Атом Мирный Большой: последний путь

За годы работы 1-го и 2-го энергоблоков, кроме выработанных на них 8,73 и 22,24 млрд. кВт·ч электроэнергии, проведены испытания тепловыделяющих сборок для реакторов РБМК и РБМ-КП 2400. Самым существенным достижением эксплуатации первых энергоблоков явилось формирование коллектива Белоярской АЭС, способного решать сложные производственные задачи и обладающего необходимым опытом и знаниями. Среди многих производственных свершений есть еще одно направление, с которым БАЭС столкнулась в числе первых: вывод из эксплуатации атомных реакторов, выработавших свой ресурс.

Энергоблок №1 с водографитовым канальным реактором на тепловых нейтронах АМБ-100 («Атом Мирный Большой» электрической мощностью 100 МВт), на котором отрабатывались конструктивные и эксплуатационные элементы технологии, был включен в энергосистему в апреле 1964 г., а завершил работу в 1981 г. Энергоблок №2 с подобным реактором АМБ-200 был включен в энергосистему в декабре 1967 г., а остановлен в 1989 г. в связи с технико-экономической нецелесообразностью приведения к новым правилам безопасности, ужесточившимся после Чернобыльской аварии.

Тепломеханическое оборудование 1-го блока БАЭС, остановленного раньше, было законсервировано на длительное хранение при помощи ингибиторов коррозии. Оно использовалось как фонд запасных частей для еще работавшего 2-го блока: при необходимости замены отдельных узлов или деталей они снимались с законсервированных агрегатов и устанавливались на действующее оборудование. До тех пор, пока не был навсегда остановлен и 2-й блок.

Почти четверть века 1 и 2 блоки БАЭС, фактически выведенные из работы, номинально пребывают в стадии «эксплуатации в режиме остановленного блока». Что это означает?

Жизненный цикл энергоблока (без учета стадии проектирования), подразумевает 4 основных этапа:

- сооружение;

- ввод в эксплуатацию;

- эксплуатация;

- вывод из эксплуатации.

Порядок вывода из эксплуатации подразумевает три стадии:

- подготовка к хранению под наблюдением;

- хранение под наблюдением;

- ликвидация блока как «радиационного объекта».

То есть окончательно остановленный энергоблок консервируется для длительного хранения, высокоактивное оборудование локализуется в реакторном отделении. На период порядка 50 лет (в зависимости от индивидуальных особенностей) блок переживает стадию хранения под наблюдением (за это время происходит распад радиоактивности реакторного оборудования до приемлемых слаборадиоактивных уровней, пригодных для переработки и утилизации). В этот период часть помещений энергоблока продолжает использоваться для нужд АЭС (например, на Белоярской АЭС в машинном зале 1-й очереди хранятся оборудование и запчасти к нему, а также работает теплофикационная установка для теплоснабжения города Заречного). Затем оборудование блока демонтируется и перерабатывается. В результате часть материалов используется как вторсырье, часть утилизируется как обыкновенные промышленные отходы, а оставшиеся после переработки радиоактивные отходы направляются на захоронение в специализированном хранилище Росатома.

Водографитовый канальный реактор на тепловых нейтронах

Стадия подготовки к выводу из эксплуатации производится в такой последовательности действий:

- окончательный останов блока;

- перевод блока в ядерно-безопасное состояние (удаление топлива из активной зоны реактора, а затем – и с площадки АЭС);

- удаление радиоактивных рабочих сред и эксплуатационных радиоактивных отходов с блока АЭС и их переработка;

- разработка технической и разрешительной документации, получение лицензии Ростехнадзора на вывод блока из эксплуатации.

В России окончательно остановлены энергоблоки №№ 1 и 2 на Белоярской АЭС (1964 и 1967 гг. постройки) и аналогичные на Нововоронежской АЭС (1964 и 1969 гг. постройки). Сегодня в России эксплуатируются 32 энергоблока, значительная часть которых построена в период 70-80-х гг. Соответственно, с учетом 30-летнего назначенного срока эксплуатации и перспективой продления на 5-15 лет, после 2020 г. они начнут выводиться из работы, поэтому отладка эффективного и ритмичного процесса снятия с эксплуатации на примере первых очередей Белоярской и Нововоронежской АЭС имеет немаловажное значение.

На 1-й очереди Белоярской АЭС ядерное топливо из реакторов АМБ-100 и АМБ-200 уже выгружено, реакторное пространство загерметизировано, пароводяные контуры обезвожены. Сегодня энергоблоки 1 и 2 находятся в процессе подготовки к выводу из эксплуатации, который зависит от сроков вывоза с площадки АЭС отработавшего ядерного топлива. Что, в свою очередь, зависит от готовности предприятия-переработчика к приемке новых вагон-контейнеров ТК-84/1, имеющих специфические размеры, готовности технологии переработки и готовности отделения по разделке и пеналированию отработавшего топлива.

В ходе подготовительных работ разработаны и успешно прошли испытания транспортно-упаковочный контейнер ТУК-84/1 и специальный железнодорожный вагон-кантователь для его транспортировки.

Опытный образец ТУК-84 был разработан ВНИИТФ, соизготовителем выступил завод «Уралхиммаш» (г. Екатеринбург). Цилиндр 15-метровой длины изготовлен из рулонной стали особых марок по технологии, применяемой в химическом машиностроении, где его прообразы успешно трудятся под натиском сверхвысоких давлений. Основная задача ТУК-84/1 – обеспечить безопасную транспортировку сборок с отработавшим топливом по железной дороге, сохраняя герметичность при внешних воздействиях любой силы. Опытный образец ТУК прошел приемочные испытания под С.-Петербургом: только там нашелся испытательный стенд, способный бросать почти 100-тонную махину с высоты трехэтажного дома. Бросковые испытания имитировали нагрузку, которую ТУК мог бы получить при столкновении двух поездов с последующим скатыванием из упавшего вагона на каменную глыбу. Поэтому 15-метровый контейнер сначала уронили с 9-метровой высоты на жесткое основание, а затем – с высоты 1 метр на острый железный штырь. Корпус ТУКа выдержал испытания, подтвердив, что при самой тяжелой аварии не произойдет выход радиоактивных веществ из герметичного пенала.

Следующим шагом стала разработка специального вагона-контейнера ТК-84/1 для транспортировки ТУК-84/1. Он содержит отсеки для самого транспортно-упаковочного контейнера, для вспомогательных систем обеспечения груза, а посередине располагается погрузчик-кантователь, в задачу которого входит перемещение ТУКа при погрузочно-разгрузочных операциях. В вагоне открываются крыша и днище, и с помощью специальных гидроприводов контейнер из горизонтального положения устанавливается вертикально, фиксируясь специальными устройствами под загрузку. Его сконструировали в Центральном конструкторском бюро транспортного машиностроения, а изготовили на Тверском вагоностроительном заводе. Этот спецвагон длиннее и массивнее обычных вагонов, имеет 8 осей вместо традиционных 4, грузоподъемность – 180 т. Для него требуется больший радиус поворота, чем могли обеспечить существующие железнодорожные пути БАЭС, поэтому была проведена соответствующая модернизация подъездных путей, организован специализированный железнодорожный узел.

Так будет идти погрузка отработанного топлива в вагоны-контейнеры

Вагон успешно прошел ходовые испытания. Из нескольких вагонов-контейнеров и вагонов сопровождения будет составлен спецэшелон, который станет совершать челночные рейсы по вывозу отработавших сборок с 1-й очереди БАЭС.

Также сконструированы и изготовлены приспособления, с помощью которых кассеты с ОЯТ будут извлекаться из бассейна выдержки, помещаться в ТУК и устанавливаться в спецвагон.

В ожидании вывоза ядерное топливо, выгруженное из реакторов, хранится под слоем воды в приреакторных бассейнах выдержки в главном корпусе энергоблоков первой очереди Белоярской АЭС. В каждую кассету упакована целая группа сборок с отработанным топливом. Бассейны выдержки для хранения ОЯТ (БВ-1 и БВ-2) представляют собой бетонные отсеки прямоугольной формы, длиной 15 м, шириной до 10 м, высотой до металлического настила 15 м. Стены и дно БВ облицованы углеродистой сталью толщиной 8 мм. В верхней части бассейн выдержки снабжен узлом загрузки. Над узлом загрузки расположен проем, соединяющий бассейн с центральным залом энергоблока, где находится реактор. Именно через этот проем внутрь бассейна выдержки на узел загрузки краном опускаются кассеты с отработанным топливом. Затем, в самом бассейне, их подхватывает другой кран, тележка которого передвигается изнутри под куполом бокса, и устанавливает на место хранения под слоем воды.

Проектом предусматривалось временное, в течение 3-х лет, хранение ОТВС в сухих чехловых трубах кассет в воде БВ-1,2 для снятия остаточного энерговыделения, и последующий вывоз их на переработку на предприятие-переработчик. За период 1970-1980 гг. была вывезена третья часть всех ОТВС, находящихся в бассейнах выдержки. Далее, по разным причинам, вывоз ОТВС был прекращен. Поэтому бассейны выдержки, предназначенные для кратковременного хранения ОТВС, превратились в место их длительного хранения. В настоящее время в БВ-1,2 хранится 249 кассет.

Длительная эксплуатация бассейнов выдержки, наполненных водой, приводит к коррозии как облицовки самих бассейнов, так и конструкционных элементов хранящихся ОТВС. Коррозия чехловых труб кассет из углеродистой стали привела к попаданию воды внутрь чехловых труб. Для обеспечения полной безопасности хранения ОЯТ реакторов АМБ на Белоярской АЭС выполнен большой комплекс работ. Перечислим наиболее важные из них.

Изготовлена и введена в работу система очистки воды БВ-1,2 с использованием неорганического сорбента «Термоксид». Выгруженный из системы очистки воды сорбент хранится в БВ-1 в контейнерах. Габаритные размеры контейнера позволяют в перспективе транспортировать его в контейнерах ТУК-84/1, предназначенных для перевозки ОЯТ АМБ.

Создана система непрерывного контроля уровня воды в БВ, позволяющая своевременно обнаружить появление течи и определить ее величину. Создана мобильная установка обнаружения места течи на основе виброакустических датчиков. Опытная эксплуатация установки показала, что она способна эффективно определять местоположение течи. Создана система возврата протечек БВ, позволяющая удалить воду с минусовых отметок реакторного отделения при малых течах.

Создана установка для ремонта облицовки бассейнов выдержки. В БВ-2 выполнена опытная работа по зачистке поверхности облицовки днища БВ и нанесению герметизирующего пластыря.

Создана установка для контроля толщины стенок чехловых труб кассет. Проведен выборочный дистанционный контроль под водой стенок чехловых труб. На основе полученных результатов выполнен комплекс работ по обоснованию безопасности перемещения кассет, получено разрешение на выполнение транспортно-технологических операций от Ростехнадзора.

Реконструированы вытяжные вентсистемы, обслуживающие БВ-1,2 и смежные помещения. Системы оборудованы высокоэффективными фильтровальными камерами.

Для повышения безопасности хранения ОЯТ реакторов АМБ, на срок до окончания его вывоза на предприятие-переработчик, в настоящее время завершаются работы по установке кассет в тонкостенные чехлы из нержавеющей стали. На данный момент в тонкостенные чехлы установлено 125 кассет из 147 нуждающихся в зачехловке.

Выполняется реконструкция мостовых кранов БВ-1,2 для расширения зоны обслуживания. Создается система телевизионного наблюдения и дополнительного освещения для дистанционного управления и контроля за выполнением транспортно-технологических операций. Модернизируется узел загрузки БВ-1,2 для выполнения транспортно-технологических операций в БВ с использованием робототехники. Изготавливается мобильный робототехнический комплекс с комплектом вспомогательной оснастки, что позволит выполнять транспортно-технологические операции в дистанционном режиме с управлением механизмами с закрытого пульта БВ-1,2.

Вагон-контейнер ТК-84/1

Реализованные меры позволяют предотвратить выход радиоактивности за установленные барьеры безопасности и обеспечить безопасность персонала, населения и окружающей среды.

В 2010 г. Госкорпорацией «Росатом» принято решение о заключительной стадии обращения с ОЯТ остановленных реакторов АМБ – осуществить его радиохимическую переработку на предприятии-переработчике. Для реализации этой задачи установлены сроки реконструкции оборудования и помещений предприятия-переработчика, обеспечивающих приемку и переработку кассет разных типов, в том числе установленных в тонкостенные чехлы.

Разрабатываются и внедряются устройства по безопасной утилизации демонтированного оборудования энергоблоков. Среди них – установки дезактивации металлических отходов и цементирования жидких радиоактивных отходов, и многие другие. Основная цель всех этих устройств – очистить демонтируемое оборудование и конструкционные материалы от радиационного загрязнения. После очистки основная масса промышленных отходов станет пригодной для дальнейшей переработки в качестве вторсырья, а радиоактивная «грязь» сконцентрируется в маленьком объеме, который будет захоронен. Например, отходы, которые могут гореть, подвергаются сжиганию при температуре в 1000 градусов, после чего остается небольшая горстка радиоактивной золы. Металлолом переплавляется при температуре 1600 градусов – в результате чистый металл пригоден для дальнейшего использования, а радиоактивный шлам подлежит захоронению. Все системы оснащены очень мощной многоступенчатой системой очистки дымовых газов, препятствующих выходу вредных веществ в атмосферу.

Таким образом, на Белоярской АЭС обеспечен необходимый уровень безопасности при хранении и подготовке к вывозу ОЯТ реакторов АМБ и подготовке к выводу из эксплуатации энергоблоков №№ 1 и 2.

Финансирование процесса вывода из эксплуатации осуществляется из собственных средств атомной энергетики, зарабатываемых текущей деятельностью. С 1995 г. Минатом принял решение о создании резерва на покрытие расходов по снятию с эксплуатации АЭС и установил сумму отчислений в размере 1,3% от объема продукции, реализуемой АЭС в процессе работы. С 2002 г., после введения новой редакции Налогового кодекса, эти отчисления составляют 1,3% от выручки, полученной АЭС от реализации продукции. В настоящее время средства, накопленные ОАО «Концерн Росэнергоатом» по этим отчислениям, покрывают затраты на подготовку и вывод из эксплуатации четырех энергоблоков на Белоярской и Нововоронежской АЭС, а также частично на подготовку к выводу из эксплуатации восьми энергоблоков первых поколений на Билибинской, Курской и Ленинградской АЭС. Для подготовки к предстоящему выводу из эксплуатации других энергоблоков разрабатываются дополнительные механизмы накопления средств в целевом резерве Концерна, а также способы управления ими, призванные защитить их от инфляции на длительный период ожидания.

Всего в мире к настоящему времени в разных стадиях вывода из эксплуатации находятся 110 атомных энергоблоков. В странах – мировых лидерах по количеству эксплуатируемых АЭС (США, Франция, Япония) накоплен определенный опыт в сфере вывода из эксплуатации, и международное сотрудничество как на правительственной (МАГАТЭ) так и на неправительственной (ВАО АЭС) основе способствует совместному решению этих вопросов.

Валерий Лебедев, начальник реакторно-турбинного цеха-1 Белоярской АЭС