Перейти к записям
Май 13 / Владимир Кузнецов

Ядерные отходы: как предупредить о них наших далёких потомков?

http://greenbelarus.info/articles/26-11-2018/yadernye-othody-kak-predupredit-o-nih-nashih-dalyokih-potomkov
Как людям XXI века обратиться к Человеку 12.000 года, 10 тысяч лет спустя? Этот необычный, но тем не менее, важный вопрос, задают те, кто задумывается о судьбе ядерного мусора, который в изобилии производит современное общество.

Ядерные бункеры через 10 000 лет

Ядерные отходы нашей цивилизации, как правило, оказываются упрятаны в подземные бункеры. Причём сегодня из закапывают всё глубже и глубже. В этих могильниках радиоактивный мусор должен пролежать не менее 10 тысяч лет, но и спустя этот срок некоторые из элементов останутся токсичны. И потому кого-то сегодня устраивает этот метод, а кто-то продолжает придумывать новые варианты дизайна для «атомной помойки».

Но остаётся одна кардинальная проблема: как отправить сообщение далёким потомкам о похороненной в земле смертельной опасности? Опыт показывает, что если у нас сохранилась некоторая связь с нашими предками, жившими в Европе около 2000 лет назад, то с теми, кто жил на этих землях 10 или 20 тысяч лет назад связи практически никакой нет. В какой форме мы можем оставить сообщение людям 51-о, 150-о или 1001 века? Как убедиться в том, что они нас поймут?

Панацеи не существует

Сложность этой непростой задачи одинаково оценивают специалисты из разных стран. Единственная на сегодня международная конференция по данному вопросу прошла во французском Вердене в 2014 году. Её участники сошлись во мнении, что несмотря на необходимость передать информацию через века, процесс этот может потерпеть фиаско. Необходимо обеспечить передачу данных от поколения к поколению, и по-видимому делать это параллельно несколькими методами.

Гарвардский профессор Питер Галисон проводит параллель с глобальным изменением климата на планете: «Эту проблему нам не разрешить. Не существует панацеи для того, чтобы обратить вспять глобальное потепление. Но над этим всё же надо работать. (…) Думаю, что в конце концов у нас получится передать информацию сквозь время нашим далёким потомкам — именно потому, что мы испробуем множество способов для этого. Тут нет одного универсального решения: это и конструкции из каменной брони, и работа с радиоактивными пробами, и мемориал над могильником — все эти методы придётся совместить.

Семиотик Флориан Бланкер согласен, что избыточность информации станет залогом надежности сообщения. Причём в коллекцию повторяющихся данных, по мнению учёного, можно включить и его знаковую систему, и идею передачи от одного поколения к другому, и методы, которые выходят за рамки чисто научные. Человек живёт «страстями и эмоциями», и любое важное послание лучше всего «дойдёт до адресата», если будет создано на перекрёсте науки, технологий и искусства, которые вкупе дадут «наилучший возможный метод».

Всю статью можно прочесть по синей ссылке в начале статьи.

В. Кузнецов

0
Май 3 / Владимир Кузнецов

«Тайная» встреча МАГАТЭ: приезд атомщика из России стал для Литвы событием

https://lt.sputniknews.ru/columnists/20181018/7298707/Taynaya-vstrecha-MAGATE-priezd-atomschika-iz-Russia-stal-dlya-Lithuania-sobytiem.html

Литовские политики продолжают обитать в пространстве, не имеющем ничего общего с миром атомных технологий. Наработанный опыт позволяет им не замечать даже того, что происходит в самой республике

Жителям Литвы, соседних стран, да и Европы в целом, в общем-то, везет — политики произносят только им интересные речи, а проблемами, связанными с демонтажем Игналинской АЭС в это время занимаются настоящие профессионалы.

Семинар МАГАТЭ в Вильнюсе

В сентябре в Вильнюсе прошел международный семинар, организованный совместными усилиями МАГАТЭ и Игналинской АЭС. Литовским политикам и СМИ эта встреча специалистов из Франции, России, Великобритании, Южной Кореи, Бельгии показалась настолько неинтересной, что информацию о ней найти практически невозможно, если не «штудировать» сайты атомных компаний и организаций. А на семинаре обсуждали важнейший для Литвы вопрос — как и что можно сделать с облученным графитом, тысячи тонн которого ждут своей участи в активных зонах реакторов РБМК-1500.Sputnik Литва уже знакомил вас, уважаемые читатели, с проблемами, которые создает этот радиоактивный графит. И это проблемы, рецепт избавления от которых никто еще не придумал. Но Литва не одинока — в мире работало множество уран-графитовых реакторов, и в разных странах графита накопилось около полумиллиона тонн.

Остановленные и работающие уран-графитовые реакторы — головная боль Великобритании, Германии, Бельгии, России, США, с которой этим странам очень хочется расстаться. Но в них никто не хочет ставить эксперименты над собственным населением — технология утилизации уран-графитовых реакторов разрабатывается без спешки, тщательно. Тем, кому не хочется перечитывать статью по ссылке, напомним коротко.

Радиоактивный графит — международная проблема

Графит — материал, который был необходим для безопасной работы реакторов Игналинской АЭС. Свои функции он исполнял весьма корректно, но «получил производственную травму» — в результате постоянного контакта с активной зоной реактора в графите образуются очень опасные радиоактивные изотопы. Часть из них живет недолго — распадаются, излучая радиоактивность в дозах, не превышающих предельно допустимую концентрацию.

Но самая большая проблема — радиоактивный изотоп самого углерода С14, который будет распадаться 5600 лет — такое у него вредное свойство. «Выковырнуть» этот С14 из сотен тонн графита, который содержится в активной зоне реактора, невозможно. Графит — это и есть химический элемент углерод, и химические свойства радиоактивного С14 ничем не отличаются от обычного С12.

Графит — тот материал, который находится в сердцевине простого карандаша, и его способность расслаиваться при малейшем нажатии все мы хорошо знаем. Ну, и как разбирать графитовые блоки в реакторе? Чуть шевельнул — и мельчайшая пыль взвилась в воздух, разнося С14 по станции и уходя в окружающую среду.

И ведет себя этот радиоактивный углерод как и обычный — он легко и непринужденно усваивается всеми живыми организмами, включая любые растения. И «живет» в них все те же 5600 лет, в том числе и в нашей с вами пище, попадая из сгнившей травы и листвы в почву. Что с ним делать?

Оснастить демонтируемые реакторы системой мощнейших фильтров? А как, простите, отрабатывать технологию таких фильтров? Сделать, установить, попробовать разобрать графитовые блоки, а потом оценить, сколько радиоактивности удастся удержать, а сколько ее уйдет в атмосферу? Интересный эксперимент. Есть желающие поучаствовать, а потом услышать что-то вроде: «Да, не очень удачный фильтр получился, надо другой придумать»?

Спички детям не игрушка

Правительство и Сейм Литвы приняли решение о демонтаже реакторного графита. Бумага терпит — велено разобрать блоки и захоронить их в соответствующем хранилище. Молодцы законодатели, отлично поработали. Остается уговорить радиоактивный графит подчиняться не законам физики, а ценным указаниям литовских руководителей — и успех гарантирован.

Само собой, избиратели Литвы имеют полное право выбирать парламент и правительство по собственному усмотрению, никакие советы со стороны им не требуются. Ну нравятся избирателям руководители, которые со спокойной душой намерены проводить на этих избирателях радиоактивные эксперименты, — и кто литовцам это запретит? Может, они таким способом решили внести посильный вклад в развитие науки, откуда нам знать?

И «не щадя живота своего», они готовы нахватать радиации, жить в зараженной местности — лишь бы у науки появились ценные данные. «Гвозди бы делать из этих людей — не было б в мире крепче гвоздей». Правда, гвозди получились бы радиоактивными, но это уже издержки производства. Если без иронии, то совершенно не понятно, по каким причинам литовцы настолько равнодушны к такому «творчеству» власть имущих.

Видимо, в МАГАТЭ запас мудрости поистине велик — механизмы, позволяющие пресечь подобного рода авантюры, давно разработаны и закреплены на международном уровне. Политики той или иной страны, и Литвы в том числе, вольны писать любые законы, но до того момента, пока проект, связанный с ядерными и радиационными объектами, не будет внимательно изучен и одобрен МАГАТЭ, реализация этого проекта невозможна.

В случае Европы имеется еще и второй контролер, тоже весьма жесткий и последовательный — Евратом. Да, обе структуры сильно «заражены бюрократизмом», не всегда оперативны, но в случае с Игналинской АЭС это только на руку. Пока бюрократы переписываются и заседают — уровень радиоактивности графита становится хоть чуточку, но меньше.

GRAPA и ОДЦ УГР

Сентябрьский семинар в Вильнюсе проходил в рамках международного проекта GRAPA, Irradifted Graphite Processing Approaches, название которого на русский принято переводить как Международный проект по решению проблем обращения с облученным реакторным графитом.

Вот перевод с официального сайта: «Целью проекта является решение широкого круга задач, включая разработку безопасных технологий извлечения графита из реакторов, переработки, временного хранения и захоронения. Существенным отличием проекта GRAPA от предыдущих проектов по обращению с облученным графитом является задача перехода от уровня лабораторных исследований к полноценной опытно-промышленной демонстрации технических решений. В проект вовлечены все страны, обладающие опытом обращения с графитовыми отходами (Российская Федерация, Великобритания, США, Франция, Германия и др.), что позволит консолидировать имеющийся опыт и технические подходы».

Ни одного лишнего слова — все про Литву. О том, что семинар был самого высокого уровня, говорит тот факт, что его организаторы сумели добиться участия в нем Александра Павлюка, руководителя группы научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ российского ОДЦ УГР, Опытно-демонстрационного центра уран-графитовых реакторов. Подключение к работе ОДЦ УГР доказывает, что проблема графита Игналинской АЭС решаться будет на самом высоком технологическом уровне.

Нет, это у меня не приступ квасного патриотизма из разряда «Россия — родина слонов». ОДЦ УГР — единственное в мире предприятие, специализирующееся на серийном выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов. Единственное в мире предприятие, которое реализовало вывод уран-графитового реактора из эксплуатации — им стал реактор ЭИ-2 в городе Северске Томской области.

Реактор и весь его графит аккуратно захоронены, объект доведен до уровня «коричневой лужайки», гарантии проведенных работ — 10000 (десять тысяч ) лет. На счету ОДЦ УГР 18 патентов на изобретения и признание со стороны МАГАТЭ, которое теперь в Северске создает Международный центр обращения с уран-графитовыми реакторам. И сюда поедут перенимать опыт специалисты со всего мира. Так что никакой иронии, визит ведущего специалиста ОДЦ УГР в Вильнюс — большое событие для Литвы.

И мне кажется, что ОДЦ УГР и его результат, достигнутый в Северске, достойны отдельного рассказа.

Мнение автора может не совпадать с позицией редакции.

Читать далее: https://lt.sputniknews.ru/columnists/20181018/7298707/Taynaya-vstrecha-MAGATE-priezd-atomschika-iz-Russia-stal-dlya-Lithuania-sobytiem.html

0
Апр 27 / Владимир Кузнецов

Два Зеленых кургана на месте Игналинской АЭС (беспыльная технология хранения графита и других РАО))

О проблеме безопасного обращения с облученным реакторным графитом (ОРГ) остановленных АЭС.

После пуска и ввода в работу первой в мире АЭС прошло 65 лет. За прошедшие годы в мире были построены и введены в эксплуатацию сотни уран-графитовых реакторов (УГР). В РФ в настоящее время десятки реакторов этого типа остановлены, другие завершают продленные сроки эксплуатации и будут выводиться из работы в ближайшие годы. К настоящему моменту в РФ остановлены все УГР –наработчики плутония и самый первый УГР типа РБМК-1000 на Ленинградской АЭС. Остановлены УГР на Украине (три РБМК-1000) в Литве-два РБМК-1500). На все остановленные реакторы имеются стратегии и Программы вывода из эксплуатации, а один УГР, находящийся в глубокой шахте, уже захоронен на месте (г. Северск, Томской области). «Теперь все помещения реактора заблокированы глиной, так надежнее. Такая конструкция, говорят эксперты, не даст распространиться радиации. Реактор укрыт надежно на ближайшие 10 тыс. лет.»

В мире накоплено примерно 250 тысяч тонн ОРГ (из них около 60 тысяч тонн — в РФ). При этом, в силу специфичности ОРГ, в мире пока н е определены промышленные технологии безопасного обращения с этим типом твердых радиоактивных отходов (РАО). В связи с этим, при разработке стратегий и программ вывода из эксплуатации УГР типа РБМК существует неопределенность, трудно разрешимая в настоящее время- это необходимость утилизации ОРГ, являвшегося замедлителем нейтронов в этих реакторах. Масса графитовой кладки одного реактора РБМК-1000, 1500 составляет более 1700 тонн. На любом уровне мощности графитовая кладка продувается азотом или азотно-гелиевой смесью. При столкновении нейтрона с ядром азота-14 (7 протонов и 7 нейтронов) образуется ядро углерода-14 (6 протонов и 8 нейтронов) и высвобождается протон (ядро атома водорода, один протон и ноль нейтронов). Углерод-14 — радиоактивный элемент. Период его полураспада составляет 5700 лет. Активность графитовой кладки реактора определяется долгоживущим изотопом 14С. Это 95 % всей активности графита. Поэтому ОРГ, как ТРО, будет иметь радиоэкологическую опасность в течение нескольких десятков тысяч лет. Учитывая горючесть графита (эффект Вигнера), его хранение требует специальных мер пожарной безопасности. Кроме того, углерод – один из самых распространенных элементов живых систем природы. Поэтому, при попадании радиоактивного изотопа 14С в природную среду он включается в естественный кругооборот, может стать частью живых систем и распространяться на обширные территории. Это означает, что организм, получивший этот элемент в качестве «кирпичика» своего тела будет подвергаться внутреннему облучению, приводящему к разным негативным последствиям. Вклад 14С в техногенное облучение населения достигает 90% коллективной дозы, поэтому задача безопасного обращения с радиоактивным графитом имеет международное значение.      https://ria.ru/20160225/1380496760.html#ixzz41O1iSw9I

Ни в одной стране мира, имеющей УГР, не разработаны безопасные промышленные технологии кондиционирования ОРГ до стадии хранения/захоронения.

В феврале м-це 2016 года в Вене, под руководством МАГАТЭ, состоялась встреча экспертной группы для подготовки международного проекта по решению проблем обращения с облученным реакторным графитом «GRAPA» (Irradiated Graphite Processing Approaches) . Проект GRAPA инициирован МАГАТЭ и будет реализовываться в течение трех лет. Цель проекта — решение широкого круга задач, включая разработку безопасных технологий извлечения графита из реакторов, переработки, временного хранения и захоронения. Существенное отличие проекта GRAPA от предыдущих подобных проектов — переход от лабораторных исследований к полноценной опытно-промышленной демонстрации технических решений. Участниками встречи являлись и специалисты Госкорпорации «Росатом». В проекте будут участвовать страны,  обладающие опытом обращения с графитовыми отходами — РФ, Великобритания, США, Франция, Германия и другие. «Опытно-демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран-графитовых реакторов» (ОДЦ УГР) создан в г. Северск, Томской области.

Демонтаж реактора.

Одной из актуальнейших проблем, связанных с выводом из эксплуатации атомных электростанций с уран-графитовыми реакторами (УГР), является проблема обращения с облученным реакторным графитом (ОРГ). Графит является замедлителем нейтронов для их участия в делении ядер U235.

Активная зона РБМК, построена из плотно стоящих вертикальных графитовых колонн размерами 250*250*8000 со сквозным вертикальным отверстием диаметром 114 мм. Каждая колонна состоит из графитовых блоков 250*250*600 (34 832 блока). Общие размеры графитовой кладки реактора РБМК, диаметр цилиндра 14 м, высота 8м. Реактор состоит из 2488 графитовых колонн со сквозными вертикальными отверстиями- трактами, в которые устанавливаются ТК с (ТВС), каналы (СУЗ) и графитовые стержни в отражателе.

Перед разборкой реактора из него выгружаются: ОТВС, ТК, каналы СУЗ и КОО. Для снижения дозовых нагрузок от гамма-фона Со-60, до начала демонтажа, графитовая кладка выдерживается от 10 до 20 лет, при этом, удельная гамма-активность снижается в 4÷15 раз. графит реактора при долголетнем облучении быстрыми нейтронами и γ-квантами теряет плотность, становится трещиноватым, рыхлым и хрупким, с увеличенной пористостью. К концу срока эксплуатации в графитовых блоках появляются глубокие продольные трещины. Поэтому, при разборке реактора, при любом механическом воздействии на кладку, появляется угольная пыль, содержащая опасно высокие концентрации β ̶ радионуклидов, в частности трития, хлора Cl-36, радиоуглерода C-14, которые, за время выдержки реактора, практически не распадаются. Концентрация радиоуглерода С-14 повышена в поверхностных областях графитовых блоков. Эти области являются наиболее рыхлыми, хрупкими и самыми пылеобразующими. На Ленинградской АЭС в 2013 году, при частичном демонтаже кладки, как способ борьбы с радиоактивной угольной пылью было применен отсос пыли снизу графитового тракта, с задержкой пыли на последовательной цепи из циклона, скруббера, влагоотделителя и фильтров с газодувкой. (К.Г. Кудрявцев). Этот способ фильтрации успешно задерживает 99% р/а С-14, и тяжёлые радионуклиды, а тритий и Cl-36 из системы фильтрации поступали в атмосферу помещения, т. е., в ОС. В графитовой кладке удельная активность трития ~ 105÷106 Бк/г, хлора-36 ~ 105 Бк/г.

Угольная пыль от резки блоков эвакуировалась вниз через систему фильтрации. В процессе выемки графитовых блоков, и подаче их в центральный зал, пыль появлялась из трещиноватых, рыхлых слоёв графита.  Учитывая большие объёмы графитовой кладки, ее демонтаж с применением указанного способа фильтрации пыли не сможет обеспечить безопасного приемлемого уровня дозовых нагрузок на персонал.

При демонтаже реактора одним из наиболее опасных воздействий является радиационное, т. к., происходит целенаправленное разрушение защитных барьеров безопасности и возможен вынос за пределы блока большого количества радиоактивных веществ в твердом, газообразном состояниях и в виде аэрозолей. При проектировании впервые выполняемых работ очень сложно корректно учесть все факторы, путем умозрительных заключений, поэтому возрастает риск принятия ошибочных решений, приводящих к нарушению действующих правил безопасности. Сегодня в мире накоплен достаточный опыт создания и применения интерактивных имитационных трёхмерных моделей (ИИТМ) для целей отработки процедур демонтажа реакторных установок. Этот опыт системного подхода к созданию и применению ИИТМ следует использовать. Это позволит создать новые профессии ядерных программистов и операторов по демонтажу реакторов. http://www.dslib.net/energia-jadra/primenenie-imitacionnogo-modelirovanija-dlja-demontazha-reaktornyh-ustanovok-pervoj.html

Радиационная опасность облученного графита связана, в основном, с долгоживущим углеродом-14 активность, которого составляет примерно до n.105 — n.106 Бк/г, вторым по опасности является 36Cl, которого примерно в 1000 раз меньше, но его период полураспада значительно больше, чем у 14C (3. 10 5 . Еще есть довольно много 3H, удельная активность трития ~105 ÷106 Бк/г, хлора-36 105 ~ Бк/г, 137Ce и других радионуклидов. Наличие в ОРГ 60Со и 56Fе, создает не приемлемый для человека уровень гамма фона в ближайшие 50 лет. Немедленная разборка графитовой кладки через 10-15 лет после останова реактора возможна с применением робототехники т. е., только, дистанционно. Сегодня предложения по переработке реакторного графита находятся на уровне лабораторных исследований. Не исключено, что со временем появятся новые технологии безопасного обращения с графитом, чтобы переводить его в другой, более низкий класс опасности (технологии с использованием химической обработки, трансмутации с помощью малогабаритных ускорителей протонов на обратной волне или другого физического воздействия на радиоактивные изотопы, содержащиеся  в ОРГ.

http://www.atomic-energy.ru/tema/kondicionirovanie-rao

Учитывая, что ВАО АЭС имеют длительный период полураспада, практически такое хранение можно назвать вечным. Для того, чтобы полностью исключить попадание высокоактивных отходов в окружающую среду, их подвергают процедуре витрификации или остекловывания. Она заключается в смешивании расплавленных в индукционной печи радиоактивных материалов с жидким стеклом до получения однородной массы. Эта масса заливается в толстостенные контейнеры из легированной стали, где она затвердевает, образуя чрезвычайно устойчивый к действию воды и других химикатов состав. После герметизации контейнеров радиоактивные отходы считаются полностью подготовленными для захоронения.

Для такого захоронения используются подземные хранилища, глубиной несколько сотен метров. Они устраиваются в скальных породах (обычно гранитах) и оснащаются системой контроля за состоянием внутри контейнеров, а также вентиляцией. Такой контроль продолжается и после их заполнения, когда полностью использованное хранилище заливается бетоном и консервируется практически навсегда.

http://www.atomic-energy.ru/articles/2012/03/19/31946   Новая Директива Европейского Союза о радиоактивных отходах и отработавшем топливе: «Предполагается, что радиоактивные отходы будут храниться в глубинных подземных бункерах, созданных в гранитных или глинистых породах на глубине не менее 300 метров. В связи с этим ЕС в ближайшее время необходимо разработать детальную Директиву о строительстве хранилищ для отработавшего топлива и радиоактивных отходов, со всеми техническими характеристиками и параметрами.»

Курганная технология изоляции выведенных из эксплуатации АЭС      http://www.atomic-energy.ru/technology/53116

Проблема вывода АЭС из эксплуатации требует скорейшего решения. Наиболее приемлемым для общества является вывод по сценарию «зеленая лужайка». Однако сложности ее реализации заставляют искать альтернативные варианты.    

Принятая в большинстве стран концепция вывода атомных электростанций из эксплуатации АЭС по варианту «зеленая лужайка» может быть реализована с большим трудом по двум причинам.

Во-первых, стоимость работ по демонтажу оборудования и конструкций АЭС, транспортировке демонтированных конструкций и устройству могильника для их захоронения по оценочным расчетам составляет не менее половины стоимости вновь возводимой АЭС аналогичной мощности. Таких денег нет не только в России, где за последние 30 лет из-за политических и экономических проблем накопления для осуществления этой деятельности были невозможны, но и в более благополучных странах.

Во-вторых, практически неразрешимой оказалась проблема выбора площадки для строительства объекта захоронения из-за сопротивления населения. Если в России, большую часть которой занимают слабозаселенные и незаселенные территории, еще возможен вывоз значительного объема радиоактивных отходов из одного субъекта федерации для захоронения в другом субьекте федерации, то, например, в Германии сложно представить себе перемещение  демонтированных радиоактивных конструкций из земли Бавария в землю Саксония.

По нашему мнению, единственным решением данной проблемы является изоляция отработавших АЭС на месте путем засыпки инертными материалами с образованием кургана. При этом здание реактора становится хранилищем для твердых радиоактивных отходов, образовавшихся за время работы энергоблока. Отработавшее ядерное топливо вывозится за пределы АЭС.

Исторический опыт показывает, что курганы (рис. 1) являются исключительно устойчивыми сооружениями и сохраняют свою форму в течение тысячелетий.

Многометровый слой инертных материалов гарантирует надежную защиту от ионизирующего излучения и несанкционированного доступа к изолированным конструкциям. Конструкции, размещенные внутри кургана, недоступны для грунтовых вод – таким образом, решается проблема, характерная для подземных хранилищ твердых радиоактивных отходов.

Еще одним преимуществом данной технологии изоляции отработавших АЭС является ее обратимость. Если когда-нибудь возникнет потребность демонтировать здание АЭС и вывезти строительные конструкции, оборудование и контейнеры с твердыми радиоактивными отходами с данной территории, то никаких препятствий для этой деятельности не возникнет.

Концепция «зеленого кургана»

Можно сформулировать следующие этапы изоляции отработавших АЭС по варианту «зеленый курган»:

  • определяются здания АЭС, подлежащие изоляции (для АЭС с ВВЭР это здание реактора);
  • с территории АЭС вывозится отработавшее ядерное топливо;
  • разбираются здания и сооружения, примыкающие к зданию, подлежащему изоляции; не радиоактивные конструкции перерабатываются в металлолом и щебень, радиоактивные складируются в здании, подлежащем изоляции;
  • твердые радиоактивные отходы, образовавшиеся за время эксплуатации АЭС,  помещаются в контейнеры и складируются в здании, подлежащем изоляции;
  • производится полная внутренняя засыпка помещений здания, подлежащего изоляции, сухим песком;
  • снаружи здание, подлежащее изоляции, засыпается глиной с образованием кургана;
  • на глину наносится плодородный слой почвы;
  • производится озеленение кургана лиственным низкорослым кустарником.

Общий объем инертных материалов, необходимых для изоляции здания реактора ВВЭР-1000 (рис. 2), составляет ориентировочно 1 млн м3.

Мы умышленно избегаем для данной концепции применения терминов «захоронение», «окончательная изоляция» и «могильник», чтобы избежать противоречий с действующим законодательством об обращении с радиоактивными отходами и использовании атомной энергии.

Технология засыпки кургана

Основной проблемой, возникающей при изоляции здания реакторного отделения АЭС внутри кургана, является опасность обрушения конструкций под массой инертных материалов при насыпке кургана. Для предотвращения подобного развития событий необходимо одновременно с внешней засыпкой заполнять внутренний объем здания. Наиболее подходящим материалом для внутреннего заполнения является кварцевый песок. Однако при свободной засыпке внутреннего объема помещения сыпучим материалом не удается обеспечить полного заполнения объема, так как угол естественного откоса для сухого песка составляет 30° (рис. 3). Это может стать причиной обрушения строительных конструкций под массой инертного материала.

Для обеспечения полного заполнения внутреннего объема здания в ОАО «НИКИМТ-Атомстрой» разработана технология засыпки с использованием роторной насадки (рис. 4). За счет вращения такой насадки песок отбрасывается к стенам помещения и полностью заполняет его объем.

Для апробирования технологии бесполостного заполнения внутреннего объема объектов, подлежащих изоляции, в ОАО «НИКИМТ-Атомстрой» создан экспериментальный стенд «Курган-1» (рис. 5).

Результаты эксперимента на стенде «Курган-1» подтвердили возможность бесполостного заполнения внутреннего объема сыпучим материалом и принципиальную возможность изоляции здания внутри кургана без нарушения целостности конструкции здания.

Следующим этапом работ по развитию концепции «зеленый курган» является апробирование технологии в реальных условиях. Наиболее подходящим для этой цели объектом является недостроенная Воронежская АСТ (атомная станция теплоснабжения), которая строилась в 1980-е годы и предназначалась для отопления Воронежа. В здании реактора установлен реактор водо-водяного типа с естественной циркуляцией тепловой мощностью 500 МВт. В начале 1990-х годов сооружение АСТ прекратилось, и в настоящее время значительная часть оборудования разворована, многие строительные конструкции пришли в негодность. По нашему мнению, Воронежская АСТ является оптимальным полигоном для отработки технологических процессов изоляции объекта по варианту «зеленый курган».

АвторыКоровкин Сергей Викторович, начальник отдела;

Тутунина Евгения Викторовна, руководитель группы.

Разместил: Владимир Кузнецов       27-04-2019

 

0
Апр 26 / Владимир Кузнецов

Проект закона Ленобласти об обеспечении радиационной безопасности обсудили за круглым столом в ЗакСе

25.04.2019    Ссылка:  http://mayaksbor.ru/news/atomgrad/proekt_zakona_lenoblasti_ob_
obespechenii_radiatsionnoy_bezopasnosti_obsudili_za_kruglym_stolom_v_zak/

Проект Закона «О полномочиях органов государственной власти Ленинградской области в сфере обеспечения радиационной безопасности населения и использования атомной энергии» обсудили за круглым столом в Законодательном Собрании Ленинградской области,сообщается на сайте decommission.ru.

Проект закона Ленобласти об обеспечении радиационной безопасности обсудили за круглым столом в ЗакСе

Проект закона Ленобласти об обеспечении радиационной безопасности обсудили за круглым столом в ЗакСе

Встреча прошла 22 апреля, в ней приняли участие председатель постоянной комиссии по экологии и природопользованию Законодательного собрания Ленинградской области Николай Кузьмин и приглашенные Законодательным Собранием эксперты, работающие в различных областях знаний.

Проект Закона и пояснительную записку к нему разработали члены сети Декомиссия с участием экспертного сообществ. Поводом к созданию нового закона стали рекомендации экспертов, изучивших Концепцию вывода из эксплуатации энергоблоков Ленинградской АЭС с реакторами РБМК-1000.

Проект закона направлен на расширении полномочий законодательной власти региона и более глубокое вовлечение других заинтересованных сторон. Утверждение областного закона в сфере радиационной безопасности, по мнению авторов проекта позволит принимать взвешенные решения, обеспечивающие безопасность региона в долгосрочной перспективе.

Участники трехчасовой дискуссии внесли предложения по уточнению формулировок, а также важные дополнения. В итоге авторам проекта закона было предложено доработать текст с учетом результатов обсуждения. После этого документ будет передан в Постоянную комиссию по экологии и природопользованию ЗакСа Ленинградской области для принятия решения о его передаче Законодательному собранию Ленинградской области для обсуждения и принятия.

Участники дискуссии получили текст Заключения общественной экспертизы по «Концепции вывода из эксплуатации энергоблоков Ленинградской АЭС с реакторами РБМК-1000».

В нем, в частности, говорится о важности принятия такого регионального закона с учетом планируемых работ по выводу из эксплуатации Ленинградской АЭС, а также планируемых размещениях новых ядерно- и радиационно-опасных объектов на южном берегу Финского залива.

В. Кузнецов

0
Апр 18 / Владимир Кузнецов

Компания Posiva Oy планирует начать захоронение отработавшего ядерного топлива АЭС Олкилуото и Ловийса в подземном хранилище Онкало ближайшие несколько лет.

Источник:       http://www.atomic-energy.ru/news/2019/04/17/94090

          Концепция захоронения KBS-3V предусматривает размещение отработавших тепловыделяющих элементов в канистрах из борсодержащей стали, запечатанных в медную капсулу и окруженных буфером из бентонита в индивидуальных вертикальных скважинах захоронения на дне тоннеля размещения, расположенного в скальных породах на глубине примерно 420 м ниже поверхности Земли. В одном туннеле размещения имеется несколько шахт размещения. После помещения контейнеров во все скважины туннеля размещения, туннель должен быть заполнен бентонитом, а затем закрыт заглушкой.

Функциями бентонита при захоронении являются:

  1. Обеспечение предварительно рассчитанных и благоприятных для нахождения контейнера механических, геохимических и гидрогеологических условий.

  2. Улучшение отвода тепла от канистры.

  3. Обеспечение механической стабильности скальной породы, примыкающей к туннелям размещения.

  4. Защита контейнера от внешних процессов, которые могут поставить под угрозу функцию обеспечения безопасности полноценную герметизацию отработавшего ядерного топлива и связанных с ним радиоизотопов.

  5. Ограничение и замедление выброса радиоизотопов в случае разрушения контейнера в результате сорбции. 

Исследование возможности создания долговременного захоронения и обеспечения соответствия требованиям, установленным для долгосрочной безопасности, началось в Финляндии более 40 лет назад, в конце 1970-х годов. Было исследовано более 30 образцов бентонитов со всего мира, в том числе из месторождений, принадлежащих группе компаний выдвигаются Posiva:

  1. Материал должен на 75-90% состоять из природных набухающих глин – смектитов.

  2. Обладать свойством самогерметизации после установки и самовосстановления после любых гидравлических и механических воздействий.

  3. Гидравлическая проводимость после насыщения должна быть 1×10-12 м/с.

  4. Содержание органических веществ в заполнителе на должно превышать 1% масс. Общее содержание серы в заполнителе не должно превышать 1% масс., при этом доля сернистых соединений должна составлять не более половины.

В 2018 году Saanio & Riekkola Oy и Posiva Oy завершили все испытания бентонитовых гранул Даш-Салахлинского месторождения, производства ООО «АзРПИ» (группа компаний «Бентонит»). По результатам определено, что бентонит отвечает критериям Posiva, установленным для буферного бентонита и бентонита для заполнения тоннеля.

В начале этого года Posiva провела тендер на закупку бентонита и сейчас проводит оценку поданных заявок. Комментарий старшего научного сотрудника Сирпы Кумпулайнен:

Мы используем пять различных типов продукции из бентонита: гранулы, прессованные пеллеты, блоки в форме дисков, кольцеобразные блоки и прямоугольные блоки. Особенно нас интересуют бентониты с высоким содержанием монтмориллонита. Нам важно, чтобы запасы бентонита нашего поставщика были достаточными большими и смогли удовлетворить потребности на многие годы (или даже десятилетия), потому что как только начнется захоронение, оно будет продолжаться последующие 100 лет. 

Группа компаний «Бентонит» имеет 5 месторождений высококачественного бентонита, суммарные запасы составляют порядка 100 млн т. В компании придают большое значение участию в проекте окончательного размещения радиоактивных отходов в Финляндии. Это первый в мире реализуемый проект по глубинному захоронению, опыт которого поможет организации подобных проектов в других странах, в том числе в России, в Нижне-Канском массиве.

Информацию разместил: Владимир Кузнецов.

0
Апр 12 / Владимир Кузнецов

Заключение общественной экспертизы по “Концепции вывода из эксплуатации энергоблоков Ленинградской АЭС с реакторами РБМК – 1000”

Заключение общественной экспертизы по “Концепции вывода из эксплуатации энергоблоков Ленинградской АЭС с реакторами РБМК – 1000”

              Инициативная группа независимых экспертов России и Литвы подготовила общественную экспертную оценку официальной «Концепции вывода из эксплуатации энергоблоков Ленинградской АЭС с РБМК-1000» концерна Росэнергоатом.
Проанализировано соответствие «Концепции…» российскому законодательству, нормативным документам, рекомендациям МАГАТЭ. Оценен учёт мирового опыта, а также комплексность предлагаемых решений технологических, экологических, социальных и иных проблем, в том числе обращения с радиоактивными отходами и отработавшим ядерным топливом.
           Выработаны рекомендации: оператору Ленинградской АЭС, Законодательному Собранию Ленинградской области, органам местного самоуправления атомного города Сосновый Бор, а также заинтересованной общественности.
Члены экспертной группы из России более 15 лет изучали мировой опыт комплексного решения проблем вывода из эксплуатации АЭС. Литовские эксперты работали в атомной индустрии различных стран, в том числе 10 лет по руководству планированием и вводом из эксплуатации Игналинской АЭС (Литва).

Аннотация
Инициативная группа независимых экспертов России и Литвы подготовила общественную экспертную
оценку официальной «Концепции вывода из эксплуатации энергоблоков Ленинградской АЭС с РБМК-1000»
концерна Росэнергоатом.
Проанализировано соответствие «Концепции…» российскому законодательству, нормативным докумен-
там, рекомендациям МАГАТЭ. Оценен учёт мирового опыта, а также комплексность предлагаемых решений
технологических, экологических, социальных и иных проблем, в том числе обращения с радиоактивными
отходами и отработавшим ядерным топливом.
Выработаны рекомендации: оператору Ленинградской АЭС, Законодательному Собранию Ленинградской
области, органам местного самоуправления атомного города Сосновый Бор, а также заинтересованной
общественности.
Члены экспертной группы из России более 15 лет изучали мировой опыт комплексного решения проблем
вывода из эксплуатации АЭС. Литовские эксперты работали в атомной индустрии различных стран, в том
числе 10 лет по руководству планированием и вводом из эксплуатации Игналинской АЭС (Литва).
Оглавление
Состав экспертной группы общественной экспертизы (ОЭ)…………………………………………………………………………………………..4
Список сокращений………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………….5
1. Общие положения………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………..7
2. Объект общественной экспертизы…………………………………………………………………………………………………………………………………..8
3. Общие замечания по результатам анализа «Концепции…»………………………………………………………………………………………9
4. Оценка соответствия «Концепции…» действующему законодательству Российской Федерации………………..10
5. Оценка соответствия «Концепции…» нормам и правилам регулятора (Ростехнадзора)…………………………………12
6. Оценка соответствия «Концепции…» регламентирующим документам Росатома……………………………………………12
7. Оценка соответствия «Концепции…» регламентирующим документам
оператора ЛАЭС (Росэнергоатома)…………………………………………………………………………………………………………………………………13
8. Оценка соответствия «Концепции…» рекомендациям МАГАТЭ……………………………………………………………………………. 13
9. Оценка раздела 2. «Исходные данные для разработки «Концепции…» ………………………………………………………………14
10. Оценка полноты учета в «Концепции…» российских разработок и опыта вывода из эксплуатации АЭС…16
11. Оценка полноты учета Литовского опыта планирования вывода из эксплуатации Игналинской АЭС………18
12. Оценка полноты учета социально-экологического опыта в Висагинасе (Литва) при планировании
вывода из эксплуатации Игналинской АЭС………………………………………………………………………………………………………………..22
13. Оценка целесообразности учета социального, технологического и политического опыта
Германии при выводе из эксплуатации АЭС Норд с 5 реакторами ВВЭР-440 в г. Грейфсвальд……………………..24
14. Заключение…………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………26
Рекомендации Законодательному Собранию Ленинградской области…………………………………………………………………….26
Рекомендации Совету депутатов и администрации Сосновоборского городского округа………………………………….26
Рекомендации Оператору Ленинградской АЭС……………………………………………………………………………………………………………….27
Рекомендации заинтересованной общественности………………………………………………………………………………………………………31
Приложение 1. Информация об экспертах общественной экспертизы «Концепции вывода
из эксплуатации энергоблоков АЭС с реакторами РБМК-…………………………………………………………………31
Приложение 2. Закон Литовской Республики о дополнительных гарантиях занятости и
социальных гарантиях работникам государственного предприятия Игналинской
атомной электростанции от 29 апреля 2003 г. № IX-1541, Вильнюс………………………………………………..35
Приложение 3. «Положение об Общественном Совете по проблемам ядерной энергетики
земли Мекленбург Передняя Померания, Германия».
(Перевод с немецкого ОБЭО Зеленый Мир)……………………………………………………………………………38
Приложение 4. Некоторые материалы о мировом опыте вывода из эксплуатации АЭС,
обращении с РАО и ОЯТ, подготовленные сетью «Декомиссия»……………………………………………………..41

Состав экспертной группы общественной экспертизы (ОЭ).
(Утвержден Председателем «Общественного совета южного берега Финского залива 30 сентября 2018 года.)
Члены Комиссии:
Шевалдин Виктор Николаевич — Председатель «Общественного совета по экологии и энергетике при самоуправлении г. Висагинас», член Совета «Объединения ветеранов Игналинской АЭС», бывший Генеральный директор Игналинской АЭС, г. Висагинас, Литва.

Бодров Олег Викторович (секретарь экспертной комиссии) — физик, эколог, председатель межрегионального общественного экологического движения «Общественный совет южного берега Финского залива», Генеральный директор ООО «Декомиссия», г. Сосновый Бор, Ленинградской области, Россия.

Кузнецов Владимир Николаевич – физик, председатель НГО «Объединения Ветеранов Игналинской АЭС» Ученый Секретарь Международного Союза Ветеранов Атомной Энергетики и Промышленности, бывший зам. начальника реакторных цехов Ленинградской, Игналинской, Чернобыльской АЭС, г. Висагинас, Литва
Дизик Борис Семенович — секретарь «Общественного совета по экологии и энергетике при самоуправлении г. Висагинас, секретарь «Объединения вете-
ранов Игналинской АЭС» (ИАЭС), участник ввода в эксплуатацию четырех энергоблоков ЛАЭС, двух энергоблоков ИАЭС и вывода из эксплуатации ИАЭС г. Висагинас, Литва.
Талевлин Андрей Александрович – кандидат юридических наук, доцент Челябинского Государственного Университета, специалист по международному атомному праву председатель общественного движения «За Природу» г. Челябинск, Россия.

Детально ознакомится с экспертизой можно здесь:       http://decommission.ru/2019/04/09/zakluchenie_expertizy/ Скопировать, всавить в поисковую строку GOOGLE,  нажать левой кнопкой мыши на вторую строку и читать 44 страницы.

В. Кузнецов

2+
Апр 10 / Владимир Кузнецов

Неправительственные организации атомных регионов сформулировали 10 принципов обращения с РАО и ОЯТ

http://www.atomic-energy.ru/news/2019/03/01/92967

ГХК

Сухое хранилище ОЯТ на Горно-химическом комбинате (ГХК)

Неправительственные организации атомных регионов, изучив мировой и российский опыт обращения с радиоактивными отходами (РАО) и отработавшим ядерным топливом (ОЯТ), сформулировали пакет из 10 принципов обращения с этими опасными радиоактивными материалами. Обращение с РАО и ОЯТ становится все более актуальным, поскольку в ближайшее время начнется массовый вывод из эксплуатации энергоблоков АЭС в России. При этом стратегия Госкорпорации Росатом ориентирована на перемещение ОЯТ и РАО между российскими регионами, которые фактически исключены из участия в оценке безопасности принятия решений. Нужны новые подходы в регулировании процедур обращения с РАО и ОЯТ, которые будут ориентированы не только на экономические, но и социально-экологические и нравственные критерии приемлемости этого процесса.

Принципы обращения с Радиоактивными Отходами и Отработавшим Ядерным Топливом, образующихся при работе атомных электростанций России

Требования безопасного обращения с радиоактивными отходами (РАО), отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) и демократические принципы принятия решений не разделимы в правовом государстве. Поэтому обращение с РАО, ОЯТ, в том числе их размещение в пунктах долговременного хранения, должно быть не только безопасным, но и социально приемлемым, обеспечивать равную экологическую безопасность регионов и их сбалансированное развитие.

1. Отказ от практики окончательного захоронения РАО и реализация принципа постоянного, контролируемого хранения РАО.

Окончательное захоронение небезопасно. Невозможно достоверно прогнозировать безопасность среды обитания при долговременной радиационной угрозе. Для обеспечения ядерной и радиационной безопасности будущих поколений необходимо обеспечить доступ к РАО в пунктах хранения. В этом случае при появлении у будущих поколений надежных и обоснованных технологий утилизации РАО будет возможность перевести их в более безопасное состояние. Особенно это актуально в связи со сложно прогнозируемыми природными и социальными  процессами — глобальным изменением климата, терроризмом и другими факторами риска, которые невозможно предвидеть. Считать неприемлемой практики закачки жидких РАО в недра.

2. Приоритет охраны жизни и здоровья человека, настоящего и будущих поколений, окружающей среды от негативного воздействия РАО и ОЯТ.

Политические или экономические факторы, а также интересы атомного бизнеса или корпораций не могут превалировать над экологической безопасностью или здоровьем населения и природы.

3. Отказ от переработки ОЯТ, до разработки экологически и социально приемлемых технологий, исключающих поступление РАО в природную среду. 

4. Пригодность геологических характеристик, препятствующих попаданию радионуклидов в окружающую среду при чрезвычайных ситуациях.

Чрезвычайная опасность радиоактивных веществ и ядерных материалов требует при выборе площадок долговременного хранения РАО, ОЯТ гарантировать исключение возможности выхода радионуклидов за барьеры хранилища в природные экосистемы.

5. Пункты долговременной изоляции РАО и ОЯТ должны быть максимально приближены к местам их образования и размещены в регионе их генерации.

Перемещение РАО и ОЯТ опасно, поэтому их не следует транспортировать без крайней необходимости. При этом следует учитывать принцип пригодности геологических характеристик для создания пункта хранения РАО и ОЯТ в регионе их образования. Регион, потребивший «атомное» электричество или (и) получивший иные выгоды от использования атомной энергии, должен нести бремя ответственности за произведенные РАО и ОЯТ. С учетом принципов контролируемого хранения и равной экологической безопасности регионов, образовавшиеся РАО и ОЯТ следует поместить в долговременные хранилища в соответствующем субъекте РФ (федеральном округе для городов федерального значения).

6. Перемещение ОЯТ в другие федеральные округа допустимо в случае волеизъявления граждан на референдуме в регионе (субъекте Российской Федерации) предполагаемого размещения долговременного хранилища ОЯТ.

7. Органам местного самоуправления должно быть предоставлено право «вето» на решение о размещении долговременного хранения РАО.

Население соответствующих территорий должно полноценно участвовать (включая право на проведение местного референдума) в процессе принятия решения по размещению объекта долговременного хранения РАО и быть ответственным перед будущими поколениями за принятое решение.

8. Равноправное участие всех заинтересованных сторон при принятии решений по долговременной изоляции РАО и ОЯТ.

Поскольку вопрос изоляции РАО и ОЯТ решается на многие годы, то все возможные заинтересованные участники: власть, атомный бизнес и общественность должны иметь равные права участия в процессе обсуждения и принятия решений.

9. Минимизация образования РАО.

На каждой стадии ядерного топливного цикла образуется большое количество РАО. Процесс переработки ОЯТ приводит к образованию ещё большего объема РАО. Такая практика недопустима. Необходимо прекратить образование ОЯТ и РАО путем скорейшего вывода атомных реакторов из эксплуатации.

10. При принятии решения о месте размещения РАО и ОЯТ необходимо придерживаться принципа приоритета экологических и социальных интересов над интересами экономической целесообразности.

Недопустимо размещать пункты долговременной изоляции РАО и ОЯТ исключительно исходя из экономии средств на строительство хранилищ, а также исходить из принципа «наименьших усилий», размещая такие объекты в пределах закрытых административно-территориальных образований.

28 февраля 2019 г.

  • Андрей Талевлин, Общественное движение «За Природу», г. Челябинск 
  • Олег Бодров, «Общественный Совет Южного Берега Финского залива», г. Сосновый Бор – Санкт-Петербург
  • Юрий Иванов, Общественное эко-социальное движение «Кольский экоцентр», г. Апатиты — Мурманск
1+
Мар 29 / Владимир Кузнецов

Комментарии к содержанию ответа Министерства Здравоохранения Литовской Республики (исх. № (1.1.20-301) 10-1781 от 2019-03-12) на повторное обращение ОВ ИАЭС (исх.№4 от 2019 – 01).

Министру здравоохранения Литовской Республики

Аурелиу  Вериге

ministerija@sam.lt

Копии:

1) Представителю Сейма ЛР

Альгимантасу Думбраве

Dumbrava@lrs.lt.

2) Мэру г. Висагинас

Эрландасу Галагузу

visaginobk@gmail.com

 

Комментарии к содержанию ответа Министерства Здравоохранения Литовской Республики (исх. № (1.1.20-301) 10-1781 от 2019-03-12) на повторное обращение ОВ ИАЭС  (исх.№4 от 2019 – 01).

 

Содержание: «..из письма неясно, какой именно показатель и возрастная группа были учтены», и сделать вывод о том, что «…данные, представленные в Вашем письме, не соответствуют данным Института гигиены».

Комментарий: По всей видимости, Институт гигиены сделал выборку частот заболеваний по всем возрастным группам, наша же выборка сделана для возрастной группы населения 18-64 лет. Но, даже при таком несоответствии исходных данных, число в сумме мест по частоте заболеваемости жителей г. Висагинас с 2001  по 2017 г  (1+2+3), по данным Института гигиены, составляет:  86 раз, а по  данным анализа статистических данных Института гигиены, выполненных ОСЭЭ, (см. табл.1) -106 раз.

Таким образом, совпадение статистических данных составляет  более 83% и, по Вашему мнению, такой результат считается недостоверным?! Ваше утверждение трудно объяснить основными положениями математической статистики.

В письме ОВ ИАЭС исх. № 4 от 2019-01 в разделе «Приложения» приведены публикации, в которых подробно изложена методика сравнения между регионами частоты заболеваний жителей республики. Кроме того, в таблице  приведены исходные данные,  по которым сделан поиск частоты заболеваний по регионам. Введение 61-го региона (61 регион — среднее значение по всей Литве)   – это стандартная практика при проведении сравнительного анализа.

Ниже приведена таблица 1, в которой показано по каким видам заболеваний жители      г. Висагинас занимают лидирующие позиции (в соответствии с базой данных Института статистики ЛР,  stat.hi.lt  —  SVEIKATOS STATISTIKA Traumų ir nelaimingų atsitikimų stebėsenos sistemos duomenys, https://stat.hi.lt/default.aspx?report_id=126)

 

 

Таблица 1

 Номер места, по частоте заболеваемости жителей г. Висагинас, в сравнении с 60 регионами Литвы (61 регион — среднее значение по всей Литве)                                             Число занятых первых 3-х мест

 

 

 

Код

2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014 2015 2016 2017 1 место 2 место 3 место      Сумма
I00-I99 54 53 44 38 29 14 7 6 2 1 3 1 1 1 1 3 1 6 1 1 8
J00-J99 3 5 1 2 1 1 7 1 1 1 1 1 11 3 2 3 1 9 2 3 14
L00-L99 50 53 53 45 55 47 7 3 1 2 3 4 7 5 3 1 1 3 1 1 5
N00-N99 1 2 2 2 1 1 1 1 1 1 1 1 1 2 1 1 1 13 4 17
С00-С97 54 44 47 47 54 35 20 19 3 1 2 1 2 2 2 1 1 4 4 1 9
С00-Д48 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 17 17
А00-В99 19 19 18 12 13 49 6 6 5 2 1 1 4 10 6 1 1 4 1 5
Е00-Е90 3 7 3 7 17 20 7 3 1 2 2 1 1 1 1 1 1 7 2 2 11
Н00-Н59 1 1 3 27 26 22 33 21 17 15 20 22 34 33 7 5 1 3 1 4
Н50-Н95 9 13 30 15 30 26 19 5 8 6 9 12 29 17 13 6 2 1 1
М00-М99 3 3 4 4 5 3 7 7 12 6 4 5 18 2 6 2 2 3 3 6
R00-R99 2 4 2 7 3 5 6 3 1 1 2 1 7 7 3 8 4 3 3 6
К09-К93 42 42 11 12 15 16 7 16 9 7 8 13 26 14 16 12 10
О00-О99 52 57 48 22 16 6 7 6 6 10 22 31 40 16 32 34 20
Q00-Q99 45 50 49 58 47 54 39 51 54 53 60 54 50 40 40 54 51
F00-F99 53 59 57 58 58 57 56 57 54 54 59 59 60 60 56 57 57
G00-G99 60 61 61 61 60 58 56 58 54 47 43 37 55 35 55 59 59
 

                                                                                                                                                              Всего

 

66

 

22

 

15

 

103

 

Нельзя, не обратить внимание на то, что число заболеваний по классификационному коду болезни С00-Д48, больше всего наблюдается у жителей  г. Висагинас. Именно это вызывает нашу тревогу.

Нельзя, не обратить внимание на то, что заболевание по классификационному коду болезни С00-Д48, чаще всего отмечено у жителей  г. Висагинас, чем в других регионах. Неужели это не вызывает определенной настороженности?

Содержание: «Поэтому, если некоторые жители самоуправления посещают врачей чаще и врачи работают хорошо, правильно и полностью регистрируют заболевания, уровень заболеваемости может быть выше, даже если это не самый высокий уровень заболеваемости в самоуправлении».

Комментарий: Если жители региона часто обращаются к врачам, то это означает, что имеются симптомы, которые ухудшают их самочувствие и заставляют чаще обращаться к врачам. Следует отметить, что частое посещение врачей жителями города не есть самоцель, важно выяснить причины, столь частого обращения к врачам, если они есть. Если и есть “любители” часто обращаться к врачам, то таких людей — единицы.

Номер места по посещаемости врачей в семи регионах, по отношению к остальным
регионам Литвы (в соответствии с базой данных Института статистики ЛР,
stat.hi.lt   —  SVEIKATOS STATISTIKA Traumų ir nelaimingų atsitikimų stebėsenos
sistemos duomenys, https://stat.hi.lt/default.aspx?report_id=126) приведены в Таблице 2.

Таблица 2

Регион 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014 2015 2016 2017
Alytus 57 61 57 2 3 1 1 1 1 2 2 2 2 1 1 1 2
Visaginas 5 3 7 4 1 2 2 2 2 1 1 1 1 2 2 2 1
Druskininka 6 6 4 1 2 3 4 3 3 3 3 3 10 17 14 14 16
Panevėžys 8 7 6 5 5 5 7 7 4 4 4 4 5 11 6 9 7
Trakų 2 2 2 6 6 7 9 9 13 13 15 25 25 34 33 32 48
Utenos 4 5 5 7 9 16 20 28 34 36 32 29 39 48 44 52 28
Vilniaus 3 4 3 3 4 4 3 6 5 5 5 8 16 37 36 44 53

 

Как следует из данных таблицы 2 посещаемость жителей в расчете  на 1000 чел, наибольшая в г. Alytus. Однако по частоте заболеваемости его жители находятся  далеко не в первых рядах, в то время  как, жители г. Висагинас занимают лидирующие позиции.

Таким образом, мы не получили конкретного ответа на поставленный вопрос: « Имеет ли место повышенная частота заболеваемости жителей г. Висагинас? »

Тем не менее, мы продолжим сбор экологических, демографических, социальных и других факторов, которые могут влиять на самочувствие жителей города. Мы надеемся получить от Вас квалифицированное заключение, которое поможет нашим изысканиям. Весь, уже наработанный материал по обозначенной проблеме представлен на сайте Visaginas. Net в разделе «Экология».

 

Председатель ОВ ИАЭС      Подписано с печатью ОВ   29-03-2019                    Владимир Кузнецов

Исп. Ю. Баталин, (8 614 82779),

Б. Дизик (8 616 59543)

 

3+
Мар 26 / Владимир Кузнецов

Протокол №46 Заседания Общественного Совета по Экологии и Энергетике при ВСУ 2019-03-18

VISAGINO SAVIVALDYBĖS TARYBOS
VISUOMENINĖ TARYBA EKOLOGIJOS IR ENERGETIKOS KLAUSIMAIS
(sudaryta Visagino savivaldybės tarybos 2016-04-27 sprendimu Nr. TS-66)
Parko g. 14, LT-31140 Visaginas, Lietuva, el. paštas: vladkuz60@gmail.com,
tel. Nr. +370 614 62378
Протокол №46
Заседания Общественного Совета по Экологии и Энергетике при ВСУ
2019-03-18
г.Висагинас
Присутствовали:
Член комитета местного хозяйства ВСУ — А. Клочан (куратор).
Члены ОСЭЭ – Ю.Баталин, Б.Дизик, А.Додонов, В.Кузнецов, Б.Ларионов,
А.Лойко, А.Покидышев, В.Шевалдин.
Повестка заседания:
1. Организовать встречу ОСЭЭ с главой администрации ВСУ
С.Мицкевичем и для обсуждения вопросов:
● О дальнейшей деятельности “Рабочей группы ИАЭС – ВСУ”.
● О планировании работ по выяснению причин повышенной
заболеваемости жителей г.Висагинас, определенной в результате,
выполненного ОСЭЭ “Анализа статистики частоты заболеваемости
жителей г. Висагинас за период 2001 – 2017 г.”
● Администрация ВСУ должна была подготовить письмо в адрес ИАЭС
для получения информации по вопросу процесса ликвидации полигона
радиоактивных отходов (РАО), расположенного в окрестностях
г.Майшагала и перемещения всех РАО для захоронения на ИАЭС,
расположенной на территории ВСУ (Протокол №41 от 22.11.2018г).
Имеется ли информация на данный момент по этому вопросу?
Отв. В.Шевалдин, А.Клочан
2. В связи с окончанием срока полномочий (2015 – 2019г.) ВСУ, членам
ОСЭЭ дать свои предложения по доработке содержания Устава ОСЭЭ и
уточнить перечень мероприятий, которые необходимы для дальнейшей
деятельности ОСЭЭ.
3. Информировать членов ОСЭЭ о содержании ответа Минздрава (при
условии его получения) на повторное обращение ОВ ИАЭС в Министерство
здравоохранения Литвы, с просьбой: прокомментировать результаты анализа
статистики по заболеваемости жителей г. Висагинас за период 2001 по 2017г.
Отв. В.Кузнецов
4. Разное.
Заслушали:
1. А.Клочан сообщил, что С.Мицкевич сегодня, не примет участие в
заседании по уважительной причине.
2. В связи с окончанием каденции ОСЭЭ, председатель ОСЭЭ В.Шевалдин
дал оценку деятельности общественного совета, поблагодарил всех членов
ОСЭЭ за безвозмездную работу на благо жителей города. В связи с
окончанием срока полномочий (2015 – 2019г.) ВСУ, необходимо доработать
Устав ОСЭЭ, уточнить необходимость наличия, курирующего деятельность
ОСЭЭ, комитета. ОСЭЭ продолжит свою работу, если вновь выбранный
Висагинский Совет примет такое решение. Необходимо направить письмо
мэру ВСУ с описанием перечня рассматриваемых ОСЭЭ вопросов,
связанных с охранной окружающей среды, энергетикой и выводом из
эксплуатации Игналинской АЭС. Также необходимо обновление состава
ОСЭЭ, желающими принять участие в его работе.
3. Б.Дизик зачитал членам ОСЭЭ содержание ответа Минздрава на
повторное обращение ОВ ИАЭС в Министерство здравоохранения Литвы, с
просьбой: прокомментировать результаты анализа статистики по
заболеваемости жителей г.Висагинас за период 2001 по 2017г:
“Министерство здравоохранения рассмотрело информацию,
предоставленную в Вашем письме №.4 от 2019.01 «Заявление в Министерство
здравоохранения».
Сообщаем, что Ваши предоставленные данные о занимаемом г.
Висагинас месте между самоуправлениями Литвы по заболеваемости
жителей были проверены Институтом гигиены, которые информировали о
том, что данные, представленные в Вашем письме, не соответствуют данным
Института гигиены. Обращаем внимание, что из письма неясно, какой
именно показатель и возрастная группа были учтены. Кроме того, в письме
упоминается 61 самоуправление, хотя на самом деле в Литве 60
самоуправлений.
Обращаем Ваше внимание, что данные, собранные из Информационной
системы обязательного медицинского страхования, отражают заболевания
населения, зарегистрированные в медицинских учреждениях. Поэтому, если
некоторые жители самоуправления посещают врачей чаще и врачи работают
хорошо, правильно и полностью регистрируют заболевания, уровень
заболеваемости может быть выше, даже если это не самый высокий уровень
заболеваемости в самоуправлении.
В будущем, осуществляя такие сложные подсчеты, за вычислительным
методом мы рекомендуем обращаться непосредственно в Институт гигиены.
Приложение. Занимаемое место г.Висагинас среди всех самоуправлений
Литвы по частоте заболеваемости населения определенных групп
заболеваний по данным Института гигиены.
Подпись: Заместитель министра Кристина Гаруолиене”
При обмене мнениями по содержанию ответа Минздрава было
отмечено, что в письме ОВ ИАЭС исх. № 4 от 2019-01 в разделе
«Приложения» приведены публикации, в которых подробно изложена
методика сравнения между регионами частоты заболеваний жителей
республики. Кроме того, в таблице приведены исходные данные, по
которым сделан поиск частоты заболеваний по регионам. Введение 61-го
региона (61 регион — среднее значение по всей Литве) – это стандартная
практика при проведении сравнительного анализа.
Решили:
Подготовить комментарии по содержанию ответа и направить в
Минздрав и Институт гигиены. Отв. Ю.Баталин, Б.Дизик.
4. О дате следующего заседания ОСЭЭ будет сообщено дополнительно.
Председатель ОСЭЭ В.Шевалдин
Технический секретарь ОСЭЭ Б. Дизик

2+
Мар 22 / Владимир Кузнецов

Применение природных глинистых материалов для повышения уровня ядерной и радиационной безопасности объектов ядерного наследия

http://www.atomic-energy.ru/technology/89471

В статье рассмотрены вопросы, связанные с изучением состава, строения и свойств глинистых минералов как компонентов инженерных барьеров безопасности при изоляции объектов ядерного наследия, которые могут лечь в основу Программы по разработке и созданию композиций глинистых материалов для обеспечения безопасности различных объектов использования атомной энергии.

Введение

Широкий диапазон полезных свойств глин и глинистых материалов известен достаточно давно, чем и объясняется масштабный объем их добычи и различные области применения. Также хорошо известно, что игнорирование многочисленных особенностей глинистых материалов, связанных со свойствами сырья и способами их обработки, неизбежно обрекает на недоиспользование высокого потенциала этих материалов или на еще более проблемные ситуации.

Так, эффект недоизученности свойств глинистых материалов в совокупности с игнорированием технологий обработки и производства барьерных систем в полной мере проявился на объектах ядерного наследия и в целом ряде экологических мероприятий по ликвидации аварий на предприятиях атомной отрасли. Наиболее интенсивным стало применение глинистых материалов после аварии на Чернобыльской атомной электростанции. Тогда в ходе проведения работ по ликвидации последствий в кратчайшие сроки были осуществлены мероприятия по защите источников водоснабжения и поверхностных вод от радиоактивного загрязнения, в частности р. Днепр. В рамках водоохранных мероприятий были сооружены фильтрующие завесы как барьеры для связывания радионуклидов и предотвращения их миграции в открытую гидрографическую сеть. К сожалению, применение глинистых материалов не дало ожидаемого эффекта, а в ряде случаев привело к неблагоприятным экологическим последствиям в виде подтопления территорий близлежащих лесов [1].

Что касается объектов ядерного наследия, в конструкции которых проектом на сооружение было предусмотрено применение глинистых материалов в качестве барьерных, следует выделить ситуацию с водоемом-хранилищем Б-25 АО «СХК». По результатам обследования водоема в 2003 году было выявлено, что целостность противофильтрационного экрана нарушена. Такая ситуация потребовала проведения мероприятий по разработке и внедрению дополнительных мер для предотвращения миграции радионуклидов из хранилища радиоактивных отходов (РАО).

Тем не менее успешный зарубежный опыт (США, Франция, Швеция) демонстрирует широкие возможности применения глинистых материалов как для реализации проектов по выводу из эксплуатации объектов использования атомной энергии (ОИАЭ) [2, 3], так и при сооружении пунктов хранения/захоронения РАО.

Применение глин и глинистых материалов

Глины в качестве материала инженерных барьеров играют важную роль в обеспечении безопасности ОИАЭ и могут быть использованы для:

  • создания противомиграционных барьеров безопасности с заданными высокими сорбционными и низкими фильтрационными свойствами при консервации объектов ядерного наследия;
  • создания барьеров при выводе из эксплуатации ОИАЭ по варианту «захоронение на месте»;
  • консервации ячеек захоронения РАО (отсеков, камер, секций), подъездных тоннелей и других вспомогательных помещений, создания герметичных перегородок;
  • кондиционирования РАО в качестве матричного материала;
  • создания барьеров безопасности на планируемых к сооружению объектах приповерхностного и глубинного захоронения РАО.

Использование глинистых материалов в качестве компонентов инженерных барьеров в пунктах захоронения/хранения позволяет обеспечить следующее:

  • ограничить доступ подземных вод к РАО;
  • создать условия, при которых массообмен между отходами и подземными водами возможен лишь посредством диффузии;
  • обеспечить эффективную сорбцию радионуклидов при вероятной разгерметизации контейнеров (канистр, бочек и т. д.) с отходами;
  • запечатать открытые трещины и крупные поры в горных породах за счет высокой набухаемости.

Указанные выше свойства глинистых материалов обуславливают их широкое применение в качестве компонентов барьерных систем при проведении работ по повышению уровня безопасности объектов ядерного наследия. Первоначально при разработке федеральной целевой программы «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и напериод до 2015 года» (далее — ФЦП ЯРБ), планировалось проведение работ с применением глинистых материалов приблизительно на 40 объектах. Однако ввиду низкой степени готовности проектных материалов пришлось отказаться от выполнения целого ряда мероприятий. Тем не менее был выполнен большой объем работ, в рамках которых вопрос о применении глинистых материалов решался более выверено, с существенно большим научным обоснованием, чем ранее. К таким работам стоит отнести мероприятия по выводу из эксплуатации водоемов-хранилищ ЖРО и промышленных реакторов, начатые еще в 90-е годы прошлого века. Наиболее показательным стало проведение мероприятий на объектах АО «СХК» и АО «ОДЦ УГР», в рамках которых был реализован большой комплекс НИОКР с привлечением различных специализированных организаций.

Итак, опыт последних лет по повышению уровня радиационной безопасности ОИАЭ показал перспективность применения глинистых материалов в различном качестве как компонентов инженерных барьерных систем. При этом технология сооружения и состав материалов инженерных барьеров должны выбираться с учетом класса и типа РАО, конструкции и геометрии объекта, а также геологических и гидрогеологических условий их локализации.

Масштабное проведение работ по обеспечению долгосрочной безопасности ОИАЭ требует разработки системы защитных инженерных барьеров для предотвращения поступления радионуклидов в окружающую среду. Барьерные системы должны обладать необходимыми свойствами, чтобы обеспечить безопасное и надежное длительное хранение РАО, и при этом все компоненты барьерной системы также должны сохранять стабильность в течение всего времени эксплуатации……..

Заключение

Таким образом, исходя из вышесказанного, в настоящее время крайне актуально составить Программу по разработке и созданию композиций глинистых материалов для обеспечения безопасности различных ОИАЭ. Если десять лет назад постановка задачи о разработке отраслевой программы по глинистым материалам представлялась преждевременной, то сегодня она стоит особенно остро и может быть реализована в контексте решения проблемы обращения с РАО. В основу такой программы должны лечь:

  • ​идентификация существующих ОИАЭ, требующих применения глинистых материалов;
  • инвентаризация потенциальных объектов применения;
  • анализ опыта реализации мероприятий;
  • планы развития системы захоронения ФГУП «НО РАО» и неизбежность развертывания систем захоронения ОНРАО непосредственно на промышленных площадках предприятий;
  • разработка требований к показателям свойств материалов в зависимости от их назначения и условий применения;
  • разработка новых высокотехнологичных глинистых материалов совместно с производственными компаниями;
  • оценка имеющихся ресурсов глинистого сырья и планы других отраслей промышленности и народного хозяйства, в том числе по обращению с высокотоксичными химическими и бытовыми отходами;
  • анализ состава и свойств глинистых материалов и различных композиций на их основе, отражающих сорбционные, фильтрационные, диффузионные, миграционные, коллоидные и другие показатели, необходимые для оценки потенциального использования на ОИАЭ;
  • анализ критических условий и заданных свойств глинистых материалов, которые позволяют обеспечивать безопасность радиационно опасных объектов;
  • разработка необходимого комплекта отраслевых стандартов и, если потребуется, руководств по безопасности.

Программа по изучению глинистых материалов для повышения уровня безопасности ОИАЭ должна, как представляется на сегодняшний день, состоять из нескольких этапов и включать следующие направления исследований:

  1. Оценка всего накопленного опыта применения глинистых материалов при строительстве и реализации экологических проектов.
  2. Анализ состава и свойств глинистого сырья, доступного в Российской Федерации. В первую очередь должны исследоваться состав и основные свойства глин (фильтрационные, диффузионные, сорбционные, коллоидные и т. д.).
  3. Исследование фундаментальных свойств глинистых материалов: поведение при сорбции катионов и анионов, давление набухания, процессы фильтрации и диффузии, устойчивость к воздействию агрессивных сред.
  4. Исследование поведения радионуклидов в природных глинах и композициях: вопросы сорбции/десорбции, миграции радионуклидов, влияние состава и количества примесей на механизмы и параметры сорбции отдельных радионуклидов, особенности коллоидообразования различных глинистых материалов и его влияние на миграцию радионуклидов.
  5. Разработка ключевых параметров структуры и свойств глинистых материалов, обеспечивающих их использование в качестве того или иного барьерного материала.
  6. Экспериментальное и расчетное моделирование взаимодействия глинистых материалов и других материалов барьеров ОИАЭ: взаимодействие с бетонами, цементами, сталью и пр. в условиях, близких к хранилищу/захоронению с учетом pH-Eh среды, температуры, давления и т. д.
  7. Создание реестра природных глинистых материалов для дальнейшей разработки различных композиций на их основе.
  8. Разработка композиций глинистых материалов с заданными свойствами. Разработка методических рекомендаций для проектных организацией с созданием технических условий по композициям глинистых материалов.
  9. Создание экспертного совета для независимой оценки свойств глинистых композиций до и после применения в проектах по изоляции РАО.                  Эту информацию считаю полезной как для технических специалистов ИАЭС, так и для политического руководства Литвы.  С уважением, Владимир Кузнецов

0