автореферат диссертации по истории, специальность ВАК РФ 07.00.10
диссертация на тему: Историко-технические аспекты и инженерно-экологические особенности вывода из эксплуатации объектов атомной энергетики

Полный текст автореферата диссертации по теме "Историко-технические аспекты и инженерно-экологические особенности вывода из эксплуатации объектов атомной энергетики"

РОССИЙСКАЯ АКАДЕМИЯ НАУК ИНСТИТУТ ИСТОРИИ ЕСТЕСТВОЗНАНИЯ И ТЕХНИКИ ИМ.С.И.ВАВИЛОВА

На правах рукописи УДК 621.039

Кузнецов Владимир Михайлович

ИСТОРИКО-ТЕХНИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ И ИНЖЕНЕРНО-ЭКОЛОГИЧЕСКИЕ ОСОБЕННОСТИ ВЫВОДА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ОБЪЕКТОВ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

Специальность: 07.00.10 - история науки и техники (технические науки)

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Москва - 2004

Работа выполнена в Институте истории естествознания и техники им. СИ. Вавилова РАН

Научный руководитель: доктор биологических наук

А.Г.Назаров

Официальные оппоненты: доктор технических наук

профессор И.Н.Острецов

доктор технических наук В.И.Есьман

Ведущая организация: ФГУ «Центр производственной безопасности

топливно-энергетического комплекса Министерства энергетики Российской Федерации

Защита состоится «_»_2004 г. в .00 часов на заседании

диссертационного совета Института истории естествознания и техники им. С.И.Вавилова РАН, расположенного по адресу: 103012 г.Москва Старопанский пер. 1/5

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке института.

Отзывы на автореферат в двух экземплярах с подписями, заверенными печатью учреждения, просим направлять на имя ученого секретаря совета.

Автореферат разослан «_»_2004 г.

Ученый секретарь диссертационного совета, кандидат технических наук

ДА.Соболев

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ Актуальность темы диссертационного исследования обусловлена наличием

в области использования атомной энергии все более остро проявляющихся инженерно-экологических проблем, связанных с выводом из эксплуатации (ВЭ) объектов атомной энергетики (ОАЭ), выработавших свой ресурс.

Областью исследования настоящей диссертационной работы является:

• историко-техническое исследование и инженерно-экологический анализ необходимости развития одного из направлений в сфере использования атомной энергии, а именно, вывода из эксплуатации объектов атомной энергетики;

• исследование основных тенденций становления и развития данного направления в качестве отдельной отрасли научного знания.

В области исследования были определены следующие основные цели:

• установление основных историко-технических этапов и поколений развития отечественных ядерных реакторов;

• выявление историко-технических предпосылок и определение основных инженерно-экологических особенностей вывода из эксплуатации объектов атомной энергетики;

• комплексная оценка подходов к выводу из эксплуатации, существующей сегодня в России и других мировых ядерных державах.

Для достижения указанных целей необходимо решение следующих основных

задач:

• анализ историко-технических аспектов и инженерно-экологических особенностей вывода из эксплуатации остановленных энергоблоков АЭС и исследовательских ядерных установок;

• историко-технический анализ безопасности объектов атомной энергетики;

• анализ общего состояния проблемы обращения с радиоактивными отходами и отработавшим ядерным топливом на объектах атомной энергетики;

• историко-техническая классификация энергоблоков отечественных АЭС;

• анализ основных положений Российской и используемых в других ядерных странах концепций ВЭ ОАЭ (Великобритания, Бельгия, Италия, Франция, а также .концепции МАГАТЭ). | бИМ^ШСА |

Научная новизна диссертационной работы состоит в проведении анализа историко-технических аспектов и инженерно-экологических особенностей проблем вывода из эксплуатации объектов атомной энергетики, в объеме, который до этого не был представлен ни в одном исследовании на эту тему.

Теоретическая значимость исследования состоит в следующем:

1.Впервые в отечественной практике были систематизированы основные технологические историко-технические аспекты и инженерно-экологические особенности вывода из эксплуатации объектов атомной энергетики, как отдельного направления становления и развития единой технологической системы вывода из эксплуатации объектов атомной энергетики.

2.Проведенный автором анализ и обобщение изученного историко-научного материала показал необходимость внесения существенных корректив в установившиеся в нашей стране стереотипы в вопросах вывода из эксплуатации объектов атомной энергетики, и, в первую очередь, необходимость существенной переоценки национальной концепции в этой области. Кроме этого, выявилась также необходимость совершенствования законодательной и нормативной базы по безопасности в вопросах вывода из эксплуатации объектов атомной энергетики и необходимость создания здесь системы экологического мониторинга.

Практическая значимость исследования состоит в том, что полученные результаты историко-технического анализа и инженерно-экологических оценок были учтены и использованы при организации и проведении реальных работ по выводу из эксплуатации и, в том числе при разработке технологических регламентов и проектов по выводу из эксплуатации исследовательского ядерного реактора ИРТ-Т Центральной химической лаборатории Норильского Горно-металлургического комбината (1998г.), а также в 1995 г. хвостохранилищ Государственной Холдинговой компании «Ульба» (завод по производству ядерного топлива для АЭС с различными типами ядерных реакторов, г.Усть-Каменогорск, Республика Казахстан).

Результаты работы представляют особую ценность в связи с введением в действие с 1 июля 2003 г. Федерального закона «О техническом регулировании» № 184-ФЗ от 27.12.02 г. Они могут быть использованы при осуществлении государственной политики технического регулирования по вопросам ВЭ ОАЭ и, в том числе при соответствующих технических регламентов. Кроме этого,

полученные результаты позволяют аргументировано определить, что вывод из эксплуатации объектов атомной энергетики является наиболее актуальным, самостоятельным технически - и наукоемким направлением развития в области использования атомной энергии, как в нашей стране, так и за рубежом. Полученные диссертантом наработки могут быть использованы в учебных курсах при подготовке специалистов по атомной энергетике.

Защищаемые положения диссертации:

1.Развитие отечественных промышленных ядерных реакторов прошло три относительно автономных историко-технических этапа: 1- 1945-1950 гг. исследования, и разработка, связанные с наработкой ядерных делящихся материалов, для создания первых опытных образцов отечественного ядерного оружия); 2 - 1950-1956 гг. (исследования, и разработка, связанные с наработкой ядерных делящихся материалов и специальных изотопов, для создания первых опытных образцов отечественного термоядерного оружия и военного использования атомной энергии); 3-е 1956 г. по настоящее время (крупномасштабное производство ядерных делящихся и специальных изотопов в военных и гражданских целях, а также утилизация отходящего тепла в виде вырабатываемой электроэнергии и тепло- и водоснабжения технологического процесса радиохимических производств и гражданского сектора. Конверсия военного использования промышленных реакторов). Итогом развития историко-технических этапов явилось проектирование, конструирование и ввод в эксплуатацию трех поколений промышленных ядерных реакторов (уран-графитовых, тяжеловодных, водо-водяных): I - поколение (А; PIP-АИ; И-1); II - поколение (АВ-1,2,3; АД; ЭИ-2; ОК - 180; ОК - 190; ОК-190М, «Людмила»); Ш - поколение («Руслан», АДЭ-1,2,3).

2.Развитие отечественных энергетических ядерных реакторов выявленное в процессе историко-научного анализа, прошло четыре относительно автономных историко-технических этапа: 1 - 1950-1970 гг. (поисковые научно-технические исследования, разработка и строительство первых энергоблоков атомных электростанций); 2 - 19701980 гг. (то же - более мощных АЭС); 3 - 1980-1994 гг. (ввод в эксплуатацию новых ядерных реакторов и реконструкция с целью повышения безопасности энергоблоков АЭС после аварии на Чернобыльской АЭС); 4-с 1994 г. по настоящее время (разработка проектов энергоблоков АЭС повышенной безопасности и ввод в

эксплуатацию их за пределами России (Индия, Иран, Китай). Достройка и ввод в эксплуатацию ранее законсервированных АЭС). Итогом развития историко-технических этапов явилось проектирование, конструирование и ввод в эксплуатацию четырех поколений энергоблоков АЭС с различными типами ядерных нергетических установок (уран-графитовыми, водо-водяными, на быстрых нейтронах). 3.Историческая необходимость вывода из эксплуатации первого поколения энергоблоков с уран-графитовыми канальными реакторами, обоснованная в диссертации, определяется комплексом социально-экономических, технологических и инженерно-экологических условий, составляющих основу общей безопасности объектов атомной энергетики.

Информационная база исследования включает литературные данные и фондовые данные Министерства по атомной энергии Российской Федерации, Госатомнадзора России, концерна «Росэнергоатом», ВИНИТИ, НПО «Радон», а также другие источники и материалы, включая данные собственных исследований автора, полученные им, в том числе, при работе на ОАЭ России и в органах государственного надзора.

Апробация результатов исследования. Целесообразность научно-практического использования полученных результатов, а также актуальность основных выводов данной работы были подтверждены автором диссертации в процессе широкого их обсуждения на парламентских слушаниях в Государственной Думе Федерального Собрания Российской Федерации по различным вопросам использования атомной энергии, включая вопросы вывода из эксплуатации ОАЭ (1995 г., 1997 г. 1998 г. и 2001г.).

Работа автора на ряде объектов атомной энергетики (Чернобыльская АЭС и ГХК «Ульба»), а также в качестве начальника инспекции по надзору за ядерной и радиационной безопасностью Госатомнадзора России, показала правильность и непротиворечивость сделанных заключений применительно к конкретным объектам атомной энергетики. Работа в Экологическом центре ИИЕТ им. С.И.Вавилова способствовала выработке научной методологии историко-технического и инженерно-экологического анализа вывода из эксплуатации объектов атомной энергетики, как формирующегося нового самостоятельного научного направления.

Основные положения диссертации апробированы автором на следующих научных форумах:

• Международной конференции «Анализ и сравнение рисков от атомной и других отраслей энергетики», ЦНИИатоминформ, Минатома РФ, май 2002 г., г.Москва;

• V Всероссийской научно-практической конференции «Актуальные проблемы защиты и безопасности», апрель 2002 г., г.Санкт-Петербург;

• Международной конференция «Экологическая и информационная безопасность» (Экоинфо-2003), ЦНИИатоминформ, Минатома РФ, сентябрь 2003 г., г.Москва; •Международной конференции «Радиационная безопасность территорий. Радиоэкология города», 24-26 ноября 2003 г., г.Москва, Научный Совет по радиобиологии РАН, ИИЕТ РАН.

• «Инженерно-экологические риски при выводе из эксплуатации предприятий ядерно-топливного цикла» // Институт истории естествознания и техники им.С.И.Вавилова РАН X Юбилейная Годичная научная конференция, 2004, -М., Диполь-Т, 2004, с.542-544

• «Исторические этапы развития и поколения отечественных реакторов» // Институт истории естествознания и техники им. С.И.Вавилова РАН X Юбилейная Годичная научная конференция, 2004, -М., Диполь-Т, 2004, с.544-547

• «Концептуальные аспекты вывода из эксплуатации АЭС в Российской Федерации», / Материалы II Международной конференции «Геология, экология, геохимия, Томск 1822 октября 2004 г. // ТПУ «Тамдем-Арт. с.300-303

Отдельные положения диссертации были использованы при подготовке четырех монографий автора общим объемом 65 а.л. по проблемам использования атомной энергии. Среди них следующие:

- «Анализ радиационной безопасности и состояния хранения радиоактивных веществ на объектах атомной энергетики на территории бывшего Советского союза» / М., МЧФБ, 1994,64 с;

- Российская атомная энергетика. Вчера, сегодня, завтра» / М., 2001, Голос-пресс, 287 с.

- Основные проблемы и современное состояние безопасности предприятий ядерного топливного цикла Российской Федерации» /М., 2002, ООО «Агентство Ракурс Продакш», 263 с.

- Основные проблемы и современное состояние безопасности предприятий ядерного топливного цикла Российской Федерации» / 2-ое издание, переработанное и дополненное, М., 2003 , «Эпицентр», 461 с.

Структура и объем диссертационной работы: работа включает введение, пять глав, заключение и список литературы из 109 наименований. Общий объем диссертации 191с, включая 8 рис., 31 табл.

Содержание работы

Во введении обосновывается актуальность темы диссертационного исследования, формулируется цель и задачи исследования, определяется объект исследования и предмет исследования, его научная новизна, практическая значимость и достоверность результатов исследования.

В первой главе на основе историко-технического анализа выявлены основные этапы и отвечающие им поколения развития отечественных ядерных реакторов, как энергетических, промышленных и исследовательских (рис. 1-4, табл. 1,2) [1]. Определены и проанализированы исторические уроки причин аварии на Чернобыльской АЭС. Кроме этого, определены и проанализированы основные исторические предпосылки необходимости проведения работ по выводу из эксплуатации объектов атомной энергетики.

Проектирование и ввод в эксплуатацию отдельных поколений первых по времени создания промышленных ядерных реакторов осуществлялись на следующих исторических этапах:

• 1-й этап, 1945-1950 гг. Исследования, и разработка, связанные с наработкой ядерных делящихся материалов (плутония-239), для создания первых опытных образцов отечественного ядерного оружия;

•2-й этап, 1950-1956 гг. Исследования, и разработка, связанные с наработкой ядерных делящихся материалов и специальных изотопов (трития, нептуния и др.), для создания первых опытных образцов отечественного термоядерного оружия и военного использования атомной энергии;

•3-й этап, 1956 г. по настоящее время. Крупномасштабное производство ядерных делящихся и специальных изотопов в военных и гражданских целях (трития, нептуния, кобальта, цезия, стронция и др.), а также утилизация отходящего тепла в виде вырабатываемой электроэнергии и тепло- и водоснабжения технологического процесса

радиохимических производств и гражданского сектора Конверсия военного использования промышленных реакторов

Проектирование и ввод в эксплуатацию отдельных поколений энергетических ядерных реакторов осуществлялись на следующих исторических этапах: • 1-й этап, 1950-1970 гг. Поисковые научно-технические исследования, разработки и строительство первых энергоблоков атомных электростанций,

•2-й этап, 1970-1980 гг. Разработка, строительство и ввод в эксплуатацию энергоблоков атомных электростанций с целью выработки ими большего производства электроэнергии; •3-й этап, 1980-1994 гг. То же - ввод в эксплуатацию новых ядерных реакторов и реконструкция, с целью повышения безопасности энергоблоков атомных электростанций после аварии на Чернобыльской АЭС;

•4-й этап, с 1994 г. по настоящее время. Разработка проектов энергоблоков АЭС повышенной безопасности и ввод в эксплуатацию их за пределами России (Индия, Иран, Китай) Достройка и ввод в эксплуатацию ранее законсервированных АЭС.

Рис 1 Классификация ядерных реакторов

Таблица 1

Промышленные ядерные реакторы

Предприятие, Название Тип Поколение Год

месторасположение реактора реакторной реакторной Ввода Остановки Реконструкция

установки установки

Производственное А УПС I 1948 1987 1963

Объединение АИ-ИР УГК I 1951 1987

«Маяк», г.Озерск АВ-1 УГК 1950 1989 1973

(г.Челябинск-65) АВ-2 УПС II 1951 1990 1972

АВ-3 УГК II 1952 1990 1975

OK-180 ТВК I 1951 1966 -

OK-190 ТВК I 1955 1965 1962

ОК-190М ТВК I 1966 1985

Руслан ВВР I 1979

Людмила ТВК II 1986

Сибирский химкомбинат, И-1 УПС I 1955 1989 1979

(СХК), г.Ссверск ЭИ-2 УГКЦ II 1957 1990 1967,1980

(г.Томск-7) OK-140 УПСЦ 1961 1992 1967

ОК-204 УГКЦ 01 1963 1967

ОК-205 УГКЦ III 1965 - 1969

Горно-химический OK-120 УГК 11 1958 1992

комбинат, (ГХК), ОК-135 УГКЦ III 1962 1993 1969

г Железкогорск ОК-206 УГКЦ III 1964 - 1970

(г Красноярск-26)

Примечание: уран-графитовый канальный - УГК; тяжеловодный корпусной - ТВК; уран-графитовый канальный двухцелевой - УГКЦ, ВВР - водо-водяной реактор.

Таблица 2

Энергетические ядерные реакторы

№ П/П Название АЭС Номер блока Тип реактора Дата начала эксплуатации Причина вывода из эксплуатации; длительность эксплуатации, лет Поколение 1нергоблока АЭС

1 2 3 4 5 6 7

1 Армянская 1 ВВЭР-440 28.12.76 Остановлен в 25.02 89 13 I

2 ВВЭР-440 31.12.79 Остановлен 18.03.89 г. Повторный пуск 051195 г. 25 I

2 Балаковская 1 ВВЭР-1000 20.12 85 19 II

2 ВВЭР-1000 27.10.87 17 II

3 ВВЭР-1000 31.12.88 16 II

4 ВВЭР-1000 20.12.94 10 III

5 ВВЭР-1000 строительство III

3 Запорожская 1 ВВЭР-1000 26.12.84 20 II

2 ВВЭР-1000 31.10.85 19 II

3 ВВЭР-1000 31.12.86 18 II

4 ВВЭР-1000 31.12.87 17 II

5 ВВЭР-1000 14.08.89 15 II

6 ВВЭР-1000 31.12.95 9 II

4 Калининская 1 ВВЭР-1000 10.05.84 20 II

1 2 3 4 6 6 7

2 ВВЭР-1000 31.12.86 18 II

3 ВВЭР-1000 строительство II

5 Кольская 1 ВВЭР-1000 15.08.73 31 1

2 ВВЭР-1000 21.12.74 30 1

3 ВВЭР-1000 24.03.81 23 И

4 ВВЭР-1000 11.10.84 20 II

6 Нововоронежская 1 ВВЭР-210 30.12. 64 Остановлен 06.08.84 г. 20 1

2 ВВЭР-365 15.12.69 Остановлен 29.08.90 г. 21 1

3 ВВЭР-440 24.12.71 33 1

4 ВВЭР-440 24.08.72 32 1

5 ВВЭР-1000 30.05.80 24 II

7 Ровенская 1 ВВЭР-440 22.12.80 24 1

2 ВВЭР-440 22.12.81 23 1

3 ВВЭР-1000 31.12.86 18 II

8 Хмельницкая 1 ВВЭР-1000 31.12.87 17 II

2 ВВЭР-1000 08.08.04 II

9 ЮжноУкраинская 1 ВВЭР-1000 31.12.82 22 II

2 ВВЭР-1000 05.01.85 19 II

3 ВВЭР-1000 20.09.89 15 II

10 .Волгодонская 1 ВВЭР-1000 25.12.01 3 III

2 ВВЭР-1000 строительство III

11 Белоярская 1 АМБ-100 26.04.64 Остановлен 10.12.81 г. 17 1

2 АМБ-200 31.12.67 Остановлен 31.12.90 г. 23 1

3 ОК-505 08.04.80 24 II

4 БН-800 строительство II

12 Билибинская 1 ЭГП-6 14.01.74 30 1

2 ЭГП-6 27.12.74 30 1

3 ЭГП-6 23.12.75 29 1

4 ЭГП-6 27.12.76 28 1

13 Игналинская 1 РБМК-1500 08.01.84 20 II

2 РБМК-1500 30.08.87 17 II

14 Курская 1 РБМК-1000 19.12.76 28 1

2 РБМК-1000 28.01.79 25 1

2 3 4 5 6 7

3 РБМК-1000 17.12.83 21 II

4 РБМК-1000 21.12.85 19 II

5 РБМК-1000 строительство II

15 Ленинградская 1 РБМК-1000 07.01.74 30 I

2 РБМК-1000 18.10.75 29 1

3 РБМК-1000 28.12.79 25 II

4 РБМК-1000 10 02.81 23 II

16 Смоленская 1 РБМК-1000 25.12.82 22 II

2 РБМК-1000 31.05 85 19 II

3 РБМК-1000 31.12.89 15 II

17 Чернобыльская 1 РБМК-1000 26 09 77 Остановлен 30 11.96 г. 19 II

2 РБМК-1000 21.12.78 Остановлен 11.10 91г. 13 II

3 РБМК-1000 03.12.81 Остановлен 11.12.00 г. 19 II

4 РБМК-1000 22.12.83 Авария 26 04 86 г. 3 II

18 Шевченковская 1 БН-350 22.12.80 Остановлен 01 01.99 г. 19 1

от 1-10 от 11-20 от 21-30 лет

Рис. 2. Длительность эксплуатации энергоблоков АЭС, расположенных на территории бывшего СССР.

Рис. 3. Поколения промышленных ядерных реакторов

Рис. 4 Поколения энергетических ядерных реакторов.

Анализ основных исторических аспектов и отдельных этапов развития отечественной атомной энергетики выявил следующие их характерные черты:

1.Ядерная промышленность во всем мире, и наша страна не явилась исключением, начиналась с создания военно-промышленного комплекса. Попытки копировать идеологию разработки и внедрения военных прототипов при создании мирных атомных объектов отрицательно сказались на всем процессе развития гражданской атомной энергетики. Это коснулось и выбора методов руководства, и процессов принятия основных проектных решений, и глубины обоснования применяемых в мирных проектах нововведений.

2.Становление и развитие ядерной отрасли в нашей стране исторически проходило в недрах Министерства среднего машиностроения СССР в рамках традиционно сложившейся в этом ведомстве закрытой административно-командной системы ведения внутриведомственного «хозяйства». О трудностях, возникающих в связи со здоровьем и жизнью людей, занятых в атомной промышленности, и даже авариях с выходом радиоактивности в окружающую среду и массовым поражением людей, не сообщалось. Многие факты и проблемы, сведения о которых могли бы быть полезными, в том числе для предотвращения подобных инцидентов в будущем, оказались скрытыми.

3.Создание гражданской атомной энергетики было не подготовленным как с точки зрения проработки вопросов законодательного правового регулирования, так и полного отсутствия в стране необходимого фонда нормативных документов и даже какого-либо свода обязательных требований, в первую очередь, к обеспечению безопасности вновь создаваемых объектов. Так как вопросы обеспечения безопасности военных объектов с точки зрения их воздействия на людей и окружающую природную среду не нормировались, то эта проблема вообще оказалась новой для специалистов, занятых в ее решении.

4.Развитие отечественной атомной энергетики идет сложным, противоречивым путем. Вместе с тем, нельзя не видеть крупных научно-технических достижений одержанных специалистами отрасли в процессе этого развития. Освоены и внедрены многие, в том числе совершенно новые по сравнению с военной промышленностью типы реакторных установок. Предлагаются и воплощаются в жизнь новые научные и инженерные решения в целях повышения безопасности объектов использования атомной энергии,

обеспечения их конкурентоспособности и привлекательности для потребителей в России и за рубежом.

5.Авария на Чернобыльской АЭС, переросшая в крупнейшую в истории человечества радиационную катастрофу, сожалению, явилась самым показательным моментом -своеобразным апогеем - в развитии отечественной атомной энергетики. Как никакая другая аварийная ситуация на АЭС, она высветила все слабые корневые моменты эксплуатации ядерно-энергетического комплекса. Здесь вопросы радиационно-гигиенического характера и общие, в том числе правовые вопросы защиты населения от радиационного воздействия. Радиоактивное загрязнение окружающей среды, обращение с радиоактивными отходами и отработавшим ядерным топливом, вопросы вывода из эксплуатации и многие другие - из-за их нерешенности отечественная атомная энергетика не может достойно развиваться.

6. Наконец, важным выводом может служить тот факт, что, пройдя за 50 лет очень нелегкий путь, к началу третьего тысячелетия российская атомная энергетика пришла с существенным заделом и реальными возможностями для своего будущего развития.

Во второй главе проведен историко-технический анализ состояния работ по выводу из эксплуатации АЭС в России и за рубежом, определено место и роль заключительного этапа жизненного цикла ОАЭ - этапа вывода их из эксплуатации. Установлено, что в общем случае конечной целью вывода из эксплуатации АЭС любого назначения должны являться демонтаж и удаление ее радиоактивных конструкций и доведение площадки размещения установки до состояния, позволяющего в дальнейшем использовать эту площадку для сооружения новой установки либо для иных видов промышленной деятельности. В главе приведено краткое описание и анализ особенностей реализации основных вариантов, используемых для вывода из эксплуатации АЭС. Диссертантом также рассмотрены особенности национальных концепций и технической политики, реализуемых при решении проблем вывода из эксплуатации АЭС в странах в Германии, Бельгии, Италии, России и МАГАТЭ.

На основе историко-технического анализа показано, что для западных стран, развивающих ядерную энергетику и в которых выбор новых площадок для размещения АЭС сопряжен с определенными территориальными трудностями (большая концентрация населения и отсутствие возможности расширения площадок

существующих АЭС и др.), стратегия вывода из эксплуатации АЭС предполагает осуществление немедленного демонтажа энергоблоков АЭС в целях быстрого восстановления площадок АЭС и сооружения на них новых замещающих мощностей.

По итогам рассмотрения зарубежных и отечественной концепций ВЭ ОАЭ сделаны следующие выводы:

- каждое государство имеет свою национальную концепцию вывода из эксплуатации АЭС, реализуемую, как правило, по завершении их проектных сроков службы;

- концепциям вывода из эксплуатации АЭС присущи специфические особенности, отражающие исторические, национальные, территориальные, технологические, социально-экономические и другие условия, включая общественное мнение;

- концепции характеризуются рядом общих подходов, касающихся выбора вариантов вывода из эксплуатации АЭС, необходимости получения разрешения (лицензии) регулирующего органа на выполнение работ, для чего необходимо подготовить отчет по обоснованию безопасности.

Вывод из эксплуатации энергоблоков АЭС в России базируется на концепции, принятой в 1991 году и провозглашенной концерном «Росэнергоатом» в качестве технической политики. Основной акцент в этой концепции сделан на реализацию двух вариантов вывода из эксплуатации - ликвидацию энергоблока с отложенным демонтажем реакторных конструкций (на 100 лет) и захоронение конструкций реактора энергоблока на их штатном месте. Российская техническая политика ВЭ АЭС базируется на учете следующих некоторых особенностей связанных с экономическими, технологическими и социальными факторами.

В соответствии с российским законодательством вся полнота ответственности за проведение работ по выводу из эксплуатации АЭС закреплена за эксплуатирующими организациями. По требованиям норм и правил по безопасности в атомной энергетике планирование проведения работ по выводу из эксплуатации энергоблока АЭС должно осуществляться на основе программы, которая разрабатывается за 5 лет до окончательного останова энергоблока. Вывод же из эксплуатации выводимой из эксплуатации АЭС должен пройти все процедуры согласования и утверждения за 5 лет до предполагаемого срока остановки энергоблока АЭС. Вывод из эксплуатации энергоблоков практически для всех АЭС будет происходить на площадках с другими работающими энергоблоками. Экономические соображения нецелесообразности

открытия новых площадок АЭС диктуют необходимость сохранения сложившейся инфраструктуры существующих площадок. Национальные и региональные хранилища и/или могильники для радиоактивных отходов АЭС отсутствуют. Специализированные целевые фонды вывода из эксплуатации энергоблоков, образуемые из отчислений от основной деятельности АЭС, в отступление от требований соответствующих постановления Правительства РФ до сих пор не созданы. Законодательная и нормативная базы, регламентирующие вопросы вывода из эксплуатации АЭС и обращения с радиоактивными отходами, находятся в стадии формирования. Анализ отечественной концепции ВЭ ОАЭ приводит к следующим заключениям:

1.При выбранной на настоящий момент концепции по ВЭ АЭС в России (ликвидация с отложенным демонтажем реакторных конструкций до 100 лет) отсутствуют технико-экономические расчеты, подтверждающие прочность строительных конструкций как самих АЭС, так и вспомогательных зданий и систем, обеспечивающих их безопасное функционирование на столь значительное время.

2.Учитывая ухудшающуюся криминогенную обстановку внутри страны и общую активизацию террористической деятельности в мире, не безопасно откладывать реализацию решений по ВЭ АЭС на столь длительный срок. Кроме этого, такая отсрочка резко увеличивает финансовые расходы, связанные с необходимостью поддержания физической защиты АЭС на требуемом уровне на весь отложенный срок и приводит к серьезным экономическим проблемам.

3.Принятие концепции отложенного демонтажа проблема по ВЭ ОАЭ приобретает еще и четко выраженный нравственный характер: ее решение автоматически перекладывается на плечи будущих поколений.

В третьей главе на основе проведенного диссертантом историко-технического анализа развития ОАЭ, приведена историко-техническая классификация трех поколений энергоблоков отечественных АЭС.

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 1964 по 2001 г.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, поскольку 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 документов Госатомнадзора России. При этом требования нормативных документов со временем все более ужесточались. С точки зрения соответствия действующих энергоблоков современным нормативным документам по безопасности их можно условно разделить на три поколения: Энергоблоки первого поколения -12 энергоблоков с реакторами различного типа (энергоблоки №№ 1-4 Нововоронежской АЭС, №№ 1 и 2 Кольской АЭС, №№ 1 и 2 Ленинградской АЭС, №№ 1 и 2 Курской АЭС, 4 энергоблока Билибинской АТЭЦ), суммарной мощностью 6537 МВт. Все они разработаны и построены до выхода основных нормативных документов по безопасности в атомной энергетике; Энергоблоки второго поколения - 16 энергоблоков с реакторами различного типа (энергоблоки №№ 1-3 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, №№ 1-3 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 учетом требований ОПБ-88.

Характеризуя состояние безопасности действующих атомных станций, необходимо отметить, что эксплуатация этих АЭС осуществляется в соответствии с требованиями правил и норм по безопасности, которые действовали на период их создания, и, соответствующим образом, реализованы в их проектах. Но современным требованиям безопасности на настоящий момент ни одна из станций не отвечает в полной мере. Например, на сегодня ни одна из действующих АЭС не имеет процедурно законченного обоснования безопасности, которое содержало бы выводы о состоянии безопасности и анализ возможных последствий нарушений эксплуатации энергоблоков. Современные требования безопасности базируются на принципе глубокоэшелонированной защиты - последовательной системы барьеров на пути

распространения радиоактивных веществ в окружающую среду и системы технических и организационных мер по защите барьеров. Этому принципу не удовлетворяют АЭС с энергоблоками ВВЭР-440 первого поколения (3,4 энергоблоки Нововоронежской и 1,2 энергоблоки Кольской АЭС), энергоблоки РБМК-1000 первого поколения (1,2 энергоблоки Ленинградской и Курской АЭС), энергоблоки Билибинской АТЭЦ, а также энергоблок БН-600 Белоярской АЭС, относящийся к АЭС второго поколения. Остальные эксплуатируемые энергоблоки в большей степени отвечают современным требованиям, но и на них необходимо решить ряд вопросов по обеспечению безопасности: повышение герметичности оболочки, эффективности систем управления, контроля и электроснабжении, ресурса работы парогенераторов, улучшения укомплектования средствами диагностики и.т.д. Принятые в бывшем СССР планы мероприятий по повышению безопасности АЭС, предусматривающие разработку проектов и реконструкцию ряда энергоблоков («Сводные мероприятия по повышению безопасности энергоблоков АЭС-88,90»), не были реализованы в полном объеме. Намеченные работы по модернизации и техническому перевооружению действующих энергоблоков АЭС России, включающие минимальный перечень первоочередных мероприятий, не обеспечены соответствующей утвержденной документацией, финансово-материальными ресурсами в полной мере и также вряд ли будут реализованы в установленные сроки. Отсюда и многочисленные статистические данные нарушений в работе АЭС, подтвержденные распределением отказов по типу реакторной установки в %, (табл.3,4) [2].

Таблица 3

Статистические данные нарушений в работе энергоблоков АЭС России

АЭС 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002

БалАЭС 50 69 36 24 10 4 5 5 6 5 9 4

БелАЭС 1 2 1 1 4 2 0 0 2 1 1 1

БилАЭС 7 8 8 7 8 2 8 И 4 2 1 3

НВАЭС 14 29 32 27 19 17 21 10 15 15 8 3

КолАЭС 25 35 44 38 20 19 7 10 11 1 7 3

КлнАЭС 17 14 7 8 11 11 10 9 6 5 1 3

ЛенАЭС 19 14 14 5 4 и 4 8 9 14 7 8

КурАЭС 20 17 16 10 И 14 14 26 21 19 11 7

СмоАЭС 11 12 13 8 12 8 10 23 16 7 14 5

Итого: 164 20« 171 126 99 88 79 102 90 69 59 39

Таблица 4

Статистические данные по нарушениям в работе АЭС по типу реакторной установки, %

ТИП РУ 1992 1993 1994 199$ 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002

ВВЭР-440 27 32 39 2« 33 18 16 18 16 15 13.8

ВВЭР'ЮОО 46 37 38 35 35 37 18 20 22 22 3.4

РБМК-1000 22 25 17 27 32 35 55 46 58 54 69

ЭГП-6 4 $ « 8 2' 1Ф 11 4 3 2 10.3

БН-600 1 1 1 4 2 0 0 2 1 2 3.4

Коэффициент установленной мощности (КИУМ) на АЭС России (по типам реакторной установки и средний по всем АЭС) представлен на (рис.5).

Рис.5 Коэффициент установленной мощности АЭС России с различными типами реакторных установок

Динамика нарушений в работе АЭС с различными типами реакторных установок представлена на (рис.6).

Рис.6. Динамика нарушений в работе АЭС с различными типами реакторных установок, % (от общего числа отказов)

Проектные проработки вариантов реконструкции энергоблоков первого поколения показали, что довести уровень их безопасности до требований современных НД практически невозможно и экономически нецелесообразно. Это подтвердили и проведенные в 1990-1994 гг. работы по реконструкции отдельных энергоблоков, которые не дали желаемого результата. Но, в то же время, из приведенных графиков видно, что именно энергоблоки первого поколения с РБМК-1000 имеют стойкую тенденцию роста отказов, и поэтому именно для них необходимо развернуть уже сейчас работы по разработке проектов по выводу из эксплуатации.

Энергоблоки с РБМК-1000 первого поколения не соответствуют многим требованиям действующих правил и норм. Одно то, что на них отсутствуют системы локализации, вынуждает вводить ограничения срока их эксплуатации. Именно поэтому с 1993 г. по 2002 г. действовало предписание Госатомнадзора России на ограничение мощности на энергоблоке № 2 Курской АЭС до 70 % от Мн.

В проектах энергоблоков первого поколения не соблюдены в полной мере и требования к выбору основных и сварочных материалов и качеству сварных соединений. В связи с этим продление срока эксплуатации указанных энергоблоков может рассматриваться только при условии ежегодного контроля металла оборудования и трубопроводов. Например, на блоке № 2 Ленинградской АЭС в период капитального ремонта (1996-1997гг.) б.ыл проведен эксплуатационный контроль состояния сварных соединений трубопроводов Ду-300 КМПЦ (контур многократной принудительной циркуляции), при котором выявлено 370 недопустимых дефектов в виде трещин [6,9,10].

Существуют и другие объективные причины, которые являются сдерживающим фактором для дальнейшей эксплуатации энергоблоков первого поколения АЭС. К ним относятся почти 100 % заполненность пристанционных хранилищ отработавшего ядерного топлива, а также радиоактивных (жидких и твердых) отходов и отсутствие установок по утилизации этих отходов [1]. В главе приведены исторические и технические аспекты работ по выводу из эксплуатации остановленных энергоблоков Белоярской АЭС и Нововоронежской АЭС, приводятся информация по обращению и хранению отработавшего ядерного топлива и радиоактивных отходов на этих АЭС [4].

В четвертой главе анализируются инженерно-экологические аспекты вывода из эксплуатации АЭС. Основными проблемами обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации энергоблока АЭС будут являться:

• ядерная безопасность при обращении с ОЯТ на площадке станции и при его дальнейшей транспортировке на длительное хранение (окончательное захоронение);

• радиационная безопасность персонала и населения;

• экологическая безопасность окружающей среды.

• физическая защита выводимого из эксплуатации энергоблока, в том числе с учетом длительного хранения ОЯТ на площадке атомной станции.

Обеспечение ядерной безопасности при выводе из эксплуатации АЭС, в первую очередь, связана с проблемой обращения с ОЯТ. Согласно российским нормативным требованиям «остановленный для вывода из эксплуатации энергоблок АЭС до момента удаления с него ядерного топлива считается находящимся в эксплуатации». В связи с этим поиск решений проблемы своевременного удаления ОЯТ с выводимого из эксплуатации энергоблока после его окончательного останова требует особого внимания и является актуальным. Решение этой проблемы влечет за собой необходимость разработки и совершенствования технологий и процессов утилизации, транспортировки и длительного хранения и/или окончательного захоронения ОЯТ.

По оценкам, суммарная активность ТВС с ОЯТ, вывезенных с 4-х энергоблоков, например, Ленинградской АЭС в хранилище отработавшего ядерного топлива, составляет примерно Суммарная активность ОЯТ, хранящихся в

приреакторных бассейнах-выдержки (БВ) 4-х энергоблоков Ленинградской АЭС оценивается величиной в том числе:

на 1-ом энергоблоке - 0,4* 1019 Бк; на 2-ом энергоблоке - 0,4* 10" Бк; на 3-ем энергоблоке -0,8*1019Бк;

• на 4-ом энергоблоке - 0,7* 1019 Бк.

Из приведенных оценок следует, что суммарная активность ОЯТ, находящегося на площадке АЭС, составляет величину, примерно равную При демонтаже

энергоблока с РБМК образуется около 100 тыс.тонн бетона и 10 тыс.тонн стали, активность которых достигает 105 ТБк. Для транспортировки РАО блока с РБМК-1000 требуется не менее 50 железнодорожных эшелонов. Стоимость вывода из эксплуатации

реакторной установки составит более 300 млн.$. При ВЭ после удаления с энергоблоков ОЯТ основная радиационная опасность для персонала и окружающей природной среды будет связана с активностью конструкций реактора и темпом ее изменения во времени.

Отдельной и в достаточной мере сложной при ВЭ энергоблоков будет являться проблема обращения со значительным (порядка 1800 тонн) количеством радиоактивного графита кладки реактора. Решение проблем обращения с облученным графитом кладки реактора дополнительно затруднено общей непроработанностью концепции безопасного обращения с облученным графитом ядерных реакторов, как в России, так и за рубежом. Это одна из важнейших экологических проблем вывода из эксплуатации объектов атомной энергетики, требующая решения.

Вывод из эксплуатации энергоблоков АЭС будет сопровождаться образованием большого количества твердых радиоактивных отходов, в том числе низкоактивных отходов и радиоактивных материалов, характеризующихся низкоэнергетическим бета-и гамма-излучением. Отсутствие в России региональных хранилищ и могильников для радиоактивных отходов требует при планировании работ по ВЭ АЭС предусмотреть их размещение и длительное хранение на площадке станции.

Состояние с обращением с РАО и ОЯТ в Российской Федерации оценивается как критическое. За 50 лет развития атомной промышленности, энергетики и создания атомного флота, широкого внедрения радиационных технологий в промышленности, сельском хозяйстве, медицине и других отраслях на предприятиях и в организациях различных ведомств накоплено РАО и ОЯТ суммарной активностью более 6000 млн. Ки, не обеспеченных мощностями по их безопасному хранению и переработке [2].

Мощности дозы излучения от реакторных конструкций выводимых из эксплуатации энергоблоков АЭС свидетельствуют о том, что в период приблизительно до ста лет после их окончательного останова работы по демонтажу этих конструкций будут требовать применения специализированных средств технологического оснащения, в том числе управляемых дистанционным способом. Следовательно, предцемонтажная подготовка (в том числе - дезактивация) оборудования и конструкций энергоблоков к выводу из эксплуатации может являться эффективным средством снижения мощности дозы при проведении персоналом демонтажных работ.

Таким образом, при подготовке к ВЭ энергоблоков должны быть решены и следующие задачи: поиск необходимых способов дезактивации демонтируемого оборудования; разработка и изготовление требуемых технологических средств и устройств оснастки для дистанционного управления процессом дезактивации и демонтажных работ в целом.

В России отсутствует государственная концепция по обращению с радиоактивными отходами и системная законодательная и нормативно-правовая база, регламентирующая вопросы безопасного обращения с РАО. До настоящего времени из-за возражений Правительства Российской Федерации не принят один из ключевых правовых актов, необходимых для системного и комплексного решения этой проблемы, - Федеральный закон «Об обращении с радиоактивными отходами». Отсутствие этого закона, а также закона «О гражданско-правовой ответственности за причинение ядерного вреда и её финансовом обеспечении» привели к тому, что вместо системного подхода к решению проблем обращения с РАО используются, в основном, ведомственные методы управления. Это существенно ограничивает возможности страны по привлечению средств международной финансовой помощи для быстрейшего решения этой проблемы.

Финансирование в 1996-2000 годах Федеральной Целевой Программы «Обращение с радиоактивными отходами и отработавшими ядерными материалами, их утилизация и захоронение на 1996-2005 годы» (Программа РАО) за счет средств федерального бюджета осуществлялось неудовлетворительно. Фактически было выделено только 10,7 % от объема средств, предусмотренных на 1996-2000 годы Программой РАО и 63,1 % от объемов, утвержденных законами о федеральных бюджетах (при том, что на капитальные вложения в законах было заложено 47,6 % от предусмотренных в Программе объемов).

Для обеспечения должного уровня экологической безопасности процессов ВЭ энергоблоков АЭС необходимо на государственном уровне выработать концепцию, определить механизмы ее реализации и, в первую очередь, источники финансирования, а также организовать на АЭС, находящихся в стадиях подготовки к ВЭ и/или ВЭ, системы экологического мониторинга.

Особое внимание необходимо уделять физической защите энергоблоков АЭС, выводимых из эксплуатации. Это обусловлено многими причинами и, в том числе

общим изменением режима работы блока после его останова, повышением степени реальности осуществления угроз ядерного терроризма при нахождении на остановленном блоке большого количества ядерных материалов и радиоактивных веществ и просто возможности выноса их за территорию объекта.

В пятой главе излагаются историко-технические аспекты и инженерно-экологические особенности вывода из исследовательских ядерных установок.

Как все объекты использования атомной энергии, исследовательские ядерные установки (ИЯУ) представляют собой источник ядерной и радиационной опасности. Несмотря на более низкие мощности и, соответственно, меньшие количества радиоактивных веществ, образующихся в результате эксплуатации ИЯУ, их потенциальная опасность для населения и окружающей среды все же велика в силу ряда специфических особенностей. К ним относятся:

• высокая частота переходных режимов при работе (пуски, остановы, изменения мощности в широком диапазоне, динамические эксперименты), при которых чаще всего и происходят нарушения в работе ИЯУ;

• частые перегрузки активных зон и постоянное перемещение облученных изделий (на исследования, в бассейны выдержки, на длительное хранение, на утилизацию и т.д.);

• высокая цикличность нагрузок на основное оборудование активных зон и первого контура, вследствие большого количества малых по продолжительности компаний;

• высокая плотность нейтронного потока в активных зонах исследовательских реакторов, приводящая к быстрому набору предельного флюенса на элементы активных зон и повышению вероятности их отказов;

• наличие высокообогащенного топлива, что обостряет проблему нераспространения ядерных материалов;

• оснащенность экспериментальными устройствами и связанные с ними особенности эксплуатации;

• меньшее, чем у энергетических реакторов, количество физических барьеров, препятствующих распространению продуктов деления, особенно, у бассейновых исследовательских реакторов и критических сборок;

• расположение большинства ИЯУ в крупных городах с многомиллионным населением среди городской застройки.

В отношении потенциальной опасности, которую они представляют, вышеназванные установки можно разделить на следующие основные группы:

1-я группа - исследовательские реакторы (испытательные) мощностью до 100 МВт, для которых возможны запроектные аварии по всем уровням Международной Шкалы Событий. Реакторы этой группы предназначены, главным образом, для испытаний материалов и оборудования для атомной энергетики;

2-я группа - исследовательские реакторы мощностью до 20 МВт., предназначенные для учебных целей, фундаментальных физических исследований и производства радиоактивных изотопов;

3-я группа - исследовательские реакторы мощностью до 1 МВт., критические и подкритические стенды практически нулевой мощности, не требующие систем принудительного аварийного расхолаживания активной зоны. К этой же группе могут быть отнесены импульсные реакторы. При этом максимальный объем требований по безопасности, содержащихся в нормах и правилах, применим к 1-ой и 2-ой группам реакторов вышеприведенной классификации. Сокращение объема требований для 3-ей группы ИЯР возможно только с учетом наличия у них свойств самозащищенности и на основе конкретных обоснований безопасности, представляемых их владельцами для проведения независимой экспертизы.

Проблема физического и морального износа технических средств, в первую очередь, относится к установкам, введенным в эксплуатацию в 1950-1970 г.г., обновление материальной части которых в последнее десятилетие проводилось в недостаточной мере. Это можно объяснить тремя основными историко-техническими причинами:

• прекращение производства на российских предприятиях оборудования, элементной базы систем и устройств, предусмотренных проектами установок 30-ти - 50-ти летней давности;

• значительным сокращением традиционных связей с оказавшимися после распада СССР за пределами России предприятиями - поставщиками оборудования в проектной комплектации;

• длительными сроками пересмотра решений, изначально заложенных в проект ИЯУ, для обоснования необходимости и возможности замены устаревшего оборудования новыми разработками и/или корректировки технических схем изменяемых систем в

случае использования имеющихся образцов-аналогов, близких по своим характеристикам к заменяемым. Разделение ИЯУ на действующие, находящиеся на консервации и выводимые из эксплуатации представлено в (табл.5), а длительность эксплуатации исследовательских реакторов, критических стендов и подкритических сборок представлено на (рис.7,8)

Рис.7. Длительность эксплуатации действующих исследовательских реакторов, в %) от общего числа всех исследовательских реакторов)

Рис.8. Длительность эксплуатации действующих критических стендов и подкритических сборок, в % (от общего числа всех стендов и сборок) Таким образом, видно, что из 29 действующих исследовательских реакторов 50 % имеют возраст 30 и более лет. Аналогичная ситуация сложилась с критическими стендами и подкритическими сборками (~ 46 % «старых» установок). Но и для вновь вводимых объектов проблема их соответствия современному уровню безопасности остается актуальной ввиду недопустимо растянутых по времени сроков их разработки и строительства и, соответственно, одновременного «старения» самих подходов к обеспечению безопасности, формулируемых, как правило, на стадии разработки проектов этих установок. Так на настоящий момент продолжается строительство (начатое в 1976 г., т.е. - 28 лет назад) реакторной установки ПИК (г. Гатчина, Ленинградская обл.), которая при благоприятных финансовых условиях, как ожидается, может быть введена в эксплуатацию только после 2005 г. При таких почти

30-летних сроках строительства исследовательских реакторах трудно ожидать на них использования современных систем безопасности.

Таблица 5

Разделение ИЯУ на действующие, находящиеся на консервации

_и выводимые из эксплуатации [10,11]_

Наименование

Исследовательские ядерные установки

Всего Действующие Консервация Вывод Строительство

ИР 48 29 2 16 1

КС 48 29 16 3

ПКС 16 6 8 2

Итого И 64 26 21 1

Необходимо констатировать, что вывод из эксплуатации ИЯУ и проблемы обеспечения ядерной и радиационной безопасности этих работ во многом аналогичны ситуации для энергоблоков для выводимых из эксплуатации АЭС. В России в настоящее время отсутствует опыт проведения ВЭ ИЯУ в полном объеме, но имеется определенный опыт в организации и проведении работ, которые необходимо выполнять при выводе из эксплуатации ИЯУ на отдельных этапах. Это относится и к проблемам обеспечения ядерной и радиационной безопасности при вывозе и переработке отработавшего ядерного топлива, и к организации дезактивации и демонтажа высокоактивного оборудования.

При выводе из эксплуатации ИЯУ необходимо учитывать следующие присущие им особенности:

- конструктивное разнообразие ИЯУ, затрудняющее разработку унифицированных решений;

- отсутствие (в силу существовавших ограничений со стороны секретности и общих высоких темпов проведения работ как во время создания ИЯУ, так и при различного вида реконструкциях) проектно-конструкторской документации в объемах, достаточных для полной оценки особенностей конструктивных решений, как заложенных в начальные проекты, так и реализованных уже в процессе эксплуатации;

- более высокую, во многих случаях, в сравнении с блоками АЭС, удельную наведенную активность элементов конструкций ИЯУ, расположенных вблизи активной зоны;

- наличие в составе ИЯУ достаточно большого числа экспериментальных устройств,

требующих детальной проработки технологий проведения демонтажных работ;

- условия эксплуатации ИЯУ, в основном, в составе научно-технических комплексов, включающих и другие радиационно-опасные объекты;

- размещение ИЯУ в непосредственной близости от городских жилых районов, что выдвигает повышенные требования к безопасности при проведении работ.

В отличие от АЭС при выводе из эксплуатации ИЯУ особое внимание необходимо уделить: отсутствию на ИЯУ штатных систем дезактивации, что требует специальной разработки эффективных и экономичных технологий дезактивации оборудования, трубопроводов и помещений и отсутствию на ИЯУ специальных средств технологического оснащения для демонтажа и фрагментации разнообразного радиоактивного оборудования, систем и трубопроводов.

В настоящее время объем целевого финансирования работ по выводу из эксплуатации ИЯУ, осуществляемого в рамках федерального бюджета, является явно недостаточным. Это, в значительной мере, затрудняет выполнение требуемых научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ, направленных на подготовку ВЭ и обоснование безопасности выводимых из эксплуатации ИЯУ, и заставляет предприятия-владельцы ИЯУ искать дополнительные источники финансовых вливаний, формируемых, возможно, в том числе за счет средств местных бюджетов территорий, фондов страхования и т.п.

В заключении резюмируется, что данная диссертационная работа посвящена одной из важнейших мировых проблем использования атомной энергии XXI века -проблеме обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации объектоз атомной энергетики. В ходе комплексного исследования указанной проблемы были достигнуты следующие результаты:

1.На основе анализа историко-технических аспектов и инженерно-экологических особенностей вывода из эксплуатации остановленных энергоблоков АЭС и исследовательских ядерных установок установлено, что вывод из эксплуатации ОАЭ является самостоятельным технически - и наукоемким направлением развития в области использования атомной энергии, наиболее актуальным сегодня как в нашей стране, так и за рубежом.

2.Выполненный анализ и обобщение изученного историко-научного материала показали необходимость внесения существенных коррективов в стереотипы по

вопросам вывода из эксплуатации ОАЭ, установившиеся в нашей стране. Это касается, в первую очередь, переоценки принятой в России национальной концепции вывода из эксплуатации ОАЭ.

3.Необходимо совершенствование законодательной и нормативной базы по безопасности в области использования атомной энергии в части вопросов вывода из эксплуатации объектов атомной энергетики.

4.К первоочередным проблемам, требующим непременного решения, должна быть отнесена необходимость создания системы экологического мониторинга при выводе из эксплуатации объектов атомной энергетики.

5.На основе историко-технического анализа безопасности энергоблоков АЭС определены основные этапы и поколения развития промышленных и энергетических ядерных реакторов, а также доказана историческая необходимость вывода из эксплуатации первого поколения энергоблоков Ленинградской, Курской и Билибинской АЭС с уран-графитовыми канальными реакторами.

6.На основе проведенных анализов предпринята попытка систематизировать основные, в том числе историко-технические и инженерно-экологические, особенности вывода из эксплуатации объектов атомной энергетики, определить отдельные этапы и закономерности становления и развития данного направления как единой системы, а также сформулировать необходимые подходы к решению проблем, присущих конкретным работам по выводу из эксплуатации объектов атомной энергетики.

7.В ходе выполненного инженерно-экологического анализа конструктивных особенностей проектов выводимых из эксплуатации АЭС, а также качественного и количественного анализа оценки радиоактивности, накопленной при эксплуатации АЭС, и состава характерных дозообразующих изотопов подтверждено влияние процесса вывода из эксплуатации на экологическую безопасность и жизнедеятельность персонала и населения. С учетом, этого вывода определены, сформулированы и проанализированы шесть основных аспектов вывода из эксплуатации ОАЭ. При этом наиболее значимыми из них являются инженерно-экологические аспекты по обращению с отработавшим ядерным топливом и с радиоактивными отходами.

8.Учитывая глобальность проблем, связанных с выводом из эксплуатации объектов атомной энергетики, автором диссертации предложено продолжить работу по проведению комплексного анализа историко-технических аспектов и инженерно-

экологических особенностей вывода из эксплуатации в следующих областях использования атомной энергии:

• гражданский и военно-морской флот;

• предприятия ядерного топливного цикла (промышленные ядерные реакторы, радиохимическое производство, приповерхностные хранилища радиоактивных отходов и др.);

•объекты полученные применением подземных ядерных взрывов в «мирных целях»;

• источники ионизирующего излучения в народном хозяйстве.

Основные публикации по теме диссертации

I .Книги:

1. Кузнецов В.М. «Анализ радиационной безопасности и состояния хранения радиоактивных веществ на объектах атомной энергетики на территории бывшего Советского союза», Международный Чернобыльский Фонд безопасности, М., 1994 г., 68 с.

2. Кузнецов В.М «Российская атомная энергетика. Вчера, сегодня, завтра», М., Голос-пресс, 2000,287 с.

3. Кузнецов В.М «Основные проблемы и современное состояние безопасности предприятий ядерного топливного цикла России», РЗК, ЦЖВМ, М., ООО «Агентство Ракурс Продакшн, 2002,263 с.

4. Кузнецов В.М ««Основные проблемы и современное состояние безопасности предприятий ядерного топливного цикла России», 2-ое издание дополненное и переработанное, М., ООО «Агентство Ракурс Продакшн, 2003, 460 с.

5. «Руководство по обеспечению радиационной безопасности при локализации и ликвидации радиационных аварий и катастроф на объектах России», / Кузнецов В.М, Москалено В.А., Шрамченко А.Д. // МЧС РФ, М., 1997 г. 220 с.

6. «Радиационное наследие холодной войны» Российский Зеленый Крест, / Кузнецов В.М., Рылов М.И..// Агентство Ракурс Продакшн, М., 1999 г. 376 с.

7. «Плавучие АЭС России», / Кузнецов В.М. и др. // РЗК, ЦЭП, М.,. Агентство Ракурс Продакшн, 2001,110 с.

8. «Floating Nuclear Power Plants in Russia: A Threat to the Arctic, World Oceans and Non-Proliferation Treaty» / Kuznetsov V.M, Kolton I.B., Yablokov A.B. // Third edition Edited and published by Agenstwo Rakurs Production Ltd, M., 2004, p.127

П.Статьи.

9. Кузнецов В.М «Основные проблемы и современное состояние безопасности предприятий ядерного топливного цикла России» с сборнике материалов конференции «Оценка влияния радиационного загрязнения на здоровье человека», г.Новосибирск, Артинфодата, 2001 г., с. 19-45.

10. Кузнецов В.М «Анализ и сравнение рисков от атомной и других отраслей энергетики» / Труды Международной конференции, М., ЦНИИатоминформ, 2002

11. Кузнецов В.М «Экологическая безопасность при выводе из эксплуатации объектов атомной энергетики» / Труды Международной конференции «Экологическая и информационная безопасность» (Экоинфо-2003), М., ЦНИИатоминформ, 2003

12. Кузнецов В.М «Вывод из эксплуатации объектов ядерных исследовательских установок расположенных на территории г.Москвы», / Труды Международной конференции «Радиационная безопасность территорий. Радиоэкология города», М., Научный Совет по радиобиологии РАН, ИИЕТ РАН, 2003

13. Кузнецов В.М «Инженерно-экологические риски при выводе из эксплуатации предприятий ядерно-топливного цикла» // Институт истории естествознания и техники им.С.И.Вавилова РАН X Юбилейная Годичная научная конференция, 2004, -М., Диполь-Т, 2004, с.542-544

14. Кузнецов В.М «Исторические этапы развития и поколения отечественных реакторов» // Институт истории естествознания и техники им. С.И.Вавилова РАН X Юбилейная Годичная научная конференция, 2004, -М., Диполь-Т, 2004, с.544-547

15. Кузнецов В.М «Концептуальные аспекты вывода из эксплуатации АЭС в Российской Федерации», / Материалы II Международной конференции «Геология, экология, геохимия, Томск 18-22 октября 2004 г. // ТПУ «Тамдем-Арт. с.300-303

16. Кузнецов В.М «Основные направления стандартизации и сертификации в свете Федерального закона «О техническом регулировании», / Бюллетень по атомной энергии, январь 2004, ЦНИИатоминформ, М., 2004, с.48-51

Напечатано с готового оригинал-макета

Издательство ООО "МАКС Пресс" Лицензия ИД N 00510 от 01.12.99 г. Подписано к печати 12.11.2004 г. Формат 60x90 1/16. Усл.печ.л. 2,25. Тираж 100 экз. Заказ 501. Тел. 939-3890,939-3891,928-1042. Тел./факс 939-3891. 119992, ГСП-2, Москва, Ленинские горы, МГУ им. М.В. Ломоносова, ^¡НуИвбййй квргфс, 627 к.

CS 2 5 7 О 2

Оглавление научной работы автор диссертации — кандидата технических наук Кузнецов, Владимир Михайлович

Введение. р

Глава 1. Основные этапы истории развития отечественного реакторостроения.

1.1 .Исторические этапы работ по «урановому проекту» в СССР.

1.2.История развития ядерной и радиационной безопасности.

1.3.Историческая необходимость проведения работ по выводу из эксплуатации объектов атомной энергетики в начальный период создания атомной промышленности.

1.4.История создания и опыт эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов.

1.4.1.Этапы развития и поколения промышленных уран-графитовых реакторов.

1.4.2.Этапы развития и поколения энергетических уран-графитовых реакторов.

1.4.3.Исторические уроки аварии на Чернобыльской АЭС как основной сдерживающий фактор развития уран-графитовых реакторов.

1.5.История создания и опыт эксплуатации во до-водяных энергетических реакторов.

1.5.1 .Особенности развития во до-водяных энергетических реакторов.

1.5.2.Этапы развития и поколения водо-водяных энергетических реакторов.

1 .б.История создания и опыт эксплуатации ядерных реакторов на быстрых нейтронах.

1.6.1 .Этапы развития реакторов на быстрых нейтронах.

1.7.Выводы к Главе 1.

Глава 2. Исторические аспекты развития национальных концепций вывода из эксплуатации объектов атомной энергетики.

2.1 .Историко-технический анализ основных положений программы вывода из эксплуатации энергоблоков АЭС, расположенных на территории Российской

Федерации.

• 2.2.Историко-научный анализ состояния российской законодательной базы, вопросов государственного и ведомственного регулирования, а также вопросов нормотворчества для процессов вывода из эксплуатации АЭС.

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.

2.3.1.Франция. 2.3.2.Великобритания.

2.3.3.Итали я.

2.3.4.Бельги я.

2.3.5.Концепция МАГАТЭ вывода из эксплуатации реакторных установок.

2.4.Выводы к Главе 2.

Глава 3. Историческая необходимость вывода из эксплуатации объектов атомной энергетики - как одна из глобальных проблем развития атомной энергетики в XXI веке.

3.1.Историческая роль и место отечественной атомной энергетики в настоящее время. Три поколения энергоблоков АЭС.

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:.

3.3.1 .Обращение с отработавшим ядерным топливом.

3.3.2.Хранение и утилизация радиоактивных отходов.

3.3.3.Проблема разборки и утилизации графитовой кладки.

3.4.Историко-технические аспекты вывода из эксплуатации Нововоронежской

3.4.1.Основные этапы работ по выводу из эксплуатации энергоблоков

Нововоронежской АЭС.

3.4.2.0бращение с отработавшим ядерным топливом.

3.4.3.Хранение и утилизация радиоактивных отходов.

3.5.Продление проектного срока эксплуатации энергоблоков АЭС как историческая технико-экономическая необходимость.

3.6.Выводы к Главе. t

Глава 4. Инженерно-экологические аспекты вывода из эксплуатации АЭС.

4.1 .Экологическая безопасность процесса вывода из эксплуатации объектов атомной энергетики и конструктивные особенности проектов АЭС.

4.2.0ценка радиоактивности, накопленной при эксплуатации АЭС (качественный и количественный анализ).

4.2.1 .Характерные дозообразующие изотопы.

4.3.Шесть основных аспектов вывода из эксплуатации:.

4.3.1.Организация экологического мониторинга при выводе из эксплуатации

4.3.2.Анализ инженерно-экологических аспектов по обращению с отработавшим ядерным топливом.

4.3.3.Инженерно-экологические аспекты обращения с радиоактивными отходами. Основные этапы обращения с радиоактивными отходами на АЭС.

4.3.4.Инженерно-экологические проблемы создания межрегиональных хранилищ для долговременного хранения радиоактивных отходов, образовавшихся при выводе из эксплуатации АЭС.

4.3.5.Инженерно-экологический анализ методов демонтажа и дезактивации оборудования и их влияние на экологическую безопасность при выводе из эксплуатации АЭС.

4.3.6.Професиональное облучение (дозовые нагрузки) персонала при выводе из эксплуатации АЭС.

4.4.Проблемы организации и проведения радиационного контроля при выполнении работ по демонтажу и фрагментировании радиоактивных конструкций энергоблоков АЭС.

4.5.Радиоактивное загрязнение территорий выводимых из эксплуатации АЭС. Радиоактивные выбросы и сбросы.

4.6. Экологические проблемы обращения с облученным графитом кладки уран-графитовых реакторов.

4.7.Влияние проблем длительной прочности реакторных конструкций на экологическую безопасность выводимых из эксплуатации энергоблоков АЭС.

4.8.Выводы к Главе 4.

Глава 5. Историко-технические аспекты и инженерно-экологические особенности вывода из эксплуатации исследовательских ядерных установок.

5.1.Проблемы обеспечения ядерной и радиационной безопасности исследовательских ядерных установок.

5.2.Классификация исследовательских ядерных установок.

5.3.Особенности двух основополагающих аспектов вывода из эксплуатации исследовательских ядерных установок.

5.3.1.Инженерно-экологические аспекты обращения с радиоактивными отходами на исследовательских ядерных установках.

5.3.2.Инженерно-экологические аспекты обращения с отработавшим ядерным топливом на исследовательских ядерных установках.

5.4. Историко-технические аспекты вывода из эксплуатации исследовательских ядерных установок.

5.5.Выводы к Главе 5.

Введение диссертации2004 год, автореферат по истории, Кузнецов, Владимир Михайлович

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.

• МАГАТЭ указывает, что КНДР имеет один строящийся энергоблок, однако KEDO заявляет о заливке первого бетона под строительство основных зданий обоих энергоблоков. По данным МАГАТЭ, Индия сооружает 7 энергоблоков, но индийская сторона говорит о ведущемся строительстве 8 реакторов. МАГАТЭ считает, что в России в стадии строительства находится 3 энергоблока, хотя мы заявили о строительстве 4 блоков: на Калининской, Курской, Волгодонской и Балаковской АЭС.

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 (40J %), Армения (40,5 %) и Швейцария (39,5 %). Классификация ядерных реакторов представлена на (рис.1)

ПРОМЫШЛЕННЫЕ ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ Т

ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ 1

ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЕ ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ I

----ч.

ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ

КРИТИЧЕСКИЕ СТЕНДЫ J к.

JL

ПОДКРИТИЧЕСКИЕ СБОРКИ

2.

Рнс.1. Классификации ядерных реакторов

В базе данных Всемирной ядерной ассоциации (WNA) собраны сведения о выведенных 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.!) [11]. Длительность эксплуатации энергоблоков АЭС представлена на (рис.2)

Таблица 1

Энергоблоки АЭС расположенные на территории бывшего СССР п/п Название АЭС Номер блока Тип реактора Дата начала эксплуятации Причина вывода на эксплуатации; длительность эксплуатации, лет Поколение энергоблока АЭС

I Армянская 1 ВВЭР-440 28,12.76 Остановлен и 25.02.89 13 1

2 ВВЭР-440 31.12.79 Остановлен 18.03.89 г, Повторный пуск 05.11.95 г. 18 I

1 2 Балаковекая 1 ВВЭР-1000 20.12,85 17 II

1 2 ВВЭР-ЮОО 27.10.87 15 II

1 3 ВВЭР-1000 31.12.88 14

1 4 ВВЭР-ЮОО 20,12.94 8 Ш

1 5 ВВЭР-ЮОО строительство 111

1 з Запорожская 1 ВВЭР-ЮОО 26.12,84 18 И

I 2 ВВЭР-ЮОО 31.10.85 17 " II

1 3 ВВЭР-ЮОО 31.12.86 16 II

1 4 ВВЭР-ЮОО 31.12,87 II

1 5 ВВЭР-ЮОО 14.0S.89 13 II 1 6 ВВЭР-ЮОО 31.12,95 7 II

4 Калининская 1 ВВЭР-ЮОО 10.05.84 18 11

1 2 ВВЭР-ЮОО 31.12.86 16 11

I I 3 ВВЭР-ЮОО строительство

5 Кольская Г ВВЭР-ЮОО 15.08.73 29 I

2 ВВЭР-ЮОО 21.12.74 28 I

1 3 ВВЭР-ЮОО 24.03.81 21 II

1 4 ВВЭР-ЮОО 11.10.84 18 11

6 Нововоронежская 1 ВВЭР- 210 30.12.64 Остановлен 06.08.84 г. 20 1

2 ВВЭР- 365 15.12.69 Остановлен 29.08,90 г. 21 1

1 3 ВВЭР- 440 24,12.71 31 I

1 4 ВВЭР- 440 24.08.72 30 I

5 ВВЭР-ЮОО 30.05.80 22 II

7 Роненекая 1 ВВЭР- 440 22.12.80 22 I

Г 2 ВВЭР- 440 22.12,81 21 I "НИ 1 --г-^

3 I ВВЭР-1ШЮ 31.12.86 18 П

8 Хмельницкая I ВВЭР-ЮОО 31.12.87 .7 [I

Ожно-У край некая ВВЭР-ЮОО 31.12.82 20 п

2 ВВЭР-ЮОО 05.01.85 17 II

3 ВВЭР-ЮОО 20.09.89 13 II to .Волгодонская 1 ВВЭР-ЮОО 25.12.01 1 ш

2 ВВЭР-ЮОО строительство III

П Белоярская 1 амб-юо 26.04.64 Остановлен 10.12.81 г. 17 1

2 AM Б-200 31.12.67 Остановлен 31.12.90 г. 23 1

3 ОК -505 08.04.80 22 II

4 БМ-800 строительство 11

12 Бил иби некая I ЭГП-6 14,01.74 28 г

1 2 ЭГП-6 27.12,74 28 I

1 3 ЭГП-6 23.12.75 27 I

4 ЭГП-6 27.12.76 26 I

13 И гнал чнекая 1 РБМК-1500 08.01.84 18 II

1 2 РЬМК-1500 30.08.87 16 II

14 Курская 1 РБМК-ЮОО 19.12.76 26 ] I

2 РБМК-ЮОО 28.01.79 23 I

3 РБМК-1000 17.12.83 19 | II

4 РБМК-1000 21.12.85 !7 11

5 РБМК-ЮОО строительстио Ц

1 15 Ленинградская 1 РБМК-1000 07.01.74 28 1

2 РБМК-1000 18.10.75 27 1

1 3 РБМК-1000 28.12.79 23 11

4 РБМК-1000 10.02.8! 2! 11

16 Смоленская I РБМК-ЮОО 25.12.82 20 П

2 РБМК-1000 31.05.85 17 11

3 РБМК-ЮОО 31.12.89 13 II

17 Чернобыльская 1 РБМК-ЮОО 26.09.77 Остановлен -30.11.96 г. 11

2 РБМК-ЮОО 21,12.78 Остановлен - 11.10.91 г. II

3 РБМК-ЮОО 03.12.81 Остановлен - 11.12.00 г. II

4 РБМК-ЮОО 22,12. 83 Авария 26.04.86 г. 11 ts Шевченковская 1 БН-350 22.12.80 Остановлен 01.01.99 г. 1

Рис. 2, Длительность эксплуатации энергоблоков АЭС, расположенных на территории бывшего СССР.

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.

3.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. м3.

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 выделении 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.

Заключение научной работыдиссертация на тему "Историко-технические аспекты и инженерно-экологические особенности вывода из эксплуатации объектов атомной энергетики"

б.3аключение

Данная диссертационная работа посвящена одной из важнейших мировых проблем использования атомной энергии XXI века - проблеме обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации объектов атомной энергетики. В ходе комплексного ретроспективного исследования указанной проблемы были достигнуты следующие результаты:

6.1.На основе анализа историко-технических аспектов и инженерно-экологических особенностей вывода из эксплуатации остановленных энергоблоков АЭС и исследовательских ядерных установок установлено, что вывод из эксплуатации ОАЭ является самостоятельным технически - и наукоемким направлением развития в области использования атомной энергии, наиболее актуальным сегодня как в нашей стране, так и за рубежом.

6.2.Выполненный анализ и обобщение изученного историко-научного материала показали необходимость внесения существенных коррективов в стереотипы по вопросам вывода из эксплуатации ОАЭ, установившиеся в нашей стране. Это касается, в первую очередь, переоценки принятой в России национальной концепции вывода из эксплуатации ОАЭ.

6.3.Необходимо совершенствование законодательной и нормативной базы по безопасности в области использования атомной энергии в части вопросов вывода из эксплуатации объектов атомной энергетики.

6.4.К первоочередным проблемам, требующим непременного решения, должна быть отнесена необходимость создания системы экологического мониторинга при выводе из эксплуатации объектов атомной энергетики.

6.5.На основе историко-технического анализа безопасности энергоблоков АЭС определены основные этапы и поколения развития промышленных и энергетических ядерных реакторов, а также доказана историческая необходимость вывода из эксплуатации первого поколения энергоблоков Ленинградской, Курской и Билибинской АЭС с уран-графитовыми канальными реакторами.

6.6.На основе проведенных анализов предпринята попытка систематизировать основные, в том числе историко-технические и инженерно-экологические, особенности вывода из эксплуатации объектов атомной энергетики, определить отдельные этапы и закономерности становления и развития данного направления как единой системы, а также сформулировать необходимые подходы к решению проблем, присущих конкретным работам по выводу из эксплуатации объектов атомной энергетики.

6.7.В ходе выполненного инженерно-экологического анализа конструктивных особенностей проектов выводимых из эксплуатации АЭС, а также качественного и количественного анализа оценки радиоактивности, накопленной при эксплуатации АЭС, и состава характерных дозообразующих изотопов подтверждено влияние процесса вывода из эксплуатации на экологическую безопасность и жизнедеятельность персонала и населения. С учетом, этого вывода определены, сформулированы и проанализированы шесть основных аспектов вывода из эксплуатации ОАЭ. При этом наиболее значимыми из них являются инженерно-экологические аспекты по обращению с отработавшим ядерным топливом и с радиоактивными отходами.

8.Учитывая глобальность проблем, связанных с выводом из эксплуатации объектов атомной энергетики, автором диссертации предложено продолжить работу по проведению комплексного анализа историко-технических аспектов и инженерно-экологических особенностей вывода из эксплуатации в следующих областях использования атомной энергии:

• гражданский и военно-морской флот;

• предприятия ядерного топливного цикла (промышленные ядерные реакторы, радиохимическое производство, приповерхностные хранилища радиоактивных отходов и др-);

• объекты полученные применением подземных ядерных взрывов в «мирных целях»;

• источники ионизирующего излучения в народном хозяйстве.

Список научной литературыКузнецов, Владимир Михайлович, диссертация по теме "История науки и техники"

1. Атомная наука и техника в СССР, под ред.И.Д.Морозова, М., Атомиздат, 1977, с.359

2. Быдкин Б.К., Шпнцер В.Я. Проблема обоснования технической возможности демонтажа блоков АЭС.- Тяж. машиностр., 1992, № 4, с. 13—16.

3. Былкин Б.К., Шпицер В.Я. Системный анализ радиационной безопасности при демонтаже оборудования энергоблоков АЭС. Атомная энергия, 1993, т. 74, вып. 5, с. 431435.

4. Былкин Б.К., Шпицер В.Я. Системный подход как инструмент оптимизации технологических процессов демонтажа при снятии АЭС с эксплуатации.- Там же, 1994, т. 77, вып. 6, с. 460-462.

5. Берела А.И., Былкин Б.К., Шпицер В.Я. и др. Снятие АС с эксплуатации. Разработка демонтажной технологии.- Там же, 1997, т. 83, вып. 6, с. 429-433.

6. Былкин Б.К., Шпицер В.Я. Об оценке эффективности технологии демонтажа оборудования АЭС. Теплоэнергетика, 1993, № 8, с. 33 -36.

7. Былкин Б.К., Берела А.И., Этинген А. А. и др. Технологические аспекты демонтажа тепломеханического оборудования блока № 1 и машзала 1 очереди Белоярской АЭС. Энерг. строит, 1994, № 10, с. 7 -11.

8. Справочник монтажника тепловых и атомных электростанций. Организация демонтажных работ. Под общ. ред. В.П. Банника, Д.Я. Винницкого. 2-е изд., перераб. М.: Энергоатомиздат, 1981. с.928

9. Воронин J1.M. Особенности проектирования и сооружения АЭС. М.: Атомиздат, 1980. с. 192.

10. В.Кревитт, Р.Фридрих «Сравнение риска от различных источников электроэнергии», «Атомная техника за рубежом», 1998 г, № 5, с. 15-21

11. В.М.Кузнецов "Российская атомная энергетика. Вчера, сегодня, завтра.". М., 2000 г. изд. "Голос-пресс". 287 с.

12. В.М.Кузнецов «Государственная радиация», МЧФБ, М., 1994 г., 68 с.

13. В.М.Кузнецов (в соавторстве) «Радиационное наследие холодной войны», РЗК, М., 1999 г. 376 с.

14. В.М.Кузнецов (в соавторстве) «Руководство по обеспечению радиационной безопасности при локализации и ликвидации радиационных аварий и катастроф на объектах России», МЧС, М., 1997 г. 220 с.

15. В.М.Кузнецов «Основные проблемы и современное состояние безопасности предприятий ядерного топливного цикла России» в сборнике материалов конференции

16. Оценка влияния радиационного загрязнения на здоровье человека», г.Новосибирск, 2001 г., изд-во «Артинфодата», 19-45 с.

17. В.М.Кузнецов «Основные проблемы и современное состояние безопасности предприятий ядерного топливного цикла России», РЗК, ЦЖВМ, М., 2002 г., изд-во ООО «Агентство Ракурс Продакшн», 264 с.

18. В.М.Кузнецов (в соавторстве) «Плавучие АЭС России», РЗК, ЦЭП, М., 2001 г. Изд-во ООО «Агентство Ракурс Продакшн», 110 с.

19. Куликовский Л.Ф., Мотов В.В. Теоретические основы информационных процессов. Учеб», пос. для вузов. М.: Высшая школа, 1987. 248 с.

20. Отчеты о деятельности Федерального надзора России по ядерной и радиационной безопасности 1992-2003 гг.20. «Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века», бюллетень ЦОИ, № 6, 2000 г. стр.4.

21. Сигорский Б.П. Математический аппарат инженера. 2-е изд. Киев: Техника, 1977. 768 с. 10.

22. Bradley D.I., Frank C.W., Mikerin Y. Nuclear contamination from weapons complexes in the Soviet Union and the United States//Physics Today, April, 1996. P.40-45).

23. Nucl. Energy. 1999. V. 38, N 5. p. 315-31924. «Atomwirtschaft» for 200125. «Safety Assessment Principles SAPs». (Inside N.R.C. 1999. V. 21, N 14. P. 9-14.)

24. Inside NRC, February 14, 2000, pp. 11-13.

25. Nucleonics Week, v. 40, July 8, 1999, pp. 4-5.

26. Nuclear Engineering International, v. 45, July 2000, pp. 32-33.

27. JNNM, v. 28,N 4, Summer 2000, p. 34-39

28. Полуэктова Г.Б., Ковальчук О.В., Круглов А.К. Снятие АЭС с эксплуатации: Обзор -Атомная техника за рубежом, 1990, № 8, с. 3-8.

29. Савченко В.А., Сковородько С.И. Прекращение эксплуатации АЭС по истечении срока их службы. — М.: Сборник ВИНИТИ «Итоги науки и техники». Серия: Атомная энергетика, том 4, 1985, с. 1-124.

30. Прекращение эксплуатации ядерных установок: Экспресс-информация по материалам отечественной и зарубежной печати. -М.: Издательство НИКИЭТ, вып. 1-4, 1992.

31. Прекращение эксплуатации ядерных установок: Экспресс-информация по материалам отечественной и зарубежной печати. -М.: Издательство НИКИЭТ, вып. 1(5)-4(8), 1993.

32. Прекращение эксплуатации ядерных установок: Экспресс-информация по материалам отечественной и зарубежной печати. М.: издательство НИКИЭТ, вып. 1(9)-4(12), 1994.

33. Енговатов И.А., Машкович B.JL, Орлов Ю.В. и др. Радиационная безопасность при выводе из эксплуатации реакторных установок гражданского и военного назначения. -М.:ПАМС,1999.-300 с.

34. Bylkin В., Savchenko V., Tischenko V. Conceptual Aspects of Nuclear Power Plants Decommissioning in the Russian Federation. -Perspectives in Energie, 1997, vol. 4, p. 79-87.

35. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97). ПНАЭ Г-1-011-97,1997.

36. Требования к содержанию программы вывода из эксплуатации блока атомной станции.- РБ-013-2000,2000.

37. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций (СП АС-99). -ПНАЭ Г-2, 1999.

38. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99), СанПиН 2.6.1-99, 1999.

39. Н.А.Доллежаль У истоков рукотворного мира. М, Издательство «Знание», 1989 г., 254 с.

40. Лаура Ферми Атомы у нас дома. М, Издательство иностранной литературы, 1959 г., 326 с.

41. В.П.Денисов, Ю.Г.Драгунов Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций, М, Издат, 2002 г., 477 с.

42. Т.Х.Маргулова Атомные электрические станции, М, Высшая школа, 1978 г., 360 с.

43. Decommissioning Handbook. -U.S. Department of Energy, Office of Environmental Restoration, DOE/EM-0142P, March 1994.

44. Экологическое право России, под редакцией А.К.Голичева, М., Издательство Бек, 1997 г., 772 с.

45. The Regulatory Process for the Decommissioning of Nuclear Facilities. -IAEA, Safety series No. 105, Vienna, 1990.

46. Dietrich G., Rohl N. Decommissioning of the Thorium High Temperature Reactor (THTR-300).49. -In: Proc. of Technical Committee Meeting on Gas Cooled Reactor Decommissioning, Fuel Storage and Waste Disposal (FZJ, Germany, September 9-10,1997).

47. Decommissioning of Nuclear Facilities: An Analysis of the Variability of Decommissioning Cost Estimates. -OECD/NEA, Paris, 1991.

48. Review of Selected Cost Drivers for Decisions on Continued Operation of Older Nuclear Reactors: Safety Upgrades, Lifetime Extension, Decommissioning. -IAEA, IAEA-TECDOC-1084, Vienna, May 1999.

49. National Policies and Regulations for Decommissioning Nuclear Facilities. -IAEA, IAEA-TECDOC-714, Vienna, July 1993.

50. Safe Enclosure of Shutdown Nuclear Installations. -IAEA, Technical Report Series, No. 375, Vienna, December 1993.

51. Thierfeldt S. Stillegung und Ruckbau Keratechnischer Aniagen: Erfahrungen imd Perspektiven. BMFT.KFK, 1993.

52. Steiner H., Eickelpasch N., Watzel G. Stillegung von Kemtechnischen Aniagen in Deutschland ans Sicht der Aniagenbetreiber. -In: Votrag am 26.10.1995 in Moskou im Rahmeu Des TACIS Programme der Europaischen Kommission, 1995.

53. Decommissioning Licensing: Vol. 1. -U.S. Nuclear Regulatory Commission, USA, Rockville, Maryland, April 7-11, 1997.

54. Маяновский M.C. О выводе из эксплуатации АЭС «ТОКАЙ-1». -М.: Атомная техника за рубежом, 2000, №8, с. 10-13.

55. Devell L. Safety-Related Aspects of Decommissioning Projects in Sweden. -Technical Report, No. NS-92/50, Studsvik, May 1992.

56. Poiret P. Decommissioning and Dismantling of Nuclear Facilities in France: Regulatory Aspects. -In: Votrag am 26.10.1995 in Moskou im Rahmeu Des TACIS Programms der Europaischen Kommission, 1995.

57. The Decommissioning of Berkley Power Station. -BNFL Magnox Generation, Technical Note Report, July 1999.

58. Майер Э. Рабочий план по снятию с эксплуатации АЭС «ЛОВИСА». -М.: Атомная энергия, 1989, том 67, вып. 2, с. 83-90.

59. Киселев Г.В. Вывод из эксплуатации зарубежных АЭС. -М.: Энергетическое строительство за рубежом, 1989, №1, с. 16-20.

60. Тарасов В.М. Снятие с эксплуатации АЭС «ДЖЕНТИДИ-1». -М.: Энергетическое строительство за рубежом, 1985, №5, с. 13-18.

61. Безопасность атомных станций. РОСЭНЕРГОАТОМ и ЭЛЕКТРИСИТЭ ДЕ ФРАНС, EDF-EPN-DSN, Paris, September 1994.

62. Федеральный закон «Об использовании атомной энергии». -М., 1995.

63. Федеральный закон «О радиационной безопасности населения». -М., 1995.

64. Закон РФ «Об охране природной среды». -М., 1991.

65. Гарусов Ю.В., Лебедев В.И., Романов В.Г., Шапошников В.А. и др. Стратегия вывода из эксплуатации первого блока Ленинградской АЭС. -М.: Известия Академии промышленной экологии, № 1,2001, с. 67-81.

66. Былкин Б.К., Зверков Ю.А., Шапошников В.А. и др. Концептуальные аспекты вывода из эксплуатации первого блока Ленинградской АЭС. Сборник «Экология и атомная энергетика», 2001, № 1, с. 32-37.

67. Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. -М.: Атомиздат, 1980.

68. Ананьев А.Н., Белянин Л.А., Еперин А.П. и др. Безопасность АЭС с канальными реакторами. -М.: Энергоатомиздат, 1996. 400 с.

69. Новожилов В.И. и др. Многогрупповая программа расчета удельной активности материалов (SAM): Описание программы. Отчет НИКИЭТ, Инв. № ПМ16-0041,1985.

70. Forrest R.A„ Sublet J.Ch. FISPACT 4: User's manual. -UKAEA, FUS-287, 1985.

71. Лопаткин A.B., Муратов В.Г. Программа UCDAS для расчета активности, остаточного энерговыделения и газообразования в конструкционных материалах и теплоносителе при облучении в потоке нейтронов. Отчет НИКИЭТ, Инв. № 050-059-4937,1997., 156 с.

72. Егоров Ю.А., Носков А.А. Радиационная безопасность на АЭС. -М.: Энергоатомиздат, 1986., 230 с

73. Ампелогова Н.И., Былкин Б.К., Зверков Ю.А. и др. Дезактивация систем и оборудования первого энергоблока ЛАЭС при выводе из эксплуатации. -М.: Атомная энергия, 1998, том 85, вып. 2, с. 138-142.

74. И.Н.Головин. И.В.Курчатов, М., Атомиздат, 1967 г. 110 с

75. А.В.Яблоков Миф об экологической чистоте атомной энергетики, М., 2001 г., Учебно-методический коллектор «Психология», 136 с.

76. В.М.Кузнецов Основные проблемы и современное состояние безопасности предприятий ядерного топливного цикла России, в материалах конференции «Оценка радиационного загрязнения на здоровье человека», г.Новосибирск, 2001 г., изд-во «Артинфодата

77. А.С.Белицкий, В.Ф.Маркелова, Е.И.Орлова и др. Оценка радиационной безопасности окружающей среды при длительном хранении жидких отходов АЭС, Тех.прогресс в атомной промышленности. Изотопы в СССР, 1987, № 1/72 , с.75-78

78. Н.П.Лаверов, А.В.Канцель, А.К.Лисицын и др. Основные задачи радиогеологии в связи с захоронением радиоактивных отходов, Атомная энергия, 1991, т.71, № 6, с.523-534

79. В.В.Шеремет Экологическая безопасность и перспективы развития атомной энергетики, Естествознание и философии, Кафедра философии РАН, М.,1992, с.40-43

80. А.С.Никифоров Техническая политика обращения с радиоактивными отходами в СССР, Теплоэнергетика, 1990, № 8, с.37-41

81. Ю.С.Бизяев, В.М.Тарасов Основные подходы к снятию с эксплуатации ядерных установок и решению проблемы радиоактивных отходов во Франции, Энергетическое строительство за рубежом, 1989 г. № 4 с 13-17.

82. В.В.Румянцев. Некоторые современные тенденции развития способов дезактивации оборудования АЭС, Атомная техника за рубежом, 1990, № 6, с.21-22

83. Атом без грифа «секретно» точки зрения», составители А.Емельянинков, В.Попов, Москва-Берлин, 1992 г., с.245

84. А.Яблоков. «Атомная мифология». Заметки эколога об атомной индустрии. Издательство «Наука», 1997 г. с.280

85. В.Булатов. «Россия радиоактивная», издательство ЦЭРИС, Новосибирск, 1996 г. С.96

86. Л.Кедровский, И.Ю.Шиниц, Е.А.Леонов и др. Основные направления решения проблемы надежной изоляции радиоактивных отходов в СССР, Атомная энергия, 1988,, т.64, № 4, с.287-294

87. В.В.Кузнецов Переработка и хранение радиоактивных отходов Атомная техника за рубежом, 1991 г.№ 11, с.3-7

88. В.И.Гаврилин Состояние проблемы захоронения радиоактивных отходов, Геоэкологические исследования и охрана недр., 1993 , № 3, с.33-40

89. В.В.Кузнецов Обеспечение безопасности при хранении радиоактивных отходов. Атомная техника за рубежом, 1990, № 1, с.17-19

90. Л.М.Векслер Оценка уровня безопасности захоронения радиоактивных отходов, Экология пром.производства, 1993, № 3, с.24-25

91. Общие положения обеспечения безопасности исследовательских реакторов. ОПБ ИР-94. ПНАЭ Г- 16-34-94 с изменением № 1, внесенным постановлением Госатомнадзора России от 27.12.99 № 9 Госатомнадзор России 1994 г.

92. Учет внешних воздействий природного и техногенного происхождения на ядерно- и радиационно опасные объекты. ПНАЭ Г-05-35-95, Госатомнадзор России 1995 г.

93. Правила безопасности при хранении и транспортировке ядерного топлива на объектах атомной энергетики. ПБ-ЯТ-ХТ-90, ПНАЭ Г-14-029-91, Госпроматомнадзор СССР 1991 г.

94. Требования к обоснованию возможности продления назначенного срока эксплуатации объектов использования атомной энергии. НП-024-2000, Госатомнадзор России 2000 г.

95. Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации исследовательских ядерных установок. НП-028-01, Госатомнадзор России 2001 г.

96. Сбор, переработка, хранение и кондиционирование жидких радиоактивных отходов. Требования безопасности. НП-019-2000, Госатомнадзор России 2000 г.

97. Сбор, переработка, хранение и кондиционирование твердых радиоактивных отходов. Требования безопасности. НП-020-2000, Госатомнадзор России 2000 г.

98. Обращение с газообразными радиоактивными отходами. Требования безопасности. НП-021-2000, Госатомнадзор России 2000 г.

99. Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации блока атомной станции. НП-012-99, Госатомнадзор России 1999 г.

100. Требования к содержанию программы вывода из эксплуатации блока атомной станции. РБ-013-2000, Госатомнадзор России 2000 г.

101. Типовое содержание технического обоснования безопасности атомных станций. ТС ТОБ АС-85, ПНАЭ Г-1-001-85, Госатомэнергонадзор СССР, ГКАЭ СССР, Минздрав СССР 1985 г.

102. Типовое содержание технического обоснования безопасности реакторной установки. ТС ТОБ РУ-87, ПНАЭ Г-1-004-87, Госатомэнергонадзор СССР, ГКАЭ СССР 1987 г.

103. Рекомендации по углубленной оценке безопасности действующих энергоблоков атомных станций с реакторами типа ВВЭР и РБМК (ОУОБ АС). РБ-001-97 (РБ Г-12-42-97) Госатомнадзор России, 1997 г.