Положение усугубляется еще и тем, что к настоящему времени прошло около 50 лет с начала промышленного использования ядерной энергии и объекты, созданные в начале этого периода, требуют выведения из эксплуатации. Среди них и атомные электростанции (АЭС).

В настоящее время в проектах АЭС нет однозначной концепции снятия с эксплуатации энергоблоков. МАГАТЭ в этом вопросе выделяет три подхода:

• Немедленный демонтаж — это дезактивация и демонтаж оборудования через несколько месяцев или лет после останова реактора, в зависимости от типа оборудования; в последующем территория АЭС становится пригодной для повторного использования.

• Безопасная консервация предполагает, что до окончательного демонтажа оборудования должен пройти значительно больший период времени, обычно от 40 до 60 лет, оборудование при этом находится в условиях безопасной консервации.

• Захоронение означает, что демонтированное оборудование размещают на неограниченное по сроку специальное хранение, которое исключает возможность утечек радиоактивности, для этого все материалы, содержащие радиоактивные элементы, минимизируются в объеме и размещаются в бетонных структурах.

Вывод из эксплуатации блоков АЭС в России базируется на концепции, принятой в 1991 году и провозглашенной Росэнергоатомом в качестве технической политики. Согласно этой концепции преимущественными считаются варианты «зеленой лужайки» (ликвидация энергоблока с отложенным на 100 лет демонтажем реакторных конструкций) и «коричневой лужайки» (захоронение конструкций реактора энергоблоков на их штатном месте).

Но ни тот, ни другой вариант для вывода из эксплуатации энергоблоков, практически, не подходят. Мощности доз излучения от реакторных конструкций таковы, что в период до 100 лет после останова реакторов, работы по их демонтажу потребуют применения специализированных, в т.ч. и управляемых дистанционно, средств. А при этом образуется очень большое количество радиоактивных отходов (РАО). Например, при ликвидации энергоблока с реактором РБМК образуется около 100 тыс. тонн бетона и 10 тыс. стали, активность которых достигает 105 ТБк.

Однако существующие в настоящее время региональные могильники РАО не в состоянии принять такие объемы РАО, которые образуются при реализации концепции «зеленой лужайки». Требуется создание новых региональных могильников очень больших объемов, что требует существенных экономических затрат. Оставлять навсегда останки энергоблока на месте его постройки до их естественного разрушения также нерационально.

Для вывода из эксплуатации энергоблоков АЭС необходимо выгрузить отработавшее ядерное топливо (ОЯТ), после чего применить комбинированный вариант:

• демонтаж всех строительных конструкций энергоблока, кроме реакторного отделения (РО), с находящимся в них оборудованием;

• загрузка в РО радиоактивных отходов, накопленных как в блоке, выводимом из эксплуатации, так и других РАО;

• герметизация и приведение РО в радиационное и физическое безопасное состояние;

• постановка заполненного РО на временное хранение на штатном месте с сохранением его безопасного состояния на весь срок хранения;

• после окончания временного хранения демонтаж строительных конструкций РО с находящейся в нем реакторной установкой, другим оборудованием и РАО, (создание «зеленой лужайки»).

Важно, чтобы в течение длительного хранения РО обеспечивалась радиационная, экологическая и физическая безопасность энергоблока. Эффективным барьером, исключающих выход радионуклидов за пределы РО, является инженерное сооружение, способное удержать радионуклид в течение необходимого промежутка времени.

Главную опасность РАО представляют радионуклиды 137Cs, 90Sr (периоды полураспада 30,2 и 28,6 лет соответственно). Барьер безопасности можно считать эффективным, если он сможет удерживать радионуклид в течение десяти периодов полураспада. Значит, для АЭС время сохранения барьером своих свойств должно быть не меньше 300 лет. Но для полного распада и гарантированной безопасности необходимо 15-20 периодов полураспада или в среднем 500 лет.

Отсюда, материал инженерных барьеров должен иметь высокую радиационную стойкость; обладать подвижностью, долговечностью (500 лет под воздействием ионизирующих излучений и факторов окружающей среды); обладать высокими биологическими защитными свойствами; снижать коррозию металлов, на которые уложен материал, практически, нуля.

Микроструктура отвержденного материала должна быть газопроницаема, чтобы без нарушения целостности барьера обеспечивать выход газов, образовавшихся внутри при радиолизе воды. По этой причине, глина, имеющая, практически, нулевую газопроницаемость, не может быть применена в качестве материала инженерных барьеров, как рекомендуют некоторые специалисты Росэнергоатома ( Лопанчук А.А., Максимов А.Ю..Ю,Носков А.А.).

Материал должен обладать высокой водонепроницаемостью, чтобы исключить вымывание радионуклидов; обладать высокими иммобилизационными свойствами, обеспечивать минимально возможную скорость выщелачивания и диффузии радионуклидов из барьеров.

Также необходимо, чтобы материал барьера обеспечивал минимальные скорость выхода и количество водорода при радиолизе воды, для исключения образования в объектах «гремучей смеси» и возможности ее взрыва. Материал должен быть пожаро- и взрывобезопасным, жаро- и морозостойким.

Кроме того, компоненты для его приготовления должны быть дешевыми и иметься в в достаточных количествах; приготовление должно быть простым и выполняться по многократно апробированным технологиям на существующих предприятиях или непосредственно на месте проведения работ. Укладка материала в барьеры должна производится механизированным способом, дистанционно, чтобы исключить переоблучение персонала и радиоактивное загрязнение оборудования.

РО, построенные из обычного бетона не выдержат 500 лет хранения из-за воздействия излучения изнутри и воздействия факторов окружающей среды снаружи (например, объект «Укрытие» 4-го блока Чернобыльской АЭС, разрушился всего через 20 лет после возведения).

В качестве материала барьеров, обеспечивающего прочность строительной конструкции энергоблока АЭС за счет собственной высокой прочности и долговечности в условиях длительного хранения, следует применить бетонную смесь для омоноличивания радиационно-опасных объектов СБ-2. На эту смесь бетонную для омоноличивания радиационно-опасных объектов далее именуемую СБ-2 с НИИ технологии судостроения разработаны и согласованы в установленном порядке ТУ 5745-042-07502259-99 на свойства, технологический регламент РД5Р ГКЛИ 3603-002-99 на рецептуру и способ приготовления и инструкция по применению РД5Р ГКЛИ 3603-003-99 на подготовку объектов к омоноличиванию.

Эта смесь была разработана представителями петербургских специализированных предприятий по заказу главного технического управления ВМФ МО РФ для обеспечения безопасного длительного хранения реакторных отсеков атомных подводных лодок, надводных кораблей с отработавшими ядерными энергетическими установками и радиационно-опасных отсеков судов атомно-технологического обслуживания.

При разработке материала были рассмотрены многие десятки рецептур и, наконец, была создана бетонная смесь на основе портландцемента с нетрадиционным для обычных бетонов составом, в который были добавлены шунгизитовый песок, клиноптилолит и микрокремнезем.

Полномасштабные научные исследования материала (1993-1999гг.) убедительно показали соответствие предложенной смеси для работы в качестве материала инженерных барьеров в специфических условиях радиационно-опасных объектов любых типов, хранящихся на открытых площадках.

Смесь СБ-2 испытана на поглощенную дозу 6000 Мрад при мощности дозы гамма-излучения 110—86 рад/сек. Математические прогнозы подтвердили долговечность смеси до 500 лет при применении ее в качестве материала иммобилизационных, биологических и антикоррозионных защитных инженерных барьеров для радиационно-опасных объектов, хранящихся на открытых площадках и содержащих РАО и ОЯТ.

В качестве примера можно рассмотреть технологию использования специальной бетонной смеси СБ-2 для приведения в радиационно-безопасное состояние энергоблоков АЭС с реакторами РБМК и постановки их на длительное, на срок до 500 лет, безопасное хранение с последующей ликвидацией энергоблока (рис. 1, 2).

Технология основана на принципе барьерности, рекомендованном МАГАТЭ для таких случаев, и обеспечивает выполнение требований «Правил обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации блока атомных станций» НП-012-99, утвержденных постановлением Госатомнадзора России №12 от 29 декабря 1999 года.

Первой и обязательной операцией является выгрузка ОЯТ, а также удаление из всех систем РО жидких и газообразных сред, в том числе и радиоактивных. Далее следует дезактивация в минимально необходимом объеме и демонтаж строительных конструкций и оборудования энергоблока, кроме РО. Строительная конструкция РО герметизируется и подготавливается к формированию инженерных защитных барьеров, для чего предварительно проводится комплексное инженерное и радиационное обследование РО. Вокруг РО расставляется необходимое количество бетононасосов, от них прокладываются бетоноводные трубопроводы к помещениям, в которых предполагается формировать инженерные барьеры. На первом этапе, на заводе общестроительного назначения приготавливается и доставляется к бетононасосам смесь СБ-2, которая укладывается в свободные пространства реакторной шахты и выдерживается в ней в течение 28 суток до полного ее затвердевания.

Затем демонтируется и укладывается на съемный настил реакторного зала разгрузочно-загрузочная машина и мостовой кран. В помещения сепараторов и главных циркуляционных насосов доставляются и укладываются твердые радиоактивные отходы, и выше на 20-30 см эти помещения также заполняются бетонной смесью. С наружных поверхностей РО снимается картограмма мощностей доз гамма-излучения и производится расчет толщины инженерного барьера. На наружных поверхностях РО строится армирование и опалубка, в которую заливается смесь СБ-2. По периметру РО строится система дренажа, исключающая разрушение бетонного основания РО от воздействия грунтовой воды. Подготовка РО к длительному, на срок, возможно до 500 лет, хранению на этом заканчивается.

Достоинства представленной технологии очевидны. Важно, что для такого сложного процесса используются уже существующие технологии общестроительного назначения, компоненты смеси имеются в России в достаточных количествах и недороги.

Построенные внутри РО биологические защитные, антикоррозионные барьеры снизят коррозию металла реакторов и систем их обслуживающих, сохранят их герметичность и исключат выход из них радионуклидов. А барьеры снаружи реакторного блока сохранят герметичность и прочность всего РО и исключат его разрушение на срок до 500 лет, т.е. до полного надежного распада основных радионуклидов 137Cs и 90Sr.

Таким образом, стоимость выведения из эксплуатации энергоблока АЭС и постановки его РО на длительное хранение, на срок до 500 лет, с последующим формированием на его штатном месте «зеленой лужайки», по предложенной технологии будет минимальной при максимальной надежности решения поставленной задачи. Эту же технологию можно использовать для выведения из эксплуатации энергоблоков АЭС с реакторами других типов.