Яким способом ведеться переробка РАВ на ЧАЕС?

На етапі припинення експлуатації з систем енергоблоку повинні бути вилучені рідкі радіоактивні відходи (РРВ) і, частково, тверді радіоактивні відходи (ТРВ). У цей час на енергоблоках №1 (у реакторі й басейнах витримки), № 2 (у басейнах витримки), № 3 (у реакторі й басейнах витримки), а також у діючому сховищі відпрацьованого ядерного палива мокрого типу (СВЯП-1) знаходиться значна кількість, більше 21 тисячі, відпрацьованих тепловиділяючих зборок (ВТВЗ), які потребують передачі на спеціальний об’єкт для попередньої обробки й тривалого безпечного зберігання. Більша частина основних робіт, які повинні бути виконані на етапі припинення експлуатації 1-го, 2-го й 3-го енергоблоків ЧАЕС і перетворення об’єкта «Укриття» (ОУ) на екологічно безпечну систему, безпосередньо пов’язана з діяльністю щодо поводження з накопиченими РАВ та РАВ, що будуть утворюватися.

На даний момент триває безпосередня передача на захоронення тільки короткоіснуючих низько- і середньоактивних твердих РАВ, у т.ч. забруднених ґрунтів площадки Чорнобильської АЕС. Накопичені на Чорнобильській АЕС РРВ знаходяться у контрольованому стані в ємностях двох наявних на проммайданчику Чорнобильської АЕС сховищ, ТРВ – у наявному сховищі твердих РАВ. Всі накопичені РАВ потребують переробки й передачі на захоронення, а високоактивні й довгоіснуючі відходи – передачі на тимчасове зберігання. Необхідно відзначити, що в Україні:

  • захоронення РАВ допускається тільки у твердому стані;
  • довгоіснуючі РАВ підлягають захороненню в стабільних геологічних формаціях;
  • відсутній могильник для захоронення РАВ в стабільних геологічних формаціях і його створення, за оцінками НАНУ, потребуватиме не менш 10-15 років для проведення проектно-дослідницьких робіт, а також значних фінансових витрат.

Закон України «Про поводження з РАВ» забороняє проведення робіт по захороненню РАВ юридичним і фізичним особам, які продукують внаслідок своєї діяльності РАВ, поставляють і використовують радіоактивні речовини, ядерні установки.

У зоні відчуження знаходиться ДСП «Комплекс», що здійснює захоронення на могильнику. Накопичені в результаті попередньої експлуатації РРВ зберігаються у двох наявних на проммайданчику ЧАЕС сховищах, зв’язаних між собою спеціальними трубопроводами для їхнього перекачування.

Завод з переробки рідких радіоактивних відходів (ЗПРРВ) призначений для переробки рідких РАВ, накопичених на проммайданчику Чорнобильської АЕС (включаючи експлуатаційні РРВ об’єкта “Укриття” (ОУ)), які планується переробити протягом 10 років. Проектний термін експлуатації заводу – не менш 20 років, тобто, після закінчення 10 років ЗПРРВ зможе переробляти рідкі РАВ, які будуть утворюватися надалі при виконанні робіт зі зняття з експлуатації енергоблоків ЧАЕС і перетворення ОУ на екологічно безпечну систему. Введення в експлуатацію ЗПРРВ дозволить здійснити поступове переведення рідких РАВ у тверду форму способом цементування після попереднього розпарювання кубового залишку й центрифугування перліту й йоннообмінних смол. ЗПРРВ являє собою промисловий комплекс, що включає:

  • устаткування для вилучення РРВ з ємностей сховищ РРВ;
  • устаткування для попередньої обробки та зменшення об’єму РРВ;
  • устаткування для здійснення операцій з кондиціювання відходів з метою одержання стверділих РРВ.

Характеристики кінцевого продукту ЗПРРВ (упакувань) погоджені з критеріями прийому відходів, які будуть установлені для захоронення в приповерхневому сховищі НСА-КСО ПКПТРВ (Лот 3). До теперішнього часу в сховищі твердих відходів (СТВ) накопичено 2500 куб. м. твердих радіоактивних відходів (ТРВ) загальною активністю більше 130 ТБк. Споруджуваний ПКПТРВ призначений для вилучення й переробки/кондиціювання:

  • твердих відходів, накопичених за час експлуатації ЧАЕС;
  • експлуатаційних ТРВ з енергоблоків і об’єкта «Укриття»;
  • ТРВ, які утворяться під час робіт зі зняття з експлуатації.

Місця поверхневого тимчасового зберігання на території Чорнобильської АЕС ТРВ 3-ї групи й довгоіснуючих відходів розраховані на прийом близько 13 000 первинних упакувань (бочок по 200 л з розміщеними усередині бочками по 165 л), що дозволить приймати продукцію ПКПТРВ протягом 10 років. Потім, після тимчасового зберігання протягом 30 років радіоактивних відходів зазначених категорій, має бути ухвалене рішення й створено можливість захоронення в глибоких геологічних формаціях або здійснено переміщення відходів в інше проміжне сховище РАВ.

На період будівництва ПКПТРВ в ДСП ЧАЕС розроблено й погоджено з регулюючим органом рішення про організацію місць тимчасового зберігання захисних контейнерів з високоактивними відходами (ВАВ), які відповідають вимогам ізоляції від навколишнього середовища, наявності фізичного захисту й можливості наступного вилучення ВАВ.

Необхідно також відзначити наступні важливі моменти в діяльності щодо поводження з РАВ в ДСП ЧАЕС.Довгоіснуючими ТРВ є графітова кладка реакторів, маса якої для трьох блоків перевищує 5000 т. Найбільш прийнятним рішенням у цей час є консервація й наступна витримка графіту в складі реактора на період не менш 100 років.

До ТРВ III групи відносяться й технологічні канали (ТК) блоків 1, 2, 3. У відношенні їх можливі кілька варіантів:

  • консервація й наступна витримка ТК у складі реактора на період не менш 100 років;
  • вилучення ТК із реактора після розвантаження ядерного палива з наступною витримкою в приреакторних шахтах і басейнах витримки;
  • вилучення ТК із реактора після розвантаження ядерного палива з наступним компактуванням і передачею на проміжне зберігання й захоронення.

Поводження з осілими в ставку-охолоджувачі в результаті аварії 1986 р. радіоактивними речовинами є окремим великим і важливим завданням.

При здійсненні в майбутньому захоронення в глибоких геологічних формаціях високоактивних і довгоіснуючих відходів необхідно врахувати, що після витримки в сухому сховищі відпрацьованого ядерного палива захороненню підлягають внутрішньореакторні поглиначі й конструкційні елементи тепловиділяючих зборок, які не містять матеріалу, що ділиться.

С точки зору процесу зняття з експлуатації енергоблоків створення інфраструктури з поводження з РАВ і ВЯП є визначальним завданням.

(Відповідь на запитання приводиться за матеріалами виступу Савіна О.І. – заступника технічного директора з поводження з РАВ, ДСП «Чорнобильська АЕС» і Шацмана А. В., директора з людських ресурсів, ДСП «Чорнобильська АЕС», на 7-й міжнародній науково-практичній конференції «Ядерні об’єкти: надійність і безпека».

Більш докладну інформацію про переробку РАВ на ЧАЕС ви можете одержати на офіційному сайті Державного спеціалізованого підприємства «Чорнобильська АЕС» www.chnpp.gov.ua)