МОСКВА, 11 авг — РИА Новости. Предприятие госкорпорации "Росатом" "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники имени Доллежаля" (НИКИЭТ, Москва) определит наиболее эффективные технологические решения, необходимые для снижения расходов на переработку использовавшегося в ядерных реакторах и потому ставшего радиоактивным графита, следует из материалов на сайте закупок Росатома.
Графит в качестве замедлителя и отражателя нейтронов использовался как в реакторах-наработчиках оружейного плутония, так и в реакторах атомных энергоблоков первых поколений в разных странах мира. Создание эффективных технологий обращения с облученным в реакторах радиоактивным графитом — одна из ключевых задач, которую надо решить, чтобы выводить из эксплуатации такие реакторы, в том числе на АЭС.
НИКИЭТ выполнит работы по заказу другого предприятия Росатома — "Опытно-демонстрационного центра вывода из эксплуатации ядерных уран-графитовых реакторов" (ОДЦ УГР).
Существующая проблема
На территории России было в разное время построено 13 промышленных уран-графитовых реакторов для наработки оружейного плутония (ПУГР), уран-графитовый реактор (УГР) АМ первой в мире Обнинской АЭС, 2 УГР АМБ-100 и АМБ-200 первой очереди Белоярской АЭС, 4 УГР ЭГП-6 Билибинской АЭС, 11 реакторов РБМК Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС. К настоящему моменту остановлены и ведутся работы по выводу из эксплуатации всех 13 ПУГР, реакторов первой очереди Белоярской АЭС и Обнинской АЭС. Завершается срок эксплуатации энергетических реакторов РБМК и ЭГП-6. В ближайшем будущем перед Росатомом будут стоять масштабные задачи по выводу из эксплуатации всех этих реакторов.
Вывод из эксплуатации уран-графитовых реакторов связан с необходимостью решения вопроса по обращению с облученным реакторным графитом. Решение вопроса по окончательному обращению с реакторным графитом, то есть по его захоронению, осложняется как наличием в составе графитовых изделий долгоживущих радионуклидов (это, прежде всего, углерод-14 и хлор-36), так и значительными количествами реакторного графита. По разным оценкам, суммарное количество облученного реакторного графита в России может достигать 50-60 тысяч тонн.
Выбор стратегии
Выбор стратегии обращения с реакторным графитом — захоронение "на месте", в приповерхностном или глубинном пункте захоронения радиоактивных отходов (ПЗРО) — определяется рядом технико-экономических факторов.
Применительно к "оружейным" реакторам вопрос вывода из эксплуатации решается путем реализации концепции их "захоронения" на месте расположения. В 2015 году завершены работы по первому в России выводу таким способом из эксплуатации реактора ЭИ-2 на предприятии Росатома "Сибирский химический комбинат" (Северск, Томская область), реализуются проекты вывода из эксплуатации реакторов-наработчиков на "Горно-химическом комбинате" (Железногорск, Красноярский край). Накопленный опыт этих работ с большой вероятностью может быть применен и к уран-графитовым реакторам Билибинской АЭС, характеризующейся расположением в отдаленном районе России, отсутствием развитых инфраструктур для обращения с радиоактивными отходами.
В отношении вывода из эксплуатации блоков АЭС с уран-графитовыми реакторами, расположенных в центральных районах России, рассматривается стратегия демонтажа с вывозом реакторного графита на захоронение. При выборе типа ПЗРО для захоронения – приповерхностный или глубинный – определяющим является содержание долгоживущих радионуклидов в графите. При этом захоронение графита в глубоких геологических формациях – это наиболее затратный вариант.
Таким образом, уменьшение объемов долгоживущих радионуклидов в реакторном графите путем его дезактивации приведет к существенной экономии средств, направляемых на решение проблемы обращения с радиоактивными отходами. В настоящее время в мире разработан ряд подходов для дезактивации графита, но необходимо подтвердить их эффективность по отношению к разным типам облученного графита.
Что предстоит сделать
Согласно техническому заданию, специалисты НИКИЭТ к ноябрю нынешнего года должны будут разработать и обосновать эффективные технологические решения по переработке элементов облученного графита выводимых из эксплуатации уран-графитовых реакторов.
Результаты этой научно-исследовательской работы, как ожидается, помогут при создании технологии и оборудования для дезактивации облученных графитовых изделий выводимых из эксплуатации промышленных и энергетических уран-графитовых реакторов.
Отмечается, что при получении положительных результатов работы в дальнейшем планируются разработка, изготовление и испытания опытной установки для дезактивации реакторного графита УГР.
