11 января 2001 года Литовской Республикой ратифицирована Конвенция Espoo, принятая в 1991 году и вступившая в силу 10 сентября 1997 года (Вед., 1999, № 92-2688). Конвенция Espoo об оценке воздействия на окружающую среду (далее – ОВОС) в трансграничном контексте закрепляет обязательства Сторон в отношении оценки воздействия на окружающую среду на ранних стадиях планирования.
Она также содержит общие обязательства государств уведомлять и консультироваться друг с другом при рассмотрении всех крупных проектов, которые могли бы иметь значительное воздействие на окружающую среду, выходящее за рамки национальных границ.
Порядок выполнения Конвенции Espoo в Литовской Республике определен правовыми актами:
* Законом Литовской Республики об ОВОС планируемой хозяйственной деятельности (Вед., 1996, № 82-1965; 2005, № 84-3105 с изменениями),
* Описанием порядка рассмотрения документов ОВОС планируемой хозяйственной деятельности в Министерстве окружающей среды и ему подведомственных институциях (Вед., 2006, № 75-2882 с изменениями).
Порядок ознакомления заинтересованной общественности c планируемой хозяйственной деятельностью и с воздействием на окружающую среду определен не Конвенцией Espoo, а другим правовым документом, а именно:
* Описанием порядка информирования и участия общественности в процессе ОВОС планируемой хозяйственной деятельности (Вед., 2005, № 93-3472 c изменениями).
Игналинская АЭС при выполнении всех проектов по снятию с эксплуатации, включая и проекты демонтажа и дезактивации оборудования блоков ИАЭС, и при строительстве новых объектов ядерной энергетики действует строго в рамках, определенных требованиями вышеуказанных правовых актов Литовской Республики.
При подготовке к выполнению каждого из проектов выполняется ОВОС планируемой деятельности, оценка оформляется в виде Отчета ОВОС. Порядок разработки отчетов ОВОС определен Положением по разработке программы и отчета об ОВОС (Вед., 2006, № 6-225 с изменениями). Процедура ОВОС установлена Законом об ОВОС и предусматривает следующие основные этапы:
* оценка воздействия на окружающую среду, оформление Отчета ОВОС;
* ознакомление заинтересованной общественности, включая заблаговременное размещение объявлений в местной и республиканской прессе, презентацию планируемой деятельности и результатов выполненной оценки, которая организуется в нерабочее время, т.е. время, удобное для общественности;
* рассмотрение и согласование отчета ОВОС планируемой хозяйственной деятельности субъектами ОВОС. Субъектами ОВОС для ИАЭС являются:
- администрация Висагинского самоуправления;
- VATESI – государственная инспекция безопасности атомной энергетики;
- Департамент пожарной защиты и спасения при МВД Литовской Республики;
- инистерство здравоохранения в лице Центра радиационной защиты и Утянского Центра общественного здоровья;
- Министерство культуры в лице Департамента культурного наследия.
После получения одобрения от субъектов ОВОС отчет ОВОС направляется для согласования и принятия окончательного решения Агентству охраны окружающей среды при Министерстве окружающей среды Литовской Республики.
Получив одобряющее решение Агентства охраны окружающей среды, в соответствии с порядком, определенным Правилами выдачи лицензий и разрешений для деятельности в области ядерной энергетики (Вед., 2012, № 71-3659) ИАЭС направляет в VATESI пакет документов для получения лицензии (или разрешения) на право выполнять планируемую деятельность. Необходимо отметить, что VATESI помимо этого рассматривает и согласует другие документы проекта – Анализ безопасности и Технологический проект.
Таким образом, строительство новых объектов ядерной энергетики и демонтаж оборудования энергоблоков ИАЭС невозможны без одобрения VATESI – главного регулирующего органа страны в области безопасности ядерной энергетики. С учетом выше изложенного далее отвечаем на Ваши вопросы Вопрос 1. Какие мероприятия планирует руководство ИАЭС в части привлечения заинтересованной общественности города к участию в принятии решений по защите окружающей среды при демонтаже оборудования и реакторов в рамках реализации принятой Программы снятия с эксплуатации – «коричневая лужайка»? Игналинская АЭС выполняет в настоящее время и будет выполнять в дальнейшей своей деятельности все требования правовых документов Литовской Республики по ознакомлению заинтересованной общественности города с планируемой хозяйственной деятельности, а также о результатах ОВОС данной деятельности.
При подготовке проекта демонтажа реакторов 1-го и 2-го энергоблоков будет выполнена оценка воздействия на окружающую среду и анализ безопасности данного проекта. По имеющейся информации VATESI привлечет независимых международных экспертов для проведения экспертизы проекта и оценки безопасности.
В случае установления воздействия на окружающую среду соседних государств, Министерство окружающей среды обеспечит соблюдение Конвенции Espoo.
Дополнительно информируем, что на внешнем сайте ИАЭС в закладке Деятельность/Оценка влияния на окружающую среду размещена информация о выполненной ранее или о выполняемой в настоящее время процедуре ОВОС отдельных проектов
(www.iae.lt) Предлагаем ознакомиться с информацией об ознакомлении общественности с проектами, выполняемыми ИАЭС. Как видно из данных, приведенных в таблице, от момента ознакомления общественности с планируемой деятельностью до принятия ответственной институцией решения, разрешающего выполнять эту деятельность, проходит достаточно много времени. В отдельных случаях речь идет о 2-3 годах, что свидетельствует о взвешенности принимаемых решений.
Вопрос 2. Какими научно-техническими и экспериментальными работами обоснована ОВОС (оценка воздействия на окружающую среду) и безопасность выполнения работ по программе снятия ИАЭС с эксплуатации и демонтажу активных зон реакторов (созданию «коричневой лужайки»)? В настоящий момент не существует ОВОС по демонтажу активных зон реакторов, как не существует проекта и анализа безопасности демонтажа активных зон реакторов. Все работы в этом направлении должны быть тщательно изучены и подготовлены, чем и занимается ИАЭС.
Работы по демонтажу реактора планируется выполнить по отдельным документам, разработанным для отдельных зон реактора. Учитывая компоновку оборудования, технологию, имеющийся опыт монтажа и технического обслуживания при эксплуатации ИАЭС, а также прогнозируемое воздействие ионизирующего излучения и его величину, в шахте реактора выбраны три зоны (три пространства) – R1, R2, R3. Такое разделение на зоны целесообразно для планирования работ, выбора условий и определения приоритетов отдельных этапов работ. Разработка проектной документации будет выполняться отдельно для зон R1, R2 и отдельно для зоны R3.
В настоящий момент ИАЭС выполняются работы по разработке документов нескольких проектов, связанных с реактором: 1. Подготовка проектной документации для демонтажа технологического
оборудования блока А1 (здание реактора), не включая конструкции реактора (проект 2203). К настоящему времени по данному проекту определены основные принципиальные технические решения выполнения работ по ДиД, выполняются инженерные исследования, включающие отбор и анализ проб, пробную дезактивацию, определение потребности в оборудовании для дезактивации, в контейнерах для хранения и транспортировки отходов различных классов до места их временного хранения. Разработку документов планируется завершить в 2016 году, после чего начнется этап их согласования, включая представление заинтересованной общественности выполненной ОВОС.
2. Подготовка проектной документации для демонтажа
оборудования рабочих зон R1 и R2 реактора 1-ого блока (конструкции над и под реактором) (проект 2101). К настоящему времени по данному проекту завершены инженерные исследования, собраны данные, разработана концепция демонтажа, завершены радиологические исследования. Разработку документов планируется завершить в 2017 году, после чего начнется этап их согласования, включая представление заинтересованной общественности выполненной ОВОС.
Демонтаж и дезактивация оборудования рабочей зоны R3 реактора (конструкции и оборудование внутри шахты реактора) является темой отдельного технологического проекта. Работы по ДиД оборудования рабочей зоны R3 являются следующим этапом в процессе демонтажа реактора и будут осуществляться по окончании ДиД оборудования рабочих зон R1 и R2. Этому будут предшествовать дополнительные инженерные исследования. Для выполнения отдельных работ будут закупаться услуги компетентных, лицензированных компаний.
Обращаем внимание заинтересованной общественности на тот факт, что
результаты оценки воздействия на окружающую среду планируемой хозяйственной деятельности будут в обязательном порядке доведены до сведения общественности в соответствии с Законом об ОВОС, как только оценка будет выполнена. Все проекты, связанные с демонтажем реактора, будут не только рассматриваться и согласовываться с регулирующим органом в области безопасности ядерной энергетики (VATESI), эти проекты подлежат независимой экспертной оценке, организуемой VATESI. Дополнительно информируем, что существует порядок, который регламентирует порядок получения консультаций в VATESI - BSR-1.1.2-2011 „Patvirtintų rašytinių ir viešai paskelbtų konsultacijų teikimo tvarkos aprašas“ (Вед. 2011, № 76-3712; 2013, № 95-4762). В случае необходимости, заинтересованная общественность может обратиться в VATESI с письменным запросом и получить компетентный ответ.
Вопрос 3: Наличие технического регламента контроля физического веса (поглощающей способности) стержней СУЗ реактора № 2. Известны ли персоналу результаты последнего технического обследования физических характеристик и Технического состояния конструкции стержней СУЗ (желательно иметь документальные подтверждения)? Ресурс эксплуатации стержней СУЗ реактора 2-го энергоблока продлевался дважды – до 2014 года и до 2019 года. При этом выполнялся осмотр всех стержней и обосновывалась возможность их дальнейшей эксплуатации. При обосновании безопасности подлежал рассмотрению и вопрос обеспечения поглощающей способности стержней СУЗ. Было определено, что набранный стержнями до 2010 года флюенс нейтронов ниже допустимого, а на остановленном реакторе его приращение очень незначительно. Это говорит о том, что выгорания поглотителя стержней СУЗ не происходит и их поглощающая способность остается практически постоянной. Результаты работ по продлению ресурса стержней СУЗ оформлены обоснованиями безопасности и решениями, которые согласованы с VATESI. Также эта информация представлена в ежегодных отчетах по безопасности ИАЭС. Персонал ИАЭС ознакомлен с этими документами через систему управления документами.
Вопрос 4: Заинтересованная общественность выражает свою озабоченность в части обеспечения экологической безопасности в сложившейся ситуации, когда реактор 2-го энергоблока длительное время (более 5-ти лет) используется, не по проектному назначению – для хранения ОЯТ и будет «работать» в таком режиме еще не менее 3-х лет. Планируемая дата выгрузки ОЯТ из реактора – это 2018 год. Эта дата находится за пределом проектного срока (30 лет) эксплуатации конструкции графитовой кладки реактора. Большую часть времени работы реактора на разрешенном уровне мощности графит подвергался влиянию увеличенного (по сравнению с РБМК-1000) на 30% и более высокодозного нейтронного облучения, что не исключает вероятность более раннего старения графита. После определённой дозы радиационного облучения начинается усадка, распухание, появляется трещинообразование и искривление колонн графитовой кладки и каналов. Процесс сложный, оперативно не контролируемый, трудно предсказуемый, но неизбежно приводящий к потере исходной геометрии кладки, а стало быть, и к непредсказуемым последствиям. Известно, что в 2012г. первый и второй реакторы Ленинградской АЭС были остановлен из-за недопустимого (более 50 мм) искривления графитовых колонн и каналов, что могло привести к утрате возможности останова реакторов стержнями СУЗ (системы управления и защиты). Проводится ли контроль состояния геометрии конструкции графитовой кладки реактора 2-го энергоблока ИАЭС, какова величина искривления графитовых колонн и известна ли она персоналу)? Сегодня графитовая кладка реактора №2 АЭС утратила свою исходную геометрию, но не известно на какую величину произошло искривление графитовых колонн и каналов СУЗ. Уделяется ли должное внимание технического персонала АЭС вопросу деградации графита, физическому состоянию и поглощающей способности стержней СУЗ? До окончательного останова реактора 2-го энергоблока в конце 2009 года эксплуатационный контроль состояния графитовой кладки и каналов выполнялся ежегодно в период плановых ремонтов.
После окончательного останова выполняется контроль каналов один раз в два года в соответствии с регламентом эксплуатационного контроля. Последний контроль был выполнен в 2013 году. Результаты контроля оформляются отчетами и представляются в VATESI. После окончательного останова реактор находится в заглушенном расхоложенном состоянии, плотность потока нейтронов в нем намного ниже (примерно на 12 порядков), чем при работе в энергетическом режиме. Вследствие этого не происходит негативных процессов, как с самой графитовой кладкой, так и с другими элементами активной зоны – каналами, стержнями и др. Поглощающая способность стержней СУЗ не снижается. Большинство стержней постоянно погружены в каналы СУЗ и надежно обеспечивают заглушенное состояние реактора. Стержни быстрой аварийной защиты, которые находятся в извлеченном состоянии, еженедельно проходят проверку их перемещения в каналах СУЗ. Все необходимые в соответствии с технологическим регламентом испытания и проверки стержней СУЗ выполняются. Осмотр стержней СУЗ проводится ежегодно.
После полной выгрузки топлива из реактора, выгрузки эксплуатационных элементов системы управления и защиты несколько каналов будут извлечены для радиологических исследований. Появится возможность визуального и измерительного изучения реального состояния графитовой кладки 2 блока, детального планирования дальнейших работ.
Вопрос 5: Имеется ли обоснование ядерной безопасности длительного хранения ОЯТ в реакторе 2-го энергоблока? Кем разработано, какими институциями согласованно и кем выдано «Заключение» по ядерной безопасности? С начала 2010 года по настоящее время реактор 2-го энергоблока находится в заглушенном расхоложенном состоянии. Этот режим в соответствии с техническим обоснованием безопасности реакторной установки РБМК-1500 (ТОБ РУ) является одним из проектных режимов эксплуатации реактора, и ядерного топлива в том числе. Поэтому дополнительного заключения по ядерной безопасности не требуется. Эксплуатация реакторной установки 2-го энергоблока осуществляется на основании лицензии на эксплуатацию 2-го энергоблока и паспорта на реакторную установку 2-го энергоблока, выданных VATESI. В 2010 году был выпущен отчет по анализу безопасности для фазы окончательного останова и выгрузки топлива 2-го энергоблока, пересмотр которого в соответствии с лицензией предусмотрен в 2020 году.
Вопрос 6. На какой стадии находится технический проект демонтажа реакторов и как планируется его реализация? Какова стратегия дезактивации КМПЦ после выгрузки ЯТ из реактора 2-го энергоблока? Проект по демонтажу реакторов ИАЭС находится в стадии подготовки проектной документации для условий 1-го блока (топливо выгружено из реактора). Реализация проекта осуществляется в соответствии с существующими требованиями нормативной документации, действующей в Литовской Республике, организационно-техническими требованиями ИАЭС.
Учитывается компоновка, материалы оборудования, освоенные технологии, опыт монтажа, опыт технического обслуживания и эксплуатации ИАЭС, опыт предшествующих демонтажных работ незагрязненного оборудования. Выполняются качественные и количественные оценки, отбор проб и необходимые прямые измерения, чтобы прогнозировать воздействие работ по демонтажу реакторных сборок на персонал, население, окружающую среду, готовятся планы финансирования. С учетом этого, реализация проекта осуществляется поэтапно – от «простого» к «сложному».
В первую очередь планируется демонтаж верхних и нижних коммуникаций, трактов, каналов РБМК. При демонтаже этого конкретного оборудования широко используются технологии и установки, которые внедрены в процессе предшествующего этапа эксплуатации и радиологической характеризации с учетом модификаций для целей демонтажа. Основные отличия демонтажа от предшествующих работ по замене оборудования в процессе эксплуатации (например, каналов) – отсутствие необходимости точности при резке, нет необходимости повторного использования по прямому назначению, строгие требования новой системы по обращению с радиоактивными отходами, учитывающие не только воздействие гамма-излучения, но и требования к сбору, сортировке и упаковке образующихся отходов демонтажа, критерии приемлемости для последующего захоронения. Работы будут начаты приблизительно через 14 лет после окончательного останова реактора, что приводит к снижению мощностей дозы гамма-излучения в местах производства работ.
После выполнения первоначального демонтажа, от достигнутых результатов проектирования и соответствующих подготовительных работ планируется демонтаж материалов в пространствах внутри металлоконструкций, между металлоконструкциями и стенами шахты реактора, самих металлоконструкций и других неразъемных элементов. При демонтаже металлоконструкций реактора и их частей, стены шахты реактора, новые граничные элементы будут являться надежными барьерами, преграждающих путь распространению радионуклидов в окружающую среду на время работ в этой зоне. Определены возможные механизмы радиоактивного загрязнения, включая активацию материалов. В соответствии с национальной стратегией по обращению с радиоактивными отходами, планируется хранить долгоживущие отходы низкой и средней активности, включая графит обоих реакторов без конечной обработки, в специальных установках по хранению твердых радиоактивных отходов. Соответствующие установки внедряются на Игналинской АЭС.
Важным фактором для предприятия является потребность накапливать опыт, знания, мотивацию и полномочия функциональных подразделений, компетентных специалистов и рабочих, создавать и развивать внутренние способности ИАЭС, создавать новые рабочие места на ИАЭС взамен ликвидируемых. На основе обоснований и планов ИАЭС выполняются специфические закупки товаров (например, инструменты, расходные материалы), услуг (например, научно-исследовательские услуги), работ (строительство, сложные специализированные работы), которые не могут быть реализованы персоналом ИАЭС в рамках внутренних способностей ИАЭС.
ИАЭС участвует в различных проектах МАГАТЭ, связанных с развитием знаний в области снятия с эксплуатации и обращения с радиоактивными отходами, чтобы применить подходящие современные научно-технические знания на практике.
В настоящее время топливо находится в реакторе 2-го блока, поэтому нет возможности для практической реализации подготовки к демонтажу. Опыт работ 1-го блока будет использован для организации демонтажа и обращения с аналогичными отходами 2 блока ИАЭС, что позволит более эффективно реализовать эту часть проекта к 2034 г.
Для визуального ознакомления с ходом работ рекомендуется ознакомиться с презентацией, которая была представлена на научно-практическом семинаре по снятию с эксплуатации уран-графитовых реакторов летом 2014 г. В семинаре, организованном ИАЭС, принимали участие зарубежные специалисты, включая представителей Франции (ANDRA, Astrium EADS), России (ОАО «Федеральный центр ядерной и радиационной безопасности»), Ленинградской АЭС, Ассоциации по выводу из эксплуатации радиационно-опасных объектов АВЭРО, ОАО «НИАЭП», ОАО «Инженерный центр ядерных контейнеров», ООО НПФ «Сосны», NUKEM Technologies, ОАО «Опытно-демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов» (г. Северск), Великобритании (AMEC), CANBERRA. Участвовали также литовские государственные и негосударственные организации: RATA, VATESI, CPVA, LEI, UAB «Specialius Montažas» (Висагинас), UAB «TECOS» (Висагинас). В ходе семинара специалисты ИАЭС получили понимание о правильности выбранной стратегии по реализации проекта. (см.
www.iae.lt).
Для оценки целесообразности проведения дезактивации КМПЦ 2-го энергоблока методом CORD, который указан в «Плане снятия с эксплуатации», в лаборатории Отдела химических технологий проведена пробная дезактивация образцов-свидетелей и шлама, извлеченных из БС-12 2YB12B01, с применением химических реагентов различной концентрации, в том числе и по рецептуре метода CORD. Также была проведена пробная гидромеханическая дезактивация перемычки НК-ВК ГЦН 1-го э/блока с применением воды давлением 300, 500, 700 [кгс/см2 ]. В настоящее время на ИАЭС анализируются полученные данные.
Вопрос 7. Мы предлагаем Вам организовать встречу технических руководителей ГП ИАЭС с заинтересованной общественностью города. Ваше решение? Обращаем внимание общественности, что на ИАЭС работает Информационный центр, который могут посетить все желающие и ознакомиться с ходом снятия с эксплуатации атомной электростанции, основными проектами, упорядочением радиоактивных отходов и др., получить ответы на интересующие вопросы. Также организуются экскурсии на саму станцию. Заинтересованная общественность может обращаться с вопросами, а также желая посетить станцию, по электронной почте или по телефону (info@iae.lt, 28242, 29911).
ИАЭС открыта для общественности и готова предоставлять информацию по всем интересующим вопросам.