Остановленная Игналинская АЭС – проблема Европы и должна решаться международным сообществом

Минсредмаш СССР в 1970 – 1987 г.г. на территории Литвы построил Игналинскую АЭС с 2-мя мощнейшими (1500 мВт) атомными энергоблоками, которая безаварийно и надежно отработала 26 лет, покрывая потребности в дешевой электроэнергии не только своей страны, но и продавая ее соседним: Белоруссии, Латвии, Эстонии, Калининградской области РФ. Это была современная АЭС, оснащенными Башнями локализации аварий, Системами аварийного расхолаживания, Системой ремонтного расхолаживания, современными вычислительными комплексами и другим более совершенным борудованием, чем серийные АЭС с РБМК-1000. До исчерпания полного ресурса, ИАЭС могла работать еще не менее 20-ти лет. Однако, при вступлении в ЕС, Литва согласилась закрыть ИАЭС с, якобы, «опасными реакторами Чернобыльского типа». Так, по политическим мотивам (основным из которых является независимость от РФ - единственного в мире поставщика ядерного топлива для РБМК). ИАЭС в период 2004 - 2009 г.г. была остановлена и переведена в разряд ядерного наследия с обременением бюджета ЕС до 2038 г., и бюджета собственного государства на многие годы (примерно на 50 – 80 лет).

Правительством Литвы в 2002 г. была принята стратегия «немедленного вывода энергоблоков из эксплуатации до состояния «коричневой лужайки» с освобождением всех зданий от оборудования. При этом, реактор №1 должен быть демонтирован к 2025 г., а реактор №2 – к 2030 г. Это научно - технически и экологически не обоснованное политическое решение, без технологической проработки, учета новизны, впервые в мире выполняемых опасных для экологии и человека работ, и не подкрепленное созданием необходимого механизма его реализации.

Сегодня никто в мире не знает как безопасно для экологии и человека разобрать реактор типа РБМК с большим количеством ОРГ (Облученного Реакторного Графита) -1800 тн, содержащим: радиоуглерод 14 легко распространяющийся, усваиваемый живыми организмами в природе и имеющий период полураспада 5700 лет, хлор 36 с периодом плураспада 300 000 лет, легко растворяемым в воде и влажном воздухе, а также, имеющим еще и тритиевую опасность, от которой защиты, практически, нет. Поэтому, и не только, ни в одной стране мира не выполнялись работы по разборке графитовых кладок даже маленьких исследовательских уран –графитовых реакторов. Образующаяся в процессе разборки кладки графитовая пыль поступит в окружающую среду (ОС) через фильтры системы вентиляции с коэффициентом очистки 99,99 %, т. е. природа получит 0, 01 % С14. Это при новом фильтре, но он не всегда остается новым и коэффициент очистки снижается, а выброс С14 в ОС возрастает. Учитывая продолжительность разборки кладки (с 2025- 20038 г. г.) ~ 13 лет, можно быть уверенным, что за этот период произойдет значительное накопление в природе техногенного С 14, т. к., период его полураспада очень велик. Здесь необходим независимый международный контроль за загрязнением ОС 14С и другими радионуклидами: 36Cl, 3H. Из-за наличия этих потенциально опасных и сложно измеряемых радионуклидов, сегодня никто в мире, не разбирает графитовые кладки снятых с эксплуатации реакторов. Литва, в соответствии с ОПСЭ -2014 (Окончательный план снятия с эксплуатации) решила стать первой. Этот План принят Министерством энергетики, (в нарушение Орхусской конвенции) не согласован с общественностью Литвы и соседних стран, и предусматривает передачу нашим потомкам решение технологически сложных проблем обращения с ОРГ и ОЯТ (Отработавшим Ядерным Топливом).

МАГАТЭ, реально оценив потенциально опасную ситуацию сложившуюся в мире с проблемой безопасного обращения, утилизации и окончательного захоронения ОРГ остановленных научно – исследовательских и промышленных, энергетических уран -графитовых реакторов в мире, в феврале м-це 2017 поддержало идею создания в РФ международного центра по отработке технологий обращения с ОРГ, представляющим серьезную опасность и решило создать Международный центр по обращению с радиоактивным графитом. Центр создан в РФ на базе Томского Опытно-демонстрационного центра вывода из эксплуатации уран-графитовых реакторов" (ОДЦ УГР), с участием в проекте GRAPA Германии и Франции. В течение 3-х лет ОДЦ должен разработать промышленную технологию безопасного обращения с ОРГ.

Из-за высоких полей радиоактивности разборка графитовой кладки не может выполняться человеком, это должны делать роботы, которых необходимо создать и обучить. Для разборки графитовых кладок РБМК потребуется проектирование и строительство полномасштабного тренажера с разработкой соответствующих компьютерных программ и обучения роботизированного комплекса и операторов.

В отличие от Литвы, на Чернобыльской АЭС все три оставшиеся реактора РБМК с выгруженным топливом, находятся в ожидании реализации стратегии отложенного демонтажа. Анологичное решение по отложенному демонтажу реакторов РБМК принято в РФ и будет выполняться после выработки продленных ресурсов работы и установленного времени преддемонтажной выдержки - 70 лет. Немедленный демонтаж реакторов типа РБМК на Игналинской АЭС - это фактически, первый в мире, - пилотный проект. По результатам реализации проекта «GRAPA» Литве следует пересмотреть ранее принятую, высокозатратную стратегию захоронения ОРГ с разборкой графитовых кладок реакторов и высокими рисками заражения экологии и людей. Разборка и утилизация графитовой кладки реакторов – это неизбежное негативное воздействие на экологию и людей Литвы, Латвии, Беларуссии и других соседей на протяжении нескольких столетий. Учитывая расположение графитовой кладки реакторов ИАЭС на отметке +6,0 м от рельефа местности, считаю целесообразным не разбирать графитовую кладку, а захоронить на месте, т. е. применить «беспыльную» и недорогую технологию – «Зеленый курган» с использованием местных глин и песка. Опасность разноса 14С грунтовыми потоками воды на высоте 6,0 м исключена. При этом Литва и соседние государства остаются в полной чистоте от техногенного заражения 14С и другими радиоизотопами.

Но, обращение с ОРГ- это одна нерешенная проблема, есть и другая – это обращение с ОЯТ.

Обращение с ОЯТ обладает рядом специфических особенностей.

Первая – ядерная опасность (критичность). Ядерный (делящийся) материал, содержащийся в ОТВС, способен создавать критические конфигурации, как в нормальных условиях эксплуатации, так и в случаях аварий. Степень этой опасности тем выше, чем больше содержание в ОЯТ делящихся материалов ( 235U, 233U или 239Pu ). Поэтому, при обращении с ОЯТ требования ядерной безопасности обычно предписывают анализ всех возможных штатных и аварийных ситуаций. При этом, эффективный коэффициент размножения систем во всех неблагоприятных условиях и без учета выгорания не должен превышать 0,95 с учетом погрешности расчетов.

Вторая – радиационная опасность. От ОТВС непрерывно исходит поток гамма и нейтронного излучения так, что для обращения с ней требуется специальная защита и дистанционная техника. Активность 1 кг извлеченного из реактора топлива, обусловленная наличием в нем продуктов деления и активации, обычно составляет 100 тысяч Ки. В течение года, благодаря распаду короткоживущих радионуклидов, активность снижается до 1 000 Ки. В последующие 10 лет уменьшается еще на порядок. В любом случае, ОЯТ относится к разряду долгоживущих высокоактивных отходов. Поэтому, любые операции с ним должны предусматривать соблюдение условий радиационной защиты и выполняться в условиях максимальной автоматизации производства. В Литве ОЯТ отнесено к РАО, не подлежащим переработке.

За 26 лет работы на ИАЭС (в Литовской Республике) накоплено около 22 000 отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС), это 2500 тонн отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), из них 16 000 сборок или 1800 тн ОЯТ находятся в бассейнах выдержки (БВ) и в остановленном реакторе № 2 (1134 ОТВС). Среди 16 000 ОТВС в пеналах БВ хранятся около 700 ОТВС, имеющих негерметичные оболочки твэлов, т. е. контакт двуокиси урана с водой и свободный выход радиоактивных газов в ОС. Кроме этого в БВ беспенально, (с нарушенинм Правил), хранятся подвешенными на стальных тросах 57 тяжело поврежденных ОТВС с кривизной до 400 мм, что не позволяет выполнить их разделку по штатной технологии в ГК (Горячей Камере).

Как проблема с захоронением ОРГ, так и проблемы с захоронением ОЯТ могут быть успешно и безопасно решены сегодня, без передачи их потомкам. Для этого необходимо применить сравнительно новую технологию Горячего Изостатического Прессования (ГИП). Процесс ГИП, предложенный в США в 1956 г. Институтом имени Баттеля, за эти годы превратился в мощную современную технологию, обеспечивающую консолидацию до теоретической плотности различных порошковых материалов от керамических до тугоплавких металлических, сращивания разнородных материалов, «залечивания» малейших дефектов в литых материалах и пр. Процесс ГИП применяется в настоящее время и в атомной энергетике (в основном, во Франции и в РФ) для надежного диффузионного соединения разнородных материалов. Современные установки для ГИП- газостаты, в том числе в значительном количестве имеющиеся в РФ, позволяют обрабатывать при давлениях рабочего инертного газа – аргона до 200 MPa и температурах до 1300 С изделия и детали или пакеты изделий габаритами до 1200 мм и высотой до 2000 мм.

В соответствии с приведенными требованиями предлагается обеспечить надёжную герметизацию с помощью ГИП ОТВС с иммобилизационным материалом в специальных защитных пеналах. Существующие опыт и научные знания в области ГИП, основанные на математическом моделировании процессов консолидации и формоизменения оболочек с порошковым материалом внутри, позволяют при минимуме дорогих экспериментов оптимизировать все параметры процесса и конструкции пенала. Пенал предполагается изготавливать из нержавеющей стали с толщиной стенки ~3-5 мм. Размеры пенала должны обеспечивать свободное с некоторым запасом расположение в нём нескольких пучков ОТВС. Принципиально важно, чтобы торцевые крышки пенала были изготовлены целиковыми и одевались на корпус пенала внахлёст. Тогда, при дальнейшей монолитизации содержимого пенала ГИПом герметичность его будет обеспечиваться не только сварными швами, но и сращиванием стенок цилиндрических поверхностей крышек и корпуса пенала. В качестве иммобилизационного материала здесь желательно использовать борсодержащие порошки, способные под действием вибрации заполнять всё свободное пространство, подобно жидкости и поглощать нейтроны. Засыпку в пенал порошка предполагается производить через специальную трубку, расположенную в верхней крышке пенала. Она же будет служить для удаления вакуумом остаточного воздуха. По завершению этих операций засыпная трубка будет пережиматься и герметизироваться по существующей отработанной технологии.

Все операции по снаряжению пеналов борсодержащим порошком должны производиться на местах хранения ОТВС, после чего герметизированные пеналы должны транспортироваться в единый центр, где производится их монолитизация в газостате. Газостат для упаковки ОЯТ должен работать в пределах указанных выше параметров температуры и давления, которые будут конкретизированы при предварительных испытаниях. Газостатов высотой в 4 м не существует. Он должен быть специально спроектирован и изготовлен для поставленных целей (что не представляется технически сложным делом). Ориентировочная стоимость газостата составляет ~ 10 млн $. В рабочих условиях газостата за счёт всестороннего – изостатического сдавливания и высокой пластичности материалов при высокой температуре всё содержимое герметизированного пенала будет монолитизироваться.

Пенал после ГИП обработки станет непроницаем для выхода из него радиоактивных продуктов деления. На их пути станут 4 преграды: монолитизированная двуокись урана, циркониевые трубки твэлов, залечившие свои трещины, монолитизированный материал порошка борсодержащей засыпки и внешняя оболочка пенала из нержавеющей стали. Помимо этого, пеналы обретут твёрдость и прочность, а так же снизят поток гамма и нейтронного излучения, испускаемого герметизированной ОТВС.

Относительно производительности газостата можно сделать следующие приблизительные оценки. Если принять наружный диаметр пенала 250 мм, то в него можно загрузить 7 -8 пучков ОТВС РБМК длиной 3,5 м. На ИАЭС в помещениях СЛА (Системы локализации аварий) и отсеках БВ имеется около 700 тн листовой нержавеющей стали, пригодной для изготовления на месте пеналов для упаковки пучков ОТВС перед их ГИП, также имеются тысячи свободных нержавеющих пеналов для хранения ОТВС. Этого количества нержавеющего металла вполне достаточно для упаковки всего ОЯТ.

За одну загрузку, занимающую по времени ~5 -7 час, можно обработать вес около 0,5 тн. Если оценить вес одного пенала в 0,5 тн, то за сутки можно обработать ~12 ОТВС. Производительности одного газостата достаточно для решения проблемы с ОЯТ в Литве за 2 - 3 года. Хранение этих монолитных пеналов не представляет опасности как, при пожаре, так и взрыве. Если учесть, что по прогнозам атомных экспертов через 50 - 60 лет сложится дефицит мировой добычи природного 235U, то Литва может на мировом рынке реализовать хранящийся 235 U в количестве ~ 2500 кг и 239 Pu в количестве ~ 1000 кг.

Литовская Республика, с населением менее 3-х миллионов человек, не располагает ресурсами, достаточными для решения вышеобозначенных технических и финансовых проблем: нет научной базы и соответствующих кадров, нет опытных экспертов по ядерным технологиям, не создан механизм реализации принятых планов ликвидации ядерного наследия, не разработана комплексная Программа снятия с эксплуатации АЭС с РБМК.

Минсредмаш СССР в 1970 – 1987 г.г. на территории Литовской ССР построил Игналинскую АЭС с 2-мя мощнейшими (1500 мВт) атомными энергоблоками, которая безаварийно и надежно отработала 26 лет, покрывая потребности в дешевой электроэнергии не только своей страны, но и продавая ее соседним: Белоруссии, Латвии, Эстонии, Калининградской области РФ. Это была современная АЭС, оснащенными Башнями локализации аварий, Системами аварийного расхолаживания, Системой ремонтного расхолаживания, современными вычислительными комплексами и другим более совершенным борудованием, чем серийные АЭС с РБМК-1000. До исчерпания полного ресурса, ИАЭС могла работать еще не менее 20-ти лет. Однако, при вступлении в ЕС, Литва согласилась закрыть ИАЭС с, якобы, «опасными реакторами Чернобыльского типа». Так, по политическим мотивам (основным из которых является независимость от РФ - единственного в мире поставщика ядерного топлива для РБМК). ИАЭС в период 2004 - 2009 г.г. была остановлена и переведена в разряд ядерного наследия с обременением бюджета ЕС до 2038 г., и бюджета собственного государства на многие годы (примерно на 50 – 80 лет).

Правительством Литвы в 2002 г. была принята стратегия «немедленного вывода энергоблоков из эксплуатации до состояния «коричневой лужайки» с освобождением всех зданий от оборудования. При этом, реактор №1 должен быть демонтирован к 2025 г., а реактор №2 – к 2030 г. Это научно - технически и экологически не обоснованное политическое решение, без технологической проработки, учета новизны, впервые в мире выполняемых опасных для экологии и человека работ, и не подкрепленное созданием необходимого механизма его реализации.

Сегодня никто в мире не знает как безопасно для экологии и человека разобрать реактор типа РБМК с большим количеством ОРГ (Облученного Реакторного Графита) -1800 тн, содержащим: радиоуглерод 14 легко распространяющийся, усваиваемый живыми организмами в природе и имеющий период полураспада 5700 лет, хлор 36 с периодом плураспада 300 000 лет, легко растворяемым в воде и влажном воздухе, а также, имеющим еще и тритиевую опасность, от которой защиты, практически, нет. Поэтому, и не только, ни в одной стране мира не выполнялись работы по разборке графитовых кладок даже маленьких исследовательских уран –графитовых реакторов. Образующаяся в процессе разборки кладки графитовая пыль поступит в окружающую среду (ОС) через фильтры системы вентиляции с коэффициентом очистки 99,99 %, т. е. природа получит 0, 01 % С14. Это при новом фильтре, но он не всегда остается новым и коэффициент очистки снижается, а выброс С14 в ОС возрастает. Учитывая продолжительность разборки кладки (с 2025- 20038 г. г.) ~ 13 лет, можно быть уверенным, что за этот период произойдет значительное накопление в природе техногенного С 14, т. к., период его полураспада очень велик. Здесь необходим независимый международный контроль за загрязнением ОС 14С и другими радионуклидами: 36Cl, 3H. Из-за наличия этих потенциально опасных и сложно измеряемых радионуклидов, сегодня никто в мире, не разбирает графитовые кладки снятых с эксплуатации реакторов. Литва, в соответствии с ОПСЭ -2014 (Окончательный план снятия с эксплуатации) решила стать первой. Этот План принят Министерством энергетики, (в нарушение Орхусской конвенции) не согласован с общественностью Литвы и соседних стран, и предусматривает передачу нашим потомкам решение технологически сложных проблем обращения с ОРГ и ОЯТ (Отработавшим Ядерным Топливом).

МАГАТЭ, реально оценив потенциально опасную ситуацию сложившуюся в мире с проблемой безопасного обращения, утилизации и окончательного захоронения ОРГ остановленных научно – исследовательских и промышленных, энергетических уран -графитовых реакторов в мире, в феврале м-це 2017 поддержало идею создания в РФ международного центра по отработке технологий обращения с ОРГ, представляющим серьезную опасность и решило создать Международный центр по обращению с радиоактивным графитом. Центр создан в РФ на базе Томского Опытно-демонстрационного центра вывода из эксплуатации уран-графитовых реакторов" (ОДЦ УГР), с участием в проекте GRAPA Германии и Франции. В течение 3-х лет ОДЦ должен разработать промышленную технологию безопасного обращения с ОРГ.

Из-за высоких полей радиоактивности разборка графитовой кладки не может выполняться человеком, это должны делать роботы, которых необходимо создать и обучить. Для разборки графитовых кладок РБМК потребуется проектирование и строительство полномасштабного тренажера с разработкой соответствующих компьютерных программ и обучения роботизированного комплекса и операторов.

В отличие от Литвы, на Чернобыльской АЭС все три оставшиеся реактора РБМК с выгруженным топливом, находятся в ожидании реализации стратегии отложенного демонтажа. Анологичное решение по отложенному демонтажу реакторов РБМК принято в РФ и будет выполняться после выработки продленных ресурсов работы и установленного времени преддемонтажной выдержки - 70 лет. Немедленный демонтаж реакторов типа РБМК на Игналинской АЭС - это фактически, первый в мире, - пилотный проект. По результатам реализации проекта «GRAPA» Литве следует пересмотреть ранее принятую, высокозатратную стратегию захоронения ОРГ с разборкой графитовых кладок реакторов и высокими рисками заражения экологии и людей. Разборка и утилизация графитовой кладки реакторов – это неизбежное негативное воздействие на экологию и людей Литвы, Латвии, Беларуссии и других соседей на протяжении нескольких столетий. Учитывая расположение графитовой кладки реакторов ИАЭС на отметке +6,0 м от рельефа местности, считаю целесообразным не разбирать графитовую кладку, а захоронить на месте, т. е. применить «беспыльную» и недорогую технологию – «Зеленый курган» с использованием местных глин и песка. Опасность разноса 14С грунтовыми потоками воды на высоте 6,0 м исключена. При этом Литва и соседние государства остаются в полной чистоте от техногенного заражения 14С и другими радиоизотопами.

Но, обращение с ОРГ- это одна нерешенная проблема, есть и другая – это обращение с ОЯТ.

Обращение с ОЯТ обладает рядом специфических особенностей.

Первая – ядерная опасность (критичность). Ядерный (делящийся) материал, содержащийся в ОТВС, способен создавать критические конфигурации, как в нормальных условиях эксплуатации, так и в случаях аварий. Степень этой опасности тем выше, чем больше содержание в ОЯТ делящихся материалов ( 235U, 233U или 239Pu ). Поэтому, при обращении с ОЯТ требования ядерной безопасности обычно предписывают анализ всех возможных штатных и аварийных ситуаций. При этом, эффективный коэффициент размножения систем во всех неблагоприятных условиях и без учета выгорания не должен превышать 0,95 с учетом погрешности расчетов.

Вторая – радиационная опасность. От ОТВС непрерывно исходит поток гамма и нейтронного излучения так, что для обращения с ней требуется специальная защита и дистанционная техника. Активность 1 кг извлеченного из реактора топлива, обусловленная наличием в нем продуктов деления и активации, обычно составляет 100 тысяч Ки. В течение года, благодаря распаду короткоживущих радионуклидов, активность снижается до 1 000 Ки. В последующие 10 лет уменьшается еще на порядок. В любом случае, ОЯТ относится к разряду долгоживущих высокоактивных отходов. Поэтому, любые операции с ним должны предусматривать соблюдение условий радиационной защиты и выполняться в условиях максимальной автоматизации производства. В Литве ОЯТ отнесено к РАО, не подлежащим переработке.

За 26 лет работы на ИАЭС (в Литовской Республике) накоплено около 22 000 отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС), это 2500 тонн отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), из них 16 000 сборок или 1800 тн ОЯТ находятся в бассейнах выдержки (БВ) и в остановленном реакторе № 2 (1134 ОТВС). Среди 16 000 ОТВС в пеналах БВ хранятся около 700 ОТВС, имеющих негерметичные оболочки твэлов, т. е. контакт двуокиси урана с водой и свободный выход радиоактивных газов в ОС. Кроме этого в БВ беспенально, (с нарушенинм Правил), хранятся подвешенными на стальных тросах 57 тяжело поврежденных ОТВС с кривизной до 400 мм, что не позволяет выполнить их разделку по штатной технологии в ГК (Горячей Камере).

Как проблема с захоронением ОРГ, так и проблемы с захоронением ОЯТ могут быть успешно и безопасно решены сегодня, без передачи их потомкам. Для этого необходимо применить сравнительно новую технологию Горячего Изостатического Прессования (ГИП). Процесс ГИП, предложенный в США в 1956 г. Институтом имени Баттеля, за эти годы превратился в мощную современную технологию, обеспечивающую консолидацию до теоретической плотности различных порошковых материалов от керамических до тугоплавких металлических, сращивания разнородных материалов, «залечивания» малейших дефектов в литых материалах и пр. Процесс ГИП применяется в настоящее время и в атомной энергетике (в основном, во Франции и в РФ) для надежного диффузионного соединения разнородных материалов. Современные установки для ГИП- газостаты, в том числе в значительном количестве имеющиеся в РФ, позволяют обрабатывать при давлениях рабочего инертного газа – аргона до 200 MPa и температурах до 1300 С изделия и детали или пакеты изделий габаритами до 1200 мм и высотой до 2000 мм.

В соответствии с приведенными требованиями предлагается обеспечить надёжную герметизацию с помощью ГИП ОТВС с иммобилизационным материалом в специальных защитных пеналах. Существующие опыт и научные знания в области ГИП, основанные на математическом моделировании процессов консолидации и формоизменения оболочек с порошковым материалом внутри, позволяют при минимуме дорогих экспериментов оптимизировать все параметры процесса и конструкции пенала. Пенал предполагается изготавливать из нержавеющей стали с толщиной стенки ~3-5 мм. Размеры пенала должны обеспечивать свободное с некоторым запасом расположение в нём нескольких пучков ОТВС. Принципиально важно, чтобы торцевые крышки пенала были изготовлены целиковыми и одевались на корпус пенала внахлёст. Тогда, при дальнейшей монолитизации содержимого пенала ГИПом герметичность его будет обеспечиваться не только сварными швами, но и сращиванием стенок цилиндрических поверхностей крышек и корпуса пенала. В качестве иммобилизационного материала здесь желательно использовать борсодержащие порошки, способные под действием вибрации заполнять всё свободное пространство, подобно жидкости и поглощать нейтроны. Засыпку в пенал порошка предполагается производить через специальную трубку, расположенную в верхней крышке пенала. Она же будет служить для удаления вакуумом остаточного воздуха. По завершению этих операций засыпная трубка будет пережиматься и герметизироваться по существующей отработанной технологии.

Все операции по снаряжению пеналов борсодержащим порошком должны производиться на местах хранения ОТВС, после чего герметизированные пеналы должны транспортироваться в единый центр, где производится их монолитизация в газостате. Газостат для упаковки ОЯТ должен работать в пределах указанных выше параметров температуры и давления, которые будут конкретизированы при предварительных испытаниях. Газостатов высотой в 4 м не существует. Он должен быть специально спроектирован и изготовлен для поставленных целей (что не представляется технически сложным делом). Ориентировочная стоимость газостата составляет ~ 10 млн $. В рабочих условиях газостата за счёт всестороннего – изостатического сдавливания и высокой пластичности материалов при высокой температуре всё содержимое герметизированного пенала будет монолитизироваться.

Пенал после ГИП обработки станет непроницаем для выхода из него радиоактивных продуктов деления. На их пути станут 4 преграды: монолитизированная двуокись урана, циркониевые трубки твэлов, залечившие свои трещины, монолитизированный материал порошка борсодержащей засыпки и внешняя оболочка пенала из нержавеющей стали. Помимо этого, пеналы обретут твёрдость и прочность, а так же снизят поток гамма и нейтронного излучения, испускаемого герметизированной ОТВС.

Относительно производительности газостата можно сделать следующие приблизительные оценки. Если принять наружный диаметр пенала 250 мм, то в него можно загрузить 7 -8 пучков ОТВС РБМК длиной 3,5 м. На ИАЭС в помещениях СЛА (Системы локализации аварий) и отсеках БВ имеется около 700 тн листовой нержавеющей стали, пригодной для изготовления на месте пеналов для упаковки пучков ОТВС перед их ГИП, также имеются тысячи свободных нержавеющих пеналов для хранения ОТВС. Этого количества нержавеющего металла вполне достаточно для упаковки всего ОЯТ.

За одну загрузку, занимающую по времени ~5 -7 час, можно обработать вес около 0,5 тн. Если оценить вес одного пенала в 0,5 тн, то за сутки можно обработать ~12 ОТВС. Производительности одного газостата достаточно для решения проблемы с ОЯТ в Литве за 2 - 3 года. Хранение этих монолитных пеналов не представляет опасности как, при пожаре, так и взрыве. Если учесть, что по прогнозам атомных экспертов через 50 - 60 лет сложится дефицит мировой добычи природного 235U, то Литва может на мировом рынке реализовать хранящийся 235 U в количестве ~ 2500 кг и 239 Pu в количестве ~ 1000 кг.

Литовская Республика, с населением менее 3-х миллионов человек, не располагает ресурсами, достаточными для решения вышеобозначенных технических и финансовых проблем: нет научной базы и соответствующих кадров, нет опытных экспертов по ядерным технологиям, не создан механизм реализации принятых планов ликвидации ядерного наследия, не разработана комплексная Программа снятия с эксплуатации АЭС с РБМК.

Приглашаю международное профессиональное атомное и экологическое сообщество, МАГАТЭ, власти Литвы,

общественность обсудить возможность реализации сценария «Зеленый курган» для ликвидации энергоблоков с

уран-графитовыми реакторами и сценария ГИП для решения проблем с хранением ОЯТ.

Для решения этих проблем необходимо создать в Висагинасе Международный Опытно-демонстрационный

Центр по ликвидации АЭС с реакторами типа РБМК. Полученный опыт может быть использован при ликвидации 11-ти реакторов в РФ, 3-х реакторов на Украине и других уран-графитовых реакторов в мире.

Ветеран АЭП, зам. начальника РЦ ЛАЭС, ИАЭС, ЧАЭС, начальник Лаборатории топлива ИАЭС Владимир Николаевич Кузнецов

vladimir@tts.lt , м.т. +370 61462378.