Проблемы снятия с эксплуатации первых промышленных и энергетических водографитовых реакторов
Техника, как известно, не вечна. Проходит время, отслужив свой срок, она либо выходит из строя, либо заменяется новыми, более усовершенствованными образцами, а старые должны быть сняты с эксплуатации. И если для обычной техники последнее осуществляется традиционными способами, то специфика реакторной техники проявляется и здесь, требуя не только особого внимания разработчиков, но и решения множества сложных проблем.
Для начала напомним продолжительность работы созданных по проектам НИИхиммаша, НИИ-8, НИКИЭТ реакторных установок, о которых пойдет речь в данной статье:
«А» - 1948-1986 гг.;
«АИ» - 1951-1987 гг.;
«И-1» - 1955-1990 гг.;
«ЭИ-2» - 1958-1990 гг.;
АМБ-100 - 1964-1981 гг.;
АМБ-100 - 1967-1989 гг.
Рекорд по продолжительности работы принадлежит реактору «АМ» первой в мире опытнопромышленной АЭС, который был пущен в июне 1954 г., а выведен из эксплуатации совсем недавно, в апреле 2002 г.
Уместно в этой связи сказать, что у большинства из перечисленных реакторов, в частности промышленных, благодаря регулярно проводимым НИКИЭТ и эксплуатационниками комплексным работам по усовершенствованию аппаратов и их систем, внедрению прогрессивных технических решений по многим узлам реакторов, новых способов контроля и диагностики, своевременным ремонтам и профилактике, были существенно превышены проектные уровни мощности (от 5 до 2 раз) и сроки эксплуатации (от 10 до 1,5 раз). Эффективность такого комплексного подхода к увеличению мощности и обеспечению длительной работы аппарата можно продемонстрировать на примере «ЭИ-2». Во-первых, его первоначальная тепловая мощность в процессе работы была увеличена в 2,3 раза. Во-вторых, после капитального ремонта, проведенного в 1979-1980 гг. для стабилизации кладки с установкой циркониевых каналов-натяжителей и новых уплотнений каналов, а также выполненной модернизации СУЗ реактор, срок эксплуатации которого составлял 20 лет, проработал еще 10 лет.
Однако вернемся к обозначенной теме. Проблемы снятия с эксплуатации ядерных реакторов являются предметами забот, естественно, не только российской атомной энергетики. Многочисленные публикации свидетельствуют о том, что специалисты индустриально развитых стран достаточно давно и активно занимаются поиском стратегий, методов и средств, обеспечивающих технологически и экономически приемлемые пути решения этих проблем.
При всем разнообразии предлагаемых подходов, зависящих от целей - окончательное снятие с эксплуатации или реновация объектов, от типов ядерных реакторов, геологии и географии мест их размещения, компоновки установок и т. п., разрабатываемые и реализуемые проекты, как правило, соответствуют общей логике процесса, выраженной в рекомендациях (концепции) МАГАТЭ. Концепция включает три стадии процесса снятия РУ с эксплуатации (безусловно, с соблюдением в каждой из них требований по ядерной и радиационной безопасности, с созданием, при необходимости, дополнительных барьеров для защиты населения и окружающей среды):
- Хранение в процессе удаления топлива и подготовки установки к длительному хранению.
- Длительное хранение с целью снижения уровня радиоактивности оборудования установки.
- Ликвидация установки - демонтаж оборудования, очистка (реновация) площадки и захоронение радиоактивных отходов.
Продолжительность стадий при разработке планов снятия с эксплуатации конкретных объектов может значительно отличаться, но характерно, что намечаемые сроки длительного хранения (2-я стадия) составляют десятки (до ста) лет. Очевидно, что это вызвано необходимостью выдержки оборудования для спада его радиоактивности до такого уровня, который позволял бы с приемлемыми затратами трудовых и материальных ресурсов выполнять последующие работы. Отметим также, что концепция МАГАТЭ не является плодом сугубо теоретических размышлений и предписаний, она отражает международный практический опыт в данной области. Примером тому могут служить работы по реакторам Белоярской АЭС.
Из перечисленных выше аппаратов первым был выведен из эксплуатации реактор АМБ-100 именно этой АЭС. Уже в 1980 г. НИК.ИЭТ разработал проект первого этапа консервации реактора и программу работ, которые совместным решением ведомств в 1981 г. были утверждены для реализации. Позднее аналогичная документация была выпущена и для АМБ-200. По этим программам:
- отремонтированы и реконструированы бассейны выдержки топлива на 1-м и 2-м энергоблоках;
- из обоих реакторов полностью выгружено топливо (на 1-м энергоблоке - 1987 г., на 2-м энергоблоке - 1995 г.);
- на 1-м энергоблоке демонтировано 72 “плети” водопаропроводов;
- проведена консервация нижних плит реакторов 1-го и 2-го энергоблоков силикатом натрия;
- в 1988 г. завершено гамма-сканирование ячеек графитовой кладки 1-го энергоблока, выполнявшееся по методикам НИКИЭТ и ФЭИ;
- в 1996 г. завершено нейтронное сканирование ячеек графитовой кладки 2-го энергоблока (по методике ФЭИ);
- запущена в работу система очистки воды бассейна выдержки на 1 -м энергоблоке.
В 1996 г. концерн «Росэнергоатом» утвердил «Программу подготовки и снятия с эксплуатации 1-го и 2-го энергоблоков Белоярской АЭС», в соответствии с которой определен общий план- график работ. План-графиком предусмотрено, что до 2005 г. выполняются работы по подготовке энергоблоков к снятию с эксплуатации и временной выдержке, а с 2006 по 2010 гг. - по подготовке к хранению под наблюдением. Затем следует длительный этап хранения блоков под наблюдением (до 2040-2060 гг.), в течение которого должен быть разработан проект ликвидации энергоблоков, а станцией получены необходимые лицензионные документы. Срок ликвидации определяется проектом.
Итак, Белоярская АЭС первая в стране начала осуществлять процесс снятия с эксплуатации водографитовых реакторов. За ней последовал Сибирский химкомбинат, где сегодня реализуются проекты приведения аппаратов И-1 и ЭИ-2 в состояние длительной выдержки.
Наиболее сложной при снятии с эксплуатации этого типа реакторов оказалась проблема обращения с облученным графитом. Дело в том, что сегодня ни один из известных способов его утилизации не обеспечивает удержания радиоактивного изотопа 14С. А ведь в России - 33 реактора с графитовыми кладками, общая масса графита в их шахтах - около 40 000 т, и еще 9 400 т извлечено из шахт (после ремонтов, реконструкций и т. п.) и размещено во временных хранилищах. Требуется поиск новых технологий, их апробирование, проведение физико-химических исследований, выбор эффективных решений. Пока же наиболее доступным и надежным способом защиты от находящихся в графите радионуклидов представляется размещение графитовых элементов в матрицах из материалов, комплекс свойств которых позволяет рассматривать их в качестве долговременных консервантов. Такими консервантами могут, например, быть природные минералы бентонитового и монтмориллонитового состава. Возможно добавление к ним также природных сорбентов. Но чтобы выйти на практические решения, нужны еще большая работа, время и ресурсы.
М.И. Абрамов, А. В. Крючков, В. И. Михан, А.А. Роменков
