Перейти к записям
Фев 27 / Владимир Кузнецов

Обращение с облученным реакторным графитом [25/02/2020]

http://decommission.ru/wp-content/uploads/2019/12/Grafit_inter_itog.pdf  —полная версия доклада — лучше читать ее.

Возможные решения при выводе из эксплуатации реакторов РБМК

   О. В. Бодров, В. Н. Кузнецов, О. Э. Муратов, А. А. Талевлин, 

Санкт-Петербург – Челябинск – Висагинас.

http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid9037=

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

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

История уран-графитовых реакторов

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

Всего в мире было построено 123 УГР:

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

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

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

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

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

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

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

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

Таблица 1. Уран-графитовые реакторы в мире

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

** Количество оставшегося графита в четвертом энергоблоке не определено.

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

— конструкционный графит, из которого выполнена кладка реактора;

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

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

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

— радиоактивность технологических примесей,

— накопление в графите 14C, удельная активность которого растет с дозой. Для ресурсных флюенсов кладки реакторов РБМК-1000 (~2×1022 н/см2) удельная активность  14C может достигать 3,7×10Бк/кг.

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

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

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

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

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

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

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

— пожаро опасностью графита и взрывоопасностью графитовой пыли;

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

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

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

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

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

— упаковка некондиционированного ОРГ в контейнеры с последующим захоронением;

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

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

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

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

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

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

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

Роль МАГАТЭ в решении проблемы утилизации реакторного графита

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

В 2016 г. МАГАТЭ признало потенциальную опасность, сложившуюся в мире с обращением, утилизацией и окончательным захоронением ОРГ остановленных научно-исследовательских, промышленных и энергетических уран-графитовых реакторов. Была поддержана идея создания в Российской Федерации международного центра по отработке безопасных технологий по обращению ОРГ. Такой центр был создан на базе Томского «Опытно-демонстрационного центра вывода из эксплуатации уран-графитовых реакторов» (ОДЦ УГР). В этом проекте GRAPA (Irradiated GRAphite Processing Approaches) участвуют также Германия и Франция. Планируется, что в течение трех лет ОДЦ разработает промышленную технологию безопасного обращения с ОРГ.

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

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

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

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

Правовой режим обращения с облученным графитом в Российской Федерации

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

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

— «Об использовании атомной энергии» №170-ФЗ

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

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

— Конвенцию о ядерной безопасности (Вена 1994);

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

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

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

— ФЗ «Об экологической экспертизе» N174-ФЗ;

— ФЗ «Об электроэнергетике» N35-ФЗ;

Постановления Правительства Российской Федерации:

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

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

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

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

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

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

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

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

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

— ликвидация блока АС,

— захоронение блока АС.

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

— «отложенная ликвидация блока атомной станции».

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

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

— обращение с образующимися РАО и другими опасными отходами,

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

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

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

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

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

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

Природные и антропогенные механизмы образования 14С

Углерод является структурной основой живых организмов, экосистем и участвует в круговороте этого элемента в биосфере. В природе присутствуют в основном два стабильных изотопа: 12С (98,892%) и 13С (1,108 %). Из четырех радиоактивных изотопов (10С, 11С,14С и 15С) только долгоживущий 14С (Т1/2=5.730 лет) представляет экологическую опасность, включаясь в круговорот углерода биосферы. Остальные, имея периоды полураспада от 2,45 сек. (15С) до 20.33 ми­н. (11С), экологически не значимы.

Содержание14С в природе составляет 10-10%. Это чистый низкоэнергетический бета-излучатель с максимальной энергией частиц 156 кэВ. 14С образуется в естественных и в искусственных условиях в результате нескольких ядерных реакций с участием тепловых нейтронов.

Природные механизмы образования 14С

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

Существуют и другие реакции, создающие в атмосфере космогенный углерод-14, в частности при столкновении нейтронов с ядрами менее распространенного стабильного изотопа 13C, при котором происходит испускание гамма-кванта:13C(n,γ)14C, а также когда происходит захват нейтрона ядром атома кислорода и испускание альфа-частицы17О(n,α)14C. Однако скорость образования по двум последним реакциям многократно ниже из-за меньшей распространенности исходных нуклидов и меньших сечений реакции взаимодействия нейтронов с атомами.

Планетарная экосистема с определенным соотношением между стабильными и радиоактивными изотопами углерода сформировалась в результате эволюционного процесса в течение миллионов лет. Поэтому революционное изменение (повышение) концентрации антропогенного14С в природной среде в течение всего нескольких десятилетий — ядерные взрывы и выбросы-сбросы предприятий ядерной энергетики представляют большую экологическую и гигиеническую проблемы.

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

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

Антропогенные механизмы образования 14С

Образование 14С при взрывах

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

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

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

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

Образование 14С при эксплуатации ядерных реакторов

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Образование 14С при переработке ОЯТ ядерных реакторов

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

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

Влияние радиоуглерода 14С на живые организмы

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

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

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

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

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

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

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

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

Стратегии обращения с уран-графитовыми реакторами после их окончательной остановки

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

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

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

Вывод из эксплуатации УГР по концепции «захоронение на месте»

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

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

— демонтировано все неактивное оборудование;

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

— боковые металлоконструкции заполнены бетоном;

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

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

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

— дезактивированы все помещения и демонтировано здание над реактором;

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

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

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

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

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

Преимущества способа «захоронения на месте»:

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

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

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

Недостатки способа «захоронения на месте»:

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

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

Вывод из эксплуатации УГР по концепции «зеленый курган»

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

Осложняющим обстоятельством при выводе из эксплуатации энергоблоков с реакторами РБМК является большая масса облученного графита в каждом реакторе (3.778 т), содержащего помимо биологически значимого 14С значительные загрязнения трансурановыми элементами.

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

Можно ожидать, что стоимость реализации концепции «зеленый курган» для Игналинской АЭС будет существенно менее затратной, чем альтернативный вариант глубинного захоронения, который необходимо реализовать в геологически приемлемом месте. Вариант «зеленого кургана» в виде подземного захоронения на месте реализован на Сибирском химическом комбинате в ЗАТО Северск Томской области для двухцелевого ПУГР. Вариант «захоронение на месте» предусмотрен также для реакторов АДЭ, АДЭ-2 и АДЭ-3, размещенных в подземном пространстве на глубине 25.0 м на ГХК в ЗАТО Железногорск Красноярского края.

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

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

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

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

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

Преимущества концепции «зеленый курган»:

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

— нет необходимости демонтажа технологических и других каналов реакторов, а также разборки, кондиционированию, упаковки и транспортировки для захоронения в глубинном геологическом хранилище 7 500 т графитовой кладки двух реакторов;

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

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

— не потребуется финансирования перечисленных выше работ;

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

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

Недостатки концепции «зеленый курган»:

— передача ядерного наследия потомкам;

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

Варианты вывода из эксплуатации УГР с демонтажом графитовой кладки

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

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

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

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

Прямое захоронение графитовых отходов

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

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

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

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

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

В графитовых кладках в местах локализации частиц облученного топлива в период выдержки до трех лет спектр γ-излучения облученного графита определяется короткоживущими осколками деления 134Cs, 144Ce, 106Ru, 155Eu и др., в последующий период от 3 до 50 лет – радионуклидами 60Co, 137Cs и 155Eu. В этот период высокий уровень гамма-фона реакторов обусловлен, главным образом, высокоэнергетическими γ-квантами, сопровождающими β-распад 60Co (Т 1/2 — 5,27 года).

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

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

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

Утилизация после сжигания с последующим кондиционированием золы­

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

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

Перспектива сжигания графитовых отходов для окончательной утилизации вызывает следующие проблемы:

— трудность сжигания реакторного графита в свя­зи с его качеством;

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

— переработка и иммобилизация золы, в которой сконцентрированы радионуклиды;

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

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

Утилизация после иммобилизации в инертной матрице

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

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

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

Утилизация после покрытия и пропитки

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

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

Заключение и выводы

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

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

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

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

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

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

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

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

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

— Финский залив – водоем высшей рыбохозяй­ственной категории;

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

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

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

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

 

0
Написать нам

Подтвердите, что Вы не бот — выберите человечка с поднятой рукой: