Утверждено Приказом Трутнева Юрия Петровича Исполняющего обязанности министра природных ресурсов и экологии Российской Федерации (Минприроды России)

Заключение государственной экологической экспертизы

Министерство природных ресурсов и экологии Российской Федерации (Минприроды России)

Утверждено Приказом Трутнева Юрия Петровича Исполняющего обязанности министра природных ресурсов и экологии Российской Федерации (Минприроды России)

Российской Федерации от 14 октября 2012 г. № 364

Заключение экспертной комиссии

По материалам документации " сухого хранилища ядерного топлива” (РТ-2)

 

г.Москва
20 сентября 2012 г.

Экспертная комиссия государственой экологической экспертизы, утверждённая приказом Минприроды России от 29.07. 2012г. № 181 в составе: председателя - доктора технических наук Коренкова А.П., заместителя председателя - кандидата геолого-минералогических наук Степанова А.Н., ответственного секретаря - Бутыгиной Н.А., членов комиссии: кандидата химических наук Алёшина Э.Г., Абрамова Н.Т., Антиповой Н.Д., кандидата технических наук Бочкарёва В.М., кандидата технических наук Вербова В.В., доктора физико-математических наук, профессора Ершова Ю.И., кандидата геолого-минералогических наук Егорова Н.Н., доктора технических наук Зайцева В.А., врача высшей категории Киселёва В.В., Корначёва Ю.Н., кандидата химических наук Крыловой Н.В., доктора технических наук Лобойко Б.Г., кандидата геолого-минералогических наук Мальцева Ю.М., кандидата технических наук Рогожина Ю.А., кандидата физико-математических наук Рубцова П.М., кандидата технических наук Серебрякова И.С., кандидата технических наук Симакова А.В., Степанова С.В., кандидата технических наук Тищенко О.П., кандидата физико-математических наук Турунтаева С.Б., Ушановой Т.В., кандидата технических наук Хижняка В.Г., кандидата технических наук Шушариной Н.М. рассмотрела следующие материалы, разработанные Всероссийским проектно-конструкторским научно-исследовательским и технологическим объединением ВНИПИЭТ.:

1. Общая пояснительная записка и технико-экономическая часть.

2. Состав проекта.

3. Основные технологические решения, основная технология, описание технологической схемы и компоновки оборудования, пояснительная записка по зданиям 2, 3, 3а, 5, 6, 50, 54, объект 50-58/1.

4. Основные технологические решения.

5. Обоснование безопасности производства. Техника безопасности, возможные аварийные ситуации.

6. Перечень аварийных ситуаций по зданиям и сооружениям РТ-2.

7. Основные технологические решения. Технология обращения с отходами. Основные компоновочные решения по зданиям и сооружениям переработки отходов.

8. Оценка воздействия на окружающую среду (ОВОС).

9. Теплоснабжение.

10. Отопление и вентиляция, основные решения, расчётные схемы.

11. Водоснабжение и канализация, пояснительная записка.

12. Энергетические установки по обеспечению сжатым воздухом, газами, холодоснабжение, источники теплоснабжения, пояснительная записка.

13. Основные строительные решения. Дренаж зданий и наблюдательные скважины, пояснительная записка, чертежи.

14. Энергоснабжение и электрооборудование, пояснительная записка. Потребители электроэнергии. Источники и схемы электроснабжения.

15. Технологический контроль. Основные решения по АСУТП, пояснительная записка.

16. Комплекс технических средств АСУТП, КРБ.

17. Связь и сигнализация.

18. Основные решения по организации строительства, пояснительная записка.

19. Сводный сметный расчёт на промышленное строительство со сводкой затрат.

20. Объектные расчёты.

21. Расчёт сметной стоимости жилищно-гражданского строительства.

22. ТЭД по альтернативному варианту.

23. Технологическая часть. Аппаратурные схемы и компоновочные чертежи.

24. Технико-экономические расчёты.

25. Генеральный план и транспорт. Инженерно-технические мероприятия по ГО и охране.

26. Материалы согласований экспертирующих органов.

27. Расчёты ожидаемых технологических радиоактивных выбросов в атмосферу

28. Анализ аварийных ситуаций, опасных по технологическим выбросам в атмосферу (сценарий 1 типа).

29. Дополнительные материалы, отвечающие на вопросы экспертной комиссии государственной экологической экспертизы.

 

Научно-технический прогресс за последние годы превратил атомную энергетику в одну из ведущих отраслей энергетики, наряду с гидро и тепловыми электростанциями, работающими на угле, мазуте, газе. В настоящее время выработка электроэнергии на АЭС составляет 17% всей выработки в мире. На долю России приходится 9 АЭС мощностью 18893 МВт с 19 действующими реакторами типа ВВЭР-1000 и РБМК. За время эксплуатации атомных станций с учётом стран СНГ во временных хранилищах накоплено свыше 100 тыс. штук сборок отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) общим весом 15 тысяч тонн, из них 4,5 тысяч тонн приходится на реакторы ВВЭР-1000. В хранилищах российских атомных станций находится приблизительно 80 тысяч сборок или свыше 10 тысяч тонн ОЯТ всех типов реакторов.

Для обеспечения бесперебойной работы АЭС (включая Украину) в течение расчётного периода эксплуатации будет выгружено ещё 153 тысячи штук сборок отработавшего ядерного топлива. Однако время работы АЭС до полного заполнения хранилищ, так например, для Балаковской АЭС, составит 2,3 года, Калининской - 3,8 лет, аналогичная ситуация и на атомных станциях Украины (минимальный срок 1,5 года, максимальный 6,3 года).

Переполнение хранилищ может привести к остановке АЭС и к увеличению потенциальной угрозы распространения радиоактивного загрязнения.

Поэтому в настоящее время вопрос переработки накопившегося ОЯТ в России весьма актуален и требует решения. Строительство комплексного производства по переработке радиоактивного отработавшего топлива с утилизацией образующихся радиоактивных отходов является необходимой мерой по обеспечению радиоэкологической безопасности.

Предлагаемая в проекте концепция переработки ОЯТ с последующим отверждением всех типов жидких радиоактивных отходов (ЖРО) высокого и среднего уровня активности и дальнейшим захоронением их в глубинные геологические формации обеспечивает долгосрочную экологическую безопасность и практически принята во всех странах, связанных с ядерной энергетикой.

В 1992 году специалистами Минатома Российской Федерации была проведена корректировка прогноза развития ядерной энергетики России, в соответствии с которой мощность российских АЭС к 2010 году составит 38.806 ГВт, включая ВВЭР-1000 и другие типы реакторов, в том числе и РБМК. В разработанной в 1993 году "Схеме развития атомной энергетики до 2010 года" определён диапазон мощностей с ВВЭР-1000: к 2000 году - 7-10 ГВт, к 2005 году - от 14.825 до 28.875 ГВт. По последним прогнозным данным в проектной документации РТ-2 делается вывод о возможности поступления ОЯТ от отечественных реакторов ВВЭР-1000 в период с 2005 до 2015 года в количестве 600-1000 тонн в год.

Завод РТ-2 предназначен для переработки ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 с выгоранием до 50000 МВт сут/тонн, выдержанного не менее 3 лет в хранилище при АЭС, и получения смешанного уран-плутониевого топлива с выдачей его в виде сборок для повторного использования на атомных станциях с реакторами ВВЭР-1000. Максимальная производительность завода РТ-2 по перерабатываемому урану планируется из расчёта 1500 тонн в год. Режим работы завода круглосуточный в течение 300 дней в году. Капитальный ремонт - 1 раз в 5 лет. Срок эксплуатации завода - 25-30 лет.

Проектируемый комплекс РТ-2 размещается в Красноярском крае на ранее отведённых горно-химическому комбинату землях.

Завод РТ-2 территориально размещается в непосредственной близости от действующего производства ГХК, в его санитарно-защитной зоне, вытянутой в виде овала с юго-запада на северо-восток, протяжённостью 17 км (10+7). Санитарно-защитная зона самого завода РТ-2 определена радиусом в 5 км с центром при здании 9 (вытяжной вентцентр с высотной трубой), поглощается СЗЗ комплекса.

Площадка строительства завода РТ-2 имеет уклон местности около 3% с запада на восток, ограничена ручьями, покрыта лесом и кустарником. Расстояние от основной площадки размещения завода до ближайших существующих объектов к северу и северо-западу до Енисея - 4 км, до жилого посёлка Атаманово и пионерского лагеря - 5 км, котельной № 2 - 2,5 км, места захоронения твёрдых отходов - 0,7 км, очистных сооружений - 3 км.

Отходы производства

Из общего объёма твёрдых отходов, образующихся при эксплуатации завода РТ-2, около 27% (по объёму) составляют высокоактивные и среднеактивные жидкие отходы:

· реэкстракт стронция и цезия - 480 м³/год, трансплутониевых и редкоземельных элементов - 600 м³/год, рафинад IV цикла - 34000 м³/год, десорбат молибдена - 400 м³/год, технологические среднеактивные отходы - 6000 м³/год, содовые промывки экстрагента I-III циклов экстракции - 1500 м³/год;

· среднеактивные и низкоактивные жидкие отходы: дренажнодесорбирующие растворы, "кислые" растворы, щелочные растворы, регенераты, шламы, осадки гидроокисей, ПАВ, содержащие конденсат от упаривания САО, трапные воды, органические отходы от регенерации экстрагента I-III и IV циклов, десорбирующие растворы, воды санпропускников и саншлюзов; твёрдые радиоактивные отходы: отходы I группы загрязнённости - 4500 м³/год, II группы - 4500 м³/год, III группы - 500 м³/год, поглощающие элементы (ПЭЛы) - 60 т/год, хвостовики и оболочки ТВЭЛов - 800 т/год, отверждённый йод - 1,35 т/год;

· вторичные жидкие радиоактивные отходы: конденсаты от упарки и отверждения жидких ВАО, десорбирующие растворы среднего и низкого уровня активности от дезактивации оборудования и помещений, установок переработки РАО и вторичные твёрдые радиоактивные отходы.

Все радиоактивные отходы, как первичные, так и вторичные, подвергаются следующим методам обработки: отверждению с получением стеклоподобных и минералоподобных композиций жидких ВАО, упарке и цементированию жидких среднеактивных отходов, цементированию среднеактивных пульп и осадков, озонированию и упарке жидких низкоактивных растворов, сжиганию, горячему и холодному прессованию, дезактивации и переплавке твёрдых РАО I и II группы, контейнеризации и долговременному хранению контейнеров с ТРО III группы и альфасодержащих ТРО, локализации методом подземного захоронения тритийсодержащего конденсата и щелочного раствора йода, содержащего остаточное количество йода-129, отверждению щелочного концентрата йода, контейнеризации и долговременному хранению контейнеров с оболочками и хвостовиками ТВЭЛов и отработанных ПЭЛов.

Природоохранные мероприятия

Обращение с газоаэрозольными выбросами - одна из технических мер, направленных на обеспечение безопасности радиохимического производства, состоит в поддержании разрежения в технологических аппаратах по отношению к помещениям, в которых они установлены. Такое решение предотвращает поступление радионуклидов в производственные помещения даже при некоторой разгерметизации технологического оборудования, трубопроводов, арматуры и др. Реакционное пространство оборудования через систему газоочистных аппаратов соединено с воздушным бассейном.

Для предотвращения выбросов опасных веществ все системы технологических аппаратов оборудуются газоочистными узлами, выполняющими роль барьеров, обеспечивающих снижение выбросов до безопасных значений не только при нормальной эксплуатации, но и при нарушении технологического процесса. Как правило, схемы газоочистных узлов выполняются многоступенчатыми. Они включают аппараты предварительной мокрой или сухой очистки, фильтры тонкой очистки для улавливания радиоактивных аэрозолей (одна или несколько ступеней), аппараты улавливания газообразных или легколетучих радиоактивных веществ, вредных химических веществ, холодильники, подогреватели, конденсаторы и др.

При расчёте выбросов радиоактивных аэрозолей в атмосферу в газоочистных системах приняты следующие коэффициенты очистки по отдельным газоочистным аппаратам: ловушка - 2, каньон-рессивер - 2, сомар - 20, фильтр ФСГО - 10, фильтр ФАРТОС - 100 первая ступень (при очистке от пыли сдувочных газов от операций резки-загрузки - 1000), последующие ступени с фильтрами ФАРТОС - 10, фильтр МТФ-Н - 100. Унос радиоактивных аэрозолей принят: 0,1 см³ раствора на 1 м³ воздуха при барботаже, сдувке сжатого воздуха и вакуумировании; 0,001 см³ раствора на 1 м³ воздуха при дыхании и сдувке пульсационного воздуха.

Анализ аварийных ситуаций

Ядерная и радиационная безопасность. Основное внимание при анализе материалов обращалось на экологические последствия нормальной эксплуатации и представленных сценариев аварийных ситуаций (в части радиационных факторов воздействия на население за счёт атмосферных выбросов). Хотя эта проблема является очень важной, следует отметить, что строительство завода РТ-2 предполагается на общей промплощадке функционирующего объекта К-26, ответственного за радиоактивное (в основном Co-60) загрязнение реки Енисей (воды и поймы) на значительном расстоянии от ГХК, обусловленного ранее проводившимися сбросами в этот водоём жидких радиоактивных отходов двух прямоточных реакторов, которые в настоящее время выведены из эксплуатации. Загрязнение от стационарных источников отдельных участков поймы вызвано оседанием и сорбцией радионуклидов на илистых участках, а загрязнение речной воды - десорбцией этих нуклидов из донных отложений.

Проектируемое хранилище для ОТВС завода РТ-2 вмещает 950 тонн сборок ОЯТ со значительным содержанием обогащённого урана, плутония и других трудноулавливаемых элементов (ТУЭ), долгоживущих продуктов деления и нейтронной активации и предназначено для временного хранения сборок с последующей их переработкой. В свою очередь, технология переработки является источником образования дополнительных радиоактивных отходов.

Возможные аварийные ситуации на каждом из объектов завода детально разобраны в отчётах академии им. Крылова, которые развили методологию и дали достаточное обоснование оценки величины аварийных выбросов для проектных аварий (вероятность 10^-5 событий в год).

Вместе с тем, авторы перечисленных выше документов не исключают и возникновение гипотетических (запроектных) аварий с вероятностью возникновения 10^-7-10^-6 событий в год. К ним относят случаи падения самолёта или снаряда на один из объектов, большой пожар завода, полная потеря охлаждения, сильное землетрясение, наводнение или воздействия смерча.

Для оценки радиационной обстановки при нормальной эксплуатации и наиболее значимых проектных аварий использовалась методика МАГАТЭ и адекватная отечественная методика по рассеянию примеси в атмосфере, выпадению примеси на поверхность земли и формированию дозовых нагрузок на различных расстояниях от источника (источников) при длительных и кратковременных выбросах. Использование указанной методики для оценки последствий радиоактивных выбросов при всех указанных выше режимах эксплуатации завода является правомочной и выводы о формировании радиационной обстановки в пределах санитарно-защитной зоны ГХК (7х10 км) могут служить основанием для выводов о степени экологической опасности (или безопасности) сооружения РТ-2.

Анализ оценки последствий непрерывного выброса показал, что основной выброс и максимальные дозы облучения обусловлены объединённым источником № 1 (радиохимический завод), который характеризуется следующим изотопным составом и величиной выброса (Ки/год): Sr-90 - 0,211, J-129 - 0,44, Cs-134 -1,11, Cs-137 - 1,53, Pu-238 -4,2·10^-2, Pu-241 - 0,171, сумма ТУЭ - 0,244. Остальные источники дают дозы на несколько порядков меньше, чем источник № 1. Дозы внешнего облучения от этого источника (при учёте розы ветров в районе строительства завода и распределении различных категорий устойчивости атмосферы) не превышают 2 мбэр/год на расстоянии приблизительно 1 км на северо-восток от завода, а для других направлений эти значения ещё меньше. Эти величины значительно ниже допустимых по НРБ-76-78 (0,5 бэр/год). Иными словами, расширение размеров СЗЗ и зоны наблюдения, исходя из этой величины, не требуется. Из шести источников и сценариев аварий на отдельных объектах завода наибольшую опасность представляют выбросы цезия-134 и цезия-137 из источника 17/1 (технологический комплекс), цезия, стронция и изотопов плутония (основной дозообразующий изотоп - плутоний-241) из источника 25 (существующий цех переработки жидких отходов и пульп).

Оценка дозовых нагрузок показала, что совокупные дозы от действия суммы изотопов цезия несколько выше, чем доза от воздействия ТУЭ, однако в любом случае эти дозы в точке максимальной при сильной неустойчивости (рассчитанные на Гауссовской модели) существенно ниже 1% от уровня естественного фона (приблизительно 2 мбэр/год), что является абсолютно безопасным в экологическом отношении. Однако смущает слишком малая активность (расчётная) аварийного выброса по Cs-134 и Cs-137 (4,2 и 5,9 Ки за шестичасовой аварийный выброс), так как при МПА при аварии на АЭС активность этих изотопов достигает величины около 2000 Ки, а при аварии на радиохимическом заводе в Томске-7 активность долгоживущих изотопов в выбросе достигала величины более 1000 Ки. Поэтому целесообразно ещё раз проверить достоверность величины вероятного аварийного выброса.

Что же касается возможности и опасности радиоактивных сбросов, имеющих аварийный характер, то согласно представленным проектным материалам такой сброс с поступлением в р. Енисей исключён.

Анализ представленных материалов корректировки ТЭО строительства завода РТ-2 выполнен, учитывая следующие критерии: обоснованность количества радиоактивных веществ, проектируемых к переработке, обоснованность материалов о количествах и качествах выбросов и сбросов радионуклидов и ВХВ в окружающую среду, соответствие выбросов и сбросов в окружающую среду действующим в стране нормативным документам, обоснованность оценок по устойчивости природной среды к намечаемому химическому и радиационному воздействию по действующим нормативным документам и данным исследований при нормальной ситуации, безопасность хранения и захоронения твёрдых и жидких радиоактивных отходов.

Заключение

Экспертная комиссия, отмечая значимость и техническую сложность проектируемого объекта, а также его потенциальную экологическую опасность тем нее менее пришла к выводу о соответствии представленной документации требованиям охраны окружающей среды. Рассмотренные материалы соответствуют требованиям законодательной и нормативной базы России, как по техническим, так и по экологическим вопросам.

Председатель комиссии А.П. Коренков
Заместитель председателя А.Н. Степанов
Ответственный секретарь Н.А. Бутыгина
Члены комиссии: Н.Т. Абрамов, Э.Г. Алёшин, Н.Д. Антипова, В.М. Бочкарёв, В.В. Вербов, Ю.И. Ершов, Н.Н. Егоров, В.А. Зайцев, В.В. Киселёв, Ю.Н. Корначёв (особое мнение), Н.В. Крылова, Б.Г. Лобойко (не принимал участия), Ю.М. Мальцев, Ю.А. Рогожин, П.М. Рубцов, И.С. Серебряков, А.В. Симаков,.В. Степанов, О.П. Тищенко, С.Б. Турунтаев, В.Г. Хижняк, Т.В. Ушанова, Н.М. Шушарина.

Заключение государственной экологической экспертизы

Министерство природных ресурсов и экологии Российской Федерации (Минприроды России)

Утверждено Приказом Трутнева Юрия Петровича Исполняющего обязанности министра природных ресурсов и экологии Российской Федерации (Минприроды России)