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

Подробнее о программе

НИКИЭТ определит эффективные способы дезактивации графита ядерных реакторов


12.08.2016

Фото: photo-day.ru

Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники имени Доллежаля (НИКИЭТ, Москва) приступит к поиску наиболее эффективных методов переработки облучённого в ядерных реакторах радиоактивного графита. Новые разработки НИКИЭТ ведёт по заказу Опытно-демонстрационного центра вывода из эксплуатации ядерных уран-графитовых реакторов (ОДЦ УГР, входит в контур Госкорпорации «Росатом»).

Графит в качестве замедлителя и отражателя нейтронов использовали в реакторах-наработчиках оружейного плутония и в реакторах АЭС первого поколения в разных странах мира. В России в своё время были построены 13 уран-графитовых реакторов для наработки оружейного плутония. На первой в мире Обнинской АЭС эксплуатировался уран-графитовый реактор. Остановленные в настоящий момент реакторы АМБ-100 и АМБ-200 работали на первой очереди Белоярской АЭС.

Сегодня уран-графитовые реакторы эксплуатируются АО «Концерн Росэнергоатом». Это четыре реактора ЭГП-6 Билибинской АЭС (г. Билибино Чукотского АО), четыре РБМК-1000 Курской АЭС (г. Курчатов Курской области), четыре РБМК-1000 Ленинградской АЭС (г. Сосновый Бор Ленинградской области) и три РБМК-1000 Смоленской АЭС (г. Десногорск Смоленской области).

Реакторы-наработчики и реакторы первого поколения остановлены. По завершению срока службы РБМК и ЭГП «Росатому» предстоит решать одновременно две задачи: по выводу из эксплуатации реакторных установок и по обращению с облучённым графитом. Решение последнего вопроса осложняется наличием в составе графитовых стержней долгоживущих радионуклидов. Кроме того, количество реакторного графита, применявшегося на АЭС России, достигает значительных показателей – 60 тысяч тонн.

На сегодняшний день концепция обращения с реакторным графитом предполагает два варианта. Первый – это захоронение графита в приповерхностном или глубинном пункте (ПЗРО) вблизи от площадки его эксплуатации. Такой вариант реализуется при выводе из эксплуатации реакторов-наработчиков. Именно таким способом завершена работа реактора ЭИ-2 Сибирского химического комбината (г. Северск Томской области) и идёт вывод из эксплуатации реакторов Горно-химического комбината в Железногорске (Красноярский край). Велика вероятность, что графит из реакторов ЭГП-6 Билибинской АЭС будет захоронен таким же образом.

При выводе из эксплуатации энергоблоков с реакторами типа РБМК будет реализован второй вариант – реакторный графит будет демонтирован и вывезен захоронение с площадки.

Перед НИКИЭТ поставлена задача к ноябрю текущего года разработать технологические решения, призванные уменьшить объёмы долгоживущих радионуклидов в облучённом графите выводимых из эксплуатации реакторов. Созданные технологии и оборудование лягут в основу опытной установки для дезактивации графитовых изделий выводимых из эксплуатации уран-графитовых реакторов в России.

Наверх
Обратная связь