Как заканчивается жизненный путь АЭС на примере Игналинской станции

в 19:51, , рубрики: АЭС, Научно-популярное, ОЯТ, радиоактивные отходы, Энергия и элементы питания, метки:

Двухблочная Игналинская АЭС, расположенная в Литве — это вторая полностью остановленная АЭС с РБМК (после Чернобыльской). Реакторы были окончательно заглушены здесь 31 декабря 2004 и 31 декабря 2009, и с тех пор идет вывод АЭС из эксплуатации (за этим эвфимизмом подразумевается разборка, захоронение радиоактивных остатков и зачистка промышленных сооружений до «зеленой лужайки»). Этот проект (вывода) — фактически пилотный для РБМК, и опирается на несколько ключевых технологических цепочек, из которых одна из самых важных — этот завод B234, испытания которого начались в мае 2017 года.

image
Игналинская АЭС

В отличии от Украины, у Литвы и особенно, у стоящего за идеей вывести из эксплуатации 20-летние реакторы Евросоюза, деньги на вывод есть, во всяком случае часть их. Тем не менее процесс вывода Ингалинской АЭС, довольно стройный на бумаге, уже превратился в мыльную оперу. Поскольку с 2019 года подобную работу придется проводить и Росатому (вывод 1,2 блока Ленинградской АЭС и затем — всех РБМК последовательно), интересно глянуть на технологии, решения и проблемы, возникшие вокруг Игналинки.

image
Процесс перегрузки ОЯТ из мокрого хранилища в контейнер CONSTOR, Игналинская АЭС.

В целом процедура «немедленного разбора» (т.е. станцию начинают разбирать, фактически, через месяц-другой после остановки, используя эксплуатационный персонал станции) состоит из следующих важных разделов:

  • Выгрузка топлива из реактора, бассейнов выдержки в хранилище ОЯТ для обеспечения ядерной безопасности реактора и реакторного зала с возможностью прекратить подачу охлаждающей воды в реактор и БВ. Кроме штатного ОЯТ, подобные работы надо осуществлять с поврежденным ОЯТ, которое надо пенализировать перед перемещениями и всякими радиоактивными сменными элементами реактора — например дополнительными поглотителями. Вся процедура занимает от 2-3 лет до бесконечности, если с ХОЯТ проблемы.
  • Параллельно начинается демонтаж вспомогательных систем АЭС — например насосных станций, цехов технических газов, в случае РБМК это еще громадное сооружение газовой Системы Аварийного Охлаждения Реактора, генератор с вспомогательными системами.
  • Параллельно подготавливается инфраструктура для будущих среднеактивных радиоактивных отходов (РАО) — это пристанционное или удаленное приповерхностное хранилище, представляющее собой бетонную траншею, засыпанную сверху глиной и грунтом. САО от АЭС будет много, это заметная часть первого контура и систем связанных с реактором.
  • После готовности инфраструктуры можно начинать разбирать элементы АЭС, которые могут нести радиоактивные загрязнения или активацию с сортировкой по уровню активности и попытками отмывки от поверхностных загрязнений. Что удается отмыть до нормативов — идет в металлолом, что нет — в захоронение. До сих пор точно не известно, какой объем захороняемых САО будет от РБМК, что бы с ним определится, необходимо разобрать хотя бы один.

image
Процесс контроля нормативов по радиоактивным загрязнениям металлолома Игналинской АЭС после деконтаминации (очистки поверхности).

Главная проблемы РБМК и множества других графитовых реакторов — это графит. Облученный графит имеет удельную активность около 0,3-1 гигабеккереля на кг, в том числе ~130 МБк/кг нехорошего изотопа С14 с периодом полураспада 5700 лет. Из-за С14, годовой предел поступления в организм по нормам безопасности которого определен в 34 МБк других вариатов, кроме захоронения тысяч тонн графита особо не просматривается, но стоимость этой операции заставляет все же думать, как именно ее можно оптимизировать. В частности, для первых реакторов-наработчиков плутония на «Маяке» «ГХК» и «СХК» было решено залить графитовый остов бетоном — т.е. организовать могильник прямо на месте реактора.

image
Некоторые другие типы реакторов с графитом, у которых тоже возникают проблемы с его утилизацией.

На Игналинской АЭС данный теоретический подход реализовывался практический 1 к 1, во всяком случае на стадии проекта. Вместе с решением об остановке реакторов была разработана программа вывода, которая получила примерно 80% финансов от Евросоюза и остальное обязалась профинансировать сама Литва. План предусматривал строительства на площадке АЭС нового хранилища ОЯТ в контейнерах B1 (моя статья про контейнерные и мокрые хранилища ОЯТ), нового цеха по сортировке и компактификации радиоактивных отходов B234, а также две площадки для РАО — траншейное захоронение для короткоживущих изотопов и РАО очень низкой активности B19 и наземное хранилище B25 для РАО средней и низкой активности с “среднеживущими” (речь идет о сотнях лет до безопасного уровня) изотопами.

image
Внешний вид комплекса переработки отходов B34 (B2 — это отдельно здание, в кадр не попало)

На фоне строительства новой инфраструктуры работы с ОЯТ и РАО (надо понимать, что на АЭС уже существовали и хранилища ОЯТ и хранилища РАО, впрочем рассчитанные только на эксплуатацию, а не на демонтаж) должна была происходить разборка тех самых вспомогательных систем АЭС. При этом решение вопроса с радиоактивным графитом было решено отложить на будущее, пока он будет изъят из реактора и помещен в хранилище.

image
Уже имеющееся рядом с АЭС хранилище расчитано на 120 контейнеров, каждый на 51 ТВС, и на сегодня полностью заполнено.

Контракт на разработку и строительство B1 и B234 в 2005 году получила немецкая Nukem Technologies, на разработку проектов захоронений — различные литовские компании + Areva, разборкой систем АЭС занялся эксплуатационный персонал АЭС.

image
В частности, на фотографиях — результат разборки САОР в здании 117/2

Буквально с первых дней практика перестала походить на теорию. Основные проблемы возникли вокруг хранилища ОЯТ B1, сразу по многим причинам. Nukem испытывал организационные и финансовые проблемы в тот период, атомный надзор Литвы оказался не готов (в плане квалификации своих кадров) разбирать решения немецких инженеров вокруг хранения поврежденного ОЯТ, да еще и информация по поврежденному ОЯТ у станции оказалась фрагментарной и неполной. Первоначально планировавшееся к сдаче в 2009 году (с целью начать загрузку ОЯТ 1 блока после 5-летней выдержки в бассейнах) хранилище было достроено только в 2015 году и только сейчас вводится в эксплуатацию (с целью начать перегрузку в 2018 году). Все эти задержки приводили к неоднократным спорам между АЭС и Nukem.

image
На плане хранилища B1 отмечено фиолетовой рамкой место, где будет выполняться радиационно-опасная работа — закрытие (штатно) и вскрытие (нештатно) контейнеров.
Остальная работа будет возложена на имеющееся «мокрое» хранилище.

Вообще говоря, такой сюжет нередок в атомной промышленности: многие стройки ядерных объектов чудовищно затягиваются (и как следствие — дорожают) из-за сложностей проектирования, которая в свою очередь связана с всеохватностью проблематик, которые должны отслеживать разработчики и их контролеры из атомнадзоров. Характерным примером, кроме Nukem, литовские объекты которого вводятся в строй с 7 летним(!) отставанием и удорожанием в 1,5 раза, является чуть не погубивший Areva 3 блок Олкилуото с реактором EPR-1600, где не очень хороший менеджмент проекта и отсутсвие понимания, как делать проект под жесткие требования финского атомнадзора STUK привели к чудовищным задержкам и перерасходам.

image
Еще про процесс разборки атомных станций, по часовой стрелке — установка для распилки металлолома, ручная деконтаминация поверхностей, установка для очистки жидкостей от радионуклидов с помощью ионнообменных смол, разделка корпуса ЦНД турбины, раздела баллонов высокого давления, камера пескоструйной очистки.

Однако вернемся к объекту B1. Это крытое контейнерное хранилище ОЯТ, предназначенное для перегрузки топливных сборок РБМК (точнее их половинок, т.к. ТВС РБМК имеет длину в 10 метров, и в топливной части представляет собой, фактически, 2 последовательных ТВС на одной подвеске) в контейнеры CONSTOR, каждый из которых вмещает 182 половинки ТВС. Всего на объекте B1 можно поставить 201 контейнер, рассчитанные на 34200 штатных “половинок” и несколько сот поврежденных, которые будут храниться в дополнительных герметичных пеналах.

image

До передачи на хранение в B1 все ТВС, извлекаемые из реакторов (кстати, на АЭС от топлива сейчас освобожден только первый блок, во втором до сих пор остается больше 1000 ТВС в силу отсутствия места в бассейнах выдержки) выдерживаются не менее 5 лет в централизованном “мокром” хранилище, там же разделываются и упаковываются под водой в контейнеры CONSTOR, для чего, кстати, хранилище ТВС приходится модифицировать — краны, узлы установки контейнеров, перегрузочное оборудование (я пишу эту фразу для украинских поклонников мысли, что ОЯТ с любой АЭС можно загружать в любые контейнеры без особых усилий).

В целом хранение в контейнере выполняется по стандартной схеме — корзина из нержавейки с ТВС в герметичной заваренной емкости, наполненной сухим азотом, помещенная во внешний массивный металлобетонный контейнер (для биозащиты). С учетом того, что самые свежие ТВС имеют выдержку уже 8 лет, сложности представляет транспортно-технологические операции по перегрузке ТВС между многочисленными объектами, пеналирование поврежденного ОЯТ, и минимизация дозовой нагрузки персонала во время этих операций

image
Небезинтересный для российских работников АЭС с РБМК кадр, показывающий динамику количества персонала на Игналинской АЭС в процессе разборки

Однако это в теории. Так, например, первый вариант контейнера CONSTOR для ХОЯТ B1 был забракован по характеристикам биозащиты, после чего производитель (немецкая фирма GNS) вынужден был разрабатывать и лицензировать еще одну версию, что внесло свою лепту в задержку запуска B1.

Всего на Игналинской АЭС на сегодня около ~22000 ТВС ОЯТ (т.е. 44000 половинки) и оставшаяся часть будет хранится в другом сухом хранилище ОЯТ, построенном в 1999 году.

image
Фото мокрого хранилища АЭС от МАГАТЭ. Здесь сейчас хранится 15000 ТВС, хотя как мне кажется, на фото не ТВС а дополнительные поглотители или стержни СУЗ

Литовцы рассматривают возможность окончательного геологического захоронения на глубине >500 метров (как рекомендует МАГАТЭ), но на ближайшие 50 лет, с возможностью продления до 100, видимо, ОЯТ будет хранится в построенных ХОЯТ.

image
К вопросу о сроках хранения — расчетные значения содержания радионуклидов в активированном графите кладки РБМК, в беккерелях на грамм. Горизонтальные линии — допустимые значения, высвобождающие из категории радиоактивного отхода, розовая линия вверху — общее содержание радионуклидов. Видно, что после нескольких десятков лет высвечивания, активность определяется в основном изотопом С14

Второй важный объект — завод по обращению с радиоактивными отходами B234 возник не только для того, чтобы работать со строительными отходами, возникающими при разборке АЭС, но и из-за новой классификации РАО, введенной в ЕС, из-за чего уже имеющийся объем РАО (это фильтры, использованная спецодежда, цементированные ЖРАО и т.п.) необходимо пересортировать и определить в захоронение или на хранение.

image
Общий вид B34. Слева — санпропускник, посередине собственно завод, к которому пристроены промежуточные хранилища низкоактивных отходов (SLW) и среднеактивных (LLW)

Работа этого завода строится на процессах сортировки (неудивительно), сжигания и цементации, компактификации (т.е. прессования, в основном металлолома) и упаковки по контейнерам, которые будут пока храниться на промежуточных хранилищах РАО (входящих в состав B234), до готовности B19 и B25. Интересной особенностью завода является его высокая автоматизация, с использованием знакомых нам роботов Brokk и манипуляторов Walischmiller.

image
Некоторое дистанционно-управляемое оборудования B234
image
image
Проектный облик установки сжигания-компактификации золы и ячейки сортировки для среднеактивных и низкоактивных отходов.

Общий объем отходов, который пройдет через этот завод составляет сотни тысяч кубометров, которые будут разделены на 6 новых классов радиоактивных отходов (A,B,C,D,E,F), впрочем оценки пока предварительные.

image
Оценка общего объема отходов и классы РАО.

Для сравнения, блоки с ВВЭР при выводе дают заметно меньшие объемы РАО и конструкций (к вопросу о «дешивизне РБМК»).

image
Сравнение АЭС с 6хВВЭР-440 и 2 РБМК-1500 по объему генерируемых в процессе вывода отходов.

Что касается процесса разборки оборудования АЭС, то на сегодня этот процесс в основном затронул первый блок (на котором снят статус ядерно-опасного объекта), где разделка оборудования идет темпом ~5-8 тысяч тонн в год. По сегодняшним планам, полная разборка АЭС должна быть завершена в 2038 году, впрочем этот срок уже дважды переносился. Интересно, что администрация АЭС оценивает доход от продажи материалов, получаемых при разборке АЭС всего в 30 миллионов евро.

image
Текущее состояние по разборке АЭС — зеленое то что уже выполнено, красное — процесс идет, желтое — проектирование операций, серое — пока не затронуто.

Опыт Игналинской АЭС интересен его применимостью в России, где до 2030 года начнется разборка 8 блоков РБМК. Учитывая, что Nukem с 2009 года принадлежит Росатому, получается наработка опыта за Европейские деньги, и сейчас этот опыт транслируется в другие структуры Росатома, которые будут выполнять вывод РБМК из эксплуатации. Интересен этот опыт также для потенциального рынка контрактов на вывод различных АЭС из эксплуатации, количество которых будет нарастать.

Автор: tnenergy

Источник

Поделиться

* - обязательные к заполнению поля