Перейти к записям
Авг 5 / Владимир Кузнецов

Письмо Президенту Литвы

Уважаемая госпожа, Президент Литовской Республики, Даля Грибаускайте.
В 2002 г. Правительством Литвы принята стратегия ликвидации ядерного наследия (Игналинской АЭС) под названием «Коричневая лужайка». Это означает демонтаж всего оборудования в зданиях, его дезактивация, упорядочивание и захоронение радиоактивных отходов, возможное использование чистых зданий для другого бизнеса (создание крупного современного «Дата центра» с использованием существующей инфраструктуры- электро, водоснабжения, современных сетей связи бывшей АЭС с Вильнюсом).
За прошедший период Министерствами принят седьмой вариант «Окончательного плана снятия с эксплуатации ИАЭС (20014 г.). Это понятно, т. к. Литва является государством, которое впервые в мире демонтирует АЭС с уран – графитовыми реакторами типа РБМК. Сегодня ни кто в мире не разбирал графитовые кладки реакторов и не знает как это делать безопасно для природы и человека. Редакцией газеты «Обзор» № 41 от 13 – 19 октября 2016 г. (со ссылкой на ИА «Regnum») опубликована статья «При разборке графитовой кладки АЭС Литву ждет катастрофа». Однако, несмотря на такой ужасный и броский заголовок, ни кто из специалистов Министерства энергетики и работников ИАЭС не отреагировал на эту публикацию. Это вызывает тревогу и не только у меня, но и у общественности Литвы.
В целях обеспечения безопасности для природы и людей Литвы я призываю Вас вникнуть в суть проблемы и поддержать предложение о создании в Висагинасе Международного Опытно-демонстрационного Центра по ликвидации АЭС (МОДЦ), в котором собрать нужное количество ученых — ядерщиков, опытных конструкторов, видных специалистов-экспертов, способных качественно и быстро решить все вышеуказанные проблемы. Время еше не упущено. Ниже статья для публикации в СМИ.

ДЕМОНТАЖ ИГНАЛИНСКОЙ АЭС – ПРОБЛЕМА ЕВРОПЫ И ДОЛЖНА РЕШАТЬСЯ В СОТРУДНИЧЕСТВЕ С МЕЖДУНАРОДНЫМ СООБЩЕСТВОМ

Владимир Николаевич Кузнецов, г. Висаги¬нас, Литовская республика, ветеран АЭП, зам. начальника РЦ ЛАЭС, ИАЭС, ЧАЭС, начальник Лаборатории топлива ИАЭС,
[email protected]¬lt , моб. tel:+370 861462378>

Минсредмаш СССР в 1970 – 1987 годах на территории Литовской ССР построил Игнали¬нскую АЭС с 2-мя мощнейшими (1500 МВт) атомными энергоблоками, которые безаварийно и надежно отработала 26 лет, покрывая потребности в дешевой электроэнергии не только своей страны, но и продавая ее соседним: Белоруссии, Латвии, Эстонии, Калининградской области РФ. Это была современная АЭС, оснащенн¬ыми Башнями локализации аварий, Системами аварийного расхолаживания, Системой ремонтного расхолажива¬ния, современными вычислительными комплексами и другим более совершенным оборудованием, чем серийные АЭС с РБМК-1000.
До исчерпания полного ресурса, ИАЭС могла работать еще не менее 20-ти лет. Однако, при вступлении в ЕС, Литва согласилась закрыть ИАЭС с, якобы, «опасными реакторами Чернобыльского типа». Так, по политическим мотивам (основным из которых является независимость от РФ — единственного в мире поставщика ядерного топлива для РБМК). ИАЭС в период с 2004 по 2009 годы была остановлена и переведена в разряд ядерного наследия с обременением бюджета ЕС до 2038 г., и бюджета собственного государства на многие годы (примерно на 50 – 80 лет).
Правительством Литвы в 2002 г. была принята стратегия «немедленного вывода энергоблоков из эксплуатации до состояния «коричневой лужайки» с освобождением всех зданий от оборудования для возможного использования другим бизнесом. При этом, реактор №1 должен был быть демонтирован к 2025 г., а реактор №2 – к 2030 г. Это научно-технически и экологически не обоснованное политическое решение, без технологической проработки, учета новизны, впервые в мире выполняемых опасных для экологии и человека работ, и не подкрепленное созданием необходимого механизма его реализации.
Сегодня никто в мире не знает как безопасно для окружающей среды и человека разобрать реактор типа РБМК с большим количеством (1800 т) Облученного Реакторного Графита (ОРГ), содержащего радиоуглерод С-14. Он легко распространяющийся, усваиваемый живыми организмами в природе, и имеющий период полураспада 5700 лет. Кроме того с облученным графитом связана и опасность радиоактивного хлора Cl-36 с периодом полураспада 300 000 лет, легко растворяемым в воде, а также, трития H-3, от которого защиты практически нет. Поэтому, и не только, ни в одной стране мира не выполнялись работы по разборке графитовых кладок даже малых исследовательских уран-графитовых реакторов. Образующаяся в процессе разборки кладки, графитовая пыль поступит в окружающую среду через фильтры системы вентиляции с коэффициентом очистки 99,99 %, т. е. природа получит 0, 01 % С-14. Это при новом фильтре, но он не всегда остается новым и коэффициент очистки снижается, а выброс С-14 в природную среду возрастает. Седьмая версия «Окончате¬льного Плана Снятия с Эксплуатации ИАЭС — 2014″, предполагает разборку графитовой кладки с 2025 — 20¬38 годы. Это означает, что в течение этих 13 лет в ОС может поступить значительн¬ое количество техногенного и биологически значимого С-14. Поэтому, в этот период важно организовать независимый международный контроль не только над инженерными барьерами поступления в природу С-14, Cl-36 и H-3, но и комплексный экологический мониторинг среды обитания в районе выводимой ИАЭС. Из за наличия этих потенциально опасных и сложно регистрируемых радионуклидов, сегодня никто в мире, не разбирает графитовые кладки снятых с эксплуатации реакторов. Литва, в нарушение Орхусской конвенции (о доступе к экологической информац¬ии) и Эспо–конвенции (об оценке воздействия на окружающую среду в трансграничном контексте) пока не проинформировала своих граждан и соседние страны о планах обращения с облученным графитом и отработавшим ядерным топливом (ОЯТ). Фактически, эту проблему мы передадим будущим поколениям.
МАГАТЭ, реально оценило потенциальную опасность, сложившуюся в мире с обращением, утилизацией и око¬нчательным захоронением ОРГ остановленных научно-исследовательских, промышленных и энергетических ур¬ан-графитовых реакторов. В феврале 2017 года МАГАТЭ поддержало идею создания в РФ международного центра по отработке технологий по обращению с ОРГ. Такой центр был создан на базе Томского Опытно-демонстрационного центра вывода из эксплуатации уран-графитовых реакторов» (ОДЦ УГР). В этом проекте GRAPA участвуют, также, Германия и Франция. Планируется, что в течение трех лет ОДЦ разработает промышленную технологию безопасного обращения с ОРГ.
Из-за высоких уровней радиоактивности разборка графитовой кладки не может выполняться человеком, это должны делать уникальные роботы, которых необходимо создать и обучить. Для разборки графитовых кладок РБМК потребуется проектирование и строительство полномасштабного тренажера с разработкой соответствующих компьютерных программ и обучения роботизированного комплекса и операторов.
В отличие от Литвы, на Чернобыльской АЭС все три оставшиеся реактора РБМК с выгруженным топливом, находятся в ожидании реализации стратегии отложенного демонтажа. Аналогичное решение по отложенному демонтажу реакторов РБМК принято и в РФ. Он будет выполняться после выработки продленных ресурсов работы реакторов и установленного времени выдержки перед демонтажом.
Немедленный демонтаж реакторов РБМК на Игналинской АЭС — это, фактически, первый в мире пилотный проект. Он имеет не до конца оцененные и потому неоправданные риски загрязнения окружающей среды и облучения людей.
Министерству Энергетики Литвы целесообразно дождаться реализации международного проекта «GRAPA» и, с учетом его результатов, пересмотреть ранее принятую, высоко затратную стратегию с разборкой графитовых кладок реакторов и их приповерхностного временного хранения. Разборка и утилизация графитовой кладки реакторов – это риски неизбежного негативного воздействия на протяжении столетий на окружающую среду и жителей Литвы, Латвии, Беларуси и других соседей.
Учитывая расположение графитовой кладки реакторов ИАЭС на отметке +6,0 м от рельефа местности, считаю целесообразным не разбирать графитовую кладку реакторов, а захоронить на мест¬е, т. е. применить «беспыльную» и недорогую технологию – «Зе¬леный курган» с использованием местных глин и песка. Опасность разноса С-14 грунтовыми потоками воды на высоте 6,0 м исключена. При этом, Литва и соседние госуд¬арства будут защищены от техногенного заражения С-14 и другими долгоживущими РАО.
Долговременная изоляция ОРГ — не единственная пока нерешенная и передаваемая потомкам проблема. Есть и другая, не менее важная проблема — обращение с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ). Обращение с ОЯТ обладает рядом специфических особенностей:
Ядерная опасность (критичность). Ядерный (делящийся) материал, содержащийся в отработавших тепловыделяющих сборках (ОТВС), способен создавать критические конфигурации, как в нормальных условиях эксплуатации, так и в случаях аварий. Степень этой опасности тем выше, чем больше содержание в ОЯТ делящихся материалов (U-23¬5, и Pu-239). Поэтому, при обращении с ОЯТ требования ядерной безопасности обычно предписывают анализ всех возможных штатных и аварийных ситуаций. При этом, эффективный коэффициент размножения нейтронов системы во всех неблагоприятных условиях и без учета выгорания не должен превышать 0,95 с учетом погрешности расчетов.
Радиационная опасность. От ОТВС непрерывно исходит поток гамма и нейтронного излучения. Поэтому для обращения с ней требуется специальная защита и дистанционная техника. Активность 1 кг извлеченного из реактора топлива, обусловленная наличием в нем продуктов деления и активации, обычно составляет 100 тысяч Ки. В течение года, благодаря распаду короткоживущих радионуклидов, активность снижается до 1000 Ки. В последую¬щие 10 лет уменьшается еще на порядок. В любом случае, ОЯТ относится к разряду долгоживущих высокоактивных отходов. Поэтому, любые операции с ним должны предусматривать соблюдение условий радиационной защиты и выполняться в условиях максимальной автоматизации производства. В Литве ОЯТ отнесено к РАО, не подлежащим переработке.
За 26 лет работы двух энергоблоков на Игналинской АЭС накоплено около 22.000 ОТВС. Это 2.500 тонн ОЯТ. Из них 16.000 ОТВС находятся в бассейнах выдержки (БВ) и 1.134 ОТВС в остановленном реакторе № 2. Из числа упомянутых в пеналах БВ хранятся около 700 ОТВС, имеющих негерметичные оболочки ТВЭЛов. Это означает контакт двуокиси урана негерметичных ТВЭЛов с водой и свободный выход радиоактивных газов в ОС. Кроме этого в БВ беспенально (!), с нарушенинм «Правил безопасности при хранении и транспортировке ядерного топлива на комплексах систем хранения и обращения с отработавшим ядерным топливом» хранятся подвешенными на стальных тросах 57 тяжело поврежденных ОТВС с кривизной до 400 мм. Это не позволяет выполнить их разделку по штатной технологии в Горячей Камере (ГК).
Как проблема с захоронением ОРГ, так и проблемы с захоронением ОЯТ могут быть успешно и безопасно решены сегодня, без передачи их потомкам. Для этого необходимо применить сравнительно новую технологию Горячего Изостатического Прессования (ГИП). Процесс ГИП применяется в настоящее время и в атомной энергетике (в основном, во Франции, Украине и России) для надежного диффузионного соединения разнородных материалов.
Современные установки для ГИП — газоста¬ты, имеющиеся в РФ, позволяют обрабатывать при давлениях рабочего инертного газа (аргона) до 200 MPa и температурах до 1300°С изделия и детали или пакеты изделий габаритами до 1200 мм и высотой до 2000 мм.
В соответствии с приведенными требованиями предлагается обеспечить надёжную герметизацию с помощью ГИП поврежденные ОТВС с иммобилизационным материалом в специальных защитных пеналах. Существующие опыт и научные знания в области ГИП, основанные на математическом моделировании процессов консолидации и формоизменения оболочек с порошковым материалом внутри, позволяют при минимуме дорогих экспериментов оптимизировать все параметры процесса и конструкции пенала. Пенал предполагается изготавливать из нержавеющей стали с толщиной стен¬ки ~3-5 мм. Размеры пенала должны обеспечивать свободное с некоторым запасом расположение в нём нескольких пучков ОТВС. Принципиально важно, чтобы торцевые крышки пенала были изготовлены целиковыми и одевались на корпус пенала внахлёст. Тогда, при дальнейшей монолитизации содержимого пенала ГИПом герметичность его будет обеспечиваться не только сварными швами, но и сращиванием стенок цилиндрических поверхностей крышек и корпуса пенала.
В качестве иммобилизационного материала здесь желательно использовать борсодержащие порошки, способные под действием вибрации заполнять всё свободное пространство, подобно жидкости и поглощать нейтроны. Засыпку в пенал порошка предполагается производить через специальную трубку, расположенную в верхней крышке пенала. Она же будет служить для удаления вакуумом остаточного воздуха. По завершению этих операций засыпная трубка будет пережиматься и герметизироваться по существующей отработанной технологии.
Все операции по снаряжению пеналов борсодержащим порошком должны производиться на местах хранения ОТВС, после чего герметизированные пеналы должны транспортироваться в единый центр, где производится их монолитизация в газостате. Газостат для упаковки ОЯТ должен работать в пределах указанных выше параметров температуры и давления, которые могут быть уточнены при предварительных испытаниях. Газостатов высотой в 4 м не существует. Он должен быть специально спроектирован и изготовлен для поставленных целей. Это не представляется технически сложным делом. Ориентировочная стоимость газостата составляет ~ $10 млн. В рабочих условиях газостата за счёт всестороннего изостатического сдавливания и высокой пластичности материалов при высокой температуре всё содержимое герметизированного пенала будет монолитизироваться.
Пенал после ГИП обработки станет непроницаем для выхода из него радиоактивных продуктов деления. На их пути станут 4 преграды: монолитизированная двуокись урана, циркониевые трубки ТВЭЛов, залечившие свои трещины, монолитизированный материал порошка борсодержащей засыпки и внешняя оболочка пенала из нержавеющей стали. Помимо этого, пеналы обретут твёрдость и прочность, а также снизят поток гамма и нейтронного излучения, испускаемого герметизированной ОТВС.
Относительно производительности газостата можно сделать следующие приблизительные оценки. Если принять наружный диаметр пенала 250 мм, то в него можно загрузить 7 — 8 пучков ОТВС РБМК длиной 3,5 м. На ИАЭС в помещениях системы локализации аварий и отсеках БВ имеется около 700 т листовой нержавеющей стали, пригодной для изготовления на месте пеналов для упаковки пучков ОТВС перед их ГИП. Также имеются тысячи свободных нержавеющих пенал¬ов для хранения ОТВС. Этого количества нержавеющего металла вполне достаточно для упаковки всего ОЯТ.
За одну загрузку, занимающую по времени ~ 5 — 7 час, можно обработать вес около 0,5 т. Если оценить вес одного пенала в 0,5 т, то за сутки можно обработать ~12 ОТВС. Производительн¬ости одного газостата достаточно для реш¬ения проблемы безопа¬сного и долгосрочного хранения ОЯТ в Лит¬ве за 2 — 3 года.
Хранение этих монолитных пеналов не представляет опасности как при пожаре, так и взрыве. Если учесть, что по прогнозам атомных экспертов через 50 — 60 лет сложится дефицит мировой добычи природного U-235, то Литва может на мировом рынке реализовать хранящийся U-235 в количестве ~ 2.500 кг и Pu-239 в количестве ~ 1000 кг.
Литовская Республика, с населением менее 3-х миллионов человек, не располагает ресурсами, достаточными для решения вышеупомянутых научных, конструкторских, технических и финансовых проблем. Нет научной базы и соответствующих кадров, нет опытных экспертов по ядерным технологиям, не создан механизм реализации принятых планов ликвидации ядерного наследия, не разработана комплексная Программа снятия с эксплуатации АЭС с РБМК.
Приглашаю международное профессиональное ядерное и экологическое сообщество, МАГАТЭ, власти Литвы, заинтересованную общественность обсудить возможность реализации сценария «Зеленый курган» для безопасного и надежного захоронения энергоблоков с уран-графитовы¬ми реакторами и сценария ГИП для решения проблем с безопасным и длительным хранением ОЯТ.
Для решения этих проблем необходимо создать в Висагинасе Международный Опытно-демонстрационный Центр по ликвидации АЭС с реакторами типа РБМК (МОДЦ). Полученный опыт может быть использован при ликвидации 11¬-ти реакторов в РФ, 3-х реакторов на Украине и других остановленных уран-графитовых реакторов в мире.

1+
Написать нам

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