Процедура «немедленного разбора» (т.е. станцию начинают разбирать, фактически, через месяц-другой после остановки, используя эксплуатационный персонал станции) состоит из следующих важных стадий:
- Выгрузка топлива из реактора, бассейнов выдержки в хранилище ОЯТ для обеспечения ядерной безопасности реактора и реакторного зала с возможностью прекратить подачу охлаждающей воды в реактор и БВ. Кроме штатного ОЯТ, подобные работы надо осуществлять с повреждённым ОЯТ, которое надо пенализировать перед перемещениями и всякими радиоактивными сменными элементами реактора. Например, дополнительными поглотителями. Вся процедура занимает от 2-3 лет до бесконечности, если с ХОЯТ проблемы.
- Параллельно начинается демонтаж вспомогательных систем АЭС — насосных станций, цехов технических газов, в случае РБМК это ещё громадное сооружение газовой Системы Аварийного Охлаждения Реактора, генератор с вспомогательными системами.
- Параллельно подготавливается инфраструктура для будущих среднеактивных радиоактивных отходов (РАО) — это пристанционное или удалённое приповерхностное хранилище, представляющее собой бетонную траншею, засыпанную сверху глиной и грунтом. САО от АЭС будет много, это заметная часть первого контура и систем связанных с реактором.
- После готовности инфраструктуры можно начинать разбирать элементы АЭС, которые могут нести радиоактивные загрязнения или активацию с сортировкой по уровню активности и попытками отмывки от поверхностных загрязнений. Что удаётся отмыть до нормативов — идёт в металлолом, что нет — в захоронение. До сих пор точно не известно, какой объём захороняемых САО будет от РБМК, что бы с ним определится, необходимо разобрать хотя бы один.
Главная проблемы РБМК и множества других графитовых реакторов — это графит. Облучённый графит имеет удельную активность около 0,3-1 гигабеккереля на кг, в том числе ~130 МБк/кг нехорошего изотопа С14 с периодом полураспада 5700 лет. Из-за С14, годовой предел поступления в организм по нормам безопасности которого определён в 34 МБк других вариантов, кроме захоронения тысяч тонн графита особо не просматривается, но стоимость этой операции заставляет всё же думать, как именно её можно оптимизировать. В частности, для первых реакторов-наработчиков плутония на «Маяке» «ГХК» и «СХК» было решено залить графитовый остов бетоном — т.е. организовать могильник прямо на месте реактора.
На Игналинской АЭС данный теоретический подход реализовывался практический 1 к 1, во всяком случае на стадии проекта. Вместе с решением об остановке реакторов была разработана программа вывода, которая получила примерно 80% финансов от Евросоюза и остальное обязалась профинансировать сама Литва.
План предусматривал строительства на площадке АЭС нового хранилища ОЯТ в контейнерах B1, нового цеха по сортировке и компактификации радиоактивных отходов B234, а также две площадки для РАО — траншейное захоронение для короткоживущих изотопов и РАО очень низкой активности B19 и наземное хранилище B25 для РАО средней и низкой активности со среднеживущими изотопами (речь идёт о сотнях лет до безопасного уровня).
На фоне строительства новой инфраструктуры работы с ОЯТ и РАО (надо понимать, что на АЭС уже существовали и хранилища ОЯТ и хранилища РАО, впрочем рассчитанные только на эксплуатацию, а не на демонтаж) должна была происходить разборка тех самых вспомогательных систем АЭС. При этом решение вопроса с радиоактивным графитом было решено отложить на будущее, пока он будет изъят из реактора и помещён в хранилище.
Контракт на разработку и строительство B1 и B234 в 2005 году получила немецкая Nukem Technologies, на разработку проектов захоронений — различные литовские компании плюс Areva, разборкой систем АЭС занялся эксплуатационный персонал АЭС.
Буквально с первых дней практика перестала походить на теорию. Основные проблемы возникли вокруг хранилища ОЯТ B1, сразу по многим причинам.
Nukem испытывал организационные и финансовые проблемы в тот период, атомный надзор Литвы оказался не готов (в плане квалификации своих кадров) разбирать решения немецких инженеров вокруг хранения повреждённого ОЯТ, да ещё и информация по повреждённому ОЯТ у станции оказалась фрагментарной и неполной. Первоначально планировавшееся к сдаче в 2009 году (с целью начать загрузку ОЯТ 1 блока после 5-летней выдержки в бассейнах) хранилище было достроено только в 2015 году и только сейчас вводится в эксплуатацию (с целью начать перегрузку в 2018 году). Все эти задержки приводили к неоднократным спорам между АЭС и Nukem.
Объект B1 - это крытое контейнерное хранилище ОЯТ, предназначенное для перегрузки топливных сборок РБМК (точнее их половинок, т.к. ТВС РБМК имеет длину в 10 метров, и в топливной части представляет собой, фактически, 2 последовательных ТВС на одной подвеске) в контейнеры CONSTOR, каждый из которых вмещает 182 половинки ТВС. Всего на объекте B1 можно поставить 201 контейнер, рассчитанные на 34200 штатных половинок и несколько сот повреждённых, которые будут храниться в дополнительных герметичных пеналах.
До передачи на хранение в B1 все ТВС, извлекаемые из реакторов (кстати, на АЭС от топлива сейчас освобожден только первый блок, во втором до сих пор остается больше 1000 ТВС в силу отсутствия места в бассейнах выдержки) выдерживаются не менее 5 лет в централизованном «мокром» хранилище, там же разделываются и упаковываются под водой в контейнеры CONSTOR, для чего, кстати, хранилище ТВС приходится модифицировать — краны, узлы установки контейнеров, перегрузочное оборудование (я пишу эту фразу для украинских поклонников мысли, что ОЯТ с любой АЭС можно загружать в любые контейнеры без особых усилий).
В целом хранение в контейнере выполняется по стандартной схеме — корзина из нержавейки с ТВС в герметичной заваренной ёмкости, наполненной сухим азотом, помещённая во внешний массивный металлобетонный контейнер (для биозащиты). С учётом того, что самые свежие ТВС имеют выдержку уже 8 лет, сложности представляет транспортно-технологические операции по перегрузке ТВС между многочисленными объектами, пеналирование поврежденного ОЯТ, и минимизация дозовой нагрузки персонала во время этих операций.
Однако это в теории. Так, например, первый вариант контейнера CONSTOR для ХОЯТ B1 был забракован по характеристикам биозащиты, после чего производитель (немецкая фирма GNS) вынужден был разрабатывать и лицензировать ещ` одну версию, что внесло свою лепту в задержку запуска B1.
Всего на Игналинской АЭС на сегодня около ~22000 ТВС ОЯТ (т.е. 44000 половинки) и оставшаяся часть будет хранится в другом сухом хранилище ОЯТ, построенном в 1999 году.
Литовцы рассматривают возможность окончательного геологического захоронения на глубине >500 метров (как рекомендует МАГАТЭ), но на ближайшие 50 лет, с возможностью продления до 100, видимо, ОЯТ будет хранится в построенных ХОЯТ.
Второй важный объект — завод по обращению с радиоактивными отходами B234 возник не только для того, чтобы работать со строительными отходами, возникающими при разборке АЭС, но и из-за новой классификации РАО, введённой в ЕС, из-за чего уже имеющийся объем РАО (это фильтры, использованная спецодежда, цементированные ЖРАО и т.п.) необходимо пересортировать и определить в захоронение или на хранение.
Работа этого завода строится на процессах сортировки (неудивительно), сжигания и цементации, компактификации (т.е. прессования, в основном металлолома) и упаковки по контейнерам, которые будут пока храниться на промежуточных хранилищах РАО (входящих в состав B234), до готовности B19 и B25. Интересной особенностью завода является его высокая автоматизация, с использованием роботов «Brokk» и манипуляторов «Walischmiller».
Общий объём отходов, который пройдет через этот завод составляет сотни тысяч кубометров, которые будут разделены на 6 новых классов радиоактивных отходов (A,B,C,D,E,F), впрочем оценки пока предварительные.
Для сравнения, блоки с ВВЭР при выводе дают заметно меньшие объёмы РАО и конструкций (к вопросу о «дешивизне РБМК»).
Что касается процесса разборки оборудования АЭС, то на сегодня этот процесс в основном затронул первый блок (на котором снят статус ядерно-опасного объекта), где разделка оборудования идет темпом ~5-8 тысяч тонн в год. По сегодняшним планам, полная разборка АЭС должна быть завершена в 2038 году. Впрочем этот срок уже дважды переносился. Интересно, что администрация АЭС оценивает доход от продажи материалов, получаемых при разборке АЭС всего в 30 миллионов евро.
Опыт Игналинской АЭС интересен его применимостью в России, где до 2030 года начнётся разборка 8 блоков РБМК. Учитывая, что Nukem с 2009 года принадлежит Росатому, получается наработка опыта за Европейские деньги, и сейчас этот опыт транслируется в другие структуры Росатома, которые будут выполнять вывод РБМК из эксплуатации. Интересен этот опыт также для потенциального рынка контрактов на вывод различных АЭС из эксплуатации, количество которых будет нарастать.