Введение

Вывод из эксплуатации энергоблоков АЭС после выработки проектного срока службы – естественный и необходимый этап их жизненного цикла. Начиная с некоторого момента, модернизация и проведение ремонтных работ для продолжения безопасной работы реактора становятся экономически нецелесообразными. Таким образом, даже после продления эксплуатации энергоблока сверх установленного в первоначальном проекте ресурса наступает момент, когда его необходимо выводить из эксплуатации.

Сущность вывода из эксплуатации состоит в последовательной реализации комплекса административных и технических мер, направленных на прекращение всякой деятельности, связанной с функциональным предназначением объекта. Он переводится в экологически безопасное состояние, не требующее контроля со стороны надзорных органов. В соответствии с нормативным документом ОПБ-88/97 для энергоблока АЭС это означает проведение комплекса мероприятий, в результате которых после удаления ядерного топлива, исключается использование блока в качестве энергоисточника. При этом обеспечивается безопасность персонала и среды окружающей среды.

Вывод старых реакторов из эксплуатации – это сложный и продолжительный во времени процесс. Он требует решения технологических, экологических и социальных проблем. Поэтому готовиться к нему нужно еще на этапе проектирования.

Наиболее успешно задача вывода из эксплуатации старых энергоблоков может быть решена, если в этом процессе участвуют представители различных социальных групп (власти, атомные эксперты, заинтересованная общественность). Такой подход оправдан хотя бы потому, что выбор площадки для временного хранилища или окончательного захоронения радиоактивных отходов (РАО) часто затруднен именно из-за протестов местного населения, а не в силу технических причин.

В настоящее время в мире остановлены и находятся в разной стадии вывода из эксплуатации 110 энергоблоков АЭС, не считая экспериментальных, промышленных, исследовательских и транспортных реакторов.

Мировой опыт показывает, что вывод из эксплуатации энергоблоков требует значительных интеллектуальных, материальных затрат и тщательного планирования. Необходимо разработать специальную нормативно-правовую базу, создать инфраструктуру для решения этой системной проблемы, требующей инновационных инженерных решений. И, наконец, необходим хорошо организованный высококвалифицированный персонал, а также эффективный мониторинг безопасности этого процесса.

На российских АЭС сейчас находятся в эксплуатации 31 реактор. Остановлены по два реактора на Нововоронежской и Белоярской АЭС. На них выгружено отработавшее ядерное топливо (ОЯТ), обеспечивается ядерная и радиационная безопасность. Но вывод из эксплуатации, предполагающий демонтаж оборудования, очистка территории и т.д. отложены на неопределенный срок из-за отсутствия общей концепции и финансовых ресурсов.

Постепенно, по мере выработки ресурса, будут остановлены все работающие в настоящее реакторы. Этот процесс будет происходить поэтапно. Шаг за шагом необходимо будет решать проблемы замены энергоисточника. При выводе из эксплуатации необходимо будет обеспечивать безопасность персонала, населения, природной среды. При этом необходимо обеспечить смягчение негативных социальных последствий, связанных с потерей рабочих мест в городах-спутниках АЭС.

С 2004 года сеть неправительственных экологических организаций из России, Норвегии и Литвы работает над проектом связанными с анализом мирового опыта вывода из эксплуатации, выработавших проектный ресурс www.decomatom.org.ru . Собрана информация и изучен опыт вывода из эксплуатации АЭС в других странах. Были организованы поездки в Литву и Германию, чтобы познакомиться с опытом этих стран, выводящих энергоблоки АЭС, аналогичные тем, что эксплуатируются в России. В этих поездках участвовали эксперты, работающие в области атомной энергетики, представители атомных профсоюзов, муниципалитетов атомных городов и региональных властей.

Настоящий документ содержит анализ информации, собранной за годы работы над проектом. Он демонстрирует наиболее важные с точки зрения авторов уроки вывода из эксплуатации АЭС других стран, которые могут быть использованы в России.

Мы надеемся, что этот материал сыграет роль катализатора для подготовки стратегического плана вывода из эксплуатации ядерных энергоблоков в России.
Мы считаем, что необходим общий план вывода из эксплуатации всех реакторов. В ближайшей перспективе целесообразно разработать планы для энергоблоков первого поколения Кольской и Ленинградской АЭС.

В России (СССР) достаточное распространение получили и энергетические уран-графитовые реакторы, явившиеся развитием направления промышленных реакторов для наработки оружейного плутония. Всего был построен 21 реактор этого типа (17 реакторов типа РБМК и 4 ректора типа ЭГП-6). В мире это направление реакторостроения практически не получило развития. Поэтому международный опыт их эксплуатации отсутствовал.

Из 17 построенных энергоблоков АЭС с реакторами РБМК-1000 к настоящему времени действуют 12. В том числе 3 энергоблока I-го поколения, введенные в эксплуатацию в 1973-1976 годах. На них выполнены широкомасштабные мероприятия по модернизации с продлением ресурса на 15 лет.

Следует отметить, что если для реакторов ВВЭР существует технологическая возможность продления срока эксплуатации (в США срок продлен до 60 лет), то для реакторов РБМК такая возможность отсутствует. Это объясняется деградацией свойств графитовой кладки реактора под действием нейтронного облучения. Графит сохраняет свои свойства при эксплуатационных нейтронных потоках в течение 48 - 53 лет.