CC BY
36
4
Природопользование^
УДК [621.039+621.31 1.24:621.039]:614.876(470+571)
М.С. Хвостов а
ИНЖЕНЕРНО-ЭКОЛОГИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ
ВЫВОДА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ПЛАВУЧЕЙ АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ
Россия, как и остальные страны-члены «ядерного клуба», вступила в период массового вывода из эксплуатации (ВЭ) ядерных и радиационно-опасных объектов (ЯРОО). В ближайшие 15 лет должна быть решена судьба 20 атомных энергоблоков, 18 промышленных реакторов, около 90 судов атомно-технического обслуживания, надводных кораблей и ледоколов, свыше 50 ядерных исследовательских установок мощностью от нескольких кВт до 150 М Вт, а также ряда крупных предприятий ядерно-топливного цикла (ЯТЦ). Неотложные решения требуются по 20 открытым бассейнам-хранилищам жидких радиоактивных отходов (ЖРО) с суммарной активностью порядка 1,3* 108 Ки; практически исчерпан проектный срок эксплуатации 16 предприятий системы «Радон», на которых сосредоточено свыше 200000 м~ радиоактивных отходов (РАО).
Недостаточно проработанная нормативно-законодательная база и отсутствие технических решений в данном вопросе делает задачу вывода из эксплуатации объектов использования атомной энергии (ОИАЭ) сложно выполнимой. Положительным опытом по выводу из эксплуатации и комплексной утилизации ОИАЭ в России является опыт предприятий судостроительной отрасли по утилизации атомных подводных лодок (АПЛ). Несмотря на сложившуюся в начале 1990-х годов кризисную финансово-экономическую ситуацию, совпавшую с массовым выводом из эксплуатации АПЛ, эти предприятия смогли объединить свои усилия, изыскать внутренние резервы и привлечь имеющиеся бюджетные средства и иностранные инвестиции для решения этой задачи [ 1 ].
Плавучая атомная теплоэлектростанция: вывод из эксплуатации
В настоящее время ГК«Росатом» реализует проект строительства атомных станций малой мощности (АС ММ) на базе плавучего энерго-
блока (ПЭБ) с реакторными установками (РУ) типа КЛТ-40С. В соответствии с разработанной «Концепцией генеральной схемы размещения АС ММ на территории РФ» планируется создание АС М М в районах с децентрализованным энергоснабжением. Общее количество АС ММ составит 7 единиц. К районам децентрализованного энергоснабжения относятся районы Крайнего Севера и Дальнего Востока.
В состав АС ММ на базе ПЭБ входят: плавучий энергоблок с двумя реакторными установками КЛТ-40С;
гидротехнические сооружения, обеспечивающие надежную установку плавучего энергоблока и передачу электрической и тепловой энергии на берег (операционная акватория; причалы для установки ПЭБ; знаки навигационной обстановки; оградительные сооружения; устройства для передачи электрической и тепловой энергии на берег);
береговые сооружения, предназначенные для передачи электрической и тепловой энергии потребителям (устройства для распределения и передачи электроэнергии потребителям; комплекс сооружений теплового пункта; инженерные сети и транспортные коммуникации; помещения административно-хозяйственных служб).
Такая атомная станция представляет собой уникальный энергоисточник нового поколения, созданный на базе российских технологий гражданского судостроения и военного атомного кораблестроения.
Основные характеристики АС ММ: водоизмещение — 21 тыс. т; длина — 140 м; ширина — 30 м; осадка — 5,56 м; автономность: по ядерному топливу — 2,5—3 года, по органическому — 30 суток; полный назначенный срок службы — 35—40 лет; срок службы до заводского ремонта — 10—12 лет; продолжительность ремонта — 1 год; периодичность постановки в док — 12 лет. Тепловая мощность каждой реакторной установки — 150 МВт, электрическая — 35 МВт. Мак-
^Научно-технические ведомости СПбГПУ. Наука и образование Г 2012
симальная теплофикационная мощность — 146 Гкал/ч. Реакторная установка (типа КЛТ-40С) имеет длительную положительную историю эксплуатации на ледоколах «Таймыр», «Вайгач» и лихтере «Севморпуть» [2].
С учетом объемов образования и накопления твердых радиоактивных отходов (ТРО) за период эксплуатации 10—12 лет (межремонтный период), а также возможности транспортирования их к месту хранения с последующей выдачей на берег на ПЭБ предусматриваются: хранилище низкоактивных ТРО; хранилище среднеактив-ных и высокоактивных ТРО.
Хранилище среднеактивных и высокоактивных ТРО совмещено с хранилищем отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) в едином блоке под единой биологической защитой (помещение хранилищ ОТВС и ТРО).
Как и у любого объекта использования атомной энергии, конечная стадия жизненного цикла АС ММ — процесс вывода ее из эксплуатации. Для обеспечения экологической, ядерной и радиационной безопасности Дальневосточного региона и региона Арктики (как наиболее уязвимого и экономически перспективного) при выводе из эксплуатации плавучей атомной электростанции (ПАЭС) необходимо разработать концепцию и методологию инженерно-экологического сопровождения этого процесса.
Одно из важных мероприятий, осуществляемых при процедуре вывода из эксплуатации ПАЭС, — утилизация ПЭБ.
Комплексная утилизация ПЭБ может быть основана на апробированном опыте реализации этапно-позиционного метода по утилизации АПЛ, который был получен в ОАО ЦС «Звездочка» (г. Северодвинск) и ДВЗ «Звезда» (г. Большой Камень). Сущность этапно-позиционного метода заключается в том, что он обеспечивает выполнение работ по утилизации в определенной последовательности (поэтапно) и на специально оснащенных местах (площади, помещения), называемых позициями [3].
Однако технология утилизации надводных судов с ядерными энергетическими установками (ЯЭУ), в том числе и ПЭБ, вследствие их специфики и конструктивных особенностей будет отличаться от сложившейся технологии утилизации АПЛ. Это определяется в основном большими массогабаритными характеристиками реакторных помещений ПЭБ [4].
Несмотря на то, что утилизация ПЭБ будет представлять новую технически и технологически сложную задачу, весь объем работ можно разделить на несколько этапов по уже существующей схеме утилизации АПЛ:
разработку технико-экономической оценки (ТЭО) вариантов выгрузки ОЯТ и РАО, а также утилизации ПЭБ для выбора наиболее оптимального;
разработку и согласование комплекта проектной и организационной документации на утилизацию ПЭБ, разработку материалов оценки воздействия на окружающую среду (ОВОС), получение заключения Государственной экологической экспертизы;
дооснащение (если это необходимо) существующих мощностей на предприятии, производящем утилизацию ПЭБ; выгрузку ОЯТ и РАО;
временное хранение контейнеров с ОЯТ на площадке предприятия, отправку контейнеров на ПО «Маяк»;
переработку и отправку на хранение РАО; разрезку ПЭБ на части; утилизацию носовой и кормовой оконечностей; переработку и отправку на хранение токсичных промышленных отходов;
формирование блока реакторного отсека, транспортирование его в пункт долговременного хранения.
Изложенная схема позволит разделить сложную задачу утилизации ПЭБ на несколько этапов для четкого планирования подготовки производства и организации работ по утилизации.
Возможные варианты вывода ПЭБ из эксплуатации и демонтажа РУ:
демонтаж РУ непосредственно на ПЭБ после выдержки 50 лет («отсроченный» демонтаж);
демонтаж РУ с разборкой на отдельные части непосредственно на ПЭБ после выдержки в течение 2 лет («немедленный» демонтаж);
демонтаж РУ на ПЭБ без длительной выдержки крупным блоком и его хранение;
демонтаж на ПЭБ без длительной выдержки РУ блоком минимального размера, его разборка и разделка (без длительной выдержки или с длительной выдержкой) в условиях цеха специализированной организации.
Выбор окончательного варианта утилизации ПЭБ может быть определен после того, как оценены следующие параметры:
радиационная обстановка на судне на момент вывода из эксплуатации, включая расчетные уровни внешнего гамма-нейтронного излучения, загрязнения поверхностей помещений, оборудования, а также наведенной активности оборудования и конструкций судна;
объем, активность и нуклидный состав РАО на момент вывода из эксплуатации, способы их переработки, хранения и захоронения;
количество и суммарная активность ОТВС в хранилищах и реакторах судна;
последовательность операций по удалению на берег ионообменных смол, ТРО, ЖРО, ОТВС и демонтированного оборудования;
последовательность операций по подготовке ПЭБ к разделке и утилизации, таких, как дезактивация и промывка оборудования I и 111 контуров, цистерн ЖРО, систем охлаждения ОТВС, дезактивация помещений и оборудования;
ориентировочная длительность выдержки ПЭБ до начала работ по разделке (если выдержка необходима);
радиационная обстановка перед началом работ по разделке ПЭБ;
последовательность работ по разделке ПЭБ; технологический регламент работ с оборудованием защитной оболочки;
прогноз индивидуальных доз внутреннего и внешнего облучения персонала при проведении различных работ по подготовке к утилизации и разделке ПЭБ;
трудозатраты на проведение планируемых работ;
коллективные дозы, получаемые персоналом за весь период работ по выводу из эксплуатации ПЭБ;
перечень возможных аварийных ситуаций при производстве работ по выводу из эксплуатации, разделке и утилизации ПЭБ, меры по предупреждению, локализации и ликвидации последствий радиационных аварий;
возможные выбросы радиоактивных и за-грязняющиххимическихвеществ в окружающую среду в нормальных и аварийных условиях;
количество и активность РАО, образующихся при проведении работ по выводу из эксплуатации, разделке и утилизации ПЭБ.
Утилизация ПЭБ будет сопровождаться радиационными и химическими факторами воздействия на окружающую среду, персонал и население [5]. Основными критериями, выполнение
Природопользование
которых должно быть оценено при разработке документации в обеспечение утилизации ПЭБ, являются:
непревышение суммарных выбросов радиоактивных веществ (РВ) и вредных химических веществ (ВХВ) сверх установленных нормативов предельно допустимых выбросов;
непревышение суммарных сбросов РВ и ВХВ со сточными водами;
непревышение суммарных объемов промышленных отходов, установленных лимитами на размещение отходов;
обеспечение организационными мерами и техническими средствами безопасности производственной деятельности и возможных аварийных ситуаций в процессе утилизации ПЭБ;
безопасность населения селитебной зоны при производственной деятельности предприятия, выполняющего утилизацию ПЭБ, в нормальных и аварийных условиях.
«Узкие места» при выводе из эксплуатации ОИАЭ обусловлены:
несовершенством законодательной и нормативной базы;
отсутствием общегосударственных региональных хранилищ РАО и ОЯТ. Имеющиеся на объектах хранилища РАО не соответствуют современным требованиям по обеспечению экологической безопасности; существующие системы обращения с РАО не обеспечивают требуемого кондиционирования, вследствие чего на большинстве объектов во временные хранилища направляются РАО, форма которых неприемлема ни с технической, ни с экономической точек зрения; отсутствует автоматизированная система учета и контроля за образованием и хранением РАО;
отсутствием мощностей по переработке, а также свободных объемов для долговременного хранения дефектного ОЯТ.
Вывод из эксплуатации объектов атомной энергетики — актуальное, самостоятельное, технически сложное и наукоемкое направление совершенствования использования атомной энергии как в нашей стране, так и за рубежом.
Обеспечение экологической и радиационной безопасности при выводе из эксплуатации ПАЭС и утилизации ПЭБ должно быть заложено на начальном этапе жизненного цикла АС М М.
Вывод ПАЭС из эксплуатации и утилизация ПЭБ с ЯЭУ должны осуществляться на основа-
Научно-технические ведомости СПбГПУ. Наука и образование Г 2012
нии концепции комплексной промышленной утилизации АПЛ с разработкой ресурсосберегающих и экологически чистых технологий.
Процесс утилизации ПЭБ содержит ряд этапов или состояний ПЭБ с РУ, реакторного отсека и РУ, при которых выполнение определенных работ потенциально опасно (в ядерном и радиационном аспекте).
Качественная и количественная оценка накопленной при эксплуатации ПАЭС радиоактивности, а также состав характерных дозооб-
разующих изотопов оказывают определяющие влияние на процесс вывода из эксплуатации в части обеспечения радиационной безопасности персонала и населения. С учетом этого тезиса необходимо определить, проанализировать и сформулировать основные аспекты вывода из эксплуатации ПАЭС. При этом наиболее значимы из них инженерно-экологические аспекты по обращению с отработавшим ядерным топливом, радиоактивными и химическими токсичными отходами.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Кузнецов, В.М. Вывод из эксплуатации объектов использования атомной энергии [Текст] /
B.М. Кузнецов, Х.Д. Чеченов, B.C. Никитин,— М.: Изд-во ООО «НИПКЦ Восход-А», 2009,- 628 с.
2. Саркисов, A.A. Ожидаемые радиационные и радиоэкологические последствия эксплуатации плавучих атомных теплоэлектростанций [Текст] / A.A. Саркисов, B.J1. Высоцкий, В.П. Билашенко |и др.] // Атомная энергия,— Т. 104. Вып. 3,—
C. 178-187.
3. Никитин, B.C. Реализация концепции комплексной утилизации АЛЛ на предприятиях Се-
веродвинска |Текст] / B.C. Никитин // Вопросы утилизации АПЛ,- 2002. № 2,- С. 54-57.
4. Никитин, B.C. Разработка документации в обеспечение утилизации надводного корабля класса «Адмирал Ушаков» [Текст] / B.C. Никитин, И.В. Комаров // Вопросы утилизации АЛЛ,— 2005. № 3(7).- С. 14-29.
5. Кузнецов, В.М. Радиоэкология и радиационная безопасность (история, подходы, современное состояние) |Текст] / В.М. Кузнецов, B.C. Никитин, М.С. Хвостова,- М.:" ООО «НИПКЦ Восход-А», 2011,- 1208 с.
