Федеральная целевая программа «Обеспечение ядерной
и радиационной безопасности на 2016 – 2020 годы и на период до 2030 года»

Подробнее о программе

Интервью П.М. Гаврилова, генерального директора ФГУП «ГХК», д.т.н.


21.05.2018

Генеральный директор ФГУП «Горно-химический комбинат» Петр Гаврилов рассказал Порталу ФЦП ЯРБ-2 о ключевых работах, проводимых в "Горно-химическом комбинате"

– ГХК является ключевым предприятием Госкорпорации «Росатом» по созданию технологического комплекса ЗЯТЦ на основе инновационных технологий нового поколения. Что это за технологии?

– Горно-химический комбинат в планах Госкорпорации «Росатом» занимает одну из ключевых позиций в развитии ЗЯТЦ в России. На ГХК сосредоточены следующие инновационные технологии, заложенные в основу замкнутого ядерного топливного цикла:

- «мокрое» хранилище ОЯТ, реконструкция которого завершена в 2011 году. Результатом выполнения данного мероприятия стало качественное усиление безопасности при увеличении объёмов хранения ОЯТ ВВЭР-1000;

- «сухое» хранилище отработавшего ядерного топлива. Первая загрузка ОЯТ РБМК-1000 состоялось в 2012 году, в 2015 году завершено строительство всего комплекса воздухоохлаждаемых хранилищ ОТВС реакторов ВВЭР-1000 и РБМК-1000, а в 2016 году произведена первая перегрузка ОЯТ ВВЭР-1000 из «мокрого» в «сухое» хранилище;

- в 2015 году состоялся пуск первой очереди опытно-демонстрационного центра. В 2020 году будет закончено сооружение и состоится пуск в эксплуатацию второй очереди ОДЦ. Отличительной чертой новой технологии переработки ОЯТ является отсутствие сброса жидких радиоактивных отходов в окружающую среду и значительно меньшие, по сравнению с существующими технологиями, объёмы отверждённых высоко- и среднеактивных отходов;

- в декабре 2014 года на производственной площадке ФГУП «ГХК» создано производство ТВС с МОКС-топливом для обеспечения активной зоны реактора БН-800. В контексте создания ЯТЦ это позволит использовать плутоний в ядерном-топливном цикле.

– На площадке ГХК идут работы по созданию ампулы для хранения ОЯТ. Что это за ампула и почему вообще изделие получило именно такое название? В основном, сегодня атомщики используют термин ТУК или контейнер

– С 2012 года на площадке Изотопно-химического завода ФГУП» ГХК» функционирует «сухое» хранилище ОЯТ реакторов РБМК-1000. Технология обращения с таким топливом предполагает разделение ОТВС в специальных камерах разделки на атомных электростанциях на две части по высоте. При этом образуются пучки твэлов (ПТ), которые упаковываются в специальные нержавеющие пеналы, называемые ампулами. Затем ампулы с ПТ загружаются в транспортный чехол, который устанавливается в металлобетонный контейнер (МБК), помещаемый, в свою очередь, в защитно-демпфирующий кожух (ЗДК). Транспортный упаковочный комплект (МБК с ЗДК) устанавливается на железнодорожный транспортер для перемещения между АЭС и хранилищем ФГУП «ГХК».

Ампула ПТ состоит из трубчатого корпуса и крышки. Длина ампулы около четырех метров, а диаметр чуть меньше 10 сантиметров, такое соотношение линейных размеров изделия и дало ему название «ампула». Основное её назначение – это предотвращение высыпания твердых частиц топлива и конструктивных элементов твэла за пределы ампулы на всех этапах обращения.

На ФГУП «ГХК» освоено производство данного изделия с производительностью обеспечивающей вывоз ОТВС со всех АЭС с реакторами РБМК-1000.

– Специалисты ГХК превращают бассейн ЖРО в «зеленую лужайку». Каким образом?

– Бассейн-хранилище № 365 был введен в эксплуатацию в 1958 году и предназначался для приёма и временного хранения жидких нетехнологических отходов (ЖНО) предприятия.

После останова промышленного уран-графитового реактора АДЭ-2 в 2010 году бассейн-хранилище № 365 не эксплуатируется и, в соответствии с требованиями законодательства в области использования атомной энергии, начаты работы по подготовке к выводу из эксплуатации.

В 2016-2017 гг. изготовлено оборудование и введен в опытно-промышленную эксплуатацию узел удаления радиоактивных иловых отложений, накопленных за период эксплуатации бассейна-хранилища № 365. В 2017-2019 годах будет произведено удаление иловых отложений и переработка ЖНО из бассейна. После удаления ЖНО и иловых отложений будут извлечены защитные слои и подстилающие грунты из ложа бассейна, демонтированы объекты инфраструктуры бассейна с последующей рекультивацией площадки размещения объекта путем послойной засыпки грунтом. Работы по выводу из эксплуатации бассейна-хранилища № 365 планируется завершить к концу 2025 года.

– Какие сегодня реализуются мероприятия для обеспечения безопасного обращения с отработавшим ядерным топливом АЭС?

– Общая цель обеспечения безопасности при обращении с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) заключается в надежной защите персонала, населения и окружающей среды от радиационного воздействия. На ФГУП «ГХК» это достигается созданием необходимых условий, обеспечивающих безопасность при обращении с ОЯТ на всех этапах технологического процесса: транспортирование, технологическое хранение и переработка ОЯТ.

Транспортирование ОЯТ

Транспортирование ОЯТ осуществляется по железной дороге специальными вагон-контейнерными поездами, сопровождаемыми вооруженной охраной и обслуживающим персоналом. Отработавшее ядерное топливо на ФГУП «ГХК» доставляется с российских и зарубежных АЭС в транспортных упаковочных комплектах (ТУК). ТУК представляет собой толстостенный металлический (стальной) или металлобетонный цилиндрический корпус, герметично закрываемый крышкой. Внутренняя и наружная полости корпуса контейнера, стыкуемая с крышкой, облицованы коррозионностойкой сталью. Все транспортеры и ТУКи сертифицированы и отвечают национальным требованиям и требованиям МАГАТЭ по безопасности.

Ядерная и радиационная безопасность обеспечивается за счет использования в конструкции ТУК особых нейтронно-поглощающих материалов и пространственного шага размещения ОТВС внутри ТУК.

За более чем 30-ти летнюю практику осуществления ФГУП «ГХК» перевозок ОЯТ не произошло ни одной аварии, происшествия и инцидента. Контейнерный парк, используемый для транспортировки ОЯТ, включает в себя пять основных типов контейнеров и постоянно расширяется. Например, в прошлом году на площадке ФГУП «ГХК» прошли «холодные» испытания нового, двухцелевого контейнера ТУК-137Д разработки ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ». Новый ТУК обладает большей вместимостью, чем имеющиеся отечественные аналоги и рассчитан на транспортировку и хранение ОЯТ с повышенными характеристиками по тепловыделению и активности.

Централизованное хранение ОЯТ

После осуществления основных транспортно-технологических операций (прием, перегрузка, входной контроль) ОЯТ помещается на длительное технологическое хранение в действующий комплекс долгосрочного централизованного хранения ОЯТ реакторных установок ВВЭР-1000 и РБМК-1000. В ХОТ-1 – «мокрое» хранилище ОЯТ ВВЭР-1000, а также в ХОТ-2 «сухое» хранилище ОТВС ВВЭР-1000 и РБМК-1000 принимаются после промежуточного хранения в приреакторных хранилищах ОЯТ с целью снижения радиоактивности и остаточного тепловыделения.

В 2011 году была завершена комплексная реконструкция ХОТ-1. Выполненные мероприятия значительно повысили сейсмоустойчивость хранилища, увеличили производительность и надежность системы охлаждения, что позволило продлить срок его эксплуатации.

Проектной организацией были проведены расчеты на предельную сейсмическую устойчивость строительных конструкций и оборудования ХОТ-1. Результаты расчётов показали, что строительные конструкции ХОТ-1 сохраняют целостность при более высоком сейсмическом воздействии, чем возможно на площадке размещения объекта.

Также выполнен вероятностный анализ безопасности ХОТ-1 и ХОТ-2. Полученные результаты свидетельствуют о соответствии уровня безопасности на ХОТ-1 и ХОТ-2 нормативному критерию «Общих положений обеспечения безопасности объектов ядерного топливного цикла» и требованиям МАГАТЭ. В технологическом процессе «сухого» хранения ХОТ-2 используется уникальное оборудование российской разработки, не имеющее аналогов в мире. Все технологические операции, связанные с перемещением ОЯТ, выполняются в автоматизированном режиме, что позволяет значительно снизить радиационную нагрузку на персонал. Отвод тепла от гнезд хранения осуществляется за счет естественной конвекции и не зависит от внешних и внутренних факторов.

Переработка ОЯТ

В 2015 году состоялся пуск первой очереди опытно-демонстрационного центра. Отличительной чертой новой технологии переработки ОЯТ является отсутствие сброса жидких радиоактивных отходов в окружающую среду и значительно меньшие, по сравнению с существующими технологиями, объёмы отверждённых высоко- и среднеактивных отходов

– Расскажите о создании опытно-демонстрационного центра (второго пускового комплекса) по радиохимической переработке ОЯТ. Какие технологии применены при реализации этого проекта?

Опытно-демонстрационный центр по переработке ОЯТ на основе инновационных технологий (ОДЦ) на ФГУП «ГХК» создается в два этапа:

- на первом этапе в конце 2015 года создана современная «горячая» лаборатория, в которой в укрупненном масштабе в 2016 году проведены исследования на имитаторах по комплексной проверке новых технологий переработки ОЯТ тепловых реакторов, а в 2017-2020 годах отрабатывается комплексная проверка технологии на реальном ОЯТ.

- на втором этапе в 2020 году будет введен второй пусковой комплекс ОДЦ по переработке ОЯТ ВВЭР-1000 производительностью до 250 тонн в год. Это позволит отработать инновационные технологии переработки ОЯТ в промышленном масштабе, а так же доработать новые виды оборудования, используемые при переработке ОЯТ энергетических реакторов.

В основе технологии переработки ОЯТ на ОДЦ лежит «упрощенный PUREX-процесс», обеспечивающий переработку ОЯТ с замкнутым водооборотом без сброса каких-либо РАО в окружающую среду, путем отгонки трития и других летучих продуктов деления на головных операциях технологического процесса до узла растворения.

Так же необходимо отметить, что в рамках создания второго пускового комплекса ОДЦ впервые в России для иммобилизации ВАО базовой технологии радиохимических производств реализуется новая российская концепция построения установок остекловывания радиоактивных отходов методом индукционной плавки в холодном, водоохлаждаемом тигле (ИПХТ). Основные преимущества новой конструкции ИПХТ – это увеличение срока эксплуатации оборудования до 30 лет, малые габариты установки, возможность периодической работы в режиме старт-стоп, сокращение объемов ТРО при выводе из эксплуатации холодного тигля, а так же низкая стоимость оборудования в сравнении с российскими и зарубежными аналогами.

Важнейшей задачей технологии ОДЦ является получение фракции U+Pu+Np и основного количества урана как целевых продуктов для рецеклирования в реакторах на быстрых нейтронах.

– В 2017 году ГХК полностью освободился от ОЯТ ПУГР, работавших на его площадке. В чем заключался этот процесс? Куда отправлено топливо и что с ним будет? Возможна ли была его переработка или утилизация на самом ГХК?

– На ПУГР ФГУП «ГХК» использовалось ядерное топливо двух типов: стандартные урановые блоки и высокообогащенные блоки ДАВ-90. Переработка стандартных урановых блоков проводилась на радиохимическом заводе ФГУП «ГХК» (завершена в 2012 году), блоков ДАВ-90 – на ФГУП «ПО «Маяк». С 1989 г. вывоз облученных блоков ДАВ-90 на переработку был прекращен в связи с несоответствием используемого вагона-контейнера требованиям безопасности. К моменту завершения эксплуатации реактора АДЭ-2 в 2010 году на ФГУП «ГХК» было накоплено значительное количество облученных блоков ДАВ-90.

Длительное хранение в бассейнах выдержки привело к коррозионному разрушению оболочки части блоков, выходу и накоплению урана-235 в илах бассейна выдержки. Вопрос транспортировки блоков ДАВ-90 на ФГУП «ПО «Маяк» требовал неотложного решения.

В период 2010-2012 гг. были выполнены работы по подготовке к отправке блоков ДАВ-90: спроектированы и изготовлены транспортно-упаковочные комплекты ТУК-135, отвечающие всем современным требованиям безопасности, создана необходимая инфраструктура, оформлена разрешительная документация, получены изменения в лицензии и успешно проведены испытания.

В рамках ФЦП ОЯРБ в период с 2012-2017 гг. специалистами ФГУП «ГХК» был осуществлен вывоз всех блоков ДАВ-90 с площадки ФГУП «ГХК» на ФГУП «ПО «Маяк» для последующей переработки.

– «Горно-химический комбинат» регулярно публикует отчеты по экологической безопасности. Есть ли уже какие-то данные за 2017 год? Что оттуда можно выделить и на что следует обратить внимание?

– ФГУП «ГХК» является экологически значимой организацией (ЭЗО) атомной отрасли, которой согласно требованиям «Единых отраслевых методических указаний по реализации Экологической политики Госкорпорации «Росатом» и её организаций», необходимо ежегодно готовить, согласовывать и издавать отчет по экологической безопасности за отчетный год.

На сегодняшний день работа по формированию содержательной части отчета за 2017 год завершена. В соответствии с регламентом представления отчета в Госкорпорацию «Росатом», в марте 2018 года подготовленный проект отчета по экологической безопасности за 2017 год направлен в адреса Советника генерального директора Госкорпорации «Росатом» Грачева В.А. и Управления по работе с регионами Госкорпорации «Росатом».

В отчете подробно представлены основная деятельность предприятия и динамика выбросов и сбросов радионуклидов, ВХВ за последние пять лет. Подробно изложена радиационная обстановка в районе размещения предприятия, санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения. Представленные результаты свидетельствуют, что в 2017 году производствами предприятия обеспечено соблюдение установленных нормативов выбросов и сбросов радионуклидов и ВХВ. Осуществляемый производственный экологический контроль демонстрирует, что влияние предприятия на окружающую среду практически на уровне глобального фона.

В отчете размешена информация по функционированию на предприятии системы экологического менеджмента (СЭМ) и системы менеджмента качества (СМК), оценена эффективность данных систем с учетом проведенного в 2017 году надзорного аудита Международной компанией «DQS GmbH» (Германия), что явилось основанием продления действия сертификата соответствия СЭМ требованиям ISO 14001 и СМК требованиям ISO 9001.

– Как оценивается сегодня экологическая обстановка вокруг ГХК после остановки производства оружейного плутония?

– После остановки промышленных реакторов ГХК (двух проточных в 1992г., энергетического в 2010г.) и радиохимического производства оружейного плутония (2012г.) полностью ликвидирован источник поступления в окружающую среду довольно широкого спектра короткоживущих, средне- и долгоживущих радионуклидов как активационного, так и осколочного характера происхождения.

В настоящее время среднегодовая объемная активность радионуклидов, обусловленная выбросами предприятия, в атмосферном воздухе в санитарно-защитной зоне (СЗЗ) и населенных пунктах значительно ниже допустимых уровней, установленных НРБ-99/2009, и не превышает 0,2% в СЗЗ и в населенных пунктах в сумме по всем радионуклидам.

В целом, на уровне глобального фона, влияние газоаэрозольных выбросов в атмосферу действующих производств на загрязнение территории санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения практически не обнаруживается.

Сброс всех радионуклидов в реку Енисей не превышает установленных Федеральной службой по экологическому, технологическому и атомному надзору норм сбросов и составляет менее 7% от разрешенных значений.

Радиационная обстановка в районе размещения предприятия вполне удовлетворительная и не требует экстренных мер по реабилитации территорий. Максимальные дозовые нагрузки на население, проживающее в двадцатикилометровой зоне наблюдения составляют менее 2% от допустимых по НРБ-99/2009.

Влияние предприятия на загрязнение пищевых продуктов, выращиваемых в зоне наблюдения, не обнаруживается.

– На предприятии существует локальная Экологическая политика. Какие мероприятия включают в себя эти направления? Какие ближайшие цели поставил перед собой комбинат?

– Важнейшим приоритетом экологической политики ГХК является минимизация воздействия производственной деятельности предприятия на окружающую среду. Политика содержит такие основные намерения, как: обеспечение и повышение экологической безопасности действующих и выводимых из эксплуатации производств; безопасное обращение с отработавшим ядерным топливом, ядерными материалами, радиоактивными отходами; совершенствование экологического мониторинга; повышение уровня знаний работников в области экологии и другие. Экологическая политика – это не формальный документ, а руководство к действию: все, что заявлено, должно быть выполнено. С этой целью разработана «Программа достижения экологических целей ФГУП «ГХК». Программа включает около 200 мероприятий и предусматривает конкретные работы для каждого намерения политики.

Ближайшие цели, которые поставил перед собой комбинат – это, прежде всего, ресертификация системы экологического менеджмента предприятия на соответствие требованиям новой версии международного экологического стандарта ISO 14001:2015 «Системы экологического менеджмента. Требования и руководство по применению». С 2012 года ГХК сертифицирован международными независимыми компаниями на соответствие требованиям ISO 14001:2004 и успешно проходил ежегодные надзорные аудиты. Также ГХК необходимо провести работы по установке прибора контроля сточных вод на выпуске в р. Енисей реакторного завода, выполнить распоряжение Правительства РФ от 25.07.2017 № 1589-р, касающееся передачи на переработку и исключения захоронения ряда отходов. В этом году, в связи с актуализацией экологической политики Госкорпорации «Росатом», экологическая политика предприятия будет пересмотрена. Для ГХК будут намечены новые направления работ.

Наверх
Обратная связь