нью-Йорк, недалеко от устья
небольшой реки, которая образует границу между городами Брукхейвен и Риверхед.
В начале 70-х это была в основном сельская местность в пределах 60 миль от
Манхэттена.
https://en.wikipedia.org/wiki/Shoreham_Nuclear_Power_Plant
Станция столкнулась со значительным противодействием
общественности после аварии на Три-Майл-Айленде в 1979 году и Чернобыльской
катастрофы в 1986 году. Прошли массовые протесты, и два десятка общественных
групп выступили против строительства станции. Первая небольшая демонстрация
против Шорхэма состоялась в июне 1976 года. 3 июня 1979 года после аварии на
Три-Майл-Айленде 15 000 протестующих собрались на крупнейшую демонстрацию в
истории Лонг-Айленда. 600 человек были арестованы, когда они перелезали через
ограждения станции.
Согласно опросу Newsday, в 1981 году 43 процента жителей
Лонг-Айленда выступали против строительства станции, к 1986 году это число
возросло до 74 процентов.
Проблемы LILCO усугубились правилами NRC после событий на
Три-Майл-Айленде, требующими, чтобы операторы атомных станций разрабатывали
планы эвакуации в сотрудничестве с правительствами штатов и местными органами
власти. Это побудило местных политиков присоединиться к растущей оппозиции
станции. Поскольку любая наземная эвакуация с острова потребовала бы
прохождения не менее 60 миль (97 км) обратно через Нью-Йорк, чтобы добраться до
его мостов, местные власти опасались, что остров не удастся безопасно
эвакуировать.
17 февраля 1983 года законодательный орган округа Саффолк
проголосовал (15 голосов за, 1 против) за резолюцию, в которой говорилось, что округ не
может быть безопасно эвакуирован в случае аварии в Шорхэме. Затем новоизбранный
губернатор Нью-Йорка Марио Куомо приказал государственным чиновникам не
утверждать какой-либо план эвакуации, спонсируемый LILCO, что фактически
помешало вводу АЭС в эксплуатацию.
В 1985 году LILCO получила федеральное разрешение на
испытания на малой мощности (5% мощности).
https://miraes.ru/aes-shorham-vetryanaya-energetika-ssha/
В период с 1985 по 1989 год, поскольку местные сообщества
продолжали отказываться подписывать необходимый план эвакуации, LILCO
предложила обратиться в Конгресс США с просьбой утвердить закон об эвакуации —
шаг, который ни к чему не привел.
К 1989 году стало очевидно, что план эвакуации не будет
принят и АЭС не сможет когда-либо открыться. 28 февраля 1989 года губернатор
Куомо и LILCO объявили о плане вывода из эксплуатации станции, который
предполагал, что государство возьмет станцию в свои руки, а затем установит
3-процентную надбавку к счетам за электроэнергию на Лонг-Айленде в течение 30
лет, чтобы погасить цену в 6 миллиардов долларов. 19 мая 1989 года LILCO
согласилась не эксплуатировать станцию в рамках сделки с государством, согласно
которой большая часть стоимости неиспользуемой станции в 6 миллиардов долларов
была передана жителям Лонг-Айленда. В 1986 году специально для покупки станции
у LILCO было создано Энергетическое управление Лонг-Айленда (LIPA). В 1992 году
LIPA купила Шорхэм у LILCO за номинальную сумму в один доллар и закрыла его,
сделав Шорхэм первой коммерческой атомной электростанцией в США, подлежащей
демонтажу.
Вывод реактора из эксплуатации обошелся в 186 миллионов
долларов, срок действия лицензии на радиоактивные материалы истек в мае 1995
года. В настоящее время турбина АЭС Шорхэм используется на АЭС Дэвис-Бесс,
ядерное топливо - на АЭС Лимерика.
В августе 2002 года на площадке в Шорхэме была введена в
эксплуатацию газотурбинная электростанция мощностью 100 МВт с использованием
существующего распределительного устройства, которое было установлено на
выведенной из эксплуатации ядерной установке. На этом объекте используются две
установки GE LM6000PC мощностью 42 МВт, оснащенных системой впрыска Sprint
(может увеличить мощность до 50 МВт каждый) и испарительным охлаждением
распыленного тумана (SMEC).
В 2004 году Энергетическое управление
Лонг-Айленда установило две 100-футовые ветряные турбины мощностью 50 кВт на
площадке Шорхэм в рамках программы использования возобновляемых источников
энергии. Турбины вырабатывают 1/35000-ю часть энергии, которую могла бы
производить закрытая атомная электростанция.
По оценкам экологов, если бы атомная
электростанция Шорхэм была введена в эксплуатацию, как планировалось, это
предотвратило бы выброс примерно трех миллионов тонн углекислого газа в год.
JPDR https://atomicexpert.com/perfect_backend?ysclid=m7li9mx45p350061033
Японский энергетический демонстрационный реактор (JPDR)
был разработан Японским исследовательским институтом атомной энергии (JAERI)
при участии компании Hitachi на основе одной из ранних модификаций
реактора BWR конструкции General Electric.
https://slideplayer.info/slide/12330401/
Энергоблок был
построен в районе городка Токай, префектура Ибараки, на востоке
острова Хонсю, в 1960—1963 годах, пущен в октябре 1963 года
и находился в эксплуатации до марта 1976 года, произведя
за все время работы 140 млн кВт∙ч электричества. РУ имела
первоначальную мощность 12,5 МВт (э) и 45 МВт (т); после модернизации
в 1972 году она была увеличена вдвое — главным образом для того,
чтобы нарастить поток нейтронов для более эффективного испытания реакторных
материалов и топлива. Это был первый энергетический реактор, построенный
в Японии. Проект был нацелен на то, чтобы японские организации
приобрели опыт разработки, строительства и эксплуатации АЭС, отработали
технологии ядерной генерации и ядерно-топливного цикла.
Решение о выводе
реактора из эксплуатации было обусловлено возникшими неисправностями,
устранение которых сочли экономически нецелесообразным с учетом того, что
во второй половине 1970-х у Японии уже появился значительный опыт
создания и эксплуатации более крупных и совершенных реакторных
установок. JPDR было решено превратить в демонстрационный проект
ликвидации объектов ядерной энергетики, разработав необходимые для этого
перспективные технологические решения. Эта задача была полностью решена
в течение 20 лет после окончательного останова РУ.
Проект осуществлялся
в два этапа: на первом (1981−1986) разрабатывались технологии вывода
и обращения с РАО; на втором (1986−1996) они были применены.
В первые несколько лет второй, практической фазы проекта посредством роботизированных
устройств и манипуляторов были демонтированы элементы реакторной
установки. С помощью плазменной резки были отрезаны, фрагментированы
и удалены ВКУ.
После удаления внешних трубопроводов
контура в промежутке между корпусом реактора и биологической защитой
собрали специальную цистерну, которая позволила продолжить фрагментацию
реактора под слоем воды. Затем механическим способом был разрезан корпус
реактора из углеродистой стали толщиной 25 см. Крупные фрагменты
оборудования подавались в бассейн выдержки, расположенный внутри контейнмента,
и разрезались на более мелкие части, которые упаковывались
в контейнеры для РАО.
К началу 1990-х годов были
удалены остатки РУ, демонтирована биологическая защита и проведена
дезактивация внутренних поверхностей реакторного здания (затронувшая помещения
площадью 12 тыс. м2), что открыло доступ персоналу во все его
зоны и позволило сократить применение дистанционно управляемых агрегатов
(ДУА) для дальнейших работ. Параллельно осуществлялись демонтаж турбинного
острова, бассейна выдержки, снос вспомогательных строений. После удаления
радиоактивного содержимого и внутренних слоев контейнмента, напоминавшего
по облику защитные оболочки PWR (в отличие от последующих, более
современных BWR), он также был снесен.
При ликвидации JPDR возникло 24,4 тыс.
тонн твердых отходов, из которых около 3,8 тыс. тонн составили РАО.
Последние на 45% состояли из низкоактивных отходов (включая материал
внешних слоев биозащиты), которые были захоронены в обычной упаковке
в специально обустроенном неподалеку приповерхностном хранилище.
Остальное — РАО более высоких уровней активности — было упаковано
в специальные контейнеры, включая вторичные РАО, полученные,
в частности, после переплавки металлических фрагментов и фильтрации
жидких и газообразных РАО. Газообразные РАО выбрасывались в атмосферу
после предварительной фильтрации, удалявшей ряд веществ и понижавшей
уровень активности в газе как минимум до 3 Бк/м3. Жидкие
отходы проходили через систему очистки штатных операционных ЖРО, уменьшавшую
их активность; полученная жидкость разбавлялась водой до уровня
активности 400 Бк/м3 и выливалась в океан. Материал,
не отнесенный к радиоактивному и составивший ~85% отходов,
использовался для заполнения объемов ниже уровня земли, возникших
в результате удаления частей зданий и конструкций, квалифицированных
как РАО. После засыпки таких пустот и удаления РАО с площадки
в 1995 году территорию разровняли и впоследствии озеленили.
К концу марта 1996 года
ликвидация объекта была завершена и он был выведен из-под ядерного
регулирования. Связанные с ним НИОКР официально завершились пятью годами
позже.
АЭС «Мэн Янки» https://atomicexpert.com/perfect_backend?ysclid=m7li9mx45p350061033
АЭС «Мэн Янки» в штате Мэн
на крайнем северо-востоке США в районе городка Вискассет была
построена в 1968—1972 годах и вошла в эксплуатацию
в декабре 1972 года. Станция включала единственный энергоблок изначальной
мощностью 860 МВт (э), (повышенной в последующем до 931 МВт) на основе
двухпетлевого PWR конструкции Combustion Engineering.
Станция проработала 24 года, произведя за это время
119 млрд кВт∙ч электроэнергии при кумулятивном КИУМ 68,2%. Эксплуатация блока
была досрочно прекращена в декабре 1996 года по экономическим
соображениям. Активные работы по выводу из эксплуатации по схеме
«безотлагательный демонтаж» начались в августе 1997 года спустя восемь месяцев
после закрытия. В течение последующих 16 месяцев было выгружено ядерное
топливо и проведена дезактивация первого контура. К концу 1999 года
демонтированы главные циркуляционные насосы, а к середине 2000
года — парогенераторы и компенсатор давления. Весной 2002 года
удалены из реактора и фрагментированы ВКУ. К маю 2003 года
завершился вывоз с площадки корпуса реактора (целиком).
https://atomicexpert.com/perfect_backend?ysclid=m7li9mx45p350061033
К августу 2002 года рядом
со станцией построили «сухое» хранилище ОЯТ, где было решено разместить
и небольшую долю радиоактивных отходов от демонтажа (части ВКУ).
К началу 2004 года с остальной площадки были полностью удалены
отработавшее ядерное топливо и среднеактивные отходы. До начала 2005
года были проведены очистка и снос основных зданий и сооружений АЭС,
под ними снят в среднем метровый слой почвы. В сентябре 2004 года
впервые в США контайнмент реакторной установки был разрушен при помощи
взрыва, что значительно ускорило работы. Тогда же завершились удаление
последних РАО с площадки (всего было убрано около 100 тыс. м3)
и рекультивация территории, не затронувшая только хранилище ОЯТ (5
га из общей площади 332 га). В сентябре 2005 года площадка была
выведена из-под ядерного регулирования, разрешено ее неограниченное
использование.
Таким образом, от закрытия АЭС до превращения
ее территории в буквальном смысле слова в зеленые луга
и рощи прошло менее 10 лет. Проект завершился раньше срока и стоил
$ 430 млн. Ежегодное содержание «сухого» хранилища обходится в ~$ 10
млн. К настоящему времени АЭС «Мэн Янки» остается крупнейшим объектом
ядерной генерации, эксплуатировавшимся в течение длительного времени
и впоследствии доведенным до состояния «зеленой лужайки».
Ферналд (https://atomicexpert.com/perfect_backend?ysclid=m7li9mx45p350061033)
Площадка Ферналд (Fernald)
в штате Огайо формировалась с 1951 года и на протяжении
нескольких десятилетий служила Центром по производству сырьевых материалов
для ядерно-оружейного комплекса США. На территории в 430 га размещалось
свыше 300 зданий и сооружений. Среди важнейших видов производимой продукции
были изделия из металлического урана, для изготовления которых
переработано в общей сложности 250 тыс. тонн этого металла; при этом
возникло около 1 млн тонн побочных продуктов, часть которых проникла из хранилищ
в окружающую среду, загрязнив нуклидами около 1,8 млн м3 почвы,
а также подземные воды. Эти отходы, содержавшие уран, радий, торий, стали
одним из крупнейших на планете антропогенных источников ²²²Rn
благодаря использованию крайне богатого природного сырья с большим
содержанием урана и продуктов распада его изотопов. Кроме того,
в Ферналде скопилось свыше 14 тыс. тонн ядерных, главным образом
урансодержащих, материалов.
Окончание холодной войны, давление местной общественности
и позиция региональных властей (подавших в суд на Минэнерго США)
способствовали тому, что было решено закрыть эту площадку и привести
территорию в порядок. Одна из важнейших задач проекта, который начал
осуществляться в 1989 году, сводилась к ликвидации прежних хранилищ
РАО: извлечению из них отходов, сокращению их объема и надежной
изоляции от окружающей среды на самой территории и вне ее. Для
хранения твердых РАО (около 11 тыс. м3), содержащих повышенные концентрации
радия и тория, ранее использовались специальные бункеры (три
из четырех были заполнены); часть РАО (около 0,8 млн тонн) в виде
пульпы закачивалась в шесть подземных выработок. В ходе реализации
проекта около 1,3 млн тонн наиболее активных отходов было извлечено, частично
переработано и перевезено в хранилища РАО в других регионах.
Было снесено порядка 320 зданий и сооружений — после предварительного
демонтажа оборудования, дезактивации, сбора ядерных материалов и РАО.
Началась очистка поверхностных и грунтовых вод, загрязненных на площади
в 90 га; работа очистных сооружений продолжилась и после реабилитации
территории.
https://en.m.wikipedia.org/wiki/File:Fernald_Production-era_Aerial.jpg
На периферии площадки был создан приповерхностный пункт захоронения РАО
(ПЗРО) низкой степени активности — в основном снятой на остальной
территории почвы, обломков зданий, использованных защитных средств и т. д.
В этом ПЗРО в виде полосы длиной 1,2 км, занявшем менее 15%
бывшей территории Ферналда, было собрано
около 5 млн тонн материала. Он отгорожен от окружающей среды
и расположенных ниже грунтовых вод изолирующим слоем трехметровой толщины
из обломков твердой породы, скрепленных смесью глины и специального
полимера, и рассчитан, как минимум, на тысячу лет. Свыше 1,1 млн тонн
почвы было вывезено железнодорожными составами в хранилища
за пределами площадки. В результате эманация радона на площадке
практически прекратилась. Основные работы по ликвидации объектов, очистке
площадки и созданию ПЗРО завершились в 2006 году и обошлись в
$ 4,4 млрд, что на ~20 лет раньше прогнозировавшегося первоначально срока
и на ~$ 7 млрд меньше предполагавшегося бюджета. В последующие
годы на большей части площадки (более 85%) возник заповедник «Ветлэндс»
(Wetlands), открытый для публики, в отличие от ПЗРО. Стало
восстанавливаться природное биоразнообразие.
АЭС «Коннектикут Янки» https://atomicexpert.com/perfect_backend?ysclid=m7li9mx45p350061033
АЭС «КоннектикутЯнки» (она же «Хаддам Нэк»), расположенная
в штате Коннектикут США включала единственный энергоблок с реактором
PWR мощностью 560 МВт (э) конструкции Westinghouse. Станция официально вошла
в строй в январе 1968 года и проработала почти 28 лет, произведя
около 106 млрд кВт∙ч электроэнергии с кумулятивным КИУМ 73,5%. АЭС была
закрыта в декабре 1996 года по экономическим соображениям.
Вскоре после окончательного останова из нее выгрузили топливо и начался ее активный вывод из эксплуатации по схеме безотлагательного демонтажа. В 1998 году была проведена дезактивация первого контура, в 1999-м демонтированы парогенераторы, в 2001-м сняты ГЦН и компенсатор давления, в 2002-м извлечены и сегментированы ВКУ, в 2004-м корпус реактора демонтирован и вывезен на утилизацию. В том же году в километре от площадки было построено «сухое» хранилище ОЯТ и РАО, принявшее на временное хранение накопленные за многие годы ОЯТ (1019 ОТВС) и небольшую долю наиболее активных отходов (в основном ВКУ реактора), помещенных в три контейнера.
Порядка 33 тыс. м3 РАО было вывезено с площадки на централизованное хранение. В 2006 году завершились очистка внутренних частей ядерного острова, снос основных зданий и сооружений, включая контейнмент. В результате максимальная доза на площадке опустилась ниже уровня 0,25 мЗв/г.
https://atomicexpert.com/perfect_backend
Вывод из эксплуатации по схеме безотлагательного демонтажа АЭС «Коннектикут
Янки»
К концу 2007 года почти вся территория площадью 212
га была освобождена из-под контроля отраслевого регулирующего
органа — Комиссии по ядерному регулированию (NRC) США, разрешено
ее неограниченное использование.
VAK https://atomicexpert.com/perfect_backend?ysclid=m7li9mx45p350061033
Энергоблок с двухконтурной корпусной кипящей реакторной установкой Versuchsatomkraftwerk Kahl (VAK) мощностью 16
МВт (э) стал первой АЭС в Германии и одной из первых внедренных
в мире конструкций BWR. Она была разработана немецкой AEG при помощи
американской GE, построена в 1958—1960 годах в районе
Карлштайна-на-Майне, Бавария, и официально принята в эксплуатацию
в начале 1962 года через
полтора года после физпуска. Проект принадлежал немецким энергокомпаниям RWE
и EON. Реактор эксплуатировался четверть века и был окончательно
остановлен в ноябре 1985 года, поскольку утратил экономический смысл,
а связанные с ним научно-технические и кадровые задачи были
решены. За время работы установка произвела 2 млрд кВт∙ч электроэнергии
с кумулятивным КИУМ 58,3%.
Хотя вывод из эксплуатации осуществлялся по схеме безотлагательного демонтажа, очистка и восстановление площадки заняли около 22 лет. В 1989 году из реактора было удалено топливо. В 1990-х годах проходил демонтаж основных элементов реакторной установки и неядерного острова. В отличие от большинства других BWR, VAK имел три парогенератора и второй контур, что обеспечивало относительно низкую активность материала турбинного острова и позволило исключить его из контролируемой зоны, демонтировав в первую очередь с меньшими затратами. Основные элементы РУ были разрезаны и упакованы. Фрагментация корпуса реактора завершилась в 2000 году. Из-за высокой радиоактивности эти работы проводились под водой, с использованием роботизированных устройств. В последующем, также с применением дистанционно управляемых агрегатов, была демонтирована железобетонная биологическая защита весом порядка 400 тонн, из помещений реакторного здания уделены остатки конструкций, внутренний слой бетона на всех поверхностях стесан, местами до глубины в несколько десятков сантиметров, проведены дезактивация, измельчение и упаковка всех сыпучих компонентов в контейнеры (200-литровые металлические бочки), замер их активности.
Таким образом из внутренних частей контролируемой зоны, включая конструкции шахты реактора, уходящие на глубину ~20 метров ниже нулевой отметки, было удалено 4,2 тыс. тонн материала. При этом, согласно требованиям германского законодательства, активность оставшегося материала не должна была превышать 0,5 Бк/см2 или 0,1 Бк/г. Свыше 99% материала реакторного здания уложилось в эти ограничения.
Аналогичные операции осуществлялись в отношении бассейна выдержки, который в этой конструкции РУ, в отличие от других BWR, находился вне основного реакторного здания.
>
https://atomicexpert.com/perfect_backend?ysclid=m7li9mx45p350061033
Кроме того, параллельно с внутренними работами начался демонтаж железобетонного
куполообразного контейнмента высотой около 24 метров, который был разрезан
примерно на полторы тысячи блоков весом несколько
десятков тонн каждый. Основная часть этого материала не относилась к РАО и могла свободно использоваться. На площадке были проведены поверхностный
и глубинный замеры уровней радиации, на всех участках, вызвавших подозрение, снят слой почвы, в том числе под снесенным реакторным зданием — на глубину до нескольких метров. Эта почва проходила
конвейерный замер активности, позволявший выявить материал, подходящий под
критерии РАО.
Снос оставшихся зданий и приведение в порядок территории продолжались до середины 2010 года. В октябре того же года площадка VAK была освобождена из-под ядерного регулирования.
Окончание следует
