2 Мировые практики – Франция
Евгений Адамов: Пять положений, от которых зависит будущее энергетики
Вывод из эксплуатации уран-графитовых реакторов
Реклама
1
Тема номера
От редакции
П
еред вами второй номер
журнала «NuclearSafety.ru – Вызовы и лучшие практики ядерной и радиационной безопасности». Указом Президента России в целях обеспечения права каждого человека на благоприятную окружающую среду в 2013 году проводится Год охраны окружающей среды. Целью Экологической политики ГК «Росатом» является обеспечение устойчивого экологически ориентированного развития атомной отрасли с учетом приоритета ядерной и радиационной безопасности. В этом году Россия впервые выступает как инициатор и донор в международных проектах по обеспечению радиационной безопасности. «Росатом» приступил к реализации Международной программы по рекультивации территорий государств – членов ЕврАзЭС, подвергшихся воздействию уранодобывающих производств. Одним из необходимых условий развития атомной энергетики является создание опытно-демонстрационных центров, с целью разработки подходов и технологий для комплексного решения проблем безопасного вывода из эксплуатации ядерно- и радиационно опасных объектов. Опыт вывода из эксплуатации Промышленных уран-графитовых реакторов должен эффективно оптимизировать вывод из эксплуатации энергоблоков с реакторами типа РБМК. Высокотехнологичная атомная промышленность не стоит на месте: сотни специалистов отрасли объединили свои знания и достигли результатов по восстановлению графитовой кладки реакторов типа РБМК. Также в этом номере: история создания и становления концепции «Ядерная энергетика естественной безопасности» – пять основных положений от ученого и государственного деятеля Евгения Адамова ¤
≈ NuclearSafety.ru
7 Тема номера
18
2013 – год охраны
окружающей среды в России......................................
7
Эксперты Евгений Адамов: Пять положений, от которых зависит будущее энергетики...........
13 Технологии
Вопрос о срочном выводе реакторов типа РБМК больше не актуален...................................
46
13
18
Практики Роль ASN в атомной энергетике Франции ..............................
44
Andra – принцип справедливого и прозрачного подхода ко
55
всем операциям с РАО.......
46
Программы Леонид Качур: «Росатом» приступил к решению проблем наследия «Атомного проекта» на территории ЕврАзЭС........................
55
Редактор Сергей Панов
NuclearSafety.ru – Вызовы и лучшие практики ядерной и радиационной безопасности
Руководитель проекта Денис Морозов Chief@NuclearSafety.ru
Учредитель и издатель: ОАО «ЭНЕРГОПРОМАНАЛИТИКА» (ОАО «ЭНПРАН»)
Главный редактор Варвара Нефедьева Editor@NuclearSafety.ru
Генеральный директор: Дмитрий Чудесников
Выпускающий редактор Надежда Гольст
Дизайнер Милена Кравченко
Куратор проекта Владимир Толстиков
Научный редактор Валерий Арабкин
Корректор Ольга Решетникова
Эксперты: Смирнов В.М., Стецюк В.Н. Арт-директор Андрей Кудрявцев
61
Тематическое приложение Вывод из эксплуатации уран-графитовых реакторов...............................
61
Новости отрасли........................89
109 Кто есть Кто Биографии экспертов
атомной отрасли.................
115 Фотообзор Lenin :
Icebreaker............................ ППГХО отпраздновало 45 лет........
Перевод ООО «Бюро переводов «Экспримо» Переводчик Сергей Пегов При оформлении издания использованы материалы из общедоступных источников Адрес редакции: 119017, г. Москва, Пыжевский пер., д. 6 тел./факс +7 495 967 3068 www.NuclearSafety.ru
109
115 118
При перепечатке ссылка на «NuclearSafety.ru — Вызовы и лучшие практики ядерной и радиационной безопасности обязательна. Рукописи не рецензируются и не возвращаются. Публикуемые в издании материалы, суждения и выводы могут не совпадать с точкой зрения редакции и являются исключительно взглядами авторов.
Тираж 2000 экземпляров
Журнал зарегистрирован в Федеральной службе по надзору в сфере связи, информационных технологий и массовых коммуникаций.
Подписано в печать 24.09.2013 г.
Свидетельство о регистрации ПИ № ФС77-54452 от 17 июня 2013 г.
Распространяется бесплатно Электронная версия на сайте www.NuclearSafety.ru/Magazine
Отпечатано в типографии ПО «Периодика» Москва, ул. Спартаковская, д. 16 тел. +7 (495) 786-49-46
10 The main topic
26
2013 – Year of
environmental protection in Russia..................................
16
10
Five provisions from which depends the future of energy..............
26
The role of ASN in nuclear
The issue of urgent
industry in France.................
decommissioning is not vital any more................
Evgeny Adamov:
34 Practices
Technology of RBMK-type reactors
Experts
16
34
Andra – the principle of fair and transparent approach to all operations with the radioactive waste.................
58
36
Programs Leonid Kachur: ROSATOM started to solve problems of «Atomic Project» legacy in territories of the EurAsEC........................
58
decommissioning 75 The of uranium-graphite reactors...................... 75
99 Industry news
......
61
112 Who is who
Biographies of atomic industry experts...................
112
117 Photo review Lenin :
Icebreaker.............................
PIMCU to celebrate its 45th anniversary.............
117
118
Content
6
Editorial
Y
ou are holding in your hands
the second issue of the «NuclearSafety.ru – Nuclear and Radiation Safety: Challenges and Best Practices». According to the Presidential Decree, the year of 2013 is declared as the Year of Environmental Protection to provide everybody with the right for favourable environment. The purpose of the Environmental Policy of ROSATOM State Corporation is to ensure environment-friendly development of the nuclear power industry with the priority given to nuclear and radiation safety. This year it is the first time when Russia acts as initiator and donor to the international radiation safety projects. ROSATOM has launched the implementation of the International Program for reclamation of the territories of the EurAsEC states subject to uranium mining's impact. One of the essential requirements for nuclear power development is to facilitate the development of experimental and demonstration centres that will make it possible to work out new approaches and technologies for integrated solution of the problems of safe decommissioning of nuclear and radiation hazardous facilities. The experience of decommissioning the uranium-graphite production reactors should optimize decommissioning of power units with RBMK reactors in the most efficient way. The nuclear industry forges ahead with its advanced technologies: hundreds of nuclear experts have shared their knowledge and achieved inconclusive results to recover the graphite stack of RBMK reactors. Also in this issue: the history of development and evolution of the concept
№2
2013
«Natural safety solutions for nuclear power» – five main concepts from scientist and public official Evgeny Adamov ¤
≈ NuclearSafety.ru
7
Тема номера
2013 – год охраны окружающей среды в России
Я
{
Автор: Варвара Нефедьева
дерная энергетика – основное направление энергопроизводства, удовлетворяющее возросшие потребности в электроэнергии без создания чрезмерных атмосферных выбросов, в отличие от органических видов топлива. Поэтому перспективы развития ядерной энергетики находятся в сфере внимания многих стран. Но вместе с тем растет озабоченность общественности решением экологических проблем, которые накопились за начальный 50-летний период создания атомного проекта.
Селлафилд – атомный комплекс в графстве Камбрия, Великобритания.
8
В
последнее десятилетие большое внимание в мировых международных дискуссиях уделяется экологическим последствиям использования, как ископаемого топлива, так и использования ядерной энергии.
Экологическая программа Госкорпорации «Росатом»: Экологическая программа Госкорпорации «Росатом» разработана и реализовывается на основе положений Конституции и законодательства Российской Федерации, признанных Российской Федерацией норм международного права и положений международных договоров, Основ государственной политики в области экологического развития Российской Федерации на период до 2030 года, Основ государственной политики в области обеспечения ядерной и радиационной безопасности и других основополагающих документов в области обеспечения экологической безопасности. Целью Экологической политики является обеспечение устойчивого экологически ориентированного развития атомной отрасли с учетом приоритета ядерной и ради-
№2
2013
Экологическая программа Госкорпорации «Росатом»
ационной безопасности при сохранении Корпорацией статуса одного из мировых лидеров в области производства и использования атомной энергии, как в мирных, так и в оборонных целях, на ближайшую перспективу и в долгосрочном периоде, при которых организациями отрасли наиболее эффективно обеспечивается достижение стратегической цели государственной политики в области экологического развития – решения социально-экономических задач, обеспечивающих экологически ориентированный рост экономики, сохранение благоприятной окружающей среды, биологического разнообразия и природных ресурсов для удовлетворения потребностей нынешнего и будущих поколений, реализацию права каждого человека на благоприятную окружающую среду, соблюдение требований нормативных правовых и иных актов, регламентирующих отношения и деятельность в области охраны окружающей среды и обеспечения экологической безопасности.
Одними из основных стратегических направлений реализации Экологической политики являются: n практическая реализация мероприятий по обеспе-
чению и повышению экологической безопасности действующих и выводимых из эксплуатации объектов n решение проблем долгосрочного обеспечения безопасности при обращении с РАО и ОЯТ Ядерная и радиационная безопасность является обязательным условием существования и развития атомной энергетики. Госкорпорация «Росатом» считает поддержание и развитие проектов по ЯРБ приоритетной и важной задачей.
В октябре пройдет VII Международный Форум «АтомЭко-2013» Абрамов Александр Анатольевич, заместитель директора по государственной политике в области РАО, ОЯТ и вывода из эксплуатации ГК «Росатом»:
А
томная энергетика – одна из высокотехнологичных отраслей энергетики, которая ставит перед собой задачу безусловной реализации концепции
«нулевого» ущерба, предполагающей полное отсутствие ущерба окружающей среде на любом этапе жизненно-
го цикла использования атомной энергии, от создания объектов использования атомной энергии до вывода их из эксплуатации.
9
Тема номера
Международная площадка – выставка и форум «АтомЭко» открыта для обсуждения вопросов безопасного использования ядерной энергетики. Ежегодное мероприятие собирает участников из разных стран и дает возможность продемонстрировать, что атомная энергетика – безопасный для окружающей среды и человека, а также конкурентоспособный источник получения энергии.
Задачи Международного форума: Провести сравнение ядерной энергетики с альтернативными способами получения энергии, показав плюсы и минусы (гидроэнергетика, нефтегазовая энергетика, угольная энергетика, ветровая, солнечная, водородная) n Представить уровень и тенденции развития экологического менеджмента в атомной отрасли n Продемонстрировать возможность решения накопленных проблем и прогресс в данной области n Продемонстрировать новые подходы к экологическому контролю и мониторингу в атомной отрасли n Продемонстрировать открытость отрасли в области ядерной и радиационной безопасности n Продемонстрировать ответственный подход атомной отрасли к охране окружающей среды на всех этапах жизненного цикла ядерно- и радиационно опасных объектов.
10
2013 –
Year of Environmental Protection in Russia
N
â„–2
2013
{
Author: Varvara Nefedieva
uclear power unlike fossil fuel is the main source of electricity production that meets the increased power demand without significant emissions to the atmosphere. Therefore, the prospects for nuclear power growth are of great concern all over the world. However, there has been a great public concern in dealing with environmental problems that appeared for the initial 50-year period of nuclear industry development.
Sellafield is a nuclear reprocessing site, in Cumbria, England
L
ast decade the international public has paid a great attention on environmental consequences of the use both nuclear power and fossils.
ROSATOM Environmental Policy The Environmental Policy of the ROSATOM State Corporation has been established and implemented pursuant to the provisions stipulated in the Constitution and Legislation of the Russian Federation, international laws and conventions acknowledged by the Russian Federation, national policy in the field of environmental development of the Russian Federation for the period up to 2030, national policy in the field of nuclear and radiation safety, and other fundamental documents in the field of environmental safety. The purpose of the Environmental Policy is to ensure a sustainable environment-friendly development of nuclear
The Environmental Policy of ROSATOM
power industry considering the priority of the nuclear and radiation safety with ROSATOM being one of the world leaders in the field of nuclear power production and use for peaceful and defence purpose in the near and long-term future. Given the above, the industry-related companies are to ensure an efficient achievement of the strategic objective of national policy in the field of environmental development, i.e. dealing with social and economic issues that ensure environment-friendly economy boost, preservation of favourable environment, biodiversity, and natural resources meeting the demands of the living and future generations, as well as enforcement of the right of each human being for favourable environment and fulfilment of the requirements specified in the legal acts and documents regulating the relationships and activities in the field of environment protection and safety.
12
One of the major strategic activities of the environmental policy include as follows: n Implementing activities to ensure and improve environment
safety at the operating and decommissioned nuclear facilities
usewof atomic energy. This annual event attracts the participants from different countries and makes it possible to justify that the nuclear power industry is a safe (both for environment and human being) and competitive source of power.
The objectives of the international forum are as follows:
n Dealing with issues to ensure long-term environment
safety relevant to radioactive waste and spent fuel handling and optimize their operating life. Nuclear and radiation safety is a mandatory requirement for nuclear power development. ROSATOM State Corporation puts a priority on supporting and developing the nuclear and radiation safety projects. ROSATOM State Corporation has opened the international exhibition and forum AtomEco to discuss the issues of safe
n Compare nuclear power industry with alternative energy
sources providing for its advantages and disadvantages (hydropower, oil & gas power, coal power, wind power, solar energy, hydrogen energy) n Provide for the level and trends in development of
environmental management system in the field of nuclear power n Demonstrate the possibility to deal with the available
problems and progress in this field
In 30-31 of October it will launch the 7th International Forum «AtomEco-2013» Alexander A. Abramov, Deputy Director for Public Policy on RAW, SNF Management and Nuclear Decommissioning:
N
uclear power is one of the power industries
2013
where, given its production features and responsibility for the target results, it is
possible to implement a no hazard concept. It aims
№2
no impact on the environment at any stage of a nuclear facility life cycle, from the construction of a nuclear power plant to its green field decommissioning.
n Show new approaches for environmental monitoring and
inspection in the field of nuclear power n Demonstrate the transparency of nuclear power industry in
the field of nuclear and radiation safety n Demonstrate the approach for environment protection at all
stages of life cycle of nuclear and radiation hazardous facilities.
Вопрос о срочном выводе реакторов типа РБМК больше не актуален
Евгений Романов, генеральный директор «Концерна Росэнергоатом» сообщил, что на все ремонтновосстановительные работы по первому блоку ЛАЭС закладывалось около 7 млрд руб.: «У нас выделялся на ремонт бюджет до 7 млрд руб. Мы считали, что если ремонт обойдется до 7 млрд руб., то для «Росатома» будет это выгодно. Мы уложились в 5 млрд руб.». По его словам, концерн работает над снижением цены ремонта до 1 млрд руб.
В
период с ноября 2012 г. по сентябрь 2013 г. специалистами атомной отрасли был решен вопрос о возможности продления эксплуатации АЭС с реакторами типа РБМК, в условиях ранее предсказанного специалистами НИИ и КБ и начавшегося на практике формоизменения графитовой кладки.
В ноябре 2012 г. приказом Сергея Кириенко, генерального директора ГК «Росатом», ОАО «НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля» был определен головным исполнителем работ по управлению ресурсом энергоблока с РБМК. За ноябрь–декабрь были завершены внереакторные НИОКР в «Электрогорском научно-исследовательском центре по безопасности АЭС» (ОАО «ЭНИЦ»). С 22 января 2013 г. начались работы по оптимизации ремонтных технологий на блоке, и к концу апреля они были завершены. Работа по восста-
РИА Новости
№2
2013
{
Автор: Денис Морозов
Евгений Адамов, научный руководитель «НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля», прокомментировал проведенные работы:
новлению ресурсных характеристик всего объема графитовой кладки и обоснованию безопасности энергоблока во всех регламентных режимах эксплуатации была завершена 3 сентября. Энергоблок №1 Ленинградской АЭС планируется вывести на мощность зимой 2013–2014 гг. Достигнутые уникальные результаты – снижение прогиба каналов в диапазон значений, допустимых по проекту, доказывают, что технология получена и реализована. Эксплуатация реакторов типа РБМК продлена не менее, чем на три года.
«В
результате нейтронного облучения в графите возникает напряжение. При достижении некоторого уровня в графитовых блоках образуются трещины, блок теряет правильную форму, а взаимодействие рядом стоящих растрескавшихся блоков увеличивает локальный прогиб топливных каналов. За этим процессом следил эксплуатационный персонал и когда во время измерений на 1-м блоке ЛАЭС в 2012 г. была обнаружена максимальная величина прогиба 87 мм (при проектной допустимой в 100 мм) были выработаны подходы к восстановлению формы графитовой кладки.
15
Тема номера
На первом этапе эксперименты проводились в г. Электрогорске – был использован стенд из натурных графитовых колонн, на котором ранее была показана невозможность зависимого разрыва каналов РБМК. На стенде одной из организаций космической отрасли были проведены эксперименты, показавшие, что отремонтированная кладка выдерживает без разрушения сейсмонагрузки до 8 баллов. Все технологические операции, отработанные в стендовых условиях, инструмент, оборудование и оснастка были применены при работах на 1-ом энергоблоке ЛАЭС. Искривленный канал надо выпрямить. Для этого сначала надо разрезать графитовые блоки, но разрезать таким образом, чтобы «берега у них сомкнулись». Частично это происходит уже просто потому, что блок был разрезан, частично за счет применения специальных натяжителей. Использованные в проекте натяжители из троса и катушек – очень красивая идея. Когда натяжитель вставляют в расслабленном состоянии, то он приобретает форму изогнутой дуги. Потом его начинают натягивать с усилием до 90 тонн, при контролируемом горизонтальном усилии не более 1,5 тонны. Соответственно, он выпрямляет колонну. После резки блока, вместо круга, в сечении образуется эллипс, канал в графитовой колонне необходимо калибровать, потом чистить от пыли и фрагментов, оставшихся от проведенных работ. Примененные как при резке, так и при калибровке системы отсоса, не только не позволили радиоактивным частицам попасть в воздушную среду, но и в процессе работы улучшали дозовую обстановку на «пятаке» – над реактором в центральном зале. В настоящее время работы по восстановлению геометрии кладки, измерению параметров каналов, закончены. Сейчас идут стандартные работы, которые проводятся после каждого планово-предупредительного ремонта (ППР). Собирается вся технологическая часть, потом будут проведены физические измерения. Потому что уменьшение количества графита немного меняет физические характеристики: в лучшую, кстати, сторону. Особо стоит отметить, какое количество уникальной техники создано в пределах одного года. С учетом объема предстоящих на всех блоках АЭС с РБМК аналогичных работ, наши оценки показывают безусловную экономическую обоснованность их выполнения.
»
В проекте приняли участие: ОАО «НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля»: ключе-
вые руководители Михайлов М.Н., Ухаров С.Г., Петров А.А., Слободчиков А.В.; из НИЦ «Курчатовский Институт»: Штромбах Я.И., Бурлаков Е.В., Тутнов А.А.; от РФЯЦ-ВНИИЭФ: Рябов А.А.; от ОАО «Концерн Росэнергоатом»: Асмолов В.Г., Быстриков А.А.; от Ленинградской АЭС: Кудрявцев К.Г. и Харахнин С.Н.; от ОАО «ЭНИЦ»: Лабыкин И.С., ЗАО «Диаконт»: Федосовский М.Е.; ООО «Пролог»: Шевцов И.А.; от ОАО «НИКИМТАтомстрой»: Попов В.С., Подлипалин М.Ф. и десятки других организаций и сотни специалистов отрасли.
Evgeny Romanov, General Director of «Concern Rosenergoatom» has informed, that on all repair and restoration work on the first block of Leningrad NPP was put about 7 billion rubles: «We stood out on the repair budget of 7 billion rubles. We planed that if repair costs up to 7 billion rubles, for «Rosatom» it will be profitable. It costs 5 billion rubles». According to him, Concern is working to reduce of the cost of repair to 1 billion rubles. RIA Novosti
Фото: Департамент коммуникаций ГК «Росатом»
№2
2013
{
Author: Denis Morozov
The issue of urgent decommissioning of RBMK-type reactors is not vital any more
D
uring the period from November 2012 through September 2013 the specialists of the nuclear industry resolved the issue on the extension of operation of nuclear power plants equipped with the RBMK-type reactors in the environment of earlier predicted by the specialists from R&D institutions and design bureaus and actually started form alteration of the graphite stacking.
In November 2012, following the order of Sergei Kirienko, Director General of the State Atomic Energy Corporation ROSATOM, OJSC «N.A. Dollezhal Research and Development Institute of Power Engineering (NIKIET)» was retained as the main executor of work for life time management of RMBK power generating unit. During November-December R&D works not related to the reactor were completed in the Elektrogorsk Research and Engineering Center for Nuclear Power Plants Safety (JSC ENITS). On January 22, 2013 there started works aimed at the optimization of repair technologies at the block; they were
Evgeny O. Adamov, Scientific Leader at JSC «N.A. Dollezhal Research and Development Institute of Power Engineering (NIKIET)» commented on the executed works:
«A
completed by the end of April. The work related to the restoration of resource characteristics of the whole volume of graphite stacking and justification of the power generation block safety under all the normative operation regimes was completed by September 3. It is planned that the 1st power generation block of the Leningrad NPP will reach its capacity in winter of 2013-2014. Unique results have been achieved: reduction of channels deflection to the range of values admissible according to the design proves that the process has been researched and implemented. Operating time of RBMK reactors is extended by, at least, three years.
s a result of a neutron irradiation tension occurs in graphite. After a certain level is reached cracks appear in graphite blocks, a block looses the correct shape, and the interaction between the neighboring blocks increase the local deflection of fuel channels. Operating personnel watches it, and when in 2012 measurements at the 1st block of LNPP revealed that the maximum deflection reached 87 mm (with the admissible design value of 100 mm) the methods of restoration of the graphite stacking shape were developed.
At the first stage the experiments were performed in Elektrogorsk – a stand with full-sized graphite column was used. At the same stand it was demonstrated that a dependent break of RBMK channels was not possible. At the stand of one of organizations specialized in the space industry the experiments were conducted which demonstrated that the repaired stacking could withstand without a destruction a seismic load up to 8 points. All the technological operations tested at the stands, tools, equipment and accessories were used in the works at the 1st power generation blocks of LNPP. A deflected channel should be straightened. In order to accomplish this operation it is necessary to cut graphite blocks at first in such a manner that «their banks come together». Partially it happens just because the block was cut, partially – by the application of special tensioners. Tensioners containing a cable and spools used in this project represent a very beautiful idea. When a tensioner is inserted in a loose state it obtains the shape of a curved arc. Then they start tightening it with the applied force of 90 tons and controlled horizontal force of not more than 1.5 tons. Accordingly it straightens the column. After cutting of a block ellipse is formed instead of circle in the cross-section. A channel in the graphite column should be calibrated, then cleaned of dust and fragments left after the completion of works. Suction systems used during cutting and calibration not only prevented the radioactive particles from getting into the air, but also improved the dose environment at the «spot», i.e. in the central room above the reactor. At present the works aimed at the restoration of the stacking geometry and measuring channel parameters are completed. Now the routine works are in progress, which are performed after each preventive maintenance campaign. All the technological part is being assembled, then physical measurements will be performed. It is because the reduction of graphite quantity changes physical characteristics a little bit, by the way, in the optimum direction. It should be particularly noted what a number of unique equipment units was created within the limits of one city. Taking into account of the scope of similar works to be performed at all the blocks of NPP with RBMK our estimates demonstrate their unconditional economic feasibility.
»
The following organizations participated in the project:
and
specialists
OJSC «N.A. Dollezhal Research and Development Institute of Power Engineering (NIKIET)»: key managers M.N. Mikhailov, S.G. Ukharov, A.A. Petrov, A.V. Slobodchikov; National Research Centre «Kurchatov Institute»: Ya.I. Shtrombakh, E.V. Burlakov, A.A. Tutnov; Russian Federal Nuclear Center – The AllRussian Research Institute of Experimental Physics (RFNC – VNIIEF): A.A. Ryabov; Rosenergoatom: V.G. Asmolov, A.A. Bystrikov; Leningrad NPP: A.G. Kudraiavtsev and S.N. Kharakhnin; JSC ENITS: I.S. Labykin; Diakont CJSC: M.E. Fedosovsky; Prolog LLC: I.A. Shevtsov; Atomstroy Investment and Construction Concern, JSC: V.S. Popov, M.F. Podlipalin; and tens of other organizations as well as hundreds of other specialists from the industry.
Адамов Евгений Олегович, научный руководитель ОАО «НИКИЭТ»
{
Беседовали: Денис Морозов Варвара Нефедьева
Пять положений, от которых зависит будущее энергетики
№2
2013
Какие сегодня существуют стратегические направления, которые позволят развивать безопасную атомную энергетику?
Прежде всего должен сказать, что ядерная (правильнее, чем атомная) энергетика (ЯЭ) была и остается одной из самых безопасных техногенных областей: следующая сразу после телефонии. Но есть у нее несколько проблем, решение которых необходимо, чтобы ЯЭ стала крупномасштабной: сегодня ее доля в мировом энергетическом балансе около 6%. Первая среди них – исключение
таких последствий аварий, которые оборачиваются массовым стрессом для населения, сопутствующим тяжелым психологическим переживаниям болезням, а также отчуждением из хозяйственного использования значительных земельных территорий. Кроме этого, необходимо окончательно решить проблемы, связанные с высокоактивными отходами ЯЭ. Для крупномасштабной ЯЭ невозможно ориентироваться на использование только 235U, а следовательно, необходимо наконец от разговоров о замыкании ядерного топливного цикла перехо-
дить к его практической реализации. Есть и некоторые другие проблемы, о которых речь пойдет дальше. Поиск стратегических решений развития ядерной энергетики после аварии в США на трехмильном острове (1979 г.) начался примерно в 1984 г. Выдающийся теоретик ядерной энергетики В.В. Орлов пришел ко мне, в то время заместителю директора, главному инженеру Института атомной энергии им. И.В. Курчатова, с идеей реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем. Я отнесся к ней очень холодно, потому что в это время каждый конструкторский и физический институт занимался десятками вариантов реакторных конструкций. Ключевой идеи у реактора на быстрых нейтронах с тяжелым теплоносителем в 1984 г. еще не было. Простая замена воды на свинец ничего особенного не сулила. В 1986 г. произошла авария на Чернобыльской АЭС. Я три месяца проработал
на площадке, возглавляя группы специалистов Курчатовского института, которые сопровождали все правительственные комиссии, начиная с самой первой. Возглавлял правительственную комиссию по ликвидации последствий аварии Б.Е. Щербин. Он был в Чернобыле первым из дежурных руководителей этого уровня, но довольно недолго, и в связи с ограничениями по здоровью в течение всего периода выполнения работ на площадке не появлялся, но постоянно руководил из Москвы, приехав снова на ЧАЭС только на ввод «Укрытия». Я принимал участие в работах на площадке ЧАЭС, продолжая начатые известным физиком В.Д. Письменным замеры уровня радиации для построения картограммы фактического распределения опасных в радиационном отношении зон с тем, чтобы минимизировать затраты на сооружение
Чернобыльская АЭС. Украина
20
укрытия. Сначала предполагалось укрытием накрыть весь блок – это были бы очень большие затраты. Вместе с В.А. Курносовым мы облазили все конструкции, проанализировали наши картограммы и предложили создать укрытие только для реакторной части здания. Так и было сделано, сократили не только время сооружения и финансовые затраты, но и суммарную дозовую нагрузку, что при ограничении индивидуальной дозы означало возможность уменьшить масштаб привлекаемых к ликвидации людей.
Белоярская АЭС
После аварии на ЧАЭС я был сперва назначен, а когда пришла такая мода – переизбран директором НИКИЭТ, который создавал все первые реакторы в СССР, а в том числе и канальные реакторы РБМК. К 1991 г. мы закончили все работы по повышению безопасности на реакторах типа РБМК, выполнив огромный объем расчетных исследований и экспериментов, используя опыт, который получили непосредственно в процессе ликвидации аварии в Чернобыле, а также анализируя ее причины, в том числе и при физических измерениях зависимости ключевых параметров канального реактора от плотности воды на других блоках ЧАЭС. Для меня, как директора института, создававшего реактор, ставший объектом трагической аварии, вопрос безопасности, естественно, был приоритетным. Мы в компании с В.В. Орловым и
Реактор на быстрых нейтронах
Фото: Департамент коммуникаций ГК «Росатом»
№2
2013
Макет реактора на быстрых нейтронах
И.Х. Ганевым стали размышлять – насколько правомерны те исходные посылки, подходы к обеспечению безопасности реактора, если стала возможной такая авария. А также с учетом предшествующих тяжелых аварий. Мы должны были проанализировать все аварии на атомных объектах. Они начались еще в 1955 г. – на американском экспериментальном реакторе EBR-1 (штат Айдахо, США). При экспериментах с отключением циркуляции теплоносителя (эвтектика Na-K) и ряда блокирующих устройств, а также в результате неверных действий оператора, было расплавлено около 40% активной зоны. Потом реактор был восстановлен и эксперименты продолжались до конца 1963 г. Это такая же по последствиям авария, как в 1979 г. в Тримайл-Айленде в штате Пенсильвания
США, где около 50% активной зоны реактора было расплавлено. Но там уже ничего не восстанавливали. Авария на EBR-1 была засекречена, также как наша Кыштымская авария, хотя она не на реакторе, а в хранилище жидких РАО.
развития ЯЭ РФ на первую половину XXI века», а затем стали основой ядерной части политической Инициативы, с которой выступил Президент РФ В.В. Путин на Саммите тысячелетия ООН. Глава МАГАТЭ М. эль-Барадеи выступил в 2000 г. на ежегодной Ассамблее МАГАТЭ с поддержкой этой программы. Был организован проект ИНПРО, который предполагал международное сотрудничество в реализации плана к 2007 г. построить на площадке Белоярской АЭС реактор БРЕСТ с ПЯТЦ – пристанционным топливным циклом. На
Авария в Виндскейле в Великобритании тоже была засекречена. Там произошла крупная авария на одном из двух графитовых реакторов, с полной потерей блока. Здесь проявился эффект Вигнера – накопление энергии в графите под облучением, которая при определенной температуре высвобождается, разуплотняет графит, он превращается в уголек и горит. Сейчас к перечисленным тяжелым авариям, вместе с Чернобылем, можно добавить аварию на Фукусиме.
одной площадке планировали реализовать все технологические процессы замыкания ядерного топливного цикла на базе реактора на быстрых нейтронах.
В результате нашей работы были выработаны подходы, которые в 2000 г. превратились в одобренную Правительством «Стратегию
По технической сути это и есть проект «Прорыв» в том виде, как он сейчас, с потерей более 10 лет, выполняется.
К
винтэссенцией концепции, получившей название «Ядерная энергетика естественной безопасности», являются пять основных положений.
Первое положение – новый подход к обеспечению безопасности и формированию требований к уровню безопасности.
логическому воздействию на огромные массы людей, и такому экономическому ущербу, который превышает стоимость объекта.
Мы исходим из понимания, что исключить аварии нельзя, но масштаб аварий не должен быть таким, чтобы он приводил к эвакуации, а тем более к отселению людей. Чтобы при максимально возможной аварии терялся только ядерный объект и не загрязнялась окружающая среда. В условиях просторов СССР 30-километровая зона отчуждения земли после аварии на ЧАЭС – не так уж и критично. Для японцев после аварии на Фукусиме это национальное бедствие. Авария не должна приводить к переселению, психо-
Наиболее крупные аварии, состоявшиеся за весь период развития ЯЭ, связаны с двумя сценариями: потеря охлаждения ЯР или ЯМ с остаточным тепловыделением (EBR-1, Тримайл, Кыштым, Фукусима) или контроля над мощностью (Чернобыль). Отказ от воды в качестве теплоносителя, сосредоточение всего контура охлаждения внутри корпуса реактора, исключают возможность потери теплоносителя и аварии первого типа. Предупреждение реактивностных аварий, приводящих
22
к неуправляемому увеличению мощности – использование равновесного режима работы реактора. Когда обеспечивается равновесие между выгорающими делящимися изотопами и вновь нарабатываемыми. Нет необходимости на стержнях управления держать огромный запас реактивности, пусть и с малой вероятностью, но способный привести к новому Чернобылю. Именно это предложение В.В. Орлова решает проблему аварий чернобыльского типа. Оба решения для исключения тяжелых реакторных аварий являются основой реакторной части концепции ЯЭ естественной безопасности и проекта «Прорыв». Исключение самих предпосылок аварий, опора на природные законы, а не инженерные меры, удорожающие стоимость АЭС, является содержанием реакторной технологии ЯЭ естественной безопасности.
№2
2013
Второе положение – полноценное использование природных ресурсов.
Используется сегодня в ЯЭ лишь 0,7% уранового сырья, потому что 235-го изотопа в руде около 0,7%. Но ЯЭ с самого начала предполагала использовать весь уран, а не только 235-й изотоп. Для того чтобы использовать сырье полностью, нужен плутоний, получаемый в результате воздействия нейтронами на 238U, который замещает в реакторе делящийся изотоп 235U. Для получения в результате цепной реакции ядерного горючего (Pu) не меньше, а больше, чем сгорело 235U, лучше всего подходят реакторы на быстрых нейтронах. Нужна одна первичная загрузка урана или плутония на весь жизненный цикл, а затем только подгружать природный уран. Можно даже обедненный уран, когда из него вытаскивают 235-й изотоп. Наши технологии позволяют это делать лучше, чем в США или в Европе, почему урановое сырье к нам и везут с Запада на дообогащение. К нам везут не отходы, как очень часто утверждают недобросовестные или малообразованные, но очень амбициозные кри-
тики. Везут урановое сырье, из которого на Западе уже выделили часть 235U, чтобы дообогатить на наших заводах, оплачивают эту высокотехнологичную услугу, а еще у нас остается 238 уран – это сырье будущей энергетики, при замыкании топливного цикла с реакторами на быстрых нейтронах. Такой реактор работает на Белоярской АЭС, но, к сожалению, начатая там работа не была закончена с точки зрения замыкания топливного цикла. Он по-прежнему работает на двуокиси урана, на которой работают и ВВЭР и РБМК, а замыкания топливного цикла не организовано. Третий концептуальный элемент – ОЯТ – «отработанное», а лучше «облученное» ядерное топливо.
Я даже активно вводил в законодательство этот термин «облученное ядерное топливо», но все переиграли обратно. Преимущество нового термина – восприятие. Если «облученное», то не ассоциируется с бесполезными отходами, если «отработанное», то это воспринимают как отходы, которые нужно так или иначе утилизировать, захоранивать. В английском языке используется термин Spent Fuel – использованное топливо. В этом случае оно не ассоциируется с бесполезными отходами.
С давних пор для ОЯТ рассматривают на практике т.н. «отложенное решение» – долговременное хранение. Топливо выдерживают в охлаждающих бассейнах, загружают в контейнеры, сначала хранят рядом со станциями, потом оно должно быть помещено в долговременное или окончательное хранилище. В Европе такое хранилище было построено в Германии – Горлебен, в Америке – Юкка-Маунтин. В Швеции построили хранилище под морем. Но никто пока не сумел обосновать возможность использования таких хранилищ как окончательного решения проблемы ОЯТ.
В последние годы лопнули два проекта – и Горлебен, и Юкка-Маунтин. В Америке брали одну десятую цента с каждого киловатт часа, произведенного атомными станциями, на окончательное решение по захоронению РАО. Теперь уровень отчислений оказался под вопросом, так как он был рассчитан, исходя из столетнего периода до окончательного захоронения. А если это бесконечный срок, то бери хоть тысячную цента, бесконечный срок – бесконечные затраты. Решение для ОЯТ в рамках ЯЭ естественной безопасности – переработка и возвращение делящихся и долгоживущих изотопов для энергопроизводства и трансмутации в быстрые реакторы. Задача в «Прорыве» поставлена таким образом, чтобы пережигая эти изотопы в быстром реакторе, мы получали для окончательного захоронения отходы, захоронение которых не меняет природный радиационный баланс Земли.
Поставленная мной в конце 80-х гг. прошлого столетия задача по реализации радиационно-эквивалентного обращения с ядерными материалами, впервые была решена в расчетах известного физика И.Х. Ганева. Именно ему принадлежит идея рассматривать баланс в условиях замыкания топливного цикла с учетом не только урана, но и всех радиоактивных изотопов, соизвлекаемых с ураном из Земли. В дальнейшем эти подходы были развиты А.В. Лопаткиным и опубликованы в 90-е гг. в ведущих отечественных и зарубежных научных изданиях, докладывались на крупнейших международных конференциях, защищены им недавно в качестве докторской диссертации. Четвертый концептуальный элемент – технологическое укрепление режима нераспространения ядерного оружия.
Более 40 лет назад был подписан договор о нераспространении ядерного оружия (NPT).
Подписание его государствами-участниками – одна из фундаментальных основ нераспространения. МАГАТЭ осуществляет контроль, проводит инспекции по запросу ООН – второй фундамент NPT. Эти два механизма (политический и контрольный) призваны сдерживать процесс нераспространения. Несмотря на наличие NPT и инспекций, целый ряд государств создал ядерное оружие (ЯО) – Индия, Пакистан, ЮАР, вероятно и Израиль. Эти два механизма оказались недостаточными, чтобы предотвратить распространение ЯО за пределы стран – членов «Ядерного клуба». Можно что-то делать, чтобы усилить режим нераспространения, но нельзя повернуть события вспять: ЯО больше не является секретом и его основные технологии хорошо в мире известны. Нельзя запретить образование, а на его основе можно сегодня относительно легко создать пусть и несовершенные, но ядерные взрывные устройства. Даже страны со слабой экономикой, как, например, КНДР, это демонстрируют. Нераспространение технологически можно усилить, при понимании, что ключевые оружейные технологии (обогащение урана и выделение чистого плутония из ОЯТ) были восприняты ЯЭ просто потому, что уже находились в руках. Для атомной бомбы нужны были обогащенный уран и плутоний. И ту, и другую технологии создали и уже затем использовали их для ЯЭ. А теперь поставьте обратный вопрос – нужны ли непременно обогащение урана и выделение оружейно-чистого плутония для ЯЭ? Нет, не нужны. Но только в том случае, если вы используете замыкание ядерного топливного цикла на базе реакторов на быстрых нейтронах. Отказавшись от обогащения урана и выделения чистого плутония из ОЯТ вы разделяете
24
оружейные и энергетические технологии и не только технологически укрепляете режим нераспространения, но и упрощаете режим контроля. Вместо посылки инспекций могут быть включены механизмы дистанционного контроля, например, со спутников. Последний, но не по важности, а по перечислению тезис – ядерная энергетика нужна не по любой цене.
Она нужна только тогда, когда экономически конкурентоспособна. В «Прорыве» в этом отношении мы можем пока говорить только о намерениях – мы ставим эту цель, но достижение ее не так просто. Сегодня, к сожалению, все что строится в атомной отрасли, причем не только в нашей стране, грозит потерей конкурентоспособности ЯЭ. Вот все пять подходов-условий. Наука, в основном, была сделана до 1998 г. Затем в 2000 г. появились Стратегия и Инициатива нашего
Президента. Но начиная с 2002 г. все начинания были спущены на тормозах. Только с приходом команды С.В. Кириенко проект получает возможность восстановиться после принятия Федеральной целевой программы (ФЦП) в 2010 г. В 2013 г. ФЦП была откорректирована с тем, чтобы разрозненные проекты собрать для получения практического результата. Проект получил новое рождение на государственном уровне. Бюджетных средств будет затрачено ровно столько, сколько и предусматривалось при утверждении ФЦП. Результат планируется принципиально иной: получить к 2020 г. не просто научное и технологическое подтверждение возможности реализации ЯЭ естественной безопасности, но и продемонстрировать ее на опытно-демонстрационном объекте на площадке Сибирского химкомбината, одном из промышленных лидеров нашей отрасли. Рядом находится и Томский политехнический университет, что немаловажно, так как обеспечивает хорошую возможность выращивать новые кадры для новой ЯЭ.
Работа по спасению реактора РБМК Реактором РБМК я начал заниматься в 1970-е годы, когда стал заместителем директора и главным инженером, сначала Отделения ядерных реакторов, а затем и ИАЭ им. И.В. Курчатова. Работами по канальным промышленным и энергетическим реакторам в ИАЭ, в то время, руководили Е.П. Кунегин и А.Я. Крамеров. За ввод в эксплуатацию одного из блоков ЛАЭС я был в 1982 г. награжден орденом «Знак Почета».
№2
2013
Нам с коллегами пришлось трижды спасать половину нашей ЯЭ. Потому что АЭС с реакторами РБМК и до сих пор обеспечивают практически половину энергопроизводства ЯЭ. Сейчас, правда, уже меньше – больше реакторов ВВЭР построено. Первый раз нам пришлось спасать РБМК после Чернобыльской аварии в 1986 г. от собственного Политбюро. Решение об их закрытии уже почти было принято. Я пришел к руко-
водителю правительственной комиссии по ликвидации последствий чернобыльской аварии Б.Е. Щербине, зампреду Совмина СССР, с доводами, что такое решение принимать нельзя. Закончилась эпопея тем, что в НИКИЭТ, который я тогда возглавил, в ИАЭ им. И.В. Курчатова и проектных институтах в кратчайшие сроки были выполнены работы по повышению безопасности на
АЭС с реакторами РБМК. Отделившиеся от СССР Украина и Литва ушли со вполне безопасными по мировым меркам АЭС с РБМК. Уступив западному давлению, прекратив эксплуатацию АЭС, они нанесли огромный ущерб своей экономике.
вод: «Безопасность АЭС, построенных по советским проектам, аналогична безопасности западных станций тех же лет постройки». В результате проект, который
Второй раз, когда оказывали международное давление на президента России Б.Н. Ельцина
Третий акт спасения – в 2012 г., когда в
В 1992 г. Б.Н. Ельцин был приглашен на встречу тогда еще «Большой семерки» в Мюнхене с целью заставить его закрыть все блоки, построенные по советским проектам, но как минимум АЭС с РБМК. Мы об этом узнали заблаговременно. Я пришел к Борису Николаевичу и посоветовал ему согласиться с тем, что надо закрыть «самые небезопасные станции в мире».
А чтобы понять, какие наиболее опасны – провести международную экспертизу. Было очевидно, что английские АЭС в наименьшей степени соответствовали позднейшим требованиям безопасности, поскольку их сооружение намного опередило по времени формирование таких норм. Ельцин отправил меня в Великобританию и Италию работать с шерпами, которые готовили Мюнхенскую встречу. На «семерке» Б.Н. Ельцин рискнул и сделал такое предложение, его поддержали, так как западные лидеры с ходу не поняли, чем дело могло кончиться: после Чернобыля все были уверены, что наши АЭС самые плохие. Был создана рабочая группа. Мне поручили руководство этим проектом от России, Украины, Казахстана и Литвы. Группу западных специалистов возглавлял Джордж Тайрор, который начинал свою карьеру с участия в комиссии по расследованию Уиндскейлской аварии в Англии, той самой, где проявился эффект Вигнера (1957 г). В итоге проекта был согласован общий вы-
был направлен на закрытие станций в России, получил противоположный результат.
результате неточной оценки ситуации, связанной с формоизменением графитовой кладки, были подготовлены решения по прекращению работы АЭС с РБМК ранее сроков, обоснованных для продления их эксплуатации. Возникла опасность, когда вместо последовательного с 1998 г. наращивания энергопроизводства на АЭС РФ, этот уровень начал бы снижаться. Глава Госкорпорации С.В. Кириенко принял наши предложения, и мы (НИКИЭТ) получили мандат на решение этой проблемы (16 ноября 2012 г. был подписан соответствующий приказ). К концу декабря были закончены работы на стендах. А уже 22 января 2013 г. были начаты работы непосредственно на 1-м блоке ЛАЭС. 3 сентября 2013 г. было закончено восстановление ресурсных характеристик всего объема графитовой кладки на первом блоке Ленинградской АЭС. На сегодняшний
день ни одного канала с прогибом больше 50 мм не осталось: современное обоснование позволяет работать с прогибами до 119 мм. В ноябре 2013 г. первый блок будет запущен. Эксплуатация реактора продлена не менее, чем на три года, но полагаю, что и до исчерпания ранее установленного проектного ресурса в 45 лет может быть обеспечена. Реакторы могут работать на номинальном (100%-ном) уровне мощности, а с течением времени приносить пользу при последовательном снижении этого уровня, но с сохранением всех параметров безопасности. Подробнее о работах на РБМК читайте на стр. 14
Evgeny O. Adamov,
Scientific Leader at JSC «N.A. Dollezhal Research and Development Institute of Power Engineering (NIKIET)»
{
Interviwed: Denis Morozov Varvara Nefedieva
Five provisions from which depends the future of energy
№2
2013
What are strategic areas, which allow developing safe nuclear power, exist today? First of all, I must say that nuclear (atomic would be more appropriate) power engineering has been and remains one of the safest manmade industries, the one after telephony. But it has several problems which need to be solved for it to become large-scale; its today’s share in the world energy mix is about 6%. The first among them is to rule out such accident consequences, which turn out to be a massive
stress for the public, illnesses that accompany severe psychological emotional stresses, as well as alienation of large territories ceased for practical use. Besides, the problems associated with high-level radioactive waste of nuclear power have to be ultimately resolved. It is impossible for the large-scale nuclear power to focus on 235U only; therefore, it is necessary at last to shift from words about closing the nuclear fuel cycle to its implementation. There are other problems, which will be dealt with here below.
The search for strategic solutions of nuclear power development after the Three Mile Island accident in the USA (1979) started in 1984 or so. A prominent nuclear power theoretician V.V. Orlov approached me with the idea of a lead-cooled fast neutron reactor. At that time I had the post of chief engineer at the I.V. Kurchatov Institute of Atomic Energy. I took the idea very frigidly, because at that time each engineering and physics institution was after dozens of reactor design options. There was no a key idea of the heavy-metalcooled fast neutron reactor in 1984 yet. The simple change of water with lead promised nothing special. In 1986 the accident at Chernobyl NPP happened. For three months I worked on
the site heading teams of specialists from the Kurchatov Institute who accompanied all governmental commissions starting from very first one. The governmental commission for elimination of the accident consequences was led by B.Ye. Shcherbina. In Chernobyl he was the first of senior officials «on duty» but not for long. Due to his health restraints he didn’t appear on the site during the entire work period but he was marshalling from Moscow and came to Chernobyl NPP again only when the Shelter was commissioned. I took part in the work on the Chernobyl NPP site, continuing radiation measurements that had been started by a well-known physicist V.D. Pismenny to compile a map of factual distribution of radiation-hazardous zones to minimize the Shelter construction costs. Initially, the suggestion was to shelter the entire power unit, but those would have been huge expenditures. Together with V.A. Kurnosov we climbed round all structures, analyzed our maps and proposed to erect the shelter for the reactor section of the building only. That was done; at that not only construction time and financial costs were reduced but also the total dose burden
The Chernobyl NPS, Ukraine
27
Тема номера
The Beloyarsk NPS
that meant that if the individual exposure dose were limited, less people could be involved in the elimination operations. After the Chernobyl accident I was first appointed and then, when that trend appeared, reelected the director of NIKIET, which developed all first reactors in the USSR, including the channel-type RBMKs. By 1991 we had finished all activities to improve safety of RBMK reactors, having carried out extensive calculation studies and experiments using the experience we gained directly during elimination of the accident in Chernobyl as well as through the analysis of its causes, including physical measurements of the dependence of key parameters of a channel-type reactor on water density at other reactors of Chernobyl NPP. For me, as the director of the institute, which created the reactor that became the object of the tragic accident, the issue of safety was naturally a priority. Together with V.V. Orlov and
I.Kh. Ganev, we were thinking as to what extent the initial reactor safety prerequisites and approaches were true, if such accident had become possible, given the previous severe accidents.
â„–2
2013
Model of the fast breeder reactor
The fast breeder reactor
We had to analyze all accidents happened to nuclear facilities. They started as far as 1955, i.e. at the U.S. experimental reactor EBR-1 (Idaho, USA). During experiments involving shutdown of the coolant circulation (Na-K eutectic) and a number of interlocks, as well as a result of erroneous actions of the operator, some 40% of the reactor core melted. Then the reactor was restored and experiments continued until the end of 1963. In terms of consequences this is the same accident as that at Three Mile Island (Pennsylvania, USA) where about 50% of the reactor core melted. But they restored nothing there. The EBR-1 accident was classified the same way as our Kyshtym accident was, though the latter took place in the liquid radwaste storage but not in the reactor. The accident in Windscale in the United Kingdom was classified as well. There was a large-scale accident at one of two graphite-moderated reactors that involved the total loss of the power unit. It features the Wigner
effect where energy is accumulated in graphite under irradiation and is released at a certain temperature; it makes graphite less dense, the material turns into coal and burns. Now, Fukushima can be added to the above listed severe accidents along with Chernobyl. Our work resulted in approaches, which in 2000 grew into the «Russia’s Nuclear Power Development Strategy in the First Half of the XXI Century» approved by the Government, and then they became the basis of the nuclear section of the political initiative Russia’s President V.V. Putin put forward at the UNO’s Millennium Summit.
In 2000 head of the IAEA M. ElBaradei supported this program in his address to the annual General Conference of the IAEA. The INPRO project was launched, which meant the international cooperation for implementation of the plan to build BREST reactor with the onsite nuclear fuel cycle at the site of Beloyarsk NPP by 2007. The plan was to deploy all processes related to the closing of the nuclear fuel cycle based on fast neutron reactors on the same site.
In the technical sense, this is the project «Proryv» (breakthrough) as it is being carried out now, but has lost more than 10 years.
T
he quintessence of the concept titled «Inherently Safe Nuclear Power» is five fundamental provisions.
First: A new approach to safety and formulation of the safety level requirements.
We proceed from the understanding that accidents cannot be ruled out, but a scale of accidents should not be as such as leading to evacuation, moreover, resettlement. So that in case of a maximum plausible accident only the nuclear facility is lost and the environment remains uncontaminated. Given the vast territories of the USSR, the 30-kilometer seclusion zone after the accident at Chernobyl NPP was not so a critical issue. For the Japanese, after the Fukushima accident, this is a nation-wide disaster. An accident should not lead to resettlement, psychological impacts on huge crowds of people and an economic loss, which exceeds the facility cost. The largest accidents that have occurred over the entire nuclear power development
period associate with two scenarios, i.e. loss of coolant at the nuclear reactor or nuclear material with residual heat release (EBR-1, TMI, Kyshtym, Fukushima) or loss of power control (Chernobyl). Abandonment of water as the coolant and consolidation of the entire cooling circuit inside the reactor pressure vessel excludes a possibility of loss of coolant and an accident pertaining to the first type. Prevention of reactivity accidents that lead to uncontrolled power excursion is reached through the use of the reactor equilibrium operation. It is where equilibrium of burnt up fissile isotopes and newly produced ones is maintained. There is no need to keep a large reactivity margin with the control rods, which is capable of leading to a new Chernobyl, though with a low probability. It is the V.V. Orlov’s proposal that solves the problem of Chernobyl-type accidents. Both solutions aimed at excluding severe reactor accidents are the basis the reactor-related part
30
of the inherently safe nuclear power concept and the project «Proryv» rest upon. Ruling out the accident prerequisites themselves and relying on natural laws rather than engineered features, which make NPP more costly, are the essence of the inherently safe reactor technology. Second: the full use of natural resources. Today, nuclear power utilizes just 0.7% of uranium feed because there is about 0.7% of 235U isotope in the ore.
№2
2013
But from the very beginning nuclear power intended to utilize all uranium, not only 235U isotope. To use the feed in full, one needs plutonium, which is produced through neutron impacts on 238U, which replaces fissile 235U in the reactor. Fast neutron reactors are more suitable to produce by the chain reaction more nuclear fuel (Pu) than the burnt amount of 235U. Only one initial charge of uranium or plutonium is needed for the entire lifecycle, and then just add natural uranium. It is possible to use depleted uranium (with extracted 235U isotope). Our technologies make it better than in the USA or Europe; that is why the uranium feed is taken here for reenrichment from the West. What is taken here is not waste as it is often stated by unscrupulous or poorly educated, but ambitious, critics. What is taken here is uranium feed where a part of 235U has already been extracted in the West. It is taken here for re-enrichment at our facilities, and they pay for this hi-tech service, while 238U – the feed for the future power generation – stays with us. It is the feedstock to be used in closing the nuclear fuel cycle with fast neutron reactors. Such reactor operates at Beloyarsk NPP, but regretfully, the work started there has not been completed in terms of closing the fuel cycle. It still operates with uranium dioxide, which is used in both VVERs and RBMKs, and the fuel cycle has not been closed.
Third: SNF is «spent», better «irradiated», nuclear fuel.
I put much effort to introduce this terminology («irradiated nuclear fuel») into the legislation, but they rebounded that. An advantage of the new terminology is perception. If it is «irradiated», it doesn’t associate with useless waste. But if it is «spent», this is perceived as waste to be disposed somehow, to be «buried». The English language uses the terminology «spent fuel». In the upper case it doesn’t associate with useless waste.
The long-standing practice for SNF is the so-called «delayed solution», i.e. long-term storage. Fuel is held up in cooling pools, put in casks and then stored on-site. Later, it should be placed in a long-term storage facility or a repository. In Europe such repository was built in Germany (Gorleben) and in North America it is Yucca Mountain. In Sweden they built a repository under the sea. But so far nobody has been able to justify a possibility of using such repositories as the ultimate solution to the SNF problem. Recently, two projects have collapsed; these are Gorleben and Yucca Mountain. In the U.S. they charged one tenth of cent from each kilowatt of nuclear electricity to pay for the ultimate disposal of radwaste. Now, the charge is doubtful, since it was calculated basing on the period of time comprising one hundred years before the ultimate disposal. If it is eternity, one may ask even for one thousandth of cent: endless time, endless costs. In frames of the inherently safe nuclear power, the SNF problem solution is its recycling and recovery of fissile and long-lived isotopes to be used for energy generation and transmutation in fast neutron reactors. The task of the «Proryv» is formulated so that while
«burning» these isotopes in a fast neutron reactor, we get waste suitable for ultimate disposal, the waste which disposal doesn’t change the natural radiation equilibrium of the Earth.
The problem I formulated in the end of the 1980s as to ensure the radiation-equivalent treatment of nuclear materials, for the first time was resolved by calculations of a wellknown physicist I.Kh. Ganev. That’s he who came up with the idea of considering the equilibrium in terms of closing the nuclear cycle to embrace not only uranium but also all radioactive isotopes, which are extracted jointly with uranium from the Earth. Later these approaches were developed by A.V. Lopatkin and in the 1990s they were published in the leading national and international journals and reported on at the largest international conferences. Recently, they were defended as a doctorate thesis. Fourth: The technological strengthening of the nonproliferation regime.
The Treaty on the Non-Proliferation of Nuclear Weapons (NPT) was signed more than 40 years ago. Signing of this document by the state-parties is one of the fundamentals of the nonproliferation. The IAEA exercises control and conducts inspections upon request of the UNO; this is the second fundamental of NPT. These two mechanisms (political and controlling) are called for to hinder proliferation. In spite of NPT and inspections, a number of states have developed nuclear weapons: India, Pakistan, South Africa and, probably, Israel. These two mechanisms have appeared to be insufficient to prevent the proliferation of nuclear weapons beyond the member-states of the «Nuclear Club». Something can be done to strengthen the nonproliferation
regime, but the events cannot be put back: nuclear weapons are not a secret anymore and their basic technologies are well known across the world. It is impossible to prohibit education, but on its basis today it is relatively easy to build, though imperfect, but nuclear explosive device. Even the countries of poor economy like DPRK demonstrate this.
The nonproliferation can be strengthened by technology, provided it is understood that the key weapons technologies (uranium enrichment and extraction of clean plutonium from SNF) were employed by nuclear power because they already were in hand. Enriched uranium and plutonium were needed for the atomic bomb. First both technologies were created and then used for nuclear power. Now, ask it another way round: does nuclear power by all means need uranium enrichment and extraction of weapons-grade plutonium? No, it doesn’t. The only case is where you employ closing of the nuclear fuel cycle based on fast neutron reactors.
Having abandoned uranium enrichment and extraction of clean plutonium from SNF, you separate weapons and power technologies and not only strengthen the nonproliferation regime in terms of technology but also simplify controls. Remote control mechanisms, for example, by satellites, may be employed instead of inspections. Fifth, the last but not the least: Nuclear power is needed but not at any price.
It is needed only when it is economically competitive. In the «Proryv» we can speak in this regard so far only about intentions; we have set this goal for
32
us but it is not easy to meet. Today, regretfully, everything what is built in the nuclear industry, and not only in this country, threatens nuclear power the loss of competitiveness.
a practical result. The project was reborn at the governmental level. As much budget funds will be spent as exactly allocated when FTP was approved. The result is expected to be totally different: by 2020 there should be
These are all five approaches-conditions. The scientific part was worked through before 1998. Then, in 2000 the Strategy and the Initiative of our President came into view. But starting from 2002, all the undertakings have been soft-pedaled. It was only with S.V. Kirienko’s coming in office that gave the opportunity for the project to recuperate after adoption of the Federal Target Program (FTP) in 2010. In 2013 FTP was updated to consolidate scattered projects and obtain
not only scientific and technological substantiation of feasibility of the intrinsically safe nuclear power but also a demonstration of that at a pilot demonstration facility on the site of the Siberian Chemical Combine, which is one of industrial leaders in our sector. There is also the Tomsk Polytechnic
University. This is important, because it gives a good opportunity of bringing up new professionals for new nuclear power.
The work to save RBMK reactor I started dealing with RBMK reactors in the 1970s when I took the post of the deputy director and chief engineer, first of the Department of Nuclear Reactors and then of the I.V. Kurchatov IAE. The works on channel-type production and power reactors in IAE at that time were led by Ye.P. Kunegtin and A.Ya. Kramerov. In 1982 I was awarded with the Order of the Badge of Honor for commissioning of one of reactors at Leningrad NPP. Together with my colleagues, we had to save half of the national nuclear power for three times, because NPPs with RBMK reactors until now have delivered nearly a half of electricity produced by nuclear power. This share is less today, in fact, because more VVER reactors have been built.
â„–2
2013
For the first time we had to save RBMKs after the Chernobyl accident in 1986 from the domestic Politbureau.
Their closure decision was nearly made. I approached B.Ye. Shcherbina, the head of the Governmental Commission for Elimination of the Chernobyl Accident Consequences and deputy chairman of the USSR Council of Ministers, with arguments that such decision must not be made. That saga ended with NIKIET, which I headed that time, Kurchatov IAE and design institutes, within a shortest time possible, did the work to improve safety of NPPs with RBMK reactors. Ukraine and Lithuania that departed from the USSR left having quite safe, according to world standards, RBMK reactors. Having given way to pressure of the West, having ceased operation of the NPPs, they caused enormous damage to their economies.
The second time was when there was international pressure on President of Russia B.N. Yeltsyn
plants in Russia, produced just the opposite outcome.
In 1992 Boris N. Yeltsyn was invited to a meeting of the Group of, at that time, Seven (G7) in Munich to force him to shut down all reactors built to the Soviet designs, RBMKs as minimum. We were aware of it well in advance.
when an inaccurate assessment of the situation related to shape changes of the graphite stack lead to decisions to shut down NPPs with RBMKs earlier than due dates justified for their life extension. There was a risk that instead of gradual building up (since 1998) nuclear electricity production at Russia’s NPPs, this level would start decreasing.
The third act of salvation was in 2012
I came to Boris Nikolayevich and advised him to agree that it was necessary to shut down «the most unsafe plants in the world».
But to carry out an international review to understand what were the most unsafe ones. It was obvious that the British NPPs were least of all to meet the latest safety requirements, since their construction had been well ahead of time when such standards were formulated. Yeltsyn sent me to the United Kingdom and Italy to work with the Sherpas who were preparing the Munich Summit. At the G7 meeting Yeltsyn took the risk and made such proposal; he was supported, because the western leaders didn’t promptly understand what could be the end of this process. After Chernobyl everyone was sure that our NPPs were the worst ones. A working group was set up. I was charged to lead that project from Russia, Ukraine, Kazakhstan and Lithuania. The team of western experts was led by George Tyror who had started his career as a member of the commission for investigation of the Windscale accident in England, the place where the Wigner effect had taken place (1957). The project resulted in the agreed general conclusion: «Safety of NPPs built to the Soviet designs is comparable to safety of western plants built at the same period of time». As a result, the project,
which was aimed at shutting down the
Head of ROSATOM Sergey V. Kirienko accepted out proposals and we (NIKIET) were granted the mandate to solve this problem (the corresponding order was signed on November 16, 2012). By the end of December the test rig work was completed. And already on January 22, 2013 the work was started immediately at Leningrad NPP Unit 1. The work to restore life time performance of the entire graphite stack of Leningrad NPP Unit 1 was completed on September 3, 2013.
Today, there is no a single pressure tube with bowing in excess of 50 mm; it is currently justified that operation can be carried out with bowing of up to 119 mm. In November 2013 Unit 1 will be restarted. The reactor’s life has been extended for at least three years, but I think its normal operation can be ensured until the end of initially assigned service life of 45 years. The reactors can operate at the design (100%) power level and as time passes they bring benefits while this level will be gradually decreased with all the safety parameters maintained. Read about works at the RBMK-type reactor at page 16
The role of ASN in nuclear industry in France {
Create: Varvara Nefedieva
№2
2013
The French nuclear power industry is composed of a variety of facilities: Nuclear power plants: The 19 nuclear power plants currently operating in France were all built on the same model. All reactors use the same technology in which pressurised water transports heat produced by nuclear reactions. The nuclear power plants consist of 58 reactors, including 34 which individually produce 900 MegaWatts (MWe) of electrical power. There are also twenty 1300 MWe reactors and each of the remaining four reactors provide 1450 MWe. A 1600 MWe European pressurised water reactor (EPR) is currently under construction in Flamanville.
T
he Nuclear Safety Authority (ASN)'s aim is to provide efficient, impartial, legitimate and credible nuclear regulation, recognized by the citizens.
France's first nuclear power plant was built in 1956, but nuclear power did not play an important role in the country's energy sector until the oil crisis of the 1970's. Today, 78.4% of France's electricity, or 450 TWh, is produced from nuclear power. France is also one of the few countries that possess all facilities for converting, enriching, fabricating, processing and recycling nuclear materials. Fuel cycle plants provide all operations for producing nuclear electricity from extracting uranium ore to fuel fabrication and from its use in a reactor to its processing and recycling until its final disposal. These facilities are located at five sites in five different French departments. France has chosen a «closed cycle» strategy for managing nuclear fuel, which means nuclear fuel is reprocessed after use in a reactor. Reprocessing has two objectives: to extract elements (uranium and plutonium) that can be used again for the fabrication of nuclear fuel and to package final waste in a form that is compatible with long-term disposal.
The operators of these facilities have primary responsibility for their safety. Within this framework, ASN monitors that the organization and methods adopted for each facility by the operator are sufficient to assume the responsibility. With regard to both safety and regulations, ASN also monitors overall consistency of industry decisions made concerning fuel management.
About ASN The Nuclear Safety Authority (ASN), an independent administrative authority set up by law 2006-686 of 13 June 2006 concerning nuclear transparency and safety is tasked, on behalf of the State, with regulating nuclear safety and radiation protection in order to protect workers, patients, the public and the environment from the risks involved in nuclear activities. It also contributes to informing the citizens. TSN law improves and clarifies the status of ASN with regard to nuclear safety and radiation protection. The ASN headquarter is located at 15, rue Louis Lejeune92120 Montrouge
Regulations ASN contributes to drafting of regulations, by giving the Government its opinion on draft decrees and ministerial orders, or by issuing technical regulatory decisions. ASN also makes the individual decisions stipulated in the Public Health Code.
Inspection ASN checks compliance with the rules and specifications applicable to the installations and activities within its field of competence. Inspection is one of the primary means of verification available to ASN, which also has appropriate powers of enforcement and punishment.
The nuclear power plants in france
58 reactors at 19 sites Information
In particular through its website www. asn.fr and its Contrôle magazine, ASN informs the public and other stakeholders (local information committees, environmental protection associations, etc), about its activities and the state of nuclear safety and radiation protection in France. In the event of an emergency, ASN assists the Government.It in particular sends the competent authorities its recommendations regarding the civil protection measures to be taken.
ASN regulates of a diversity of activities and installations n 58 nuclear reactors producing most of the electricity consumed in France, as
well as the EPR reactor currently under construction; n all French installations involved in the fuel cycle, from enrichment to reprocessing; n several thousand installations and activities using sources of ionising radiation for medical, industrial or research purposes; n several hundred thousand consignments of radioactive materials shipped nationwide, every year.
ASN’s key figures n More than 470 staff, with close to half of them in the 11 regional divisions n 276 inspectors distributed among the regional divisions and the departments n 75% management level n A total budget of 75,6 million euros, and 84 million euros budgetdevoted to IRSN appraisal work n More than 870 inspections per year on nuclear installations and radioactive material transport n Nearly 1220 inspections per year in the medical, industrial and research sectors. n 10 445 inspection follow-up letters published on the website www.asn.fr
Expert assistance In making certain decisions, ASN calls on the expertise of technical support organisations. IRSN is its main support organisation. ASN also asks for opinions and recommendations from the scientific and technical advisory committees of experts.
{
36
Created: Jelena Bolia, Andra Varvara Nefedieva
Gérald Ouzounian,
Director of Andra’s International Division
Andra – the principle of fair and transparent approach to all operations with the radioactive waste
I
n France each actor of market of RW and SNF has its own field of responsibility and duties and they interact with each other on a regular basis.
№2
2013
The regulation of the waste management in France
«In the spirit of the mutually beneficial cooperation and experience exchanges, which is one of Andra’s key goals on the international scene, we at Andra are confident that with the Memorandum of Understanding, signed with ROSATOM in 2012, a promising cooperation has been launched across the fields where our know-how and long-term expertise in operating disposal facilities can be useful for Russia, with many intense and diverse projects to be developed together. Indeed, with more than 25 years of R&D activities in our Underground Research Laboratory, an impressive amount of experience has been accumulated, which we are keen to share with our Russian colleagues in order to promote a proven, cost-cutting, minimal risk and time –efficient approach in designing, operating and monitoring radioactive disposal facilities, ranging from the surface installations for LILW from deep geological disposal for high and intermediate level waste».
Andra as an industrial and commercial public body was created by the 30th December 1991 Waste Act, before that being a part of CEA (Commissariat for the Nuclear Energy in France) since 1979. Its duties were expanded and clarified, and their funding secured by the 28th June 2006 Planning Act on the sustainable management of radioactive materials and waste, as follows: 1. a R&D mission to propose safe long-term solution for radioactive waste without current disposal system; this mission includes long-term storage, since the 2006 Planning Act, in order to propose interim solutions while final ones are being studied (the long-term storage issue was initially entrusted to the CEA according to the December 1991 Waste Act), 2. an industrial mission concerning, on one hand, waste acceptance criteria and control and, on the other hand, siting, studies, design, construction, operation, closure and monitoring of repositories. This mission includes as well a public service mission in terms of i) collection of waste of the “small-scale nuclear activities” producers or owners (including the so-called “household” radioactive waste, i.e. waste owned by private individuals) and ii) clean-up and rehabilitation of orphan polluted sites, 3. an information mission, notably through the regular publication of the National Inventory of radioactive materials and waste. This mission includes as well an active policy of dialogue with stakeholders both at national and local level (for instance through the activities of the various local information and oversight committees established for every basic nuclear installation or the underground research laboratory).
The market of RW work in France In fact, there is no RW market in France in its pure sense. Andra is appointed by the law as the sole entity in charge of the RW long term management and disposal. AREVA is the industrial company responsible for reprocessing and storage of spent fuel and waste form reprocessing, and the waste producers like EdF, CEA and AREVA and numerous small producers are responsible for the pre-disposal waste treatment and storage. Therefore, each actor has its own field of responsibility and duties and they interact with each other on a regular basis while performing their respective operations. It is an efficient system which allows tracing all RW cycle and the responsible body.
Elements of management of the company Andra’s activity is under the direct control and supervision of the ministers in charge the Environment & Sustainable Development, the Energy, and the Research. Importantly, Andra is independent of the radioactive waste producers, which ensures the fair and transparent approach to all operations with the radioactive waste. The industrial activities of Andra are under the control of the French national safety authority named ASN. The Nuclear Safety Authority (ASN), an independent administrative authority set up by law 2006-686 of 13 June 2006 concerning nuclear transparency and safety (known as the «TSN law») is tasked, on behalf of the State, with regulating nuclear safety and radiation protection in order to protect workers, patients, the public and the environment from the risks involved in nuclear activities.
Andra’s organisation is detailed below: n Headquarters located near Paris with specific divisions relevant to Andra's missions such as the scientific division, the project division, the industrial division (in charge as well of the public service mission), the risk management division (in charge notably of safety, quality and environmental issues and of the National Inventory of radioactive materials and waste) and support divisions as General secretariat (administration, purchase and contract, accounting and control, legal and insurance), human resources division, communication division and international division (which includes a business unit for commercial contracts with foreign organizations),
n The industrial division runs as well, with on-site staff : • the CSM surface repository officially under post-closure monitoring phase since 2003 and located in the Manche district near the AREVA La Hague facility, • the CSFMA surface repository dealing with low– and intermediate-level short-lived radioactive waste and the nearby CSTFA surface repository dealing with very-low-level radioactive waste, both operating in the Aube district, • The Meuse/Haute-Marne Centre CMHM with the Underground Research Laboratory LSMHM located in Bure (Meuse district at the border of the Haute-Marne district) and the Technological Exhibition Facility «Ete» located in Saudron (Haute-Marne district at the border of the district Meuse).
Apart from its statutory governing board, several advisory committees comprising French and foreign experts were created to assist Andra and/or review its work: n the Scientific Council, to review Andra scientific policy, programs and results, n the Advisory Committee for the implementation of the information and consultation plan in eastern France (COESDIC) to site a geological repository, created in 2007 upon Andra CEO's decision and composed of experts in social sciences and public information. This Committee could as well be consulted in the siting of a low-level long-lived waste repository in the framework of the so-called FA-VL project concerning mainly radium-bearing and graphite waste, n the Scientific Orientation Committee (COS) of the LSMHM, created just after the granting of LSMHM license and composed of experts in geosciences to provide advices on the experimental programme carried out at the LSMHM. This committee is chaired by a member of the Scientific Council. n the industrial committee, in charge of reviewing industrial options to be considered for the future facilities, and firstly the Cigéo geological repository project.
The components of financing of company
38 The exploitation of infrastructural objects
The Manche disposal facility (CSM) Andra is financed via several schemes: • Contracts with the waste radioactive producers (EDF, Areva, CEA, hospitals, research centres, etc.), for the disposal of their radioactive waste or to carry out specific studies (HLW waste disposal for example); • A so-called research tax collected by the French Nuclear Safety Authority (ASN) from the radioactive waste producers, for the research works and studies concerning storage and deep geological disposal of intermediate level, long lived and high level waste; • A subsidy from the State, for its public service duties (French National Inventory, collection of radioactive objects from private individuals, clean-up and remediation of sites polluted by radioactivity for which the party responsible has defaulted).
France’s first disposal facility, with a 15 hectare footprint, from 1969 to 1994 received 527,225 m3 of low and intermediate level radioactive waste. It is currently in the monitoring phase, which will last several centuries.
The Aube disposal facility (CSA): n The very low level waste disposal facility (CIRES) This disposal facility with a 45-hectare footprint has a capacity of 650,000 m3. It has been receiving very low level waste since 2003 and will be closed around 2033. It will then be monitored during 30 years. The Cires hosts temporary storage capacities for some long lived waste from non-electronuclear producers and waiting for a disposal solution. n The low and intermediate level waste disposal facility (CSFMA) This facility, with a 95-hectare footprint and a capacity of 1.000.000 m3 of waste packages, is dedicated to low and intermediate level short lived waste. Commissioned in 1992, it took over from the Manche disposal facility, thus taking stock of the experience already acquired. After 60 years operation the facility will be monitored during about 300 years.
The Meuse/Haute-Marne facility (CMHM): n The Meuse/Haute-Marne Underground Research Laboratory The underground Research Laboratory was built at the depth of 490 m for Andra’s research into the feasibility of a deep reversible disposal of intermediate level long lived and high level waste. Its underground drifts allow in-situ studies of a 160-million year old clay layer.
№2
2013
n Technological Exhibition Facility The Technological Exhibition Facility is an opportunity for the public to find out about Cigéo, the reversible deep disposal facility project for intermediate level, long lived and high level waste. It displays models and a variety of robots and industrial prototypes built by Andra to test and validate the technological concepts involved in this facility: concrete package container, handling system, etc. New prototypes are added to the permanent exhibition as and when they are built. n An Ecological library An Ecological library with the function to collect and keep environmental samples at the reference stage of the geological disposal facility, and then to monitor the environment. Along with this facility a sophisticated meteorological monitoring system, with a 100 m high mast, is also installed.
The company’s technologies
I
n France, there is no clearance threshold for the materials coming from any zone, classified as nuclear (where there is a risk of the radioactive contamination). Therefore these materials are considered as radioactive waste according to the French regulations and cannot be recycled and used for conventional purposes, no matter how low their radioactivity is.
The CIRES facility
Disposal sell
Final cover
n Disposal cells for VLLW Disposal cells are excavated progressively, as needed, directly in the clay formation down to a depth of 8 to 8.5 m and are operated in sequence. Cell design has evolved to maximize the disposal volume, and now offers 25 000 capacity. After lining works with a geomembrane, the cells are filled up in a successive waste packages layer (about 10 on average), while void spaces between waste packages are gradually backfilled with a specially formulated sand-gravel mixture. Once filled, cells are covered with anan identical membrane in order to form a continuous and water-tight barrier around the waste. The geomembrane is fully waterproof and is designed to prevent any dispersion of radioactivity and any seepage of external waters (rain, infiltrations) over several decades. A multilayer final cover including clay based materials, biological anti-intrusion barriers and top-soils are finally isolating the disposed waste package and geomambrane fromweathering (frost, draught); burrowing animals, and erosion. n Disposal facility for LILW (CSFMA)
The CSFMA facility
Disposal vault
Cover demonstrator
In order to prevent the dispersion of radioactive elements into the environment, the CSFAM disposal system relies on three confining barriers: the disposal package, the engineered barriers (disposal vaults, underground separation water collecting network, final cover) and the geological environment. Each vault of about 25*20m surface and 8 m height is made of reinforced concrete. Voids between disposed packages are backfilled with concrete or with a sand –gravel mixture. Once filled, the vault cell is closed with a reinforced concrete slab. At closure, the vaults will be capped by a multilayer cover including clay-based and draining layer, an anti-intrusion layer and a top-soil. The final cover will be constructed in the 2050’s. A pilot model of the final cover is operated on site to monitor and compare design options.
40
n The deep geological disposal developed by Andra
The geological repository for HL and IL/LL waste, otherwise known as the Industrial Centre for Geological Disposal Cigéo will include surface installations connected to the underground installations designed for waste disposal purposes. Surface installations will be spread over two sites. The first, with a footprint of the order of 20 ha, will be located directly above the underground installations. It will include the required industrial workshops (1a) for the construction of the repository, administrative buildings and a specific stockpile area for the muck removed during the gradual excavation
of the facility. A second site, located a few kilometres away with a footprint of 100 extra hectares, will include mostly the nuclear installations (1b) where radioactive waste packages will be controlled and conditioned in containers, if required, before being transferred to the underground installations. The second site will also integrate a specific stockpile area for the muck resulting from the opening of the incline. Connecting infrastructures (2) will ensure transfers between surface and underground installations, notably
for conveying staff, transferring disposal containers and worksite machinery, as well as ventilating underground installations. Underground installations (3) will be progressively added as the operation progresses until they reach a total maximum area of about 15 km 2, after about 100 years. Located at a depth of approximately 500m, those installations will consist of specific disposal areas for the different waste categories, as well as connecting drifts and technical installations.
(1а)
(1b)
(2)
№2
2013
(3)
The work with public
The environmental programs
According to the Law of 2006, one of Andra’s missions is to make available to the public relevant information concerning the management of radioactive waste and to participate in the dissemination of scientific and technological culture in that field. Therefore Andra takes its relationship with the public very seriously. It is especially obvious in the regions influenced by Andra’s activity, such as Aube district, where the two operating repositories are located, and Meuse and Haute Marne, the location for the underground research laboratory and likely for the future deep geological disposal for the HLL. In such regions local information committees (politically and financially independent from operators of nuclear plants and Administration) ensure the accuracy and the validity of the information provide by operators to the public and to receive and process their feedback, which is also an essential element of the public relations.
Environmental monitoring
In parallel Andra’s numerous websites, regional newsletters and brochures help the public to stay aware of the latest developments of the technology and of special events related to Andra’s activity. The Open Door Days, organized yearly on Andra’s facilities attract schoolchildren, students and adults alike to give a closeup experience of the operational activities and Andra’s policies on RW management. Regular opinion surveys and active participation at technical exhibitions and public events enhance Andra’s profile as a publicly open and transparent agency.
Before the commissioning each site, during its operation and then afterwards, during the monitoring phase, Andra permanently checks the impact of its activities on the environments, by the means of numerous samples and analyses of the quality of the water, air, soil, fauna and flora. This is a case with both CSA and CSFMA disposal facilities where Andra not only performs yearly monitoring activities as envisaged by the law, but also carries out dozens of additional soil, air and water tests to ensure the safety of the human and the environment. For example, in 2010, more than 1500 radiological analyses were performed in the environmental of the CSTFA and about 11.000 radiological analyses and 2000 physico-chemical analyses in that of the CSFMA. For the Cigéo project (the future reversible deep disposal facility for IL-LL and HL waste), the reading taken and observations made since 2007 have been input into the Perennial Observatory of the Environment (OPE) comprising a biodiversity observatory and an eco-bank for the conservation of samples (plants, insects, soils, etc.). The purpose of this observatory is: n Establishing the initial status of the environment, taking account of the natural variability,
The public debates, imposed by the regulatory framework in France for any large-scale project, are also the means to reach out to the wider society, to inform and to receive some feedback. The process of public debate in France was created in 1995 to provide information and participation of citizens before decisions on development projects or equipment of national interest that may have a significant impact on the environment or on land-use planning. It is managed by a public authority.
n Monitoring and surveillance, as of the construction of the disposal facilities.
For instance, a recently launched public debate for the Creation of Cigéo, the reversible geological disposal facility for High and Long-Lived Intermediate Level Waste in the Meuse / Haute-Marne districts, is necessary to hold before the filing, in 2015, of the request for authorization related to this project. This debate allows Andra to present the progress of the project since 2006, in particular aspects of Cigéo industrial design, its safety, reversibility, implementation and monitoring. The public debate is a real opportunity for Andra to listen and interact with the public prior to the finalization of the application for the authorization and while the project is still evolving.
Cooperation agreements and Memorandums of Understanding are one of the main international collaboration channels through which Andra provides expert assistance to various state institutions such as KORAD, its South-Korean counterpart agency (which already saw implemented engineering and licensing support and the provision of sustained training of Korean engineers), US Ministry of Energy, ROSATOM of Russia and China National Nuclear Corporation and others.
Environmental monitoring will continue well after closure of the facility, for a period in excess of a century.
International experience
Andra has also been active in Japan; following the Fukushima disaster its experts presented the French experience regarding the management of the polluted sites and territories. Poland,
who has recently decided to revive its nuclear programme, has selected the French RAW management model as an example to follow and implement. Visits and presentations were the means to convey the information across to the concerned bodies. On the commercial scene Andra actively participates in various calls for tenders organised by the EBRD and the European Commission for the projects where its know-how and experience in the field of RW management and disposal can prove useful and necessary. The LILW disposal facility design project in Lithuania which was launched in 2009 is carried out by Andra in the partnership of Areva and three Lithuanian companies is nearing its successful completion. Two projects have been undertaken in Ukraine with the purpose of Assistance to Ukrainian authorities to improve and enhance their legal framework in order to define the organisational bases for the RAW management in the country, and the Development of the Disposal options for the various RAW.
№2
2013
As a rule, to propose an optimal package of comprehensive know-how and experience Andra teams up with renown French and foreign companies in order to maximise their combined efforts and to build a solid partnership that would be able to respond efficiently to beneficiaries’ needs and concerns.
The prospects of company’s development New challenges for Andra: n To preserve rare repository resources
Radioactive waste repositories are rare resources, with limited capacity that needs to be preserved. Reducing volumes of waste is therefore one of the main concerns of all operators in this sector. Numerous research projects carried out in the electronuclear sector over the past 20 years have already enabled volumes of waste to be reduced, via various specific measures such as reducing potential waste source or modifying the methods used to process and optimize conditioning. These different measures have already allowed consignments delivered to the VLLW repository to be reduced overall several years, thereby prolonging its lifetime with no change in capacity.
On the other hand, the repository space in the VLLW repository is filling up faster than expected. The National Plan 2010-2012 calls on the various operators to take steps to reverse this trend, which include studying recycling of metal VLLW in the nuclear sector. The State has also given funding to Andra to develop Innovative solutions under the Future Investment Programme. n To prepare the construction
of the first deep repository in clay The law of 28 June 2006 validated the work carried out by Andra since 1991, confirmed deep reversible disposal as the reference solution for HLW and IL-LLW and set new deadlines for the Agency to allow such a centre to be commissioned in 2025. The law also made provision for the application for authorization to create the repository which must be submitted by the end of 2015, to be preceded by public debate. Andra filed its proposals for the location and design of the «Cigéo» industrial geological repository at the end of 2009. An important step in the project was taken when an interest zone
for underground repositories was defined and validated by the government in March 2010. n To optimize management channels
Thanks to a radioactive waste management policy applied in France for several years, 90% of the volume of radioactive waste produced in France has an operational disposal channel and management channels are planned or being designed for the remaining 10%. Although this situation is overall satisfactory, it should not be forgotten that waste management represents a burden on society (economic cost of management, difficulty in finding sites for repositories or the radiological impact of waste processing and disposal facilities, even if it is kept to very low level waste). As the agency responsible for the final disposal channel of radioactive waste, Andra is keen to take an active part in discussions involving all operators in the industry to optimize waste management. In fact, Andra considers that developing collective practices towards greater technical, economic and social efficiency, in compliance with safety requirements, is one way of implementing its public service mission.
Роль ASN в атомной энергетике Франции {
Составила: Варвара Нефедьева
№2
2013
Атомная энергетика Франции включает следующие объекты: Атомные электростанции: в настоящее время во Франции эксплуатируется 19 однотипных АЭС с водо-водяными реакторами, в которых в качестве теплоносителя используется вода под давлением. Всего во Франции эксплуатируются 58 энергоблоков, из которых 34 мощностью 900 МВт, 20 мощностью 1300 МВт и 4 мощностью 1450 МВт. В настоящее время на АЭС «Фламанвиль» строится энергоблок с водо-водяным реактором типа EPR мощностью 1600 МВт.
Ц
ель Агентства ядерной безопасности Франции (ASN) – обеспечение надежного, эффективного, беспристрастного, законного и заслуживающего доверия контроля, признанного общественностью.
Первая атомная электростанция во Франции была построена в 1956 г., однако тогда еще атомная энергетика не играла важной роли в энергетическом секторе страны. Переломным моментом стал 1977 г., когда в стране возник нефтяной кризис. На сегодняшний день 78,4% электроэнергии во Франции, что соответствует 450 ТВт, производится с помощью атомных электростанций. Франция является также одной из немногих стран, где имеются все возможности для преобразования, обогащения, производства, переработки и утилизации материалов, используемых в области атомной энергетики. Предприятия топливного цикла проводят все виды работ для выработки электроэнергии: от добычи урана до производства ядерного топлива и использования ядерного топлива, переработки отработавшего ядерного топлива и окончательного захоронения ОЯТ. Данные объекты располагаются на пяти площадках и подведомственны пяти различным департаментам. Во Франции выбран замкнутый ядерный топливный цикл, при котором ОЯТ, выгруженное из реактора, перерабатывается для извлечения урана и плутония, которые могут повторно исполь-
зоваться для изготовления ядерного
тельство свое мнение по проектам по-
во Франции, а также один строящийся
топлива, а также для упаковки радио-
становлений и приказов министерств
энергоблок с реактором типа EPR;
активных отходов для их долговремен-
или разрабатывая нормативно-техни-
n все французские дивизионы ядер-
ного хранения.
ческие документы. ASN также участву-
ного топливного цикла, от обогащения
ет в разработке отдельных решений,
до переработки;
Операторы объектов использования
предусмотренных в законах о здраво-
n несколько тысяч предприятий, ис-
ядерной энергии несут непосредствен-
охранении.
пользующих источники ионизирующего
ную ответственность за обеспечение
излучения для медицинских, промыш-
безопасности. Ввиду этого, Агентство
ленных или исследовательских целей;
ядерной безопасности Франции (ASN)
Атомные электростанции во франции
контролирует, чтобы организация работ и принятые каждым оператором меры
58
были достаточными для выполнения требований к безопасности. ASN также
реакторов на
19
АЭС
выполняет проверку всех решений по обращению с отработавшим ядерным
Контроль
топливом на соответствие требовани-
Агентство ядерной безопасности Франции (ASN) Агентство
ядерной
безопасности
перевозок радиоактивных материалов ежегодно во Франции.
Основные сведения об ASN n Более 470 сотрудников, половина из которых работают в 11 региональных
ям безопасности, а также применимым нормам и правилам.
n несколько сотен тысяч грузовых
ASN проводит контроль объектов и про-
дивизионах
водимых работ на соответствие приме-
n 276 инспекторов, работающих в
нимым нормам и правилам в пределах
региональных дивизионах и департа-
своей компетенции. Контроль является
ментах
одним из основных способов проверки,
n Руководящее звено составляет 75%
используемых ASN, которое имеет соот-
n Общий бюджет включает в себя
ветствующие полномочия по исполне-
75,6 млн евро, при этом 84 млн евро вы-
нию требований и применению санкций.
деляются в Институт радиационной за-
Франции (ASN) является независимым
Информация
государственным органом по продвижению, развитию и выполнению работ
официальном
проведения оценочных работ n Более 800 проверок ежегодно на
в области атомной энергетики, обра-
На
агентства
объектах использования атомной энер-
зованным в соответствии с законом №
www.asn.fr, а также во французском из-
гии и транспортирования радиоактив-
2006-686 от 13.06.2006 г. для обеспе-
дании Contrôle агентство ядерной без-
ных материалов
чения ядерной прозрачности и без-
опасности Франции (ASN) информирует
n Около
опасности. В его обязанности входит
общественность и других заинтересо-
в медицинском, промышленном и ис-
обеспечение ядерной и радиационной
ванных лиц (местные информационные
следовательском секторах
безопасности с целью защиты персо-
агентства, ассоциации по защите окру-
n 10 445 инспекций в ответ на об-
нала и населения, а также окружающей
жающей среды, и т.д.) о своей деятель-
ращения, опубликованные на сайте
среды от воздействия, связанного с ис-
ности и состоянии ядерной и радиа-
www.asn.fr
пользованием атомной энергии.
ционной защиты во Франции. В случае возникновения
сайте
щиты и ядерной безопасности с целью
аварийной
ситуации
1220
проверок
ежегодно
Техническое содействие
Кроме того, ASN проводит работу с на-
ASN оказывает помощь правительству.
селением. В законе определена роль
В частности, оно направляет уполномо-
Определенные решения принимают-
ASN по обеспечению ядерной и радиа-
ченным органам свои рекомендации в
ся ASN при содействии экспертных
ционной безопасности. Штаб-квартира
отношении мер по защите гражданского
технических организаций. Так, напри-
ASN находится в г. Монруж.
населения.
мер, Институт радиационной защиты и
Нормативноправовая база
ядерной безопасности (IRSN) является ASN контролирует деятельность объ-
основной организацией, оказывающей
ектов использования ядерной энергии:
техническое содействие. ASN также обращается за мнением и рекоменда-
ASN участвует в разработке норматив-
n 58 АЭС, вырабатывающих большую
циями к научно-исследовательским и
но-правовой базы, направляя в прави-
часть электроэнергии, потребляемой
техническим комитетам.
{
46
Подготовлено: Елена Боля, Андра Варвара Нефедьева
жеральд Узунян,
директор международного подразделения агентства Andra:
Andra – принцип справедливого и прозрачного подхода ко всем операциям с РАО
У
каждого участника, отвечающего за обращение с РАО и ОЯТ во Франции есть своя собственная сфера ответственности и обязанности, и они регулярно взаимодействуют друг с другом
Регулирование обращения с РАО во Франции Агентство Andra было создано в качестве промышленного и коммерческого государственного органа 30 декабря 1991 г. на основе Закона о захоронении отходов (Waste Act). С 1979 г. до этого момента оно являлось частью CEA (Комиссариат по ядерной энергии во Франции). Обязанности агентства были расширены и уточнены, а их финансирование обеспечено Законом о планировании по экологически
№2
2013
рациональному управлению радиоактивными материалами и отходами (Planning «Действуя в духе взаимовыгодного сотрудничества и обмена опытом, что является одним из приоритетов агентства Andra на международной арене, мы убеждены в том, что с подписанием с ГК «Росатом» в 2012 г. Меморандума о взаимопонимании началось многообещающее сотрудничество в тех сферах, где наше ноу-хау и долгосрочный опыт в эксплуатации сооружений по захоронению отходов могут быть полезными для России во многих серьезных и разнообразных проектах, которые будут разработаны совместно. Действительно, в течение более 25 лет научно-исследовательских и опытно-конструкторских разработок в нашей подземной научно-исследовательской лаборатории был накоплен огромный опыт, которым мы стремимся поделиться с нашими российскими коллегами для продвижения проверенного, низкозатратного, низкорискового и оперативного подхода в проектировании, эксплуатации и мониторинге захоронений радиоактивных отходов (РАО), в диапазоне от наземных могильников для РАО низкой и средней активности до размещающихся в глубоких геологических слоях захоронений для РАО высокой и средней активности».
Act on the sustainable management of radioactive materials and waste) от 28 июня 2006 г. следующим образом:
1. Научно-исследовательская задача агентства состоит в том, чтобы предложить безопасное долгосрочное решение для РАО, для которых на сегодняшний день не существует систем окончательного захоронения; эта задача, с момента выхода Закона о планировании 2006 г. (2006 Planning Act), включает длительное хранение с целью предложить промежуточные решения, пока изучаются окончательные решения (первоначально решить проблему длительного хранения, согласно Закону о захоронении отходов (Waste Act) от декабря 1991 г., было поручено CEA).
2. Промышленная задача, с одной стороны, стоит в отношении критериев приемки и контроля отходов и, с другой стороны, определении местоположения исследований, проработки, проектирования, строительства, эксплуатации, закрытия и мониторинга пунктов захоронения радиоактивных отходов. Эта задача включает также задачу государственной миссии с точки зрения 1) сбора отходов производителей или владельцев «мелкомасштабной ядерной деятельности» (включая так называемые «домашние» радиоактивные отходы, т.е. отходы, принадлежащие частным лицам) и 2) очистки и восстановления бесхозных загрязненных объектов.
3. Информационная задача, особенно путем регулярных публикаций Национального реестра радиоактивных материалов и отходов (National Inventory of radioactive materials and waste). Эта задача включает также активную политику диалога с заинтересованными сторонами, как на национальном, так и на локальном уровне (например, посредством деятельности различных местных информационных комитетов и комитетов по контролю, созданных для каждого базового ядерного объекта или подземной научно-исследовательской лаборатории).
Рынок обращения с РАО во Франции
n Промышленное подразделение при помощи местного персонала также управляет:
Фактически, рынок РАО во Франции отсутствует. Агентство приятия, отвечающего за долгосрочное обращение и захо-
• наземным пунктом окончательной изоляции РАО CSM, после закрытия официально находящемся в фазе мо-
ронение РАО. AREVA является промышленной компанией,
ниторинга с 2003 г. и расположенным в районе Manche непо-
отвечающей за переработку и хранение ОЯТ и переработку
далеку от объекта La Hague компании AREVA,
различных форм РАО, и такие производители отходов как EdF, CEA и AREVA, а также многочисленные мелкие производите-
• наземным пунктом окончательной изоляции РАО CSFMA, работающим с низко– и среднеактивными коротко-
ли отвечают за предварительную обработку и хранение РАО
живущими РАО и соседним наземным захоронением CSTFA,
до их захоронения. Поэтому у каждого участника есть своя
работающим с очень низкоуровневыми РАО, оба захороне-
собственная сфера ответственности и обязанности, и они ре-
ния расположены в районе Aube,
гулярно взаимодействуют друг с другом. Это – эффективная система, позволяющая отслеживать весь цикл РАО и ОЯТ не-
• Центром CMHM в районах Meuse/Haute-Marne с Подземной научно-исследовательской лабораторией LSMHM,
сущую ответственность организацию.
расположенной в Bure (район Meuse на границе с районом
Andra назначено законом в качестве единственного пред-
Основы управления компанией
Haute-Marne) и Научно-технической выставкой «Ete», расположенной в Saudron (район Haute-Marne на границе с районом Meuse).
Деятельность Andra находится под непосредственным управлением и надзором министров, отвечающих за окружающую
Кроме регулирующего органа, установленного законом для
среду и устойчивое развитие, энергетику и научно-исследо-
агентства Andra, для помощи агентству Andra и/или для
вательские работы. При этом важно, что агентство Andra не
анализа его работы было создано несколько консультатив-
зависит от производителей РАО, что гарантирует справедли-
ных комитетов, состоящих из французских и иностранных
вый и прозрачный подход ко всем операциям с РАО.
экспертов:
Промышленная деятельность Andra находится под контро-
n Научный совет для изучения научной политики,
лем французского агентства национальной безопасности
программ и результатов агентства Andra,
ASN. Агентству ядерной безопасности (ASN), независимо-
n Консультативный комитет для выполнения плана
му административному органу, созданному в соответствии
по информированию и консультациям в восточной Франции
с Законом 2006-686 от 13 июня 2006 г. по вопросам ядерной
(COESDIC) с целью выбора расположения захоронения РАО
прозрачности и безопасности (известному как «закон TSN»),
в геологических формациях, созданный в 2007 г. в соответ-
от имени государства поручено регулирование ядерной без-
ствии с решением генерального директора агентства Andra
опасности и радиационной защиты для предохранения ра-
и состоящий из экспертов в социальных науках и обще-
ботников, пациентов, общественности и окружающей среды
ственной информации. С этим Комитетом можно также кон-
от рисков, связанных с ядерной деятельностью.
сультироваться с целью выбора расположения захоронения
Организационная структура агентства Andra:
долгоживущих низкоактивных РАО в рамках так называемого проекта FA-VL, связанного, главным образом, с радийсодержащими отходами и графитовыми отходами, n Комитет по научному координированию
n Штаб-квартира расположена вблизи Парижа, вме-
(COS – Scientific Orientation Committee) LSMHM, создан-
сте с некоторыми подразделениями, такими как научное,
ный сразу после предоставления лицензии LSMHM и со-
проектное, промышленное (отвечающее также за задачу го-
стоящий из экспертов в сфере геофизических исследо-
сударственной миссии), управления рисками (отвечающее,
ваний для предоставления рекомендаций в отношении
в особенности, за безопасность, качество и проблемы ох-
экспериментальной программы, выполняемой в LSMHM.
раны окружающей среды, а также за Национальный реестр
Председателем этого комитета является один из членов
радиоактивных материалов и отходов) и поддержки, такие
Научного Совета,
как Генеральный секретариат (администрация, закупка и
n промышленный комитет, отвечающий за изуче-
договоры, бухгалтерия и контроль, юристы и страхование),
ние промышленных возможностей, которые должны быть
по работе с персоналом, по коммуникациям, и международ-
рассмотрены для будущих объектов, и, в первую очередь,
ное подразделение (включающее отдел для коммерческих
для проекта Cigéo – захоронения радиоактивных отходов в
договоров с иностранными организациями),
геологических слоях.
48
Источники финансирования
Эксплуатация инфраструктурных объектов Захоронение отходов в районе Manche (CSM)
Агентство Andra финансируется посредством
Первое захоронение отходов Франции, занимающее площадь в 15 гектаров, с
нескольких схем:
1969 г. по 1994 г. приняло 527 225 м³ радиоактивных отходов низкого и среднего
• Договоров с производителями радиоактивных отходов (с компаниями EDF, Areva, CEA, больницами, научно-исследовательскими
уровней активности. В настоящее время находится в фазе мониторинга, которая продлится несколько столетий.
Захоронение отходов в районе Aube (CSA):
цен-
трами и т.д.) на захоронение их
n Захоронение очень низкоактивных РАО (CIRES)
радиоактивных отходов или на
Это захоронение отходов площадью в 45 гектаров обладает вместимостью в
выполнение определенных ис-
650 000 м³. Оно принимает очень низкоактивные РАО с 2003 г. и будет закрыто
следований (например, по захо-
приблизительно в 2033 г. Затем последует фаза мониторинга, который будет про-
ронению высокоактивных РАО)
водиться в течение 30 лет. Захоронение Cires располагает объемами для временного хранения некоторых долгоживущих отходов от неэлектроядерных произво-
• Так называемого налога на исследования, который взи-
дителей и для отходов, ожидающих решения для захоронения.
мается французским Агентством
n Захоронение РАО низкой и средней активности (CSFMA)
ядерной безопасности (ASN) с
Это занимающее площадь в 95 гектаров захоронение для упаковок с отходами
производителей радиоактивных
общим объемом в 1 000 000 м³ предназначено для короткоживущих РАО низкой
отходов на научно-исследова-
и средней активности. Введенное в строй в 1992 г., оно является преемником за-
тельские работы и исследова-
хоронения в районе Manche, таким образом, оно получило возможность изучить
ния, связанные с хранением и
приобретенный этим захоронением опыт. После 60 лет эксплуатации на данном
захоронением в глубокие гео-
объекте будет проводиться мониторинг в течение приблизительно 300 лет.
логические
формации
долго-
живущих среднеактивных РАО и
Объект в районах Meuse/Haute-Marne (CMHM):
высокоактивных РАО n Подземная научно-исследовательская лаборатория в районах Meuse/
• Субсидий от государства за выполнение агентством
Haute-Marne
своих государственных обязан-
бине 490 м для исследований агентства Andra в отношении выполнимости об-
ностей (ведение французского
ратимого глубокого захоронения среднеактивных долгоживущих РАО и высоко-
Национального реестра, сбор
активных РАО. Ее подземные выработки позволяют исследовать на месте слои
радиоактивных
глины возрастом 160 миллионов лет.
объектов
от
Эта подземная научно-исследовательская лаборатория была построена на глу-
частных лиц, очистка и рекультивация объектов, загрязненных
n Научно-техническая выставка
радиоактивностью, в отношении
Научно-техническая выставка – это возможность для общественности получить
которых отвечающая сторона не
информацию о Cigéo, проекте обратимого глубокого захоронения среднеактивных
выполнила своих обязательств)
долгоживущих РАО и высокоактивных РАО. Она демонстрирует модели и множество роботов и промышленных прототипов, созданных агентством Andra с целью проверки и подтверждения технологических концепций, используемых в этом
2013
проекте: бетонный контейнер для упаковок, системы обработки и т.д. Новые прототипы добавляются к постоянной выставке по мере их создания.
№2
n Экологическая библиотека с функциями сбора и хранения экологических образцов на исходном этапе захоронения отходов в геологических формациях и, впоследствии, мониторинга окружающей среды. Вместе с этим объектом также устанавливается сложная система метеорологического мониторинга с мачтой высотой 100 м.
Технологии компании
В
о Франции не существует порога освобождения из-под контроля материалов, прибывающих из какой-либо зоны, классифицированной как ядерная (где существует риск радиоактивного загрязнения). Поэтому, согласно французским нормативам, такие материалы рассматриваются как радиоактивные отходы и не могут перерабатываться и ис-
пользоваться в стандартных целях, независимо от того, насколько низка их радиоактивность.
Захоронение CIRES
n траншеи для окончательного захоронения
очень низкоактивных РАО
Траншеи для захоронения роются постепенно, по мере необходимости, непосредственно в глиняном слое до глубины от 8 до 8,5 м и эксплуатируются последовательно. Конструкция траншеи разработана с целью максимизации объема хранения и теперь имеет объем в 25 000 м³. После облицовки геомембраной траншеи последовательно заполняются слоями упаковок с отходами (в среднем примерно по 10 штук), при этом промежутки между упаковками с отходами постепенно заполняются специальной песчано-гравийной смесью. После заполнения траншеи покрывают аналогичной мембраной для формирования непрерывного и водонепроницаемого барьера вокруг отходов. Геомембрана полностью водонепроницаема и предназначена для предотвращения любого распространения радиоактивности и любого просачивания внешних вод (дождевых вод, грунтовых вод) в течение нескольких десятилетий. Многослойное окончательное грунтовое покрытие, включающее материалы
Траншея для захоронения отходов
Окончательная грунтовая засыпка
Захоронение CSFMA
на основе глины, биологические барьеры для предотвращения проникновения и верхние слои почвы, окончательно изолирует упаковки с отходами и геомембрану от погодных явлений (мороз, ветер); раскапывания животными и эрозии. n окончательное захоронение отходов для РАО
низкой и средней активности (CSFMA)
Для предотвращения распространения радиоактивных элементов в окружающей среде система захоронения CSFMA использует три защитных барьера: упаковки для отходов, инженерные барьеры (отсеки для хранения отходов, подземную разделительную канализацию, окончательное грунтовое покрытие) и геологическую среду. Каждый отсек площадью примерно 25*20 м и высотой 8 м изготовлен из железобетона. Промежутки между упаковками с отходами заполняются бетоном или песчано-гравийной смесью. После заполнения отсек хранения отходов закрывается железобетонной плитой. После закрытия камеры будут покрыты многослойным покрытием, включающим слой глины и дренирующий слой, слой, препятствующий проникновению, и верх-
Отсек для захоронения
Демонстрационная модель окончательного покрытия
ний почвенный слой. Окончательная грунтовая засыпка будет произведена в 2050-х гг. На объекте эксплуатируется экспериментальная модель окончательного грунтового покрытия с целью мониторинга и сравнения проектных возможностей.
50
n захоронение, расположенное в глубоких геологических формациях,
разработанное агентством ANDRA
Размещающееся в геологических слоях захоронение для
площадка также будет включать в себя специальную зону
высокоактивных и среднеактивных РАО, иначе извест-
для хранения грунта, вынутого при выработке наклонной
ное как Промышленный центр для захоронения отходов в
шахты.
геологических слоях Cigéo, будет включать наземные сооружения, связанные с подземными сооружениями, пред-
сообщающаяся инфраструктура (2) обеспечит пе-
назначенными для хранения отходов. Наземные сооружения будут распределены между двумя площадками.
ремещения между поверхностью и подземными сооруже-
Первая, площадью порядка 20 га, будет расположена не-
щения контейнеров для захоронения и производственного
посредственно над подземными сооружениями. Она будет
оборудования, а также обеспечит вентилирование подзем-
включать необходимые производственные цеха (1a) для
ных сооружений.
ниями, особенно для транспортировки персонала, переме-
строительства захоронения, административные здания и специальную зону для хранения грунта, который будет
Подземные сооружения (3) будут последовательно
выниматься при постепенной разработке объекта. Вторая
добавляться по мере развертывания эксплуатации, пока
площадка, расположенная на расстоянии в несколько ки-
не достигнут общей максимальной площади примерно в
лометров, площадью в 100 дополнительных гектаров, бу-
15 км², приблизительно после 100 лет эксплуатации. Распо-
дет включать, главным образом, ядерные установки (1b), где упаковки с радиоактивными отходами будут, при
ложенные на глубине около 500 м, эти сооружения будут со-
необходимости, проверяться и помещаться в контейнеры
для различных категорий отходов, а также из соединитель-
перед перемещением в подземные сооружения. Вторая
ных туннелей и технических сооружений.
стоять из специальных зон захоронения, предназначенных
(1а)
(1b)
(2)
№2
2013
(3)
С
Работа с общественностью
огласно Закону от 2006 г., одна из задач агентства Andra состоит в том, чтобы сделать
доступной
общественности
релевантную информацию в отношении об-
ращения с радиоактивными отходами и участвовать в распространении научной и технологической культуры в этой сфере. Поэтому агентство Andra воспринимает свои взаимоотношения с общественностью очень серьезно. Это особенно очевидно в регионах, затронутых деятельностью Andra, таких как район Aube, где расположены два действующих пункта окончательной изоляции, и районы Meuse и Haute Marne, где расположена подземная научно-исследовательская лаборатория и, вероятно, будет расположено будущее захоронение в глубоких геологических слоях, предназначенное для высокоактивных РАО.
В таких регионах местные информационные комитеты (по-
являются средством, позволяющим обратиться к более
литически и финансово независимые от эксплуатирующих
широким слоям общества, проинформировать их и полу-
ядерные установки организаций и администрации) обе-
чить определенный отклик. Процесс общественных деба-
спечивают точность и правильность информации, предо-
тов во Франции был создан в 1995 г. для предоставления
ставляемой эксплуатирующими организациями обществен-
информации и участия граждан перед принятием решений
ности, а также получение и обработку обратной связи, что
по девелоперским проектам или сооружениям, представ-
также является существенным элементом связей с обще-
ляющим национальный интерес, которые могут оказать
ственностью.
значительное влияние на окружающую среду или на планирование землепользования. Этот процесс регулируется
В то же время многочисленные веб-сайты агентства Andra,
органами власти.
региональные информационные бюллетени и брошюры помогают общественности оставаться в курсе последних тех-
Например, недавно начавшиеся общественные дебаты
нологических достижений и специальных мероприятий,
по созданию в районах Meuse/Haute-Marne обратимого,
связанных с деятельностью агентства Andra. Дни откры-
располагающегося в глубоких геологических слоях за-
тых дверей, ежегодно организуемые на объектах агентства
хоронения Cigéo для высокоактивных и среднеактивных
Andra, в равной степени привлекают школьников, студентов
РАО, необходимо провести до подачи в 2015 г. запроса на
и взрослых, стремящихся близко познакомиться с деятель-
разрешение, связанное с данным проектом. Эти дебаты
ностью и политикой агентства Andra по обращению с РАО.
дают агентству Andra возможность представить прогресс с 2006 г. в отношении определенных аспектов промышлен-
Регулярные исследования общественного мнения и ак-
ной разработки проекта Cigéo, его безопасности, обрати-
тивное участие в технических выставках и общественных
мости, реализации и мониторинга. Общественные дебаты
мероприятиях способствуют укреплению имиджа Andra как
являются реальной возможностью для агентства Andra
прозрачного и открытого для общественности агентства.
выслушать общественность и взаимодействовать с ней до
Общественные дебаты, обязательные по законодательству
окончательной подачи заявки на разрешение в тот период
Франции для любого крупномасштабного проекта, также
времени, когда проект все еще разрабатывается.
52
Экологические программы
полнено около 11 000 радиологических исследований и 2000 физико-химических исследований.
Экологический мониторинг Перед вводом в действие каждого объекта, во время его
Для проекта Cigéo (будущее обратимое, расположенное в
эксплуатации и впоследствии, в течение фазы мониторин-
глубоких геологических слоях захоронение для высокоак-
га, агентство Andra постоянно контролирует воздействие
тивных и среднеактивных РАО) данные замеров и наблюде-
его деятельности на окружающую среду посредством взятия
ний, выполненных с 2007 г., были внесены в Постоянную на-
многочисленных образцов и выполнения исследований ка-
блюдательную станцию окружающей среды (OPE – Perennial
чества воды, воздуха, почвы, фауны и флоры.
Observatory of the Environment), включающую наблюдательную станцию биоразнообразия и экологический банк для сохранения образцов (растения, насекомые, почвы, и т.д.).
CSA и CSFMA, где агентство Andra не только осуществляет
Задачи этой наблюдательной станции:
ежегодные операции мониторинга, как это предусмотрено
n Определение начального статуса окружающей среды с
законом, но и выполняет десятки дополнительных исследо-
учетом естественной изменчивости,
ваний образцов почвы, воздуха и воды, чтобы обеспечить
n Мониторинг и надзор с момента начала строительства
безопасность человека и окружающей среды.
хранилища отходов.
Например, в 2010 г. в окружающей среде захоронения CSTFA
Экологический мониторинг будет продолжаться длительное
было выполнено свыше 1500 радиологических исследова-
время после закрытия данного объекта, в течение периода,
ний, а в окружающей среде захоронения CSFMA было вы-
превышающего столетие.
№2
2013
Это относится и к пунктам окончательной изоляции отходов
Подземная научно-исследовательская лаборатория LSMHM, расположенная в Bure
Международная деятельность
низуемых ЕБРР и Европейской комиссией, для тех проектов,
Соглашения о сотрудничестве и Меморандумы о взаимопо-
ния РАО могут оказаться полезными и необходимыми. Раз-
нимании являются одним из главных международных кана-
работка проекта захоронения РАО низкой и средней актив-
лов сотрудничества, посредством которых Andra оказывает
ности в Литве, начатая в 2009 г., выполняется агентством
экспертную помощь различным государственным учреж-
Andra в партнерстве с компанией Areva, и тремя литовски-
дениям, таким как KORAD, аналогичное южнокорейское
ми компаниями; сейчас этот проект близок к удачному за-
агентство (которое уже получает инженерную и лицензион-
вершению. Два проекта реализуются в Украине с целью
ную поддержку и непрерывное обучение корейских инжене-
оказания помощи украинским властям в улучшении и усо-
ров), Министерство энергетики США, ГК «Росатом» в России, China National Nuclear Corporation в Китае и другим. Andra также активно задействовано в Японии. После ава-
вершенствовании правовой базы Украины для определе-
где ноу-хау и опыт агентства в сфере управления и захороне-
ния организационных основ управления РАО в этой стране и развития возможностей захоронения для различных РАО.
рии на станции Фукусима эксперты агентства предоставили французский опыт в отношении управления загрязненными
Как правило, чтобы подготовить оптимальное предложе-
объектами и территориями. Польша, которая недавно ре-
ние, содержащее разносторонние знания, ноу-хау и опыт,
шила воссоздать свою ядерную программу, выбрала фран-
агентство Andra объединяется с известными французскими
цузскую модель управления РАО в качестве примера для
и иностранными компаниями, чтобы максимизировать объ-
подражания и внедрения.
единенные усилия и создать надежное партнерство, которое было бы в состоянии эффективно реагировать на потребно-
На коммерческом рынке Andra участвует в тендерах, орга-
сти и проблемы бенефициаров.
54
Перспективы развития компании
ным решением для высокоактивных и среднеактивных РАО и
Новые задачи агентства Andra:
такого центра в эксплуатацию в 2025 г. В этом законе так-
установил агентству новые контрольные сроки для введения же предусмотрено, что заявка на разрешение создать такое
n Сохранить редкие ресурсы захоронений
захоронение должна быть представлена к концу 2015 г., при
отходов
этом ей должны предшествовать общественные дебаты.
Пункты захоронения радиоактивных отходов являются редкими ресурсами с ограниченным объемом, которые должны
В конце 2009 г. агентство Andra представило свои предло-
быть сохранены. Поэтому сокращение объемов отходов яв-
жения по местоположению и проекту промышленного, раз-
ляется одной из главных задач для всех операторов, рабо-
мещающегося в глубоких геологических слоях захоронения
тающих в этом секторе.
Cigéo. Важный шаг в реализации этого проекта был сделан, когда правительством в марте 2010 г. была определена и ут-
Многочисленные научно-исследовательские проекты, вы-
верждена перспективная зона реализации для подземных
полненные в электроядерном секторе за последние 20 лет,
захоронений.
уже позволили сократить объемы отходов посредством различных специальных мер, таких как сокращение количества
n Оптимизировать каналы управления
потенциальных источников отходов и изменение методов,
Благодаря политике по обращению с радиоактивными от-
используемых для обработки и оптимизации кондициони-
ходами, применяемой во Франции в течение нескольких лет,
рования РАО. Эти меры уже позволили в целом сократить
90% объема РАО, произведенных во Франции, имеют опера-
партии отходов, поставляемые в течение нескольких по-
ционный канал захоронения, при этом планируются или раз-
следних лет в захоронение очень низкоактивных РАО, таким
рабатывают каналы по обращению с остающимися 10% РАО.
образом, продлив срок его службы без изменения объема.
Несмотря на то, что данная ситуация в целом представляется удовлетворительной, нельзя забывать, что обращение с
С другой стороны, захоронение очень низкоактивных РАО
отходами представляет собой бремя для общества (эконо-
заполняется быстрее, чем ожидалось. Национальный план
мические административные расходы, сложность нахожде-
2010-2012 гг. призывал различных операторов предпринять
ния площадок для хранилищ или радиологическое влияние
шаги для изменения этой тенденции, в том числе заняться
сооружений по обработке и утилизации отходов, даже если
изучением переработки металлических очень низкоактив-
сохраняется очень низкая активность отходов).
ных РАО в ядерном секторе. Государство также предоставило агентству Andra финансирование для разработки инно-
Как агентство, отвечающее за окончательное захоронение
вационных решений в соответствии с Программой будущих
РАО, Andra стремится принимать активное участие в обсуж-
инвестиций (Future Investment Programme).
дениях, включающих всех операторов отрасли для оптими-
№2
2013
зации обращения с отходами. Фактически, Andra полагает, n Подготовить строительство первого глубокого захоронения в глине
что разработка коллективных методов с целью повышения
Закон от 28 июня 2006 г. утвердил работу, выполненную Andra
в соответствии с требованиями безопасности является од-
с 1991 г., подтвердил, что обратимое, размещающееся в глу-
ним из способов выполнения задачи государственной мис-
боких геологических слоях захоронение, является контроль-
сии агентства.
технической, экономической и социальной эффективности
«Росатом» приступил к решению проблем наследия «Атомного проекта» на территории ЕврАзЭС
{
Беседовали: Денис Морозов Варвара Нефедьева
Хвостохранилище Каджи-Сай (п. Каджи-Сай Кыргызская Республика, 2013 г.)
МЦП «Рекультивация территорий государствчленов ЕврАзЭС, подвергшихся воздействию уранодобывающих производств» Правительствами заинтересованных сторон предусмотрены в бюджетах государств ЕврАзЭС на 2013 г. средства на ее выполнение в объеме 33,5 млн. руб. Программа рассчитана на 2013-2018 гг. и на ее реализацию предусмотрено 1,15 млрд. руб., в том числе 75% этой суммы выделено Российской Федерацией.
З
а время интенсивной разработки урановых месторождений на территории четырех республик бывшего СССР (Казахстан, Кыргызстан, Российская Федерация, Таджикистан) накопилось значительное количество отходов, содержащих повышенные концентрации естественных радионуклидов уран-ториевого ряда.
В настоящее время только на территориях Республики Таджикистан и Кыргызской Республики имеется около сотни хвостохранилищ и отвалов горных пород, содержащих радионуклиды, представляющие потенциальную угрозу для населения республик и соседних стран. Необходимо неотложное проведение рекультивационных работ радиационно загрязненных хвостохранилищ в этом регионе. По инициативе Госкорпорации «Росатом», ФГУП «ФЦЯРБ» совместно с ОАО «ВНИПИпромтехнологии» была
разработана межгосударственная целевая программа «Рекультивация территорий государств-членов ЕврАзЭС, подвергшихся воздействию уранодобывающих производств». МЦП ЕврАзЭС одобрена правительствами государств-членов ЕврАзЭС (Российской Федерации, Республики Казахстан, Кыргызской Республики, Республики Таджикистан и Республики Беларусь) и утверждена на Межгосударственном совете Евразийского экономического сообщества 05.04.2012 г. Реализация МЦП ЕврАзЭС начата в 2013 г.
Качур Леонид Исаакович, руководитель проекта МЦП ЕврАзЭС (ФГУП «ФЦЯРБ»)
– Насколько важно для России участие в Програм-
среднеазиатском регионе накопилось значительное
ме «Рекультивация территорий государств-членов
количество радиактивных отходов. В последние годы
ЕврАзЭС, подвергшихся воздействию уранодобы-
пришло понимание, что временные хранилища надо
вающих производств»?
сделать безопасными для населения и окружающей среды, не оставляя решение этих проблем для буду-
– Важно, что Госкорпорация «Росатом» начинает ре-
щих поколений.
шать проблемы в странах бывшего советского пространства. Правительство
Федерации
В связи с этим разработана Межгосударственная це-
выделяет средства и способствует разработке специ-
Российской
левая программа (МЦП) по рекультивации хвостохра-
альных проектов, которые помогут улучшить условия
нилищ, находящихся на территориях государств-чле-
проживания населения в этих регионах и снизить не-
нов ЕврАзЭС.
гативное радиационное воздействие. Разработка МЦП длилась четыре года. Впервые РосПроблема переработки урановых радиоактивных от-
сия выступает донором работ на объектах в других
ходов (РАО) возникла сравнительно недавно – 20
государствах и поэтому потребовалось проведение
лет назад. За 40-50 лет работы уранодобывающих и
довольно сложных согласований со всеми министер-
перерабатывающих предприятий атомной отрасли в
ствами стран, участвующих в этом проекте, а также
№2
2013
со структурами ЕврАзЭС в установленном порядке.
В качестве пилотного проекта выбраны для первоочередной рекультивации радиационно опасные объекты в Кыргызской Республике (пос. Мин-Куш и пос. Каджи-Сай) и в Республике Таджикистан (г. Истиклол (ранее Табашар).
– Какие работы выполняются сейчас и есть ли уже первые результаты выполнения программы? – Работы по управлению и реализации МЦП начаты в январе 2013 г., после определения Госкорпорацией «Росатом» на конкурсной основе Головного исполнителя – ФГУП «ФЦЯРБ» и Генерального проектировщика – ОАО «ВНИПИпромтехнологии».
Создана рабочая группа в составе 18 человек, состоящая из представителей предприятий соисполнителей Программы: ФГБУ ГНЦ ФМБЦ им А.И. Бурназяна ФМБА России, ОАО «ВНИИХТ», ОАО «ВНИПИпромтехнологии», ФГУП «РАДОН» и АНО «Корпоративная Академия Росатома». Заседания рабочей группы проходят на регулярной основе. Проведено семь совещаний, на которых обсуждались следующие вопросы: • предстоящие работы по МЦП ЕврАзЭC; • выполнение работ по первому этапу Государственного контракта; • взаимодействие с Республиками.
Встреча с местным населением (п. Мин-Куш Кыргызская республика, 2013 г.)
В настоящее время выполнен первый этап Кон-
Необходимо довести до понимания, какими техноло-
тракта, заключенного между Госкорпорацией «Роса-
гиями выполнять рекультивацию объектов в соответ-
том» и ФГУП «ФЦЯРБ» по основным направлениям:
ствии со спецификой каждого объекта.
• сбор и анализ состояния объектов рекультивации; • разработка системы критериев для определения
В части нормативной базы трудность заключается в
и ранжирования радиационных объектов;
том, что в этих республиках практически отсутствует
• отработка общей системы экологического и соци-
собственная база нормативных документов в области
ально-гигиенического мониторинга на рекультивиро-
обращения с РАО. Требуется разработка, согласова-
ванных объектах;
ние и подписание специальных межправительствен-
• создание базы медико-демографических данных на-
ных соглашений.
селения, проживающего в районах рекультивируемых и контрольных территорий на основе государственной
– На какие технологии следует ориентироваться
статистики;
при рекультивации объектов в специфических
• собраны существующие в Российской Федерации
природных условиях?
и республиках данные по нормативным и методическим документам.
– На сегодняшний день существует три подхода к рекультивации урановых хвостохранилищ: первый – ре-
Отчетная документация по первому этапу сдана и одо-
культивация на месте их расположения; второй – пе-
брена Госкорпорацией «Росатом».
ремещение хвостохранилищ на новое место и третий – переработка тела хвостохранилища с целью извлече-
– Существуют ли трудности на начальных этапах
ния ценных компонентов.
реализации программы? Первый способ заключается в усилении инженерных – Уже сейчас есть проблемные вопросы, появившиеся
барьеров, препятствующих деградации хвостохрани-
в результате проведенных предварительных работ по
лищ. Второй способ кардинально решает вопрос устра-
обследованию рекультивируемых объектов.
нения радиационно-опасного объекта путем перемещения на новую специально подготовленную площадку,
Так, на территории п. Мин-Куш (Кыргызская Респу-
но потребует капитальных затрат. Третий способ – пе-
блика) возникла необходимость принятия срочных
реработка тела хвостохранилища с целью извлечения
мер по предотвращению схода огромного оползня в
ценных компонентов по разработанной технологии и
районе, где располагается урановое хвостохрани-
создание специализированного производства.
лище. Сход оползня грозит образованием водоема, который может нарушить хвостохранилище, в резуль-
Принятие окончательного решения по технологиям
тате чего произойдет утечка радиоактивного матери-
рекультивации будет сделано генеральным проекти-
ала в горные реки с последующими экологическими
ровщиком при выполнении рабочих проектов рекуль-
осложнениями.
тивации этих объектов.
58
ROSATOM started to solve problems of «Atomic Project» legacy in territories of the EurAsEC
The tailing deposit in Kyrgyz Republic, settlements of Kaji-Sai, 2013
the interstate target program for reclamation of the territories of the EurAsEC states subject to uranium mining's impact. The governments of the concerned parties have provided in the budgets of EurAsEC states for 2013 around RUB 33.5 million for its implementation.
№2
2013
The program is to be implemented from 2013 to 2018, and approximately RUB 1.15 billion is to be allocated for its implementation, including 75% allocated by the Russian Federation.
D
uring the time of an intensive development of the uranium deposits in four republics of the former USSR (Kazakhstan, Kyrgyzstan,
Russia, Tajikistan), there has become a significant amount of wastes containing high concentration of natural uranium thorium radionuclides.
Only in Tajikistan and Kyrgyzstan there are around a hundred of tailing dumps and rock dumps containing the radionuclides that pose a potential threat to the population of these and nearby countries. Therefore, reclamation of the radiation-polluted tailing dumps is crucially essential in this region. Initiated by ROSATOM State Corporation, the Federal Centre for Nuclear and Radiation Safety together with VNIPIpromtechnologii JSC have
developed the interstate target program for reclamation of the territories of the EurAsEC states subject to uranium mining's impact. The EurAsEC target program is approved by the governments of the EurAsEC members (i.e. Russia, Kazakhstan, Kyrgyzstan, Tajikistan, and Belarus) and adopted at the Interstate Council of the Eurasian Economic Community on 5 April 2012. The EurAsEC target program has been implemented since 2013.
59
Тема номера
Leonid I. Kachur, Executive Manager of the project ITP EurAsEC (FSUE FCNRS)
– How important is the participation in the program
of the countries-members of EurAsEC was developed.
«Reclamation of the Territories of EurAsEC Member States Affected by Uranium Mining Industries» for
The development of ITP lasted for four years. For the first
Russia?
time Russia acts as a donor at the facilities located in foreign countries. Due to that there was required rather
– It is important that the ROSATOM Nuclear Energy State
complicated coordination with all the ministries in the
Corporation starts resolving the problems in the post-
countries participating in this project, as well as with
Soviet countries. The Russian Federation Government
EurAsEC, according to the established procedure.
allocates funds for it and facilitates the development of specialized projects which will contribute to the
– Which works have being executed today and are there
improvement of living conditions for the population in
any first indicators available?
these regions and at the same time reduce the negative radiation impact.
–
Works
related
to
the
ITP
management
and
implementation started in January 2013 after the The problem of uranium radioactive waste management
ROSATOM Nuclear Energy State Corporation selected, on
(RWM) emerged relatively recently. During 40-50 years of operation of uranium mining and processing enterprises of the nuclear industry a significant amount of radioactive waste accumulated in the Central Asian region. In recent years it became clear that temporary storages should be made safe for population and environment not leaving the solution of these problems to future generations. In connection with this the Interstate Target Program (ITP) for reclamation of tailing deposits located in the territories
As a pilot project for top-priority reclamation there were selected facilities with radiological hazard in the Kyrgyz Republic (settlements of Min-kush and Kaji-Sai) and in the Republic of Tajikistan (town of Istiqlol, former Taboshar).
60
the basis of tender, the Main Contractor – FSUE FCNRS and the General Designer – VNIPIpromtechnologii OJSC. A working group has been established; it consists of 18 people representing subcontractors involved in the Program: Federal Medical Biophysical Center A.I. Burnazian FMBA of Russian, JSC «Scientific Research Institute of Chemical Technology», VNIPIpromtechnologii OJSC, FSUE «RADON» and Rosatom Corporate Academy. The meetings of the working group are held regularly. Seven meetings took place, and the following issues were discussed at them: • coming works under ITP EurAsEC
Meeting with native population, Kyrgyz Republic, settlements of Min-Kush, 2013
• execution of works at the first stage of the State Contract;
creation. It can disturb the tailing facility. The latter will
• interaction with the Republics.
cause an escape of the radioactive material into mountain rivers with a consequent environmental disaster.
As of today, the first stage of the Contract signed between the ROSATOM Nuclear Energy State Corporation
It is necessary to understand which technologies
and FSUE FCNRS has been fulfilled along the main directions:
should be applied in the reclamation of facilities taking
• collection and analysis of the status of the facilities
into account the particularities of each facility. As to
under reclamation;
regulatory base setting the problem is related to the
• development of the system of criteria for the identification
practical absence of their own bases of regulatory
and ranking of the radiological sites;
documents in the field of radioactive waste handling in
• development of the general system of environmental and
the Republics. Specific intergovernmental agreements
socio-hygienic monitoring at the reclaimed facilities;
should be prepared.
• Setting up the medical and demographic data base of population living in the areas of reclamation works based
– What can you tell about the technologies used?
on the state statistics; • data on the regulatory and methodological documentation
– As of today, there are three approaches to the
available in the Russian Federation and the relevant
reclamation of uranium tailing facilities: 1) reclamation
Republics have been collected.
at their locations; 2) relocation of tailing facilities to new areas; 3) processing of the tailing facility body with the
By now the reporting documentation for the first stage
extraction of valuable components.
has been presented and approved by the ROSATOM Nuclear Energy State Corporation.
The first method is in the reinforcement of engineering barriers preventing the degradation of tailing facilities.
– Are there any difficulties at the initial stages of
The second method cardinally resolves the issue of
program implementation?
radiation-hazardous facility existence by its relocation
№2
2013
to a new, specially prepared site, but it will require – Even now there have emerged problematic issues
significant capital expenses. The third method is the
related to the implementation of program activities. They
processing of the tailing facility body with the extraction
emerged as a result of preliminary works executed for
of valuable components according to a developed
the examination of the areas of reclamation works.
technology and the establishment of a specialized production facility.
For instance, in the territory of Min-Kush settlement (Kyrgyz Republic) there emerged a necessity to take
The final decision on the reclamation technologies
urgent measures aimed at the prevention of enormous
is made by the general designer in the course of
landslide in the area where the uranium tailing facility was
preparation of detailed designs for the reclamation of
located. The landslide creates a threat of a water basin
these facilities.
Nucle ar Safe t y.ru
61
тематическое приложение
Вывод из эксплуатации реакторов типа РБМК-1000
стр. 63
Действующая концепция ВЭ ПУГР
Текущая ситуация с УГР в России
стр. 65
стр. 67 стр. 70 Проблемы обращения с облученным графитом и пути их решения Финансирование и целевые показатели ВЭ ПУГР
стр. 74
Вывод из эксплуатации уран-графитовых реакторов
Nucle ar Safe t y.ru
62
{
Составитель: Сергей Панов
Фото: Департамент коммуникаций ГК «Росатом»
ПУГР на ПО «Маяк»
О
№2
2013
дним из важнейших и одновременно необходимых условий дальнейшего масштабного развития атомной энергетики внутри страны, а также усиления позиций России на внешнем рынке в сфере атомных технологий, является комплексное решение проблем безопасного вывода из эксплуатации (ВЭ) ядерных и радиационно опасных объектов (ЯРОО). В связи с этим появилась необходимость в создании внутри страны специализированных организаций, деятельность которых была бы сосредоточена исключительно на выводе из эксплуатации. Госкорпорация «Росатом» пошла по пути создания хозяйствующих субъектов путем выделения профильных активов на базовых предприятиях.
Согласно «Плану организационно-технических мероприятий по созданию отраслевой системы вывода из эксплуатации ядерных и радиационно опасных объектов», утвержденному генеральным директором Госкорпорации «Росатом» в феврале 2008 г., было запланировано создание четырех опытно-демонстрационных центров (ОДЦ) по выводу ЯРОО из эксплуатации, которые были бы сосредоточены на следующих ключевых направлениях:
n Уран-графитовые реакторы (УГР), на базе ОАО «СХК» n Водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР), на базе Нововоронежской АЭС n Исследовательские реакторы, критические стенды (ИР, КС), на базе ФГУП «ГНЦ РФ – ФЭИ» n Радиохимические производства, на базе ФГУП «ГХК»
Nucle ar Safe t y.ru
63
тематическое приложение
Вывод из эксплуатации реакторов типа РБМК-1000
В
настоящее время в России эксплуатируется в общей сложности 11 энергоблоков с реакторами типа РБМК-1000, расположенных на трех АЭС в Европейской части страны. Суммарная мощность этих энергоблоков составляет 11 ГВт, что равняется примерно 44% от общей установленной мощности российских АЭС. В то же время, выработка
электроэнергии на АЭС с реакторами типа РБМК-1000 по итогам 2012 года составила почти 42% от суммарной выработки
ОАО «Концерн Росэнергоатом».
Годы пуска и планируемого окончательного останова энергоблоков (ЭБ) с реакторами типа РБМК-1000
АЭС
Ленинградская, г. Сосновый Бор
Курская, г. Курчатов
Смоленск, г. Десногорск
Год окончательного останова с учетом продления на 15 лет
№ ЭБ
Поколение ЭБ
Год пуска
Год окончательного останова после назначенного срока службы 30 лет
1
I
1973
2003
2018
2
I
1975
2005
2020
3
II
1979
2009
2024
4
II
1981
2011
2026
1
I
1976
2006
2021
2
I
1979
2009
2024
3
II
1983
2013
2028
4
II
1985
2015
2030
1
II
1982
2012
2027
2
II
1985
2015
2030
Для подготовки к выводу из эксплуата-
чения назначенного или продленного
реактора в бассейн выдержки (БВ) и из
ции первого энергоблока Ленинград-
срока службы, определен перечень и
БВ в хранилище отработавшего ядерно-
ской АЭС (ЛАЭС), окончательный оста-
график выполнения всех работ по пере-
го топлива осуществляются по обычно-
нов которого запланирован на 2018
воду блока в ядерно-безопасное состо-
му эксплуатационному регламенту. Для
год, под руководством ОАО «Концерн
яние и подготовки пакета документов
окончательно остановленного для вы-
Росэнергоатом» создана специальная
для получения лицензии на вывод из
вода из эксплуатации блока необходи-
рабочая группа. Этот блок выступает
эксплуатации в Федеральной службе
мо определить, какие системы должны
в качестве опытно-промышленного в
по экологическому, технологическому и
оставаться в работе для обеспечения
плане вывода из эксплуатации, т.к. на
атомному надзору (Ростехнадзор).
безопасного вывода из эксплуатации, а
нем планируется отработать все про-
какие уже не потребуются, на этом осно-
цедуры и регламенты «от и до», чтобы
Этап подготовки блока к выводу из экс-
вании проводится корректировка тех-
в дальнейшем тиражировать получен-
плуатации продолжается от 5 до 6 лет
нологического регламента. К системам,
ный опыт на другие блоки с РБМК-1000.
после окончательного останова реак-
которые остаются в эксплуатации, отно-
тора. В течение этого периода из него
сятся, например, следующие: система
В Программе вывода из эксплуатации,
удаляют отработавшее ядерное топли-
радиационного контроля, система вен-
которая разработана за 5 лет до исте-
во (ОЯТ). Операции по удалению ОЯТ из
тиляции, система водоснабжения и др.
Nucle ar Safe t y.ru
64
Общая блок-схема концепции вывода из эксплуатации энергоблоков АЭС, принятая в ОАО «Концерн Росэнергоатом»
решений показана безопасность их реализации и отсутствие вредного воздействия на персонал, население и окружающую среду. Основной
особенностью
выбранного
варианта ВЭ является то, что для сохранения под наблюдением реактор будет локализован в бетонной шахте реактора, т.е на штатном месте. Для этого будут обрезаны и заглушены все коммуникации, связывающие его с контуром многократной принудительной циркуляции (КМПЦ). Расчеты, проведенные специалистами НИЦ КИ, показывают, что через 30-40 лет выдержки рабочие каналы и металлоконструкции реактора остаются высоко– и среднеактивными РАО (ВАО и САО), обращение с которыми возможно только с использованием дистанционно-управляемой техники. Основой для разработки пакета доку-
гоблока Программой ВЭ. Для первого
ментов, необходимых для получения
блока ЛАЭС выбран вариант «ликвида-
Вопрос о способе окончательной ути-
лицензии на вывод из эксплуатации, в
ция после сохранения под наблюдени-
лизации облученного графита в на-
том чиле проекта ВЭ, являются резуль-
ем» (не менее 30 лет).
стоящий момент не решен. Открытым остается вопрос о локализации его на
таты комплексного инженерного и радиационного обследования (КИРО).
Одними из важнейших документов яв-
месте в случае с ЛАЭС.
ляются отчет по обоснованию безопасРазработка проекта вывода из эксплу-
ности при ВЭ (ООБ) и отчет о воздей-
Одним из рассматриваемых вариантов
атации осуществляется по варианту,
ствии на окружающую среду (ОВОС), в
является следующий: графитовые бло-
который установлен для данного энер-
которых на основе анализа проектных
ки будут загружаться в специальные
П
№2
2013
осле вывоза графита и активированных металлоконструкций встает вопрос о рекультивации площадки. Эти площадки сейчас отданы в безвозмездное пользование эксплуатирующим организациям (АЭС), что на них будет через несколько десятков лет, сказать сложно. Новые блоки (ЛАЭС-2) строятся рядом, на отдельной площадке. Сейчас предсказать объемы рекультивации крайне сложно. Все зависит от того, для каких целей будет использоваться площадка выведенного из эксплуатации энергоблока.
В Германии была АЭС «Норд», которая состояла из пяти действующих (и трех достраиваемых) энергоблоков с ВВЭР-440 советского дизайна. Ее вывели из эксплуатации технически грамотно с соблюдением всех Былкин правил и норм безопасности. И сейчас на Борис Константинович, этой площадке располагается газоперекаведущий научный сотрудник, чивающая станция, обслуживающая «Сепрофессор НИЦ «Курчатовский верный поток». То есть инфраструктура, институт», эксперт по выводу имевшаяся на площадке, была по возможности использована. из эксплуатации ОИАЭ:
контейнеры и отвозиться на окончательное захоронение в пункты окончательного захоронения РАО (ПЗРО). Такие ПЗРО в данный момент проектируются на площадке ФГУП «ГХК» в Красноярском крае и на месте размещения подземной лаборатории в Нижнеканском массиве. Параллельно с этим ведутся работы по разработке альтернативных технологий по обращению с облученным графитом. Материал подготовлен при участии Зимина Владимира Константиновича, руководителя научно-технического центра по выводу из эксплуатации атомных электростанций в ОАО «ВНИИАЭС», и Былкина Бориса Константиновича, ведущего научного сотрудника, профессора НИЦ «Курчатовский институт», эксперта по выводу из эксплуатации ОИАЭ
Nucle ar Safe t y.ru
65
тематическое приложение
Текущая ситуация с УГР в России
Н
аиболее актуальной для отрасли представляется задача ВЭ УГР, так как число остановлен-
ных реакторов этого типа (как промышленных, так и энергетических) в России уже сейчас равно 15, а в ближайшее время существенно увеличится за счет энергоблоков с реакторами типа РБМК1000, близких к выработке своего проектного срока эксплуатации с учетом продления. Уран-графитовый реактор (УГР) – это гетерогенный ядерный реактор, использующий в качестве замедлителя графит, а в качестве теплоносителя – легкую воду. В разных частях России, на территории восьми регионов, расположены объекты с УГР промышлен-
Крышка реактора ПУГР на ПО «Маяк»
ного и энергетического назначения:
n ФГУП «ПО «Маяк» (г. Озерск, Челябинская область) n ФГУП «ГХК» (г. Железногорск, Красноярский край) n ОАО «СХК» (г. Северск, Томская область) n Белоярская АЭС (г. Заречный, Свердловская область)
n Билибинская АЭС (г. Билибино, Чукотский АО) n Курская АЭС (г. Курчатов, Курская область) n Ленинградская АЭС (г. Сосновый Бор, Ленинградская область) n Смоленская АЭС (г. Десногорск, Смоленская область)
Уран-графитовые реакторы на территории России № п/п
Площадка расположения
Кол-во реакторов
Тип реакторов
Статус
1
ФГУП «ПО Маяк»
5
Промышленный
5 – останов
2
ФГУП «ГХК»
3
Промышленный
3 – останов
3
ОАО «СХК»
5
Промышленный
5 – останов
4
Белоярская АЭС
2
Энергетический
2 – останов
5
Билибинская АЭС
4
Энергетический
4 – эксплуатация
6
Курская АЭС
4
Энергетический
4 – эксплуатация
7
Ленинградская АЭС
4
Энергетический
4 – эксплуатация
8
Смоленская АЭС
3
Энергетический
3 – эксплуатация
Всего:
30
15 – остановлено, 15 – эксплуатация
66
Nucle ar Safe t y.ru
Перечень, тип и годы эксплуатации российских ПУГР № п/п
Реактор
Тип
А
Прямоточный
2
АИ
Прямоточный
3
АВ-1
Прямоточный
1
Площадка
ФГУП «ПО «Маяк»
Год ввода
Год останова
Срок эксплуатации
1948
1987
39
1952
1987
35
1950
1989
39
4
АВ-2
Прямоточный
1951
1990
39
5
АВ-3
Прямоточный
1952
1990
38
6
АД
Прямоточный
1958
1992
34
7
АДЭ-1
Прямоточный
1961
1992
31
8
АДЭ-2
Двухцелевой
1964
2010
46
9
И-1
Прямоточный
1955
1990
35
ФГУП «ГХК»
10
ЭИ-2
Двухцелевой
1958
1990
32
11
АДЭ-3
Двухцелевой
1961
1992
31
12
АДЭ-4
Двухцелевой
1964
2008
44
13
АДЭ-5
Двухцелевой
1965
2008
43
ОАО «СХК»
ПУГР являются реакторами канального типа с тепловым спектром нейтронов в активной зоне. В качестве топлива в них используются твэлы из металлического урана природного обогащения, а для создания необходимого оперативного запаса реактивности и выравнивания радиального энерговыделения – дисперсионные твэлы с более высоким обогащением, загружаемые в специальные каналы. Одна из особенностей ПУГР – размещение графитовой кладки ниже уровня земли в пространстве, образованном несущими защитными металлоконструкциями. Исключение составляют реакторы АДЭ-4 и АДЭ-5 на площадке ОАО «СХК», верхняя отметка кладки которых располагается на уровне +1,87 м.
№2
2013
Конструктивно ПУГР очень близки с энергетическими
Пульт управления АДЭ-2. Музей ФГУП «ГХК»
П
ромышленные уран-графитовые реакторы (ПУГР) были разработаны в середине прошлого века для осуществления программы создания ядерного оружия и являются первыми в России ядерными установками с реакторами канального типа. Начиная с 1948 г., были введены в эксплуатацию 13 ПУГР на площадках ФГУП «ПО «Маяк», ФГУП «ГХК» и ОАО «СХК».
реакторами типа РБМК. В частности, эти установки отличаются большим количеством низкоактивных отходов (НАО), а также большим объемом графита, содержащего долгоживущие радионуклиды трития и углерода. Поэтому накопленный на сегодняшний день существенный опыт по выводу из эксплуатации ПУГР может оказаться крайне полезным при предстоящем проведении работ по выводу из эксплуатации РБМК-1000, которые на данный момент находятся в эксплуатации в количестве 11 штук на трех российских АЭС. Формально к УГР относятся также и реакторы типа АМБ (два остановленных блока на Белоярской АЭС), работы по выводу из эксплуатации которых ведутся с 1980-х гг. Но эти реакторы имеют существенные конструктивные особенности по сравнению с ПУГР и РБМК.
Nucle ar Safe t y.ru
67
Действующая концепция ВЭ ПУГР Основные принципы осуществления деятельности по ВЭ ПУГР по варианту захоронения на месте следующие: n вывод из эксплуатации ПУГР осуществляется на основе принципов безопасности, изложенных в действующей нормативной документации (при этом имеющаяся нормативная база нуждается в доработке)
тематическое приложение
Согласно совместному докладу специалистов ФГУП «ГХК» и ИФХЭ РАН, представленному в 2011 г., эволюция основных положений концепции вывода из эксплуатации ПУГР проходила в несколько этапов. В редакции 1990 г. концепция включала в себя следующие варианты: 1. Герметизация реактора и его дальнейшая выдержка в течение 30-50 лет 2. Частичный демонтаж систем, основные элементы конструкции подлежат выдержке на срок до 100 лет 3. Полная ликвидация установки
n радиационное воздействие, связанное с ВЭ ПУГР, должно поддерживаться на как можно более низком уровне с учетом экономических и социальных факторов (принцип оптимизации) n прогнозируемые уровни облучения будущих поколений не должны превышать допустимые уровни облучения населения, установленные действующими нормативными документами (принцип защиты будущих поколений) n безопасность ВЭ ПУГР должна обеспечиваться применением системы защитных барьеров на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую среду (принцип многобарьерности)
Как видно из приведенного перечня, варианты захоронения ПУГР на месте в этой редакции не предусматривался. Обновленная концепция вывода из эксплуатации ПУГР в редакции 2005 г. содержала следующие развилки: 1. Ликвидация (немедленная или отложенная) 2. Долговременное хранение 3. Захоронение
Основные технологии, применяемые при ВЭ ПУГР Общая классификация технологий, применяемых при ВЭ ПУГР, включает в себя: 1. Технологии, используемые при проведении комплексного инженерного и радиационного обследования (КИРО) основного оборудования, зданий, сооружений, площадок размещения 2. Технологии демонтажа основного и вспомогательного оборудования, зданий и сооружений 3. Технологии создания дополнительных барьеров безопасности при захоронении реакторных установок и содержимого хранилищ твердых радиоактивных отходов (РАО) 4. Технологии обращения с РАО, накопленными в процессе эксплуатации и образующимися в процессе ВЭ ПУГР
При этом базовым тогда был принят вариант долговременного хранения реактора в пределах шахты на срок не менее 100 лет (отложенное решение). Переход от варианта долговременного хранения ПУГР к варианту захоронения на месте впервые был обоснован и предложен специалистами ФГУП «ГХК» в 2009 г. ФГУП «ГХК» было получено положительное решение на выдачу патента «Способ вывода из эксплуатации канального уранграфитового ядерного реактора» по варианту захоронения на месте. В конце 2009 г. вариант захоронения на месте был утвержден в качестве основного варианта ВЭ ПУГР в отраслевой концепции ВЭ ПУГР.
Nucle ar Safe t y.ru
68
Концепция ВЭ ПУГР по варианту радиационно безопасного захоронения на месте подразумевает под собой, что: n Внутри шахты реактора выполняются демонтажные работы и работы по созданию новых и укреплению существующих защитных барьеров, надежно изолирующих реактор от окружающей среды.
n Вне шахты реактора демонтируется оборудование и надземные элементы строительных конструкций, помещения подземной части зданий реакторов заполняются специальными барьерными материалами, кроме того, создается внешний барьер безопасности.
Технологическая последовательность при захоронении ПУГР выглядит следующим образом:
Целевое состояние ПУГР после вывода из эксплуатации
1. Демонтаж обеспечивающих систем и оборудования здания ПУГР, за исключением реакторной установки 2. Заполнение бетоном помещений нижних отметок и подреакторного пространства до нижней биологической защиты 3. Заполнение внутриреакторных пространств барьерными смесями на основе природной глины 4. Заполнение подземных приреакторных помещений здания ПУГР барьерными смесями на основе природной глины 5. Дезактивация строительных конструкций и демонтаж надземной части здания ПУГР 6. Создание верхнего барьера атмосферному воздействию на объект захоронения На рисунке схематично представлено целевое состояние ПУГР после вывода из эксплуатации с указанием расположения применяемых барьеров безопасности.
Источник – ГК «Росатом»
А №2
2013
нализ существующих инженерных барьеров безопасности ПУГР, которые включают в себя графит, металлоконструкции, бетонные стенки шахты, а также породы, непосредственно окружающие ПУГР, дает понять, что на стадии вывода из эксплуатации необходимо сооружение дополнительных барьеров. Основные требования к применяемым материалам при этом следующие:
n высокая сорбционная способность по отношению к продуктам деления (ПД) и трансурановым элементам (ТУЭ)
n доступность n совместимость с геологической средой n пластичность
n стабильность свойств на протяжении сотен тысяч лет n низкая водопроницаемость
Nucle ar Safe t y.ru
П
еречисленным свойствам удовлетворяют, например, глиносодержащие породы (применяются в пределах шахты реактора) и алюмо-силикатные полимеры (применяются за пределами шахты реактора).
69
тематическое приложение
Существующие инженерные барьеры безопасности ПУГР Источник – ГК «Росатом»
Основные характеристики предлагаемых глиносодержащих материалов для создания дополнительных барьеров безопасности в пределах шахты ПУГР Источник – ГК «Росатом»
Основные требования к материалу барьера
Глины, породы с повышенным содержанием глины
Высокая сорбционная способность по отношению к различным радионуклидам
Коэффициент распределения 102-10 4 см3/г
Низкая водопроницаемость
Коэффициент фильтрации 10 -4-10-6 м/сут.
Стабильность свойств на протяжении сотен тысяч лет
Неограниченный физический срок жизни
Высокая пластичность
Самозалечивание трещин, «заиливание»
Совместимость с геологической средой
Породы из месторождений вблизи размещения шахты ПУГР
Доступность
Запасы практически неограниченны
Барьер на основе полимерных материалов создается в проницаемых с различной степенью оводненности породах, вмещающих ПУГР. За пределами бетонных стен реактора через скважины в породы инжектируется раствор с вязкостью близкой к воде, и в поровом простран-
стве породы происходит формирование геля. Порода армирует гель и придает ему пластичность. Этот способ широко используется при строительстве плотин, различных гидротехнических сооружений, а также в нефтяной промышленности.
Характеристики материала дополнительного барьера безопасности за пределами шахты ПУГР Источник – ГК «Росатом»
Основные требования к материалу барьера
Полимерные материалы на основе Si-Al
Высокая сорбционная способность по отношению к различным радионуклидам
Коэффициент распределения 10-30 см 3/г (без модифицирующих добавок)
Низкая водопроницаемость
Коэффициент фильтрации 10-7-10-9 м/сут.
Стабильность свойств на протяжении сотен тысяч лет
По данным термодинамических расчетов полимер стабилен
Высокая пластичность
Сохраняет структуру в условиях пластового давления
Совместимость с геологической средой
Si и Al являются основными элементами породообразующих минералов
Доступность
Исходные реагенты производятся в промышленном масштабе
Nucle ar Safe t y.ru
70
Проблемы обращения с облученным графитом и пути их решения
№2
2013
А
нализ проблем обращения с облученным графитом был представлен в совместных докладах специалистов ИФХЭ РАН, Госкорпорации «Росатом» и ОАО «ОДЦ УГР» на конференции «Радиохимия-2012». Общая масса облученного графита, образовавшегося в результате работы промышленных и энергетических УГР в России, составляет около 50 000 тонн, из которых 20 000 тонн приходится на долю ПУГР.
Nucle ar Safe t y.ru
Основные особенности облученного графита УГР: l графитовая
кладка является одним из основных конструкционных элементов активной зоны, и в процессе работы подвергается значительному нейтронному облучению l наведенная активность облученного графита определяется основными продуктами активации: изотопом 14С (95% общей активности, 108 Бк/кг) и примесей (3Н, 60Со, 36Cl) l загрязнение
графита существенно неравномерно по объему графитовой кладки вследствие неравномерности нейтронных потоков, наличия просыпей ОЯТ, особенностей эксплуатации реактора l в облученном реакторном графите присутствуют просыпи ОЯТ, попавшие в кладку в результате радиационных инцидентов
71
тематическое приложение
Общая масса облученного графита, образовавшегося в результате работы промышленных и энергетических УГР в России, составляет около 50 000 тонн, из которых 20 000 тонн приходится на долю ПУГР. Содержание 14С в графите (108-109 Бк/кг) в 106 раз больше его доли в естественном углероде. При выходе в атмосферу 14С может вызвать глобальное загрязнение природных комплексов Земли, т.к. он входит в состав практически любых органических и неорганических соединений. В результате выполнения совместных исследований по паспортизации облученного графита остановленных ПУГР силами специалистов ФГУП «ГНЦ РФ-ФЭИ», НИЯУ «МИФИ», ОАО «СХК», ФГУП «ГХК», ФГУП «ПО «Маяк», НИЦ «Курчатовский институт» и ИФХЭ РАН было установлено, что: n определяющую активность в облученный графит вносит ность 3Н в 10-100 раз ниже
14
С, актив-
n реальное содержание 14С несколько выше по сравнению с расчетным, что связано с использованием азота для продувки кладки (14N(n, p)14C) n реальное содержание 3Н ниже расчетного, что связано с его выходом из кладки во время инцидентов, и повышенной концентрацией примесного лития в графите (6Li(n, )3Н) n реальное загрязнение графитовых кладок актинидами и продуктами деления ниже, чем предполагалось по результатам расчетной оценки n разнесенные по кладке уран и продукты последующих нейтронных реакций фиксировались в поверхностном слое графита и не перемещались в течение всего последующего времени работы реактора n загрязнение графитовой кладки продуктами деления и актинидами имеет поверхностный неравномерный характер, их содержание вблизи аварийных ячеек выше, чем вдали от них Полученные данные по радиационным характеристикам позволили определить наиболее эффективные пути обращения с облученным графитом ПУГР.
Nucle ar Safe t y.ru
72
С
ледует отметить, что графитовая кладка не заменялась в течение всего времени работы ПУГР, а ее масса для одного реактора составляет 1 600-1 700 тонн.
Расчетно-экспериментальная оценка содержания радионуклидов в графитовой кладке была выполнена с использованием данных нейтронного и фотонного зондирования кладки, результатов анализов образцов графита, отобранных в объеме (по вертикали и горизонтали) кладки, и данных расчетов. Через 300 лет основными радионуклидами, определяющими активность кладки, будут 14С – 99%, а также 36Сl и трансурановые элементы.
Перечень и содержание радионуклидов в графитовой кладке остановленных ПУГР (на примере реактора ЭИ-2, ОАО «СХК») Период полураспада (Т1/2), лет
2009 г.
2300 г.
H
12,3
200
-
C
5730
2,16*10
Co
5,27
16,7
-
Cs
30,2
45,1
-
3
14 60
137
2,08*10 4
Sr
28,5
21,2
-
Eu
8,8
0,77
-
155
Eu
5,0
0,28
-
0,83
-
Ba
10,3
134
Cs
2,06
0,56
-
125
Sb
2,77
1,3*10-2
-
Fe
2,7
13,3
-
Pm
2,6
0,47
-
133
55 147
Cs
18,1
3,69
-
Am
432
0,53
0,33
244 241
Am
7400
0,14
0,13
238
Pu
87,8
0,50
4,7*10-2
239
Pu
24100
0,05
5,4*10-2
240
Pu
6500
0,19
Np
2,0*10
Sm
90
63
Ni
96
59
243
237 151
2013
4
154
90
№2
Содержание, Ки
Нуклид
6
5,4*10
0,18 -3
5,4*10-3
0,15
1,5*10-2
160
18,4
1,32
1,32
Ni
7,5*10
4
36
Cl
3,1*10
5
15,1
15,1
99
Tc
2,1*105
8,1*10-3
8,1*10-3
I
1,6*107
1,4*10-4
1,4*10-4
2,21*10 4
2,09*10 4
129
Суммарная активность
Nucle ar Safe t y.ru
73
тематическое приложение
График, иллюстрирующий пожаробезопасность графитовой кладки. Зависимость величины запасенной энергии графита от рабочей температуры графитовых деталей ПУГР
П
ри обосновании отраслевой концепции ВЭ ПУГР по варианту захоронения на месте, утвержденной в 2009 г., учитывались следующие моменты, касающиеся обращения с облученным графитом: n прогнозируемые уже в то время изменения законодательства относительно «особых» РАО (облученный графит кладок ПУГР) n размещение всех 13 ПУГР на площадках, находящихся в зонах, где уже существуют поверхностные, подземные хранилища и могильники РАО, образовавшиеся в процессе выполнения военных программ n данные по характеризации облученного графита
П
олученные данные свидетельствуют о возможности геологического захоронения облученного графита ПУГР без изъятия его из шахты реактора.
В настоящее время по результатам выполненных работ такой вывод сделан для ПУГР АД (ФГУП «ГХК») и ЭИ-2 (ОАО «СХК»). Принятие решения по другим ПУГР требует индивидуального подхода, что связано с различиями в составе графита, в частности, в содержании стабильных примесей, условиях эксплуатации реакторов, геологических и гидрогеологических характеристик в зонах размещения ПУГР.
n результаты расчетов, из которых следует, что ВЭ ПУГР по варианту захоронения на месте требует меньших трудо– и дозозатрат и является более приемлемым с материально-технических и экономических позиций
К
роме того, принимались во внимание следующие факторы:
n настоящая физическая форма реакторного графита является наиболее компактной и устойчивой n переработка графита приводит к росту объемов РАО, при этом повышаются риски и затраты на обращение с вновь образующимися отходами
Проведению работ мешает отсутствие нормативной документации о возможности ВЭ ПУГР по варианту безопасного захоронения на месте расположения. Кроме того, нет законодательного подтверждения об отнесении облученного графита ПУГР к категории особых РАО. Полученные данные свидетельствуют также и о перспективности размещения облученного графита, извлекаемого из энергетических реакторов, в пунктах окончательного захоронения РАО, которые планируется создавать в геологических формациях.
74
Nucle ar Safe t y.ru
Финансирование и целевые показатели ВЭ ПУГР Суммарный плановый объем государственного финансирования мероприятий по ВЭ ПУГР в рамках Федеральной целевой программы «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года» в 2012-2015 гг. составляет почти $90 млн
№2
2013
Финансирование мероприятий по ВЭ ПУГР в 2012-2015 гг. Наименование объекта
Объем финансирования, $ млн
ОАО «СХК»
59,7
ФГУП «ГХК»
16,5
ФГУП «ПО «Маяк»
13,7
Итого
89,9
Основным целевым показателем для ОАО «СХК» к 2015 г. является ВЭ ПУГР ЭИ-2 по варианту «Создание пункта консервации особых РАО в пределах здания реактора».
Целевым показателем для ФГУП «ГХК» к 2015 г. является ВЭ ПУГР АД по варианту «Создание пункта консервации особых РАО в пределах шахты реактора».
План-график по выводу из эксплуатации пяти ПУГР, расположенных на площадке ФГУП «ПО «Маяк»
Nucle ar Safe t y.ru
75
тематическое приложение
Decommissioning of RBMK-1000 Reactors
стр. 77
Current concept of IUGR decommissioning
Current situation with uranium-graphite reactors in Russia
стр. 79
стр. 81 стр. 84 Some challenges related with irradiated graphite management and ways to meet them Financing and target indicators in IUGR decommissioning
стр. 88
The decommissioning of uranium-graphite reactors
Nucle ar Safe t y.ru
76
{
Create: Sergey Panov
I
ntegrated response to the challenges of safe decommissioning of nuclear and radiation– hazardous facilities is a most important and at the same time indispensable condition for further large-scale development of Russian nuclear power and strengthening its positions on
the global market of nuclear technologies. To meet this challenge dedicated organizations have been established in the country. These organizations are exclusively focused on decommissioning activities. The State Corporation ROSATOM has decided to form new economic entities by
№2
2013
apportioning applicable assets of the basic enterprises.
In accordance with the «Program of organizational and technical measures meant to form a sectoral system of decommissioning nuclear and radiationhazardous facilities», that was approved by ROSATOM Director General in February, 2008, four experimental pilot decommissioning centers were to be established with focus on the following key areas:
n Uranium-graphite reactors, based at JSC «Siberian Chemical Combine» («SChC») n Water-cooled power reactors, based at Novovoronezh NPP n Research reactors and critical experimental facilities (RR, CEF) based at FSUE «PPE» n Radio-chemical productions, based at FSUE «Mining and Chemical Combine» («MCC»)
Nucle ar Safe t y.ru
77
тематическое приложение
Decommissioning of RBMK-1000 Reactors
T
oday there are at least three nuclear power plants totalling eleven power units with RBMK-1000 reactors located in the European part of Russia. Their total output amounts to 11 GW that corresponds to approximately 44% of the total capacity of the Russian nuclear power plants. At the same time, according to the 2012 year-end results, the output of nuclear power
plants with RBMK-1000 reactors amounted to ca 42% of the total output provided by Rosenergoatom Concern.
Commissioning and decommissioning schedule for power units with RBMK-1000 reactors
NPP
Leningrad Sosnovy Bor
Kursk-I Kurchatov
Smolensk Desnogorsk
Scheduled final shutdown considering life extension for 15 years
Unit
Unit generation
Commissioning date
Scheduled final shutdown after assigned lifetime of 30 years
1
I
1973
2003
2018
2
I
1975
2005
2020
3
II
1979
2009
2024
4
II
1981
2011
2026
1
I
1976
2006
2021
2
I
1979
2009
2024
3
II
1983
2013
2028
4
II
1985
2015
2030
1
II
1982
2012
2027
2
II
1985
2015
2030
Under the guidance of Rosenergoatom Concern there has been established a special workshop to prepare Leningrad-I Unit 1, which final shutdown is scheduled for 2018, for decommissioning. This power unit is considered as an experimental one with regard to its decommissioning since it will be the platform for inside and out application of all procedures and regulations in order to replicate them further at other power units with RBMK-1000 reactor. The decommissioning program developed five years before the expiry of the assigned or extended lifetime defines the list of activities and their schedule
to bring the power unit into nuclear safe state, as well as to prepare the document package required to obtain a license for decommissioning in the Federal Service of Environmental, Technological and Nuclear Supervision (Rostekhnadzor). The unit is prepared for decommissioning within five to six years after the final shutdown. This time is required to remove the spent nuclear fuel. The activities for removal of the spent nuclear fuel from the reactor to the spent fuel storage pond and from the spent fuel storage pond to the waste tank farm (WTF) are performed according to the standard practices. It is essential to decide which systems of the
ultimately shut down power unit should remain operational to ensure its safe decommissioning and which should not. Given the above the process procedures will be amended accordingly. The systems that should remain operational include such as radiation monitoring system, ventilation system, water supply system, etc. The document package required for obtaining the license for decommissioning including the decommissioning project are to be developed on the basis of the results of comprehensive engineering and radiation safety audit.
Nucle ar Safe t y.ru
78
The general flow diagram for power unit decommissioning approved by Rosenergoatom Concern
The main feature of this type of decommissioning is that for the reason of safe storage the reactor will be localized in concrete reactor well, i.e. in its standard location. For this purpose all communications with repeated forced circulation circuit will be cut and plugged. The SRC KI calculations show that in 30-40 years of storage the fuel channels and reactor metal structures remain high and medium level radioactive wastes that can be handled only with remotely controlled equipment. The question of how to dispose the irradiated graphite has not been finalized so far. As such, the issue regarding its insitu localization at Leningrad-I is still pending.
The decommissioning project is developed according to the procedure established in the decommissioning program for this particular power unit. Given the above, Leningrad-I Unit 1 shall be decommissioned by deferred dismantling (at least 30 years).
The most important decommissioning documents include such as safety analysis report and environmental impact assessment that ensure safety of the design solutions and no adverse impact on the personnel, population, and environment.
One of the possible options is as follows. The graphite blocks will be loaded into special containers and ultimately disposed at the radioactive wastes burial sites. Such radioactive wastes burial sites are currently allocated at Mining and Chemical Plant in Krasnoyarsk Territory and in the underground laboratory of the Nizhny Kan solid mass. Some alternative technologies for irradiated graphite management are performed alongside.
T
â„–2
2013
he removal of graphite and activated metal structures follows an issue of site reclamation. These sites are currently commissioned for free use by the operators (i.e. nuclear power plants) and one hardly can tell what this site will look alike in several decades ahead. New power units (of Leningrad-II) are erected nearby on a separate construction site. It is too difficult to predict the scope of reclamation now. It depends on what the decommissioned power unit site will be intended for.
In Germanythere was the Nord Nuclear Power Plant with five operating power units (and three power units under construction) with the Soviet VVER-440 reactors. It was decommissioned Boris Đš. Bylkin, without any fuss and in a technically wise manner Leading Researcher, Doctor meeting all safety requirements. Nowadays it of Engineering, Professor of Scientific and Research Centre Kurchatov is a gas compressor station for Nord Stream Institute, Expert in Decommission- Project. Thus the infrastructure available on the site was used as much as possible. ing of Nuclear Power Plants:
The article has been prepared with the participation of Vladimir K. Zimin, Head of the Research & Development Centre for Nuclear Power Plant Decommissioning, VNIIAES OJSC, and Boris K. Bylkin, Leading Researcher, Doctor of Engineering, Professor of Scientific and Research Centre Kurchatov Institute, Expert in Decommissioning of Nuclear Power Plants
Nucle ar Safe t y.ru
79
тематическое приложение
Current situation with uraniumgraphite reactors in Russia
T
he most important area here is the decommissioning of uraniumgraphite reactors as the number
of finally shut-up reactors of this type in Russia has reached 15 so far (including both industrial and power reactors), and will considerable grow in the nearest future because of RBMK-1000 reactors with expiring life-time even considering life-time extension period. Uranium-graphite heterogeneous
reactor
nuclear
is
reactor
a with
graphite as moderator and light water as coolant. Industrial and power reactors of this type are located in eight regions in different parts of Russia:
n FSUE «PA Mayak» (Ozyorsk, Chelyabinsk Region)
n Bilibino NPP (Bilibino, Chukot AO) n Kursk NPP (Kurchatyov, Kursk Region)
n FSUE «MCC» (Zheleznogorsk, Krasnoyarsky Krai) n JSC «SChC» (Seversk, Tomsk Region)
n Leningrad NPP (Sosnovy Bor, Leningrad Region)
n Beloyarsk NPP (Zarechny, Sverdlovsk Region)
n Smolensk NPP (Desnogorsk, Smolensk Region)
Uranium-graphite reactors in Russia №
Site
Number of reactors
Type
State
1
FSUE «PA Mayak»
5
Industrial
5 – shut-down
2
FSUE «MCC»
3
Industrial
3 – shut-down
3
JSC «SChC»
5
Industrial
5 – shut-down
4
Beloyarsk NPP
2
Power
2 – shut-down
5
Bilibino NPP
4
Power
4 – operation
6
Kursk NPP
4
Power
4 – operation
7
Leningrad NPP
4
Power
4 – operation
8
Smolensk NPP
3
Power
3 – operation
Total:
30
15 – shut-down, 15 – operation
Nucle ar Safe t y.ru
80
List of Russian industrial uranium-graphite reactors, types and operation years №
Reactor
Type
1
А
Direct-flow
2
AI
Direct-flow
3
AV-1
Direct-flow
Site
FSUE «PA Mayak»
Comissioned in
Shut-down in
Operation period
1948
1987
39
1952
1987
35
1950
1989
39
4
AV -2
Direct-flow
1951
1990
39
5
AV -3
Direct-flow
1952
1990
38
6
AD
Direct-flow
1958
1992
34
7
ADE-1
Direct-flow
1961
1992
31
FSUE «MCC»
8
ADE-2
Direct-flow
1964
2010
46
9
I-1
Direct-flow
1955
1990
35
10
EI-2
Dual-purpose
1958
1990
32
11
ADE -3
Dual-purpose
1961
1992
31
12
ADE -4
Dual-purpose
13
ADE -5
Dual-purpose
JSC «SChC»
1964
2008
44
1965
2008
43
IUGRs are channel reactors with neutron thermal spectrum in the core. They are fueled by fuel elements made from metal uranium with natural enrichment; to create the necessary reactivity margin and flatten radial power flux dispersion fuel elements are used. They have higher enrichment rate and are charged into special channels. IUGRs are characterized by specific graphite stack positioning below grade within the space formed by protective load-bearing metal constructions. Exceptions are ADE-4 and ADE -5 reactors located at JSC « SCHC» site with their stack upper level at +1.87 m.
№2
2013
The design of an IUGR is very similar to a RBMK design.
I
ndustrial uranium-graphite reactors (IUGR) were developed in the middle of the last century to meet the needs of nuclear weapon program and were the first in Russia channel reactors. Beginning from 1948 13 industrial uranium-graphite reactors were put into operation at the following sites: FSUE «PA Mayak», FSUE «MCC» and JSC «SChC».
In particular, they are characterized by a big amount of lowradioactive waste (LRW) and a significant volume of graphite containing long-living tritium and carbon radionuclides. Hence the lessons learned during IUGR decommissioning may be very useful for RBMK-1000 decommissioning in the future, considering that currently 11 reactors of these type are in operation at three Russian NPPs. Nominally, ABM reactors can also be included into UGR family (there are two of them finally shut-down at Beloyarsk NPP site). Decommissioning activities at these reactors have been in progress since 80ties. However, these reactors have design features that essentially distinguish them from IUGRs and RBMKs.
Nucle ar Safe t y.ru
81
Current concept of IUGR decommissioning Decommissioning activities with IUGR on-site burial are based on the following key principles: n IUGR decommissioning should be conducted in full compliance with safety principles formulated in the current regulations and standards (the existing regulatory base still needs to be improved and supplemented) n radiation impact related with IUGR decommissioning should be kept as low as possible considering economic and social factors (optimization principle) n expected exposure of future generations should not exceed permissible exposure levels for population that are set by the current regulations (future generation protection principle)
тематическое приложение
As follows from the joint report presented by FSUE «MCC» and IPhyChe RAS specialists in 2011, the concept of IUGR decommissioning was evolving in several stages: The 1990 concept considered the following options: 1. Encapsulation of the reactor with subsequent moth-balling period of 30-50 years 2. Partial dismantling of systems, with the storing of main structural elements for up to 100 years 3. Complete elimination of the installation As is clear from the above program, the option of IUGR on-site burial was not considered. The revised IUGR decommissioning concept of 2005 had the following key options: 1. Elimination (immediate or deferred) 2. Long-time storage 3. Burial
n safety of IUGR decommissioning should be ensured by a system of safety barriers protecting against releases of ionizing radiation and radioactive substances into the environment (multibarrier principle)
Basic technologies applied in IUGR decommissioning Generally IUGR decommissioning technologies are classified into: 1. Technologies used for comprehensive engineering and radiation examinations of main equipment, buildings, structures, facilities and sites 2. Technologies used in the dismantling of main and auxiliary equipment, buildings and facilities 3. Technologies applied to build extra safety barriers when reactor installations and solid Radwaste from storage facilities get buried 4. Technologies applied to manage Radwaste developed during IUGR operation period and decommissioning activities
Then the choice was made in favor of long-time storage of the reactor in its pit for at least 100 years (deferred solution). The idea to change over from long-time storage to on-site burial option was first proposed and substantiated by FSUE «MCC» specialists. It was presented in June 2009, in Moscow. Some time later FSUE «MCC» was granted the patent for «Method of decommissioning of a channel-type graphite-uranium nuclear reactor» comprising its on-site burial. In the end this IUGR decommissioning option was approved as the main one in the industrial IUGR decommissioning concept.
Nucle ar Safe t y.ru
82
The concept of decommissioning IUGR by burying it safely on-site presupposes that: n Inside the reactor pit dismantling works are done and works to strengthen existing protection barriers and building new ones in order to reliably isolate the reactor from its environment
Technologically the sequence of IUGR burial operations is as follows:
n Outside the reactor pit works are done to dismantle equipment and overground construction elements, underground reactor buildings are partially filled with specific barrier materials, in addition external safety barrier is built
Schematically shows the final expected state of IUGR after its decommissioning and the location of safety barriers
1. Dismantling of supplying systems and equipment located in IUGR building except reactor installation 2. Filling rooms at low-level elevations and under-reactor space with concrete up to the level of bottom biological shield 3. Filling reactor internal spaces with barrier mixtures based on natural clay 4. Filling underground rooms adjoining the reactor with barrier mixtures based on natural clay 5. Decontamination of building structures and dismantling of the overground part of IUGR building 6. Building upper safety barrier protecting the buried unit against atmospheric impacts
Source – State Corporation ROSATOM
T
he assessment of existing IUGR engineering safety barriers, that comprise graphite, metal structures, concrete pit walls and the rock immediately surrounding the reactor, demonstrated that decommissioning activities ask for additional barriers.
№2
2013
Main requirements to their materials are as follows:
n good capacity to absorb fission products and transuranium elements
n stability of properties during several hundred thousand years
n compatibility with geological environment
n low permeability
n plasticity
n availability
83
Nucle ar Safe t y.ru
F
or instance, the above requirements are met by clay containing rocks (to be used within the reactor pit) and alumina-silicate polymers (to be used outside reactor pit).
тематическое приложение
Existing IUGR engineering safety barriers Source – State Corporation ROSATOM
GRAPHITE METAL STRUCTURES CONCRETE PIT ROCKS
Main attributes of suggested clay containing materials applicable for the construction of additional safety barriers within IUGR Source – State Corporation ROSATOM
Main requirements to the barrier material
Clays, rocks with high clay content
Good ability to absorb different radionuclides
Distribution ratio 102-10 4 cm3/g
Low permeability
Permeability coefficient 10-4-10-6 m/day
Stability of properties during several hundred thousand years
Unlimited physical life time
Good plasticity
Self-healing process «clogging»
Compatibility with geological environment
Rocks from deposits close to IUGR pit
Availability
Practically unlimited resources
The barrier made from polymeric materials has to be built in the rocks with different permeability and different water content that house the IUGR. To do it a solution with a viscosity similar to water viscosity is injected through drills
into the rocks outside reactor pit, which initiates gel formation in the rock pore space. The rock reinforces the gel and adds plasticity. This method is extensively used in the construction of dams, various waterworks and in oil industry.
Attributes of the material for additional safety barrier in IUGR pit
Source – State Corporation ROSATOM
Main requirements to the barrier material
Si-Al polymeric materials
Good ability to absorb different radionuclides
Distribution ratio 10-30 cm3/g (without modifying agents)
Low permeability
Permeability coefficient 10-7-10-9 m/day
Stability of properties during several hundred thousand years
According to thermodynamic calculation results the polymer is stable
Good plasticity
Retains its structure under strata pressure
Compatibility with geological environment
Si and Al are main elements of rock-forming minerals
Availability
Parent reagents are produced commercially
Nucle ar Safe t y.ru
84
№2
2013
Some challenges related with irradiated graphite management and ways to meet them
r
eview of irradiated graphite management issues was presented in joint reports made by the specialists from IPhyChe RAS, SC ROSATOM and UGR DEC (Uranium-Graphite Reactor Decommissioning Experimental Center) at the conference «Radio chemistry-2012». The total mass of irradiated graphite, that has accumulated as a result of operating industrial and power UG reactors in Russia, is about 50 thousand tons, where 20 thousand tons is the IUGR share.
Nucle ar Safe t y.ru
Main features of irradiated UG reactor graphite are as follows: l
graphite stack is of the main structural elements of the core and is exposed to significant neutron radiation during operation time
l
induced activity of irradiated graphite is determined by main activation products: isotope 14С (95% of total activity, 108 Bq/kg) and impurities (3Н, 60Со, 36Cl) l graphite
is contaminated unevenly over the total stack volume because of neutron flux irregularities, spent fuel spills and specific features of reactor operation l
irradiated reactor graphite contains spent fuel spillages that have got therein as a result of radiation incidents
85
тематическое приложение
The content of 14С in graphite (108-109 Bq/kg) is 106 times more than its fraction in natural carbon. Should 14С get released into atmosphere, it may cause global contamination of natural systems on Earth as this isotope is a part of practically any organic and non-organic compound. As a result of joint research work performed to certify irradiated graphite in shutdown IUGRs by the specialists from FSUE «IPPE», NNRI MEPHI, JSC «SCHC», FSUE «MCC», FSUE «PA Mayak», «Kurchatov Institute» Research Center and IPhyChe RAS it was found out that: n major activity in irradiated graphite is determined by 14С, the activity of 3Н is by 10-100 times less n actual content of 14С is a little higher as compared with estimations, which is related with nitrogen used to blow the stack down (14N(n, p)14C) n actual content of 3Н is below estimations, which is explained by its release from the stack during incidents and an elevated concentration of extrinsic lithium in graphite (6Li(n, )3Н) n actual contamination of graphite stacks with actinides and fission products is less than it has been expected as a result of calculations n distributed over the stack uranium and products of subsequent neutron reactions were found in the graphite superficial layer and did not travel in the total process of reactor operation n contamination of graphite stack by fission products and actinides has superficial uneven pattern and increases close to failed cells The obtain data on radiation parameters have permitted to determine the most efficient ways to manage IUGR irradiated graphite.
Nucle ar Safe t y.ru
86
I
t must be said that the graphite stack was not replaced during the total period of IUGR operation, and its mass per one reactor is 1600-1700 tons.
Experiment-calculated estimation of radionuclides content in the graphite stack was performed on the basis of neutron and photon sounding of the stack, results of the analysis of graphite samples taken from the stack (down and across its range), and calculations.
In 300 years main radionuclides determining the stack activity will be 14С – 99%, and 36Сl with transuranium elements.
Radiation parameters of IUGR graphite stack (data is given for EI-2 reactor) Decay period (Т1/2), years
2009
H
12,3
200
C
5730
2,16*10
Co
5,27
16,7
-
Cs
30,2
45,1
-
3
14 60
137
4
2,08*10 4
Sr
28,5
21,2
-
Eu
8,8
0,77
-
155
Eu
5,0
0,28
-
0,83
-
Ba
10,3
134
Cs
2,06
0,56
-
125
Sb
2,77
1,3*10-2
-
Fe
2,7
13,3
-
Pm
2,6
0,47
-
133
55 147
Cs
18,1
3,69
-
Am
432
0,53
0,33
244 241
Am
7400
0,14
0,13
238
Pu
87,8
0,50
4,7*10-2
239
Pu
24100
0,05
5,4*10-2
240
Pu
6500
0,19
Np
2,0*10
Sm
90
63
Ni
96
59
243
237 151
2013
2003
154
90
№2
Content, Cu
Nuclide
6
5,4*10
0,18 -3
5,4*10-3
0,15
1,5*10-2
160
18,4
1,32
1,32
Ni
7,5*10
4
36
Cl
3,1*10
5
15,1
15,1
99
Tc
2,1*105
8,1*10-3
8,1*10-3
I
1,6*107
1,4*10-4
1,4*10-4
2,21*10 4
2,09*10 4
129
Total activity
Nucle ar Safe t y.ru
87
тематическое приложение
Dependency of graphite accumulated energy on the working temperature of IUGR graphite elements
T
o substantiate industrial concept of IUGR decommissioning by on-site burial, that had been approved in 2009, the following aspects of irradiated graphite management were considered: n forecast changes in the legislation regulating management of «specific» radioactive waste (irradiated graphite of IUGR stacks) n the fact that all 13 IUGRs were located at the sites with existing land and underground Radwaste storages and burial facilities that had been established in the process of military programs n certification data on irradiate graphite
The obtained data are able to justify the possibility of geological burial of IUGR irradiated graphite without its discharging from the reactor pit. At the moment this statement can be surely applied to the following IUGRs: AD reactor (FSUE «MCC») and EI-2 (JSC «SCHC»). Other IUGRs demand individual solutions, which is related with differences in graphite composition, and stable impurities, in particular, reactor operating conditions, geological and hydro-geological situation in an IUGR location area.
n calculation results demonstrating that IUGR decommissioning by on-site burial demands smaller effort and exposure doses, which is better in material, technical and economic aspects
I
n addition the following factors were taken into account:
n actual physical form of reactor graphite very compact and stable n graphite processing increases the volume of radioactive waste with elevated risk and cost related with the management of newly developed waste
Works are also hindered by lack of norms regulating IUGR safe decommissioning by on-site burial. Moreover, there is still no legislative base permitting to classify IUGR irradiated graphite as specific radioactive waste. The obtained data also demonstrate that there are good possibilities to put the irradiated graphite discharged from power reactors into radioactive waste final storage facilities that are planned to be built in geological formations.
88
Nucle ar Safe t y.ru
Financing and target indicators in IUGR decommissioning
Planned aggregate financing of IUGR decommissioning from State funds in 20122015 in the Federal Target Program «Nuclear and Radiation Safety in 2008 and until 2015» is almost $90 mln
№2
2013
IUGR decommissioning financing in 2012-2015 Facility
Financing amount, $ mln
JSC «SChC»
59,7
FSUE «MCC»
16,5
FSUE «PA Mayak»
13,7
Total
89,9
The 2015 target for FSUE «MCC» is to decommission its AD IUG reactor according to the selected option
«Construction of a facility for the mothballing of specific radioactive waste within the reactor pit».
IUGR decommissioning schedule at FSUE «PA Mayak»
Nucle ar Safe t y.ru
89
новости
Вопросы ядерной безопасности обсудили в Петербурге
В
Санкт-Петербурге прошел VIII Международный ядерный форум «Безопасность
ядерных
технологий:
культура безопасности на объектах использования атомной энергии».
В течение пяти дней специалисты об-
руме, безусловно, актуальны для ста-
В ходе круглого стола «Основные резуль-
суждали актуальные вопросы безопас-
бильного развития атомной отрасли.
таты и направления совершенствования
ной эксплуатации ядерного энергети-
Наше законодательство в этом плане
законодательного обеспечения в области
ческого комплекса.
соответствует нынешним реалиям, но
использования атомной энергии» участ-
всегда есть над чем работать. Мы обсу-
ники обсудили состояние законодатель-
В работе форума приняло участие около
дили со специалистами ряд серьезных
ного обеспечения деятельности атом-
300 делегатов. Среди них представители
вопросов».
ной отрасли в современных условиях,
Федеральных органов законодательной и
с акцентом на обеспечение культуры
исполнительной власти, Международного
Об актуальности проведения таких
безопасности. Модератором круглого
агентства по атомной энергии (МАГАТЭ),
международных встреч говорят пред-
стола выступила статс-секретарь – за-
руководители и специалисты предпри-
ставители зарубежных делегаций. По
меститель генерального директора по
ятий ГК «Росатом», а также ряда россий-
оценке служащей по вопросам без-
обеспечению государственных полно-
ских и зарубежных организаций.
опасности МАГАТЭ Моники Хааге,
мочий и бюджетного процесса ГК «Ро-
несмотря на национальные и культур-
сатом» Татьяна Ельфимова.
Обсуждались вопросы развития нор-
ные различия стран, эксплуатирующих
мативно-правовой базы обеспечения
ядерные объекты, в этих странах долж-
Госкорпорация «Росатом»,
культуры безопасности на объектах ис-
ны соблюдаться единые требования
ОАО «Концерн Росэнергоатом»,
пользования атомной энергии; между-
обеспечения
МАГАТЭ
ФГУП «Аварийно-технический центр»
народного и национального опыта по-
всегда уделяет вопросам ядерной без-
и Санкт-Петербургский филиал
вышения культуры безопасности на всех
опасности приоритетное внимание.
безопасности.
Организаторы форума:
НОУ ДПО «ЦИПК Росатома».
этапах жизненного цикла ядерной энергетики, включая проектирование, строительство, эксплуатацию, ремонт, вывод из эксплуатации и обращение с РАО и ОЯТ; практических методов совершенствования культуры безопасности. Генеральный директор ГК «Росатом»
Сергей Кириенко в приветственном письме отметил актуальность международного общения по вопросам обеспечения культуры безопасности.
Владимир Поцяпун, депутат ГД РФ, отметил: «Темы, обсуждаемые на фо-
В рамках VIII международного ядерного форума прошел учебный курс по культуре безопасности, а также состоялись технические туры на объекты атомной энергетики Северо-Западного региона и посещение выставки «АтомТЭК». Информация предоставлена Департаментом ядерной и радиационной безопасности, организации лицензионной и разрешительной деятельности (ГК «Росатом»)
Nucle ar Safe t y.ru
90
Первая международная школа по технологиям и безопасности в сфере обращения с ОЯТ Цели школы: Продвижение стратегических интересов ГК «Росатом» в формировании глобального рынка обращения с ОЯТ Вовлечение молодых специалистов в международное сотрудничество в области обращения с ОЯТ Повышение квалификации молодых специалистов в части обращения с ОЯТ
В проекте приняло участие около 20 специалистов предприятий ГК «Росатом», НИЦ «Курчатовский институт» и Министерства природных ресурсов и экологии РФ
№2
2013
Информация предоставлена проектным офисом «Формирование системы обращения с ОЯТ» (ГК «Росатом»)
Г
оскорпорация «Росатом» стала инициатором проведения первой международной школы по технологиям и безопасности в сфере обращения с ОЯТ. Обучение проходило на площадке петербургского филиала НОУ ДПО «ЦИПК» в начале сентября 2013 г.
В первый день с докладами высту-
Ревенко, бывший главный инженер
пили: Анжелика Хаперская, старший
ФГУП «ГХК», и Д.Н. Колупаев (РФЯЦ-
менеджер Проектного офиса «Фор-
ВНИИТФ) с докладами о современных
мирование системы обращения с
проблемах в сфере обращения ОЯТ.
ОЯТ«, ГК «Росатом», с презентацией «Стратегические ориентиры обраще-
В дальнейшем участники посетили
ния с ОЯТ в России», Пол Стэндринг,
ФГУП «АТЦ СПб», где прослушали
представитель МАГАТЭ, с презента-
доклады и посетили с экскурсией
цией «Деятельность МАГАТЭ в сфере
аварийно-технический центр и учеб-
обращения с ОЯТ», и Род Маккуллум,
но-тренировочный пункт ЛАЭС-1, где
Институт Атомной энергии (Вашинг-
прошли
тон, США), с докладом «Обращение с
разделки ОЯТ, тренажера перегру-
ОЯТ в США – ситуация и перспекти-
зочной машины, работы перегрузоч-
вы».
ной машины в полном рабочем цикле.
Второй день работы школы прошел на
Подытожило работу школы выступле-
площадке ФГУП НПО «Радиевый ин-
ние Михаила Барышникова, руково-
ститут им. В.Г. Хлопина». Специали-
дителя Проектного офиса «Формиро-
сты института знакомили участников
вание системы обращения с ОЯТ«, ГК
с современными технологиями, про-
«Росатом», на тему «Обращение с ОЯТ
блемами и задачами в обращении с
– национальные задачи и перспекти-
ОЯТ. Также перед участниками школы
вы международного сотрудничества».
демонстрации
тренажера
выступила Н.П. Шафрова (ГИ «ВНИПИЭТ») с докладом «Обращение с
На 2014 г. запланировано проведение
ОЯТ – взгляд проектировщика», Ю.А.
второй международной школы.
Nucle ar Safe t y.ru
91
новости
Новости отрасли На ГХК началась
ОДЦ ВНИПИЭТ получил положительное
отладка технологии
заключение Главгосэкспертизы
переработки ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 В рамках создания ОДЦ по отработке технологий переработки ОЯТ «ГХК» на расположенном в подгорной части объекте Центральной заводской лаборатории проведена выгрузка фрагментов ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 и БН-800. Фрагменты ОЯТ были доставлены из НИИАР в Димитровграде для проведения научно-исследовательских и опытноконструкторских работ (НИОКР).
Проект опытно-демонстрационного центра по переработке отработавшего ядерного топлива, разработанный ОАО «Головной институт «ВНИПИЭТ» получил положительное заключение Главгосэкспертизы России. Подготовительные работы к сооружению объекта уже ведутся в Железногорске Красноярского края на площадке изотопно-химического завода «Горно-химического комбината». ОДЦ позволит обосновать инновационные технологии для переработки ОЯТ реакторов типа ВВЭР в топливо для загрузки новых АЭС с реактора-
ми на быстрых нейтронах в промышленном масштабе. Ввод в эксплуатацию Пускового комплекса ОДЦ на «ГХК» назначен на 2015 г.
МИФИ и «ГХК» создадут профессиональный стандарт «Оператор хранилища отработанного ядерного топлива» НИЯУ «МИФИ» осуществляет разработку профессионального стандарта оператора хранилища отработанного ядерного топлива (ОЯТ). Работы рассчитаны на два года и должны быть завершены в 2014 г. Для проведения исследований в защитных камерах доставленное ОЯТ будет разделано на более мелкие фрагменты при помощи специальной установки, которая разработана и изготовлена на «ГХК». Результаты научно-исследовательских работ позволят внести корректировки по оптимизации технологической схемы ОДЦ переработки ОЯТ. В 2015 г. должна быть изготовлена основная часть оборудования ОДЦ, а на 2016 г. запланирована его поставка на «ГХК».
Рабочая группа по разработке профессионального стандарта создана в филиале МИФИ – Красноярском промышленном колледже совместно с ФГУП «ГХК». Анализ документации в области темы разрабатываемого стандарта ведется при непосредственном участии ведущих специалистов «сухого» и «мокрого» хранилищ комбината. В настоящее время проводится опрос руководителей организаций и ведущих специалистов соответствующего профиля предприятий ГК «Росатом» и ОАО «Росэнергоатом». Профессиональный стандарт раз-
рабатывается в целях унификации, установления и поддержания единых требований к содержанию и качеству профессиональной деятельности, определения квалификационных требований к работникам; прозрачности подтверждения и оценке профессиональной квалификации работников, выпускников учреждений профессионального образования.
92 В НИИАР завершена модернизация комплекса по производству МОКС-топлива В ОАО «ГНЦ НИИАР» завершено техническое перевооружение комплекса для производства топлива, твэлов и тепловыделяющих сборок (ТВС) с МОКС-топливом для реакторов БН-600 и БН-800. Согласно заключению комиссии, пусковой комплекс выполнен в соответствии с проектом, отвечает всем нормам и стандартам. Принятый объект обеспечит изготовление МОКС-топлива на основе технологии виброуплотнения производительностью 60 тепловыделяющих сборок в год.
В настоящее время в НИИАР изготавливают МОКС-топливо для обеспечения стартовой загрузки реактора БН-800 строящегося энергоблока № 4 Белоярской АЭС. Всего НИИАР должен поставить для этого энергоблока 162 ТВС с МОКС-топливом, в том числе – 96 ТВС, изготовленных по полному переделу с использованием разработанных в институте технологий пироэлектрохимической перекристаллизации и виброуплотнения, и 66 ТВС в кооперации с ПО «Маяк», где изготавливаются таблетки и твэлы.
«Атомэнергомаш»
«НИКИМТ-Атомстрой»
завершает
запатентовал способ захоронения
изготовление
ТРО «Зеленый курган»
опытного образца транспортноупаковочного контейнера для ОЯТ
ОАО «НИКИМТ-Атомстрой» (входит в контур управления ОАО «Атомэнергопроект») получило патент на новый способ захоронения твердых радиоактивных отходов. Технология, получившая название «Зеленый курган», подразумевает изоляцию отработавших АЭС на месте путем засыпки инертными материалами. Отходы и строительные конструкции складируются в помещениях здания реактора, а затем засыпаются кварцевым песком.
№2
2013
ЗАО «АЭМ-технологии» (входит в машиностроительный дивизион «Росатома» – «Атомэнергомаш») завершает изготовление опытного образца ТУК-146 (транспортно-упаковочный контейнер) для ОЯТ реакторов ВВЭР-1000/1200 на площадке ОАО «Петрозаводскмаш». ТУК-146 – новая разработка, корпус контейнера отливается из высокопрочного чугуна с шаровидной формой графита. Контейнер вмещает 18 отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС).
Песок подают одновременно снаружи до образования естественного угла откоса, и внутри
здания, начиная с нижнего этажа, до заполнения пустот в каждом помещении. После этого на хранилище возводят послойное многофункциональное укрытие курганного типа из различных материалов с учетом геологических и природно-климатических особенностей расположения хранилища. Таким образом, здание превращается в монолит, способный выдержать любые возможные внешние и внутренние нагрузки, а масса инертного материала полностью экранирует излучение от радиоактивных конструкций объекта.
Определен порядок отчуждения пунктов захоронения РАО Установлен порядок отчуждения пунктов захоронения радиоактивных отходов, находящихся в собственности юридических лиц, в собственность уполномоченного органа – Госкорпорации «Росатом». Соответствующее положение об отчуждении утверждено постановлением Правительства РФ от 14 августа 2013 г. Для осуществления передачи пунктов захоронения РАО собственник должен представить в «Росатом» пакет документов.
ВНИИНМ провел общественные слушания по поводу вывода из эксплуатации исследовательского корпуса «Б» С докладом о результатах оценки воздействия на окружающую среду запланированных работ выступил и.о. директора Центра по обращению с ОЯТ, РАО и ВЭ ЯРОО ОАО «ВНИИНМ» Леонид Суханов. Собравшиеся представители общественности и управы района были проинформированы о ходе работ, этапах подготовки вывода здания из эксплуатации и технологиях, которые будут использоваться во время работ. Особое внимание уделяется безопасности жителей близлежащего района, персонала института и окружающей среды. Работы по выводу из эксплуатации и ликвидации исследовательского корпуса «Б» на территории ВНИИНМ начинаются на основании разрешения Ростехнадзора от 19.04.2013 г.
«Росатом» рассматривает эти документы и принимает предложение о передаче имущества, входящего в состав отчуждаемого пункта захоронения РАО, на условиях, предусмотренных проектом договора. После согласования проекта договора уполномоченный орган в шестимесячный срок обеспечивает проведение оценки стоимости имущества, входящего в состав пункта захоронения, затрат на эксплуатацию и закрытие пункта захоронения.
По результатам этой оценки в двухмесячный срок заключается договор об отчуждении пункта захоронения РАО. В перечень имущества отчуждаемого пункта включаются: земельные участки, объекты движимого и недвижимого имущества в составе пунктов хранения РАО, системы физзащиты, емкости временного хранения, перекачивающие устройства, транспортные средства; подъездные дороги, элементы инженерной инфраструктуры и т. д.
«ДальРАО» завершит в декабре формирование трех реакторных блоков АПЛ «Дальневосточный центр по обращению с радиоактивными отходами» («ДальРАО», филиал «РосРАО») выполнил очередной этап работ по формированию реакторных блоков утилизированных атомных подводных лодок (АПЛ) для длительного хранения. Работы выполняются в рамках государственного контракта, предусматривающего формирование реакторных блоков утилизированных АПЛ для размещения в пункте долговременного хранения (ПДХРО) на мысе Устричный бухты Разбойник Приморского края. Работы по формированию трех одноотсечных блоков выполняются согласно плану, и должны завершиться в декабре 2013 г.
Nucle ar Safe t y.ru
94
Определены 30 площадок в России под пункты окончательной изоляции РАО 30 перспективных площадок размещения пунктов окончательной изоляции РАО определены на территории России. Площадки расположены в 18 регионах страны. Девять из них – в Сибирском, Уральском, Приволжском и Северо-Западном федеральных округах, признаны первоочередными. Общественный совет ГК «Росатом» предложил создать рабочую группу по взаимодействию с общественностью в области создания пунктов захоронения РАО. Это объясняется тем, что одной из основных задач при реализации проектов создания пунктов является разъяснительная работа. Общий объем планируемых к захоронению РАО составляет около 32 млн кубометров.
НО РАО получил три лицензии на деятельность по окончательной изоляции ЖРО Филиалы ФГУП «НО РАО» получили лицензию Ростехнадзора на осуществление деятельности по окончательной изоляции жидких радиоактивных отходов. В настоящий момент НО РАО состоит из центрального аппарата и филиалов в регионах расположения действующих пунктов глубинного захоронения ЖРО: «Железногорский» (Красноярский край), «Северский» (Томская область), «Димитровградский» (Ульяновская область). В 2013 г. планируется создание четвертого филиала – «Новоуральский» (Свердловская область). Ростехнадзор выдал лицензии трем имеющимся филиалам на 5 лет, до июля 2018 г.
Проект подземной лаборатории РАО будет вынесен на обсуждение в 2015 г. Проект подземной исследовательской лаборатории, которую планируется построить в гранитоидном массиве в Красноярском крае с целью изучения возможности размещения в этом массиве пункта окончательной изоляции высокоактивных отходов, собираются вынести на общественные слушания в 2015 г.
№2
2013
13 августа в г. Железногорске состоялось выездное заседание рабочей группы Гражданской ассамблеи Красноярского края по общественно-экологическому контролю на месте предполагаемого строительства подземной лаборатории, где в настоящее время ведутся проектно-изыскательские работы. Во ФГУП «НО РАО» отмечают, что решение о возможности размещения на данном месте пункта окончательной изоляции радиоактивных отходов «будет принято по итогам работы подземной исследовательской лаборатории и в случае подтверждения, что горный массив на глубине 500 метров обеспечит необходимую экологическую безопасность». В данном случае следующим шагом станет преобразование лаборатории в пункт окончательной изоляции РАО.
Nucle ar Safe t y.ru
95
новости
Подведены итоги работы предприятий дивизиона ЗСЖЦ «Росатома» за полгода В начале августа состоялось совещание, посвященное подведению итогов работы предприятий, входящих в контур дивизиона ГК «Росатом» по управлению заключительной стадией жизненного цикла (ЗСЖЦ) объектов использования атомной энергии (т.н. «back end») за первое полугодие 2013 г. В контур созданного полгода назад дивизиона ЗСЖЦ входят: ФГУП «Федеральный центр ядерной и радиационной безопасности» (ФЦЯРБ), ФГУП «Горно-химический комбинат», ФГУП «РосРАО», ФГУП НПО «Радиевый институт им. В.Г. Хлопина», ФГУП «Радон». В ходе совещания Олег Крюков, директор по государственной политике в области РАО, ОЯТ и вывода из эксплуатации ЯРОО, подчеркнул, что основной задачей
каждого предприятия дивизиона ЗСЖЦ является рост коммерческой выручки. При этом предприятия должны обеспечить развитие технологий, формирование производственной базы, предложение конкурентоспособных продуктов и услуг в сфере ОЯТ, РАО и вывода из эксплуатации. Одним из важнейших вопросов Олег Крюков назвал увеличение переработки ОЯТ и РАО и их окончательную изоляцию «цивилизованным способом по самым последним мировым стандартам». В ближайших планах дивизиона – создание Центра компетенций по обращению с РАО и по выводу из эксплуатации. Руководители предприятий представили информацию о результатах деятельности за первое полугодие 2013 г.
Юкия Амано будет руководить МАГАТЭ еще четыре года Генеральная конференция Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) утвердила Юкия Амано в качестве генерального директора этой организации на следующий четырехлетний срок. Его кандидатура была предложена Советом управляющих МАГАТЭ. Японский дипломат Юкия Амано был впервые назначен главой МАГАТЭ в 2009 г., когда он сменил на этом посту египтянина Мохаммеда эльБарадеи, который руководил агентством с декабря 1997 г. и переизбирался два раза — в 2001 и 2005 гг.
96
AREVA NP получит полномочия на реализацию МОКС-топлива в США Стало известно, что компания AREVA NP (франко-германская компания, дочернее предприятие компании AREVA и Siemens AG), поставляющая технологию производства МОКС-топлива для строительства завода в США, возьмет на себя реализацию будущей продукции. Проходит процесс переговоров с Министерством энергетики США о подписании мастер-контракта на поставки топлива.
AREVA подписала контракты на поставку контейнеров хранения ОЯТ на €200 млн Группа AREVA подписала контракты на поставку контейнеров хранения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) с энергокомпаниями из Германии. Подписание договоров стало возможным после того, как Федеральное управление по радиационной защите Германии сертифицировало контейнеры TN24E для использования в Германии.
Westinghouse Electric выполнит разделку корпуса реактора на испанской АЭС «Сорита»
№2
2013
Американская электротехническая и ядерная компания Westinghouse Electric Co. заключила контракт с испанской компанией Empresa Nacional de Residuos Radiactivos (ENRESA) на разделку корпуса и крышки корпуса реактора остановленной АЭС «Сорита» в Испании. Контрактом предусмотрены демонтаж и разделка корпуса и крышки корпуса, включая проведение предварительных инженерных исследований. Как сообщили в американской компании, это первый контракт на разделку корпуса реактора PWR разработки Westinghouse Electric Co. в Испании и второй – в Европе.
Nucle ar Safe t y.ru
97
новости
Последний из действующих ядерных энергоблоков Японии выведен в ремонт Последний действующий реактор японской АЭС «Ои» на юго-западе острова Хонсю остановили для проведения плановой проверки. Как долго будут вестись работы – пока не сообщается. Таким образом Япония на некоторое время осталась без атомной энергии, так как два энергоблока АЭС «Ои» были единственными, действующими в стране. Стоит отметить, что Комитет по контролю за атомной энергетикой в конце июня дал санкцию на продолжение работы этих двух реакторов до осени, после того как КЭПКО доложила о введении дополнительных мер безопасности на АЭС. Ожидается, что после проведения плановой проверки два энергоблока АЭС «Ои» беспрепятственно возобновят свою работу – в Японии для перезапуска реакторов АЭС необходимо разрешение местных властей.
NRC возобновит рассмотрение заявки на сооружение хранилища ОЯТ в Юкка-Маунтин Комиссия по ядерному регулированию США (NRC) выполнит решение суда и возобновит рассмотрение заявки на выдачу лицензии на строительство геологического хранилища отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) и высокоактивных радиоактивных отходов (ВАО) в Юкка-Маунтин (штат Невада). Об этом по итогам слушаний в Палате представителей США сообщила генеральный советник NRC Маргарет Доун. Комиссия должна решить, каким образом будет осуществляться этот процесс.
NRC опубликовала проект регулирующих норм пристанционного хранения ОЯТ The Nuclear Regulatory Commission (NRC) в сентябре опубликовала в Федеральном реестре проект новой нормативной базы по обеспечению безопасного хранения радиоактивных отходов, (т. н. «waste confidence rule») и проект типового отчета об оценке воздействия на окружающую среду (Generic Environmental Impact Statement, GEIS) длительного хранения отработавшего ядерного топлива на площадках атомных станций за пределами срока эксплуатации энергоблоков. В случае утверждения руководством NRC, новая нормативная база заменит свод аналогичных документов в редакции 2010 г., которая была отменена решением Федерального апелляционного суда по округу Колумбия (США)в июне 2012 г.
98
WENRA рекомендует провести проверку корпусов реакторов бельгийских АЭС Западноевропейская ассоциация органов регулирования ядерной безопасности (WENRA) рекомендовала провести инспекцию корпусов реакторов всех европейских атомных станций на предмет производственных дефектов. Такое решение связано с обнаружением множественных признаков трещин в корпусах реакторов энергоблока № 3 АЭС «Доэль» и энергоблока № 2 АЭС «Тианж» в Бельгии в середине 2012 г. Последующие обследования показали, что дефекты металла корпуса связаны с избыточным содержанием водорода в стали на этапе отливки. В мае 2013 г. Федеральное агентство по ядерному контролю Бельгии (FANC) выдало заключение о возможности безопасной эксплуатации двух энергоблоков.
Франция и США
Канадская CNSC оценила
координируют принципы
наивысшим баллом системы
ответственности
безопасности
за ядерный ущерб
на АЭС «Дарлингтон»
Франция и США 29 августа опубликовали совместное заявление о выработке общих принципов гражданской ответственности за ядерный ущерб, в том числе в целях создания глобального режима ответственности за ущерб вследствие аварии на ядерных объектах.
Системы безопасности станции признаются «полностью удовлетворительными» четвертый год подряд. Безопасность второй атомной станции OPG – АЭС «Пикеринг» – получили оценку «удовлетворительная». Такие данные приведены в Интегрированном обзоре безопасности канадских АЭС за 2012 г.
№2
2013
В сообщениях министерств подчеркивается, что Франция и США будут вести совместную работу по достижению поставленной цели – созданию глобального режима ответственности за ущерб, базирующегося на договоренностях между Францией, США и другими странами, которые могут пострадать вследствие ядерной аварии.
Комиссия по ядерной безопасности Канады (CNSC) присвоила АЭС «Дарлингтон» высшую категорию безопасности среди канадских атомных станций, сообщили в эксплуатирующей компании «Ontario Power Generation Inc.» (OPG).
По материалам информационных сайтов www.EnergyLand.info, www.Nuclear.ru, www.AtomInfo.ru, www.ria.ru, www.itar-tass.com, www.world-nuclear-news.org и сайтов компаний www.rosatom.ru, www.rosrao.ru, www.norao.ru
Nucle ar Safe t y.ru
99
новости
Nuclear Safety Issues
O
n 9-13 September 2013, St Petersburg welcomed the 8th International Nuclear Forum for Safety of Nuclear Technologies: Safety Culture at Nuclear Facilities.
Within five days the experts discussed the
international dialogue is in dealing with
nuclear power plants, the nuclear safety
relevant issues of a safe operation of the
safety culture issues.
requirements applied in these counties
nuclear facilities.
should be the same. IAEA always puts a
Vladimir Potsyapun, the deputy of
high priority on nuclear safety.
The forum included as many as 300
the State Duma of the Russian Federation,
participants including the representatives of
said,
during
During the panel discussion of the major
the federal legislative and executive bodies,
this Forum are by no means of current
results and activities aimed at improving the
International Atomic Energy Agency (IAEA),
concern to ensure a stable development
legal framework in the field of atomic energy
Rosatom group companies, as well as the
of the nuclear industry. The legislation of
use, the participants reviewed the up-to-
management and experts of a number of
the Russian Federation contends with the
date nuclear legal framework focusing on
the Russian and foreign companies.
realities of the modern world, however
safety culture. This panel discussion was
there is always plenty to work on. Today
moderated by Tatiana Elfimova, State
The forum participants focused mainly on
we have discussed a number of significant
Secretary and Deputy Director General for
the role of safety culture in the strategic
issues with the experts».
Public Authority Execution and Budgeting of
«The
topics
discussed
management in the field of atomic energy
Rosatom State Corporation.
use, as well as its coherence with other
The significance of such international
strategic
i.e.
events has been acknowledged by the
The Forum was arranged by
integrated management systems and
foreign participants as well. According to
ROSATOM State Corporation, Rosenergoatom
management
methods,
organizational culture. They also dealt with such issues as the
Monica Haage, Safety Officer at IAEA,
Concern, Emergency Technical Centre, and
despite the national and cultural differences
ROSATOM Central Institute for Continuing
in the counties that possess and operate
Education and Training
development of the legal framework for safety culture at all nuclear facilities, international and local experience for safety
culture
improvement
during
the entire lifetime of a nuclear facility including
its
design,
construction,
commissioning, operation, maintenance, decommissioning and radioactive waste and spent nuclear fuel management, as well as with practices for safety culture improvement.
The participants of the 8th International Nuclear Forum took part in a training course on safety culture as well as visited nuclear facilities of the Russia's northwestern region and participated in the Nuclear Industry exposition (AtomTEK).
Sergey Kirienko, Director General of ROSATOM State Corporation, in his welcome letter noted how significant an
This information has been provided by the Department for Nuclear and Radiation Safety, Organization of Licensing and Authorizing Activity (ROSATOM)
Nucle ar Safe t y.ru
100
The first international nuclear technologies and safety school in the field of spent nuclear fuel management Objectives of the school: • Promotion of the strategic interests of ROSATOM State Corporation in the formation of a global market for SNF • Involvement of young specialists in international cooperation in the SNF management • Improve the skills of young specialists in the SNF management
The project involved 20 specialists from ROSATOM State Corporation, NRC Kurchatov Institute and Ministry of Natural Resources and Environment of the Russian Federation
This information has been provided by the Project Office «Development of the SNF Management System» (ROSATOM)
I
n September 2013 there was the first international nuclear technologies and safety school in the field of spent nuclear fuel management that took place in St Petersburg. ROSATOM State Corporation has become the initiator of the school. The lecture course were in ROSATOM Central Institute for Continuing Education and Training.
The first day was marked with such
On the next day there was arranged a
papers as Strategic Guidelines for Spent
visit to the Leningrad-II construction
Nuclear Fuel Management in Russia
site
presented by Angelica Khaperskaya,
training centre where the participants
Seniour Manager of the ROSATOM
were given a demonstration of spent
Design Office for Spent Fuel Management
nuclear fuel disassembling simulator,
System, and IAEA Activities on Spent Fuel
fuel handling machine simulator, and
Management given by Paul Standring,
a duty-cycle operation of the fuel
IAEA Officer, also Rod McCallum from
handling machine.
and
Leningrad-I
personnel
The Nuclear Energy Institute (NEI, USA).
№2
2013
At the end of the school there was a On the second day the school took place
speech given by Mikhail Baryshnikov,
at Khlopin Radium Institute where
Head of the ROSATOM Design Office
the participants got familiar with the
for Spent Fuel Management System, on
advanced technologies for spent fuel
National Objectives and International
management.
Cooperation Prospects in Spent Nuclear Fuel Management.
On the following day the participants visited the St Petersburg Emergency
The
Technical Centre where they attended a
technologies and safety school in the
second
international
nuclear
course of lectures and were given a tour
field of spent nuclear fuel management
of the centre.
are going to spend in 2014.
Industry news MCC To Launch
VNIPIET Experimental Demonstration Centre
Adjust Technology
To Gain Favourable Conclusion from State
for VVER-1000 Spent
Expert Evaluation Department
Fuel Reprocessing The spent fuel assemblies of VVER1000 and BN-800 reactors have been unloaded in the foothill facility of central plant laboratory of the Mining & Chemical Combine (MCC) within the framework of the development of the experimental demonstration centre for spent fuel reprocessing. The spent fuel assemblies are delivered from SSC RIAR in the town of Dimitrovgrad for the research & development purpose (R&D).
The project of an experimental demonstration centre for spent fuel reprocessing developed by the Leading Institute VNIPIET has gained a favourable conclusion from RF State Expert Evaluation Department. The preparation works for its construction have already started in the town of Zheleznogorsk of the Krasnoyarsk Territory at the Mining & Chemical Combine (MCC). The experimental demonstration centre will make it possible to justify the innovative technologies for VVER reactor spent fuel reprocessing and manufacture of new fuel elements to
be used at NPP with fast reactors on a commercial scale. The commissioning of the start-up facility of experimental demonstration centre at MCC is scheduled for 2015.
MEPHI and MCC To Establish Occupation Standard for Interim Storage Facility Operator The National Research Nuclear University (NRNU MEPHI) is involved in the development of the occupational standard for the operator of the interim storage facility for spent fuel. The R&D is to be performed within two years until 2012. For the R&D the delivered spent fuel will be divided in the shielding vaults into smaller assemblies using special equipment developed and manufactured by MCC. The R&D results will make it possible to optimize the process implemented at the experimental and demonstration centre for spent fuel reprocessing. Most equipment of the experimental and demonstration centre is to be manufactured in 2015. It will be delivered to MCC by 2015.
The workshop for development of the occupational standard is established at the MEPHI branch, i.e. Krasnoyarsk Industrial College, in cooperation with the Mining & Chemical Combine. The applicable documentation for this standard is analysed by the leading experts of the dry and wet MCC storage facilities. Currently the management and profile leading specialists of ROSATOM and Rosenergoatom group companies are being interviewed. This occupational standard is developed to unify, establish and
support the uniform requirements for the content and quality of professional activities, determine the qualification requirements for personnel, as well as to confirm and evaluate the professional qualification of the personnel and graduates in a transparent environment.
102 NIIAR Completed Retrofit of MOX Fuel Production Facility SSC RIAR has completed the retrofit of the facility for manufacturing fuel, fuel elements, and fuel assemblies with MOX-fuel for BN0600 and BN-800 reactors. As concluded by the committee, the start-up facility meets the project requirements and applicable codes & standards. This facility will make it possible to produce MOX fuel using the vibration technology with the capacity of 60 fuel assemblies per year.
Currently NIIAR are producing MOX fuel for supply BN-800 reactor at Beloyarsk NPP, Unit 4 under construction. All in all this power unit will be provided by 162 fuel assemblies with MOX fuel including 96 fuel assemblies produced by recrystallization annealing and vibration technologies developed by the institute, as well as 66 fuel assemblies produced in cooperation with Mayak Production Union where pellets and fuel elements are manufactured.
Atomenergomash Produces Prototype of Spent Fuel Transport and Storage Container
NIKIMT-Atomstroy Patented Disposal of Solid Radioactive Wastes NIKIMT-Atomstroy JSC (integrated in Atomenergoproekt JSC) has received the patent for disposal of the solid radioactive wastes. The technology called Zeleny Kurgan implies backing of decommissioned NPPs with a help of inert materials. The wastes and civil structures are stocked in reactor building and buried by quartz sand.
â„–2
2013
The sand is filled up both outside, until it assumes a natural angle of repose, and inside the building starting from the lower floor until all the cavities in each premise are filled up.
AEM-Technologies JSC (integrated in ROSATOM – Atomenergomash division) has been now completing the production of a prototype of TUK-146 (transportation and storage container) for spent fuel from VVER-1000/1200 reactors on Petrazovodskmash JSC site. TUK-146 is a new design where a container body is made of high duty cast iron with spherical graphite. The container may contain up to 18 spent fuel assemblies.
After that it is covered with multifunctional layer-by-layer coating of burial mound type comprising different materials depending on the local geological and climatic conditions. Thus, the building turns into the solid mass that can withstand any external and internal loads while the inert materials can fully prevent the radioactive structures of the facility from emission.
Procedure Established for Alienation of Radioactive Waste Disposal Facilities There has been established a procedure for alienation of the radioactive waste disposal facilities owned by the legal entities into the ownership of an authorized body represented by ROSATOM State Corporation. The relevant provisions for alienation have been approved by the Government of the Russian Federation on 14 August 2013. For this purpose ROSATOM shall be provided by a set of relevant documents for the transfer of the radioactive waste disposal facilities.
VNIINM Held Public Hearing About Decommissioning
Based on this evaluation an alienation contract is to be entered into within two months. The list of property of radiative waste disposal facility should include land, real and personal property of the radiative wastes storage facilities, physical security systems, temporary storage tanks, pump units, vehicles, driveways, engineering infrastructure, etc.
As soon as ROSATOM reviews these documents, it will make a decision on the transfer of the property being part of alienated radioactive waste disposal facilities as stipulated in the draft contract. Upon approval of the draft contract an authorized body within six months shall appraise the property of the disposal facility and assess the costs for operation and decommissioning of the disposal facility.
of Research
DalRAO To Complete Disassembly
Building B
of Three Submarine Reactor Units
Leonid Sukhanov, Acting Director of the Spent Nuclear Fuel & Radioactive Wastes Management and Decommissioning Centre of VNIINM JSC, has made a report on the results of the environmental impact assessment. The public and district management have been informed of the progress of decommissioning, its stages and technologies to be used. A particular attention has been paid to the safety of environment, local people, and personnel of the Research Institute. Decommissioning and disposal of the Research Building B in VNIINM has been started upon approval of Rostekhnadzor on 19 April 2013.
The Far Eastern Centre for Radioactive Waste Management (DalRAO, an affiliated company to RosRAO) has completed the next stage of disassembly of the reactor units of disposed nuclear submarines for long term storage. The works are implemented according to the state contract that provides for disassembly of the reactor units of disposed nuclear submarines for their long-term storage at the Cape of Ustrichniy of the Razboynik Bay in Primorsky Territory. The disassembly of three single-compartment reactor units is carried out according to schedule, as noted by DalRAO, and is to be completed in December 2013.
104
Up to 30 Sites Selected for Radioactive Waste Storage in Russia Up to thirty promising sites have been selected for radioactive waste storage in eighteen regions of Russia, including nine of them located in the Siberian, Ural, Volga and North-Western Federal Districts identified as a priority. The Public Council of ROSATOM State Corporation has proposed to establish a working group for interaction with the public with regard to radioactive waste management since outreach program is considered one of the main objectives when implementing projects. The total volume of with radioactive wastes to be disposed amounts to ca 32 million cubic meters.
NO RWM Received Three Licenses for Liquid Radioactive Waste Disposal The branches of the National Operator of Radioactive Waste Management (NO RWM) have obtained a license for final disposal of liquid radioactive wastes. At the moment, NO RWM integrated a central office and branches in the regions where deep burial of liquid radioactive waste management are located, i.e. Zheleznogorskiy (Krasnoyarsk Territory), Seversky (Tomsk Region), and Dimitrovgradsky (Ulyanovsk Region).The fourth branch called Novouralsky (in Sverdlovsk region) is to be established in 2013. Three branches received the license for a period of five years (until July 2018) given in July by the Federal Service of Environmental, Technological and Nuclear Supervision (Rostekhnadzor).
Public Hearing for Underground Laboratory To Be Held by RWM in 2015 The public hearing for underground research laboratory to be built in the granitoid mass in the Krasnoyarsk Territory to make it clear whether it would be possible to locate there a high-level radioactive waste disposal facility is scheduled for 2015.
№2
2013
On 13 August 2013, in the town of Zheleznogorsk there was a meeting of the working group of the Citizen's Assembly of the Krasnoyarsk Territory to address the issue of public environmental inspection on underground laboratory construction site where survey works are being currently performed. The National Operator of Radioactive Waste Management (NO RWM) notes that the decision on the possibility of locate there a radioactive waste disposal facility «will be taken according to the results of an underground research laboratory and as soon as it will be confirmed that environmental safety is properly ensured at the depth of 500 m». The next step in this case will be retrofit of the laboratory into radioactive waste disposal facility.
Nucle ar Safe t y.ru
105
новости
ROSATOM Back-End Companies Summarized Their Half-Year Performance In early August there was a meeting to summarize the results of the activities performed the first half of 2013 by ROSATOM companies involved in back end management. The back end division includes such companies as the Federal Centre for Nuclear and Radiation Safety, Mining & chemical Combine, Enterprise for Radiation Waste Management (RosRAO), Khlopin Radium Institute, and Radon. During the meeting Oleg Kryukov, Director for National Policy in the field of radioactive waste, spent nuclear fuel management and nuclear facility decommissioning, notes that the main back-end objective is to ensure growth of commercial revenues. Moreover, the companies should
develop new technologies, establish the production basis, as well as offer competitive products and services in the field of spent nuclear fuel and radioactive waste management and decommissioning of nuclear facilities. One of the most important issues noted by Oleg Kryukov is the increase of the recycling rate of spent fuel and radioactive waste management and their disposal in «a civilized manner according to the latest international standards». In the nearest future there shall be established the Radioactive waste Management and Decommissioning Competence Centre. The management of the back-end companies reported the results on their performance for the first half of 2013.
Yukiya Amano Re-Appointed to Second Term as IAEA Director General The General Conference of the International Atomic Energy Agency (IAEA) has approved Yukiya Amano as the IAEA Director General for the next fouryear period. Its candidate has been proposed by the IAEA Board of Governors. Japanese diplomat Yukiya Amano was appointed the head of IAEA for the first time in 2009 replacing Mohamed-El-Baradei who was in charge of IAEA from December 1997and was re-appointed twice in 2001 and 2005, correspondingly.
106
AREVA NP To Produce MOX Fuel in US AREVA NP (Franco-German company, a subsidiary of AREVA and Siemens AG), which offers MOX fuel production technology for the construction of plant in the United States, is to take over fabrication of future production. Currently it is carrying out negotiations with the US Ministry of Energy on entering into the master contract for fuel supply.
AREVA Entered into â‚Ź200 mln Contract for Supply of Spent Fuel Storage Containers AREVA Group has entered into contracts for the supply of spent fuel storage containers with German nuclear power companies. Contracting has been made possible after the Federal Office for Radiation Protection (BfS) certified TN24E containers for application in Germany.
Westinghouse Electric To Segment Reactor Vessel at Zorita, Spain
â„–2
2013
Westinghouse Electric Co. entered into a contract with Empresa Nacional de Residuos Radiactivos (ENRESA) for segmenting and Zorita reactor vessel and its closure head. The contract provides for disassembly and segmenting of the reactor vessel and its closure head including preliminary engineering surveys to be performed. As reported byWestinghouse Electric Co., this is the first contract in Spain and the second one in Europe to segment PWR reactor vessel designed by Westinghouse Electric Co.
Nucle ar Safe t y.ru
107
новости
Japan Shuts Down Last Nuclear Reactor The last operating Ōi Nuclear Power Plant located in the south west of Honshu went offline for scheduled inspection. It is unknown how much time this inspection will take. Thus, Japan has become nuclear-free for some time since two power units of the Ōi Nuclear Power Plant were the only ones that have been in service in Japan. It should be noted that the Nuclear Power Inspection Committee gave sanction to continue operation of these two reactors till autumn when TEPCO reported on additional safety measures implemented at the NPP. It is expected that two Oi power units will resume their operation as soon as their scheduled inspection in completed and it is authorized by the local authorities of Japan.
NRC To Resume Consideration of Application for SNF Repository Construction in Yucca Mountain The Nuclear Regulatory Commission (NRC) will follow the decision of the court and resume consideration of the application for a license for the construction of geological repository for spent nuclear fuel (SNF) and high-level radioactive wastes (HLW) at Yucca Mountain, Nevada. This was reported by NRC General Counsel Margaret Doane following the hearing in the US House of Representatives. The Commission has to decide how this process is to be implemented.
NRC Published Draft Codes for Spent Nuclear Fuel Storage at NPP In September the Nuclear Regulatory Commission (NRC) has published the Waste Confidence Rule and a draft Generic Environmental Impact Statement in the Federal Register for long-term storage of spent nuclear fuel at nuclear power plants beyond the service life of power units. If approved by NRC the new regulatory framework will replace similar documents revised in 2010 that was cancelled by the Federal Court of Appeals for the District of Columbia in June 2012.
108
WENRA Advises to Carry Out Verification of Belgium Reactor Pressure Vessels The Western European Nuclear Regulator's Association (WENRA) has advised to perform safety verification of European reactor pressure vessels of for defects. This decision has been taken in the light of multiple signs of cracks discovered in Doel 3 and Tihange 2 in Belgium in mid-2012. The follow-up inspection revealed that the metal defects were due to excess content of hydrogen in cast forgings. In May 2013 the Federal Agency for Nuclear Control of Belgium (FANC) has issued a conclusion on further operation of Doel 3 and Tihange 2.
France and the United States
CNSC Rated Darlington
Coordinate Liability
as «Fully Satisfactory»
for Nuclear Damage On 29 August 2013, the United States and France issued the Joint Statement on Civil Liability for Nuclear Damage that sets forth the common views of the United States and France on civil nuclear liability, including their support for establishment of a global nuclear liability regime.
This is the fourth time the nuclear power plant safety systems have been rated as «fully satisfactory». The second nuclear power plant Pickering has been rated as «satisfactory». This information is based on the Canadian nuclear power plant safety performance ratings for 2012.
№2
2013
The ministries report that the United States and France will jointly work on achieving this goal, i.e. establishment of a global nuclear liability regime based on the agreements between France and the United States and other countries that can suffer from nuclear accidents.
The Canadian Nuclear Safety Commission (CNSC) has rated Darlington Nuclear Power Plant with highest safety category among all Canadian nuclear power plants, as reported by Ontario Power Generation Inc. (OPG).
Informatoin from www.EnergyLand.info, www.Nuclear.ru, www.AtomInfo.ru, www.ria.ru, www.itar-tass.com, www.world-nuclear-news.org, www.rosatom.ru, www.rosrao.ru, www.norao.ru
109
Тема номера
Кто есть кто Научный руководитель НИКИЭТ (1998 г. – по наст. вр.) Советник Председателя Правительства РФ (2002-2004 гг.) Член Консультативного совета Всемирной ядерной ассоциации WNA (2002 г. – по наст. вр.) Заслуженный деятель науки и техники РФ (1995 г.) Академик Российской академии инженерных наук (1995 г.) Награжден Орденом «Знак Почета», медалями «За доблестный труд» и «850 лет Москвы». Автор более 300 научных публикаций. В ноябре 1986 г., после Чернобыльской аварии, возглавил НИКИЭТ. Под его руководством в кратчайшие сроки в институте были выполнены важнейшие работы по повышению безопасности АЭС с реакторами РБМК, исключившие возможность повторения аварий типа Чернобыльской и позволившие обосновать возможность эксплуатации этих АЭС до исчерпания проектного срока службы. Под его научным руководством была разработана и реализована концепция реконструкции первых поколений энергоблоков с реакторами РБМК. Были завершены первые этапы реконструкции 1-го и 2-го энергоблоков Ленинградской АЭС и 1-го блока Курской АЭС. Результаты проведенных по его инициативе исследований, поддержанные международной экспертизой, обеспечили России значительный экономический эффект от продолжения эксплуатации АЭС с РБМК.
Адамов Евгений Олегович, научный руководитель ОАО «НИКИЭТ», доктор технических наук, профессор, заслуженный деятель науки и техники РФ
В 1988 г. Постановлением Совета Министров СССР был назначен Генеральным конструктором. В условиях экономического кризиса в 1990-е гг. сумел сохранить и приумножить высокий научный и производственный потенциал института. В 1998 г. был назначен на должность Министра Российской Федерации по атомной энергии.
Родился 28 апреля 1939 г. в Москве.
Результаты работ, выполненных в 1988-2000 гг. по инициати-
Образование – инженер-механик, МАИ им. С. Орджони-
ве и под научным руководством Е.О. Адамова, легли в основу
кидзе (1962 г.)
Инициативы Президента РФ Путина В.В., выдвинутой на Сам-
Кандидат технических наук (1977 г.), доктор техниче-
мите тысячелетия в ООН 6 сентября 2000 г., по энергетическому
ских наук (1984 г.), профессор (1989 г.)
обеспечению устойчивого развития человечества, кардинальному
Инженер, старший инженер-оператор, главный инже-
решению проблем нераспространения ядерного оружия и экологи-
нер отдела, заместитель директора отделения, главный
ческому оздоровлению планеты Земля.
инженер отделения, главный инженер института, заме-
В 2001 г. вернулся на работу в НИКИЭТ. По инициативе Е.О. Адамо-
ститель директора ИАЭ им. И.В. Курчатова (1962-1986 гг.)
ва в рамках ФЦП «Ядерные энерготехнологии нового поколения на
Директор НИКИЭТ (1986-1998 гг.)
период до 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года» в отрас-
Генеральный конструктор (с 1988 г.)
ли развернута работа по осуществлению приоритетного проекта
Член Правления Ядерного общества СССР, а затем России
«Прорыв». В июле 2011 г. назначен председателем Технического
(1989 г. – по наст. вр.)
комитета проекта «Прорыв» и возглавил деятельность по научно-
Член международного экспертного совета по проекту
техническому обоснованию и реализации проекта.
ITER (1993-1998 гг.) Министр РФ по атомной энергии (1998-2001 гг.)
Читайте интервью с Евгением Адамовым на стр. 18
Nucle ar Safe t y.ru
110
Амано Юкия, генеральный директор Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ)
Родился в городе Югавара префектуры Канагава 9 мая 1947 г. Окончил юридический факультет Токийского университета. В 1973-1974 гг. учился во Франции в Безансонском университете, затем в 1974-1975 гг. – в Ниццком университете. В апреле 1972 г. поступил на работу в министерство иностранных дел Японии. С октября 1988 г. –
мента по вопросам разоружения, нераспространения и на-
директор по координации исследований и старший научный
уки, министерство иностранных дел Японии.
сотрудник, Институт международных отношений Японии. С февраля 1990 г. – директор Центра публикаций и информации
С сентября 2005 г. по сентябрь 2006 г. выполнял обязанности
ОЭСР. В феврале 1993 г. стал директором отдела ядерной нау-
Председателя Совета управляющих Агентства. С 2005 г. до
ки, министерство иностранных дел Японии. С августа 1993 г. –
избрания Генеральным директором в июле 2009 г. работал
директор отдела ядерной энергии, министерство иностран-
Постоянным представителем Японии при Агентстве.
ных дел Японии. Приступил к исполнению обязанностей Генерального диАвгуст 1994 г. – советник делегации Японии на Конферен-
ректора МАГАТЭ 1 декабря 2009 г.
ции по разоружению, Женева, Швейцария. С июня 1997 г. был генеральным консулом Японии в Марселе, Франция. В
Научно-преподавательская работа:
августе 1999 г. был назначен заместителем генерального директора по вопросам контроля над вооружениями и нау-
1988-1990 гг.: директор по координации исследований и
ки, министерство иностранных дел Японии. С января 2000 г.
старший научный сотрудник, Институт международных от-
занял пост Председателя Группы «семерки» по ядерной
ношений Японии, Япония.
безопасности. 1991-1992 гг.: лектор, международная политика, УниверсиВ феврале 2001 г. переехал в США, где стал научным сотруд-
тет Яманаси, Япония.
ником Центра исследований в области международных отношений им. Уэзерхедов в Гарвардском университете. Апрель
2000-2001 гг.: лектор, международная политика, Софийский
2001 г. – правительственный эксперт Группы экспертов
университет, Япония.
№2
2013
ООН по ракетам. Июль 2001 г. – правительственный эксперт Группы экспертов ООН по вопросам просвещения в обла-
2001 г.: научный сотрудник, Центр исследований в области
сти разоружения и нераспространения. С августа 2001 г. –
международных отношений им. Уэзерхедов, Гарвардский
приглашенный ученый в Монтерейском институте междуна-
университет, США.
родных исследований, США. 2001-2002 гг.: приглашенный ученый, Монтерейский инстиС августа 2002 г. – посол, генеральный директор департа-
тут международных исследований, США.
111
Nucle ar Safe t y.ru
кто есть кто
Родился 6 октября 1936 г. В 1963 г.
ЕврАзЭС, подвергшихся воздействию
окончил Московский институт стали и
уранодобывающих производств».
сплавов.
Доктор технических наук. Присвоено звание «Лучший изобрета-
Качур Леонид Исаакович, Заместитель директора по науке ФГУП «ФЦЯРБ»
С 1963 по 1991 г. работал во Всесоюз-
тель отрасли» и «Заслуженный изо-
ном
бретатель
научно-исследовательском
ин-
Российской
Федерации»,
ституте химической технологии (г. Мо-
получено 62 авторских свидетельства
сква), где последовательно занимал
на изобретения.
должности инженера, младшего на-
Награжден Орденом Почета, медаля-
учного сотрудника, старшего инжене-
ми «Ветеран труда», «За доблестный
ра, старшего научного сотрудника, на-
труд», нагрудными знаками «Ветеран
чальника лаборатории. С 1991 по 2007 г.
атомной энергетики и промышленно-
работал на руководящих должностях
сти», «Академик И.В. Курчатов» 2 сте-
в ТОО «Полимет», Московском заводе
пени, почетными грамотами Федераль-
полиметаллов, НПК «Атомтехнопром»,
ного Агентства по атомной энергии
НКТФ «НЕТРАММ».
и Правительства РФ. Автор (соавтор) более 150 научных тру-
В 2007 г. назначен на должность за-
дов, в том числе, публикаций, научных
местителя директора по науке ФГУП
отчетов, монографий.
«ФЦЯРБ». В настоящее время является руководителем МЦП «Рекультивация территорий государств-членов
Родился в 1951 г. В 1975 г. окончил Мо-
Management
сковский авиационный институт по
WWER NPPS Workshop IAEA.
of
Decommissioning
Читайте интервью с Леонидом Качуром на стр. 55
of
специальности инженер электромеханик.
Руководитель рабочей группы подрядчиков от РФ в проекте TASIC
В 1982 г. был принят в конструктор-
Project code R2.04/03 «Preparation of
ско-технологическое отделение ОАО
decommissioning processes for NPP
«ВНИИАЭС» на должность старшего
units regarding scientific, technical and
инженера по теме вывод из эксплу-
economic issues» в консорциуме с EDF
атации 1-го блока Белоярской АЭС.
(Франция) и EWN (Германия).
В 1986 г. стал участником ликвидации последствий аварии на Чернобыль-
В настоящее время – руководитель
ской АЭС, руководил инженерно-опе-
научно-технического центра по вы-
ративной группой по очистке кровли
воду из эксплуатации атомных элек-
3-го блока от РАО. Награжден орденом
тростанций в ОАО «ВНИИАЭС» – на-
«Дружба народов».
учного
руководителя
эксплуатации
АЭС, включая вывод из эксплуатации. В 1995-1999 гг. – член рабочей группы
Также является руководителем трех
консультантов МАГАТЭ от РФ по теме:
проектов по ВЭ на зарубежных АЭС –
Design and Construction of Nuclear Power
Игналинская АЭС (Литва), АЭС «Коз-
Plants to Facilitate Decommissioning,
лодуй» (Болгария) и АЭС «Богунице»
Project RER/9/9034-01 Planning and
(Словакия).
Зимин Владимир Константинович, руководитель научнотехнического центра по выводу из эксплуатации атомных электростанций в ОАО «ВНИИАЭС»
Nucle ar Safe t y.ru
112
Who is who He has been the research manager of NIKIET (from 1998 till now). In 2002-2004, he was the Counsellor to the Prime Minister of the Russian Federation. He has been the Member of Advisory Council of the World Nuclear Association (from 2002 till now). In 1995 he became the Honoured Worker of Science and Technology of the Russian Federation. In 1995 he became an Academician of the Russian Academy of Engineering Science. He was awarded the Order of the Badge of Honour and medals for Valorous Labour and in the honour of the 850th Anniversary of Moscow. He is an author of more than 300 scientific papers. In November 1986, following the Chernobyl accident he headed the Research & Develop-ment Institute of Power Engineering (NIKIET). Under his guidance and within a short period of time the research institute performed the significant works to enhance safety at nuclear power plants with RBMK reactors preventing such accidents as Chernobyl from happening again and justifying the possibility to operate these NPPs until their design service life expires. He managed the works on development and implementation of the concept for reconstruction of the first generations of the RBMK
Evgeny O. Adamov, Scientific Leader at JSC «N.A. Dollezhal Research and Development Institute of Power Engineering (NIKIET)»
power units. The first stages of reconstruction of Leningrad-I Units 1 & 2 and Kursk-I Unit 1 were completed successfully. The results obtained from the R&D initiated by Mr Adamov and approved by the international committee significantly benefited Russia by continuing operation of the nuclear power plants with RBMK reactors, In 1988 he was appointed the General Designer by the Decree of the USSR Council of Minis-ters.
№2
2013
During the economic crisis in the 1990s he was able to keep high He was born on 28 April 1939 in Moscow.
scientific and production capacities of the research institute and even
In 1962, he graduated from Moscow Aviation Institute.
increase it.
He became the Candidate of Engineering in 1977, the Doctor
In 1998 he was appointed Minister of Atomic Energy of the Russian
of Engineering in 1984, and Professor in 1989.
Federation.
In 1986-1998, he joined the Kurchatov Institute as an engineer
The results of the works performed under the guidance of Evgeny
promoted then to the position of the chief engineer-operator,
Adamov during the period from 1988 to 2000 formed the backbone
department chief engineer, deputy division director, division
of the Initiative expressed by RF President Vladimir Putin during the
chief engineer, institute chief engineer, and deputy director.
UN Millennium Summit on 6 September 2000 regarding the energy
In 1986-1998, he headed the Research & Development
services for sustaina-ble development and comprehensive solution
Institute of Power Engineering (NIKIET).
to non-dissemination and environmental improvement of the Earth.
He has been the General Designer since 1988.
In 2001, he came back to NIKIET. Within the frame of the Federal Target
He has been the Member of Board of the USSR and Russia's
Program for Nu-clear Power Technologies of New Generation for
Nuclear Society (from 1989 till now).
a period of 2010-2015 and up to 2020 he initiated implementation of a
In 1993-1998, he was the member of the International Expert
high-priority project Proryv. In July 2011, he was appointed the Chairman
Board for ITER project.
of the Technical Committee for Proryv Project and ssuperintended the
In 1998-2001, he was the Minister of Atomic Energy
activities for its feasibility study and implementation. The interview with Evgeny O. Adamov, see page 26
of the Russian Federation.
113
Nucle ar Safe t y.ru
кто есть кто
Yukiya Amano, Director General of the International Atomic Energy Agency (IAEA)
A graduate of the Tokyo University Faculty of Law, Mr. Amano joined the Japanese Foreign Ministry in April 1972, when he began a series of international postings in Belgium, France, Laos, Switzerland, and the United States. Mr. Amano was born in 1947, is married and speaks English, French and Japanese.
Career Summary August 2005 – August 2009: Permanent Representative and
February 1993: Director, Nuclear Science Division, Japanese
Ambassador Extraordinary and Plenipotentiary of Japan to the
Ministry of Foreign Affairs
International Organizations in Vienna and Governor to the IAEA April 2007: Chairman of the First Session of the Preparatory Committee for the 2010 NPT Review Conference
February 1990: Director, OECD Publications and Information Center, Tokyo, Japan October 1988: Director for Research Coordination and Senior
September 2005 – September 2006: Chairman of the Board of
Research Fellow, Japan Institute of International Affairs, Tokyo,
Governors of the IAEA
Japan
August 2002: Ambassador, Director-General for Arms Control and Scientific Affairs, Japanese Ministry of Foreign Affairs August 2001: Visiting Scholar, Monterey Institute of International Studies, USA July 2001: Governmental Expert on Disarmament and NonProliferation Education to the UN Group April 2001: Governmental Expert on Missiles to the UN Panel February 2001: Fellow, Weatherhead Center for International Affairs, Harvard University, USA January 2000: Chairman of the G7 Nuclear Safety Group August 1999: Deputy Director-General for Arms Control and Scientific Affairs, Japanese Ministry of Foreign Affairs June 1997: Consul General of Japan in Marseilles, France August 1994: Counselor, Delegation of Japan to the Conference on Disarmament, Geneva, Switzerland August 1993: Director, Nuclear Energy Division, Japanese Ministry of Foreign Affairs
April 1972: Joined Japanese Ministry of Foreign Affairs
Education and Academic Experience 2001-2002: Visiting Scholar, Monterey Institute of International Studies, USA 2001: Fellow, Weatherhead Center for International Affairs, Harvard University, USA 2000-2001: Lecturer, International Politics, Sophia University, Japan 1991-1992:
Lecturer,
International
Politics,
Yamanashi
University, Japan 1988 – 1990: Director for Research Coordination and Senior Research Fellow, Japan Institute of International Affairs, Japan 1974-1975: Studies at the University of Nice, France 1973-1974: Studies at University of Besancon, France 1972: Graduated from Faculty of Law, University of Tokyo, Japan
114
Nucle ar Safe t y.ru
Doctor of Technical Sciences. Mr. Kachur
Leonid I. Kachur,
was awarded the title «Best Inventor in
Scientific Advisor to the Director of FSUE FCNRS
the Field», «Honored Inventor of the
successively the positions of engineer,
Veteran Medal, Medal For Viliant Labor,
junior
Veteran of Atomic Power Engineering
Russian Federation», he got 62 inventor's certificates. Mr. Kachur was awarded the Labor
researcher,
senior
engineer,
senior researcher and head of the
and
laboratory. From 2001 to 2007 he hold
I.V. Kurchatov Badge of the 2nd degree,
managerial positions in TOO «Polimet»,
certificates of honor issued by the
Moscow
Federal Agency for Atomic Energy and
Polymetals
Plant,
SPC
Industry
Badge,
Academician
«AtomTechnoProm», NKFT NETRAMM.
the Russian Federation Government.
Leonid Kachur was born on October 6, 1936.
In 2007 he was appointed to the
Mr. Kachur is an author (co-author)
In 1963 he graduated from the Moscow
position of Deputy Director for Science
of more than 150 scientific papers,
Institute of Steel and Alloys.
of FSUE FCNRS. At present he holds
including publications, scientific reports
the post of Executive Manager in the
and monographs.
From 1963 to 1991 he worked in the All-
ITP «Reclamation of the Territories of
Union Research Institute of Chemical
EurAsEC Member States Affected by
Technology (Moscow) where he occupied
Uranium Mining Industries».
Vladimir Zimin was born in 1951. In 1975,
Project RER/9/9034-01 Planning and
he graduated from the Moscow Aviation
Management of Decommissioning of
Institute as an electrical engineer.
VVER NPPS Workshop IAEA. He was
The interview with Leonid I. Kachur, see page 58
also the head of the Working Group on In 1982, he joined the Engineering and
behalf of the Russian Federation in TASIC
Process
Russian
Project code R2.04/03 'Preparation of
Scientific Research Institute for Nuclear
decommissioning processes for NPP
Power Plant Operation (VNIIAES) as a chief
units regarding scientific, technical and
engineer for Beloyarsk 1 decommissioning.
economic issues' in consortium with EDF
In 1986 he participated in the liquidation
(France) and EWN (Germany).
Department
of
All
№2
2013
of the consequences of the Chernobyl nuclear accident where he was in charge
Today Vladimir Zimin is the head of the
of an emergency response team called
Research & Development Centre for
upon to deal with Unit 3 roof clean-up from
Nuclear Power Plant Decommissioning,
radioactive wastes. He was awarded the
VNIIAES OJSC, and research manager
Order of Friendship of Peoples.
of
nuclear
power
including
plant
operation,
decommissioning.Apart
From 1995 to 1999 he was a member
from that, he is the manager of
of the IAEA Workshop on behalf of the
three
Russian
for
Federation
for
the
Design
projects
implemented
decommissioning
abroad
Ignalina
NPP
and Construction of Nuclear Power
(Lithuania), Kozloduy NPP (Bulgaria),
Plants to Facilitate Decommissioning,
and Bogunice NPP (Slovakia).
Vladimir K. Zimin, Head of the Research & Development Centre for Nuclear Power Plant Decommissioning, VNIIAES OJSC
115
Тема номера
LENIN : ICEBREAKER
116
Кураторы: Стелла Роллиг и Симон Мраз
П
ервый в мире атомный ледокол «Ленин» – символ советского технического прогресса и мощи –
проработал 30 лет и в 1989 г. был поставлен на стоянку в городе Мурманске. На его борту бывали такие известные личности как Никита Хрущев и Фидель Кастро, а сейчас на судне открыт музей, но никогда еще ледокол не становился площадкой для выставки современного искусства. Кураторы проекта LENIN : ICEBREAKER поставили перед авторами проекта задачу: «художественно отразить историю и специфику этого уникального ледокола через призму его исторической значимости, эстетического проявления величия и мощи этого корабля, а также его связи с настоящим». Специально для этого проекта были
2013
созданы
инсталляции,
фотографии,
скульптуры, картины и видео. Среди художников – Игорь Макаревич, Елена
№2
Елагина, Таисия Короткова, Жанна Кадырова, Леонид Тишков, Анна Титова, Юдит Фегерль, Катрин Шaррер и Михаэль Штрассер.
117
Тема номера
T
he world’s first nuclear-powered icebreaker Lenin, a symbol of the Soviet technical progress and power, was in operation for 30 years and was moored in the city of Murmansk. Such well-known personalities as Nikita Khrushchev and Fidel Castro used to be on its board. Now there is a museum at this ship, but the ice-breaker has never been a site for the modern art exhibition.
Engagement managers of the project LENIN : ICEBREAKER entrusted the authors with a task: «to demonstrate artistically the history and specifics of this unique icebreaker through the prism of its historical importance, esthetic manifestation of the mightiness and power of this ship, as well as her relation with the present time». Installations, photographs, sculptures, pictures and videos were created particularly for this project. Igor Makarevich, Elena Elagina, Taisiya Korotkova, Zhanna Kadyrova, Leonid Tishkov, Anna Titova, Judith Fegerl, Katrine Sharrer and Michael Strasser are among the artists participating in the project.
Engagement managers: Stella Rollig and Simon Mraz.
№2
2013
Nucle ar Safe t y.ru
118
ППГХО отпраздновало 45 лет
Nucle ar Safe t y.ru
119
Тема номера фотообзор
Фотографии современного предприятия холдинга «АРМЗ» горнорудного дивизиона ГК «Росатом»
23-24 августа 2013 г. в Краснокаменске прошли торжественные мероприятия, посвященные Дню Шахтера и 45-летию со дня образования Приаргунского производственного горно-химического объединения (ОАО «ППГХО»). Специально к юбилею урановый холдинг «АРМЗ» и «ППГХО» разработали программу «45 дел к 45-летию ППГХО» – комплекс мер, направленных на улучшение условий труда, активизацию социальной жизни Краснокаменска и модернизацию социальной инфраструктуры города. Созданное в 1968 г., Приаргунское производственное горно-химическое объединение на сегодняшний день является крупнейшим уранодобывающим предприятием России. Входит в Урановый холдинг «АРМЗ» (ОАО «Атомредметзолото») – горнорудного дивизиона ГК «Росатом». Добыча урана ведется подземным горным способом на базе четырех действующих подземных рудников: рудников № 1, № 2, № 8, рудника «Глубокий» и рудника «Шахта 6Р». Также в рамках НИОКР ведутся работы по внедрению нового способа добычи – блочного подземного выщелачивания. Переработка руды осуществляется на гидрометаллургическом заводе и на площадке кучного выщелачивания. Готовой продукцией предприятия является закись-окись урана – U3O8.
Nucle ar Safe t y.ru
120
Photos of the advanced ARMZ Holding company, an ore mining division of ROSATOM State Corporation
PIMCU to Celebrate Its 45th Anniversary On 23-24 August 2013, the town of Krasnokamensk celebrated the Miner's Day and the 45th anniversary of Priargunsky Industrial Mining and Chemical Union (PIMCU JSC). On this occasion ARMZ Uranium Holding and PIMCU are launching 45 deeds for the 45th anniversary, i.e. a set of measures to improve the labour conditions, keep up a social life in the town of Krasnokamensk and strengthen its social infrastructure. Set up in 1968, Priargunsky Industrial Mining and Chemical Union is currently considered as the largest uranium mining company in Russia. The company joins ARMZ Uranium Holding (Atomredmedzoloto JSC), an ore mining division of ROSATOM State Corporation.
2013
The uranium mining is performed underground in four operating underground mines, i.e. mines no 1, 2, and 8 and mine Glubokiy and mine 6R. As part of the research & development, the company is involved in
â„–2
implementation of a new method of uranium extraction, i.e. block-cave in-situ leaching. Uranium processing is performed at the leaching plant and heap leach facility. The company's end product is uranium oxide concentrate U30 8.
Реклама