Госкорпорация «Росатом»
ОАО «Сибирский Химический Комбинат»

5.2.3 Решение проблем военного ядерного «наследия»

 

В результате участия в реализации «Атомного проекта-1» по созданию ядерного паритета, Сибирский химический комбинат столкнулся с проблемами, связанными с выводом из эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов, а также обращением с накопленными радиоактивными отходами.

Решение этих проблем – технически сложная и крайне дорогостоящая задача.

Основное количество всех РАО ОАО «СХК» образовалось за период его прежней – оборонной деятельности и на несколько порядков превышает объемы образования эксплуатационных РАО при современной коммерческой деятельности комбината.

Для решения проблем ядерного наследия Правительством Российской Федерации была утверждена ФЦП «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года», участвуя в которой ОАО «СХК» на своих промышленных площадках выполняет следующие мероприятия:

•         выводятся из эксплуатации остановленные ядерные реакторы;

•         выводятся из эксплуатации и консервируются открытые хранилища ЖРО;

•         выводятся из эксплуатации и консервируются хранилища ТРО;

•         создаются дополнительные барьеры безопасности хранилищ РАО;

•         ведется реконструкция схемы обращения с ЖРО и создание установок переработки РАО;

•         ведется совершенствование схемы глубинного захоронения ЖРО;

•         ликвидируется газодиффузионное оборудование завода разделения изотопов.

Для реализации указанных мероприятий ОАО «СХК» получены необходимые разрешительные документы – лицензии Ростехнадзора на вывод из эксплуатации объектов наследия ОАО «СХК»:

ГН-04-303-2590 от 03.02.2012

ГН-04-106-1978 от 31.12.2008

В рамках ФЦП на выполнение мероприятий по ликвидации ядерного наследия ОАО «СХК» предусмотрено финансирование на сумму порядка 10 млрд. руб., значительная часть которых – средства федерального бюджета.

За 2008-2012 годы по ФЦП ЯРБ за счет средств федерального бюджета и собственных средств ОАО «СХК» выполнило работ на сумму около 5 млрд. руб.

В рамках формируемой ФЦП ЯРБ на период с 2016 по 2025 г.г. ОАО «СХК» планирует приступить к полномасштабной деятельности по выводу из эксплуатации невостребованных производств РХЗ и ХМЗ. В настоящий момент ОАО «СХК» ведет обоснование финансирования работ по ликвидации ядерного наследия в рамках данной программы.

Схема осуществляемых и перспективных работ по ФЦП

 

Основные результаты за период с 2008 по 2012 г.г.

Выполненные за период с 2008г. по конец 2012г. мероприятия по выводу из эксплуатации ЯРОО привели к существенному снижению потенциальной опасности производств комбината. В частности:

1)        Полностью исключена вероятность возникновения аварий межрегионального характера.

2)        Размеры санитарно-защитной зоны ОАО «СХК», устанавливаемые в соответствии с законодательством, были уменьшены более, чем на 30%.

Вывод из эксплуатации промышленных уран-графитовых ядерных реакторов

ОАО «СХК»

На двух промышленных площадках реакторного завода ОАО «СХК» расположены 5 остановленных ПУГР: И-1, ЭИ-2, АДЭ-3, АДЭ-4, АДЭ-5.

                    

После остановки первых промышленных реакторов Реакторный завод ОАО «СХК» стал первой площадкой, на которой были начаты систематические работы по выводу из эксплуатации (ВЭ) ядерных реакторов.

В целях концентрации накопленного опыта по ВЭ, в соответствии с программой развития атомной отрасли (п. 4.1 Плана организационно-технических мероприятий по созданию отраслевой системы вывода из эксплуатации ЯРОО) принято решение о создании «Опытно-демонстрационного центра вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов» (ОДЦ УГР) на базе РЗ ОАО «СХК».

Цель деятельности ОАО «ОДЦ УГР»: обеспечение серийного вывода из эксплуатации однотипных объектов использования атомной энергии на основе унифицированных технологий, пригодных к тиражированию на предприятиях отрасли и экспортированию.

Базовой площадкой для развития технологий вывода из эксплуатации являются промышленные площадки РЗ ОАО «СХК» (5 остановленных ПУГР).

В соответствии с программой реализации ФЦП «ЯРБ 2008-2015» в конце 2015 г. на площадке 2 РЗ ОАО «СХК», впервые в России, должен быть выведен из эксплуатации  реактор ПУГР ЭИ-2 (целевой показатель).

Апробированные при ВЭ ПУГР ЭИ-2 технологии (вариант ВЭ – захоронение на месте) будут тиражироваться при проведении аналогичных работ на:

•  ПУГР АДЭ-3, АДЭ-4, АДЭ-5, И-1 реакторного завода ОАО «СХК»;

•  ПУГР АВ и АВ1 ФГУП ПО «Маяк» (Озерск, Челябинская обл.);

•  ПУГР АД, АДЭ-1, АДЭ-2 ГФУП «ГХК» (Железногорск, Красноярский край).

Дальнейшее технологическое развитие – ВЭ энергетических реакторов АМБ-100 и АМБ-200 Белоярской АЭС (вариант ВЭ - ликвидация), с их тиражированием на уран-графитовые реакторы Билибинской АЭС; Курской АЭС; Ленинградской АЭС и Смоленской АЭС после их окончательной остановки.

В настоящее время ОАО «ОДЦ УГР» выполняет 4 государственных контракта (в рамках реализации ФЦП «ЯРБ 2008-2015»), в том числе:

•  Работы по выводу из эксплуатации ПУГР ЭИ-2;

•  Реализация подготовительных мероприятий в части первого пускового комплекса проекта вывода из эксплуатации реакторов АМБ-100 и АМБ-200 Белоярской АЭС;

•  Работы по выводу из эксплуатации ПУГР ФГУП «ГХК».

Концепция вывода из эксплуатации ПУГР ЭИ-2 (2012-2015 гг.)

Развитие концепций вывода из эксплуатации ПУГР:

•  1990 г.: «Концепция прекращения эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов» – определена стратегия вывода из эксплуатации промышленных установок;

•  2004 г.: «Концепция вывода из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов» – в качестве базового принят вариант долговременного хранения в пределах шахты на срок не менее 100 лет;

•  2009 г.: «Концепция вывода из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов по варианту безопасного захоронения на месте» –  в качестве базового принят вариант создания пункта консервации особых РАО.

ПУГР ЭИ-2, выведенный из эксплуатации, по состоянию на конец 2015 г. (целевой показатель ФЦП) характеризуется, как пункт консервации особых РАО.

                           

Технология вывода из эксплуатации ПУГР ЭИ-2 включает

в себя следующие этапы работ:

1. Полный демонтаж обеспечивающих систем и оборудования в зд. 190 за исключением реакторной установки.

Полный демонтаж систем и оборудования выполняется для целей обеспечения сплошности барьера безопасности, ограничивающего миграцию радионуклидов из объекта захоронения

Одновременно с проведением демонтажных работ выполняется сбор и удаление РАО, просыпей и россыпей ОЯТ, накопленных в процессе эксплуатации (например, в иловых отложениях в технологических шахтах и бассейне выдержки).

Инфраструктура хранения и транспортировки ОЯТ, примыкающая к зданию ПУГР ЭИ-2, модернизируется для целей захоронения очень низкорадиоактивных отходов, возникающих при выводе из эксплуатации.

2. Бетонирование помещений нижних отметок и подреакторного пространства до нижней биологической защиты (выполнено полностью).

3. Бесполостное заполнение внутриреакторных пространств барьерными смесями на основе природной глины.

Это ключевая технология вывода из эксплуатации по варианту захоронения на месте.

 

ПУГР ЭИ-2 Реакторного завода ОАО «СХК» (3D модель)

 

В соответствии с проектом необходимо выполнить заполнение материалом на основе природных глин пространств и полостей:

 

 

 

 

 

 

 

•         между верхней биологической защитой и графитовой кладкой;

 

 

•         технологических каналов в объеме кладки;

 

 

•         опорной конструкции графитовой кладки;

 

 

•         между опорной конструкцией и нижней биологической защитой;

 

 

•         в приреакторном объеме (на периферии реактора)

 

 

 

Барьеры, создаваемые для локализации радионуклидов в объекте захоронения, выполняют две основные функции:

 

1. Препятствуют проникновению грунтовой воды и атмосферных осадков (противофильтрационная функция).

2. Ограничивают миграцию радионуклидов, обладая достаточной сорбционной способностью (противомиграционная функция).

Необходимыми свойства обладают барьерные материалы на основе природных глин с высоким содержанием илистой фракции (от 18 до 28%) и тонкопылеватой фракции (от 34 до 50%).

Проведенными исследованиями обеспечен подбор природного материала, который при уплотнении до 1,5 см3/г практически водонепроницаем. Кроме того, имеет высокую сорбционную способность в отношении большинства радионуклидов. Сорбционная емкость одного грамма породы составляет для 241Am - 1,7·105 Бк; 237Np - 1,8·104 Бк; 239Pu - 1,1·105 Бк; 233U - 1,7·104 , при этом максимальная емкость не была достигнута.

Для целей разработки технологии создания сплошных (беспостных барьеров) внутри шахты реактора предложено использовать материал на основе глины одного из карьеров Томской области в виде тонкодисперсного порошка.

Разработан технологический процесс подготовки барьерного материала, включающий:

•  первичную грануляцию природного материала;

•  сушку гранул до массового содержания воды менее 1%;

•  размол высушенных гранул до необходимого гранулометрического состава (массовая доля частиц до 0,1 мм – 65-70%).

Показано, что подготовленный материал не теряет необходимых противофильтрационных и противомиграционных свойств; в процессе хранения не слеживается, не набирает влажность выше 5%; обладает необходимыми «текучими» и проникающими свойствами.

В целях оптимизации затрат на подготовку барьерных материалов при выводе из эксплуатации ПУГР по варианту «Радиационно-безопасное захоронение на месте» целесообразно создание опытного участка по производству глиняного порошка с размещением его на территории площадки № 2 РЗ.

В 2012 г. специализированной организацией ЗАО «СПЭК» (г. Санкт-Петербург), проведен комплекс инженерных изысканий для разработки проекта участка. Выбрана проектная организация - ОАО «ЦПТИ», которая в январе 2013 г. разработала проектную документацию 06-М5 «ОАО «ОДЦ УГР». Площадка № 2 ОАО «СХК». Опытный участок по производству глиняного порошка».

В соответствии с требованиями Градостроительного кодекса РФ, ОАО «ОДЦ УГР» организована экспертиза проектной документации на строительство опытного участка по производству глиняного порошка и результатов инженерных изысканий, выполненных для подготовки данной проектной документации.

В ходе проведения экспертизы выявлен ряд замечаний, ожидаемый срок получения экспертного заключения на откорректированную документацию – май 2013 г.

Параллельно с проведением экспертизы подготовлена конкурсная документация для выбора подрядчика на строительство опытного участка по производству глиняного порошка.

С учетом сроков завершения экспертизы проекта, времени, необходимого для согласования сметной стоимости, корректировки и согласования конкурсной документации, объявления и проведения конкурса, начало работ по строительству участка возможно в сентябре 2013 г. с вводом объекта в эксплуатацию в I квартале 2014 г.

4. Бесполостное заполнение подземных приреакторных помещений зд. 190 барьерными материалами.

5. Дезактивация строительных конструкций и демонтаж надземной части зд. 190.

6. Создание барьера атмосферному воздействию на объект захоронения.

Для доставки материала через тракты технологических каналов реактора и формирования барьеров в объеме внутриреакторных пространств предложено использовать шнековое оборудование.

 

Заполнение барьерным материалом опорной конструкции кладки реактора шнековым устройством (3D модель)

Заполнение барьерным материалом пространства между кожухом реактора и внешней боковой биологической защитой (3D модель)

Экспериментально показано, что использование «шнековой» технологии при заполнении замкнутого пространства обеспечивает:

•         надежную доставку материала на глубину -20 м и более;

•         перемещение материала в вертикальном и продольном направлении;

•         создает необходимое «давление» для достижения плотности материала 1,6-1,8 г/см3

Заполнение стенда-имитатора реакторного пространства барьерным материалом (для наблюдения динамики формирования в барьерный материал введен краситель)

 

Проведена экспериментальная апробация разработанной технологии заполнения на стендах, имитирующих внутриреакторные пространства.

К настоящему времени экспериментально доказана возможность обеспечения сплошного заполнения барьерным материалом реакторных пространств, доступных для проникновения вертикальным шнеком.

Прогнозными расчетами миграции радионуклидов из объекта захоронения показано не превышения уровня вмешательства в местах разгрузки при использовании для создания барьеров выбранных материалов.

Первоначально предполагалось, что для выполнения частичного демонтажа ТТК достаточно иметь доступ в тракт сверху.

Нижняя часть подреакторного пространства (до нижней биологической защиты) была забетонирована с целью создания опоры для графитовой кладки при возможной деградации металлических конструкций при длительном сохранении реактора под наблюдением (первоначальная концепция). Для проведения демонтажных работ ТТК предлагались различные варианты, в том числе полное удаление трубной конструкции «лишней» части ТТК фрезерованием.

Оценка настоящего состояния графитовой кладки определяет значимые риски завалов графитовых блоков при выполнения большого объема механических работ при доступе через кладку.

С целью минимизации рисков принято решение обеспечение доступа к ТТК снизу реактора удалением части бетонной заливки под нижней биологической защитой.

К настоящему времени обеспечен доступ снизу к нескольким периферийным ТТК. Отработаны технологические операции разборки необходимой части ТТК.

Таким образом, текущее состояние работ по выводу из эксплуатации ПУГР ЭИ-2 следующее:

•         практически завершен демонтаж оборудования и обеспечивающих систем реактора;

•         полностью демонтировано ГТУ и выполнено бетонирование шахты;

•         удалены РАО из технологической шахты и начато извлечение иловых отложений;

•         разработана и экспериментально апробирована технология бесполостного заполнения реакторных пространств для целей создания внутренних барьеров;

•         разработана и реализуется технология подготовки барьерных материалов;

•         отработаны технологические операции демонтажа части ТТК, выдется демонтажные работы;

•         сформирования система обращения с РАО, в части первичной переработки (демонтаж, дефрагментация, сортировка, упаковка) с размещением на площадках промежуточного хранения.

ОАО «ОДЦ УГР» имеет необходимый технологический и кадровый потенциал для проведения полного комплекса практических работ по выводу из эксплуатации  реакторных уран-графитовых установок, в частности на площадках ОАО «СХК»

Имеются необходимые условия для обеспечения выполнения одного из основных целевых показателей ФЦП «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на период 2008-2015 гг.» – вывод из эксплуатации ПУГР ЭИ-2 путем создания пункта консервации особых РАО.

Основной организационной проблемой является незаконченные процесс формирования нормативной базы в части обращения с особыми РАО, а также отсутствие завершающей стадии обращения с удаляемыми РАО (этап захоронения).

Снижение уровня потенциальной опасности производств ОАО «СХК»

ü Все ПУГР ОАО «СХК» остановлены

ü Активные зоны разгружены

ü ПУГР переведены в ядерно-безопасное состояние

ü Ликвидированы непроектные хранилища ТРО

 

 

Исключение потенциальной

 

опасности межрегионального

 

характера – разгерметизации

 

активной зоны реактора и

 

горения графитовой кладки

 

Консервация поверхностных хранилищ жидких РАО – бассейнов Б-1, Б-2

Основным назначением Радиохимического завода (РХЗ) являлась переработка облученных стандартных урановых блоков (ОСУБ).

 

Пуск I очереди РХЗ — в 1961 г.

 

Дополнительно к переработке ОСУБ  РХЗ с 1992 года перерабатывал регенерированный уран, а с 2000 года — природный уран.

 

Одновременно с пуском завода вводились в эксплуатацию открытые хранилища ЖРО (бассейны Б-1, Б-2 пульпохранилища ПХ-1, ПХ-2 водохранилища ВХ-3, ВХ-4).

 

При этом основная активность накоплена в бассейнах Б-1, Б-2, в которые до 1982 года шел сброс технологических отходов  РХЗ от выполнения оборонных программ.

Схема конструкции хранилища жидких РАО с искусственным противофильтрационным экраном на примере бассейна Б-2

Основные этапы консервации бассейнов Б-1 и Б-2

I этап - Подготовительныйсоздание вспомогательной инфраструктуры (карьеры, дороги, боксы-стоянки, перегрузочные площадки, трансформаторные подстанции, санпропускник, автомойки, станции перекачки декантата бассейна, оснащение техники биологической защитой)

II этап - Перекрытие пульпы на акватории бассейна. Работы выполняются в зимний период, после образования ледяного покрова. Создание дренажной системы

III этап - Завершающий – разборка обваловки бассейна, устройство верхнего глиняного экрана, защитного и плодородного слоя, установка газоотводных труб, создание системы мониторинга и водоотводных канав

IV этап - Мониторинг безопасного состояния законсервированного бассейна

 

Исходное состояние бассейна

 

 

Конечное состояние бассейна

 

 

Бассейн Б-1

Бассейн Б-2

Год ввода в эксплуатацию

1961

1964

Размер, м

324´186

324´186

Площадь, м2

60 300

51 400

В 1990 году до начала производства работ по ликвидации открытого хранилища жидких радиоактивных отходов Б-2, уровни мощности дозы гамма-излучения составляли:

·        Непосредственно от декантата до 360 мЗв/час;

·        В районе обваловки хранилища до 3,6 мЗв/час;

·        В 200 метровой зоне расположения хранилища от 14 мЗв/час до 2 мЗв/час.;

В 2002 году после выполнения 1-го этапа ликвидации Б-2 (перекрытие грунтом акватории бассейна) уровни мощности дозы гамма-излучения составили:

·        Засыпная часть акватории (вплотную от грунта) от 3 до 30 мЗв/час;

·        В районе обваловки от 0,4 до 20 мЗв/час;

·        В 200 метровой зоне расположения хранилища от 0,2 до 18 мЗв/час.

В настоящее время уровни мощности дозы гамма-излучения на всей территории размещения Б-2, включая перекрытую часть, обваловку и  200 метровую зону, составляют от 0,3 до 3 мЗв/час.

В процессе ликвидации данного хранилища применялась спецтехника, оборудованная защитой, для снижения уровня воздействия радиационных факторов. Ежегодная средняя доза облучения персонала, задействованного на 1-ом этапе ликвидации Б-1 и которые выполняли основную работу (бульдозеристы, водители, экскаваторщики) составляла от 1 до 5 мЗв/час (предел дозы по НРБ-99/2009 20 мЗв/час, контрольный уровень, установленный на РХЗ – 18 мЗв/час).

Необходимо отметить, что случаев облучения персонала за весь период производства работ по ликвидации бассейна Б-2 выше установлены КУ и ПД не зафиксировано.

Техника, оборудованная защитой и которая непосредственно была задействована на засыпке Б-2, не повергается дезактивации, а ее дальнейшее использование возможно только при проведении аналогичных работ и обслуживании ликвидированных хранилищ.

Результаты консервации бассейна Б-2

В 2012 году консервация бассейна Б-2 закончена строительством.

Акт государственной комиссии № 24-15/4783 от 21.12.2012.

В результате работ по консервации бассейна удалось снизить гамма-фон в центре бассейна с 360 до 0,3 мЗв/ч.

Снижение уровня потенциальной опасности производств ОАО «СХК»

- Завершены работы по консервации открытого хранилища ЖРО – бассейна Б-2;

- к 2015г. будут завершены работы по бассейну Б-1.

 

Исключение потенциальной

опасности межрегионального

характера – уноса

радиоактивных веществ в случае

возникновения смерча

- На радиохимическом заводе завершена переработка ОСУБ, полностью выработаны накопленные продукты радиохимической переработки

 

Исключение потенциальной

опасности межрегионального

характера: взрыва емкостей-

хранилищ ЖРО

Снижение уровня потенциальной опасности производств ОАО «СХК» - уменьшение размеров санитарно-защитной зоны

В соответствии с ФЗ «Об использовании атомной энергии» площадь СЗЗ уменьшена с 192 км2 до 112 км2

Таким образом, в настоящее время можно говорить о следующих результатах в сфере ликвидации военного ядерного наследия на ОАО «СХК»

ü           Признание государством ответственности в форме ФЦП ЯРБ за решение проблем, накопленных при выполнении ядерных оборонных программ;

 

ü           Наличие в ОАО «СХК» опыта безопасного обращения с радиоактивными материалами, развитой инфраструктуры;

 

ü           Определение приоритета ОАО «СХК» - обеспечение ядерной, радиационной и экологической безопасности позволяют комбинату вести планомерную работу по ликвидации объектов ядерного наследия в строгом соответствии с законодательством Российской Федерации для достижения основной цели - поддержания условий комфортного проживания в г. Северске и Томской области.


← 5.2.2. Обеспечение ядерной и радиационной безопасности 5.2.4 Энергосбережение и повышение энергоэффективности →