Горно-химический комбинат успешно выполняет программу по ликвидации ядерного наследия

В этом году в рамках реализации ФЦП ЯРБ-2 на территории Горно-химического комбината (ФГУП «ГХК», г. Железногорск, Красноярский край) завершается масштабный проект по выводу из эксплуатации двух промышленных уран-графитовых реакторов АД и АДЭ-1.

19-20 апреля состоялся технический тур, посвященный этому событию. Мероприятие объединило в себе посещение площадок проведения работ, а также большой круглый стол с докладами по теме обращения с объектами ядерного наследия на предприятии. В формате живой дискуссии эксперты, представители общественности и журналисты смогли обсудить интересующие их вопросы.

Видеоотчет о прошедшем техническом туре можно посмотреть здесь.

Вывод из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов

Горно-химический комбинат – уникальнейшее предприятие Госкорпорации «Росатом», не имеющее аналогов во всем мире. Строительство комбината в 50-х годах прошлого века имело целью не только увеличение объемов выпуска плутония в СССР, но и создание производства, надежно защищенного от возможных ядерных ударов с воздуха. В настоящее время комбинат является градообразующим предприятием города Железногорска и обеспечивает рабочими местами более 4 000 человек.

На ГХК находятся три промышленных уран-графитовых реактора.

ПУГР АД и АДЭ-1 – это одноцелевые проточные реакторы, которые предназначались для наработки оружейного плутония. Реактор АДЭ-2 - двухцелевой, энергетический. Помимо наработки плутония, у него была ещё одна, «гражданская» функция: обеспечивать теплом и электроэнергией город Железногорск. Сейчас реактор АДЭ-2 эксплуатируется в режиме окончательного останова. После останова всех трех ПУГР из активной зоны реакторов было выгружено и переработано все ядерное топливо, таким образом объекты были приведены в ядерно-безопасное состояние.

Вывод из эксплуатации ПУГР – одно из ключевых событий реализации Программы и масштабный проект, требующий высокой концентрации знаний и опыта. 

Применяемая технология вывода из эксплуатации путем «захоронения на месте» была запатентована специалистами «ГХК» в 2010 г., за что комбинат получил множество наград как на международных, так и на всероссийских конкурсах и выставках. Эта технология предполагает создание необходимой инфраструктуры и поэтапное заполнение барьерным материалом как пространства и схем самого реактора, так и прилегающих внереакторных помещений. Локализация радиоактивно загрязненных элементов оборудования, систем и конструкций реактора обеспечивает радиационную безопасность персонала, населения и окружающей среды на период не менее 10 000 лет. Прогнозируемая доза облучения населения, проживающего в основании склона горы и занимающегося сельскохозяйственной деятельностью, не превысит 0,01 мЗв/год, что на порядок ниже установленных пределов (0,1 мЗв/год).

Выбранный вариант вывода из эксплуатации ПУГР обусловлен несколькими факторами:

·  наличием естественного барьера безопасности (горного массива) и возможностью создания дополнительных барьеров безопасности,

·  минимальными объемами демонтажных работ,

·  отсутствием необходимости строительства новых хранилищ радиоактивных отходов.

Подготовка к выводу из эксплуатации ПУГР АД и АДЭ-1 была начата еще в рамках «первой» федеральной целевой программы. Практические работы стартовали в 2015 году с бетонирования низа реактора и заполнения приреакторных помещений ПУГР АД, а в 2020 году – по той же схеме начали бетонирование реактора АДЭ-1. Суммарный объем бетона, подаваемого на один реактор, составила 8,7 тысяч м³, а глины – более 37 тысяч м³.

Заполнение реакторов барьерным материалом имело ряд особенностей. Сложная конфигурация внутренних объёмов металлоконструкций обусловила большую трудоёмкость операций по изготовлению специальных проходок в металлоконструкциях реактора, через которые возможно было вести заполнение пустотного пространства и контроль качества. Все это требовало применения узкоспециализированного оборудования, большая часть которого была разработана и внедрена специалистами ФГУП «ГХК»:

-  длинномерные штанги для вырезки проходок;

-  трубопроводы и специальные насадки для заполнения объёмов металлоконструкций;

-  оборудование для контроля качества заполнения.

Чтобы обеспечить бесполостное заполнение барьерным материалом всех пространств и схем реактора были скорректированы проектные решения подачи материала. Барьерный материал под давлением подавался в приемный бункер растаривателя с помощью пневмокамерного насоса, затем по транспортному трубопроводу он подавался непосредственно в реактор. На нижнем конце трубопровода закреплялась специальная раздувочная насадка, которая направляла поток барьерного материала на необходимый угол в вертикальном направлении. Ниже раздувочных насадок были закреплены специальные форсунки, которые направляли поток сжатого воздуха, обеспечивая тем самым дополнительную аэрацию сыпучего материала и перемещению его уже в горизонтальном направлении в схемах реактора.

Контроль качества заполнения пространств реактора обеспечивался двумя способами:

- визуальным контролем, с целью определения полноты заполнения пустотного пространства с помощью видеоэндоскопа;

- инструментальным контролем, для определения плотности барьерного материала с помощью приборов измерения модуля упругости грунта.

В ходе подготовки и реализации работ по заполнению барьерными материалами реакторов АД и АДЭ-1 было оформлено 4 патента, авторами которых являются работники Горно-химического комбината.

Для надежной изоляции от внешних воздействий выведенной из эксплуатации реакторной установки сверху неё устанавливалось разгрузочное перекрытие, внутренние полости которого также заполнялись глиняным материалом.

В целях долгосрочного мониторинга безопасного состояния объектов на площадках их размещения была смонтирована система технологического и радиационного контроля состояния графитовой кладки реактора, предназначенная для измерения мощности эквивалентной дозы гамма-излучения и температуры в реакторе. Кроме того, смонтированы инспекционные каналы для ведения постоянного контроля стабильности, целостности и безопасности барьерных материалов. Мониторинг состояния барьеров проводится с целью выявления усадки глины и ее увлажнения.

Вывод из эксплуатации открытого бассейна-хранилища РАО № 365

Бассейн-хранилище РАО №365 был сооружен в 1958 г. и предназначался для приема и временного хранения некондиционных сточных вод ФГУП «ГХК». Он представляет собой искусственную выемку в грунте с насыпной дамбой и системой профильтрационных экранов. За время эксплуатации объекта аварийных ситуаций зафиксировано не было. Признаки фильтрации растворов в системе донного и берегового дренажей и связи с грунтовыми водами отсутствуют.

Бассейн №365 не эксплуатируется с 2014 г. В настоящее время продолжается его подготовка к выводу из эксплуатации до полной ликвидации. Выбранный вариант конечного состояния обусловлен, прежде всего, расположением объекта в водоохраной зоне. Потенциальная опасность бассейна для окружающей среды связана с возможным захватом атмосферными вихрями загрязненных вод и иловых отложений, а также деформацией намывной части дамбы бассейна и выносом части его содержимого в реку Енисей.

Работы по подготовке к выводу из эксплуатации бассейна № 365 стартовали в 2014 г. В 2014-2015 гг. проведены экспериментальные работы, направленные на апробирование технологии извлечения иловых отложений. В 2016-2019 гг. для этих целей в рамках ФЦП ЯРБ-2 был создан опытно-промышленный узел, произведено удаление 5,4 тыс. м³ иловых отложений и переработка 100 тыс. м³ жидкой фазы. Проведено контрольное радиационное обследование территории бассейна с целью подготовки исходных данных для проектирования ВЭ.

В период 2020-2022 гг. был разработан проект вывода из эксплуатации бассейна № 365, получено положительное заключение государственной экологической экспертизы и лицензия Ростехнадзора. Основной этап практических работ и реабилитация территории планируется в период 2023-2026 гг. 

С учетом значительного количества образующихся в процессе ВЭ бассейна №365 отходов, имеющих пограничный статус между промышленными и очень низкоактивными РАО, перед проектировщиком была поставлена задача предусмотреть возможность повторного использования извлекаемого грунта для реализации проектов по выводу из эксплуатации других ядерно и радиационно опасных объектов ФГУП «ГХК», но уже по варианту «захоронения на месте». Для этого в первый год реализации проекта на территории действующего полигона временного хранения РАО на ГХК предполагается организация площадки временного размещения извлекаемых грунтов, оснащенной системой мониторинга окружающей среды. Для выполнения работ на самом бассейне будут созданы дополнительные участки, связанные с сортировкой извлекаемых грунтов и их погрузкой в специализированную технику. На выезде с территории бассейна планируется разместить участок мойки автотранспорта и дополнительные санитарные пропускники.

Работы по ВЭ бассейна № 365 начинаются с удаления оставшихся иловых отложений, извлечение которых было невозможно ранее используемыми методами. Для этих целей будет использован многофункциональный самоходный фрезерный земснаряд-амфибия. Извлеченная пульпо-водная смесь поступает в гидроциклоны, которые предполагается использовать для сепарации твердой и жидкой фазы. 

Далее следует удаление и переработка жидкой фазы, нанесение пылеподавляющих покрытий и непосредственно работы по удалению материалов противофильтрационного экрана. Экран представляет собой несколько слоев – это слой гравия толщиной до 20 см и слой песка до 1 м. Прогнозируется, что общий объем удаляемого грунта составит более 74 тыс. м³. Этот грунт будет послойно перемещаться и затариваться в мягкие контейнеры, а затем транспортироваться спецавтотранспортом на площадку временного хранения.

После демонтажа асфальтовой подложки и инфраструктуры, а затем реабилитации территории и проведения заключительного обследования бассейна №365, на его месте появится «зеленая лужайка». Таким образом, это будет первый отраслевой опыт ликвидации водоема-накопителя с удалением всех радиоактивных сред.

Вывод из эксплуатации радиохимического производства

Радиохимическое производство ГХК было введено в эксплуатацию в 1964 г. По проектному назначению оно создавалось для переработки облученных в промышленных реакторах топливных блоков из природного урана с целью выделения и них наработанного плутония и невыгоревшего урана.

Переработка урановых блоков была завершена в 2012 году. В целях планомерной организации работ по выводу из эксплуатации радиохимическое производство было разделено на 4 очереди. Первая очередь – это объекты, которые расположены в пределах нитки Б-1 и были задействованы в переработке облученных стандартных урановых блоков, выгружаемых из промышленных реакторов. 

В период 2018-2020 гг. был разработан проект на вывод из эксплуатации производства, получено положительное заключение государственной экологической экспертизы и лицензия Ростехнадзора. По данному проекту в качестве конечного состояния рассматривается достижение следующих показателей:

·  радиационно загрязненное оборудование и трубопроводы полностью демонтированы;

·  внутренняя отделка помещений (пластикат, металл, штукатурка, теплоизоляция) удалена;

·  помещения ограниченного доступа переведены в помещения постоянного пребывания персонала;

·  уровень поверхностного загрязнения помещений снижается до требуемых нормативных значений;

·  объект готовится под размещение нового производства.

Реализовывать работы по данному проекту планируется после 2025 года. 

Так в 1985 году введено в эксплуатацию «мокрое» (водо-охлаждаемое) хранилище, предназначенное для технологической выдержки под водой отработавшего ядерного топлива реакторов ВВЭР-1000 перед будущей радиохимической переработкой.

В 2015 году в рамках реализации ФЦП ЯРБ-1 в полном объеме было завершено строительство комплекса «сухих» (воздухо-охлаждаемых) хранилищ для ОЯТ РБМК-1000 и ВВЭР-1000.

Созданная на ГХК инфраструктура решила проблему переполнения пристанционных хранилищ ОЯТ реакторов РБМК-1000, что позволило исключить угрозу внеплановой остановки порядка 50% электрической мощности АЭС России: Ленинградской, Курской и Смоленской. C 2011 г. топливо, накопленное в таких хранилищах, вывозится на централизованное «сухое» хранение или переработку. К концу ФЦП ЯРБ-2 запланировано к размещению на безопасное долговременное хранение около 80% от всего накопленного в России отработавшего ядерного топлива типа РБМК.

Что касается ВВЭР-1000, то в 2016 году состоялась первая перегрузка ОЯТ данного типа реактора из «мокрого» в «сухое» хранилище. Сегодня эта работа продолжается уже в промышленных масштабах. 

После ввода в эксплуатацию второго пускового комплекса Опытно-демонстрационного центра на ГХК, основной задачей станет испытание базовой технологической схемы переработки ОЯТ и затем промышленная переработка отработавших тепловыделяющих сборок энергетических реакторов. Перед специалистами комбината стоит амбициозная цель – демонстрация экологически безопасных и в то же время экономически эффективных технологических процессов переработки ОЯТ, исключающих сброс жидких радиоактивных отходов в окружающую среду. 

Завершение строительства Опытно-демонстрационного центра, реализуемого в рамках ФЦП ЯРБ-2, станет большим шагом в развитии замкнутого ядерного топливного цикла – одной из главных концепций «зеленой» энергетики будущего.