В.М.Кузнецов[1]

 

Инженерно-экологические аспекты вывода из эксплуатации исследовательских ядерных установок

 

Введение

Исследовательские ядерные установки (ИЯУ) играют важную роль в развитии ядерной энергетики и, в том числе, в вопросах обеспечения безопасности ядерных установок. Без осуществления широкой программы фундаментальных и прикладных исследований на ИЯУ невозможно обоснование безопасности объектов ядерной энергетики.

Как и все объекты использования атомной энергии, ИЯУ представляют собой источники ядерной и радиационной опасности. Несмотря на более низкие мощности и, соответственно, меньшие количества радиоактивных веществ, образующихся в результате эксплуатации ИЯУ, их потенциальная опасность для населения и окружающей среды все же велика в силу ряда специфических особенностей, например, таких как:

• высокая частота переходных режимов при работе (пуски, остановы, изменения мощности в широком диапазоне, динамические эксперименты), при которых чаще всего и происходят нарушения в работе ИЯУ;

• частые перегрузки активных зон и постоянное перемещение облученных изделий на исследования, в бассейны выдержки, на длительное хранение, на утилизацию и т.д.;

• высокая цикличность нагрузок на основное оборудование активных зон и первого контура;

• высокая плотность нейтронного потока в активных зонах исследовательских реакторов, приводящая к  повышению вероятности нарушений в работе элементов конструкции активных зон;

• наличие высокообогащенного топлива, что обостряет проблему нераспространения ядерных материалов;

• оснащенность экспериментальными устройствами и связанные с ними особенности эксплуатации;

• меньшее, чем у энергетических реакторов, количество физических барьеров, препятствующих распространению продуктов деления;

·       расположение большинства ИЯУ в крупных городах с многомиллионным населением среди городской застройки.

1.Классификация исследовательских ядерных установок

По  потенциальной опасности  вышеназванные установки можно разделить на следующие основные группы:

1-я группа - исследовательские реакторы (испытательные) мощностью  до 100 МВт,  для которых возможны запроектные аварии по всем  уровням Международной Шкалы Событий (нарушения в работе объектов атомной энергетики). Реакторы этой группы предназначены, главным образом, для испытаний материалов и оборудования для атомной энергетики;

2-я группа - исследовательские реакторы  мощностью  до  20  МВт.,  предназначенные для учебных целей, фундаментальных физических исследований и производства радиоактивных изотопов;

3-я группа - исследовательские реакторы мощностью до 1 МВт., критические (КС) и подкритические стенды (ПКС) практически  нулевой  мощности,  не  требующие  систем  принудительного аварийного расхолаживания активной  зоны. К этой же группе могут быть отнесены импульсные реакторы.

При этом  максимальный объем требований по безопасности, содержащихся в нормах и правилах,  применим к 1-ой  и  2-ой  группам реакторов вышеприведенной классификации.

Сокращение объема требований для 3-ей группы ИЯР возможно только  с учетом наличия у них свойств самозащищенности и на основе конкретных обоснований безопасности,  представляемых их владельцами для проведения независимой экспертизы.

2. Проблемы обеспечения ядерной и радиационной безопасности исследовательских ядерных установок

На территории бывшего Советского Союза эксплуатируется 112 исследовательских ядерных установок, расположенных, как правило, на территории крупных городов, в том числе и в Москве. Большинство ИЯУ было построено и эксплуатируется с конца 50-х - начала 60-х  годов. Их состояние требует постоянного и всестороннего внимания, прежде всего, с позиций обеспечения безопасности. А с учетом того, что в силу особенностей их размещения безопасность должна быть обеспечена для достаточно большого количества людей, эта проблема приобретает не только инженерно-технический, но, все более, социальный характер.

Например, учитывая количество и общее состояние ИЯУ, расположенных в г. Москве, Президиумом Моссовета было принято решение от 11 марта 1991 года № 46 "О прекращении эксплуатации ядерных реакторов в г. Москве. Решение было принято на основании заключения Межведомственной комиссии, обследовавшей работу московских ядерных установок еще  в 1990 году, и явилось следствием того, что разработанные комиссией мероприятия были либо открыто проигнорированы, либо сорваны владельцами установок. На рис.1 представлена схема расположения ядерных исследовательских установок в госкве.

Рис.1. Схема расположения ядерных исследовательских установок.

1-ПО «Красная звезда - 1 установка (на карте не показана)

2- РНЦ "Курчатовский институт" - 28 установок

3- Научно-исследовательский институт энерготехники (НИКИЭТ) - 1 установка

4-Московский Высший технический университет (МВТУ) - 4 установки)

5-Московский энергетический университет (МЭИ) - 1 установка

6- Институт теоретической и экспериментальной физики (ИТЭФ)- 1 установка

7-Всероссийский научно-исследовательский институт химической технологии (ВНИИХТ) -  1 установка

Однако как показывает анализ, ИЯУ необходимы для решения перспективных задач совершенствования технологии топливного цикла, повышения безопасности и эффективности атомной энергетики в целом. Если учесть продолжающееся старение и сокращение количества действующих ИЯУ, то выполнение требуемых экспериментальных исследований приведет к увеличению интенсивности использования действующих установок.

Основная проблема обеспечения безопасности эксплуатации ныне действующих ИЯУ связана с физическим и моральным износом их технических средств. Кроме этого, необходимо учитывать, что ИЯУ отличаются как разнообразием типов,  так и значительным  интервалом мощности (от нескольких ватт до 100 МВт).

Проблема физического и морального износа технических средств, в первую очередь, относится к установкам, введенным в эксплуатацию в 1950-1970 г.г. (диаграммы 1 и 2), обновление материальной части которых в последнее десятилетие проводилось в недостаточной мере.

Причинами этого являются:

·       прекращение производства на российских предприятиях оборудования, элементной базы систем и устройств, предусмотренных проектами установок 30-ти - 50-ти летней давности;

·       значительное сокращение традиционных связей с предприятиями - поставщиками оборудования в проектной комплектации, после распада СССР оказавшимися за пределами России;

·       длительные сроки пересмотра решений, изначально заложенных в проект ИЯУ, для обоснования необходимости и возможности замены устаревшего оборудования новыми разработками и/или корректировки технических схем изменяемых систем в случае использования имеющихся образцов-аналогов, близких по своим характеристикам к заменяемым.


Диаграмма 1. Распределение действующих исследовательских ядерных реакторов  по возрасту, %%


Диаграмма 2. Распределение по возрасту действующих КС и ПКС  (% % от их общего числа)

Разделение ИЯУ на действующие, находящиеся на консервации и выводимые из эксплуатации представлено в табл. 1.

Таблица 1

Разделение ИЯУ на действующие, находящиеся на консервации и выводимые из эксплуатации.

Наименование

Исследовательские ядерные установки

Всего

Действующие

Находящиеся на консервации

Выводимые из эксплуатации

Строящиеся

ИР

48

29

2

16

1

КС

48

29

16

3

 

ПКС

16

6

8

2

 

Итого

112

64

26

21

1

Таким образом, видно, что из 29 действующих ИР 50 % имеют возраст 30 и более лет. Аналогичная ситуация сложилась с КС и ПКС (~ 46 % «старых» установок). Но и для вновь вводимых объектов проблема их соответствия современному уровню  безопасности остается актуальной ввиду недопустимо растянутых по времени сроков их разработки и строительства и, соответственно, одновременного «старения» самих подходов к обеспечению  безопасности, формулируемых, как правило, на стадии разработки проектов этих установок[2].

Рис.2. Активная зона исследовательского реактора бассейнового типа.

Так на настоящий момент продолжается строительство (начатое еще в 1976 г., т.е. 27 лет назад) высокопоточного исследовательского реактора – ПИК (г. Гатчина, Ленинградской обл.), который даже при самых благоприятных финансовых условиях, как ожидается,  может быть введен в эксплуатацию только после  2004 г.

Табл. 2 дает представление о времени ввода в эксплуатацию и сроках реконструкций ИЯУ.  Исследовательские реакторы мощностью свыше  20 МВт, предназначенные  для физических исследований, учебных целей и производства радиоактивных изотопов.

Таблица 2

Годы  ввода  эксплуатацию и проводимых реконструкций ИЯУ

п/п

Наименование установки

Предприятие

владелиц

Место расположения

Год

пуска

Мощность

МВт

Примечание

1.

ВК-50

НИИАР

Димитровград

1965

220

 

2.

БОР-60

НИИАР

Димитровград

1968

60

 

3.

МИР

НИИАР

Димитровград

1966

100

Рек. 1975

4.

СМ-3

НИИАР

Димитровград

1961

100

Рек. 1993

5.

БР-10

ФЭИ

Обнинск

1959

8

Рек.1982

6.

АМ-1

ФЭИ

Обнинск

1954

10

Рек. 1987

7.

ИВВ-2М

НИКИЭТ

г. Заречный

1966

15

Рек.1976

8.

МР

РНЦ К.И.

Москва

1963

40

ВЭ

9.

27/ВМ

ФЭИ

Обнинск

1956

70

ВЭ

10.

27/ВТ

ФЭИ

Обнинск

1959

70

ВЭ

11.

Арбус

НИИАР

Димитровград

1963

12

ВЭ

Исследовательские реакторы мощностью до 20 МВт, предназначенные  для физических исследований,  учебных целей и производства радиоактивных изотопов

1.

РБТ- 10-1

НИИАР

Димитровград

1982

10

Реконструирован в 1988 г

2.

РБТ- 10-2

НИИАР

Димитровград

1984

10

 

3.

РБТ-6

НИИАР

Димитровград

1975

6

 

4 .

ИР-8

РНЦ К.И.

Москва

1957

8

Реконструирован 1981 г.

5.

ТВР

ИТЭФ

Москва

1949

2.5

ВЭ

6.

ВВР-3

РНЦ К.И.

Москва

1954

2

ВЭ

7.

ТИБР-1М

НИИП

Лыткарино

1976

8 кВт

В импульсе 1.7*10 4 кВт

8.

БАРС-2

НИИП

Лыткарино

1971

2 кВт

В импульсе     0.7*105 кВт  ВЭ

9.

БАРС-3

НИИП

Лыткарино

1992

2 кВт

В импульсе  2.3*104 кВт  ВЭ

10.

БАРС-4

НИИП

Лыткарино

1984

2 кВт

В импульсе   1.4*105 кВт  ВЭ

11.

ИРВ-1-М1

НИИП

Лыткарино

1975

2000 кВт

Остановлен  на реконструкцию

12.

ИНН- 3М

НИИП

Лыткарино

1972

имп.

ВЭ

Исследовательские реакторы мощностью до 1 МВт, критические и подкритические стенды  (3-я группа)

1.

ИР-50

НИКИЭТ

Москва

1961

0.05

 

2.

Ф-1

РНЦ К.И.

Москва

1946

0.024

 

3.

Аргус

РНЦ К.И.

Москва

1981

0.05

 

4.

Гидра

РНЦ К.И.

Москва

1972

имп.

 

5.

Гамма

РНЦ К.И.

Москва

1982

0.125

 

6.

ОР

РНЦ К.И.

Москва

1954

0.3

Реконструирован в 1983-1985

7.

Ромашка

РНЦ К.И.

Москва

1964

0.04

ВЭ

8.

У-3

ЦНИИ имени

С.-Петербург

1964

0.05

Реконструкция в 1990 г.

 

 

А.Н. Крылова

 

 

 

.

Критические стенды

1.

Макет

ИТЭФ

Москва

1976

100Вт

Реконструирован в 1983 г.

2.

ФС-1М

ФЭИ

Обнинск

1970

2Вт

 

3.

СГО

ФЭИ

Обнинск

1969

100Вт

 

4.

Стрела

ФЭИ

Обнинск

1968

20Вт

Реконструирован в 1991 г.

5.

ПС-2

ФЭИ

Обнинск

1966

200Вт

 

6.

Т-2

ФЭИ

Обнинск

1965

2Вт

 

7.

АМБФ-2

ФЭИ

Обнинск

1984

100Вт

 

8.

РФ-ГС

ФЭИ

Обнинск

1962

10Вт

Реконструирован 1984 г.

9. 

БР-1

ФЭИ

Обнинск

1955

50Вт

 

10.

Кобр

ФЭИ

Обнинск

1970

300Вт

 

11.

МАТР-2

ФЭИ

Обнинск

1963

400Вт

 

12.

ГРОТ-2

ФЭИ

Обнинск

1971

100Вт

Реконструирован в 1990 г.

13.

В-1М

ФЭИ

Обнинск

1977

10Вт

 

14.

БФС-1

ФЭИ

Обнинск

1961

200Вт

Реконструирован в 1974 г.

15.

БФС-2

ФЭИ

Обнинск

1969

1000Вт

Реконструирован в 1990 г.

16.

К-1

ФЭИ

Обнинск

1989

10Вт

 

17.

УКС- 1М

ФЭИ

Обнинск

1985

10Вт

Реконструирован в 1989 г.

18.

РБМК

РНЦ К.И.

Москва

1981

25Вт

 

19.

Маяк

РНЦ К.И.

Москва

1967

10Вт

ВЭ[3]

20.

СФ-1

РНЦ К.И.

Москва

1972

100Вт

 

21.

СФ-3

РНЦ К.И.

Москва

1979

100Вт

ВЭ

22.

СФ-5

РНЦ К.И.

Москва

1972

100Вт

ВЭ

23.

СФ-7

РНЦ К.И.

Москва

1975

100Вт

 

24.

Квант

РНЦ К.И.

Москва

1990

1 кВт

 

25.

Астра

РНЦ К.И.

Москва

1981

100Вт

 

26.

В-1000

РНЦ К.И.

Москва

1986

200Вт

 

27.

ФМ МР

РНЦ К.И.

Москва

1971

100Вт

 

28.

Грог

РНЦ К.И.

Москва

1980

100Вт

 

29.

П

РНЦ К.И.

Москва

1986

200Вт

 

30.

Эфир2М

РНЦ К.И.

Москва

1973

100Вт

 

31.

Дельта

РНЦ К.И.

Москва

1985

100Вт

 

32.

Нарцисс

РНЦ К.И.

Москва

1983

10Вт

 

33.

ФМ

НИИАР

Димитровград

1966

5 Вт

Реконструирован

 

МИР М1

 

 

 

 

в 1991 г.

34.

ФМ СМ-2

НИИАР

Димитровград

1970

20Вт

Реконструирован в 1991 г.

35.

Г-1

ЦНИИ имени

С.-Петербург

1964

200Вт

 

 

 

А. Крылова

 

 

 

 

36.

Стенд-1

Машзавод

Электросталь

1966

2кВт

 

37.

Стенд-2

Машзавод

Электросталь

1969

2кВт

 

38.

Стенд-3

Машзавод

Электросталь

1967

2кВт

 

39.

Стенд-4

Машзавод

Электросталь

1967

500Вт

 

40.

Стенд-5

Машзавод

Электросталь

1967

500Вт

 

41.

УГ

РНЦ.И.

Москва

1965

 

На реконструкции

42.

ФГ-5

ФЭИ

Обнинск

1967

100Вт

Остановлен.

43.

Стенд-6

Машзавод

Электросталь

1968

50Вт

Остановлен.

44.

Стенд-7

Машзавод

Электросталь

1979

700Вт

Остановлен.

45.

МЭР

ЦНИИ имени

С.-Петербург

1970

200Вт

Остановлен.

 

 

А. Крылова

 

 

 

 

Подкритические стенды

1.

ФС-2

НИКИЭТ

МГТУ

1972

0.1Вт

Реконструирован в 1978 г.

2.

ФС-4

НИКИЭТ

МГТУ

1976

0.001Вт

 

3.

ФС-5

НИКИЭТ

МГТУ

1987

0.01Вт

 

4.

Гарантия-2

РНЦ К.И

Москва

1991

 

 

5.

РМ-50

РНЦ К.И

Москва

 

 

 

6.

Со-2М

ВНИИХТ

Москва

1976

10Вт

 

7.

Р-1

ЦНИИ им. Крылова

С.-Петербург

1992

 

 

 

Примечание: Ведомственная принадлежность предприятий-владельцев  ИЯУ:  Минатом России – НИКИЭТ (научно-исследовательский конструкторский институт энерготехники, госква), СФ НИКИЭТ ( Свердловский филиал НИКИЭТ, г.Заречный), НИИАР (научно-исследовательский институт атомных реакторов, г. Димитровград, Ульяновская обл.) ИТЭФ (институт теоретической экспериментальной физики, г.Москва), ГНЦ ФЭИ (государственный научный центр «Физико-энергетический институт, г.Обнинск, Калужская обл.), ВНИИХТ (Всероссийский научно-исследовательский институт химической технологии, г.Москва), НИИП (научно-исследовательский институт приборостроения, г. Лыткарино, Московская обл.), Машиностроительный завод (глектросталь, Московская обл.), ОКБМ (особое конструкторское бюро машиностроения, г.Нижний Новгород), Россудостроение - ЦНИИ им.Крылова (Ленинградская обл.).

Количество ИЯУ в стране сокращается, а оставшиеся в эксплуатации нуждаются в серьезной государственной поддержке: есть реальная вероятность того, что в ближайшее десятилетие в целом ряде научных центров и организаций будет остановлено большинство ИЯУ.

3.Особенности двух основополагающих аспектов вывода из эксплуатации исследовательских ядерных установок

Как уже было сказано выше,  большинство ИЯР Минатома России, РНЦ  "Курчатовский  институт"  и  других организаций  были спроектированы и  построены в 50-60 годах,  когда еще не существовала в достаточном,  с  сегодняшней   точки зрения,   объеме   нормативная   база   по    ядерной  и радиационной безопасности. В связи с этим, практически все реакторы в различной  в той или иной степени  не соответствуют современным требованиям норм и правил.

3.1.Анализ инженерно-экологических аспектов обращения с радиоактивными отходами

Рассмотрим проблему обращения с радиоактивными отходами (РАО), образованными в результате эксплуатации ИЯУ, на примере РНЦ «Курчатовский институт». Здесь на территории, занимающей площадь более двух гектар, расположены десять временных хранилищ РАО, сооруженных еще на начальном этапе деятельности института. Складирование отходов осуществлялось с начала 50-х годов. Первоначально для этих целей использовался естественный рельеф местности (овраг и его склоны). Бетонные сооружения для организованного хранения РАО на территории стали строиться с 1955 года.

Рис.3.Вид на исследовательский реактор МР.

Суммарная радиоактивность, накопленная в хранилищах Центра, оценивается в 105 Ки. Объем твердых РАО (не считая загрязненного грунта) составляет около 1200 м3, а общая масса РАО в хранилищах оценивается в 2000 тонн. Следует отметить, что грунт на территории площадки временных хранилищ также имеет радиоактивные загрязнения. Для полной реабилитации территории хранилищ РАО предстоит удалить и загрязненный грунт, объемом порядка 40000 м3.

В первую очередь, это относится к выводу из эксплуатации остановленных реакторов МР, ВВР- 3, "Ромашка" и ликвидации хранилищ РАО с вывозом отходов в НПО "Радон", а также - вывозу ОЯТ на комбинат "Маяк". Суммарные затраты оцениваются в 85 млн.$, при планируемой длительности работ - 7-8 лет.

В начале 1993 г. в РНЦ "Курчатовский институт" была разработана и направлена первому вице-премьеру Правительства России О.Н. Сосковцу (исх. №02/126 от 19.05.93 г.) научно - техническая программа "Снятие с эксплуатации ядерных исследовательских реакторов и реабилитация территории временных хранилищ радиоактивных отходов (ВХРАО) на 1993 - 2000 гг.". Правительство рассмотрело программу и дало поручение Минэкономики России и Минатому России по учету ее положений при подготовке соответствующей Государственной программы. Первый заместитель Министра экономики С.И.Матеров в своем письме (исх.ИМ-318/35-294 от 08.07.93 г.) сообщил, что программа отнесена к первоочередным важнейшим работам в рамках "Государственной программы РФ по обращению с радиоактивными отходами и отработавшими ядерными материалами, их утилизации и захоронению на период 1993-1995 гг. и на перспективу до 2000 г.".

Рис.4. Проведение эксперимента на исследовательском реакторе

ИРТ-Т Московского инженерно-физического института.

В 1994 г. Правительство РФ приняло Постановление № 805 от 06.07.94 г. "О первоочередных работах в области обращения с радиоактивными отходами и отработанными ядерными материалами на 1994 г.". Однако в виду недостаточного финансирования  это Постановление не было выполнено.

Примеры по состоянию дел в области обращения с РАО для других организаций, эксплуатирующих ИЯУ, также подтверждают возможный вывод об общем неудовлетворительном положении в этой сфере.

В ГНЦ РФ НИИАР (г. Димитровград. Ульяновская обл.) накопилось большое количество высокоактивных металлических отходов с реактора ВК-50 (водяной кипящий). Жидкие радиоактивные отходы (ЖРО) среднего и низкого уровня активности с реакторных установок, радиохимических и материаловедческих лабораторий ГНЦ РФ НИИАР захораниваются в поглощающие пласты-коллекторы, находящиеся  на глубине 1000 м в пределах действующего полигона. Объемная активность их не превышает 10-5 Ки/л.

Для длительного хранения средне- и высокоактивных растворов и отработанных ионообменных смол удельной активностью до 2 Ки/л используются два хранилища РАО проектной вместимостью 13780 м3. Отходы собираются по подземной системе канализации, выполненной из нержавеющих труб, проложенных в железобетонных лотках, русла которых облицованы герметичными покрытиями из нержавеющей стали.

Не вывозятся на захоронение накопленные в НИИП Минатома России 30 т РАО, не решаются вопросы технологии регенерации отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) выведенных из эксплуатации. Там же из-за проблем с финансированием приостановлены работы по нейтрализации радиоактивной жидкометаллической эвтектики (около 900 кг).

В ГНЦ РФ ФЭИ ЖРО не отверждаются, конечный продукт их переработки - жидкий радиоактивный концентрат сливается во временные хранилища общей вместимостью 1225 м3 (накоплено 992 м3). В настоящее время заполненность этих хранилищ составляет 81 %. Сроки ввода в эксплуатацию установок отверждения ЖРО и сжигания  твердых радиоактивных отходов (ТРО) были запланированы еще на 1996 г. и до сих пор не выполнены в связи с отсутствием финансирования. ТРО, как и ранее, загружаются в старые емкости, где в результате естественной усадки образуются свободные объемы. При общей проектной вместимости в 36000 м3 уже заполнено 20200 м3 (56%) с суммарной активностью 15124 Ки. Новые сооружения для хранения РАО не используются из-за недостаточной гидроизоляции.

3.2. Анализ инженерно-экологических аспектов обращения с отработавшим ядерным топливом

Отработавшее ядерное топливо сосредоточено в основном на территориях следующих организаций: РНЦ «Курчатовский институт»; ГНЦ РФ ФЭИ; ГНЦ РФ НИИАР; СФ НИКИЭТ; Филиала ГНЦ РФ НИФХИ. Заполнение хранилищ ИЯУ отработавшим ядерным топливом представлено в табл.3.

Таблица 3

Заполнение хранилищ ИЯУ отработавшим ядерным топливом

(по состоянию на 31.12.2002 г.)

Предприятие-владелец ИЯУ

ИЯУ

Фактическое заполнение хранилищ, %

РНЦ "Курчатовский институт"

МР

60

ИР-8

36

ГНЦ РФ ФЭИ

АМ-1

60

БР-10

22

СФ НИКИЭТ

ИВВ-2

80

ГНЦ РФ НИИАР

МИР-М1

97

СМ-3

94

РБТ-10/2

67

БОР-60

95

ВК-50

56

ПИЯФ      им    Б. П.    Константинова РАН

ВВР-М

37

Филиал ГНЦ РФ НИФХИ

ВВР-Ц

59

В имеющихся на реакторных установках РНЦ "Курчатовский институт» хранилищах ОЯТ скопилось около 900 штук отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) общим весом порядка 15 тонн, их суммарная активность, по общим оценкам, превышает 3*106  Ки. Нахождение в городской черте хранилища ОЯТ, безусловно, создает ситуацию, требующую тщательного анализа и контроля.

4. Состояние работ по выводу из эксплуатации исследовательских ядерных установок

В настоящий момент в процессе вывода из эксплуатации (ВЭ) находятся 10 ИЯУ.

Вывод ИЯУ осуществляется в соответствии с «Правилами обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации ИЯУ» (НП-028-2001) Госатомнадзора России.

Процесс вывода из эксплуатации установок идет медленно из-за недостаточного финансирования. Проводятся работы по поддержанию установок в режиме консервации и техническому обслуживанию.

Реактор МР был остановлен 10.12.92 г. и переведен в глубокое подкритическое состояние на основании предписания № 8-92 Московской инспекции по ядерной и радиационной безопасности Госатомнадзора России "О приостановке эксплуатации технологического оборудования и трубопровода 1 контура реактора МР и петлевых установок". В настоящее время активная зона МР полностью разгружена. Рабочие и петлевые ТВС из зоны мокрого хранения (бассейн - хранилище реактора МР) перевезены в зону сухого хранения (хранилище зд. 109), Подготовлен новый регламент работы реактора МР в стояночном режиме.

Эксплуатация стендов СФ-3 и СФ-5 прекращена в январе 1993 г. Ядерное топливо выгружено в спецхранилища. Радиоактивных отходов нет. Предполагается вывод из эксплуатации СФ-3 при наличии финансирования  работ. 

В перечне первоочередных работ во исполнение принятого в 1993 г. Постановления Правительства РФ № 805 предусмотрено выполнение технико-экономического обоснования (ТЭО) вывода из эксплуатации реактора МР и реабилитация территории временных хранилищ РАО. Указанным Постановлением Минатом РФ определен государственным заказчиком работ. По запросу Минатома РФ РНЦ "Курчатовский институт" были подготовлены и отправлены исполнителям контракты с приложением технических заданий и календарных планов на выполнение первого этапа указанных работ.

25 октября 1995 г. Правительство РФ приняло новое Постановление № 1030 по проблеме обращения с радиоактивными отходами. Во исполнение указанного Постановления между Минатомом России (Государственный заказчик) и РНЦ "Курчатовский институт" был заключен контракт № 1.02.30.96 1101/182-И на выполнение работ в 1996 г. Контрактом предусматривалось, что работы заканчиваются подготовкой исходных данных и заданием на проведение технике - экономического обоснования по снятию с эксплуатации реактора МР.

В объеме ТЭО предполагались: обоснование выбора варианта вывода из эксплуатации реактора МР, разработка принципиальной технологии демонтажных работ, проведение расчетов по оценкам количества радиоактивных отходов, финансовых и материальных затрат, условий безопасного проведения работ и др.

Работы по реализации указанного Постановления были недопустимо затянуты, и в настоящее время ведется работа по подготовке исходных данных для ТЭО ВЭ реактора МР. По состоянию на 01.12.2003 г.,  выполнены  следующие   работы:

· реактор МР приведен в ядерно-безопасное состояние. Из  реактора выгружено все ядерное  топливо;

· с целью оценки интенсивности снижения  мощности  дозы за  счет  фактора  времени  было продолжено начатое в 1995 г. обследование дозиметрической обстановки во всех технологических помещениях МР (60 помещений) с составлением соответствующих карт и оценкой состава излучения;

· выполнено описание реактора и его систем с учетом их текущего состояния и необходимыми для ТЭО данными по оценке возможного количества и  состава РАО;

· сформирован комплект проектно - конструкторской документации по оборудованию и системам с учетом изменений, внесенных во время эксплуатации;

· разрабатывается установка для проведения опытных работ по дезактивации оборудования;

· проведена оценка требуемого объема временных хранилищ, и выполнено предварительное согласование о размещении вывозимых РАО на станции захоронения предприятия "Радон" в гергиев-Посад Московской области;

· ведутся переговоры о проведении отдельных работ с институтами Минатома России по определению технологии демонтажа реакторной установки.

Работы по ВЭ реактора МР будут проводиться по операционным технологическим картам, в которых, кроме порядка выполнения работ, применяемого оборудования и оснастки, будут определены условия безопасного проведения работ (защитные экраны, дополнительная вентиляция, дозиметрическое сопровождение и т. д.). При необходимости будут готовиться отдельные документы по обеспечению требуемой безопасности для персонала, населения и окружающей среды, безопасного окончательного размещения радиоактивных отходов, дозиметрического контроля оборудования и материалов, возвращаемых для дальнейшего использования. Вопросы временного хранения и захоронения отходов будут рассматриваться в проекте ВЭ реактора МР.

Руководством РНЦ «Курчатовский институт» предполагается, что подача заявок на проведение работ по ВЭ реактора ИР будет проводиться после разработки проекта и согласования с Госатомнадзором России этапов и видов работ, подлежащих лицензированию.

Выводы

1. Вывод из эксплуатации ИЯУ и проблемы обеспечения ядерной и радиационной безопасности этих работ во многом аналогичны ситуации для по выводу из эксплуатации энергоблоков  АЭС.

2. Возраст российских ИЯУ весьма значителен, многие из них  не отвечают современным требованиям безопасности, что заставляет всесторонне исследовать проблемы их вывода из эксплуатации.

3. В России в настоящее время отсутствует опыт проведения ВЭ ИЯУ в полном объеме, но уже имеется определенный опыт в организации и проведении работ, которые необходимо выполнять при выводе из эксплуатации ИЯУ на отдельных этапах. Это относится и к проблемам обеспечения ядерной и радиационной безопасности при вывозе и переработке отработавшего ядерного топлива, и к организации дезактивации и демонтажа высокоактивного оборудования.

4. При выводе из эксплуатации ИЯУ необходимо учитывать следующие присущие им особенности:

¯               конструктивное разнообразие ИЯУ, затрудняющее разработку унифицированных решений;

¯               отсутствие (в силу существовавших ограничений со стороны секретности и общих высоких темпов проведения работ как во время создания ИЯУ, так и при различного вида реконструкциях) проектно-конструкторской документации в объемах, достаточных для полной оценки особенностей конструктивных решений, как заложенных в начальные проекты, так и реализованных уже в процессе эксплуатации;

¯               более высокую, во многих случаях, в сравнении с блоками АЭС  удельную наведенную активность элементов конструкций ИЯУ, расположенных вблизи активной зоны;

¯               наличие в составе ИЯУ достаточно большого числа экспериментальных устройств, требующих детальной проработки технологий проведения демонтажных работ;

¯               условия эксплуатации ИЯУ, в основном, в составе научно-технических комплексов, включающих и другие радиационно-опасные объекты;

¯               размещение ИЯУ в непосредственной близости от городских жилых районов, что выдвигает повышенные требования к безопасности при проведении работ.

5. В отличие от АЭС при выводе из эксплуатации ИЯУ особое внимание следует уделить:

¯               отсутствию на ИЯУ штатных систем дезактивации, что требует специальной разработки эффективных и экономичных технологий дезактивации оборудования, трубопроводов и помещений;

¯               отсутствию на ИЯУ специальных средств технологического оснащения для демонтажа и фрагментации разнообразного радиоактивного оборудования, систем и трубопроводов.

6. В настоящее время объем целевого финансирования работ по выводу из эксплуатации ИЯУ, осуществляемого в рамках федерального бюджета, является явно недостаточным. Это, в значительной мере, затрудняет выполнение требуемых научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ, направленных на подготовку ВЭ и обоснование безопасности выводимых из эксплуатации ИЯУ, и заставляет предприятия-владельцы ИЯУ искать дополнительные источники финансовых вливаний, формируемых, возможно, в том числе за счет средств местных бюджетов территорий, фондов страхования и т.п.

 



[1] Экологический центр института истории естествознания и техники им. С.И.Вавилова РАН, с.н.с.

 

[2] В.М.Кузнецов. Ядерная безопасность. М. «Эпицентр»2003. С.461.

[3] Здесь и  далее выводимые из эксплуатации установки обозначаются аббревиатурой ВЭ.