Россия
Россия
Исследовательские ядерные установки (ИЯУ) — исследовательские реакторы (ИР), критические (КС) и подкритические стенды (ПКС) — сыграли решающую роль в получении фундаментальных и прикладных знаний в области ядерной физики. Являясь источниками нейтронов, ИЯУ представляют для экспериментаторов уникальный инструмент исследования в различных областях науки и техники. Без них было бы невозможным как создание ядерного оружия, так и развитие ядерной энергетики. Количество ИЯУ в мире особенно быстро росло в 50–70-х годах прошлого столетия и к середине 1970-х годов достигло максимума. Со временем ИЯУ стали применять не только для решения задач обороны, фундаментальной науки и ядерной энергетики, но и в других отраслях, включая медицину и биологию. Десятки ИЯУ были поставлены Советским Союзом в другие страны. В статье рассмотрены вопросы безопасности ИЯУ, расположенных на территории Российской Федерации. Приведена статистическая информация, проведен анализ причин нарушений в работе ИЯУ. Выявлены узкие места в обеспечении ядерной и радиационной безопасности при эксплуатации ИЯУ. Указаны основные нерешенные вопросы, связанные с хранением отработавшего ядерного топлива и радиоактивных отходов. Разработаны детальные мероприятия по повышению безопасности. Проанализирован ход работ по выводу из эксплуатации ИЯУ. Для обоснования технической возможности продолжения эксплуатации ИЯУ, с учетом установленного уровня безопасности за пределами назначенного срока службы, необходимо проведение обследования технического состояния элементов, систем и конструкций ИЯУ для последующего управления ресурсными характеристиками их элементов. Возрастающие требования к обеспечению безопасности при эксплуатации ИЯУ инициируют разработку и выполнение специальных мероприятий по модернизации и продлению сроков службы элементов систем ИЯУ, важных для безопасности.
исследовательские ядерные установки, радиоактивные отходы, отработавшее ядерное топливо, ядерная и радиационная безопасность, вывод из эксплуатации.
1. Введение
Исследовательские ядерные установки (ИЯУ) играют важную роль в развитии ядерной энергетики и вопросах обеспечения безопасности ядерных установок. Без проведения широкой программы фундаментальных и прикладных исследований на ИЯУ невозможно обоснование безопасности объектов ядерной энергетики. В табл. 1 приведены данные МАГАТЭ по исследовательским ядерным установкам, представленные агентством в апреле 2016 г. На пике своего развития (конец 1980-х гг.) число действующих исследовательских реакторов в мире достигало 323 (в развитых странах — 262) единиц. Наибольшее количество исследовательских реакторов эксплуатировалось в Российской Федерации — 26%, в США — 17%, в Китае — 6%, в Японии — 5%, во Франции — 4%, в Канаде и Германии — по 3%. Самое большое распространение имеют «миниатюрные» реакторы с мощностью менее 50 кВт, их доля — 47% (из них 29% приходится на реакторы мощностью менее 1 кВт) от общего числа установок.Реакторов с низкой мощностью (от 50 до 250 кВт) — 5%, средней (от 250 до 2 МВт) — 16%, высокой (свыше 2 МВт) —
32% (из них 20% составляют реакторы мощностью от 2 до 20 МВт). В табл. 2 представлены данные о распределении исследовательских реакторов по применению [1].
Как и все объекты использования атомной энергии, ИЯУ представляют собой источник ядерной и радиационной опасности. Несмотря на более низкую мощность и, соответственно, меньшее количество радиоактивных веществ, образующихся при эксплуатации ИЯУ, их потенциальная опасность для населения и окружающей среды также велика в силу ряда специфических особенностей, важных для ядерной и радиационной безопасности. К ним относятся:
— высокая частота переходных режимов при работе (пуски, остановки, изменение мощности в широком диапазоне, динамические эксперименты), при которых чаще всего происходят нарушения в работе ИЯУ;
— частые перегрузки активных зон и постоянное перемещение облученных изделий (на исследования, в бассейны выдержки, на длительное хранение, на утилизацию и т. д.);
— высокая цикличность нагрузок на основное оборудование активных зон и первого контура, вследствие большого количества малых по продолжительности кампаний;
— высокая плотность нейтронного потока в активных зонах исследовательских реакторов, приводящая к быстрому набору предельного флюенса на элементы активных зон и повышению вероятности их отказов;
1. Nuclear Research Reactors in the World. - Vienna, IAEA, 2009. - www.iaea.org/worldatom/rrdb.
2. Кузнецов В. М., Чеченов Х. Д. Российская и мировая атомная энергетика. М.: МГУ. 2008. 764 с.
3. Кузнецов В. М., Никитин В. С., Хвостова М. С. Радиоэкология и радиационная безопасность. История, подходы, современное состояние». М.: Восход-А. 2011. 1208 с.
4. Годовые отчеты Гостатомнадзора и Ростехнадзора России за период с 1992 по 2016 гг.
5. Кузнецов В. М., Хвостова М. С. Проблемы, связанные с накоплением отработавшего ядерного топлива в России // Энергия: экономика, техника, экология. № 1, 2014 С. 23-30.
6. Кузнецов В. М., Чеченов Х. Д., Никитин В. С. Вывод из эксплуатации объектов использования атомной энергии. М.: Издательство ООО «НИПКЦ Восход-А», 2009. 628 с.
7. BP Statistical Review of World Energy, June 2017
8. BP EnergyOutlook, 2017 Edition
9. Прогноз развития энергетики мира и России - 2016. ИНЭИ РАН - АЦ при Правительстве РФ, М: 2016
10. Nuclear Power and Sustainable Development. IAEA, Vienna, 2016
