Идеальный вывод
ОБЗОР / #8_2019
Текст: Ингард ШУЛЬГА / Фото: Manafort.com, Flickr/Dounrey, Ise-stilllegung.de,
Flickr/ U.S. Department of Energy
Flickr/ U.S. Department of Energy
Из сотен крупных объектов мировой атомной отрасли, выведенных из эксплуатации, лишь единицы достигли высшей стадии этого процесса — почти бесследно исчезли. Такое состояние «зеленой лужайки» считается идеалом в сфере бэкенда. Почти все подобные проекты появились в последние 20 лет. Еще через 20 лет они могут стать распространенной практикой.
За всю историю атомной индустрии было окончательно остановлено около 180 стационарных энергетических и почти 600 исследовательских реакторов, прекращено использование тысяч объектов ядерно-топливного цикла и ядерно-оружейного комплекса. Большинство крупных объектов по существу законсервированы после минимальной очистки и ограниченных демонтажных работ — в ожидании лучших времен: падения уровня радиоактивности, появления денег или новых технологий для «капитальной уборки».
Едва ли наберется два десятка предприятий, которые были полностью стерты с лица земли и не оставили сколь-нибудь значимого радиационного следа, подчас обратившись в пасторальные ландшафты.
Едва ли наберется два десятка предприятий, которые были полностью стерты с лица земли и не оставили сколь-нибудь значимого радиационного следа, подчас обратившись в пасторальные ландшафты.
Общие принципы
Вывод из эксплуатации большинства объектов атомной отрасли — длительный процесс, который в случае, например, атомных станций редко занимает меньше 10 лет, а чаще всего растягивается на десятилетия. Одна из основных причин более длительных сроков и, как правило, трудоемкости вывода по сравнению с прочими индустриальными предприятиями — большой объем и концентрация радионуклидов на атомных площадках, что обуславливает повышенный радиационный фон, а нередко и потенциальные риски внутреннего облучения в некоторых зонах.
Важнейшая задача при ликвидации атомного объекта — уменьшение количества нестабильных изотопов (обычно определенного, характерного их набора) до значений, снижающих риски облучения до приемлемого уровня. Все это требует сбора и изоляции радиоактивных отходов как на самих производственных объектах в процессе их постепенного удаления, так и на всей территории площадки и вокруг нее: извлечения значительной части радионуклидов из почвы и воды, их изоляции от окружающей среды. Последнее достигается либо локализацией РАО в пределах уже существующих или вновь обустроенных на той же территории пунктов временного хранения или захоронения, либо вывозом радиоактивных отходов в централизованные хранилища или могильники.
Многие предприятия атомной отрасли — не только радиационно, но еще и химически опасные объекты (например, заводы по переработке облученного топлива, конверсионные производства). Так что к задачам снижения радиоактивности добавляется необходимость сбора, нейтрализации, изолирования или вывоза химически токсичных веществ (нередко они одновременно радиоактивны, что осложняет дело). Есть и опасности нерадиационного и нехимического характера, например, связанные с широким применением в прошлом изделий из асбеста в некоторых конструкциях и зданиях атомных предприятий.
В зависимости от различных факторов (законодательства страны, характера и масштаба объекта, технических и финансовых возможностей и т. д.) обычно планируется конечное, целевое состояние площадки или ее частей; оно не всегда определяется на первых этапах вывода. Речь идет о выборе между альтернативными вариантами: использованием площадки для строительства новых объектов атомной отрасли; доведением ее до состояния «коричневой лужайки» для дальнейшего индустриального применения вне атомной индустрии (при этом после дезактивации сохраняется часть производственной инфраструктуры, но остается ряд ограничений ядерного надзора); либо доведением до «зеленой лужайки».
Хотя последнее понятие широко используется в отрасли, единого, исчерпывающего его толкования нет. В общем «зеленая лужайка» подразумевает удаление всех зданий и сооружений; восстановление (реабилитацию) площадки (почвы, грунтовых вод, по возможности — экосистемы и ландшафта) до состояния, близкого к природному; и, что наиболее важно, — выведение площадки из-под ядерного регулирования для неограниченного ее использования вне атомной индустрии, что подразумевает, в первую очередь, очистку от РАО. Однако каждый из этих пунктов содержит неопределенности, в отношении которых недостает четких, общепринятых на глобальном уровне отраслевых стандартов.
Так, на большинстве ликвидируемых площадок все же сохраняется часть зданий и сооружений, прежде не вовлеченных в радиационно опасные производственные процессы, зачастую вместе с инфраструктурой изоляции РАО (которая всегда остается под ядерным надзором). К тому же многие ликвидируемые площадки соседствуют с другими атомными или индустриальными объектами. В результате, как правило, не вся, а в лучшем случае только бóльшая часть выводимой территории снимается с ядерного надзора. Но при таком варианте далеко не всегда обеспечивается ее неограниченное применение — из-за неблагоприятного соседства с промышленными, в том числе атомными, объектами.
Наконец, критерии снятия с атомного надзора в разных странах отличаются — иногда соответствующие численные параметры разнятся на порядки. Это касается, прежде всего, радиационных требований. Рекомендуемая МАГАТЭ граничная эффективная доза сверх фонового уровня для освобождения площадки из-под регулирования находится в диапазоне 10−300 мкЗв/год. Нижняя граница этого диапазона принята в Италии, Германии, Нидерландах, Бельгии, Японии и других странах. Однако в ряде государств могут использоваться иные значения: например, в США — 0,25 мЗв/г (250 мкЗв/г), в Южной Корее — 0,1 мЗв/г.
Сильно различаются и критерии отнесения материала сложного изотопного состава на выводимой площадке к РАО: в большинстве развитых государств пороговая активность для твердых отходов атомной отрасли установлена в диапазоне 100−1000 Бк/кг (для других отраслей порог, как правило, намного выше). Более низкая пороговая активность принята для материалов, содержащих трансурановые элементы и альфаизлучающие изотопы. Независимо от состава РАО, согласно рекомендациям МАГАТЭ, граничная эффективная доза для безусловного освобождения материала от регулирования не должна превышать «примерно 10 мкЗв». То есть для освобождения материала установлены более строгие критерии, чем для освобождения площадки. От высоты приведенных пороговых значений сильно зависят объем перемещаемого и перерабатываемого материала и обращения с РАО, а значит, и емкость пунктов изоляции рядом с площадкой, и объем вывоза с нее отходов: суммарные показатели могут меняться на порядки, составляя в ряде проектов миллионы тонн.
Вывод из эксплуатации большинства объектов атомной отрасли — длительный процесс, который в случае, например, атомных станций редко занимает меньше 10 лет, а чаще всего растягивается на десятилетия. Одна из основных причин более длительных сроков и, как правило, трудоемкости вывода по сравнению с прочими индустриальными предприятиями — большой объем и концентрация радионуклидов на атомных площадках, что обуславливает повышенный радиационный фон, а нередко и потенциальные риски внутреннего облучения в некоторых зонах.
Важнейшая задача при ликвидации атомного объекта — уменьшение количества нестабильных изотопов (обычно определенного, характерного их набора) до значений, снижающих риски облучения до приемлемого уровня. Все это требует сбора и изоляции радиоактивных отходов как на самих производственных объектах в процессе их постепенного удаления, так и на всей территории площадки и вокруг нее: извлечения значительной части радионуклидов из почвы и воды, их изоляции от окружающей среды. Последнее достигается либо локализацией РАО в пределах уже существующих или вновь обустроенных на той же территории пунктов временного хранения или захоронения, либо вывозом радиоактивных отходов в централизованные хранилища или могильники.
Многие предприятия атомной отрасли — не только радиационно, но еще и химически опасные объекты (например, заводы по переработке облученного топлива, конверсионные производства). Так что к задачам снижения радиоактивности добавляется необходимость сбора, нейтрализации, изолирования или вывоза химически токсичных веществ (нередко они одновременно радиоактивны, что осложняет дело). Есть и опасности нерадиационного и нехимического характера, например, связанные с широким применением в прошлом изделий из асбеста в некоторых конструкциях и зданиях атомных предприятий.
В зависимости от различных факторов (законодательства страны, характера и масштаба объекта, технических и финансовых возможностей и т. д.) обычно планируется конечное, целевое состояние площадки или ее частей; оно не всегда определяется на первых этапах вывода. Речь идет о выборе между альтернативными вариантами: использованием площадки для строительства новых объектов атомной отрасли; доведением ее до состояния «коричневой лужайки» для дальнейшего индустриального применения вне атомной индустрии (при этом после дезактивации сохраняется часть производственной инфраструктуры, но остается ряд ограничений ядерного надзора); либо доведением до «зеленой лужайки».
Хотя последнее понятие широко используется в отрасли, единого, исчерпывающего его толкования нет. В общем «зеленая лужайка» подразумевает удаление всех зданий и сооружений; восстановление (реабилитацию) площадки (почвы, грунтовых вод, по возможности — экосистемы и ландшафта) до состояния, близкого к природному; и, что наиболее важно, — выведение площадки из-под ядерного регулирования для неограниченного ее использования вне атомной индустрии, что подразумевает, в первую очередь, очистку от РАО. Однако каждый из этих пунктов содержит неопределенности, в отношении которых недостает четких, общепринятых на глобальном уровне отраслевых стандартов.
Так, на большинстве ликвидируемых площадок все же сохраняется часть зданий и сооружений, прежде не вовлеченных в радиационно опасные производственные процессы, зачастую вместе с инфраструктурой изоляции РАО (которая всегда остается под ядерным надзором). К тому же многие ликвидируемые площадки соседствуют с другими атомными или индустриальными объектами. В результате, как правило, не вся, а в лучшем случае только бóльшая часть выводимой территории снимается с ядерного надзора. Но при таком варианте далеко не всегда обеспечивается ее неограниченное применение — из-за неблагоприятного соседства с промышленными, в том числе атомными, объектами.
Наконец, критерии снятия с атомного надзора в разных странах отличаются — иногда соответствующие численные параметры разнятся на порядки. Это касается, прежде всего, радиационных требований. Рекомендуемая МАГАТЭ граничная эффективная доза сверх фонового уровня для освобождения площадки из-под регулирования находится в диапазоне 10−300 мкЗв/год. Нижняя граница этого диапазона принята в Италии, Германии, Нидерландах, Бельгии, Японии и других странах. Однако в ряде государств могут использоваться иные значения: например, в США — 0,25 мЗв/г (250 мкЗв/г), в Южной Корее — 0,1 мЗв/г.
Сильно различаются и критерии отнесения материала сложного изотопного состава на выводимой площадке к РАО: в большинстве развитых государств пороговая активность для твердых отходов атомной отрасли установлена в диапазоне 100−1000 Бк/кг (для других отраслей порог, как правило, намного выше). Более низкая пороговая активность принята для материалов, содержащих трансурановые элементы и альфаизлучающие изотопы. Независимо от состава РАО, согласно рекомендациям МАГАТЭ, граничная эффективная доза для безусловного освобождения материала от регулирования не должна превышать «примерно 10 мкЗв». То есть для освобождения материала установлены более строгие критерии, чем для освобождения площадки. От высоты приведенных пороговых значений сильно зависят объем перемещаемого и перерабатываемого материала и обращения с РАО, а значит, и емкость пунктов изоляции рядом с площадкой, и объем вывоза с нее отходов: суммарные показатели могут меняться на порядки, составляя в ряде проектов миллионы тонн.
Технические аспекты вывода
В проектах вывода до «зеленой лужайки» учитывается усредненная для площадки граничная эффективная доза, в которую необходимо уложиться после ее очистки от РАО: в большинстве государств она установлена в пределах 0,01−0,3 мЗв/год. Те или иные радионуклиды, имеющие сопоставимые показатели активности, вносят различный вклад в общее облучение, представляя разную биологическую опасность, поскольку отличаются характерные виды и интенсивность их излучения.
Следует учитывать и биохимические факторы: особую опасность для человека представляют нестабильные изотопы веществ, вовлеченных в интенсивные биологические процессы (такие как 14С, 3H, радиоизотопы йода и т. д.), либо их химических аналогов: например, цезий (включая один из самых значимых радионуклидов разных РАО — 137Cs) близок по физико-химическим свойствам к калию, а стронций (в том числе часто возникающий 90Sr) — к кальцию. В итоге минимальная активность для отнесения материала к РАО различается для разных нуклидов на много порядков: например, по оценке МАГАТЭ, активность 55Feдолжна превышать 1 000 000 Бк/кг, тогда как для 129I— 10 Бк/кг, что соответствует следовым концентрациям в веществе. Поскольку чаще всего материал на атомных объектах включает не один, а некий набор радионуклидов, содержание каждого из них должно быть ниже установленного для каждого изотопа формального порога. Из всего этого следует, что полная очистка площадки от РАО и достижение статуса «зеленой лужайки» требуют переработки и удаления с нее больших масс материала для устранения мизерных концентраций разных радионуклидов. Так, на АЭС обычно свыше 80−90% удаляемого или перемещаемого материала не относится к РАО. При демонтаже большого легководного реактора образуются сотни тысяч тонн материала, из которого в среднем 10−15 тыс. м3, или около 5−6 тыс. тонн, составляют РАО (большей частью ОНАО, НАО и САО).
Для предприятий атомной индустрии определенного профиля характерен некий набор радиоактивных отходов, образующихся при выводе этих объектов из эксплуатации. Впрочем, иногда отдельные компоненты этого набора отличаются даже для однотипных объектов (например, реакторов), поскольку в них применяются разные материалы, либо функции одних и тех же материалов не одинаковы. Набор отходов в одних случаях близок по изотопному составу к операционным РАО (например, для некоторых объектов ЯТЦ), в других — существенно от него отличается (особенно для реакторных установок).
На АЭС с наиболее распространенными легководными реакторами более 99% радиоактивности сосредоточено в облученном топливе, которое удаляется на ранних стадиях вывода из эксплуатации. В оставшемся одном проценте, в свою очередь, свыше 99% активности сконцентрировано в границах корпуса реактора, преимущественно в ВКУ. На остальные демонтируемые элементы АЭС приходится менее 0,5−1% радиоактивности, значительная доля которой локализуется в прилегающих к реактору частях (прежде всего в биологической защите), а также элементах первого контура. BWR образуют в ~1,5−2 раза больше РАО, чем PWR, а газоохлаждаемые реакторы многократно превосходят по этому показателю легководные.
При демонтаже реакторной установки образуются РАО, возникающие вследствие двух основных процессов: активации (наведенная активность) и радиоактивного загрязнения. Активация обусловлена воздействием нейтронов, превращающим стабильные изотопы в радионуклиды. Этот процесс затрагивает, прежде всего, материалы реактора, а также прилегающие конструкции и биологическую защиту на глубину до ~1,5−2 метров. В результате образуются такие радионуклиды, как 60Co, 3H, 55Fe, 41Ca, 59Ni, 63Ni, 94Nb, 39Ar, 14C, 152Eu, 154Eu, 36Cl, 65Zn, 133Ba. Нуклидный состав и его пропорции зависят от разных факторов: типа реактора, длительности его эксплуатации и т. д. Значительная доля наведенной активности не поддается удалению с помощью дезактивации и требует дорогостоящей долговременной изоляции или захоронения, например, бетон шахты реактора и ряда других конструкций. Часть металла можно утилизировать посредством переплавки и выделения компонентов (до ~90% объема), которые могут использоваться в атомной отрасли (например, при изготовлении контейнеров для РАО и ОЯТ) или вне ее, обычно с некоторыми ограничениями.
Радиоактивное загрязнение возникает вследствие механического переноса нуклидов, которые осаждаются на поверхностях и проникают в пористые материалы, такие как бетон или графитовая кладка. Значительная часть возникающих таким путем РАО может удаляться механическими способами при дезактивации, которая предваряет демонтажные работы. Среди наиболее значимых изотопов радиоактивного загрязнения — 60Co, 3H, 55Fe, 137Cs, 63Ni, 90Sr/90Y. Однако состав этого типа РАО на конкретном энергоблоке сильно зависит от различных сбоев при эксплуатации реактора (аварии, разгерметизация твэлов, пролив теплоносителя при перегрузке топлива и ремонтах и т. д.).
С учетом активности и биологической опасности, скорости распада, присутствия в различных материалах, наиболее значимые нуклиды при ликвидации АЭС — 60Co, 137Cs, 55Fe, 63Ni, 90Sr/90Y, 59Ni, 14C, 3H. Большинство из них остаются ключевыми компонентами РАО при демонтаже РУ даже спустя несколько десятилетий после закрытия.
Для ликвидируемых площадок ЯТЦ и ЯОК характерны иные РАО. Так, добыча урана приводит к накоплению отходов, содержащих нуклиды цепей распада 238U и 235U, тяжелые металлы (ртуть, свинец, кадмий), химически токсичные вещества, оставшиеся от технологических процессов. Значительная часть этих материалов, представляющих собой отходы низкой степени радиоактивности, размещаются в так называемых хвостохранилищах, которые на среднем предприятии могут занимать площади в десятки гектаров и содержать миллионы тонн породы. Один из главных негативных эффектов от таких площадок — увеличение (по сравнению с характерным для данной местности природным уровнем) эмиссии в атмосферу наиболее долгоживущего естественного радиоактивного изотопа радона — 222Rn (продукта распада 226Ra). Будучи инертным газом, он не связывается в химические соединения в недрах, а при их вскрытии и разрушении пород улетучивается в атмосферу. Это вызывает некоторые (зависящие от применяемой технологии добычи) риски внутреннего облучения, которые компенсируются соблюдением мер предосторожности, таких как создание эффективной вентиляции замкнутых помещений и шахт, фильтрация пыли и т. п. Наиболее эффективное из экономически доступных решений этой проблемы — максимальное изолирование отвалов уранодобычи за счет создания закрытых хвостохранилищ, которые в наиболее рациональном случае обустраиваются в выработанных шахтах. Если подобное регулярно практиковалось в ходе эксплуатации объекта, то задача его ликвидации и восстановления (до некоторой степени) экосистемы упрощается.
Предприятия последующих переделов производства свежего ядерного топлива также порождают отходы низкой и очень низкой степени активности и не несут серьезных радиационных рисков. Исключение могут составлять единичные объекты, испытавшие последствия редких аварий: спонтанную цепную реакцию из-за нарушений техники безопасности при производстве специальных видов топлива для исследовательских или судовых реакторов. Ряд производств ЯТЦ связаны с большим количеством химически агрессивных веществ, требующих утилизации или удаления для полной ликвидации площадки и восстановления территории. Не столько радиационную, сколько «химическую» проблему представляет и ликвидация заводов обогащения урана — в силу, во‑первых, размеров таких предприятий (производственные площади крупных газодиффузионных заводов занимают сотни гектар), во‑вторых, огромного объема оборудования, содержащего множество каналов и пористых элементов, покрытых отложениями урансодержащих соединений. Для предварительной «прочистки» этого оборудования приходится использовать сильнейшие реагенты, такие как фторид хлора ClF3 — одно из соединений, применяемых в качестве окислителя ракетного топлива.
Необходимость обращения с наиболее радиационно опасными и в то же время химически активными отходами возникает при снятии с эксплуатации предприятий по переработке ОЯТ и некоторых объектов ядерного наследия. Среди них выделяются производственные комплексы, совмещающие несколько переделов, отдаленные аналоги которых вне ЯОК обычно не объединяются на одной территории: реакторное производство, химическую переработку облученного материала, производство изделий из полученных компонентов, а в некоторых случаях — и более ранние, урановые переделы (конверсию, обогащение). Такие площадки за десятилетия работы породили широчайший набор РАО всех уровней активности, многие из которых к тому же химически токсичны и представляют собой жидкие, неотвержденные отходы, не типичные (в таких объемах) для большинства гражданских атомных предприятий. В хранилищах РАО на таких предприятиях скопилось большое количество наиболее опасных изотопов: трансурановых элементов, 137Cs, 90Sr и 90Y, 60Co и других. После окончания холодной войны сотни объектов на подобных площадках нескольких ядерных держав окончательно закрыты, небольшая их доля демонтирована и снесена, но пока ни на одном из этих комплексов не проведена реабилитация всей или хотя бы большей части территории. В то же время имеются случаи ликвидации менее универсальных, но достаточно крупных производств, относящихся к ядерному наследию (см. основной текст).
Следует учитывать и биохимические факторы: особую опасность для человека представляют нестабильные изотопы веществ, вовлеченных в интенсивные биологические процессы (такие как 14С, 3H, радиоизотопы йода и т. д.), либо их химических аналогов: например, цезий (включая один из самых значимых радионуклидов разных РАО — 137Cs) близок по физико-химическим свойствам к калию, а стронций (в том числе часто возникающий 90Sr) — к кальцию. В итоге минимальная активность для отнесения материала к РАО различается для разных нуклидов на много порядков: например, по оценке МАГАТЭ, активность 55Feдолжна превышать 1 000 000 Бк/кг, тогда как для 129I— 10 Бк/кг, что соответствует следовым концентрациям в веществе. Поскольку чаще всего материал на атомных объектах включает не один, а некий набор радионуклидов, содержание каждого из них должно быть ниже установленного для каждого изотопа формального порога. Из всего этого следует, что полная очистка площадки от РАО и достижение статуса «зеленой лужайки» требуют переработки и удаления с нее больших масс материала для устранения мизерных концентраций разных радионуклидов. Так, на АЭС обычно свыше 80−90% удаляемого или перемещаемого материала не относится к РАО. При демонтаже большого легководного реактора образуются сотни тысяч тонн материала, из которого в среднем 10−15 тыс. м3, или около 5−6 тыс. тонн, составляют РАО (большей частью ОНАО, НАО и САО).
Для предприятий атомной индустрии определенного профиля характерен некий набор радиоактивных отходов, образующихся при выводе этих объектов из эксплуатации. Впрочем, иногда отдельные компоненты этого набора отличаются даже для однотипных объектов (например, реакторов), поскольку в них применяются разные материалы, либо функции одних и тех же материалов не одинаковы. Набор отходов в одних случаях близок по изотопному составу к операционным РАО (например, для некоторых объектов ЯТЦ), в других — существенно от него отличается (особенно для реакторных установок).
На АЭС с наиболее распространенными легководными реакторами более 99% радиоактивности сосредоточено в облученном топливе, которое удаляется на ранних стадиях вывода из эксплуатации. В оставшемся одном проценте, в свою очередь, свыше 99% активности сконцентрировано в границах корпуса реактора, преимущественно в ВКУ. На остальные демонтируемые элементы АЭС приходится менее 0,5−1% радиоактивности, значительная доля которой локализуется в прилегающих к реактору частях (прежде всего в биологической защите), а также элементах первого контура. BWR образуют в ~1,5−2 раза больше РАО, чем PWR, а газоохлаждаемые реакторы многократно превосходят по этому показателю легководные.
При демонтаже реакторной установки образуются РАО, возникающие вследствие двух основных процессов: активации (наведенная активность) и радиоактивного загрязнения. Активация обусловлена воздействием нейтронов, превращающим стабильные изотопы в радионуклиды. Этот процесс затрагивает, прежде всего, материалы реактора, а также прилегающие конструкции и биологическую защиту на глубину до ~1,5−2 метров. В результате образуются такие радионуклиды, как 60Co, 3H, 55Fe, 41Ca, 59Ni, 63Ni, 94Nb, 39Ar, 14C, 152Eu, 154Eu, 36Cl, 65Zn, 133Ba. Нуклидный состав и его пропорции зависят от разных факторов: типа реактора, длительности его эксплуатации и т. д. Значительная доля наведенной активности не поддается удалению с помощью дезактивации и требует дорогостоящей долговременной изоляции или захоронения, например, бетон шахты реактора и ряда других конструкций. Часть металла можно утилизировать посредством переплавки и выделения компонентов (до ~90% объема), которые могут использоваться в атомной отрасли (например, при изготовлении контейнеров для РАО и ОЯТ) или вне ее, обычно с некоторыми ограничениями.
Радиоактивное загрязнение возникает вследствие механического переноса нуклидов, которые осаждаются на поверхностях и проникают в пористые материалы, такие как бетон или графитовая кладка. Значительная часть возникающих таким путем РАО может удаляться механическими способами при дезактивации, которая предваряет демонтажные работы. Среди наиболее значимых изотопов радиоактивного загрязнения — 60Co, 3H, 55Fe, 137Cs, 63Ni, 90Sr/90Y. Однако состав этого типа РАО на конкретном энергоблоке сильно зависит от различных сбоев при эксплуатации реактора (аварии, разгерметизация твэлов, пролив теплоносителя при перегрузке топлива и ремонтах и т. д.).
С учетом активности и биологической опасности, скорости распада, присутствия в различных материалах, наиболее значимые нуклиды при ликвидации АЭС — 60Co, 137Cs, 55Fe, 63Ni, 90Sr/90Y, 59Ni, 14C, 3H. Большинство из них остаются ключевыми компонентами РАО при демонтаже РУ даже спустя несколько десятилетий после закрытия.
Для ликвидируемых площадок ЯТЦ и ЯОК характерны иные РАО. Так, добыча урана приводит к накоплению отходов, содержащих нуклиды цепей распада 238U и 235U, тяжелые металлы (ртуть, свинец, кадмий), химически токсичные вещества, оставшиеся от технологических процессов. Значительная часть этих материалов, представляющих собой отходы низкой степени радиоактивности, размещаются в так называемых хвостохранилищах, которые на среднем предприятии могут занимать площади в десятки гектаров и содержать миллионы тонн породы. Один из главных негативных эффектов от таких площадок — увеличение (по сравнению с характерным для данной местности природным уровнем) эмиссии в атмосферу наиболее долгоживущего естественного радиоактивного изотопа радона — 222Rn (продукта распада 226Ra). Будучи инертным газом, он не связывается в химические соединения в недрах, а при их вскрытии и разрушении пород улетучивается в атмосферу. Это вызывает некоторые (зависящие от применяемой технологии добычи) риски внутреннего облучения, которые компенсируются соблюдением мер предосторожности, таких как создание эффективной вентиляции замкнутых помещений и шахт, фильтрация пыли и т. п. Наиболее эффективное из экономически доступных решений этой проблемы — максимальное изолирование отвалов уранодобычи за счет создания закрытых хвостохранилищ, которые в наиболее рациональном случае обустраиваются в выработанных шахтах. Если подобное регулярно практиковалось в ходе эксплуатации объекта, то задача его ликвидации и восстановления (до некоторой степени) экосистемы упрощается.
Предприятия последующих переделов производства свежего ядерного топлива также порождают отходы низкой и очень низкой степени активности и не несут серьезных радиационных рисков. Исключение могут составлять единичные объекты, испытавшие последствия редких аварий: спонтанную цепную реакцию из-за нарушений техники безопасности при производстве специальных видов топлива для исследовательских или судовых реакторов. Ряд производств ЯТЦ связаны с большим количеством химически агрессивных веществ, требующих утилизации или удаления для полной ликвидации площадки и восстановления территории. Не столько радиационную, сколько «химическую» проблему представляет и ликвидация заводов обогащения урана — в силу, во‑первых, размеров таких предприятий (производственные площади крупных газодиффузионных заводов занимают сотни гектар), во‑вторых, огромного объема оборудования, содержащего множество каналов и пористых элементов, покрытых отложениями урансодержащих соединений. Для предварительной «прочистки» этого оборудования приходится использовать сильнейшие реагенты, такие как фторид хлора ClF3 — одно из соединений, применяемых в качестве окислителя ракетного топлива.
Необходимость обращения с наиболее радиационно опасными и в то же время химически активными отходами возникает при снятии с эксплуатации предприятий по переработке ОЯТ и некоторых объектов ядерного наследия. Среди них выделяются производственные комплексы, совмещающие несколько переделов, отдаленные аналоги которых вне ЯОК обычно не объединяются на одной территории: реакторное производство, химическую переработку облученного материала, производство изделий из полученных компонентов, а в некоторых случаях — и более ранние, урановые переделы (конверсию, обогащение). Такие площадки за десятилетия работы породили широчайший набор РАО всех уровней активности, многие из которых к тому же химически токсичны и представляют собой жидкие, неотвержденные отходы, не типичные (в таких объемах) для большинства гражданских атомных предприятий. В хранилищах РАО на таких предприятиях скопилось большое количество наиболее опасных изотопов: трансурановых элементов, 137Cs, 90Sr и 90Y, 60Co и других. После окончания холодной войны сотни объектов на подобных площадках нескольких ядерных держав окончательно закрыты, небольшая их доля демонтирована и снесена, но пока ни на одном из этих комплексов не проведена реабилитация всей или хотя бы большей части территории. В то же время имеются случаи ликвидации менее универсальных, но достаточно крупных производств, относящихся к ядерному наследию (см. основной текст).
В общем, достижение статуса «зеленой лужайки» отчасти зависит от интерпретации этого понятия и особенностей национального регулирования, а последующее «неограниченное» использование площадки — в числе прочего от окружения. Крупные проекты вывода атомных площадок с освобождением их из-под ядерного регулирования были реализованы, в частности, в США (атомные станции «МэнЯнки», «Биг-Рок-Пойнт», «Хаддам-Нек», площадка Ферналд и др.), Германии (демонстрационный кипящий реактор VAK, тяжеловодный газоохлаждаемый KKN, реактор с перегревом пара HDR), Японии (демонстрационный кипящий реактор JPDR), Великобритании (часть ядерного центра «Харуэлл»), Канаде (месторождение Клаф-Лэйк). Рассмотрим подробнее несколько таких примеров.
1996 год: JPDR
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. Он 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 ОНАО (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. ГРО 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.
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. Он 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 ОНАО (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. ГРО 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.
2005 год: АЭС «Мэн Янки»
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» (см. Справку) начались спустя восемь месяцев после закрытия — в августе 1997 года. 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).
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» (см. Справку) начались спустя восемь месяцев после закрытия — в августе 1997 года. 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).
АЭС «Мэн Янки»
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 САО. 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 контейнмент 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 и впоследствии доведенным до состояния «зеленой лужайки».
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 и впоследствии доведенным до состояния «зеленой лужайки».
2006 год: Ферналд
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 (см. Справку). 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 ТРО (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.
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.
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 (см. Справку). 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 ТРО (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.
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.
2007 год: АЭС «Коннектикут Янки»
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.
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.
Вывод из эксплуатации по схеме безотлагательного демонтажа АЭС «Коннектикут Янки»
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.
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.
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.
2010 год: VAK
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 EO.N. 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%.
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 EO.N. 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. 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.
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. 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.
Перспективы «озеленения» бэкенда
Скорее всего, в будущем полная ликвидация крупных атомных объектов с минимальными ограничениями на последующее использование территории перестанет быть экзотикой. Хотя позиции разных государств по этому вопросу заметно различаются.
Так, в России, Великобритании, Китае, Канаде, Франции, Нидерландах, Бельгии, Испании и ряде других стран действующее регулирование не отдает предпочтения варианту «зеленой лужайки». При этом имеются в виду, в числе прочего, непропорционально высокие затраты на доведение объектов до такой кондиции. Некоторые из названных стран вынуждены считаться и со структурными особенностями своих отраслей: например, Россия, Великобритания, Франция обременены масштабным ядерным наследием и имеют значительный парк уран-графитовых реакторов, чья полная ликвидация с выводом площадки из-под регулирования особенно затруднительна и пока нигде в мире не осуществлена. Тем не менее и в этих странах уже есть первые претенденты на звание «зеленых лужаек»: в России подобные точечные проекты объявлены, например, на площадке ВНИИНМа; в Великобритании они затрагивают часть территории ядерного центра в Харуэлле.
Между тем в таких государствах, как ФРГ, Япония, Италия, предпочтение отдается полной реабилитации площадки и выводу ее из-под регулирования. Так, безусловную ставку на «зеленую лужайку» делает Германия, что укладывается в логику полного отказа этой страны от атомной энергии. Большинство АЭС и других значимых отраслевых площадок предполагается (как на федеральном, так и на региональном уровнях) довести до состояния «зеленой лужайки», причем весьма оперативно: безотлагательный демонтаж стал в этой стране стандартной схемой вывода. Учитывая практически синхронный вывод из эксплуатации десятков больших объектов в ближайшие годы (к 2022 году, как известно, вся германская ядерная генерация закрывается), ФРГ в обозримом будущем станет наиболее значимым рынком «зеленой лужайки», на который будут стремиться все мировые поставщики соответствующих технологий.
Сопоставимо большим рынком станут и США, где уже закрыто несколько десятков ядерных энергоблоков. В этой стране установился «плюрализм» в отношении схем вывода из эксплуатации: возможны как сверхоперативная ликвидация объекта, так и неспешный вывод в течение 60 лет, из которых первые несколько десятилетий можно потратить на планирование конечного состояния площадки, что и делают некоторые инвесторы. В США, кроме того, практикуется вывод по схеме «захоронение на месте» (применяемой в отношении единичных реакторов), который в принципе не совместим с «зеленой лужайкой» (см. Справку). В то же время в этой стране уже накоплен большой опыт полной ликвидации объектов с безотлагательным демонтажом; государство и частные инвесторы рассматривают и уже осуществляют целый ряд таких проектов. Среди завершаемых в ближайшем будущем — например, ликвидация двухблочной АЭС «Сион» в штате Иллинойс.
Помимо быстрого роста масштабов мирового бэкенда и накопления опыта, росту числа проектов «зеленой лужайки» будут способствовать и технологические сдвиги. Например, на глазах совершенствуется специальная робототехника, удаленно управляемые устройства, необходимые для безотлагательного демонтажа АЭС и позволяющие форсировать, а нередко и удешевить ликвидацию атомного объекта. Авария на АЭС «Фукусима‑1» дополнительно подхлестнула прогресс в этой области и создает массу новых решений, которые, скорее всего, найдут применение в бэкенде.
Стимулирующее влияние на рынок оказывает и развитие технологий сухого контейнерного хранения — совершенствование двухцелевых контейнеров для транспортирования и хранения ОЯТ и РАО. Они упрощают изоляцию отходов и облученного топлива, их вывоз с площадки.
В общем, вряд ли случайно, что почти все проекты «зеленой лужайки» дошли до реализации с наступлением нынешнего века. Технологические изменения, помноженные на быстрый рост масштабов бэкенда, ведут к тому, что превращение площадок АЭС и радиоактивного наследия в парки и заповедники со временем перестанет удивлять.
Скорее всего, в будущем полная ликвидация крупных атомных объектов с минимальными ограничениями на последующее использование территории перестанет быть экзотикой. Хотя позиции разных государств по этому вопросу заметно различаются.
Так, в России, Великобритании, Китае, Канаде, Франции, Нидерландах, Бельгии, Испании и ряде других стран действующее регулирование не отдает предпочтения варианту «зеленой лужайки». При этом имеются в виду, в числе прочего, непропорционально высокие затраты на доведение объектов до такой кондиции. Некоторые из названных стран вынуждены считаться и со структурными особенностями своих отраслей: например, Россия, Великобритания, Франция обременены масштабным ядерным наследием и имеют значительный парк уран-графитовых реакторов, чья полная ликвидация с выводом площадки из-под регулирования особенно затруднительна и пока нигде в мире не осуществлена. Тем не менее и в этих странах уже есть первые претенденты на звание «зеленых лужаек»: в России подобные точечные проекты объявлены, например, на площадке ВНИИНМа; в Великобритании они затрагивают часть территории ядерного центра в Харуэлле.
Между тем в таких государствах, как ФРГ, Япония, Италия, предпочтение отдается полной реабилитации площадки и выводу ее из-под регулирования. Так, безусловную ставку на «зеленую лужайку» делает Германия, что укладывается в логику полного отказа этой страны от атомной энергии. Большинство АЭС и других значимых отраслевых площадок предполагается (как на федеральном, так и на региональном уровнях) довести до состояния «зеленой лужайки», причем весьма оперативно: безотлагательный демонтаж стал в этой стране стандартной схемой вывода. Учитывая практически синхронный вывод из эксплуатации десятков больших объектов в ближайшие годы (к 2022 году, как известно, вся германская ядерная генерация закрывается), ФРГ в обозримом будущем станет наиболее значимым рынком «зеленой лужайки», на который будут стремиться все мировые поставщики соответствующих технологий.
Сопоставимо большим рынком станут и США, где уже закрыто несколько десятков ядерных энергоблоков. В этой стране установился «плюрализм» в отношении схем вывода из эксплуатации: возможны как сверхоперативная ликвидация объекта, так и неспешный вывод в течение 60 лет, из которых первые несколько десятилетий можно потратить на планирование конечного состояния площадки, что и делают некоторые инвесторы. В США, кроме того, практикуется вывод по схеме «захоронение на месте» (применяемой в отношении единичных реакторов), который в принципе не совместим с «зеленой лужайкой» (см. Справку). В то же время в этой стране уже накоплен большой опыт полной ликвидации объектов с безотлагательным демонтажом; государство и частные инвесторы рассматривают и уже осуществляют целый ряд таких проектов. Среди завершаемых в ближайшем будущем — например, ликвидация двухблочной АЭС «Сион» в штате Иллинойс.
Помимо быстрого роста масштабов мирового бэкенда и накопления опыта, росту числа проектов «зеленой лужайки» будут способствовать и технологические сдвиги. Например, на глазах совершенствуется специальная робототехника, удаленно управляемые устройства, необходимые для безотлагательного демонтажа АЭС и позволяющие форсировать, а нередко и удешевить ликвидацию атомного объекта. Авария на АЭС «Фукусима‑1» дополнительно подхлестнула прогресс в этой области и создает массу новых решений, которые, скорее всего, найдут применение в бэкенде.
Стимулирующее влияние на рынок оказывает и развитие технологий сухого контейнерного хранения — совершенствование двухцелевых контейнеров для транспортирования и хранения ОЯТ и РАО. Они упрощают изоляцию отходов и облученного топлива, их вывоз с площадки.
В общем, вряд ли случайно, что почти все проекты «зеленой лужайки» дошли до реализации с наступлением нынешнего века. Технологические изменения, помноженные на быстрый рост масштабов бэкенда, ведут к тому, что превращение площадок АЭС и радиоактивного наследия в парки и заповедники со временем перестанет удивлять.
Схемы вывода реакторов из эксплуатации
МАГАТЭ и многие государства различают три основные схемы (стратегии) вывода реакторов из эксплуатации, а также их комбинации.
Первая схема, которую МАГАТЭ условно определяет как «отложенный демонтаж» (deferred dismantling, DD; в России она называется «ликвидация после сохранения под наблюдением», в США — post-defuelling monitored storage или safstore), предусматривает длительную (несколько десятилетий, иногда более ста лет) паузу перед основными работами по демонтажу реакторной установки. При этом вскоре после останова из реактора может быть удалено топливо, нередко на периферии ядерного острова и вне его проводятся отдельные демонтажные работы. За время такой «консервации» РУ активность в ней заметно снижается, что технически упрощает некоторые работы по выводу из эксплуатации.
Вторая схема, называемая МАГАТЭ «безотлагательный демонтаж» (immediate dismantling, ID; в России — "отложенный демонтаж"; в США — early site release или decon), обычно предполагает начало работ по разбору РУ вскоре (в течение года-двух) после ее официального закрытия. В случае ядерного энергоблока большой мощности от окончательного останова реактора до полной ликвидации энергоблока (состояния «зеленой» или «коричневой» лужайки) проходит, как правило, 10−20 лет, реже 6−7 лет (предусмотрено для некоторых блоков АЭС в Германии, Швеции). Поскольку в это время материалы ядерного острова утрачивают небольшую долю активности, вывод по этой схеме требует наиболее широкого применения роботизированных, удаленно управляемых устройств для демонтажа, а также особых мер радиационной защиты. Однако высокая стоимость подобных решений по сравнению с «ручным» трудом людей компенсируется экономией расходов на поддержание площадки и сокращением потерь от замораживания активов на длительный срок. В результате вывод по этой схеме в целом обходится дешевле, чем по первой.
Третья стратегия, называемая МАГАТЭ in situ disposal, ISD (в России — "захоронение"; в США — entombment, entomb), предполагает превращение пространства вокруг реакторной установки в пункт окончательной изоляции находящихся в ней РАО. Такая схема применяется редко и ограничивается исследовательскими или промышленными реакторами. Подобные примеры имеются в США и России, где эта схема так же рассматривается на перспективу.
Первая схема, которую МАГАТЭ условно определяет как «отложенный демонтаж» (deferred dismantling, DD; в России она называется «ликвидация после сохранения под наблюдением», в США — post-defuelling monitored storage или safstore), предусматривает длительную (несколько десятилетий, иногда более ста лет) паузу перед основными работами по демонтажу реакторной установки. При этом вскоре после останова из реактора может быть удалено топливо, нередко на периферии ядерного острова и вне его проводятся отдельные демонтажные работы. За время такой «консервации» РУ активность в ней заметно снижается, что технически упрощает некоторые работы по выводу из эксплуатации.
Вторая схема, называемая МАГАТЭ «безотлагательный демонтаж» (immediate dismantling, ID; в России — "отложенный демонтаж"; в США — early site release или decon), обычно предполагает начало работ по разбору РУ вскоре (в течение года-двух) после ее официального закрытия. В случае ядерного энергоблока большой мощности от окончательного останова реактора до полной ликвидации энергоблока (состояния «зеленой» или «коричневой» лужайки) проходит, как правило, 10−20 лет, реже 6−7 лет (предусмотрено для некоторых блоков АЭС в Германии, Швеции). Поскольку в это время материалы ядерного острова утрачивают небольшую долю активности, вывод по этой схеме требует наиболее широкого применения роботизированных, удаленно управляемых устройств для демонтажа, а также особых мер радиационной защиты. Однако высокая стоимость подобных решений по сравнению с «ручным» трудом людей компенсируется экономией расходов на поддержание площадки и сокращением потерь от замораживания активов на длительный срок. В результате вывод по этой схеме в целом обходится дешевле, чем по первой.
Третья стратегия, называемая МАГАТЭ in situ disposal, ISD (в России — "захоронение"; в США — entombment, entomb), предполагает превращение пространства вокруг реакторной установки в пункт окончательной изоляции находящихся в ней РАО. Такая схема применяется редко и ограничивается исследовательскими или промышленными реакторами. Подобные примеры имеются в США и России, где эта схема так же рассматривается на перспективу.
Выводы в цифрах
ДРУГИЕ МАТЕРИАЛЫ #8_2019