Процесс реабилитации радиационно-опасных объектов с участием международной технической помощи идет давно, и достигнуты впечатляющие результаты. Однако до сих пор нет единых международных согласованных подходов к этому процессу, что создает ряд сложностей. ОАО «НИКИЭТ им. Доллежаля» имеет предложения, способные разрешить проблему. Об этом в интервью-комментарии рассказывает Главный конструктор по обращению с ОЯТ и РАО и выводу из эксплуатации ядерно- и радиационно-опасных объектов – Директор отделения Сергей Григорьевич Ряснянский.
Вывод из эксплуатации радиационно-опасных объектов, каковы бы ни были причины этому, является обязательным этапом их жизненного цикла и требует для своей реализации подходов, содержащих определенные критерии.
Действительно, до настоящего времени единых международных согласованных подходов к выводу из эксплуатации радиационно-опасных объектов и их реабилитации не разработано. Актуальность решения этих вопросов приобретает особую значимость в связи с необходимостью реабилитации загрязненных территорий и ликвидации локальных участков загрязнения на бывших технических базах Военно-Морского Флота РФ, созданных в 60-е годы прошлого столетия для обеспечения эксплуатации атомных подводных лодок и осуществлявших прием и хранение отработавшего ядерного топлива, твердых и жидких радиоактивных отходов.
Функционирование этих баз по приему радиоактивных веществ было прекращено, и распоряжением Правительства Российской Федерации в 2001 года базы были переданы в ведение Минатома России с целью их реабилитации. Береговые технические базы переименованы в пункты временного хранения (ПВХ) отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) и радиоактивных отходов (РАО) и находятся в ведении Федерального государственного унитарного предприятия «РосРАО». Данные ПВХ расположены в закрытых административных территориальных образованиях: на Кольском полуострове – в ЗАТО г. Заозерск и в ЗАТО г. Островной; на Камчатском полуострове – в ЗАТО г. Вилючинск; в Приморье – в ЗАТО г. Фокино.
В период функционирования по прямому предназначению их территории подверглись значительному радиоактивному загрязнению. Отсутствие своевременных решений по обеспечению безопасных условий хранения
привели к тому, что часть ОЯТ и упаковок РАО за время хранения деградировали, и значительное количество радионуклидов проникло в грунт на глубину нескольких метров. Потенциал распространения этого загрязнения и других возможных загрязнений формирует дополнительные риски как локального, так и регионального масштаба.
В соответствии с Федеральной целевой программой «Промышленная утилизация вооружения и военной техники (2005-2010 годы)» и ее фактическим продолжением – Федеральной целевой программой «Промышленная утилизация вооружения и военной техники ядерного комплекса на 2011-2015 годы и на период до 2020 года», проблема реабилитации ПВХ признана одной из основных.
Соответственно, вариант вывода объекта из эксплуатации должен оцениваться по следующим показателям:
- срок реализации вывода из эксплуатации;
- ожидаемая коллективная доза;
- ожидаемый объем радиоактивных отходов;
- необходимость дополнительной инфраструктуры;
- сложность технологий и необходимость разработки нового оборудования;
- ожидаемое воздействие на окружающую среду;
- потребность в трудовых ресурсах;
- стоимость варианта вывода объекта из эксплуатации.
Основными проблемами обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации радиационно-опасного объекта будут являться:
- ядерная безопасность при обращении с ОЯТ;
- радиационная безопасность персонала и населения;
- экологическая безопасность окружающей среды.
Исходя из чего, проектная документация должна содержать, в первую очередь, следующие сведения:
- полное описание ситуации на объекте;
- данные об актуальном и планируемом использовании объекта;
- данные по объемам загрязненных сред, зон реабилитации;
- описание процедуры и технологии, предлагаемых для реабилитации, с обоснованием их пригодности;
- последующие мероприятия (долговременный надзор и эксплуатация систем очистки, программы мониторинга и т.д.);
- мероприятия по защите окружающей среды и здоровья работников в процессе работ (организация разделения на «чистую» и «загрязненную» области с системой охраны, организация мытья шин, организация площадок временного складирования загрязненных грунтов и материалов, частичная или полная охрана, проведение медицинского обследования персонала, план поведения на случай возникновения экстремальной ситуации и т.д.);
- график проведения санации, укрупненных показателей расходов и плана организации работ;
- список требуемых согласований и разрешений.
В соответствии с Концепцией вывода из эксплуатации ядерных установок, радиационных источников и пунктов хранения ГК «Росатом» обязательным условием приемлемости варианта вывода ядерно-радиационно-опасного объекта (ЯРОО) из эксплуатации является достижение его конечного состояния как минимум «коричневая лужайка», но сегодня, говоря о приемлемости населением атомной энергетики.
Согласно указанной Концепции вывода из эксплуатации ядерных установок, радиационных источников и пунктов хранения ГК «Росатом», вывод из эксплуатации ЯРОО направлен на освобождение объекта из-под регулирующего надзора и контроля, и представляет собой комплекс организационных и технических мероприятий, осуществляемых после окончательного останова ЯРОО, исключающих его использование по целевому проектному назначению и направленных на обеспечение безопасности работников (персонала), населения и окружающей среды, вплоть до достижения обоснованного и определенного проектом вывода из эксплуатации конечного безопасного состояния объекта.
Показатели и характеристики конечного состояния ЯРОО после вывода из эксплуатации должны обеспечить возможность освобождения объекта из-под контроля органов государственного регулирования в части ядерной и радиационной безопасности.
Базовыми вариантами конечных состояний объекта являются:
- ликвидация ЯРОО – вариант его вывода из эксплуатации, предусматривающий дезактивацию оборудования, зданий и сооружений, ликвидацию радиоактивных загрязнений до приемлемого в соответствии с нормами уровня, демонтаж оборудования, систем, конструкций и строительных сооружений, содержащих радиоактивные вещества и материалы, удаление всех радиоактивных отходов с площадки объекта, а также ее реабилитацию в целях дальнейшего использования;
- консервация ЯРОО – вариант вывода его из эксплуатации, предусматривающий локализацию радиоактивно загрязненных компонентов оборудования, строительных конструкций или РАО на месте с созданием необходимых физических барьеров, исключающих несанкционированный доступ в зону локализации и нерегламентированный выход радиоактивных веществ в окружающую среду;
- конверсия ЯРОО – комплекс организационных и технических мероприятий, направленных на изменение целевого назначения основных сооружений, зданий, инженерных систем и оборудования объекта для ведения иных видов практической деятельности, в том числе в области использования атомной энергии;
- для сложных ЯРОО в качестве конечного состояния могут быть использованы сочетания и модификации базовых вариантов. Конкретный выбор варианта определяется и обосновывается совокупностью инженерных, экономических, экологических и иных факторов;
- - вывод из эксплуатации ЯРОО может осуществляться на этапной основе и предусматривать этап длительного безопасного хранения ЯРОО с целью снижения уровня опасности объекта за счет распада радиоактивных веществ при поддержании на должном уровне состояния барьеров безопасности.
- вывод из эксплуатации ЯРОО может включать в себя несколько этапов выполнения работ, характеризуемых различными промежуточными состояниями объекта, достигаемыми при завершении этапа.
Выводу из эксплуатации предшествуют следующие мероприятия:
- подготовка к выводу из эксплуатации ЯРОО;
- окончательный останов ЯРОО для вывода из эксплуатации.
Конечное состояние ЯРОО после вывода из эксплуатации – обоснованное и определенное проектом вывода из эксплуатации его состояние, при достижении которого работы по выводу объекта из эксплуатации прекращаются. Показатели и характеристики конечного состояния ЯРОО должны обеспечить возможность освобождения объекта из-под контроля органов государственного регулирования в части ядерной и радиационной безопасности.
Основными этапами вывода ЯРОО из эксплуатации являются:
- приведение ЯРОО в состояние, исключающее его потенциальную ядерную опасность в нормативно установленный период после его останова (удаление ядерных материалов, топлива, ОЯТ);
- подготовка и сохранение ЯРОО под наблюдением в течение длительного времени (при соответствующем обосновании необходимости и целесообразности);
- перевод ЯРОО в радиационно-безопасное состояние;
- перевод ЯРОО в состояние, не требующее контроля органов государственного регулирования ядерной и радиационной безопасности.
Согласно основному документу в области обеспечения радиационной безопасности населения – Федеральному закону «О радиационной безопасности населения» – защита населения в районе расположения радиационно-опасных объектов осуществляется путём вмешательства на основе принципов безопасности, имея в виду, что при прекращении эксплуатации радиационно-опасных объектов и проведении реабилитационных работ индивидуальная доза облучения населения от техногенных источников не должна превышать 0,01 мЗв/год. В таком случае этот объект считается радиационно-безопасным и на него не распространяется действие нормативных документов. Достижение величины 0,01 мЗв/год на практике требует значительных экономических затрат. Кроме того, эта величина по мощности эффективной дозы облучения составляет 1/200 от естественного фона и в этой связи затруднительна для измерения существующей аппаратурой (средний естественный фон по России составляет 0,1÷0,2 мкЗв/ч). В рекомендациях МКРЗ и МАГАТЭ для техногенных источников предложена доза облучения населения 0,3÷1,0 мЗв/год.
Основным критерием для принятия решения о вмешательстве при выводе из эксплуатации радиационно-опасных объектов для гамма-излучающих радионуклидов является допустимое значение мощности эквивалентной дозы (МЭД) гамма-излучателей; для альфа-, бета-излучающих и трансурановых радионуклидов целесообразно использовать величину удельной активности содержания техногенных и природных радионуклидов. Применение допустимых уровней (ДУ) радиоактивного загрязнения объектов и территорий на практике позволит принимать решения по целесообразности, объему и завершенности дезактивационных мероприятий.
Доза 0,3 мЗв/год может быть использована для радиационно-опасных объектов, расположенных в удалении от населенных пунктов и имеющих санитарно-защитную зону и зону наблюдения. В этом случае МЭД гамма-излученияповысится на 1,8*10-2 мкЗв/ч, что находится в пределах погрешности аппаратуры. При таких предполагаемых пределах доз риск возникновения отрицательных эффектов для населения будет составлять 0,7*10-6 (для 0,1 мЗв/год) и 2*10-6 (для 0,3 мЗв/год) случаев в год, что практически совпадает с пренебрежимым риском 1*10-6.
Согласно статье 39 Федерального закона «Об охране окружающей среды», при выводе из эксплуатации объектов должны быть разработаны, согласованы с надзорными органами и реализованы мероприятия по реабилитации территорий.
Выбор сценариев реабилитации осуществляется с учетом планируемого использования объекта в дальнейшем. При проведении выбора конкретной технологии необходимо обосновать её пригодность, а для определения очередности работ следует руководствоваться следующими приоритетами:
- приоритет обеспечения гарантий безопасности персонала, населения и окружающей среды над вопросами получения экономической прибыли;
- приоритет работ, обеспечивающих максимальное снижение экологического риска с учетом степени реальной опасности и последствий воздействия на человека и окружающую среду с учетом демографических, социальных, экологических, географических, геологических и метеорологических факторов при равных материальных и временных затратах;
- приоритет вывода из эксплуатации объектов с более высокой категорией опасности;
- приоритет работ, которые наиболее близки к завершению и обеспечивают прямые и немедленные гарантии безопасности человека и окружающей среды.
Учитывая, что радиационная обстановка на объекте после реабилитации должна обеспечивать его безопасное использование в заданном режиме, возникает необходимость предварительно идентифицировать совокупность требований, предъявляемых к ней в зависимости от выбора последнего.
Указанная совокупность требований (далее – критерии реабилитации) служит составной частью основы для разработки проекта реабилитации объекта, позволяя оценить необходимость в тех или иных мерах по приведению радиационной обстановки на реабилитированном объекте к заданным требованиям, если такая потребность будет выявлена.
Специальное законодательство, устанавливающее порядок принятия решений по вопросам реабилитации, равно как и критериев самой реабилитации, отсутствует. В этой связи для их разработки представляется целесообразным использовать концептуальные положения по выводу из эксплуатации ядерно - и радиационно-опасных объектов, принятые Госкорпорацией «Росатом», и нормы радиационной безопасности, установленные ФМБА России для реабилитации ПВХ, изложенные ниже.
Состояние реабилитированного объекта в зависимости от уровня регулирующего контроля может представлять собой по принятой в атомной отрасли терминологии:
- «коричневую лужайку» – состояние, при котором объект пригоден для нужд атомной энергетики (достигается демонтажем не предназначенных для дальнейшего использования объектов, а в некоторых случаях дополнительно вывозом всего ОЯТ и РАО);
- «зеленую лужайку» – состояние, при котором объект может быть выведен из-под регулирующего контроля (достигается полным демонтажем имеемых объектов, вывозом всего ОЯТ и РАО, реабилитацией территории).
Конечное состояние реабилитированного объекта достигается на вариантной основе реализуемых стратегий, базовыми из которых являются:
- ликвидация объекта – прекращение его использования с последующим полным демонтажем;
- конверсия объекта – изменение его проектного назначения;
- консервация объекта – создание на его основе объекта окончательной изоляции радиоактивных отходов;
- реновация объекта – восстановление утраченных свойств элементов объекта или их обновление.
Каждый вариант сопровождается приданием реабилитированному объекту свойств, обеспечивающих его потенциальную радиационную безопасность. Стратегия реабилитации объекта, закладываемая при этом в проект реабилитации, определяется для ПВХ.
Для сложного объекта в целом могут быть использованы сочетания и модификации базовых вариантов реабилитации, когда для каждого его элемента или группы их выбирается свой вариант.
Вывод объекта из эксплуатации может предусматривать этап его длительного хранения с целью снижения уровня опасности объекта за счет распада радиоактивных веществ при поддержании на должном уровне состояния барьеров безопасности.
Конкретный выбор варианта реабилитации объекта определяется техническим заданием на данную работу, исходя из предполагаемого его использования, обоснованного совокупностью инженерных, экономических, экологических и иных факторов.
На основании выбранного варианта реабилитации объекта, с учетом этапа его реновации (см. далее), формируются критерии его реабилитации.
Выполнение критериев реабилитации должно быть подтверждено результатами радиационного обследования, проведенного после завершения реабилитационных мероприятий.
Принципиальные решения по реабилитации ПВХ должны разрабатываться с учетом особенностей мест их расположения, количества накопленного ОЯТ и РАО, а также условий их хранения, состава и состояния инфраструктуры.
Варианты конечного состояния ПВХ, исходя из предполагаемого их использования, могут представлять собой: площадку для объекта радиационно-технологического назначения; площадку для объекта общепромышленного использования.
По результатам принятия решения о варианте использования объекта, для приведения ПВХ к утвержденному конечному состоянию целесообразна разработка проекта вывода их из эксплуатации. Основные положения по вариантам вывода из эксплуатации этих объектов (бывших БТБ ВМФ) установлены в утвержденных Минатомом России:
- для Северо-западного региона – Концепция №2.2809К;
- для Тихоокеанского региона – Концепция №2.2813К.
В качестве руководящего документа по разработке проекта вывода объекта из эксплуатации возможно использование санитарных правил СП 2.6.1.23-05 «Обеспечение радиационной безопасности при выводе из эксплуатации комплектующего предприятия» (СПВЭ-КП-05); родственность объектов позволяет использовать подходы данных Правил к проектам вывода из эксплуатации и реабилитации ПВХ.
Для проведения работ по реабилитации ПВХ согласно указанным Концепциям требуется реновация – восстановление инфраструктуры объекта, обеспечивающей безопасное выполнение радиационно-опасных технологических операций и соблюдение действующих норм и правил защиты персонала и окружающей среды. При этом:
- должны быть произведены комплексные инженерно-радиационные обследования и разработка проектов, включающих ТЭО реабилитации ПВХ в целом и отдельных элементов инфраструктуры;
- ОЯТ, хранящееся на ПВХ, подлежит вывозу на переработку;
- дальнейшая эксплуатация ПВХ по приему ОЯТ и РАО от действующих кораблей ВМФ не предусматривается;
- реабилитация ПВХ должна производиться до уровня, исключающего потенциальную опасность радиоактивного загрязнения акватории и воздушной среды (до уровня «коричневой лужайки»);
- экологическая реабилитация ПВХ должна производиться в два этапа:
- на первом этапе должна быть восстановлена инфраструктуры ПВХ, необходимая для обеспечения ядерной, радиационной и экологической безопасности окружающей среды и персонала при подготовке и проведении реабилитационных работ, а также осуществлена изоляция существующих хранилищ ОЯТ и РАО от контакта с грунтовыми водами и атмосферными осадками;
- на втором этапе должна производиться реализация проектов реабилитации ПВХ с учетом результатов технико-экономических обоснований (ТЭО).
Реабилитация зданий, сооружений и территорий ПВХ может выполняться по следующим вариантам:
- ликвидация;
- конверсия;
- консервация;
- реновация.
Выбор варианта для конкретных зданий и сооружений должен производиться по результатам комплексных инженерно-радиационных обследований и разработанных ТЭО.
Критерии реабилитации представляют собой свод норм санитарно-эпидемиологической безопасности населения, сформированный применительно к целям проекта. В качестве их количественных значений приняты допустимые уровни показателей, установленных НРБ-99/2009:
- мощность дозы гамма-излучения;
- радиоактивное загрязнение наружных поверхностей сооружений;
- уровни радиоактивного загрязнения объектов окружающей среды.
Критерии реабилитации установлены в виде ограничения нормативов радиационного воздействия на человека и окружающую среду по завершении реабилитации ПВХ, а именно:
- пределов годовых эффективных доз и эквивалентных доз в хрусталике глаза, коже, кистях и стопах от техногенного облучения для персонала и критической группы населения;
- граничных годовых эффективных доз для персонала и критической группы населения в результате облучения от остаточного техногенного загрязнения территории и объектов и облучения от новой деятельности с источниками ионизирующего излучения;
- допустимых уровней радиоактивного техногенного загрязнения поверхностей помещений и находящегося в них оборудования;
- допустимой удельной активности техногенных радионуклидов в морских продуктах;
- допустимой объемной активности техногенных радионуклидов в подземных водах.
Установленные ограничения нормативов облучения и загрязнения являются их максимальными значениями, подлежащими снижению по принципу оптимизации с учетом условий использования реабилитированных территорий и объектов.
Оптимизированные значения нормативов являются основой для определения конкретных уровней очистки территории и объектов (в единицах удельной активности почвы, мощности дозы в помещениях и т.п.).
Принятый проектом реабилитации вариант конечного состояния объекта в общем случае будет определять различные требования к радиационной обстановке. Так, при полной или частичной ликвидации ПВХ для приведения
параметров радиационной обстановки к заданным требованиям должны быть проведены реабилитационные работы на объектах и территориях с целью:
- снижения доз облучения населения при использовании территории и объектов в общепромышленных целях;
- предотвращения облучения людей в будущем;
- предотвращения или снижения воздействия техногенных радионуклидов на окружающую среду.
Для площадок общепромышленного назначения, созданных в результате ликвидации объекта, устанавливаются соответствующие требования.
Критерием вывода территорий из регулирующего контроля при ликвидации ПВХ является граничная доза для критической группы населения от остаточного загрязнения, равная 0,3 мЗв/год.
В случае конверсии для ПВХ предполагается удаление с объекта ТРО с последующим частичным демонтажем сооружений, а также очисткой сооружений и территории объекта с целью его перепрофилирования на иное использование радиационно-технологического назначения.
Для объектов, созданных в результате конверсии, устанавливаются требования, ограничивающие облучение населения и персонала от остаточного техногенного загрязнения и от новой деятельности с источниками ионизирующего излучения (ИИИ).
При консервации объектов ПВХ должны быть проведены работы по нормализации радиационной и радиационно-экологической обстановки на объектах и территории вокруг них и исключению (ограничению) потенциальной опасности радиоактивного загрязнения акватории и воздушной среды в результате консервации объекта.
По окончании мероприятий по консервации объектов (объекта) ПВХ должны выполняться следующие требования:
- граничная доза облучения персонала при работах на территории законсервированного объекта и внутри него не должна превышать 2 мЗв/год;
- снимаемое (нефиксированное) загрязнение поверхностей помещений объектов, в которых могут проводиться работы, и находящегося в них оборудования, с которым могут проводиться работы, не допускается;
- уровни фиксированного радиоактивного загрязнения поверхностей внутри помещений законсервированных объектов, в которых могут проводиться работы, и находящегося в них оборудования, с которым могут проводиться работы, не должны превышать 1/10 значений допустимых уровней радиоактивного загрязнения для помещений периодического пребывания персонала, установленных в НРБ-99/2009;
- эффективная доза от радиоактивных выбросов не должна превышать 10 мкЗв/год;
- загрязнение грунтовых и подземных вод в результате миграции радионуклидов из законсервированных объектов должно быть ниже уровней для низкоактивных жидких отходов.
В случае реновации объекта, целью которой является обновление и восстановление свойств сооружений и инфраструктуры ПВХ, обстановка на территории и объектах ПВХ определяется преимущественно излучением от ОЯТ и РАО. При эксплуатации ПВХ по прямому назначению после проведения реновации дозы облучения персонала будут формироваться также в основном при обращении с ОЯТ и РАО, а дозы облучения населения – при выбросах и сбросах в результате обращения с ОЯТ и РАО. В этой связи ограничения доз облучения персонала и населения от остаточного загрязнения отдельно не устанавливаются.
Для объектов, созданных в результате реновации, должны выполняться требования по ограничению техногенного облучения персонала и населения при нормальных условиях эксплуатации:
- суммарные дозы облучения персонала и населения в результате
- суммарные уровни радиоактивного загрязнение поверхности помещений и находящегося в них оборудования не должны превышать нижеприведенные ДУ.
ОАО «НИКИЭТ им Доллежаля» использует в своей деятельности разработанные научно-обоснованные критерии, которые целесообразно было бы включить в нормативную составляющую при выполнении международных проектов.