Содержание к диссертации
Введение
Глава 1. Основные этапы истории развития отечественного реакторостроения 14
1.1 .Исторические этапы работ по «урановому проекту» в СССР 14
1.2.История развития ядерной и радиационной безопасности 26
1.3.Историческая необходимость проведения работ по выводу из эксплуатации объектов атомной энергетики в начальный период создания атомной промышленности 30
1 АИстория создания и опыт эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов 33
1.4.1.Этапы развития и поколения промышленных уран-графитовых реакторов 33
1.4.2.Этапы развития и поколения энергетических уран-графитовых реакторов 38
1.4.3.Исторические уроки аварии на Чернобыльской АЭС как основной сдерживающий фактор развития уран-графитовых реакторов 42
1.5.История создания и опыт эксплуатации во до-водяных энергетических реакторов 49
1.5.1. Особенности развития во до-водяных энергетических реакторов 49
1.5.2.Этапы развития и поколения водо-водяных энергетических реакторов 50
1 .б.История создания и опыт эксплуатации ядерных реакторов на быстрых нейтронах 58
1.6.1 .Этапы развития реакторов на быстрых нейтронах 59
1.7.Выводы к Главе 1 68
Глава 2. Исторические аспекты развития национальных концепций вывода из эксплуатации объектов атомной энергетики 70
2.1. Историко-технический анализ основных положений программы вывода из эксплуатации энергоблоков АЭС, расположенных на территории Российской Федерации 71
2.2.Историко-научный анализ состояния российской законодательной базы, вопросов государственного и ведомственного регулирования, а также вопросов нормотворчества для процессов вывода из эксплуатации АЭС 75
2.3.Исторические, политические, экономические и территориальные особенности национальных концепций вывода из эксплуатации реакторных установок за рубежом. Сравнительный анализ процесса вывода из эксплуатации АЭС в странах мира 80
2.3.1.Франция 86
2.3.2.Великобритания 88
2.3.3.Италия 90
2.3.4.Бельгия 96
2.3.5.Концепция МАГАТЭ вывода из эксплуатации реакторных установок 98
2.4.Выводы к Главе 2 99
Глава 3. Историческая необходимость вывода из эксплуатации объектов атомной энергетики - как одна из глобальных проблем развития атомной энергетики в XXI веке 101
3.1. Историческая роль и место отечественной атомной энергетики в настоящее время. Три поколения энергоблоков АЭС 101
3.2.Историко-технический анализ состояния безопасности АЭС, как основной фактор необходимости вывода из эксплуатации энергоблоков первого поколения
3.3 .Историко-технические аспекты вывода из эксплуатации Белоярской АЭС: 109
3.3.1 .Обращение с отработавшим ядерным топливом 110
3.3.2.Хранение и утилизация радиоактивных отходов 111
З.З.З.Проблема разборки и утилизации графитовой кладки 112
3.4.Историко-технические аспекты вывода из эксплуатации Нововоронежской
АЭС ИЗ
3.4.1.Основные этапы работ по выводу из эксплуатации энергоблоков
Нововоронежской АЭС 113
3.4.2.0бращение с отработавшим ядерным топливом 116
3.4.3.Хранение и утилизация радиоактивных отходов
3.5.Продление проектного срока эксплуатации энергоблоков АЭС как
историческая технико-экономическая необходимость 118
З.б.ВыводыкГлаве 119
Глава 4. Инженерно-экологические аспекты вывода из эксплуатации АЭС 121
4.1.Экологическая безопасность процесса вывода из эксплуатации объектов
атомной энергетики и конструктивные особенности проектов АЭС 122
4.2.0ценка радиоактивности, накопленной при эксплуатации АЭС (качественный и количественный анализ) 126
4.2.1 .Характерные дозообразующие изотопы 129
4.3.Шесть основных аспектов вывода из эксплуатации: 134
4.3.1.Организация экологического мониторинга при выводе из эксплуатации АЭС 134
4.3.2.Анализ инженерно-экологических аспектов по обращению с отработавшим ядерным топливом j35
4.3.3.Инженерно-экологические аспекты обращения с радиоактивными отходами. Основные этапы обращения с радиоактивными отходами на АЭС 142
4.3.4.Инженерно-экологические проблемы создания межрегиональных хранилищ для долговременного хранения радиоактивных отходов, образовавшихся при выводе из эксплуатации АЭС 146
4.3.5.Инженерно-экологический анализ методов демонтажа и дезактивации оборудования и их влияние на экологическую безопасность при выводе из Ааг 147
эксплуатации АЭС
4.3.6.Професиональное облучение (дозовые нагрузки) персонала при выводе из
эксплуатации АЭС 153
4.4.Проблемы организации и проведения радиационного контроля при выполнении работ по демонтажу и фрагментировании радиоактивных конструкций
энергоблоков АЭС 155
4.5.Радиоактивное загрязнение территорий выводимых из эксплуатации АЭС.
Радиоактивные выбросы и сбросы 156
4.6. Экологические проблемы обращения с облученным графитом кладки уран- графитовых реакторов 158
4.7.Влияние проблем длительной прочности реакторных конструкций на экологическую безопасность выводимых из эксплуатации энергоблоков АЭС 160
4.8.Выводы к Главе 4 162
Глава 5. Историко-технические аспекты и инженерно-экологические особенности вывода из эксплуатации исследовательских ядерных установок 166
5.1.Проблемы обеспечения ядерной и радиационной безопасности исследовательских ядерных установок 166
5.2.Классификация исследовательских ядерных установок 173
5.3.Особенности двух основополагающих аспектов вывода из эксплуатации исследовательских ядерных установок 173
5.3.1.Инженерно-экологические аспекты обращения с радиоактивными отходами на исследовательских ядерных установках 174
5.3.2.Инженерно-экологические аспекты обращения с отработавшим ядерным топливом на исследовательских ядерных установках 176
5.4. Историко-технические аспекты вывода из эксплуатации исследовательских ядерных установок 177
5.5.Выводы к Главе 5 179
Заключение 181
Использованная литература 183
Список сокращений 190
- .Исторические этапы работ по «урановому проекту» в СССР
- Историко-технический анализ основных положений программы вывода из эксплуатации энергоблоков АЭС, расположенных на территории Российской Федерации
- Историческая роль и место отечественной атомной энергетики в настоящее время. Три поколения энергоблоков АЭС
Введение к работе
В середине 80-х г.г. XX века в атомной промышленности всего мира остро встал вопрос о выводе из эксплуатации (ВЭ) объектов атомной энергетики (ОАЭ).
Это касается, в первую очередь, атомных электрических станций, но не менее актуальна эта проблема и для всех других ОАЭ таких, как различного назначения исследовательские ядерные установки, объекты гражданского и военного флотов, радиохимические производства, установки общепромышленного и медицинского назначения, использующие в своей деятельности источники ионизирующего излучения.
По состоянию на 01.07.03 г. в состав ядерного энергетического комплекса Российской Федерации входили следующие ядерные и радиационные установки [19]:
• 213 ядерных установок (энергоблоки атомных станций, исследовательские ядерные установки, гражданский и военный флот и т.д.);
• 1226 транспортных упаковочных контейнеров;
• 454 пунктов хранения ядерных материалов и радиоактивных отходов;
• 16675 радиационных источников в народном хозяйстве;
• 1508 пунктов хранения радиоактивных веществ, радиоактивных отходов в народном хозяйстве.
При этом непосредственно в 30-километровых зонах атомных электрических станций (АЭС), а также вблизи предприятий ядерно-топливного цикла расположено порядка 1300 населенных пунктов, в которых проживают 4 млн. человек [15].
Всего в мире эксплуатируется 441 ядерный реактор с общей мощностью 359000 МВт (данные по состоянию на 01.01.02 г.). В 2001 году в эксплуатации находилось 438 реакторов общей мощностью 355000 МВт. В 2002 году к национальным энергосетям подключено 6 новых энергоблоков: 2 - на Циныпаньской АЭС (Китай), 2 - на Линьяоской АЭС (Китай), 1 -на АЭС «Ёнгван» в Южной Корее и 1 - на АЭС «Темелин» в Чехии. Кроме того, в 2002 году началось строительство 7 новых энергоблоков: 6 - в Индии и 1 - в КНДР (заливка первого бетона в рамках проекта Организации по развитию энергетики на Корейском полуострове -KEDO) . Общее число строящихся блоков в мире равно 32.
Согласно опубликованным данным МАГАТЭ, в 2002 году зафиксирован незначительный прирост мировой выработки электроэнергии на АЭС: с 2544 млрд кВт/ч в 2001 году до 2574 млрд кВт/ч - в 2002 году.
В 2003 году десятка стран, лидирующих в процентном отношении по выработке электроэнергии на АЭС, выглядела следующим образом: Литва (80,1 %), Франция (78 %), Словакия (65,4 %), Бельгия (57,3 %), Болгария (47,3 %), Украина (45,7 %), Швеция (45,7 %), Словения (40,7 %), Армения (40,5 %) и Швейцария (39,5 %). Классификация ядерных реакторов представлена на (рис. 1) из эксплуатации ядерных установках, установках, ожидающих этой процедуры, установках, уже снимаемых с эксплуатации. В их числе:
• 115 энергетических и исследовательских реакторов;
• 5 предприятий по переработке топлива;
• 14 заводов по изготовлению топлива;
• 60 рудников.
В период до 2020 г. во всем мире будет выводиться из эксплуатации более 200 энергоблоков АЭС.
Так в 2002 году были остановлены 4 энергоблока: 2 - в Болгарии на АЭС «Козлодуй» и 2 - в Великобритании (АЭС «Брэдуэлл А» и «Брэдуэлл Б». Производство электроэнергии на них прекращено в марте 2002 г. после 40 лет эксплуатации).
В Канаде последняя АЭС была введена в строй в 1993 г., в США строится всего один реактор, первый за последние 25 лет. Причем, в ближайшие 10 лет, по расчетам
специалистов, в США будут отключены, по крайней мере, 25 старых реакторов, содержание которых становится просто нерентабельным. Аналогичные тенденции проявляются и в ядерной энергетике на территории бывшего СССР. По экспертным оценкам после 2015 г. должна быть прекращена эксплуатация 25 энергоблоков АЭС. Перечень атомных электростанций, расположенных на территории бывшего СССР, с указанием причин вывода из эксплуатации, длительности эксплуатации и поколения энергоблока представлен в (табл.1) [11]. Длительность эксплуатации энергоблоков АЭС представлена на (рис.2) ВЭ ОАЭ может быть вызван следующими причинами:
• исчерпанием планового срока службы,
• аварией, после которой эксплуатация невозможна или нецелесообразна;
• изменением требований надежности и безопасности эксплуатации, которые невозможно или нецелесообразно удовлетворить в рамках существующей конструкции;
• политической ситуацией в стране;
• экономической нецелесообразностью эксплуатации объекта.
Уже известно, что ВЭ ОАЭ напрямую связан с возникновением огромного количества проблем, в том числе научно-технического, экономического, информационного характера. Наличие таких проблем определяется:
• разнообразием ОАЭ, исчерпавших срок эксплуатации, и процессов, приводящих к образованию и накоплению радиоактивных отходов (РАО);
• разнообразием технологических приемов реализации ВЭ и их различной эффективностью;
• сложностью подлежащих ВЭ объектов;
• продолжительностью процесса ВЭ, предопределяющей потерю информации;
• возможностью использовать накопленный опыт с целью минимизации радиационного загрязнения территорий и материалов при ВЭ последующих ОАЭ.
Трудности в решении указанных проблем связаны, прежде всего, с их глобальностью.
Чтобы представить сложность задачи на современном уровне, заметим, что только при ВЭ энергоблоков в странах Европейского союза общий объем РАО составит 1 миллион 600 тысяч тонн. Эти отходы надо надежно изолировать и хранить длительный срок в специальных хранилищах [11].
Специалисты предсказывают, что высокая стоимость демонтажа отслуживших свой век АЭС и окончательного захоронения радиоактивных отходов в скором времени также поставит электрические компании США перед гигантскими трудностями, т.к. США имеют на данный момент самый большой парк ядерных реакторов различного назначения в количестве -110 шт.
В Германии положение также складывается не лучшим образом. Так, демонтаж 6 старых реакторов советского производства на территории бывшей ГДР обойдется стране минимум в 3 млрд. долл [55].
В мире уже ВЭ и демонтировано более 10 АЭС, и их площадки возвращены в состояние "зеленой лужайки", однако, этот процесс носил больше экспериментальный характер и происходил в условиях возможного выделения ресурсов для единичных блоков.
Можно выделить 3 основных возможных варианта вывода АЭС из эксплуатации:
1. Непосредственный быстрый демонтаж электростанции. В этом случае ОЯТ и теплоноситель после продолжительного отстоя вывозятся в хранилище с радиационной защитой. Все загрязненные радиацией материалы и оборудование разбираются и удаляются. Территория станции приводится в радиационно-безопасное состояние. Объем радиоактивных отходов оценивается в 18—20 тыс. м3.
2. Отсроченный демонтаж. В этом случае с территории АЭС убираются ОЯТ и теплоноситель, а после консервации в течение нескольких десятилетий (в Германии этот срок - 30 лет, в Великобритании - от 50 до 100 лет) производятся демонтаж и окончательная очистка территории станции. Объем РАО снижается незначительно - до 17 тыс. м3.
Ъ.Изоляция. Все радиоактивные отходы остаются на станции, которую заключают в бетонный саркофаг, позволяющий периодически контролировать ее состояние. Через 100 лет может быть произведена разборка станции и ее дезактивация. Количество отходов - 10 тыс. м .
Т.к. в результате процесса ВЭ ОАЭ образуются значительные объемы радиоактивных материалов, одной из основных научно-технических проблем ВЭ ОАЭ является проблема обращения с радиоактивными отходами (РАО).
Количество и радионуклидный состав твердых и жидких РАО и степень заполнения ими хранилищ на АЭС является одним из главных факторов при выборе стратегии.
Сопоставление данных о высвобождающихся в энергетике радиоактивных материалах с разным уровнем активности показывает со всей очевидностью, что проблема обращения с радиоактивными отходами есть, прежде всего, проблема обращения со слабоактивными отходами: их объем на 2 порядка превышает объем высокоактивных отходов и на 1 порядок - среднеактивных отходов.
Большинство национальных стратегий, в том числе национальные стратегии стран -республик бывшего СССР, включает в себя обработку и кондиционирование низко- и среднеактивных отходов. Разработанные в этой области технологии позволяют достичь двойного эффекта: во-первых, в среднем в 50 раз снизить объем подлежащих захоронению материалов и, во-вторых, обеспечить почти полный возврат в сферу использования металла и строительных материалов.
Одним из самых трудных вопросов при ВЭ ОАЭ является утилизация ОЯТ, т.к. радиохимические заводы Минатома России отказываются брать ОТВС на регенерацию, в связи с тем, что у них отсутствует технология по их переработке (Белоярская АЭС, некоторые типы исследовательских ядерных реакторов).
В результате ВЭ и консервации указанных в таблице № 1 4-х блоков АЭС, выяснилось, что кроме перечисленных выше, самой большой является проблема по утилизации РАО. Радиоактивные материалы, образующиеся при снятии АЭС с эксплуатации, имеют существенные отличия от радиоактивных отходов, образующихся при нормальной эксплуатации АЭС. Это различие состоит в следующем:
• значительное количество отходов, образованных в короткий срок,
• новая массовая и изотопная структура радиоактивных материалов, возникшая за счет активации конструкционных и строительных материалов, • наличие радионуклидов с очень большим периодом полураспада, • присутствие значительного количества низкоэнергетических бета- и рентгеновских излучателей, • наличие большой доли материалов, активность которых предполагает возможность их неограниченного использования.
Перечисленные особенности в значительной мере определяют состав процедур и технологию реализации ВЭ ОАЭ, порядок захоронения РАО, возможность неограниченного использования возвращаемых в народное хозяйство материалов.
Другой, очень важной проблемой ВЭ ОАЭ является проблема законодательного и нормативного регулирования.
В СССР в проектах ранних поколений АЭС вопросы о ВЭ энергоблоков вообще не рассматривалось. Только в последние годы появились некоторые нормативные требования Госатомнадзора России. В СССР существовала общесоюзная научно-техническая программа на 1988-1995 гг. и далее до 2000 г. - "Консервация и захоронение оборудования и строительных конструкций АЭС, отработавших проектный срок службы". Однако с 1991 г. эта программа прекратила свое существование, а общероссийская программа и государственная концепция обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации энергоблоков АЭС в России так и не были приняты. И только после появления федерального Закона "Об использовании атомной энергии" Правительство Российской Федерации выпустило в апреле 1997 г. постановление о финансировании работ по выводу из эксплуатации ядерных установок, радиационных источников и радиационных объектов. Согласно этому постановлению, образуется специальный фонд для финансирования затрат, связанных с выводом из эксплуатации перечисленных объектов, и исследовательских работ. Для эксплуатирующих АЭС организаций основным источником финансирования работ по выводу из эксплуатации объектов являются отчисления, включаемые в себестоимость генерируемой электроэнергии. По данным концерна "Росэнергоатом", эти отчисления составляют 1,3 % от стоимости товарной продукции. Для действующих объектов в обоснованных случаях предусматривается дополнительный источник финансирования из средств федерального бюджета. Так, в 1995 г. Минатом России настаивал на вьщелении из бюджета 1 трлн. рублей для вывода из эксплуатации блоков АЭС [11].
В Федеральной Программе по обращению с РАО и ОЯТ отсутствует четко сформулированный раздел о ВЭ АЭС с эксплуатации; там планируется до 2005 г. только разработать технологии и создать оборудование для кондиционирования отходов, образующихся при снятии станций с эксплуатации.
Каковы бы ни были причины, приводящие к ВЭ, оно является обязательным этапом жизненного цикла ОАЭ. Вследствие этого оказывается необходимой разработка проекта ВЭ и его наполнение отдельными процедурами, что может быть сделано только с использованием большого объема проектной и экспериментальной информации.
В связи с этим за рубежом все большее значение придают системам информационного сопровождения ВЭ ядерных установок.
Не последними в числе вопросов ВЭ ОАЭ являются и вопросы защиты экологии и обеспечения здоровья нации.
В настоящее время и в России все более актуальными становятся вопрос ВЭ ОАЭ и роль обеспечения радиационной безопасности в решении этого вопроса.
При ВЭ энергоблоков ставились следующие задачи:
• разработка эффективных и экономичных методов долговременной консервации оборудования,
• разработка дешевых способов дезактивации трубопроводов и оборудования в условиях, когда не требуется их повторное использование,
• разработка методов и средств ускоренного демонтажа трубопроводов, • решение вопросов сбора, транспортировки, переработки и захоронения РАО, • получение опыта работы по снятию с эксплуатации блоков АЭС.
К сожалению, работам по ВЭ в нашей стране был придан локальный характер, и намеченные цели и задачи не были выполнены.
Такова в общих чертах суть вопроса ВЭ ОАЭ.
Основным проблемам ВЭ ОАЭ и, в первую очередь, проблеме обобщения и анализа накопленного в мире и в нашей стране исторического и инженерно-экологического опыта и посвящена настоящая диссертационная работа.
Исторические этапы работ по «урановому проекту» в СССР
В 2003 году исполнилось бы 50 лет одному из самых «могущественных и сильных» и, в то же время, одному из самых секретных ведомств бывшего Союза - Министерству среднего машиностроения (Минсредмашу) СССР.
Даже из названия министерства однозначно нельзя было понять, чем же оно конкретно занимается: «среднее» по отношению к чему, или между чем и чем? И если его нынешний преемник - Минатом России (Министерство Российской Федерации по атомной энергии) своим названием четко указывает на подведомственную ему отрасль - область использования атомной энергии, то сфера влияния Минсредмаша была так велика, что не могла бы уместиться ни в какое название. В его ведении находились и добывающие отрасли, и металлургия, и химическая промьппленность, и тяжелая промьппленность, и энергетика, и перерабатывающие отрасли, и транспорт, и строительство, и медицина, и «высокая» наука, и многие-многие другие сферы промышленности и народного хозяйства.
История создания ведомства уходит своими корнями еще в двадцатые годы прошлого столетия, когда под руководством академика В.И. Вернадского в молодой Советской России приступили к работам по освоению энергии атомного ядра. В предвоенные годы на базе ведущих научных институтов страны и, в первую очередь, специально созданного в г. Петрограде (ныне г.Санкт-Петербург) Радиевого института (РИАН) бьша разработана программа по реализации так называемого «Уранового проекта». РИАН в то время был ведущим в нашей стране институтом в области технологии обращения с ураном, выделения из него радия и производства источников радиоактивного излучения. Проблемами ядерной физики занимались также в Ленинградском и Украинском физико-технических институтах, Институте химической физики и других научных центрах. Примерно в те же годы при Академии наук СССР была организована Комиссия по проблеме урана, которую возглавил В.Г. Хлопин.
Работе Комиссии уделялось большое внимание со стороны как руководства Академии наук СССР, так и первых руководителей страны. В октябре 1940 г. план работы Урановой комиссии был утвержден Постановлением Президиума Академии наук СССР и включал, в том числе мероприятия:
по выработке методов разделения изотопов урана и конструированию соответствующего оборудования;
по проверке урановых месторождений и изучению методов переработки урановых руд; по выяснению возможности осуществления цепной реакции на уране природного обогащения.
Над проблемами радиоактивности в это время трудятся такие ведущие советские ученые, как В.И.Вернадский, А.Е. Ферсман, А.П. Карпинский, В.Г. Хлопин, А.И. Лейпунский, Ю.Б. Харитон и многие другие. В довоенные годы (до 1940 г.) бьыи начаты работы по изучению структуры ядра, разработке технологии обогащения урана; работами Ю.Б. Харитона, Я.Б. Зельдовича, Н.Н. Семенова была обоснована возможность развития цепных (взрывных) ядерных реакций. Однако в этот период работы наших ученых лишь иногда уточняли проводимые эксперименты и теоретические расчеты зарубежных исследователей - собственных научных и производственных мощностей в молодой Советской России было еще маловато.
Начавшаяся война не позволила реализовать план по проблеме урана в должном объеме, а работа Урановой комиссии естественным образом была перепрофилирована на проблемы военного использования атомной энергии.
Учитывая мощное развитие атомной темы на западе, дабы не оказаться в положении стороны, которую можно было бы шантажировать и, в случае необходимости, подчинить с помощью «ядерного монстра», в годы Великой Отечественной войны руководство страны приняло однозначное решение по началу работ над ядерным оружием.
К тому времени одним из самых подготовленных руководителей из правительства, который, начиная с конца 1942 года, личным решением И.В. Сталина был вовлечен в создание атомной промышленности, оказался заместитель председателя Совнаркома М.Г. Первухин. Тогда же с согласия В.М. Молотова была сформирована группа ученых-физиков для изучения западного опыта и разработки мероприятий по организации научно-исследовательских работ для решения вопросов использования внутриатомной энергии в военных целях. В их число вошли И.В. Курчатов, А.И. Алиханов и И.К. Кикоин. Вскоре по предложению М.Г. Первухина и И.В. Курчатова был создан Специальный комитет при Государственном комитете обороны (ГКО), а в 1945 году в Правительстве - Совете народных комиссаров (СНК) СССР - Первое главное управление (ПГУ), в котором вместе с Л.П. Берией, М.Г. Первухиным, И.В. Курчатовым активно работали Б.Л. Ванников, В.А. Малышев, А.П. Завенягин, Е.П. Славский. Они и были первыми руководителями создаваемой атомной промышленности как в начальный период, так и в более поздний, когда кроме ядерного и термоядерного оружия развивались и ядерная энергетика, и атомное судостроение, и радиационная техника, и ряд других направлений как для обороны страны, так и для нужд народного хозяйства. Атомная проблема плотно «курировалась» органами НКВД. Именно НКВД рекомендовал И.В. Курчатова на должность руководителя атомной проблемы, как «надежного физика, на которого можно положиться». То же ведомство обеспечивало поступление разведданных о работах западных ученых по вопросам использования энергии деления ядер в военных целях.
При организации работы новой промышленной отрасли не считались ни с чем. К работам привлекались миллионы специалистов различных отраслей народного хозяйства. В первую очередь, были задействованы геологоразведка, геохимия, металлургия, рудодобывающая и перерабатывающая отрасли. Одновременно с организацией ПГУ при СНК СССР были организованы и работали на создаваемую атомную промышленность целые главки и подразделения многих ведомств и наркоматов.
Но именно НКВД обеспечивал требуемую дисциплину и поступление людских и материальных ресурсов для организации работ: на урановых рудниках и в шахтах трудились сотни и сотни тысяч заключенных - дешевая, не учитываемая и «нескончаемая» рабочая сила (так создавался государственный фонд урана). Не слишком отличалась организация работ и по другим направлениям развития атомной эпопеи: в научных закрытых учреждениях работали ученые из числа заключенных ГУЛАГа, секретные города строили те же «сотрудники» Главпромстроя НКВД. И, конечно, особо надо отметить вклад разведки НКВД-МГБ-КГБ в получение оперативных данных об исследованиях ведущих западных ученых. На начальном этапе развития атомной отрасли было трудно даже предположить, насколько разносторонними будут исследования и разработки для обеспечения ее функционирования. Для их организации в декабре 1945 г. при Специальном комитете был организован инженерно-технический совет (ИТС), в состав которого входили следующие секции:
Секция №1. Ядерные реакторы.
Секция №2. Молекулярные методы разделения изотопов.
Секция №3. Ускорители заряженных частиц.
Секция №4. Методы выделения изотопов.
Секция №5. Горно-металлургическая и урановые блоки для ядерных реакторов.
По апрель 1946 г. ИТС провел 9 заседаний, к активной работе было привлечено более 200 крупных специалистов различных направлений, на советах, а позднее на НТС ПГУ докладывали материалы и участвовали в их обсуждении работники Совнаркома, Спецкомитета, НКВД и МВД, Госплана СССР и других ведомств. К апрелю 1946 г. в составе ПГУ уже имелся целый ряд собственных промышленных предприятий, институтов и конструкторских организаций, значительно укрепился Центральный аппарат ПГУ.
Когда в феврале 1943 г. было оформлено решение ГКО о необходимости создания единого научного центра под руководством И.В. Курчатова, ответственного за создание ядерного оружия, базой для него была выбрана, так называемая, лаборатория №2, действующая в Академии наук. В апреле 1943 г. лаборатории был придан статус независимой, а уже в 1944 г. она получила статус института (в дальнейшем - институт атомной энергии им. И.В. Курчатова, а ныне - Российский научный центр «Курчатовский институт»).
В подчинение ПГУ, кроме лаборатории №2, были переданы: из Наркомата боеприпасов завод № 12 (г. Электросталь), Государственный союзный проектный институт (ГСПИ-11, г.Ленинград) и машиностроительный завод №48 (г.Москва); из НКВД - комбинат № 6 по добыче урановой руды (Республика Таджикистан), а также НИИ-9, на который были возложены все работы по урану, включая металлургию урана, плутония, их сплавов и получение изделий из них.
В декабре 1945 г. в г.Ленинграде были созданы два специальных опытно-конструкторских бюро для разработки оборудования, производящего обогащенный уран методами газовой диффузии и электромагнитным; тогда же было принято постановление о строительстве диффузионного завода около поселка Верх-Нейвинский на Среднем Урале для получения обогащенного урана; организована лаборатория № 3 для работ по созданию тяжеловодных реакторов на природном уране. В 1946 г. была выбрана площадка около Арзамаса (г.Саров) под строительство филиала лаборатории №2 - исследовательского комплекса для конструирования ядерного оружия (будущий - ВНИИЭФ), намечено создание крупнейшего исследовательского комплекса под Москвой для работ по атомной программе для нужд ядерной энергетики. Будущий Физико-энергетический институт (ФЭИ) был построен в 110 км по Киевской дороге около станции Обнинское.
Создание ПГУ и подбор его руководителей, имевших опыт работы в смежных отраслях, позволили подчинить работу строек, предприятий и институтов задачам атомной промышленности.
Была четко определена финансовая политика. Госпланом СССР материально-технические фонды при формировании новой отрасли начали планироваться отдельной строкой.
В апреле 1946 г. Совет Министров утвердил структуру ПГУ с соответствующими управлениями, отделами и центральным аппаратом. Так началась комплексная программа, четко скоординировавшая деятельность многих министерств, НИИ, лабораторий. Эта программа была тогда в стране программой № 1. П.Я. Антропов отвечал за геологоразведку и организацию разработок урановых месторождений, Е.П. Славский - за обеспечение работ по организации получения графита для реактора Ф-1 и промышленного реактора-наработчика плутония для первой атомной бомбы, А.П. Завенягин и А.Н. Комаровский обеспечивали ускоренное создание необходимых для атомной промышленности предприятий, институтов, «закрытых» городов и специальных поселков, B.C. Емельянов был назначен начальником управления исследовательских организаций ЛГУ и вместе с И.В. Курчатовым обеспечивал координацию и контроль деятельности всех привлеченных институтов и конструкторских бюро.
Руководители и многие сотрудники ПГУ своим активным участием, регулярным выездом на места, эффективным взаимодействием с поставщиками оборудования обеспечивали вводы в действие «атомных» мощностей.
Заявки разработчиков, проектантов и строителей через ПГУ и Специальный комитет выполнялись предприятиями разных отраслей в первую очередь. Постановлением от 20 августа 1945 г. было установлено, что все работы, проводимые в ПГУ и на предприятиях всех других ведомств для него, контролируются Специальным комитетом: «Никакие организации, учреждения и лица без особого разрешения ГКО не имеют права вмешиваться в деятельность Первого главного управления, его предприятий и учреждений или требовать справок о его работе или работах, выполняемых по заказам ПГУ». К работам в атомной промышленности привлекались любые специалисты страны. При этом стиль работы ряда руководителей отрасли был не только жестким, но и жестоким. Например, на заседаниях у Б.Л. Ванникова всегда сидели два полковника из госбезопасности, и бывало так, что они уводили одного из руководителей стройки с совещания в тюрьму, а затем - в лагерь на много лет.
Но, возможно, именно полувоенный стиль руководства во многом и обеспечивал выполнение жестких темпов введения в строй объектов «атомстроя». В очень короткие сроки были введены в строй предприятия на Урале (например, комбинат № 813 - будущий ПО «Маяк»), объекты Семипалатинского полигона, лаборатории Б (Челябинск-70) и В (г.Обнинск) и др.
В 1948 г. на отечественных объектах ПГУ работало 68 тыс.чел. На строительстве объектов ПГУ в системе Главпромстроя МВД числилось 250 тыс.чел. На создание ядерного оборонного комплекса затрачивались и громадные материальные средства [13].
В соответствии с изменяющейся первоочередностью задач, решаемых ПГУ, был проведен целый ряд реорганизаций. Очередная реорганизация была осуществлена в конце 1949 г. после испытаний первой советской атомной бомбы. Было проведено выделение горнодобывающей промышленности, что способствовало резкому увеличению добычи урана, и позволило ПГУ уделить большее внимание проблемам получения высокообогащенного урана, строительству новых заводов ядерного топлива для промышленных реакторов по наработке плутония, для чего в составе ПГУ создается целый ряд новых подразделений. Обновленная структура ПГУ стала основой Центрального аппарата отрасли, который после ареста руководителя Специального комитета Л.П. Берии с середины 1953 г. был дополнительно реорганизован.
Именно с этого момента и начинается история собственно Министерства среднего машиностроения СССР, которое было организовано постановлением Совета Министров СССР оті июля 1953 г.
В ведение Минсредмаша - крупнейшего на тот момент министерства были переданы все предприятия и стройки ПГУ, а также организаций 3 ГУ, которое было создано при Спецкомитете для развития науки и техники в области создания управляемых ракет, самолетов и ракет дальнего действия.
Это было не совсем обычное министерство, о чем свидетельствует и его структура. Так уже в сентябре 1953 г. в Минсредмаше было создано Политическое управление в составе 55 человек. Все руководящие работники отрасли (начальники главков и управлений, их заместители), а также директора и главные инженеры основных промышленных предприятий являлись номенклатурными работниками и назначались на должность после рассмотрения на коллегии министерства, а затем часть из них утверждалась в ЦК КПСС. Поэтому любое изменение структуры и переназначения руководителей отрасли нередко шло через обращение к высшим руководителям страны, а руководитель Минсредмаша, он же -заместитель председателя Совмина, министр В.А. Малышев в то время был подотчетен только руководителю правительства Г.М. Маленкову и секретарю ЦК КПСС, председателю Совета обороны Н.С. Хрущеву.
Историко-технический анализ основных положений программы вывода из эксплуатации энергоблоков АЭС, расположенных на территории Российской Федерации
Программа является организационно-техническим документом, в котором описываются основные виды деятельности и работы, определены порядок, условия и планируемые сроки их выполнения при подготовке к выводу из эксплуатации и выводу из эксплуатации блока АЭС. Она разрабатывается и утверждается эксплуатирующей организацией для конкретного варианта вывода из эксплуатации блока АЭС согласно критериям безопасности, социальной приемлемости, срокам реализации выбранного варианта вывода из эксплуатации блока АЭС.
Программа разрабатывается и утверждается эксплуатирующей организацией не позднее, чем за пять лет до истечения проектного срока службы блока АЭС согласуется с органами Госсанэпиднадзора, и представляется в Госатомнадзор России для оформления в установленном порядке внесения изменений в условия действия лицензии на эксплуатацию блока АЭС. При изменении сроков окончательного останова блока АЭС программа должна быть пересмотрена.
Программа используется Госатомнадзором России для оценки планируемой деятельности эксплуатирующей организации, направленной на подготовку к выводу из эксплуатации и вывод из эксплуатации блока АЭС, на весь период времени, необходимый для приведения блока АС в заданное конечное состояние, в соответствии с выбранным вариантом вывода из эксплуатации блока АЭС. Для каждого блока многоблочных АЭС должна разрабатываться отдельная программа.
Программа должна состоять из двух разделов:
раздел «Подготовка к выводу из эксплуатации блока АЭС», где должны быть регламентированы мероприятия и работы в период с момента утверждения Программы до начала работ по выводу из эксплуатации блока АЭС;
раздел «Вывод из эксплуатации блока АЭС», где должны быть регламентированы мероприятия и работы в период от начала вывода из эксплуатации блока АЭС до достижения заданного конечного состояния блока АЭС.
Первый раздел Программы должен представлять собой описание перечня взаимоувязанных по целям и срокам организационно-технических мероприятий и работ, планируемых для реализации на этапе подготовки блока АЭС к выводу из эксплуатации, в рамках лицензии на эксплуатацию блока АЭС, включая подготовку документации для получения лицензии на вывод из эксплуатации блока АЭС. Второй раздел Программы должен представлять собой описание перечня взаимоувязанных по целям и срокам организационно-технических мероприятий и работ, планируемых для реализации на этапе вывода из эксплуатации блока АЭС, в рамках лицензии на вьшод из эксплуатации блока АЭС, в виде набора подпрограмм по основным видам деятельности при выводе из эксплуатации блока АЭС как основы для разработки соответствующих разделов проекта вывода из эксплуатации блока АЭС.
Объем работ, выполняемых до окончательного останова блока, включает:
проведение комплексного инженерного и радиационного обследования блока АЭС;
разработку технико-экономического обоснования варианта вывода из эксплуатации блока АЭС;
разработку «Программы вывода из эксплуатации блока АЭС».
После исчерпания назначенного срока службы и принятия решения о выводе из эксплуатации осуществляется окончательный останов блока АЭС, и начинается этап подготовки блока к выводу из эксплуатации, во время которого эксплуатирующая организация должна обеспечить:
удаление ядерного топлива из активной зоны реактора и из помещений блока АЭС;
удаление радиоактивных рабочих сред из оборудования и технологических систем;
штатную дезактивацию оборудования, систем и строительных конструкций блока АЭС;
удаление, или переработку эксплуатационных радиоактивных отходов;
разработку, согласование и утверждение в установленном порядке проекта вывода из эксплуатации блока АЭС;
разработку проекта производства работ (ППР),
разработку конструкторской и технологической документации для утвержденного проекта вывода из эксплуатации;
приведение АЭС в прогнозируемое состояние (по ресурсу, составу оборудования, использованию хранилищ, складов и т.п.);
подготовку персонала для проведения работ по выводу из эксплуатации;
разработку установленного перечня документов, необходимых для получения лицензии органов Госатомнадзора на выполнение работ по выводу из эксплуатации блока АЭС, согласованных с органами ГСЭП по радиационной безопасности. Кроме этого, должен быть выполнен целый ряд организационно-технических работ и, в том числе:
разработка документации, регламентирующей работы по выводу из эксплуатации блоков
АЭС; обеспечение планирования и оптимизации работ по подготовке и выводу из эксплуатации блоков АЭС;
обеспечение формирования средств специального резерва для финансирования работ по вьшоду блоков АЭС из эксплуатации;
разработка технологий и оборудования для дезактивации, демонтажа и обращения с радиоактивными отходами;
планирование работ на окончательно остановленных блоках АЭС.
Вывод блока АЭС из эксплуатации состоит из трех фаз: 1-я фаза - подготовка блока к сохранению под наблюдением:
локализация высокоактивного оборудования в помещениях реакторного отделения блока;
консервация оборудования, систем и строительных конструкций блока АЭС;
демонтаж и раздельное удаление чистого, слабозагрязненного и низкоактивированного оборудования и систем блока АЭС с последующей утилизацией чистого оборудования и переработкой, упаковкой и организованным хранением образующихся радиоактивных отходов в хранилищах на промплощадке АЭС.
Продолжительность фазы 5-6 лет.
2-я фаза - сохранение блока под наблюдением (продолжительность фазы определяется проектом и может колебаться от 30 до 100 лет):
эксплуатация зданий, сооружений и оборудования, обеспечивающая режим сохранения под наблюдением;
радиационный контроль и мониторинг промплощадки и окружающей среды.
3-я фаза - ликвидация блока как радиационно-опасного объекта. Продолжительность этой фазы 5-6 лет. Ниже представлен перечень работ включенных в эту фазу:
полный демонтаж локализованного оборудования;
перевод зданий и сооружений блока АЭС в состояние «не радиационный объект»;
переработка и вывоз всех РАО в региональное хранилище на захоронение;
рекультивация освободившейся территории промплощадки.
В настоящее время концерном «Росэнергоатом» разработаны и направлены в Госатомнадзор России программы по подготовке и вьшоду из эксплуатации для блоков №№ 1, 2 Нововоронежской АЭС, Белоярской АЭС, Кольской АЭС, блоков №№ 1-4 Билибинской АЭС, блоков первой очереди Ленинградской АЭС, блока № 1 Курской АЭС. В рамках планируемых работ: разработаны технико-экономическое обоснование стоимости вывода из эксплуатации основных типов АЭС и расчет-обоснование «Специальный фонд для покрытия расходов по выводу из эксплуатации блоков АЭС»;
разработан проект по обращению с демонтированным оборудованием;
создан банк данных существующих технологий для применения на АЭС;
определена структура и содержание проекта вывода блока АЭС из эксплуатации;
разработан рабочий проект металлобетонного контейнера для длительного хранения и транспортирования ОЯТ РБМК;
в необходимом объеме выполнено комплексное инженерно-радиационное обследование;
разработана техническая документация и выполнен частичный демонтаж оборудования в реакторном отделении и машинном зале блока № 1 НВАЭС;
выполнено перепрофилирование части помещений блока № 1 НВАЭС для хранения переработанных РАО;
осуществляется вывоз фрагментированных ОТВС с блоков №№ 1,2 НВАЭС;
выполнена разработка и изготовлено оборудование для очистки воды бассейнов выдержки ОЯТ блоков №№ 1,2 Белоярской АЭС;
выполнена разработка, и изготовлены чехлы для хранения ОТВС в бассейнах выдержки Белоярской АЭС;
разработан рабочий проект по герметизации реактора блока № 1 Белоярской АЭС;
разработаны технические предложения по обращению с реакторным графитом;
разработан проект контейнера (ТУК-84) для хранения и транспортирования ОЯТ Белоярской АЭС.
В ближайшей перспективе предстоит выполнить:
разработку проектов вывода из эксплуатации блоков №№ 1, 2 Нововоронежской АЭС, блоков №№ 1, 2 Белоярской АЭС, Билибинской АЭС и других документов для получения лицензии на вывод из эксплуатации;
разработку технологии обращения с графитом канальных реакторов;
разработку робототехнических средств демонтажа оборудования и герметизации реакторного пространства;
разработку и введение в действие необходимой нормативной документации, регламентирующей работы по подготовке и выводу из эксплуатации блоков АЭС;
завершение вывоза фрагментированных ОТВС с блоков №№ 1,2 НВАЭС; обеспечение безопасного хранения ОЯТ блоков №№ 1, 2 Белоярской АЭС, включая перепрофилирование помещений остановленных блоков для хранения компактированных РАО, создание зон локализации высокоактивного оборудования;
совершенствование методов обращения с РАО и ОЯТ.
2.2.Историко-научный анализ состояния российской законодательной базы, вопросов государственного и ведомственного регулирования, а также вопросов нормотворчества для процессов вывода из эксплуатации АЭС
Государство, развивающее такую потенциально опасную сферу человеческой деятельности, как использование атомной энергии, должно законодательно гарантировать своим гражданам обеспечение безопасности и соблюдение их прав, в том числе таких основополагающих, как право на жизнь в благоприятных экологических условиях, на охрану здоровья от возможных негативных последствий, связанных с использованием атомной энергии, на сохранность всех видов собственности, на возмещение причиненного ущерба. В большинстве зарубежных стран законодательное регулирование в области использования атомной энергии намного опередило начало ее широкого применения.
В России до последнего времени не было законов, устанавливающих правовую основу и принципы безопасности при использовании атомной энергии, защищающих жизнь, здоровье, имущество граждан и окружающую среду от возможных негативных ее воздействий. Не были закреплены в законодательном порядке права предприятий и граждан в отношении их деятельности, связанной с использованием атомной энергии, законодательно не были оформлены обязанности эксплуатирующей организации, не определены права и ответственность имеющих отношение к использованию атомной энергии министерств, ведомств, организаций и должностных лиц.
Историческая роль и место отечественной атомной энергетики в настоящее время. Три поколения энергоблоков АЭС
В настоящее время на территории Российской Федерации работает 10 АЭС с 30 энергоблоками, 4 энергоблока строятся, и 4 энергоблока находятся на стадии подготовки к выводу из эксплуатации. Из общего числа - 14 энергоблоков с реакторами типа ВВЭР (6 энергоблоков с реакторами типа ВВЭР-440 и 8 энергоблоков с реакторами типа ВВЭР-1000), 11 энергоблоков с реакторами типа РБМК, 4 энергоблока с реакторами типа ЭГП (Билибинская АТЭЦ) и 1 энергоблок с реактором на быстрых нейтронах БН-600 (Белоярская АЭС). Энергоблоки АЭС с реакторами всех типов работают в базовой части графика нагрузок, а Билибинская АТЭЦ работает в скользящем графике покрытия требуемых энергетических и тепловых нагрузок изолированного района - Чукотского автономного округа. Классификация действующих АЭС в зависимости от типа реакторной установки и поколения проекта представлена в (табл. 11) [11].
Атомными станциями России в 2002 г. выработано 139760,4 млн. кВт.ч электроэнергии, что составляет 103,6 % от выработки 2001 года, из них:
на АЭС с ВВЭР - 72215,4 млн. кВт.ч, или 108,4 % от величины 2001 года;
на АЭС с РБМК, БН и ЭГП - 67545 млн. кВт.ч или 98,9 % от величины 2001 г.;
КИУМ увеличился относительно 2001 г. на 1,4 % и составил 71,7 %.
В России эксплуатируемые энергоблоки АЭС построены по проектам трех поколений - 60-х, 70-х и 80-х годов и введены в эксплуатацию в период с 1971 по 2001 г. Обеспечение безопасности действующих АЭС - основное условие функционирования атомной энергетики. Блоки одной мощности, построенные в разное время по разным проектам, в различной степени удовлетворяют современным правилам и нормам безопасности, т.к. на каждом из указанных периодов создания проектов имелся свой набор нормативной документации по безопасности (в настоящее время основные требования определены в нормах и правилах по безопасности в области использования атомной энергии и других нормативных документах, включенных в перечень НД Госатомнадзора России П-1-1-2003). При этом требования НД со временем все более ужесточались [11].
С точки зрения соответствия действующих энергоблоков современным НД по безопасности их можно, условно, разделить на три поколения:
энергоблоки первого поколения - 12 энергоблоков с реакторами различного типа (энергоблоки №№ 3 и 4 Нововоронежской АЭС, №№ 1 и 2 Кольской АЭС, №№ 1 и 2 Ленинградской АЭС, №№ 1 и 2 Курской АЭС, 4 энергоблока Билибинской АТЭЦ), суммарной мощностью 5762 МВт. Все они разработаны и построены до выхода основных НД по безопасности атомной энергетики;
энергоблоки второго поколения - 16 энергоблоков с реакторами различного типа (энергоблоки №№ 1, 2 и 3 Балаковской АЭС, №№ 1 и 2 Калининской АЭС, №№ 3 и 4 Кольской АЭС, №№ 3 и 4 Курской АЭС, №№ 3 и 4 Ленинградской АЭС, № 5 Нововоронежской АЭС, №№ 1, 2 и 3 Смоленской АЭС, № 3 Белоярской АЭС), суммарной мощностью 15480 МВт. Блоки спроектированы и построены в соответствии с нормативными документами, отражающими подходы ОПБ-73, ОПБ-82, ПБЯ-04-74.
энергоблоки третьего поколения - энергоблок № 4 Балаковской АЭС и энергоблок № 1
Волгодонской АЭС, мощностью 1000 МВт каждый, проекты которых модифицированы с
учётом требований ОПБ-88.
Как и АЭС соответствующих лет постройки в других странах, энергоблоки первого поколения, построенные в СССР, по целому ряду показателей не соответствуют современным отечественным и зарубежным требованиям НД.
Энергоблоки второго поколения, в основном, соответствуют требованиям безопасности, существовавшим в 80-е гг. Однако для приближения этих энергоблоков к уровню безопасности, регламентируемому ОПБ-88, для многих из них требуется проведение реконструкции.
Как отечественными специалистами, так и экспертами МАГАТЭ был проведен обширный анализ проектных решений и опыта эксплуатации АЭС с ВВЭР-440 первого и второго поколений. В результате чего, бьша выработана концепция поэтапной модернизации первого и второго блоков Кольской АЭС, а также третьего и четвёртого блоков Нововоронежской АЭС без вывода блоков из эксплуатации на продолжительное время. Дополнительно рассматривалась возможность замены ядерного топлива на низкотемпературное с принципиально меньшим выходом радиоактивности в аварийных ситуациях. Разработано оборудование и впервые в мире проведен отжиг всех корпусов реакторов первого поколения ВВЭР-440.
На основе анализа учета требований современных нормативов в реализованных проектных решениях была разработана «Концепция повьппения безопасности действующих блоков АЭС с ВВЭР-1000».
Программа развития атомной энергетики на ближайшее десятилетие должна быть ориентирована на сооружение, в первую очередь, современных энергоблоков третьего поколения, замещающих устаревшие энергоблоки.
Концепция создания энергоблоков третьего поколения базируется на эволюционном пути развития технологии реакторов ВВЭР и предусматривает достижение более высокого уровня безопасности со снижением расчетных частот повреждения активной зоны и аварийных выбросов до величин меньших, чем ориентиры ОПБ-88/97, в основном за счёт:
выполнения основных функций безопасности разнопринципными системами (активными и пассивными);
наличия в составе систем безопасности элементов и устройств прямого действия;
оптимального совмещения системами АЭС функций безопасности и нормальной эксплуатации;
оснащения АЭС локализующими системами безопасности, рассчитанными на выполнение функций безопасности не только при проектных, но и при запроектных авариях.
Улучшение технико-экономических показателей в энергоблоках третьего поколения предусматривается за счёт:
повышения эффективности использования топлива;
снижения удельных капитальных затрат на строительство;
увеличения проектного срока службы АЭС до 40-50 лет;
уменьшения объемов основных зданий;
упрощения схемных решений и выбора более рациональных компоновочных решений.
К числу первостепенных задач, от решения которых зависит будущее атомной энергетики, относятся:
безопасная эксплуатация действующих энергоблоков;
безопасное и экономически целесообразное продление срока эксплуатации энергоблоков, выработавших регламентный ресурс;
постепенное замещение действующих энергоблоков на установки третьего поколения. Возможные сценарии обеспечения минимального и максимального вариантов роста атомной энергетики до 2020 г представлены в (
