Вывод из эксплуатации реакторных установок

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение
высшего профессионального образования

 «МОСКОВСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТРОИТЕЛЬНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ»

Библиотека научных разработок и проектов НИУ МГСУ

Б.К. Былкин, И.А. Енговатов

ВЫВОД ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ
РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК

Москва 2017

2-å èçäàíèå (ýëåêòðîííîå)

Р е ц е н з е н т ы:
кандидат технических наук М.А. Скачек,
доцент кафедры атомных электрических станций 
(НИУ «Московский энергетический институт»);
кандидат технических наук В.Л. Тихоновский,
директор департамента ЗАО «Неолант»

Б 95

© ФГБОУ ВПО «МГСУ», 2014
ISBN 978-5-7264-1535-2

     Вывод из эксплуатации реакторных установок [Электронный ресурс]: 
монография / Б.К. Былкин, И.А. Енговатов ; М-во образования и науки 
Рос. Федерации, Моск. гос. строит. ун-т. — 2-е изд. (эл.). — Электрон. текстовые дан. (1 файл pdf : 229 с.). — М. : Издательство МИСИ—МГСУ, 2017. 
— (Библиотека научных разработок и проектов НИУ МГСУ). — Систем. 
требования: Adobe Reader XI либо Adobe Digital Editions 4.5 ; экран 10". 

ISBN  978-5-7264-1535-2 

УДК 621.039.75+621.039.58 
ББК 31.46.Н

Былкин, Б.К.

Монография рекомендована к публикации 
научно-методическим советом МГСУ

Рассмотрена одна из ключевых проблем, без решения которой невозможно 
дальнейшее развитие атомной энергетики, — вывод из эксплуатации реакторных 
установок. Изложены научно-технические, нормативные, организационные и социальные вопросы комплексного рассмотрения вывода из эксплуатации реакторных установок.

Для научных работников, специалистов в области атомной энергетики, специалистов эксплуатирующих  и проектных организаций атомной промышленности, 
а также для аспирантов, магистрантов и студентов вузов в системе «Росатома».

УДК 621.039.75+621.039.58 
ББК 31.46.Н
Б 95

СЕРИЯ ОСНОВАНА В 2008 ГОДУ

Деривативное электронное издание на основе печатного издания: Вывод из эксплуатации реакторных установок : монография / Б.К. Былкин, И.А. Енговатов ; 
М-во образования и науки Рос. Федерации, Моск. гос. строит. ун-т. — М. : 
Издательство МИСИ—МГСУ, 2014. — 228 с. — ISBN 978-5-7264-0793-7.

В соответствии со ст. 1299 и 1301 ГК РФ при устранении ограничений, установленных 
техническими средствами защиты авторских прав, правообладатель вправе требовать 
от нарушителя возмещения убытков или выплаты компенсации.

ПРЕДИСЛОВИЕ

Жизненный цикл любой реакторной установки, в том числе и энергоблоков АЭС, включает следующие основные стадии: размещение (sitting), 
проектирование (designing), сооружение (construction), эксплуатацию (operation), вывод из эксплуатации (decommissioning). На завершающую стадию жизненного цикла реакторной установки — вывод из эксплуатации 
непосредственное влияние оказывают предыдущие стадии: проектирование, сооружение и эксплуатация. 
К концу проектного (назначенного) срока службы реакторная установка должна быть переведена в ядерно-безопасное состояние, под которым понимается, прежде всего, удаление ядерного топлива с объекта, и 
выведена из эксплуатации. 
Проблема вывода из эксплуатации (ВЭ) реакторных установок является объектом пристального внимания стран, использующих ядерные 
технологии, и ряда международных организаций, прежде всего таких, как 
МАГАТЭ (IAEA) и Агентство по ядерной энергии Организации экономического сотрудничества и развития (NEA OECD).
В настоящее время в 17 странах мира выведены или находятся на этапе 
ВЭ около 100 АЭС. В России находятся на подготовительном этапе к ВЭ 
блоки № 1 и № 2 Белоярской и № 1 и № 2 Нововоронежской АС. В ближайшие 20 лет закончится назначенный срок службы большинства АЭС 
России. К этому времени будут выведены из эксплуатации также несколько сотен АЭС в других странах, использующих атомную энергию. 
Последние события, связанные с аварией на АЭС Фукусима, сделали 
проблему ВЭ еще более актуальной, поскольку ряд ведущих в этой области 
стран приняли решение об отказе от использования атомной энергетики.
Необходимо отметить, что независимо от тенденций развития атомной энергетики, выводить из эксплуатации будет необходимо как действующие (в мире их около 450), так и вновь проектируемые реакторные установки.
При ВЭ реакторных установок (наиболее сложным представителем 
которых являются энергоблоки АЭС, атомные стации теплоснабжения 
АСТ, атомные теплоцентрали АТЭЦ, исследовательские реакторы ИР) 
возникает специфическая проблема: радиоактивное загрязнение и активация (наведенная активность) части оборудования, строительных защитных конструкций, боксов и помещений, так называемая остаточная 
радиоактивность. Хотя таких радиоактивных систем и помещений на АЭС 

не более 20 % от общего количества, именно эти 20 % определяют принципиальное отличие ВЭ любого промышленного предприятия от АС. 
Наличие наведенной активности и радиоактивного загрязнения приводит к тому, что обследование, дезактивационные и демонтажные работы 
будут осуществляться в радиационно опасных условиях для персонала. 
В результате радиоактивного загрязнения и активации при демонтаже 
оборудования и зданий АС образуется большое количество радиоактивных отходов. Кроме того, определенная часть отходов образуется непосредственно в процессе ВЭ. Объемы РАО при ВЭ могут достигать десятков 
и тысяч тонн, причем более 90 % объема составляют низкоактивные отходы. Усредненные оценки объемов для различных АС показывают, что 
при демонтаже одной современной АС образуется 100000 т (бетон), 5000 т 
(сталь) и 500 т других (несгораемых) радиоактивных материалов. 
В то же время значительные объемы железобетона и металлоконструкций, достигающие десятков и сотен тысяч тонн, образующихся в процессе демонтажа зданий реакторных установок, можно вернуть в повторное 
использование. В противном случае возникают значительные проблемы 
с захоронением огромного количества нерадиоактивных или низкоактивных отходов.
Имеющийся ограниченный мировой опыт ВЭ АС показывает, что этот 
процесс может быть осуществлен во временном интервале от нескольких 
до 100 и более лет. ВЭ АС связан с большими финансовыми затратами, 
поскольку после окончательного останова реактора станция перестает 
вырабатывать электроэнергию и превращается в объект, требующий постоянного финансирования. Финансовые затраты включают: затраты на 
поддержание безопасного сохранения объекта, на зарплату персонала, на 
разработку технических средств демонтажа, на обработку, транспортировку и захоронение радиоактивных отходов, на демонтажные работы, на рекультивацию промплощадки и др. 
Таким образом, проблема вывода из эксплуатации АС имеет общемировое значение и требует объединения усилий ученых и инженеров, специализирующихся в области проектирования, строительства, эксплуатации и вывода из эксплуатации объектов атомной энергетики.
Настоящее издание подготовлено доктором технических наук, профессором Б.К. Былкиным, начальником отдела НИЦ «Курчатовский институт» и доктором технических наук, профессором кафедры строительства ядерных установок Московского государственного строительного 

университета (Национальный исследовательский университет строительства и архитектуры) И.А. Енговатовым.
В издании отражены практически все проблемы вывода из эксплуатации, которыми занимаются авторы на протяжении последних 30 лет. 
Рассмотрены не только российские подходы к ВЭ АЭС, но и зарубежный 
опыт. Прежде всего, это работы по ВЭ АС, рекомендации МАГАТЭ, Европейской комиссии по атомной энергии, в том числе и опыт работы авторов по совместным проектам с зарубежными организациями в области ВЭ 
объектов атомной энергетики. 
Материал изложен в 7 главах, отражающих практически все научнотехнические, нормативные, организационные и социальные вопросы 
комплексного рассмотрения проблемы ВЭ реакторных установок.

ВВЕДЕНИЕ

В настоящее время в Российской Федерации на 10 АЭС находится в эксплуатации 31 энергоблок. В их числе: АЭС с реакторами типа ВВЭР — 5 станций (17 блоков); АЭС с реакторами типа 
РБМК — 3 станции (11 блоков); АЭС с реакторами типа БН — 
1 станция (3 блока); АЭС с реакторами типа ЭГП-6 — 1 станция (4 
блока). Четыре блока: 1, 2 блоки Белоярской и 1, 2 блоки Нововоронежской АС окончательно остановлены. Назначенный проектом 
(для блоков Российских АС — 30 лет) срок службы 17 блоков АС 
закончился или близок к окончанию. Решением Минатома России от 31.10.2002 и Программой работ по подготовке к продлению 
срока эксплуатации энергоблоков АЭС приняты следующие сроки 
продления эксплуатации действующих энергоблоков сверх 30-летнего периода:

• для блоков АЭС с реакторами РБМК и ВВЭР первого поколения на 15 лет; 

• для блоков АЭС с реакторами РБМК второго поколения на
15 лет;

• для блоков АЭС с реакторами ВВЭР на 25 лет.
Информация о блоках, эксплуатируемых сверх назначенного 
проектом срока службы, приведена в табл. 1.

   Таблица 1
Блоки АС, эксплуатируемые сверх назначенного проектом срока службы 

Наименование 

атомной станции 

Номер 
блока 

Тип 

реактора 

Мощность 
(электричес
кая), МВт 

Дата 
пуска, 

год 

Дата 

окончания 

назначенного 
срока службы, 

год 

Дата 

окончания 
продленного 
срока службы, 

год 

Нововоронежская 

3 
ВВЭР 
440 
1971 
2001 
2016 

4 
ВВЭР 
440 
1972 
2002 
2017 

5 
ВВЭР 
1000 
1980 
2010 
2025 

Кольская 
1 
ВВЭР 
440 
1973 
2003 
2018 

2 
ВВЭР 
440 
1974 
2004 
2019 

Ленинградская 

1 
РБМК 
1000 
1973 
2003 
2018 

2 
РБМК 
1000 
1975 
2005 
2020 

3 
РБМК 
1000 
1975 
2005 
2024 

Курская 
1 
РБМК 
1000 
1976 
2006 
2021 

2 
РБМК 
1000 
1979 
2009 
2024 

Билибинская 

1 
ЭГП 
12 
1974 
2004 
2019 

2 
ЭГП 
12 
1974 
2004 
2019 

3 
ЭГП 
12 
1975 
2005 
2020 

4 
ЭГП 
12 
1976 
2006 
2021 

Таким образом, начало массового останова блоков АС для вывода из эксплуатации можно ожидать, начиная с 2016 г. Однако не 
исключена ситуация, когда из-за технической невозможности продолжать безопасную эксплуатацию некоторые энергоблоки первого поколения могут быть остановлены досрочно. 
К 2025 г. на 5 площадках атомных электростанций будут остановлены и находиться на различных этапах подготовки к ВЭ и ВЭ 
еще 11 блоков АС.
Необходимо отметить, что в 2006 г. в РФ была принята к реализации федеральная целевая программа (ФЦП) «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007—2010 гг. и на 
перспективу до 2015 г.», которая предполагает ввод в эксплуатацию 
новых типовых серийных энергоблоков атомных электростанций 
(АЭС) общей установленной электрической мощностью не менее 2 
ГВт в год. В количественном выражении это подразумевает ввод в 
эксплуатацию не менее 10 энергоблоков АЭС.
За рубежом сооружено более 500 реакторных установок, из которых более сотни остановлены для ВЭ или находятся на стадии ВЭ.
Количественный рост выводимых из эксплуатации реакторных 
установок также будет идти по нарастающей, особенно учитывая 
возможный отказ ряда стран от использования атомной энергетики. 
Таким образом, проблема ВЭ реакторных установок имеет общемировое значение и требует объединения усилий ученых и инженеров, специализирующихся в области проектирования, строительства, эксплуатации и вывода из эксплуатации реакторных установок.
Каждая страна самостоятельно определяет стратегию ВЭ, исходя из национальных особенностей и специфики. В России стратегия ВЭ строится с учетом следующих факторов:

• закрепление за эксплуатирующей организацией — концерном РЭА — земельных участков в пределах санитарно-защитной зоны атомных станций на праве бессрочного пользования;

• принятие решения о продлении сроков эксплуатации действующих энергоблоков сверх 30-летнего периода;

• наличие накопленных проблем прошлого периода (ОЯТ 
РБМК, накопленные эксплуатационные РАО, 1, 2 блоки 
БАЭС и НВАЭС и т.д.);

• отсутствие национальных и региональных могильников и 
хранилищ для захоронения и хранения радиоактивных отходов различных категорий;

• отсутствие достаточных средств в резерве на обеспечение ВЭ;
• принятие Программы развития атомного энергопромышленного комплекса России на 2007—2010 гг. и на перспективу до 2015 г.;

• принятие Федеральной целевой программы «Обеспечение 
ядерной и радиационной безопасности на 2008 г. и на период 
до 2015 г.», направленной на частичное решение накопленных проблем; 

• ВЭ блоков АС будет происходить на площадках с работающими блоками, необходимо обеспечивать безопасную эксплуатацию действующих энергоблоков при ведении работ по ВЭ.
Отметим, что аналогичные или схожие проблемы стоят или будут стоять перед всеми странами, обладающими или планирующими обладать объектами атомной энергетики. Более того, с уверенностью можно утверждать, что существование и развитие атомной 
энергетики невозможно без решения проблемы вывода из эксплуатации реакторных установок экономичным и безопасным для персонала, населения и окружающей среды способом.

ГЛАВА 1 
СОЦИАЛЬНО-ЭКОНОМИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ 
ВЫВОДА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ 
ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК

1.1. История вопроса. Актуальность и масштабы задач вывода 
из эксплуатации реакторных установок. Ключевые проблемы 
при выводе из эксплуатации блоков АС и исследовательских 
реакторов. Учет требований радиационной  
безопасности и охраны окружающей среды 

Отправной точкой развития атомной тематики можно считать 
1942 г., когда в США был построен и запущен первый в мире ядерный реактор (Chicago Pile-1). В 1946 г. в СССР был запущен первый 
в Европе ядерный реактор Ф-1. В 1954 г. в СССР в г. Обнинске была 
пущена первая в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт, 
которая в течение 50 лет находилась в эксплуатации. С тех пор, 
1954 г. считается началом промышленного использования атомной 
энергии в мирных целях, в частности атомной энергетики.
В последующие годы атомная энергетика проходила различные 
этапы своего развития, которые характеризуются:

• бурным количественным ростом вводимых в эксплуатацию 
блоков АС с середины 50-х до середины 80-х гг. XX в.;

• резким замедлением темпов развития и количественного роста вводимых в строй мощностей с середины 80-х гг. XX в. 
связанных, прежде всего, с серьезными авариями на АС, в 
частности — с чернобыльской катастрофой;

• отрицательным отношением к атомной энергетике в мире;
• переосмыслением роли атомной энергетики для развития 
цивилизации;

• интенсивными разработками в области глобального повышения безопасности ядерных реакторов нового поколения;

• пониманием безальтернативности атомной энергетики по 
крайней мере в ближайшие 50 лет нового столетия с середины 90-х гг. XX в. до начала нового столетия;

• новым витком развития атомной энергетики в промышленных и развивающихся странах (Россия, США, Великобрита

ния, Китай, Индия, Иран и др.), который мы наблюдаем в 
настоящее время;

• новыми дискуссиями о роли и необходимости атомной энергетики после аварии на АЭС Фукусима-1.
В настоящее время в России в эксплуатации находятся 10 АЭС с 
31 реакторами (энергоблоками) общей электрической мощностью 
около 22 МВт. По совокупной мощности атомной энергетики Россия занимает пятое место в мире. 
В бывших республиках СССР были построены следующие 
энергоблоки: на Украине — Запорожская АЭС, Ровенская АЭС; 
Хмельницкая АЭС, Чернобыльская АЭС, Южно-Украинская АЭС, 
в Армении — Армянская АЭС; в Казахстане — Шевченковская 
АЭС; в Литве — Игналинская АЭС. 
Кроме того, при содействии СССР были спроектированы и построены энергоблоки в Финляндии, бывших странах СЭВ, таких 
как Болгария, Чехословакия, ГДР, Венгрия.
C середины 70-х гг. XX столетия, т.е. в период бурного развития 
атомной энергетики, возникла новая проблема — проблема вывода 
из эксплуатации ядерных энергетических установок. Перед наукой 
и техникой возникли вопросы, на которые необходимо было найти 
обоснованные ответы: 

1. Что делать с этими установками?
2. Какую опасность могут представлять остановленные ядерные энергетические установки и прежде всего АС для персонала, 
населения и окружающей среды?

3. Какие объемы радиоактивных отходов будут дополнительно 

образовываться при работах на остановленных установках и при их 
возможном демонтаже?

4. В какие сроки после останова реактора оптимально можно 

начинать деятельность на остановленных установках?

5. Какие из имеющихся технологий могут быть использованы 

при проведении работ на остановленных установках и какие потребуются новые?

6. Какие объемы людских и финансовых затрат потребуются 

на проведение соответствующих работ?

7. Какие нормативно-технические документы потребуются 

для сопровождения работ по выводу ядерных установок из эксплуатации?