Кондиционирование реакторного графита выводимых из эксплуатации уран-графитовых реакторов для целей захоронения

На территории России было построено 13 промышленных уран-графитовых реакторов (ПУГР), уран-графитовый реактор (УГР) АМ Первой в мире АЭС, 2 УГР АМБ-100 и АМБ-200 Белоярской АЭС, 4 УГР типа ЭГП Билибинской АЭС, 11 реакторов РБМК Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС. К настоящему моменту остановлены и ведутся работы по выводу из эксплуатации ПУГР, реакторов Белоярской АЭС и Первой в мире АЭС. В 2015 году по проекту АО «НИКИЭТ» завершены работы по выводу из эксплуатации ПУГР ЭИ-2. Завершается срок эксплуатации энергетических УГР РБМК и ЭГП (табл.1) [1]. На ближайший период около 10-15 лет ресурс большинства блоков с учетом продления срока службы по результатам ремонтно-восстановительных работ будет исчерпан. Останов блоков Ленинградской АЭС запланирован ориентировочно на ближайшие годы: 1-го энергоблока - до 2018 г, 2-го энергоблока - до 2020 г, 3-го энергоблока до 2024 г и 4-го энергоблока - до 2026 г.

В ближайшем будущем перед Госкорпорацией «Росатом» стоят масштабные задачи по выводу из эксплуатации указанных УГР (рис. 1).

Табл.1. Энергетические уран-графитовые реакторы атомных станций РФ

Тип реактора

Мощность,

МВт

Масса графитовой кладки, т

Масса сменного

графита, т

Продолжительность работы, лет, год ввода /останова

*С учетом продления срока службы на 15 лет. **Втулочный графит в составе ОТВС

При выводе из эксплуатации ОИАЭ значительную долю затрат составляет обращение с радиоактивными отходами (РАО). Например, в структуре затрат на вывод из эксплуатации блока АЭС с реактором типа РБМК (табл. 2) обращение с РАО составляет более 65 %.

Табл. 2. Структура затрат на вывод из эксплуатации блока Ленинградской АЭС с РБМК

№ п/п

Наименование этапа

Вклад в общую стоимость, %

Планирование, проектирование и лицензирование

Работы по останову блока АЭС

Консервация блока АЭС

Демонтаж блока АЭС

Эксплуатационные расходы и управление

Возврат лома, материалов повторного использования

Закупка материалов и оборудования

Обращение с РАО

Применительно к выводу из эксплуатации объектов УГР, в особенности блоков атомных станций, обращение с облученным реакторным графитом, в том числе его кондиционирование для целей захоронения, является одной из критических задач.

Решение вопроса по окончательному обращению с реакторным графитом, т.е. по его захоронению, осложняется наличием в составе графитовых изделий долгоживущих радионуклидов (прежде всего, 14 С, 36 Сl) и его значительными количествами. По разным оценкам, суммарное количество облученного реакторного графита в России может достигать 50-60 тысяч тонн [1].

Следует учитывать, что проблема утилизации отработавшего реакторного графита актуальна и для большинства других ядерных держав. В мире построено около 250 УГР, и также накоплено значительное количество облученного графита - около 230-250 тыс. т (рис. 2). В первую очередь, помимо России проблема обращения с облученным реакторным графитом актуальна для Великобритании - более 77 тыс. т, для США – более 50 тыс. т и Франции – более 23 тыс. т [2-4].

Необходимо отметить, что в настоящий момент в мире не существует окончательно принятого решения по проблеме утилизации отработанного графита [3].

Ниже рассматриваются решения по кондиционированию облученного реакторного графита и снижению издержек на его окончательное захоронение.

Концепции обращения с реакторным графитом выводимых из эксплуатации УГР

В ФЗ РФ «Об обращении с радиоактивными отходами…» (от 11.07.2011 № 190- ФЗ) установлено, что окончательной стадией обращения с РАО является захоронение. Выбор стратегии обращения с реакторным графитом УГР - захоронение «на месте», захоронение в приповерхностном или глубинном пункте захоронения РАО (ПЗРО) - определяется рядом технико-экономических факторов, и в том числе расположением ядерной установки (ЯУ), наличием транспортной инфраструктуры от ЯУ к ПЗРО, радионуклидным составом отходов и др. (рис. 3).

Характеризация реакторного графита

Графит в качестве конструкционного материала активных зон УГР используется в виде несменяемых изделий (в виде графитовых блоков) и сменяемых элементов: колец контакта между кладкой и технологическими каналами, втулок ТВС, вытеснителей стержней СУЗ и др. В процессе эксплуатации графитовой кладки под действием нейтронного облучения происходит активация примесей, изначально присутствующих в графите. Происходит загрязнение графита вследствие контакта с другими изделиями активной зоны и активации газа, продувающего кладку. Влияние типа продувающего газа показана в работе [9]. Удельная активность 14 С в ПУГР АО «СХК», продуваемом азотом, в 8-10 раз выше, чем в реакторах AGR, кладки которых продувались углекислым газом.

Эксплуатация УГР первого поколения, например, блоков №1 и №2 Белоярской АЭС, сопровождалась инцидентами с просыпями ядерного топлива (ЯТ) в кладки аппаратов. Ядерные материалы, загрязняющие кладки, подвергались облучению и делению с образованием радиоактивных продуктов реакций. Радиоактивные материалы, внешне загрязняющие кладку, могли мигрировать внутрь объема кладки, частично плавиться, переходить в газовую фазу и уноситься вместе с продувочным газом, распространяться иными путями по реакторному оборудованию и системам.

С учетом этого в общем виде, радиоактивность облученного реакторного графита УГР может быть обусловлена следующими процессами:

активацией примесей в графите (доминирующие нуклиды 3 Н, 14 С, 60 Со);
загрязнением поверхностей графитовых изделий продуктами активации продувочного газа (например, 14 С из азота) и других изделий, контактирующих с кладкой, например, каналами (преимущественно, 60 Со, 55 Fe и др.);
загрязнением поверхностей изделий ядерными материалами и продуктами деления ЯТ при инцидентах с просыпями топлива в УГР первого поколения и др.

Примеры количественных значений удельных активностей радионуклидов графитовых кладок различных УГР, полученных из [6-8], приведены в табл. 3.

Как можно видеть, основной вклад в активность графита кладки (при отсутствии просыпей ЯТ, применительно к графиту РБМК Чернобыльской АЭС – см. первый столбец) вносят следующие радионуклиды: 3 Н, 14 С, 36 Cl, 55 Fe, 60 Со, 65 Zn, 134 Cs. Гамма излучающие нуклиды, прежде всего, 60 Со, 134 Cs, определяют уровень гамма фона от реакторного графита и мероприятия по защите персонала при обращении с графитовыми отходами (при демонтаже кладок, обращении с контейнерами и др.).

В соответствии с Постановлением Правительства РФ № 1069 от 19.10.2012 «О критериях отнесения…» графит кладок УГР (при отсутствии просыпей топлива) относится к классу 2 удаляемых твердых РАО (долгоживущие отходы средней категории активности с периодом полураспада отдельных радионуклидов более 30 лет) и подлежат захоронению в пунктах глубинного захоронения РАО (ПГЗРО) без предварительной выдержки в целях снижения их тепловыделения. Аварийный графит, содержащий просыпи ОЯТ, неоднороден по своему загрязнению. При создании соответствующих условий по сортировке и выделению графита с просыпями ядерного топлива в процессе демонтажа графитовой кладки УГР аварийный графит будет относиться к классу 1 и также подлежит захоронению в ПГЗРО.

Сменные графитовые изделия подвергаются реакторному облучению в течение меньшего времени – около 5-15 лет по сравнению с графитовыми блоками – 30-45 лет. Соответственно, удельная активность большинства радионуклидов сменных графитовых изделий ниже, и находится в прямой зависимости от времени облучения.

Табл. 3. Усредненные значения удельной активности радионуклидов в облученном реакторном графите УГР, Бк/г

Нуклид; период полураспада, лет; тип излучения

Тип графита

Кладка РБМК

Чернобыльской АЭС [6]

Кладка И-1

АО «СХК» [7]

Кладка ЭИ-2

АО «СХК» [7]

Графит УГР «Када-раш», Франция [8]

36 Cl; 0,3×10 6 ; β

59 Ni; 7,6×10 4 ; β

3,0×10 3 ; 14,0×10 3 *

94 Nb; 0,2×10 6 ; β, γ

154 Eu; 8,5; β, γ, E

2 39 Pu; 2,439×10 4 ; α

241 Pu; 14,89; α, β

242 Pu; 3,8×10 5 ; α

Примечание: * Значения для загрязнений поверхности графитовых блоков просыпями ядерного топлива

Применительно к графиту энергетических УГР оцениваемое количество удаляемого графита класса 1 (аварийный графит) составит 1500 т, класса 2– 22 000 т (кладки УГР), класса 3 (втулки, кольца и др.) – 7500 т. (рис. 3).

Для оценки безопасности захоронения РАО, помимо удельной активности, принципиальное значение имеют и другие характеристики радионуклидов: период полураспада, радиотоксичность, миграционные свойства и др.

Оценить радиотоксичность нуклида можно, например, по дозовому коэффициенту при поступлении радионуклида с пищей (табл. 4). Путем перемножения значения удельной активности на дозовый коэффициент можно получить «потенциальную дозу» и выявить наиболее опасные нуклиды в графите, которые могут поступить в организм человека с пищей.

Как можно видеть из рис. 4, наиболее радиотоксичными в реакторном графите (для конкретного нуклидного состава - первый столбец табл. 3) являются 3 Н, 14 С, 36 Cl, 55 Fe, 60 Со, 65 Zn, 90 Sr, 134 Cs, 137 Cs. Однако не все из указанных нуклидов в условиях захоронения являются «подвижными», способными к существенной миграции в геологической среде, т.е. для количественных и качественных оценок безопасности захоронения необходим учет миграционных свойств радионуклидов графита.

Табл. 4. Анализ параметров радионуклидного загрязнения реакторного графита УГР РБМК

Нуклид; период полураспада, лет; тип излучения

Удельная активность нуклида,

Бк/г

Дозовый коэффициент при поступ-лении с пищей, Зв/Бк

Максимальная потенциальная доза, Dпот, Зв

Активность нуклида в кладке, Бк*

Период потен-циальной опасности

(по ПЗУА) Тпзуа, лет

Период потен-циальной опасности

(по МЗА)

Тмза, лет

36 Cl; 0,3×10 6 ; β

59 Ni; 7,6×10 4 ; β

94 Nb; 0,2×10 6 ; β, γ

154 Eu; 8,5; β, γ, E

Примечание: * В пересчете на массу графита 2000 т

Безопасность захоронения реакторного графита должна обеспечиваться в течение всего периода потенциальной опасности радиоактивных отходов. В соответствии с ФЗ «Об обращении с радиоактивными отходами…» (от 11.07.2011 № 190- ФЗ) период потенциальной опасности радиоактивных отходов - срок, в течение которого уровни радиоактивности отходов снижаются до показателей, при которых не требуется радиационный контроль. Понятие «снятие с радиационного контроля» требует дальнейшего разъяснения.

В соответствии с Постановлением Правительства РФ № 1069 от 19.10.2012 «О критериях отнесения…» критерием отнесения отходов к радиоактивным является условие, при котором сумма отношений удельных активностей радионуклидов в отходах к их предельным значениям (ПЗУА или МЗУА в НРБ-99/2009), превышает 1. С учетом этого условия и закона радиоактивного распада можно оценить период потенциальной опасности конкретного нуклида и всего графита в целом (Тпзуа ). Как можно видеть, предел потенциальной опасности графитовых отходов, рассчитанный по ПЗУА (см. табл. 4, рис. 4), определяется нуклидом 94 Nb.

Несмотря на относительно низкую активность 94 Nb, равную 78 Бк/г (первый столбец табл. 3), его ПЗУА также невелика - 10 Бк/г, что и определяет наибольший период потенциальной опасности графита Тпзуа, равный 5,9×10 5 и определенный по предельных значениям удельной активности нуклидов. Однако при этом анализе следует отметить, что из рассмотрения нуклидного состава графита РБМК ЧАЭС выпал нуклид 36 Cl из-за того, что его удельная активность (на уровне 10 3 Бк/г) ниже ПЗУА (10 4 Бк/г), несмотря на то, что его суммарная активность в графите кладки достаточно велика - 2,00×10 12 Бк (см. табл.4). При этом следует отметить тот факт, что благодаря высокой растворимости хлора в воде и возможности миграции хлора в газообразном виде, нуклид 36 Cl обладает высокой миграционной подвижностью по сравнению с 94 Nb, и, соответственно, с учетом удельной активности представляет бóльшую опасность.

Расчет периода потенциальной опасности по значениям минимальной значимой активности (МЗА - см. НРБ-99/2009) дал иной результат – определяющим нуклидом стал 36 Cl, имеющий наибольший Тмза = 6,28×10 6 лет. Расхождение этих результатов, которые могут служит только для качественных оценок периодов потенциальной опасности захоронения РАО, требует оснований для установления общих подходов к оценке периода потенциальной опасности пунктов захоронения РАО.

При окончательном обосновании безопасности ПЗРО следует исходить из условий непревышения доз облучения населения при нормальном режиме жизнедеятельности, а именно, индивидуальной годовой эффективной дозу - не более 10 мкЗв, и коллективной эффективной годовой дозы не более 1 чел.-Зв и др. (п. 1.4 НРБ-99/2009). Реализация этой методологии оценки безопасности ПЗРО трудоемка и требует выполнения ряда мероприятий, таких как создание адекватных расчетных моделей миграции, исследования нуклидного состава, химической формы, миграционных характеристик (диффузионных, сорбционных и др. свойств) нуклидов в реакторном графите, в ближнем и дальнем окружении, изучение свойств материалов инженерных барьеров и геологической среды и др.

Характеристики, определяющие обращение с реакторным графитом

Каждый проект ПЗРО устанавливает специфические критерии приемлемости РАО, которые являются ключевым элементом при выборе упаковок для захоронения. Соответствие реакторного графита критериям приемлемости определяется рядом его характеристик, которые требуют их изучения и учета при проектировании технологических процессов обращения с графитом и при обосновании безопасности его захоронения. К ним, прежде всего, можно отнести:

Удельная активность, состав и концентрация нуклидов, их физико-химическая форма, в первую очередь, долгоживущих нуклидов и гамма-излучающих нуклидов с высокой энергией гамма квантов (кобальт-60, цезий-137 и др.).
Выщелачиваемость нуклидов в воде (с учетом состава, pH и других свойств грунтовых вод конкретного ПЗРО).
Газообразование (типы соединений), в том числе газообразный выход радионуклидов (в зависимости от различных условий – температуры, уровня радиационного фона, гранулометрического состава измельченного графита, состояния поверхности графитового изделия и др.).
Мощность дозы гамма излучения (в проектах демонтажа и транспортировки).
Накопленная энергия Вигнера (накопленная энергия, температура облучения графита, условия высвобождения и др.).
Пожаро- и взрывоопасность графитовых отходов (целых изделий, крошки, пыли, в том числе при контакте с другими материалами – цирконием, органическим отходами и др.), а также условия самоподдерживаемого горения графита.
Окисление графита на воздухе и в условиях могильника (в течение длительных периодов времени).
Возможность гальванической коррозии (при контакте графита с металлами при определенных условиях).
Микробиологическая стойкость графита (в результате метаболического действия микроорганизмов) и др.

Необходимость учета этих характеристик в проектах обращения и захоронения потребует проведения детальных исследований указанных свойств реакторного графита.

Подходы к захоронению реакторного графита УГР

С учетом специфики геологии расположения площадок объекта с УГР, промышленной инфраструктуры района размещения объекта, конструктивных особенностей, истории эксплуатации аппаратов, радиоактивного загрязнения и др. в отношении способов обращения и захоронения графитовых отходов целесообразно использовать дифференцированный подход, предусматривающий выделение референтных групп графитовых отходов и создание для них соответствующих технологий обращения.

Реакторный графит выводимых из эксплуатации УГР по уровню радиационного загрязнения можно разделить следующие группы:

реакторный графит (кладок и втулочный) промышленных УГР (массой около 29 000 т);
реакторный графит энергетических УГР (блоков АЭС) – массой около 31 000 т (с учетом классификации по рис. 3).

В отношении ПУГР принято и обосновано (для ПУГР АО «СХК» и ФГУП «ГХК») решение о переводе кладок в разряд «особых РАО», подлежащих переводу в пункт хранения особых РАО. Главным условием реализации проектов вывода из эксплуатации ПУГР является обоснование радиационной безопасности и достаточности создаваемых защитных барьеров на пути распространения в геологической среде долгоживущих нуклидов в течение всего периода их потенциальной опасности. Например, применительно к ПУГР ФГУП «ГХК» принцип эшелонированной защиты реализуется путем использования существующих и создания дополнительных барьеров безопасности: графита - матрицы для изоляции радионуклидов, глинистых пород и бетонных смесей для заполнения пустот аппаратов, бетонных и металлических строительных конструкций и пород горного массива.

В 2015 году завершены работы по созданию пункта консервации реактора ЭИ-2 ОАО «СХК», реализуются проекты вывода из эксплуатации ПУГР ФГУП ФЯО «ГХК».

В случае выявления дефицита безопасности захоронения ПУГР на месте размещения целесообразно введение дополнительного инженерного барьера, ограничивающего избыточное поступление грунтовой воды к объекту, снижающего выщелачивание радионуклидов из графита и обеспечивающего изоляцию наиболее подвижных, но короткоживущих нуклидов (таких как тритий, цезий и др.) на период около 300 лет, например, путем заливки полостей аппарата специальным полимерным компаундом - консервантом «F» разработки АО «НИКИЭТ» [11].

Консервант «F» представляет собой твердеющий при нормальной температуре герметизирующий состав, включающий радиационно- и химически стойкое связующее, наполнитель, отвердитель и целевые добавки, обеспечивающие возможность широкого варьирования технологическими и техническими характеристиками.

Консервант «F» в отвержденном состоянии биологически инертен, обеспечивает экологическую чистоту окружающей среды и относится к трудносгораемым и не поддерживающим горение веществам. Консервант стоек к перепадам температур, не требует дополнительного разогрева при его использовании.

В работе [11] представлены результаты НИОКР по применению защитного полимерного компаунда «F». В табл. 5 представлена характеристика консерванта «F».

Табл. 5. Основные параметры консерванта "F"

Наименование показателя

Значение

Температура окружающей среды при проведении работ, о С

Радиационная стойкость, Мрад, не менее

Прочность при сжатии, МПа, не менее

Радиационное газовыделение, см 3 (гЧрад)

Скорость выщелачивания (по Cs), г/(см 2 Чсут)

Основными преимуществами консерванта "F" являются высокая радиационная и водостойкость, механическая прочность и технологичность (низкая вязкость, длительная жизнеспособность, простота технологии приготовления и использования).

Рецептура консерванта "F" запатентована [12]. Технология приготовления и заливки отработана на стендовых испытаниях макетов, при проведении работ по консервации реакторов стендов-прототипов реакторов АПЛ, апробирована при консервации аварийных АПЛ с невыгруженным ОЯТ, при герметизации реакторного пространства (РП) остановленного блока №1 Белоярской АЭС (рис. 5), при испытаниях материалов – стабилизаторов ОЯТ АМБ в пеналах транспортно-упаковочных контейнеров ТУК-84.

Проведенные в АО «НИКИЭТ» НИР по обоснованию возможности использования консерванта "F" в дополнение к глиняной смеси показали, что:

-низкая вязкость консерванта обеспечивает бесполостное заполнение свободных объемов, его проникновение в межблочные щели, а также в микроскопические полости и трещины, имеющиеся в облученном реакторном графите, что приводит после отверждения консерванта к образованию монолита «графит–консервант» (рис. 6);

Рис. 5. Герметизация реакторного пространства блока № 1 Белоярской АЭС

оценка влияния консерванта "F" на несущую способность металлоконструкций ПУГР в составе модуля захоронения реакторного пространства показала, что:
при заполнении реакторного пространства ПУГР глинами прочность наиболее нагруженных элементов схем «Д»,«Л»,«О» (без их усиления или снижения действующих на них нагрузок) не обеспечена в полном объеме, запас прочности наиболее нагруженных элементов схемы «Е» составляет не более 3%;
при заполнении РП и трактов ТК консервантом "F" нагрузки, передающиеся на схему «Д», снижаются; напряжения в схемах «Е»,«Д», в стояках и столбах из консерванта «F», угловых сварных швах не превышают допускаемых значений;
коэффициенты диффузии радионуклидов в консерванте на 5-6 порядков меньше, чем в глинах. Предварительные консервативные оценки миграции радионуклидов из уран-графитовых реакторов в окружающую среду (с учетом создания в кладке инженерного барьера из консерванта "F") позволяют прогнозировать заметное снижение пиковой удельной активности радионуклидов в грунтовых водах вблизи захоронения (в т.ч. 14 С на несколько порядков);
скорость коррозии углеродистых сталей в консерванте в 3 раза меньше, чем в глинах, что уменьшает скорость деградации и потерю несущей способности металлоконструкций, являющихся защитными барьерами безопасности.

7 мкм, заполненная консервантом – эксперимент РНЦ КИ)

Рис. 6. Модуль «графит – консервант» и заполнение щелей и трещин в графитовых блоках: а– модуль из двух графитовых блоков РБМК, залитых консервантом; б – шлиф по графиту, залитого консервантом (трещина длиной 300 мкм с перемычкой размером

7 мкм, заполненная консервантом – эксперимент РНЦ КИ); в– межблочный щелевой зазор, заполненный консервантом

Применение дополнительного барьера в виде консерванта при захоронении ПУГР несколько увеличивает проектную стоимость работ по выводу из эксплуатации. Оценочно, сводная сметная стоимость работ для захоронения ПУГР АД (при заливке консервантом реакторного пространства, схем «О» и «Р» вместо засыпки глинами) может возрасти на 5-6%. Однако применение консерванта при захоронении ПУГР вследствие снижения риска миграции радионуклидов, повышения прочностных свойств несущих конструкций, снижения поступления грунтовых вод к объекту, может быть обосновано и экономически, при учете рисков и затрат на ликвидацию возможных негативных последствий распространения нуклидов в геологическую среду.

Накопленный опыт работ по выводу из эксплуатации ПУГР на месте их размещения с большой вероятностью может быть применен и к выводу из эксплуатации блоков Билибинской АЭС, расположенной в Чукотском автономном округе. Следующие особенности размещения площадки Билибинской АЭС: расположение в отдаленном районе России (значительная удаленность от центров обращения с РАО Национального оператора), суровые климатические условия (среднегодовая температура – -10,4 о С, число дней со снежным покровом - 236), отсутствие значимых энергоресурсов, необходимость использования привозного сырья, материалов и оборудования, отсутствие развитой транспортной (железнодорожного сообщения и круглогодичных автодорог с твердым покрытием) и промышленной инфраструктур обращения с РАО и других производств, обуславливают применение концепции вывода из эксплуатации УГР Билибинской АЭС по вариантам полного или частичного (с демонтажом части строительных конструкций) захоронения аппаратов на месте их расположения. Условия вечной мерзлоты (мощность мерзлой толщи превышает 240-260 м) и скальный характер геологических формаций, характеризующийся слабой проницаемостью (скорость миграции грунтовых вод в слое сезонного оттаивания грунта 2,5×10 -1 м/сут) дают основания для создания пунктов захоронения РАО с обеспечением их локализации за счет естественных барьеров на весь период потенциальной опасности радиоактивных отходов. Малая плотность населения (0,12 чел/км 2 ) и малая значимость сельскохозяйственного производства обуславливают значительно меньшую коллективную дозу облучения населения и дозу за счет потребления продуктов питания по сравнению со средней полосой РФ.

Помимо реакторных кладок аппаратов ПУГР значительное количество графитовых изделий в виде втулок размещено вне реакторов, в местах непроектного хранения. На комбинатах ФГУП «ПО МАЯК», АО «СХК», ФГУП «ГХК» имеются могильники низкоактивных (траншейного типа), среднеактивных и высокоактивных отходов, которые можно отнести к объектам ядерного наследия, и содержащие графитовые отходы в виде сменных элементов. Графитовые втулки размещены в подобных могильниках в виде отходов, смешанных с другими изделиями, инструментом, обрезками каналов и др. Результаты обследований некоторых объектов показывают, что радионуклиды начали миграцию в окружающий строительный бетон. В связи с тем, что большинство указанных объектов, вероятно, будут выводиться из эксплуатации по варианту захоронения на месте, актуальна задача создания дополнительного барьера для захоронения графита РАО в объеме хранилищ с применением защитного материала, обладающего требуемыми изолирующими свойствами, например, путем применения рассмотренного выше консерванта.

Локальные концепции вывода из эксплуатации блоков Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС с РБМК предусматривают варианты демонтажа (немедленного или отложенного) реакторных установок с упаковкой графитовых отходов в контейнеры и их вывозом на захоронение.

Основным аргументом в пользу отложенного демонтажа является высокий уровень гамма фона реакторов, обусловленный в первые 30 лет высокоэнергетическими γ-квантами, сопровождающими β-распад 60 Co [13], и, соответственно, стремление снизить дозозатраты персонала при демонтаже. Реализация варианта отложенного демонтажа блока АЭС при этом сопровождается затратами на эксплуатацию (без производства энергии) и поддержание блоков в безопасном состоянии.

С другой стороны, в связи со спецификой конструкции, разветвленностью контуров циркуляции теплоносителя и систем безопасности, необходимостью завершения работ по их дезактивации, по обращению с отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами, накопленными на блоках за период эксплуатации, по дополнению инфраструктуры обращения с ОЯТ и РАО необходимыми системами, реализация стратегии немедленного демонтажа блоков АЭС с РБМК может растянуться во времени на десятки лет. Так, например, в работе [14] запланирована продолжительность вывода из эксплуатации блоков 1-й очереди Ленинградской АЭС периодом около 28 лет, 1 этап - подготовка к ликвидации блоков сроком 8 лет, 2 этап - ликвидация блоков сроком 20 лет.

Как можно видеть из расчетных данных НИЦ КИ (рис. 7), мощность дозы от графитового блока после 10 лет выдержки достигнет транспортного критерия, т.е. ограничения по мощности дозы при перевозке упаковок с РАО [13], что позволит уже обращаться с графитом более безопасно и менее затратно.

Таким образом, при выводе из эксплуатации блоков АЭС с РБМК целесообразно придерживаться стратегии немедленного демонтажа.

При демонтаже кладок УГР предусматривается упаковка извлеченных графитовых изделий в контейнеры, предназначенные для транспортировки и передачи НО РАО для захоронения. При выборе типа ПЗРО для захоронения – пункт приповерхностного захоронения РАО (ППРО), размещаемый выше поверхности земли, на одном уровне или ниже поверхности земли на глубине до 100 м; или пункт глубинного захоронения РАО (ПГЗРО), размещаемый на глубине более 100 м от поверхности – определяющим является содержание долгоживущих радионуклидов в графите.

В соответствии с ПП РФ № 1069 графит кладок энергетических УГР, в основной массе, относится к классу 2 и подлежит захоронению в ПГЗРО, аварийный графит, загрязненный просыпями ядерного топлива, может быть отнесен к классу 1 удаляемых ТРО, а графитовые сменные изделия (втулки, кольца), в общем виде, к классу 3.

В России ведутся работы по созданию пункта глубинного захоронения РАО классов 1 и 2, располагаемого в Нижнеканнском массиве, Красноярский край [14, 15]. Проект ПГЗРО «Нижнеканнский массив» разработан в 2014 г, а в 2015 г прошел государственную экспертизу. Однако следует отметить, что проект не рассматривает проблему захоронения графитовых отходов энергетических УГР в указанном ПГЗРО.

В 2015 году по заказу АО «Концерн Росэнергоатом» АО «НИКИЭТ» провел работы по разработке технических требований к кондиционированию и контейнеру для обращения и захоронения графитовых блоков АЭС с РБМК, предположительно в пункте глубинного захоронения. Были проведены технико-экономические исследования различных вариантов использования сертифицированных контейнеров для графита, включая невозвратно-защитный железобетонный контейнер (НЗК); невозвратный металлический контейнер, например, типа КРАД-1,3, перевозимый в защитном транспортном контейнере (с биологической защитой); металлический контейнер, например, типа КМЗ, с возможностью заполнения свободных полостей загруженного графитом контейнера защитным материалом (рис. 8). Были рассмотрены все стадии обращения с графитом после демонтажа кладки: контейниризация и кондиционирование графитовых блоков, промежуточное хранение графита на площадке АЭС, перевозка графита к пункту захоронения и захоронение реакторного графита. В результате проведенных оценок было показано, что при соответствующем обосновании принципиально возможно использование для захоронения графита класса 2 (графитовые кладки) существующих сертифицированных контейнеров, при этом экономически эффективным (затраты примерно в 2,5 раза ниже) является использование невозвратной выемной части (под захоронение), перевозимой в транспортном защитном контейнере (табл. 6), по сравнению с применением невозвратного защитного контейнера. Это обосновывается тем, что при существующих тарифах на захоронение РАО затраты непосредственно на стадию захоронения составляют около 70-80 % (класса 2), т.е. стоимость обращения с графитом достаточно чувствительна к захоронению непроизводительных («паразитных») объемов РАО.

Табл. 6. Оценка затрат на захоронение графитовой кладки РБМК, млн. руб (в ценах 2015 г)

📎📎📎📎📎📎📎📎📎📎