Объединение Ветеранов ИАЭС (ОСЭЭ)

https://core.ac.uk/download/pdf/53065705.pdf

ВНИПИЭТ  о свойствах ОРГ

Введение

Вопрос снятия с эксплуатации ядерных установок с промышленными уран графитовыми реакторами (ПУГР) представляет собой комплекс проблем, связанных с необходимостью выбора оптимальных способов и методов обращения с накопленными радиоактивными отходами (РАО). Среди всей массы накопленных РАО отработанный графит ПУГР занимает особое место. После длительного облучения графит не приобрел никаких свойств, которые могли бы ему создать область полезного применения. Поэтому облученный графит относится к категории неиспользуемых РАО и требует индивидуального подхода при выборе способов обращения с ним. Это связано со многими факторами:

1. Реакторный графит имеет уникальную кристаллическую структуру и характеризуется пористостью, которые определяют его физические свойства и их поведение при облучении.
2. Графитовая кладка является основным элементом активной зоны ПУГР, который не подлежит замене в течение всего срока эксплуатации и среди всех РАО имеет наибольший набранный флюенс нейтронов.
3. Графит блоков кладок и втулок ПУГР имеет ряд особенностей по величине, изотопному составу радиоактивных загрязнений и характеру ра спределения радионуклидов как по объему кла док в целом, так и по отдельным графитовым деталям. Радиоактивная загрязненность графитовых деталей в первую очередь определяется наведенной активностью (в основном 60Со, 3 Н, 14С) за счет активации примесей, содержащихся в исходном материале. При этом 14С, который образует 95 % активности графита, входит в биологические цепочки. Кроме продуктов активации активность графита определяется ра дионуклидами (137Сs, 90Sr, 154Eu и др.), образовавшимися в кладке в результате протечек тепло носителя и попадания фрагментов топлива в кладку.
4. Графит является пожароопасным материалом с высокой удельной теплотой сгорания (~8 ккал/г, температура воспламенения ~700 °С). Этот факт усугубляется наличием в облученном графите запасенной энергии (энергии Вигнера). Со времени остановки ПУГР ФГУП «Сибирский химический комбинат» (СХК, г. Северск) И1, ЭИ2, АДЭ3 (1990–1992 гг.) в рамках выработки концепции снятия ПУГР с эксплуатации проведен ряд работ по изучению радиационных ха рактеристик, физикомеханических свойств и запасенной энергии отработанного графита [1–5]. Радиационные характеристики графита остановленных ПУГР Для решения, задач, связанных с необходимо стью выработки способов обращения с облученным графитом, было проведено зондирование с целью определения распределения радиационных полей в графитовых кладках остановленных ПУГР СХК [6]. Зондирование кладок позволило получить распределение фотонных полей по высоте и радиусам кладок, а также наличие во всех кладках нейтронных полей. Были выявлены районы с повышенной плотностью нейтронных потоков. В этих же районах зафиксированы высокие значения величины мощности дозы. Эти измерения показали, что приблизительно в 2,5 % объема кладок величина мощности дозы превышает 1000 Р/ч, в 34 % – величина мощности дозы лежит в пределах 10…1000 Р/ч, в остальной части кладок – до 10 Р/ч. Наличие подобных районов связано с инцидентами, при которых фрагменты материала топлива попадали в графитовую кладку. Поскольку все инциденты имели место в начальный период работы реакторов, то эти фрагменты подверглись длительному облучению (более 22 лет), что привело к образованию в отдельных районах кладок продуктов деления и трансурановых элементов. На основании данных по зондированию кладок была проведена оценка количества облученного топлива в каждой из кладок остановленных ПУГР СХК. И Расчеты, проведенные до остановки реакторов, показали, что нуклидный состав радиоактивных загрязнений графита ограничен несколькими радионуклидами – 3 Н, 14С, 55Fe, 60Co, которые образовались, в основном, за счет нейтронной активации примесей графита. Результаты зондирования кладок показали, что это далеко не так. Необходимо было знать полный радионуклидный состав радио активных загрязнений графита. Это можно было сделать только путем спектрометрического анализа образцов графита из различных деталей кладок. Были разработаны технологии и приспособления, с помощью которых были отобраны пробы графита практически из всех видов деталей кладок [6]. Пробы из графитовых втулок отбирались как из втулок, извлеченных из кладок, так и из втулок, из влеченных из хранилищ. Из этих проб были изготовлены образцы для радиоспектрометрического анализа. Результаты анализа показали, что на долю 14С приходится 95 % всей активности облученного графита кладок. Хотя средняя удельная активность графита кладок составляет около 6,9·10⁸ Бк/кг, тем не менее, в отдельных районах она может быть значительно выше. Только по 137Cs активность около 3,5 % объема кладок составляет 10⁸ …10¹⁰ Бк/кг. Изучение распределения активности по толщине графитовых деталей кладок показало, что на их поверхностях активность в 3…5 раз выше, чем в объеме. Как правило, подобное различие обусловлено наличием на поверхности радионуклидов продуктов деления и актиноидов (вплоть до 244Cm). Распространение продуктов деления, активации и трансурановых элементов в графитовой кладке происходило в зависимости от индивидуальной способности к сорбции, диффузии и миграции этих радионуклидов под влиянием эксплуатационных факторов, таких как температура, давление и др. В некоторых ячейках основное радиоактивное загрязнение сосредоточено в стыках между графитовыми блоками по высоте колонны и в раз личных дефектах поверхности. Путем оценки изменений радиационных характеристик во времени основных конструкций, а также при анализе вырезанных образцов металла различных типов сплавов было определено, что в начальный период выдержки активность гамма излучающих нуклидов в металлоконструкциях ПУГР в основном определялась 51Сr, 59Mn и 60Со. Через 8–12 мес. основным дозообразующим нуклидом является 60Со. Расчеты, проведенные для ПУГР, показали, что интенсивность гамма излучения в металлоконструкциях при 100-летней выдержке существенно снизится, а максимальное значение мощности дозы в металлоконструкциях через 100 лет не превысит 0,01 Р/ч. В последующий промежуток времени (от 3 до 50 лет) – в основном гамма излучением нуклидов 60Co и, в меньшей степени 154Eu. После 50 лет выдержки радиационная обстановка будет формироваться только гамма излучением долгоживущего продукта деления 137Cs. Мощность дозы в этих локальных районах после 100 лет выдержки может достигать 100 Р/ч. Таким образом, после длительного периода выдержки радиационная обстановка в реакторных пространствах ПУГР И1, ЭИ2 и АДЭ3 значительно изменится за счет естественного распада относительно короткоживущих продуктов активации и деления. Остаточная активность, в основном, будет приходиться на графитовую кладку. Определяющую роль при этом будет играть активность долгоживущих продуктов деления и трансурановые элементы. Таким образом, радиационное состояние только графитовой кладки будет влиять на выработку концепции и технического проекта снятия с эксплуатации. Полученные данные по активности графитовых деталей, суммарной активности кладок, изотопному составу активности, распределению активности по объему кладок и отдельным деталям были использованы при составлении радиационных пас портов и других документов, а также позволили дать заключение по ядерной безопасности всех остановленных ПУГР СХК. Работы по данным направлениям продолжаются с целью получения более полной информации и со ершенствования расчетных и экспериментальных методов проведения радиационного обследования. Анализ общей радиационной обстановки показывает, что проведение работ по полному демонтажу основных высокоактивных конструкций реакторов на данный момент не целесообразен по техническим и экономическим причинам. Наиболее оптимальным является вариант вывода из эксплуатации, предусматривающий отложенный демонтаж реакторных конструкций. Для повышения безопасности остановленных ПУГР необходимо укрепить существующие и создать дополнительные защитные барьеры, которые должны предотвращать миграцию радионуклидов с различными химическими свойствами и сохранять стабильность свойств в течение времени существования потенциальной экологической опасности долгоживущих радионуклидов. В настоящее время графитовые кладки остановленных ПУГР СХК не демонтированы и находятся в реакторных пространствах. От окружающей среды графитовые кладки отделяют барьеры безопасности, препятствующие выходу радионуклидов. В радиальном направлении это:

• силуминовые вставки;
• металлический кожух;
• внутренние и внешние стены боковой защиты (20 мм); Математика и механика. Физика 95
• бетонная заливка монтажного пространства (1500 мм);
• бетонная стена шахты реактора (2000 мм);
• бетонная стена здания (1000 мм). В осевом направлении барьерами защиты являются опорно

защитные конструкции, засыпки защитных конструкций (3000 мм), бетонная заливка нижних конструкций и т. д.

Запасенная энергия графита остановленных ПУГР СХК С точки зрения обеспечения безопасного хранения облученного реакторного графита потенциальную опасность представляет возможность подъема его температуры за счет самоподдерживающегося выделения запасенной энергии. Как показывают отечественные и зарубежные исследования, величина запасенной энергии и возмож ность ее самоподдержки.

1. Демонтируется все неактивированное оборудование.
2. Создаются дополнительные барьеры безопасности для предотвращения выхода радионуклидов за пределы реактора:

2.1. Низ реактора бетонируется гидроизоляционным бетоном, обеспечивая подкре пление основных несущих металлоконструкций.

2.2. Боковые металлоконструкции заполняются бетоном.

2.3. Производится герметизация всех проемов в бетонной шахте реактора.

2.4. Все полости реакторного пространства заполняются смесями природных материалов на основе бентонитовых глин.

3. Верх реактора герметизируется с помощью разборного железобетонного перекрытия, обеспе чивающего защиту от пожара, воздействия взрывной волны, удара и др., и в таком виде реактор захоранивается на 100 лет. Радиоактивное оборудование и системы, находящиеся вне бетонной шахты реактора, демонтируются после выдержки 30…50 лет. Данное решение эквивалентно Стадии 2 по классификации МАГАТЭ. Аналогичные решения, отличающиеся лишь продолжительностью выдержки, приняты практически во всех странах мира. Так, например, для реакторов Хэнфордской площадки США принят срок выдержки 75 лет, для промышленных реакторов Великобритании – 100 лет. Длительный период выдержки позволит выработать наиболее оптимальные способы и методы об ращения с радиоактивными конструкциями. В соответствии с разработанным «Перспективным планом …» работы по приведению в состояние длительной стабильности ПУГР И1, ЭИ2 и АДЭ3 в пределах шахты реакторов предположительно будут полностью закончены в 2010 г. Как было сказано выше, более серьезную опасность представляют графитовые втулки, хранящиеся, в том числе и в хранилищах твердых отходов. В настоящее время наиболее перспективными способами обращения с отработавшими графитовыми втулками являются сжигание и кальматаж с помощью текучих глинистых растворов. В настоящее время предлагаются разные способы сжигания графита: традиционное; в кипящем слое; с помощью газового лазера, а также газификация графита с помощью перегретого водяного пара (пиролиз). По оценке специалистов, сжигание отработанного графита даст в итоге радиоактивные отходы, готовые для длительного захоронения, объемом 1…2 % от первоначального объема графита. Все перечисленные способы имеют один существенный недостаток: при сжигании графита образуется газообразный радиоактивный продукт – 14СО2. Чтобы связать этот продукт, можно превратить его в твердые химически инертные соединения. Для этой цели предлагается использовать, на пример, карбонаты кальция и магния. Главный недостаток такого способа утилизации состоит в увеличении объема отходов. Французские исследования и разработки [8] по казали, что с точки зрения радиационной безопасности решение о сжигании отработавшего графита приемлемо. Была разработана и испытана пилотная установка для сжигания в кипящем слое размолотого порошка графита производительностью 30…50 кг/ч. Содержащиеся в графите 60Со, 137Сs, 55Fе, α эмиттеры и другие радионуклиды могут надежно улавливаться с помощью фильтров, а 14С и 3 Н выходят в атмосферу. При сжигании в кипящем слое размолотого порошка 1000 т графита в год в атмосферу поступит в 4 раза больше 14С, чем при работе одного реактора ВВЭР440 и в 2 раза меньше, чем выделит завод по переработке топлива. То есть величина выброса радиоуглерода будет на уровне, характерном для объектов атомной промышленности. Предполагаемая технология сжигания в кипящем слое, разработанная фирмой «Framatome» (Франция), обеспечивает надежную изоляцию от окружающей среды практически всех радионуклидов, содержащихся в графите, кроме 14С. Благодаря высокой подвижности 14С в результате атмосферных процессов переносится на большие расстояния и, окисляясь до 14СО2, через фотосинтез вместе с обычной углекислотой вовлекается в естественный углеродный цикл. СХК и Институтом геологии СО РАН рассмотрена практическая возможность кальматажа в хранилище твердых отходов с помощью текучих глинистых растворов. В результате образования этим способом глиняной цементирующей массы можно исключить возможный выход радионуклидов за пределы бетонных конструкций, как газообразных, так и в ионорастворенных формах. Научно исследовательский и конструкторский институт монтажной технологии (НИКИМТ) раз работал технологию заполнения хранилищ глинистым раствором для опытно промышленных испытаний. Консервация РАО в геологической среде предложенным способом является не только экологически безопасной, но и наиболее экономически приемлемой. Результаты математического моделирования процесса переноса радионуклидов в композициях на основе глин из месторождений Томской области и экспериментальные исследования их свойств позволяют сделать вывод о том, что данные композиции имеют высокую адсорбционную способность по отношению к радионуклидам, сохраняют физические свойства на протяжении нескольких сотен лет, стабильность поведения конструкционных материалов в среде наполнителя, достаточную несущую способность. Определены состав и способ приготовления этих композиций для создания дополнительных барьеров безопасности в существующих хранилищах РАО реакторного производства СХК.

Математика и механика. Физика 97 На площадке № 2 СХК создан макет хранилища, на котором будет опробована предложенная НИКИМТ технология создания дополнительных барьеров безопасности путем закачки в хранилище текучих глинистых растворов. Результаты исследований свойств рекомендованных глинистых композиций позволяют предположить, что полученный в результате закачки раствора в макет глиняный монолит будет обладать высокими противомиграционными и противофильтрационными характеристиками. В случае успешного проведения испытаний станет возможным применение этой технологии для создания дополнительных барьеров безопасности в существующих хранилищах РАО реакторного производства СХК. В настоящее время рассматриваются и другие способы обращения с облученным графитом, которые нуждаются в тщательном обосновании с учетом экологических, технологических и экономических факторов.

Заключение

Обоснованы основные направления модификации технологии создания дополнительных барьеров безопасности путем закачки в хранилище текучих глинистых растворов применительно к существую щим хранилищам РАО реакторного производства СХК. Основной причиной выбора данной технологии явилось то, что консервация РАО в геологической среде экологически безопасна и экономически приемлема. Установлено, что для предотвращения самоподдерживающегося выделения запасенной энергии в первую очередь из активной зоны ПУГР должны извлекаться 2–3 верхние графитовые втулки рабочих ячеек, а также полный комплект втулок из ячеек СУЗ и ОМ. Определены состав и способ приготовления композиций на основе глин Томской области, обеспечивающих следующие свойства:

• высокую адсорбционную способность по отношению к различным радионуклидам;
• сохранение свойств на протяжении нескольких сотен лет;
• стабильное поведение конструкционных мате риалов в среде наполнителя;
• достаточную несущую способность.

Открытым остается вопрос поглощающей способности этих глин. Его решением занимаются в Институте физической химии РАН. В результате будет осуществлен окончательный подбор консер ванта для РАО хранилищ и остановленных реакторов.

Известия Томского политехнического университета. 2007. Т. 310. № 2 98 СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ 1. Багаев В.Д., Баранов И.И., Кабанов Ю.И. и др. Снятие с эк сплуатации промышленных реакторов Сибирского энергохи мического комбината // Атомная энергия. – 1996. – Т. 80. – № 2. – С. 71–73. 2. Куликов И.Д., Сафутин В.Д., Симановский В.М. и др. Вывод из эксплуатации промышленных уранграфитовых реакторов // Атомная энергия. – 1999. – Т. 87. – № 2. – С. 118–126. 3. Хервуд Дж. Влияние ядерных излучений на материалы. – Л.: Судпромиздат, 1961. – 184 с. 4. Буланенко В.И., Фролов В.В., Николаев А.Г. Радиационные характеристики графита снятых с эксплуатации уранграфито вых реакторов // Атомная энергия. – 1996. – Т. 81. – № 4. – С. 304–306. 5. Бушуев А.В., Верзилов Ю.М., Зубарев В.И. и др. Содержание 60Со в отработавшем графите кладок промышленных реакторов СХК // Атомная энергия. – 1999. – Т. 86. – № 3. – С. 183–188. 6. Павлюк А.О., Цыганов А.А., Кохомский А.Г. и др. Мероприя тия по радиометрии полей излучения в графитовых кладках остановленных промышленных уранграфитовых реакторов // Известия Томского политехнического университета. – 2006. – Т. 309. – № 3. – С. 68–72. 7. Бойко В.И., Шидловский В.В., Гаврилов П.М., Нестеров В.Н., Шаманин И.В., Ратман А.В. Оценка ресурса реакторного гра фита в ячейках системы управления и защиты с учетом дегра дации теплофизических свойств // Известия вузов. Серия: Ядерная энергетика. – 2005. – № 3. – С. 94–103. 8. Dubourg M. Solution to Level 3 Dismantling of GasCooled Reac tors: the Graphite Incineration // Nuclear Eng. and Design. – 1995. – V. 154. – № 2. – P. 47–54. Поступила 25.09.2006 г.

https://baltnews.lt/vilnius_news/20180719/1018229604.html                    19.07.2018 10:00

Почему у Литвы могут возникнуть проблемы с демонтажем большого реактора «Игналинки»

Приближаются работы по демонтажу реактора Игналинской атомной электростанции. Предполагается, что это будет самый рискованный этап в работе по снятию АЭС с эксплуатации. Портал Baltnews.lt поговорил с руководителем «Атоминфо–Центра» Александром Уваровым о возможных рисках при проведении данной операции.

Министр энергетики Литвы Жигимантас Вайчюнас сообщил 17 июля на пресс-конференции о планирующихся работах по демонтажу реактора Игналинской атомной электростанции (ИАЭС). Отмечается, что это будет самый рискованный этап в работе по снятию «Игналинки» с эксплуатации. Министр заявил, что это будет вызов для страны – у литовцев не хватает инструкций по установке реакторов.

«По плану, сами работы по проектированию демонтажа должны проходить в 2023 году. Потом идет сам демонтаж реакторов и суть вызова в том, что нет конкретных документов, которые показали бы, что в нем будет», – заявил Вайчюнас и отметил, что немедленный демонтаж реакторов большой мощности канальный (РБМК) на Игналинской АЭС –  это первый в мире пилотный проект. «Если бы у нас были инструкции строительства, было бы намного легче. Пока до конца неясно, что мы там найдем. Поэтому когда начнутся работы, будет получено финансирование, процесс по времени должен быть как можно менее продолжительным», – добавил он.

Почему Евросоюз не собирается компенсировать издержки Литвы по закрытию Игналинской АЭС

О рисках на этапе демонтажа реактора Игналинской АЭС в разговоре с Baltnews.lt рассказал руководитель «Атоминфо–Центра» Александр Уваров.

По его словам, главный из них связан с тем, что у станции реактор типа РБМК с большим количеством облученного реакторного графита (ОРГ), содержащего радиоуглерод С–14. Демонтаж графитового реактора сопряжен с особыми рисками загрязнения окружающей среды и облучения людей.

«Литве необходимо сотрудничать с другими странами. Нам уже известны примеры, когда работники на Игналинской АЭС в период выведения станции из эксплуатации совершали ошибки. К примеру, при проведении технологической промывки контура ядерного реактора первого энергоблока произошел разрыв контура в районе дроссельно–регулирующего клапана. Очень важно не допустить грубых ошибок на этом этапе работы. Все пройдет успешно, если у Литвы будет желание работать с иностранными партнерами, но такое желание не особо чувствуется», – отметил эксперт, имея в виду российский опыт работы с реакторами типа РБМК. В частности, в России Опытно–демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран–графитовых реакторов в течение трех лет планирует разработать промышленную технологию безопасного обращения с ОРГ. Другой риск, по словам Уварова, связан с тем, что закрытие Игналинской АЭС может затянуться. Игналинская АЭС – «кривое зеркало» литовской политики

«Существует официальный принцип – выводить из эксплуатации ядерный объект должны те, кто на нем работали. Новые люди, которые туда приходят, не имеют опыта эксплуатации, что является самым важным при работе с ядерными реакторами», – подчеркнул эксперт.

Напомним, что при вступлении в Евросоюз Литва обязалась закрыть Игналинскую АЭС. Станция была окончательно остановлена в конце 2009 года, а работы по снятию АЭС с эксплуатации должны продлиться до 2038 года.

https://news.tts.lt/%D1%80%D0%B0%D0%B4%D0%B8%D0%BE%D0%B0%D0%BA%D1%82%D0%B8%D0%B2%D0%BD%D1%8B%D0%B5-%D0%BE%D1%82%D1%85%D0%BE%D0%B4%D1%8B-%D0%B8%D0%B7-%D0%BF%D0%BE%D0%B4-%D0%B2%D0%B8%D0%BB%D1%8C%D0%BD%D1%8E%D1%81%D0%B0-%D0%B1%D1%83%D0%B4%D1%83%D1%82-%D0%BF%D0%B5%D1%80%D0%B5%D0%B2%D0%B5%D0%B7%D0%B5%D0%BD%D1%8B-%D0%B2-%D1%85%D0%BE%D1%8F%D1%82-%D0%B8%D0%B0%D1%8D%D1%81/

29 11 2018

Могильник радиоактивных отходов в районе города Майшягала, что в 25 км от столицы Литвы, будет ликвидирован. Решение об этом на своем заседании в среду приняло правительство балтийской республики.»Правительство постановило прекратить эксплуатацию Майшягальского могильника радиоактивных отходов», — сказано в решении кабмина. Работы по его ликвидации предстоит завершить до 2023 года. Для этих целей из фондов евросоюза будет выделено около16 млн евро.В могильник, который предстоит упразднить и привести территорию до состояния «зеленого луга», с 1963 по 1988 год загружались радиоактивно зараженные военные, промышленные и медицинские отходы. Их загруженный за это время объем составил около 120 кубометров. С 1989 года хранилища могильника были изолированы, а отходы такого рода стали направлять в хранилища на Игналинской атомной электростанции, действовавшей в Литве до закрытия в 2009 году.Именно туда (на территорию АЭС), согласно решению правительства, планируется переместить остатки радиоактивных отходов и грунт с территории Майшягальского могильника, а местность — рекультивировать. «После проведения этих работ данную территорию предлагается снять с радиационного контроля», — отмечается в справке кабмина.

ВИЛЬНЮС, 28 ноября 2018г. /ТАСС/

MAIŠIAGALA ХРАНИЛИЩЕ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ (MAIŠIAGALA RAS)

Хранилище РАО Maišiagala RAS было построено ​​в лесном районе Барткушкис в Ширвинтосском районе в 1963 году. Оно находится в 9 км к северо-востоку от Майшиагала и в 40 км от Вильнюса.

Maišiagala RAS — это монолитный железобетонный погреб объемом 200 м3, расположенный на глубине 3 м, в который были загружены РАО, а затем залиты бетоном. Бетон поглощает и удерживает ионизирующее излучение радионуклидов, содержащихся в РАО, а также предотвращает их выход в ОС. Такие хранилища были построены во многих частях бывшего Советского Союза и в странах Восточной Европы.

В Maišiagala RAS накоплены РАО, образовавшиеся при использовании радиоактивных материалов и радиоактивных источников в промышленности, медицине и исследованиях. РАО доставлялись на склад в Барткушкисском лесу не только из Литвы, но и из Калининградской и Гродненской областей.

Машиагальские отходы РАН накапливались до 1989 года. Затем было принято решение закрыть хранилище, поскольку оно не отвечало современным экологическим требованиям. Следует отметить, что отходы не были отсортированы, т.е. недолговечные и долгоживущие отходы хранились на одном и том же участке. В соответствии с современными требованиями каждый тип отходов должен размещаться в хранилищах отдельно, в специальных упаковках и в специально оборудованных хранилищах РАО. На момент закрытия хранилища было накоплено около 120 м3 РАО, хранилище заполнено на 60 %. Оставшаяся полость заполнена песком, бетонирована, покрыта битумом, асфальтом и толстым слоем земли.

До 2002 Майшиагала РАН руководил Институтом физики. С 2002 года о хранилище заботилось Государственное агентство по обращению с РАО (RATA) и с 2019 года. — Игналинская АЭС.

УЛУЧШЕНИЕ безопасности в MAIŠIAGALA осуществляется постоянный мониторинг Майшягале РАН отметил, что некоторые трития попадает в следующий магазин специально запланированных родила выходы. Правда, количество трития не превышает допустимые уровни. Кроме того, даже к следующему колодцев, он не подпадают или населения. Но он показал необходимость укрепления значение хранилище от советской эпохи защитных барьеров для предотвращения выхода радиоактивного материала в окружающую среду. Таким образом в декабре 2002 года. Европейская Комиссия утвердила финансирование проекта Phare «Майшягале хранилища оценки безопасности РАО и улучшения», главной целью которого было для повышения безопасности среды хранилища РАО. Проект реализуется в 2006 году на главной сцене этого проекта новых барьеров безопасности хранения. По словам французский проект, подготовленный специалистами за перевозки радиоактивных отходов в подвале был оборудован дополнительные защитные барьеры вблизи земли и две водонепроницаемые мембраны. Эти барьеры предотвращения хранящихся РАО от воды. Это очень важно для обеспечения предотвращения выхода радиоактивного материала с водой в ОС.

ПОВЫШЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ В MAIŠIAGALA РАН

Вся область хранения была огорожена забором и специальным двойным кабелем, против движения. Он также оборудован камерой наблюдения территории. Меры по обеспечению физической безопасности хранилища, заключаются в защите от входа нежелательных лиц на захоронение РАО.

В осуществление проекта Phare Майшягале для хранения РАО и улучшения физической безопасности Майшягале сделал значительный вклад департамент США в сотрудничестве с  Министерством энергетики в 2004 году.  Департамент помог создать и сохранить систему постоянного мониторинга. Хранилища, Обслуживание и мониторинг ОС.

Разработана и внедрена экологическая программа для мониторинга. Экологический мониторинг в хранилище с обеспечивает, требования  хранения РАО и отвечает требованиям хранилищ. Хранилище контролируется десятью пробуренными скважинами, систематическим отбором и анализом проб грунтовых вод. Хранилище соответствует правовым актам Литовской Республики нормативным хи экологическим программам мониторинга и своевременно обеспечивает образцы, для проведения исследований и анализа результатов. Этот доклад, скомпилированные с анализом данных обследования. Если будут замечены какие-либо признаки загрязнения, без промедления, принимаются необходимые меры для выявления и устранения причины загрязнения.

ЭКСПЛУАТАЦИя хранилища MAIŠIAGALA

В Майшягале хранятся РАО, накопленные в количестве — около 120 м3, однако, эти отходы бывают разных видов: короткоживущие очень мало радиоактивные, короткоживущие мало и средне радиоактивные отходы, и долгоживущие. После детальной оценки безопасности хранилища было установлено, что поверхность земли для установки инженерных барьеров не может гарантировать долгосрочную безопасность радионуклидной миграции, поэтому хранение РАО не может быть преобразовано в atliekyną.  Смесь РАО должна быть отсортирована, упакована в специальные упаковки и помещены в хранилище РАО отдельно, для каждого вида отходов.

Согласно выводам экспертов Майшягале RAS не может быть окончательным местоположением РАО. Таким образом, это решение, чтобы остановить операции в Майшягале RAS и перевезти РАО для переработки и правильного хранения на  Игналинскую  АЭС.

В конце 15 декабря 2016 г. подписан контракт с агентством по управлению проектами по окружающей среде (подразделение) об осуществлении вывода из эксплуатации проекта RAS Майшягале. Проект финансируется из структурных фондов Европейского союза. В целях защиты окружающей среды от потенциального риска РАО будут удалены из хранилища в организованную область хранения будут под контролем. Предполагается, что РАО будут удалены Майшягале RAS восстановлена до конца  2023 года. Майшягале РАН проект снятия с эксплуатации Игналинской АЭС завод оператора в УП, реализации полномочий                   Осуществление проекта, 2017-2018 гг., м. и с заинтересованными властями соответствует запланированной деятельности, Майшягале хранилище для РАО, прекращения «доклада об оценке воздействия на окружающую среду в 2018 году. 5 июня, ответственный орган охраны окружающей среды Агентства принял решение о планируемой хозяйственной деятельности «в Майшягале хранилище радиоактивных отходов эксплуатации» допустимости воздействия на окружающую среду. Решение, принятое в планируемой хозяйственной деятельности «в Майшягале хранилище РАО эксплуатации» допускаемые доклада об оценке воздействия на окружающую среду в то время альтернативы для немедленного прекращения операции. подразделение.

2017-2018 м. был также подготовлен и, по согласованию с заинтересованными учреждениями, министр энергетики Литовской Республики 5 октября по приказу № 1-272 Был утвержден окончательный план снятия с эксплуатации хранилища РАО в Майшиагале. Планируется, как будет осуществляться процесс снятия с эксплуатации Майшиагальского РАН.

• • Для осуществления работ по выводу из эксплуатации Майшиагальского отделения РАН необходимо получить лицензию, выданную Государственной инспекцией по безопасности ядерной энергетики (VATESI), для прекращения эксплуатации ядерных установок. Поэтому в 2019 году основное внимание будет уделено подготовительным работам и документации, необходимой для подготовки лицензии на вывод из эксплуатации. 2103 проекта. 1-й и 2-го блока реактора, демонтажа оборудования (R3 зона) и создание проекта 6101 хранилище (UP01/R3 + RWISF)
  • Майшягале хранилище для РАО, эксплуатации проекта глубокой atliekyno официальной информации для жителей к чрезвычайным ситуациям и вопросам гражданской защиты.

https://baltnews.lt/vilnius_news/20180719/1018229604.html

Приближаются работы по демонтажу реактора Игналинской атомной электростанции. Предполагается, что это будет самый рискованный этап в работе по снятию АЭС с эксплуатации. Портал Baltnews.lt поговорил с руководителем «Атоминфо–Центра» Александром Уваровым о возможных рисках при проведении данной операции.

Министр энергетики Литвы Жигимантас Вайчюнас сообщил 17 июля на пресс-конференции о планирующихся работах по демонтажу реактора Игналинской атомной электростанции (ИАЭС). Отмечается, что это будет самый рискованный этап в работе по снятию «Игналинки» с эксплуатации. Министр заявил, что это будет вызов для страны – у литовцев не хватает инструкций по установке

https://www.iaea.org/ru/temy/vyvod-iz-ekspluatacii-yadernyh-ustanovok

Вывод из эксплуатации является нормальной частью жизненного цикла ядерной установки, и связанные с ним вопросы следует рассматривать на самых ранних этапах развития этого цикла. В рамках работ по получению первоначального официального разрешения для установки разрабатывается план вывода из эксплуатации, показывающий возможность осуществления вывода из эксплуатации и обеспечивающий уверенность в том, что предусмотрены положения по покрытию связанных с этим расходов. При окончательной остановке подготавливается план окончательного вывода из эксплуатации, подробно описывающий стратегию вывода из эксплуатации, порядок безопасного демонтажа установки, мероприятия по обеспечению радиационной защиты работников и населения, меры по решению проблем, связанных с экологическими последствиями, порядок обращения с радиоактивными и нерадиоактивными материалами и процедуру прекращения действия официального разрешения регулирующего органа для установки и площадки.

Планирование и реализация проекта по выводу из эксплуатации представляют собой сложный и многопрофильный процесс, включающий как технические, так и нетехнические аспекты и требующий своевременного и эффективного менеджмента. Основным требованием безопасности при выводе из эксплуатации является защита работников и населения от радиации в настоящее время и в будущем. Это также включает в себя управление промышленными и нерадиологическими опасностями и охрану окружающей среды во время реализации проекта и впоследствии.

МАГАТЭ оказывает государствам-членам помощь в их усилиях по планированию и осуществлению вывода из эксплуатации ядерных установок и других использующих радиоактивный материал объектов в соответствии с нормами безопасности МАГАТЭ. Агентство разрабатывает и поддерживает утвержденные на международном уровне нормы безопасности, которые устанавливают требования безопасности для процесса вывода из эксплуатации. В них также содержатся руководящие материалы по выбору стратегий вывода из эксплуатации; подготовке планов вывода из эксплуатации; осуществлению проектов вывода из эксплуатации; и освобождению материалов, конструкций и площадок от регулирующего контроля.

МАГАТЭ поддерживает обмен между государствами-членами знаниями, надлежащей практикой и технической информацией по выводу из эксплуатации. С этой целью оно публикует доклады о технических и связанных с безопасностью аспектах, организует совещания экспертов, совместные проекты, научные обмены, учебные курсы и семинары-практикумы. Эта деятельность подкрепляется веб-ресурсами, такими как базы данных, которые предоставляют информацию о характеристиках ядерных установок и об инвентарных количествах отработавшего топлива и радиоактивных отходов. Агентство также обеспечивает работу платформы электронного обучения, которая содержит лекции и презентации по обращению с отработавшим топливом и радиоактивными отходами, выводу из эксплуатации и экологической реабилитации.

Поддерживаемая МАГАТЭ Международная сеть по выводу из эксплуатации (МСВЭ) обеспечивает площадку для взаимодействия и сотрудничества между специалистами, участвующими в деятельности по выводу из эксплуатации. Обмену опытом и знаниями в рамках проектов по выводу из эксплуатации оказывается содействие посредством информационного ресурса на базе вики-технологий, поддерживаемого МСВЭ. Дополнительная услуга для государств-членов связана с услугами по экспертному рассмотрению и консультативными услугами, такими как АРТЕМИС, обеспечивающими экспертное рассмотрение программ вывода из эксплуатации, программ обращения с отработавшим топливом и радиоактивными отходами и программ экологической реабилитации.

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

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

© PHOTO: ГП ИГНАЛИНСКАЯ АТОМНАЯ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ

В отрыве от реальности: Литва жертвует ядерной безопасностью ради политики

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.

© SPUTNIK / АЛЕКСАНДР ЗАБОЛОТНЫЙ

Григорьев: Литва потеряла источник дешевой электроэнергии, послушавшись ЕС

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.

© PHOTO: ГП ИГНАЛИНСКАЯ АТОМНАЯ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ

Авось выкрутятся: власти Литвы решили оставить проблемы с ИАЭС потомкам

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.

© SPUTNIK / СЕРГЕЙ МАЛЬГАВКО

Круонис без Игналины: как Литва проморгала «двойную удачу» в энергетике

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

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».

Авторы: Коровкин Сергей Викторович, начальник отдела;

Тутунина Евгения Викторовна, руководитель группы.

Разместил: Владимир Кузнецов       27-04-2019

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.