Возможные решения при выводе из эксплуатации реакторов РБМК

О.В. Бодров, В.Н. Кузнецов, О.Э. Муратов, А.А. Талевлин, Санкт-Петербург – Челябинск – Висагинас

Вывод из эксплуатации энергоблоков АЭС связан с необходимостью поиска безопасных технологий: демонтажа, дезактивации, разукрупнения, утили­зации и долговременной изоляции радиоактивных материалов, которые возникли в процессе эксплуа­тации.

Радиоактивный изотоп углерода ¹⁴С, возникший при эксплуатации уран-графитовых реакторов (УГР), требует особенно тщательного подхода в выборе технологии долговременной изоляции от живой природы. Он является долгоживущим и биологиче­ски значимым радионуклидом, а это значит, что тех­нологии его перевода в безопасное состояние или долговременную изоляцию должна отвечать крите­риям экологической, социальной, экономической и нравственной приемлемости.

История уран-графитовых реакторов

Использование ядерной энергии началось с уран-графитового реактора (УГР) СР-1, который был по­строен в 1942 г. под трибунами стадиона Чикаг­ского университета. С тех пор было разработано множество конструкций реактора с графитовым за­медлителем. Большинство из них – энергетические, исследовательские реакторы для испытаний матери­алов, исследований радиационной стойкости, созда­ния и испытания аппаратуры и оборудования и пр. Значительная часть УГР была специально разра­ботана для наработки оружейного плутония.

Всего в мире было построено 123 УГР:

- реакторы для наработки плутония с воздушным охлаждением: X-10 (Национальная лаборатория OakRidge, США), Windscale Pile (Великобритания) и G1 (Marcoule, Франция) и др.;

- легководные реакторы с графитовым замедли­телем: B, D, F (Хэнфорд США) и российские про­мышленные уран-графитовые реакторы (ПУГР) АДЭ, ЭИ и др. для наработки плутония, а также энергетические реакторы АМБ, ЭГП в России и РБМК в России, Украине и Литве;

- реакторы, охлаждаемые углекислым газом: бри­танские Magnox и AGR, французские UNGG;

- высокотемпературные реакторы с гелиевым ох­лаждением Dragon (Великобритания), THTR (Гер­мания), PeachBottom (США);

- новые разработ­ки УГР ведутся: в Японии (HTTR), Китае (ТRIS-10) и ЮАР (PMBR);

- продолжают экс­плуатироваться в режиме генерации энергии 10 реакторов РБМК-1000 и 3 реактора ЭГП-6 в РФ, 14 реакторов AGR в Великобритании, 4 реактора в Китае и исследовательский реактор UNGG в Бельгии.

Японский высокотемпературный газоохлажда­емый реактор в исследовательском центре Оараи, введенный в эксплуатацию в 1998 г. и остановленный после Фукусимской аварии, проходит обследования для проверки соответствия постфукусимским стан­дартам в области безопасности, его дальнейшая судьба не решена.

Подавляющее большинство УГР, в том числе все промышленные реакто­ры для наработки оружейного плутония (кроме КНДР) остановле­ны и подлежат выводу из эксплуатации.

Таблица 1. Уран-графитовые реакторы в мире

*Реактор HTGR после аварии на АЭС Фукусима был остановлен, начаты работы по обновлению его лицензии для соответствия «постфукусимским стандартам» в области безопасности;

** Количество оставшегося графита в четвертом энергоблоке не определено.

Основная проблема вывода из эксплуатации ядерных установок с УГР связана с необходимостью выбора оптимальных методов обращения с больши­ми объемами отработавшего графита, который зани­мает особое место при обращении с накопленными радиоактивными отходами (РАО). Весь отработавший облученный и радиоактивно-загрязненный графит, получаемый в результате демонтажа УГР, можно раз­делить на две основные группы:

- конструкционный графит, из которого выполне­на кладка реактора;

- графит, образующийся в ходе ремонтов и ликви­дации инцидентов и аварий на реакторах.

Удельная активность реакторного графита явля­ется величиной прогнозируемой и составляет, в зави­симости от срока эксплуатации реактора, от 1,1×10¹¹ Бк/т до 3,7×10¹² Бк/т по 14C. Активность извлекаемого при ремонтах графита предопределить невозможно в связи с неоднородностью распределения просы­пей ядерного топлива в реакторном пространстве.

Общая активность графита разделяется на два типа: внутренняя и внешняя. Внутренняя активность складывается из нескольких составляющих:

- радиоактивность технологических примесей,

- накопление в графите 14C, удельная актив­ность которого растет с дозой. Для ресурсных флю­енсов кладки реакторов РБМК-1000 (~2×10²² н/см₂) удельная активность14C может достигать 3,7×10⁹ Бк/кг.

К внешним загрязнениям графита относятся про­сыпи продуктов деления и фрагментов ядерного топлива, образующиеся в результате различных ин­цидентов или аварий. Мощность дозы γ-излучения от реакторного графита таких загрязненных блоков на расстоянии 0,5 м может достигать 600 мкЗв/с. По мере удаления от центра локализации такого инци­дента радиоактивность блоков графитовой кладки значительно снижается.

После длительного облучения в реакторе графит не приобретает никаких свойств, которые могли бы ему создать область полезного применения. Учиты­вая удельную активность облученного графита (~1 ГБк/кг), его относят к категории твёрдых РАО средне­го или высокого уровня активности. Кроме того облученный реакторный графит об­ладает следующими специфическими свойствами:

- уникальностью кристаллической структуры и пористостью, которые определяют его физиче­ские свойства и поведение после нейтронного облучения;

- незаменимостью графитовой кладки в течение всего срока эксплуатации активной зоны УГР, и, как следствие, наибольшим из всех РАО набран­ным флюенсом нейтронов;

- неравномерностью как по величине, так и изо­топному составу загрязнения кладки и отдель­ных графитовых деталей;

- загрязненностью кладки долгоживущими био­логически значимыми радионуклидами 90Sr и 137Сs, которые химически более активны и могут замещать в живых организмах стабильные изо­топы 40Ca, 39К, создавая тем самым дополнитель­ное внутреннее облучение;

- дополнительным вкладом в активность графита таких радионуклидов, как 152Eu, 154Eu, 239Pu и др., возникшим в результате аварий и попадания в него фрагментов ядерного топлива;

- пожароопасностью графита и взрывоопасно­стью графитовой пыли;

- высокой удельной теплотой сгорания (~8 ккал/г) и температурой воспламенения ~700°С;

- наличием накопленной «энергии Вигнера», об­разующейся при облучении нейтронами кри­сталлической решетки, которая деформирует­ся, приобретая более высокую потенциальную энергию. Количество накопленной энергии за­висит от потока нейтронов, времени облучения и температуры и может достигать ~2.700 Дж/г, что при одновременном высвобождении теоре­тически может привести к повышению темпера­туры ~ на 1 500°;

- выделением из кладки радиоактивных и токсич­ных газов, таких как 36Cl, 3H.

Вышеперечисленные свойства ОРГ требуют при выводе из эксплуатации комплексного планирова­ния и реализации нескольких взаимосвязанных опе­раций для надежной изоляции от живых систем.

Существует два основных варианта обращения с ОРГ, при реализации которых необходимо учитывать данные свойства этих РАО:

- упаковка некондиционированного ОРГ в кон­тейнеры с последующим захоронением;

- кондиционирование ОРГ (сжигание, включение в инертную матрицу и т.п.) с раздельным удале­нием и последующей утилизацией/захоронени­ем всех полученных фракций РАО.

В настоящее время суммарное количество нако­пленного ОРГ в мире ~260 тыс. т (рис.1). Поэтому про­блема эффективной экологически безопасной ути­лизации облученного реакторного графита является общемировой.

Рис.1. Массы накопленного радиоактивного графита в разных странах при работе УГРов [Павлюк А.О. выставка «АтомЭко 2017», М. Ноябрь, 2017, http:// www.atomeco.org/mediafiles/u/files/2017/materials/06_ATOMEKO_Pavlyuk_A.O..pdf]

В различных странах изучались варианты обра­щения с ОРГ. Общепринятого подхода к безопасной разборке кладки, ее кондициониро­ванию и захоронению пока не найдено. Только у Франции имеются конкретные планы по захоронению графитовых отходов. В Великобритании и во Франции продолжаются исследования, направленные на изучение поведе­ния, локализации и механизмов высвобождения клю­чевых радионуклидов в облученном графите, а также на минимизацию объемов ОРГ для окончательной изоляции.

Планы по обращению с графитовыми отходами во Франции были четко определены законом, принятым в 2006 г., который устанавливает целевые сроки для процесса окончательной изоляции.

Стратегия захоронения, одобренная регулирующим органом, заключается в захоронении графитовых отходов в приповерхностном хранили­ще в глинах. Основным критерием этого варианта является экономия затрат, которые оцениваются на порядок ниже, чем в глубокой геологической форма­ции.

В Великобритании большая часть ОРГ находится в действующих или остановлен­ных реакторах АЭС. Эталонная стратегия захоро­нения облученного графита заключается в его раз­мещении в защитных контейнерах в геологическом хранилище. Представлены два проекта вывода из эксплуатации УГР - исследовательского реактора GLEEP и реактора WindscalePile.

Роль МАГАТЭ в решении проблемы утилизации реакторного графита

В материалах МАГАТЭ 2010 г., посвященных прогрессу в изучении методов решения проблемы реакторного графита, рассмотрены достоинства и недостатки немедленного вывода УГР из эксплуата­ции. Отмечено, что стратегия вывода из эксплуата­ции определяется исходя из затрат, долгосрочных и краткосрочных. При этом говорится, что скорейший вывод из эксплуатации является ключевым факто­ром, способствующим восстановлению обществен­ного доверия. Поэтому техническое сообщество должно предложить технологические средства для достижения скорейшего и безопасного вывода из эксплуатации.

В 2016 г. МАГАТЭ признало потенциальную опасность, сложившуюся в мире с обращением, утилизацией и окончательным захоронением ОРГ остановленных научно-исследовательских, промышленных и энергетических уран-графитовых реакторов. Была под­держана идея создания в Российской Федерации международного центра по отработке безопасных 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 (Irradiated GRAphite Processing Approaches) участвуют также Германия и Франция. Планируется, что в течение трех лет ОДЦ разработает промышленную технологию безопасного обращения с ОРГ.

Целью проекта стало решение широкого круга задач, включая определение свойств графитовых РАО, разработку безопасных технологий извлечения графита из реакторов, переработку, временное хра­нение и захоронение. Это достигается за счет обобщения опыта, полученного разными странами и выполнения НИОКР.

Одним из результатов работы по проекту GRAPA стал отказ от дорогостоящих и неэффективных мето­дов, таких как метод демонтажа графито­вой кладки под водой, принятый ранее во Франции. Существенной особенностью проекта GRAPA яв­ляется нацеленность на технологии полноценной опытно-промышленной демонстрации технических решений и их дальнейшей реализации.

За три года ОДЦ УГР значительно продвинулся в области разработ­ки безопасных технологий демонтажа графитовых кладок и апробации методов характеризации, переработки, дезактивации графита, и «захоронения на месте» уран-графитовых реакторов. Из-за высоких уровней радиоактивности разбор­ка графитовой кладки не может выполняться челове­ком, это должны делать роботы, которые необходимо создать и обучить. Для разборки графитовых кладок РБМК потре­буется проектирование и строительство полномас­штабного тренажера с разработкой компьютерных программ и обучением роботизиро­ванного комплекса и операторов.

Учитывая полученные результаты и наличие сформированной команды специалистов, МАГАТЭ планирует продолжить реализацию проектов, направлен­ных на решение проблемы графитовых РАО.

Правовой режим обращения с облученным графитом в Российской Федерации

Исходя из норм действующего законодательства облученный графит выводимых из эксплуатации бло­ков АЭС (РБМК-1000) является разновидностью ради­оактивных отходов, так как дальнейшее использования графита не предусмотрено.

В законодательстве Российской Федерации поря­док обращения с радиоактивными отходами регули­руется двумя основными федеральными законами:

- «Об использовании атомной энергии» №170-ФЗ

- «Об обращении с радиоактивными отходами и о внесении изменений в отдельные законодатель­ные акты Российской Федерации» №190-ФЗ.

Кроме этого, к нормативным источникам, содер­жащим правовые нормы в сфере вывода из эксплуа­тации ядерных установок и пунктов хранения, можно отнести следующие международные конвенции и фе­деральные законы:

- Конвенцию о ядерной безопасности (Вена 1994);

- Объединенную конвенцию о безопасности об­ращения с отработавшим топливом и о безопас­ности обращения с радиоактивными отходами (Вена 1997);

- ФЗ «О радиационной безопасности населе­ния» №3-ФЗ;

- ФЗ «Об охране окружающей среды» N7-ФЗ;

- ФЗ «Об экологической экспертизе» N174-ФЗ;

- ФЗ «Об электроэнергетике» N35-ФЗ;

Постановления Правительства Российской Феде­рации:

- «О федеральных органах исполнительной вла­сти, осуществляющих государственное управ­ление использованием атомной энергии и госу­дарственное регулирование безопасности при использовании атомной энергии»;

- «О лицензировании деятельности в области ис­пользования атомной энергии»;

- «Об утверждении положения о разработке и утверждении федеральных норм и правил в области использования атомной энергии и пе­речня федеральных норм и правил в области использования атомной энергии».

Кроме того существуют феде­ральные нормы и правила в области использования атомной энергии и санитарные правила в области обеспечения радиационной безопасности, разрабо­танные надзорными органами. На сегодняшний день разработаны Правила безопасного вывода из эксплуатации ядерных уста­новок ядерного топливного цикла (НП-057-04), ядер­ных энергетических установок судов (НП-037-02), исследовательских ядерных установок (НП-028-01), промышленных реакторов (НП-007-98) и др.

Правила вывода из эксплуатации таких ядерных установок и пунктов хранения закреплены в Общих положениях обеспечения безопасности атомных станций (НП-001-15) и Правилах обеспече­ния безопасности при выводе из эксплуатации блока атомной станции (НП-012-16, утв. Приказом Ростех­надзора от 10.01.2017 № 5).

Кроме этого содержание программы по выводу из эксплуатации блока атомной станции содержится в Руководстве по безопасности РБ-013-2000 «Требо­вания к содержанию программы вывода из эксплуа­тации блока атомной станции» (утв. постановлением Госатомнадзора РФ от 4 ноября 2000 г. № 13).

Исходя из нормативных документов, под выводом из эксплуатации ядерной установки признается дея­тельность, осуществляемая после удаления ядерно­го топлива и ядерных материалов с блока атомной станции (АС), направленная на достижение задан­ного конечного состояния блока АС, исключающая использование блока в качестве источника энергии и обеспечивающая безопасность работников (персо­нала), населения и окружающей среды.

Правила (НП-012-16) устанавливают, что на всех этапах жизненного цикла блока АС, предшествующих его выводу из эксплуатации, эксплуатирующей ор­ганизацией должно осуществляться планирование вывода из эксплуатации блока АС путем разработки концепции вывода из эксплуатации блока АС и ее по­следующего пересмотра (уточнения). Данными пра­вилами также установлена норма о необходимости разработки Концепции вывода для всех энергобло­ков в течение двух лет после вступлений в силу этих правил, то есть не позднее 22.02.2019 г.

На сегодняшний день нормативно закреплено два сценария вывода из эксплуатации АС:

- ликвидация блока АС,

- захоронение блока АС.

Варианты ликвидации блока могут быть реали­зованы двумя альтернативными способами: - «не­медленная ликвидация блока атомной станции»,

- «отложенная ликвидация блока атомной станции».

Ликвидация блока АС - вариант вывода из экс­плуатации блока АС, предусматривающий:

 - дезактива­цию загрязненных радионуклидами зданий, соору­жений, систем и элементов блока АС до приемлемого уровня в соответствии с действующими нормами ра­диационной безопасности и (или) их демонтаж,

- об­ращение с образующимися РАО и другими опасными отходами,

- подготовку площадки выводимого из эксплуатации блока АС для дальнейшего ограниченного или неограниченного использования.

Немедленная ликвидация блока АС - способ реализации варианта «Ликвидация блока АС», при котором работы по демонтажу или дезактивации зда­ний, сооружений, систем и элементов блока АС начи­наются непосредственно после прекращения экс­плуатации блока АС. Например, «Концепция вывода из эксплуатации энергоблоков Ленинградской АЭС с РБМК-1000» предусматривает вариант «немедленная ликвидация».

Отложенная ликвидация блока АС - способ ре­ализации варианта «Ликвидация блока АС», при кото­ром работы по демонтажу или дезактивации зданий, сооружений, систем и элементов блока АС начина­ются после их безопасного сохранения на площадке выводимого из эксплуатации блока АС в течение дли­тельного времени до тех пор, пока содержание в них радиоактивных веществ в результате естественного распада не снизится до заданных уровней.

Захоронение блока АС - вариант вывода из экс­плуатации блока АС, предусматривающий создание на площадке АС системы захоронения РАО.

Исходя из утвержденной в Российской Федера­ции классификации РАО (утв. Постановлением Пра­вительства РФ от 19.10. 2012 г. №1069), все радиоактивные отходы помимо агрегатного состоя­ния и других критериев по опасности разделены на 6 классов. Данная классификация применима только к удаляемым РАО.

В соответствии с «Критериями отнесения радио­активных отходов к особым радиоактивным отходам и к удаляемым радиоактивным отходам» (утв. Поста­новлением Правительства РФ от 19.10. 2012 г. № 1069) облученный графит энергоблоков АС не может быть отнесен к «особым РАО» и является «уда­ляемыми РАО». Исходя из утвержденной класси­фикации, большая часть облученного графита явля­ются РАО второго класса. По действующему законодательству РАО второго класса необходимо хоро­нить в ПГЗРО.  Однако таких пунктов пока не создано.

Природные и антропогенные механизмы образования ¹⁴С

Углерод является структурной основой живых ор­ганизмов, экосистем и участвует в круговороте этого элемента в биосфере. В природе присутствуют в ос­новном два стабильных изотопа: ¹²С (98,892%) и ¹³С (1,108 %). Из четырех радиоактивных изотопов (¹⁰С, ¹¹С, ¹⁴С и ¹⁵С) только долгоживущий 14С (Т_1/2=5.730 лет) пред­ставляет экологическую опасность, включаясь в кру­говорот углерода биосферы. Остальные, имея периоды полураспада от 2,45 сек. (¹⁵С) до 20.33 ми­н. (11С), экологически не значимы.

Содержание ¹⁴С в природе составляет 10^-10 %. Это чистый низкоэнергетический бета-излучатель с мак­симальной энергией частиц 156 кэВ. ¹⁴С образуется в естественных и в искусственных условиях в результате нескольких ядерных реакций с участием тепловых нейтронов.

Природные механизмы образования ¹⁴С

¹⁴C постоянно образуется в нижних слоях стратос­феры в результате воздействия вторичных нейтро­нов космического излучения на ядра атмосферного азота. Образование ¹⁴С происходит по реакции захвата нейтронов ядром азота,  с последующим испу­сканием протона: ¹⁴N (n, p) ¹⁴C.

Существуют и другие реакции, создающие в атмосфере космогенный углерод-14, в частности при столкновении нейтронов с ядрами менее рас­пространенного стабильного изотопа ¹³C, при котором происходит испускание гамма-кванта: ¹³C(n,γ)¹⁴C, а также когда происходит захват нейтро­на ядром атома кислорода и испускание альфа-частицы ¹⁷О(n,α)¹⁴C. Однако скорость образования по двум последним реакциям многократно ниже из-за меньшей распространенности исходных нуклидов и меньших сечений реакции взаимодействия нейтро­нов с атомами.

Планетарная экосистема с определенным соот­ношением между стабильными и радиоактивными изотопами углерода сформировалась в результате эволюционного процесса в течение миллионов лет. Поэтому революционное изменение (повышение) концентрации антропогенного ¹⁴С в природной среде в течение всего нескольких десятилетий — ядерные взрывы и выбросы-сбросы предприятий ядерной энергетики представляют большую экологическую и гигиеническую проблемы.

Скорость образования ¹⁴С составляет по разным данным от 1 до 1.5 ПБк/год,  по массе от 8 до 12 кг/год. Среднее содержание природного радионуклида в атмосфере и биосфере остается постоянным: 227 ± 1 Бк/кг углерода.

Общее количество космогенного ¹⁴С в биосфере оценивается 8,5 ЭБк. При этом в стратосфере нахо­дится 0,3%, тропосфере - 1,6%, на поверхности Зем­ли - 4%, в верхних перемешивающихся слоях океана - 2,2%, в глубинных слоях океана – 92%, в донных океанических отложениях - 0,4%.

Антропогенные механизмы образования ¹⁴С

Образование ¹⁴С при взрывах

Антропогенный ¹⁴С образуется, в основном, по­добно природному, то есть нейтроны (возникающие в большом количестве при взрыве ядерных бомб) по­глощаются ядрами 14N в атмосфере. Количество ну­клидов зависит от типа бомбы (атомная или термоя­дерная), ее конструкции (используемые материалы) и мощности (плотность потока нейтронов). Величина выхода ¹⁴С при взрывах по реакции синтеза (водород­ной бомбы) принята равной 0,65 ПБк/Мт, по реакции деления (атомной бомбы) — почти в пять раз меньше (0,12 ПБк/Мт).

16 июля 1945 г. Соединёнными Штатами было проведено первое ядерное испытание в штате Нью-Мексико, на полигоне Аламогордо. Заряд был приблизительно равен 20 килотоннам в тротиловом эквиваленте. С момента взрыва первой атомной бомбы в 1945 г. до всту­пления в силу договора о запрете испытаний ядерно­го оружия в трех средах в 1980 г. было проведено 423 испытания ядерного оружия в атмосфере, образовалось 249,2 ПБк ¹⁴С. Всего в мире в трех средах (в атмосфере, под водой и под зем­лей) было проведе­но более 2000 ядерных испытаний.

Максимальная концентрация ¹⁴С была зафиксиро­вана в атмосфере в 1963-1964 гг. Она превышала фоновый уровень в 2 раза. К 1978 г. концентрация «бомбового» 14С превышала фоновый уровень в среднем на 30%. Максимум превышения отмечен в районе 30^о север­ной и южной широт и минимум в тропиках.

Значительный выброс ¹⁴С произошел во время ава­рии на Чернобыльской АЭС, когда в результате взры­ва, по оценкам экспертов, на крыши соседних зданий могло быть выброшено до 300 т реакторного гра­фита, а затем в течение 10 дней продолжалось горение оставшихся 1.500 т реакторного графита. В результа­те горения в биосферу поступил ¹⁴С в виде ¹⁴СО2 и ¹⁴СО.

Образование ¹⁴С при эксплуата­ции ядерных реакторов

Этот нуклид образуется в активной зоне атом­ных реакторов любого типа, где существуют мощ­ные потоки нейтронов, которые взаимодействуют с материалами конструкций реактора, с веществом теплоносителя, замедлителя,  системы охлаждения за­медлителя, топлива и имеющимися в них примесями.

В действующих АЭС на территории бывшего СССР (России, Украине, Литве)  используются, в основном, корпусные водо-водяные двухконтурные реакторы (ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200), уран-графитовые одноконтурные реакторы (АМБ-100, АМБ-200, ЭГП-6, РБМК-1000 и РБМК-1500) и реакторы на быстрых ней­тронах (БН-350 и БН-600, БН-800). Первая и вторая группа реакторов аналогичны соответствующим ти­пам зарубежных реакторов (PWR и LWGR) по скоро­сти генерации 14С и его выходу в окружающую среду.

Три реактора РБМК-1000 на Украине и два РБМК-1500 в Литве остановлены и освобождены от ядерно­го топлива. На них выполняются работы по подготов­ке к демонтажу. В России продолжают эксплуатироваться 11 ре­акторов РБМК-1000 и 4 реактора ЭГП-6. Из них один реактор РБМК-1000 и один реактор ЭГП-6 эксплуатируются без генерации энергии. Они окончательно остановлены, ожи­дают выгрузки ядерного топлива и вывода из эксплу­атации.

Отличительная особенность реакторов РБМК — наличие в активной зоне большого количества графитового замедлителя, охлаждаемого потоком азотно-гелиевой смеси. Наличие азота приводит к значительной скорости генерации 14С – 2-3 ТБк/ (ГВтэ/ год) по реакции ¹⁴N(n,p)¹⁴C, что примерно на порядок больше, чем в реакторах ВВЭР.

В самой графитовой кладке реактора РБМК тоже генерируется радиоуглерод в результате реакции ¹³C(n,γ)¹⁴С, но скорость образования по этой реакции на 5 порядков ниже из-за малой концентрации 13С и меньшего сечения этой ре­акции. Образование радиоуглерода происхо­дит и в результате реакций ¹⁵N(n,α)¹⁴C, ¹⁷O(n,α)¹⁴C, а так­же ¹⁶O(p,3p)¹⁴C. Но эти скорости также незначительны из-за низких концентраций изотопов и небольшого сечения взаимодействия этих реакций с нейтронами.

Образование ¹⁴С в УГР в значительной степени за­висит от рабочего тела, охлаждающего графитовую кладку. Так, удельная активность ¹⁴С в ПУГРах СХК, продуваемых азотом, в 8-10 раз выше, чем в реак­торах AGR, продуваемых углекислым газом. Кроме описанных реакций образования ра­диоуглерода, происходит активация различных при­месей в графитовой кладке, элементах конструкции реактора и ядерном топливе. Еще один механизм загрязнения графитовой кладки – прямой контакт с другими частями активной зоны реактора.

Радиоуглерод ¹⁴С образуется и в ядерном топли­ве. Скорость его образования зависит, главным обра­зом, от концентрации примесей азота в ядерном топливе. При обычном его содержании (0,001-0,002%) скорость образования ₁₄С составляет 0,4-2,5 ТБк/ (ГВт×год), в воде теплоносителя-замедлителя ¹⁴С нахо­дится в пределах 0,2-0,5 ТБк/(ГВтэ×год). Наиболее высокие нормализованные выбросы ¹⁴С - от 10 до 17 ТБк/(ГВт×год) отмечаются у реакторов на тяжелой воде (PHWR, CANDU).

Обобщая вышеизложенное, можно сказать, что радиоактивность облученного графита в УГР обу­словлена следующими процессами:

- активацией примесей в графите (доминирую­щие нуклиды ³Н, ¹⁴С, ⁶⁰Со, ³⁶Сl);

- загрязнением поверхностей графитовых изде­лий продуктами активации, например ¹⁴С из про­дувочного азота и контактами с другими загряз­нёнными ⁶⁰Со, ⁵⁵Fe и ³Н деталями реактора;

- загрязнением поверхностей графитовых изде­лий ядерными материалами и продуктами деле­ния топлива в результате инцидентов с просыпя­ми топлива и др.

Образование ¹⁴С при перера­ботке ОЯТ ядерных реакторов

Радиоуглерод ¹⁴С является одним из компонентов в выбросах предприятий по регенерации ядерного топлива. По существующей оценке, в отработавших ТВЭЛах содержится до 66% ¹⁴С, образовавшегося в результате нейтронной активации примесей топлива и теплоносителя. При переработке ТВЭЛов максимальное выделе­ние ¹⁴С происходит в первые 12 часов после их рас­творения. При переработке твэлов массой 1.500 т/год выбросы ¹⁴С составляют 18,5 ТБк/год. Завод по переработке твэлов легководных реак­торов вырабатывает ¹⁴С в объеме 0,46 ГБк/(МВт×год), а твэлов высокотемпературных реакторов с газовым охлаждением - 2,5 ГБк/(МВт×год).

Предполагалось, что к 2000 г. концентрация 14С удвоится, причем соотношение радиоактивного углерода к стабильному 14С/12С уменьшится за счет более высоких скоростей образования стабильного изотопа при сжигании ископаемых углеводородов. Таким образом, ежегодный мировой рост сжига­ния ископаемых углеводородов нивелирует негатив­ные последствия от выброса радиоуглерода 14С атомной промышленно­стью и его включение в биологические системы и генетические молекулы. Вместе с тем рост выбросов 14С и 12С в атмосферу в виде СО2 способствует повы­шению средней температуры на планете и подрыву механизмов воспроизводства привычной среды оби­тания.

Влияние радиоуглерода ¹⁴С на живые организмы

Несмотря на чрезвычайно низкое содержание радиоуглерода ¹⁴С в биосфере (доля радиоактивного углерода при естественном уровне радиации соот­ветствует примерно одному атому на триллион (10¹²) атомов всего углерода), увеличение его концентра­ции может иметь существенные негативные последствия.

Участвуя в обменных процессах вместе со ста­бильным углеродом, ¹⁴С проникает во все органы, ткани и молекулярные структуры живых организмов. Воздействие радиоуглерода на ДНК и РНК биоло­гических объектов связано с действием бета-частиц и ядер отдачи азота, возникающих в результате рас­пада по схеме ¹⁴С->¹⁴N. Явление радиоактивной отда­чи связано с тем, что, выбрасывая альфа-частицу, сам атом отскакивает в обратном направлении, сталкива­ясь с встречающимися на пути молекулами и выби­вая из них электроны.

Кроме того, повреждающее действие связано с изменением химического состава молекул за счет превращения атома углерода в атом азота. Подобные превращения в генетических структурах клетки при­нято называть трансмутациями, а вызванные ими ге­нетические эффекты – трансмутационными. В организме человека ежегодно происходит около 4 млрд трансмутационных эффектов, связанных с ¹⁴С (сотни ежесекундно). При этом считается, что подобные повреждения ДНК с трудом или вовсе не восстанавливаются систе­мой клеточной репарации и являются необратимыми.

Повреждения ДНК, вызванные ядерными превращениями ¹⁴С->¹⁴N, могут инициировать потерю генетической информации со ско­ростью ядерного распада радиоуглерода, являясь ничем иным, как ядерно-биологическими часами, от­меряющими продолжительность жизни.

Факт высокой генетической значимости транс­мутационного превращения ¹⁴С, включенного в мо­лекулы ДНК, теоретически обоснован и эксперимен­тально доказан. Эффект проявляется и в области малых доз, близких к уровню доз от естественного радиационного фона.

Вариации концентрации радиоактивного углеро­да в атмосфере в последние столетия показали, что доминирует всплеск в период 1945-1963 гг., вы­званный испытаниями ядерного оружия. После принятия моратория на взрывы ядерных устройств в атмосфере пошел спад концентрации, продолжающийся до настоящего вре­мени.

Реакция мужской и женской смертности показала, что последствия всплеска концентрации ¹⁴С достига­ют своего максимума для мужского населения через 6-7 лет, а женского - через 25 лет. Очевиден идентичный профиль параболических кривых, что дополнительно указывает на общую причину повышенной смертности мужчин и женщин в соответствующий исторический период, несмотря на различие в координатах максимума.

Надежная изоляция реакторного графита от биосферы при выводе из эксплуатации УГР является важным критерием безопасности и успешности вывода из эксплуатации всех реакторов этого типа, в том числе РБМК.

Стратегии обращения с уран-графитовыми реакторами после их окончательной остановки

Проектирование выводимых в настоящее время УГР проходило в СССР в 1960-е гг. без концептуальных проработок пла­нов их будущего вывода из эксплуатации, демонтажа и долговременного решения проблем обращения с РАО, в том числе облученного реакторного графита.

Долговременна­я стратегия по безопасному обращению с РАО и ОЯТ сложнее, чем это казалось ранее. И эта пробле­ма имеет не только технологическое, но и социально экологическое, экономическое и нравственное из­мерение. Универсальное решение пока не найдено, поэтому «отложенный вариант» является самой распро­страненной стратегией.

Существуют три варианта концепций прекраще­ния эксплуатации энергоблоков АЭС: «консервация», «захоронение» и «ликвидация», которые соответству­ют трем стадиям по классификации МАГАТЭ: «сохра­нение под наблюдением», «ограниченное использование площадки», «неограниченное использование площадки». В США эти три способа именуются как «безопасное хранение», «захоронение на месте» и «удаление». Рассмотрим варианты стратегий обра­щения, которые предлагаются на текущий момент.

Вывод из эксплуатации УГР по концепции «захоронение на месте»

Специфика такого решения вы­вода из эксплуатации уран-графитовых реакторов вызвана тем, что реактор эксплуа­тировался под землей на глубине 20 м. Кроме того, графитовая кладка реактора загрязнена тран­сурановыми радионуклидами, попавшими туда в результате аварий, связанных с разрушением оболочек твэлов и технологических каналов. Было принято решение о том, что этот объект мо­жет быть отнесен к категории «особых РАО» и выводиться в соот­ветствии с “Концепцией вывода из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов по варианту радиационно-безопасного захоронения на месте”, утвержденной 28.12.09.

Это стало первым опытом вывода из эксплуата­ции по сценарию «захоронение на месте» реактора ПУГР ЭИ-2, проработавшего 32 года в ЗАТО Северск Томской области. Данный двухцелевой реактор исполь­зовался для наработки плутония и для централизо­ванного отопления города с населением 100 тыс. человек. Проект был  реализован в 2011-2015 гг. После удаления ОЯТ и приведения реактора в ядерно-безопасное состояние были проведены сле­дующие мероприятия:

- демонтировано все неактивное оборудование;

- нижняя часть реактора забетонирована гидро­изоляционным бетоном, что обеспечило допол­нительное укрепление основных несущих кон­струкций;

- боковые металлоконструкции заполнены бето­ном;

- с помощью специально разработанного изоля­ционного материала на основе композиции глин и минералов месторождений сибирского регио­на была изолирована графитовая кладка, распо­ложенная на 20 м ниже уровня земли;

- изоляционным материалом заполнены все прое­мы в бетонной шахте реактора и полости реакторного пространства;

- верхняя часть реактора закрыта с помощью же­лезобетонного перекрытия, обеспечивающего защиту от пожара, воздействия взрывной волны и герметизирована изоляционным материалом;

- дезактивированы все помещения и демонтиро­вано здание над реактором;

- РАО от демонтажа и дезактивации строительных конструкций подготовлены к захоронению.

Толщина барьера над кладкой - 5 м, под ней - 6 м, по периметру – 12 м.

Всего в пределах шахты реактора использовано 4,5 тыс. м³ глиняных смесей, за пределами шахты ре­актора - 36,6 тыс. м³;

На поверхности земли создан барьер из природ­ных материалов (глина, песок, щебень). Объем мате­риала для сооружения барьера на поверхности – 86 тыс. м³;

Сооруженный объект имеет статус пункта кон­сервации особых радиоактивных отходов (ПКОРАО). Предусмотрен длительный мониторинг, впослед­ствии – перевод в ПЗРО.

Преимущества способа «захоронения на месте»:

- отсутствие необходимости изъятия высокоак­тивных РАО для последующей упаковки, транс­портировки и захоронения;

- относительная дешевизна из-за отсутствия не­обходимости разукрупнения фрагментов реак­тора и последующего раздельного захоронения РАО в зависимости от класса опасности;

- относительно низкие дозовые нагрузки на пер­сонал в сравнении с вариантами разукрупнения и транспортировки фрагментов реактора.

Недостатки способа «захоронения на месте»:

- сложности изъятия и перезахоронения объекта в случае нарушения барьеров безопасности;

- близость грунтовых вод, опасность выщелачива­ния и опасность поступления 14С в водные гори­зонты питьевого водоснабжения.

Вывод из эксплуатации УГР по концепции «зеленый курган»

Концепция «зеленый курган» по выводу из экс­плуатации АЭС разработана и запатентована АО «НИКИМТ». Рассмотрим возможности её реализации для выво­да из эксплуатации двух уран-графитовых реакторов Игналинской АЭС с реакторами РБМК-1500 мощно­стью по 1.500 МВт каждый.

Осложняющим обстоятельством при выводе из экс­плуатации энергоблоков с реакторами РБМК является боль­шая масса облученного графита в каждом реакторе (1.800 т), содержащего помимо биологически значи­мого ¹⁴С значительные загрязнения трансурановыми элементами.

Учитывая высокую удельную активность 0,3-1,0 ГБк/кг графитовой кладки, в том числе ~130 МБк/кг по изотопу 14С, заслуживает внимания рассмотрение концепции «зеленый курган», которая не требует работ по демонтажу верхней биологической защиты (стального барабана высотой 3.0 м, заполненного уральским щебнем). Не потребуется доступ к графитовой кладке, ее разбор­ка, сортировка графитовых блоков по уровню актив­ности, их загрузка в контейнеры и транспортировка для кондиционирования и захоронения.

Можно ожидать, что стоимость реализации кон­цепции «зеленый курган» для Игналинской АЭС будет существенно менее затратной, чем альтернативный вариант глубинного захоронения, который необходимо ре­ализовать в геологически приемлемом месте. Вариант «зеленого кургана» в виде подземного захоронения на месте реализован на Сибирском химическом ком­бинате в ЗАТО Северск Томской области для двухцелевого ПУГР. Вариант «захоронение на месте» предусмотрен также для реакторов АДЭ, АДЭ-2 и АДЭ-3, размещен­ных в подземном пространстве на глубине 250 м на ГХК в ЗАТО Железно­горск Красноярского края.

В отличие от РБМК России и Украины графитовые кладки реакторов РБМК-1500 Игналинской АЭС располо­жены на 6,0 м выше рельефа местности на отметке +8,4 м на многокилометровой плите из кембрий­ской глины. Такое размещение реактора позволяет рассмотреть концепцию захоронения реакторов Игналинской АЭС на месте, по запатентованной НИ­КИМТом технологии «зеленый курган». При этом ве­роятность выщелачивания радионуклидов в «зеле­ном кургане» грунтовыми водами на высоте третьего этажа жилого дома в ближайшие столетия маловеро­ятна.

Использование специально разработанного кон­серванта «F» [М.А. Туктарови др., 2016 http://www.atomic-energy.ru/articles/2016/06/08/66585] для защиты графита и металлокон­струкций от контакта с кислородом, является важным аргументом в пользу принятия концепции «зеленого кургана».

Дополнительным фактором в пользу этого вари­анта захоронения является наличие в изобилии под­ходящих глин и кварцевого песка в районе располо­жения Игналинской АЭС.

Заливка консервантом «F» полостей реактора и его металлоконструкций, обеспечит защиту металла от коррозии и изоляцию радионуклидов на период до 300 лет, когда распадутся короткоживущие радиону­клиды. В течение этого времени можно рассчитывать на прогресс науки и появление более безопасных технологий утилизации и возможности использова­ния ОРГ в народном хозяйстве. В ближайшие 70-100 лет облученный графит может быть без особых сложностей извлечен из кур­гана и использован.

По существующим оценкам хранение ОРГ на ме­сте в 2-3 раза дешевле, чем «грязная и пыльная» дистанционная его разборка, облучение персонала, по­вышение риска загрязнения природы биологически значимым 14С, а также 36Cl, 3Н и другими радиоактив­ными изотопами. В рамках подготовки энергоблоков РБМК-1500 к захоронению на месте требуется предварительно уменьшить его высоту от отметки +50,0 до +25,2 м (пол реакторного зала). Для этого необходимо предварительно демонтировать шатер-крышу, сталь­ные стеновые колонны с навесными железобетонны­ми панелями. Часть этих железобетонных панелей можно уложить на поверхности пола реакторного зала для защиты от падения летательных аппаратов и других несанкционированных действий сверху.

Преимущества концепции «зеленый кур­ган»:

- не требуется выполнять работы по демонтажу, разукрупнению, дезактивации, транспортиров­ке в хранилища оборудования и металлокон­струкции реактора;

- нет необходимости демонтажа технологических и других каналов реакторов, а также разборки, кондиционированию, упаковки и транспорти­ровки для захоронения в глубинном геологиче­ском хранилище 3.600 т графитовой кладки двух реакторов;

- не требуется строительство дорогостоящего глу­бинного геологического могильника для долго­живущих РАО; все высокоактивные и долгоживу­щие РАО в защитных контейнерах размещаются в освобожденных от ОЯТ приреакторных бассейнах выдержки и других помещениях блоков;

- исключается выполнение работ с взрывоопас­ной графитовой пылью и загрязнение биосферы опасными радионуклидами 14С, 36Cl, 3Н, содержа­щимися в графите, значительно снижаются дозо­вые нагрузки на персонал;

- не потребуется финансирования перечислен­ных выше работ;

- в окрестностях Игналинской АЭС имеются боль­шие залежи кварцевого песка для бесполосного заполнения внутренних помещений блоков с упаковками РАО, а также кембрийских глин для заливки конструкций энергоблоков снаружи и последующей засыпкой грунта с укрепляющей растительностью;

- два зеленых кургана высотой 80.0 м и диаметром в основании 200,0 м на месте двух энергоблоков РБМК-1500 Игналинской АЭС могут стать экологически, экономически и социаль­но-приемлемым решением проблемы вывода из эксплуатации ИАЭС.

Недостатки концепции «зеленый курган»:

- передача ядерного наследия потомкам;

- необходимость физической защиты «зеленых курганов» от несанкционированного доступа, обеспечение комплексного экологического мо­ниторинга в районе их размещения.

Варианты вывода из эксплуатации УГР с демонтажом графитовой кладки

В случае принятия решений выво­да из эксплуатации УГР без «захоронения на месте» или «зеленого кургана», ключевой задачей становит­ся демонтаж и обеспечение эффективных технологий обращения с облученным радиоактивным графитом.

При демонтаже УГР происходит целенаправлен­ное разрушение проектных защитных барьеров без­опасности. В результате возрастают риски выноса за пределы энергоблока радиоактивных веществ в твердом, жидком и газообразном состояниях, а также в виде аэрозолей. При демонтаже необходимо учитывать свойства облученного реакторного графита, которые возникли при длительной эксплуатации реактора.

При ресурсных флюенсах ~2×10²² н/см² теплопро­водность графита остается на низком уровне, а меха­ническая прочность снижается. Графит химически взаимодействует только с чрезвычайно сильными реагентами, например, с концентрированной азотной кислотой.

Облученный графит удовлетворяет большинству общих требований, предъявляемых к твердым РАО, пригодным для захоронения. Однако, оценка приобретенной активности гра­фитового замедлителя и других графитовых деталей, применяемых в ядерных реакторах, показывает, что облученный графит не может быть принят на захоро­нение без предварительной обработки. Такая обра­ботка перед захоронением должна обеспечивать его изоляцию от экосферы на весь период сохранения им потенциальной опасности - на десятки тысяч лет.

Прямое захоронение графитовых отходов

Выбор стратегии захоронение на месте, захо­ронение в приповерхностном или глубинном пункте захоронения РАО (ПЗРО) - определяется рядом техни­ко-экономических факторов, в том числе, располо­жением ядерной установки.

Для непосредственного захоронения в ПЗРО рас­сматривались как приповерхностные хранилища, так и глубинные геологические формации. В соответствии классификацией РАО, большая часть облученного графита (графит кладок УГР) относится ко 2 классу РАО, который подлежит захоронению в глубоких геологи­ческих формациях без предварительной выдержки в целях снижения их тепловыделения.

Аварийный графит, содержащий просыпи ОЯТ, неоднороден по своему загрязнению. При сортиров­ке и его выделению в процессе демонтажа графито­вой кладки УГР аварийный графит будет относиться к классу 1 и также подлежит захоронению в глубинных ПГЗРО.

Сменные графитовые изделия подвергались об­лучению в течение значительно меньшего времени (5-15 лет) по сравнению с блоками кладки (~45 лет), поэтому их удельная активность ниже и находится в прямой зависимости от времени облучения.

Применительно к графиту энергетических УГР оцениваемая масса удаляемого графита класса 1 (аварийный графит) составит 1.500 т, класса 2 – 22.000 т (кладка), класса 3 (втулки, кольца и др.) – 7.500 т.

В графитовых кладках в местах локализации ча­стиц облученного топлива в период выдержки до трех лет спектр γ-излучения облученного графита определяется короткоживущими осколками деления 134Cs, 144Ce, 106Ru, 155Eu и др., в последующий период от 3 до 50 лет – радионуклидами 60Co, 137Cs и 155Eu. В этот период высокий уровень гамма-фона реак­торов обусловлен, главным образом, высокоэнерге­тическими γ-квантами, сопровождающими β-распад 60Co (Т _1/2 - 5,27 года).

Согласно расчетным данным НИЦ «Курчатовский институт», мощность дозы от графитового блока по­сле 10 лет выдержки достигнет транспортного крите­рия (рис. 2), то есть ограничения по мощности дозы при перевозке упаковок с графитовыми РАО. Это позво­лит обращаться с графитом более безопасно и менее затратно.

Рис. 2. Мощность эквивалентной дозы излучения от графитово­го блока после 10 лет выдержки достигает допустимого значения для транспортировки

Локальные концепции вывода из эксплуатации энергоблоков с реакторами РБМК-1000 предусма­тривают варианты демонтажа (немедленного или отложенного) реакторных установок с упаковкой графитовых отходов в контейнеры и их вывозом на захоронение. Для приповерхностного и глубинного захоронения были разработаны специальные контей­неры.

Утилизация после сжигания с последующим кондиционированием золы­

С целью уменьшения объема графитовых отхо­дов для окончательной утилизации рассматривался вариант их сжигания с последующим захоронением золы. Для обычного процесса сжигания было уста­новлено, что соотношение графита к золе составляет ~160, поэтому общий объем РАО, подлежащего захо­ронению, будет значительно меньше по сравнению с исходным облученным графитом, хотя зола будет от­носиться к более высокой категории отходов.

Для горения графита требуется предварительный разогрев всей его массы до температуры не ниже 300°С, а интенсификация горения наступает при 1.200-1.300°С.

Перспектива сжигания графитовых отходов для окончательной утилизации вызывает следующие проблемы:

- трудность сжигания реакторного графита в свя­зи с его качеством;

- выделение радиоактивных газов, в частности, ¹⁴C, 36Cl и остаточного 3H;

- переработка и иммобилизация золы, в которой сконцентрированы радионуклиды;

- необходимость измельчения графита на доста­точно мелкие фрагменты перед сжиганием, исключив при этом выход пыли в окружающую среду.

Для исключения выбросов в окружающую среду остаточных радиоактивных газов система сжигания графита должна быть оборудована эффективной си­стемой фильтрации, состоящей из предварительного фильтра, обратного промывного фильтра и воздуш­ного фильтра высокой эффективности для улавлива­ния всех радиоактивных частиц и аэрозолей.

Утилизация после иммобилиза­ции в инертной матрице

Кроме прямого захоронения облученного гра­фита рассматриваются варианты его иммобилизации в различных инертных матрицах, в качестве которых использовались такие материалы, как: цемент, полимеры, смолы, битум, стекло, керамика. Наиболее детально были изуче­ны цемент и минеральные матрицы.

Цементный раствор готовился из трех частей доменного шлака и одной части портландцемента. Измельченный графит перемешивался с цементным раствором, смесь разливалась в 200-литровые ме­таллические бочки. Для демонстрации приемле­мости компаунда для окончательного захоронения оценивались: механически прочность, сохранность формы, химические свойства, радиационная стой­кость, термическая стабильность и стойкость к уда­ру. Использование цементной матрицы согласуется с критериями приемлемости РАО для захоронения.

Специалистами ГНЦ ФЭИ им. А.И.Лейпунского был предложен интересный метод иммоби­лизации графита, загрязненного ураном и актини­дами. После измельчения графит перемешивается в стехиометрических пропорциях с порошками Al и ок­сидов Y, Ce, Ti. Затем в герметичных стальных контейнерах проводится их вы­сокотемпературный синтез, в процессе которого атомы Y могут быть замещены атомами урана и актинидов. Компаунд, в структуре которого заблокированы 14C и все значимые изотопы, представляет собой стабиль­ный инертный композиционный материал плотностью ~4 г/см³, готовый к захоронению. Эта технология считается экологиче­ски безопасной.

Утилизация после покрытия и пропитки

Целью покрытия и пропитки является иммоби­лизация графитовых отходов и защита их от воз­действия окисляющих газов или влаги. Эпоксидная смола считается лучшим по сравнению с другими ма­териалом, причем отверждение происходит в тече­ние нескольких дней при температуре окружающей среды, что исключает необходимость термообработки. Испытания на прочность при сжатии показали улучшение коэффициента Пуассона примерно в 1,7 раза по сравнению с чистым графитом. Это важный результат, характеризующий снижение риска по­вреждения графита при хранении.

Испытания на выщелачивание показали сниже­ние скорости выщелачивания до двух порядков для основных изотопов. Данный метод способен эффек­тивно иммобилизировать подавляющее большин­ство присутствующих радионуклидов и обеспечить защиту окружающей среды от возможного повреж­дения контейнеров при хранении.

Заключение и выводы

При выводе из эксплуатации УГР безопасное об­ращение и долговременная изоляция графита, отра­ботавшего в активной зоне, становится серьезным вызовом.

На сегодняшний день отсутствуют общепризнан­ные в мировой практике решения по обеспечению безопасной изоляции отработавшего реакторного графита на все время, пока он будет представлять опасность - 10 периодов полураспада ¹⁴С, то есть 57.300 лет.

Двукратное повышение концентрации экологи­чески и генетически значимого радиоуглерода ¹⁴С в атмосфере в период массовых испытаний ядерного и термоядерного оружия к началу 1960-х гг. проде­монстрировало реальность его глобальных негативных последствий для природы и людей, воздействуя на генети­ческий аппарат.

Существуют риски дополнительных локальных загрязнений ¹⁴С вблизи действующих АЭС, которые способны привести к негативным последствиям в районе их размещения.

Реактор РБМК-1000 первого энергоблока ЛАЭС стал первым из 11 российских энергоблоков этого типа, на котором будут отрабатываться техно­логии безопасного вывода из эксплуатации, в том числе обращения с 1.798 т облученного реакторного графита, содержащего ¹⁴С.

Оператором ЛАЭС принята стратегия немедлен­ного демонтажа, рекомендованная МАГАТЭ, которая обеспечит возможность использование опыта экс­плуатационного персонала станции, экономически более оправдана и соответствует ожиданиям общественности.

Кроме того, принята «дорожная карта» по созда­нию на ЛАЭС опытно-демонстрационного инженер­ного центра (ОДИЦ) по выводу из эксплуатации энер­гоблоков АЭС с реакторами канального типа.

Важно, чтобы при наработке такого опыта по выводу из эксплуатации в условиях повышенных рисков негативного воздействия на среду обитания, учитывались следующие особенности места разме­щения ЛАЭС:

- Балтийское море – среда обитания, находящая­ся под защитой в соответствии с «Конвенцией по защите мор­ской среды района Балтийского моря» 1992 г. (Хельсинкской конвенцией);

- Финский залив – водоем высшей рыбохозяй­ственной категории;

- в радиусе 1 км от выводимой из эксплуатации ЛАЭС работают более 8.000 человек;

- в районе сосновоборского ядерного кластера и в г. Сосновый Бор обнаружено генотоксическое воздействие, в результате которого семена сосен имеют тяжелые цитогенетические повреждения, процент этих статисти­чески значимых результатов в районе ЛАЭС в 3 раза, а в г. Сосновый Бор в 2 раза выше, чем в контрольной точке отбора семян сосен в райо­не пос. Большая Ижора (30 км от ЛАЭС в сторону Санкт-Петербурга).

Решения, принимаемые при выводе из эксплуатации ЛАЭС, могут затраги­вать социальные, экологические, экономические и нравственные интересы различных сторон и буду­щих поколений. Это необходимо учитывать при работе Опытно-демонстрационного инженерного центра, который создается на базе ЛАЭС.

Принципиально важно, чтобы такой ОДЦ аккуму­лировал не только технологический опыт вывода из эксплуатации, обращения с реакторным графитом, но и опыт взаимодействия со всеми заинтересован­ными сторонами: властями всех уровней, органами местного самоуправления, независимыми эксперта­ми, экологами, а также заинтересованной общественностью.

Полную версию доклада см. на http://decommission.ru/2019/12/27/doklad_grafit/