| Российский сайт ядерного нераспространения |
Гражданский Центр ядерного нераспространения |
Заключение государственной экологической экспертизы ГХК: независимый взгляд Приложение 3. Министерство охраны окружающей среды и природных ресурсов Российской Федерации Утверждено Приказом министра охраны окружающей среды и природных ресурсов Российской Федерации от 14 августа 1996 г. № 364 Заключение экспертной комиссии По материалам "Корректировка ТЭО строительства завода РТ-2 на Красноярском горно-химическом комбинате" г. Москва Экспертная комиссия государственой экологической экспертизы, утверждённая приказом Минприроды России от 29.04.96 г. № 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, г. Санкт-Петербург: 1987, 1992, 1993, 1995, 1996 г.г.: 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. Концептуальные предложения по выводу из эксплуатации завода РТ-2. 5. Обоснование безопасности производства. Техника безопасности, возможные аварийные ситуации. 6. Перечень аварийных ситуаций по зданиям и сооружениям завода 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 из зданий 2, 3, 3-а завода РТ-2 для аварийных ситуаций по сценарию 1 типа. 28. Анализ аварийных ситуаций, опасных по технологическим выбросам в атмосферу (сценарий 1 типа). 29. Дополнительные материалы, отвечающие на вопросы экспертной комиссии государственной экологической экспертизы. 30. Дополнительные материалы для проведения экспертизы в Министерстве охраны окружающей среды и природных ресурсов Российской Федерации. 31. Заключение общественной эколого-технологической экспертизы полигона "Северный" по захоронению жидких РАО, ГХК, г. Красноярск, 1995 г. 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. Строительство завода РТ-2 было начато в 1979 году на основании постановления ЦК КПСС и СМ СССР от 31.08.76 г. № 717-2380В. Проект строительства разработан в 1983 году. В 1985 году введён в эксплуатацию комплекс сооружений хранилища отработавшего топлива АЭС с реакторов ВВЭР-1000, в составе которого необходимые для его нормальной работы сооружения энергоснабжения, переработки отходов, обслуживания и ремонта железнодорожных вагонов и контейнеров, транспортные коммуникации. Действующее хранилище рассчитано на приём 6000 тонн ОЯТ и в настоящее время заполнено на треть. Для обеспечения безопасного функционирования АЭС потребуется ежегодно вывозить из них на РТ-2 сборки в количестве 8566 штук. Корректировка утверждённого в 1983 году ТЭО строительства завода РТ-2 произведена в связи с изменением технологии обращения с жидкими радиоактивными отходами и уточнением номенклатуры готовой продукции по линии урана и плутония. Проектируемый комплекс РТ-2 размещается в Красноярском крае на ранее отведённых горно-химическому комбинату землях. К действующим производствам ГХК относятся: реакторное производство, расположенное в искусственных выработках горного массива, с двумя остановленными реакторами, на которых вырабатывался оружейный плутоний из природного урана; радиохимическое производство для переработки облучённого в реакторах природного урана; сооружения в горных выработках для временного хранения среднеактивных (САО) и высокоактивных (ВАО) отходов, а также подготовки их к захоронению; хранилище твёрдых радиоактивных отходов, находящееся за пределами радиохимического производства (САО, ВАО, технологические пульпы хранятся в нержавеющих ёмкостях); объекты изотопно-химического завода (переработка и захоронение радиоактивных отходов реакторного и радиохимического производств, завод РТ-2); полигон "Северный" подземного захоронения жидких радиоактивных отходов; открытые поверхностные бассейны в 2,5 км от берега Енисея; спецпрачечная; вспомогательные производства: энерготепловой цех с котельной № 1, расположенной в городе и работающей на мазуте, котельной № 2, расположенной на площадке в районе изотопно-химического завода, работающей на угле; цех подстанций связи; РМЗ; цех КИП; гаражное и транспортное хозяйство. 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. Характеристика района строительства завода РТ-2 Территория горно-химического комбината расположена на площадях Берёзовского, Емельяновского, Сухобузимского районов Красноярского края, занимает около 3 тыс. кв. км (радиусом в 30 км), пространственно тяготеет к долине р. Енисей и приурочена к пограничной зоне Южно-Енисейского кряжа и Красноярской лесостепной равнины. Согласно карте сейсмического районирования площадка строительства РТ-2 располагается на границе области дифференцированных тектонических движений, в зоне возможных пятибалльных сейсмических воздействий. Вместе с тем в 100 км к югу от г. Красноярска, вблизи которого находится район строительства, проходит граница шестибалльной сейсмической зоны, а в 200 км - восьмибалльной. По данным о местной сейсмичности каталога Российского Центра изучения геофизических данных за 15 лет, в радиусе 500 км от объекта произошло 180 землетрясений с магнитудой 1.67 < М < 5.6. По данным из каталога Геологической службы США, с 1962 года по 1990 год в радиусе 800 км от объекта зарегистрировано 64 землетрясения с магнитудой от 3.8 < М < 6.8, эпицентры большинства которых расположены к югу от объекта на расстоянии 500 км и более. На основании данных о магнитудах и эпицентральных расстояниях можно рассчитать вероятную интенсивность колебаний в районе объекта. Максимально рассчитанные сотрясения не превышали 4 баллов по шкале MSK-64. По карте климатического районирования г. Красноярск относится к зоне 1 В для строительства. Климат г. Красноярска резко континентальный. Континентальность выражена большой годовой амплитудой колебаний температуры воздуха. Средняя годовая составляет 0,5-0,6°С. Температура поверхности почвы в среднем в год +2 °С, а на всех глубинах, начиная с 20 см, примерно одинакова и равна 3 °С. Устойчивое промерзание почвы происходит в последних числах октября. В марте отмечается максимальная глубина промерзания почвы, в среднем составляет 175 см. Для Красноярска характерна однородность режима ветра в течение всего года. Наименьшую повторяемость в году имеют ветры юго-восточного и северного направлений (2-4%). Сильные ветры со скоростью 15 м/сек. и более в Красноярске наблюдаются в течение всего года. В среднем за год 33 дня с такими ветрами. Рассматриваемый район характеризуется весьма сложным рельефом, делится на горную и равнинную часть "юрская впадина" с отметками от 124 до 185 м, приурочен к правому берегу р. Енисей, поверхность, которой занята лесом, лугами, пашнями и болотами. К равнинной части относится и очень пологий скат с абсолютными отметками от 185 до 225 метров. Горная часть - Атамановский хребет, один из отдалённых отрогов Енисейского кряжа. Кряж представляет собой плоскогорье, вытянутое в юго-восточном направлении, с абсолютными отметками 370-420 метров. Его поверхность расчленена многочисленными речками, долинами ручьёв и мелкими ложками. На левом берегу р. Енисей Атамановский хребет постепенно сужается и снижается, медленно переходя в равнину. Гидрографическая сеть в пределах площадки представлена главной водной артерией - рекой Енисей и её правыми притоками - ручьями Шумихой и Ледяной. Естественный режим реки нарушен и полностью находится в зависимости от работы Красноярской ГЭС. Река Енисей на территории описываемого района имеет горно-равнинный характер. Гидрологический режим участка реки характеризуется общей многоводностью, неравномерностью стока, зарегулированного после возведения в 1967 году Красноярской ГЭС, водохранилище которой - одно из крупнейших в стране. Рассматриваемый участок реки (50-77 км) относится к среднему Енисею и в гидрологическом отношении изучен слабо. Лишь в 1986-1988 г.г. были открыты водомерные посты, регулярно действующие вблизи населённых пунктов и периодически - на островах. Составом исследовательских работ предусматривается наблюдение за уровнем, температурой, мутностью воды, скоростным и ледовым режимами, стоком и качеством воды, деформациями береговой полосы островов, гранулометрическим составом взвешенных наносов и донных отложений. Геологическое строение самой площадки представлено четвертичными аллювиально-делювиальными отложениями, залегающими на юрских отложениях, либо на размытой поверхности кристаллического массива. Юрские отложения собраны в очень пологие синклинальные складки с осями погружения на северо-восток и реже - на восток с углами падения не более 5 градусов. Район и площадка строительства характеризуются развитием трёх водоносных горизонтов: четвертичный водоносный комплекс в аллювиально-делювиальной толще, водоносный комплекс юрских отложений в песчаниках и углях итатской свиты, водоносный комплекс верхней трещиноватой зоны гнейсов. Воды аллювиально-делювиального комплекса отложений встречаются практически повсеместно. Для этих вод характерно близкое к поверхности их стояние (3-6 м) с амплитудой колебания не менее 1 м. Более глубокое их залегание или отсутствие связано с участками близкого залегания скальных пород (северо-западная часть площадки). Грунтовые воды этого комплекса безнапорные и имеют направление движения в сторону ручьёв. Водоносный комплекс юрских пород приурочен к рыхлым и трещиноватым песчаникам, реже - трещиноватым углям. В пределах площадки эти воды не везде подсечены. Водоносный комплекс кристаллических пород зафиксирован на площадке в верхней трещиноватой зоне гнейсов на глубине 13-16 м. Воды всех трёх горизонтов гидравлически связаны. Существующая радиоэкологическая обстановка Радиационная обстановка на производствах и в зоне наблюдения ГХК во всех средах контролируется специальными лабораториями. Объём радиационного контроля определён стандартами предприятия и соответствует требованиям норм радиационной безопасности. Контроль газоаэрозольных выбросов радионуклидов и вредных химических веществ комбината осуществляется непрерывно. Содержание радионуклидов в сбросных водах определяется ежедневно путём отбора проб и последующего их анализа в лаборатории Радиоэкологического центра ГХК. На территории, прилегающей к комбинату, контролируется содержание радионуклидов в приземном слое атмосферы, атмосферных выпадениях, почве и растительности на расстоянии до 15 км от источника выбросов. Ежемесячно осуществляется контроль за содержанием радионуклидов в воде Енисея на расстоянии до 15 км и рыбе - на расстоянии до 50 км ниже сбросного канала. Ежегодные комплексные экспедиционные исследования радиоэкологического состояния поймы реки Енисей на расстоянии до 1500 км ниже расположения комбината позволяют определить содержание радионуклидов в воде, почве, донных отложениях и водной растительности. Во всех случаях отбора проб одновременно измеряется мощность экспозиционной дозы излучения. В санитарно-защитной зоне комбината из искусственных радионуклидов обнаруживается Cs-137, Ce-144, Ru-106 и Co-60, среднегодовая объёмная активность которых ниже допустимых концентраций. В приземном слое атмосферы ближайших к комбинату населённых пунктов имеет место в основном Cs-137, активность которого ниже допустимой концентрации приблизительно в 7,5·106 раз и обусловлена процессом выведения радиоактивных продуктов из стратосферы, заброшенных туда при испытании ядерного оружия. В целом, влияние газоаэрозольных выбросов комбината в атмосферу на загрязнение территории в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения на фоне глобального уровня практически не обнаруживается. Значение экспозиционной дозы гамма-излучения во всех точках контроля для данного региона соответствует 7-12 мкР/час. Дозиметрическое обследование состояния прибрежных зон 23 населённых пунктов, расположенных на расстоянии до 1500 км ниже сбросного канала комбината, показало, что на границах жилых зон значение мощности экспозиционной дозы не превышает 14 мкР/час, однако на отдельных локальных участках по данным Росгидромета мощность дозы достигает 60 мкР/час. Изучение содержания радионуклидов в сельскохозяйственной продукции, произведённой в районах, наиболее подверженных интенсивному накоплению радионуклидов в почве поймы реки Енисей и расположенных в 25, 200 и 250 км ниже по реке от сбросного канала комбината, показало, что обнаруженное содержание в пробах молока и говядины изотопов Cs-137, Sr-90 и Zn-65 ниже действующих допустимых уровней в 150-600 раз. Одним из наиболее острых вопросов, связанных с экологической оценкой последствий эксплуатации ГХК, является загрязнение окружающей среды плутонием, его воздействие на экосистемы и человека. К настоящему времени накоплены данные по содержанию плутония в почвах на расстоянии от 1 до 10 км от точки выброса в продуктах питания местного производства; в пробах воды реки Енисей, отобранных выше и ниже по течению, вплоть до 240 км от точки сброса; в пробах донных отложений реки, отобранных выше и ниже точки сброса, на протяжённости до 724 км ниже точки сброса. В пробах почв поймы Енисея, наиболее загрязнённых радионуклидами - гамма-излучателями (остров Атамановский), максимальная концентрация плутония-239 составляет 8,8 Бк/кг. Из полученных результатов следует, что содержание плутония в донных отложениях близко к содержанию в донных отложениях рек, не подверженных воздействию источников радиоактивного загрязнения. Таким образом, комплексные радиоэкологические исследования состояния объектов окружающей среды в зоне техногенного воздействия комбината свидетельствует о том, что современная радиоэкологическая обстановка в районе размещения комбината, как интегральный показатель уровня его экологической безопасности в процессе длительной эксплуатации, вполне удовлетворительная и не требует в местах проживания и хозяйственной деятельности населения в зоне воздействия комбината проведения экстренных реабилитационных мероприятий. Обоснование зоны воздействия РТ-2 на окружающую среду Основными объектами, являющимися потенциальными источниками поступления в окружающую среду загрязняющих веществ, являются: хранилище отработавшего ядерного топлива, поступающего на переработку (существующее); цех рубки облучённого ядерного топлива и растворения; отделение обращения с поглощающими элементами; отделение контейнеризации "хвостовиков" и оболочек; основной технологический корпус экстракции и упарки растворов; технологический корпус получения ядерного топлива; цех хранения жидких отходов и пульп; участок подготовки и переработки среднеактивных и низкоактивных отходов (САО и НАО); цех сборки тепловыделяющих сборок (ТВС); цех переработки твёрдых радиоактивных отходов; цех дезактивации и плавки "грязного" металла; хранилище твёрдых радиоактивных отходов (ТРО) I-II группы активности в контейнерах; хранилище кондиционированных САО в бочках; хранилище контейнеров с ТРО III группы активности, поглощающих элементов (ПЭЛ), "хвостовиков" и оболочек; хранилище остеклованных ВАО с вентцентром; отделение фильтрации, упарки, фракционирования; установки отверждения ВАО; комплекс хранения отверждённых ВАО с установками охлаждения. Промплощадка основного технологического комплекса проектируемого завода РТ-2 находится в непосредственной близости от зданий и сооружений действующего производства ГХК. Радиационное воздействие объектов ГХК в значительной мере может послужить моделью для прогнозирования воздействия газоаэрозольных выбросов проектируемого завода РТ-2. С учётом требований нормативных документов (НРБ 76/87, ОСП-72/86, СНП-77) для ГХК установлена санитарно-защитная зона (СЗЗ). За центр действующего производства, определяющего вклад в газоаэрозольные выбросы, принята труба станции газоочистки радиохимического завода. Преимущественное направление ветров с юго-запада на северо-восток определяет вытянутость границ СЗЗ в форме овала, с осью в том же направлении. При этом граница СЗЗ на северо-восток удалена от источника 1 на 10 км, а на юго-запад - на 7 км. Для вновь проектируемого производства РТ-2, с учётом эффективной очистки технологических и вентиляционных выбросов, размеры СЗЗ установлены радиусом в 5 км с центром при здании 9 (основная высотная вентиляционная труба технологического комплекса источника 17). В соответствии с предварительными оценочными данными о воздействии выбросов ГХК, учётом очистки газоаэрозольных выбросов (из здания 2 проектируемого завода РТ-2) от криптона методом абсорбции в растворах фреонов с эффективностью 95% изменение принятых размеров СЗЗ ГХК и РТ-2 не потребуется. Оценка состояния окружающей среды в зоне воздействия завода РТ-2 Основу ГХК, расположенного в Красноярском крае, на котором предусматривается строительство завода РТ-2, до настоящего времени составляло реакторное и радиохимическое производство, размещённое на правом берегу Енисея, в горных выработках скальных пород. В 1950-1960 годах последовательно вводились в эксплуатацию два прямоточных промышленных реактора (завод А), энергетический реактор и вторая часть технологической цепочки ГХК - радиохимическое производство по извлечению плутония-239 для изготовления специзделий (завод Б). Промышленные уран-графитовые реакторы имеют прямоточное водяное охлаждение. Вода, забираемая из Енисея, пройдя спецводоочистку, подаётся на охлаждение активной зоны, после чего сбрасывается в реку. В 1992 году оба промышленных реактора выведены из эксплуатации, однако, учитывая поэтапное, растянутое во времени, прохождение этого процесса, основные технологические системы реакторов продолжают функционировать при полной выгрузке из них ядерного горючего. Энергетический реактор имеет замкнутый контур охлаждения химически очищенной воды без прямого сброса в открытую гидрографическую сеть. Эксплуатация вышеуказанных производств в течение длительного времени сопровождалась поступлением в окружающую среду определённого количества радиоактивных и вредных химических веществ, которые и обусловили современное состояние окружающей среды в районе расположения горно-химического комбината. Для планирования мероприятий по защите окружающей среды и оперативного контроля за радиационной обстановкой с целью предотвращения превышения дозовых нагрузок на ГХК определены контрольные уровни по радиоактивному загрязнению, которые на 1-2 порядка ниже установленных предприятию нормативов. Воздействие завода РТ-2 на атмосферу Эксплуатация комплекса зданий и сооружений основной технологии проектируемого завода РТ-2 и комплекса зданий и сооружений по обращению с отходами связана с выбросами в атмосферу радионуклидов в газоаэрозольной форме с технологическим и вентиляционным воздухом. Выброс радиоактивных веществ, подавляющее количество которых поступает в атмосферный воздух через высотные вентиляционные трубы, является основным фактором воздействия на окружающую среду. Значительная доля приходится на окислы азота. Основными источниками загрязняющих веществ будут являться: технологические системы барботажного воздуха, вакуумного воздуха и сдувок "дыхания" ёмкостных аппаратов; система технологических сдувок пульсационных колонн; система сдувочных газов из ванн отрезки "хвостовиков"; сдувочных газов из камер КОПИР и транспортировки "хвостовиков"; система сдувки из камер прокалки готового продукта; система вентиляции аффинажного отделения; система вентиляции I и II зоны технологических зданий; система сдувок отделения измельчения ТВЭЛов - растворения; системы вентиляции боксов и камер здания 6, система вентиляции надводного пространства хранилища ОЯТ; системы сдувок установок отверждения ЖРО; система охлаждения хранилища отверждённых ВАО; система сдувок отделения приёма "хвостовиков" и оболочек. Уровень выбросов определялся по аналогии эксплуатации подобного производства на ПО "Маяк". Воздействие РТ-2 на поверхностные и подземные воды Принятые в ТЭО строительства завода РТ-2 технические мероприятия по организации замкнутой системы водопотребления позволяют полностью исключить сброс в открытую гидрографическую сеть загрязнённых стоков. Воздействие на состояние качества воды в р. Енисей будут оказывать только действующие производства ГХК. Попадание радиоактивных загрязнений в подземные воды из основных технологических зданий проектируемого завода РТ-2 исключается за счёт облицовки помещений, где в значительных количествах могут находиться радиоактивные растворы, применения гидротехнического бетона, гидроизоляции наружных поверхностей стен, поддонов для сбора протечек. Антропогенное воздействие на почвы и растительность Загрязнение приземного слоя атмосферного воздуха в СЗЗ и зоне наблюдения ГХК техногенными радионуклидами приводит к поверхностному загрязнению почвы. Зона наблюдения установлена Красноярским краевым комитетом по охране природы и равна 30 км. При экспериментально определённой скорости оседания аэрозолей в 1,1 см/с на пределе достоверности возможно определение поверхностного загрязнения почвы лишь по цезию-137. Смысл оценки поверхностного загрязнения заключается в том, что резкие повышения уровня загрязнения поверхности почвы техногенными радионуклидами могут свидетельствовать о повышенных газоаэрозольных выбросах, связанных с нарушением нормальных условий эксплуатации промышленных объектов. Контроль за этим процессом должен осуществляться постоянно. Определение радиоактивного выпадения на земную поверхность играет существенную роль для оценки усвоения выпавших радионуклидов (особенно цезия-137) растениями (кормовыми культурами, сельхозпродуктами). При обычных условиях объёмная активность по цезию-137 в приземном слое атмосферы на уровне 2,3·10-18 Ки/л, поступление в почву составило порядка 8,2·10-10 Ки/м2 в год. Активность цезия-137 в снежном покрове составляет порядка 0,5-0,8·10-10 Ки/м2. Анализ проб почвы, взятых в 40 пунктах территории вокруг ГХК, показал, что средняя радиоактивность цезия-137 в поверхностном (5 см) слое почвы на расстоянии до 12 км от основного источника (об. 262/1) составляет 2,3 Бк/м2, стронция-90 - до 0,5 Бк/м2 (60% за счёт испытания ядерного оружия 50-60-х годов и лишь 40% приходится на долю выбросов ГХК). Отходы производства Из общего объёма твёрдых отходов, образующихся при эксплуатации завода РТ-2, около 27% (по объёму) составляют высокоактивные и среднеактивные жидкие 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. Сжигание твёрдых и жидких отходов Сжиганию подлежат твёрдые горючие отходы I группы радиоактивной загрязнённости с удельной активностью не более 10-4 Ки/кг. Из общего объёма отходов I группы на долю сжигаемых отходов приходится 60%. Использование установки для сжигания позволяет обеспечить сокращение объёма переработанных отходов, подлежащих последующему захоронению в могильниках сооружения 38/1, до 75 раз. Горючие отходы сжигаются в печи с получением зольного остатка, в котором концентрируется до 99% всей активности, содержащейся в исходных твёрдых радиоактивных отходах (ТРО). Сжигание ТРО, кроме значительного уменьшения объёма отходов, подлежащих последующему захоронению, обеспечивает перевод горючих ТРО в негорючее состояние с фиксацией радионуклидов в надёжную цементную матрицу и пожарную безопасность захоронения переработанных горючих ТРО. С учётом объёма отходов, подлежащих сжиганию, и единичной производительности установки для завода РТ-2 намечается использование двух установок с обеспечением 60% резерва по времени их работы, что обеспечит возможность ремонта и профилактического осмотра установок. Производительность одной установки: по твёрдым отходам - не более 100 кг/час, по жидким отходам - не более 20 кг/час. Состав твёрдых отходов: складская тара (древесина, картон), х/б одежда и ветошь, резиновая обувь, перчатки, кожаная обувь, древесина строительных лесов и опалубки после ремонта, деревянные корпуса фильтров общеобменной вентиляции, активированный уголь. Линейные размеры отходов, поступающих в печь, не более 300 мм. Твёрдые отходы подаются на установку сжигания в специальных контейнерах объёмом 0,6 м3. Производительность по сжиганию твёрдых радиоактивных отходов - 2700 м3/год, влажность - не более 20% и зольность - не выше 7%. Для золы, образующейся при сжигании, используются 200-литровые бочки типа БС-П-200, степень заполнения бочки - не более 0,9. Суммарная активность золы в бочке - в пределах 1,26·10-2 Ки. Количество бочек - приблизительно 180 шт/год. Состав жидких отходов: обводнённые нефтепродукты, турбинное масло, вакуумное масло, спирт этиловый, растворители. 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. Аспекты состояния здоровья населения в зоне техногенного влияния Особенностью техногенного влияния реакторного и радиохимического производств на персонал (категория А) и население (категория Б и В) является совместное воздействие радиации и химических факторов. ЦМСЧ-51 Федерального управления Минздравмедпрома России в течение 40 лет проводит комплекс санитарно-противоэпидемиологических и лечебно-диагностических мероприятий 100-тысячному населению г. Железногорска, который имеет статус закрытого административного территориального образования. Эксплуатация производств комбината с 1958 года сопровождалась выбросами радионуклидов в окружающую среду, что негативно сказалось на состоянии здоровья населения. Особенностью многолетнего техногенного влияния ГХК на персонал (категория А) и население (категория Б и В) является одновременное радиационное, химическое и многофакторное экстремальное воздействие. Положение усугубляется тем, что на человека могут оказывать действие несколько видов внешнего излучения. Поступление в организм нескольких радионуклидов как с вдыхаемым воздухом, так и с питанием (сочетание воздействий внутреннего и внешнего облучения) увеличивает риск возникновения тяжёлой патологии, пролонгированной во времени (латентный период возникновения онкологических заболеваний составляет 10-20 лет от начала воздействия и накопления вредного фактора (дозы). Анализ демографических показателей населения г. Железногорска (на 1000 человек) показал, что смертность жителей возросла с 6,2 в 1989 г. до 9,1 в 1995 г. Рождаемость за этот же период снизилась с 15,7 до 7,6. Младенческая смертность практически осталась на прежнем уровне и составила в 1995 г. - 9,7. В структуре причин смертности преобладает смертность от болезней органов кровообращения - 4,51, травм и отравлений - 1,89, новообразований - 1,66, а в структуре младенческой смертности - врождённые аномалии, отдельные состояния перинатального периода, травмы и отравления. Распределение умерших по возрастам населения г. Железногорска показало, что самая высокая смертность приходится на возраст 60 лет и старше. С 1989 г. имеет место тенденция роста доли умерших в работоспособном возрасте от 30 до 59 лет. Анализ показателей здоровья населения (на 1000 человек) выявил рост новообразований с 26,3 в 1993 г. до 74,5 в 1995 г., болезней органов дыхания - с 348,2 до 389,3, болезней мочеполовой системы - с 56,3 до 125,3, болезней кожи и подкожной клетчатки - с 31,3 до 61,7, болезней костно-мышечной системы и соединительных тканей - с 84,7 до 160,7. В 1995 г. впервые установлены показатели диагнозов, которые требуют обратить на себя особое внимание, в том числе болезни органов дыхания - 341,4, мочеполовой системы - 49,7, кожи и подкожной клетчатки - 44,4, костно-мышечной системы и соединительных тканей - 40,3. В настоящее время на действующих производствах ГХК средние дозы внешнего облучения персонала составляют от 0,04 до 0,75 сЗв при действующей норме 2 сЗв. Вентвыбросы по ряду радионуклидов - 0,23-0,652% от ПДВ. Гамма-фон в наблюдаемой зоне в пределах фона 10-18 мкР/час. Дозовые нагрузки на население и на критическую группу населения 4-40 мкЗв в год, что значительно ниже установленных нормативов НРБ-96. Показатели здоровья населения г. Железногорска находятся на уровне показателей аналогичных территорий Красноярского края. Прослеживается общая тенденция ухудшения здоровья населения, характерная как для Красноярского края, так и для России в целом. Так, согласно предварительным статистическим данным Минздравмедпрома России в целом по республике смертность в 1995 г. составила на 1000 человек - 14,7, рождаемость - 9,3, младенческая смертность - 18,0. Обращает на себя внимание рост онкологической патологии с 105,36 на 100000 человек в 1975 г. до 238 в 1995 году. Вместе с тем, такая тенденция отмечается в целом по стране и в мире. В Российской Федерации в 1995 году заболеваемость злокачественными новообразованиями составила 278,8 на 100000 жителей. С 1958 года, со времени ввода в эксплуатацию ГХК, ЦМСЧ-51 не сталкивалась с ранними соматическими эффектами воздействия различных видов излучений, таких, как проявление различных вариантов острой или хронической лучевой болезни в результате воздействия больших доз облучения. В настоящее время на действующем ГХК среднегодовые дозы внешнего облучения персонала составляют от 0,04 до 0,75 сЗв при действующей норме 2 сЗв/год. Гамма-фон в наблюдаемой зоне в пределах фона 10-18 мкР/час. Дозовые нагрузки на население и на критическую группу населения от 4 до 40 мкЗв/год. По расчётам ожидаемого загрязнения эквивалентная доза на критическую группу населения с учётом всех путей воздействия не превысит 0,11 мЗв в год. В ЦМСЧ-51 не зарегистрировано профессиональных больных в результате воздействия облучения среди проживающих жителей. Профессиональная заболеваемость на действующем комбинате низкая. Данные за 1995 год - 1,35 человека на 10000 работающих. 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. Замечания и предложения Рассмотрев материалы "Корректировка ТЭО строительства завода РТ-2 на Красноярском горно-химическом комбинате", экспертная комиссия государственной экологической экспертизы считает необходимым высказать следующие замечания и предложения:
Рекомендации На последующих стадиях проектирования в части оценки воздействия предприятия на окружающую среду рекомендуется:
Вывод Экспертная комиссия, отмечая значимость и техническую сложность проектируемого объекта, а также его потенциальную экологическую опасность, считает необходимым учесть сделанные в заключении замечания и предложения на следующей стадии проектирования, с обязательным представлением материалов проекта строительства завода РТ-2 в полном объёме на государственную экологическую экспертизу. Председатель комиссии А.П. Коренков Особое мнение члена экспертной комиссии Департамента государственной экологической экспертизы Минприроды России по рассмотрению материалов "Корректировка ТЭО строительства завода РТ-2 на Красноярском горно-химическом комбинате" (приказ Минприроды России от 29.04.96 г. № 181) Корначёва Юрия Николаевича Рассмотрев материалы ТЭО, представленные в 25 книгах, и отметив в сводном заключении группы экспертов от Красноярского края свои замечания, считаю целесообразным расшифровать принципиальные вопросы, которые полностью отсутствуют в представленных материалах: 1. Стоимость строительства: 1.1. По данным ТЭО проведён расчёт затрат на строительство РТ-2, который в ценах 01.01.96 г. выражается в сумме 1094,6 трлн. рублей, начиная с 01.01.96 г. 1.2 В затратах на строительство заложено, согласно ТЭО, около 30% годовой суммы расходов на пополнение оборотных средств, что составляет 32,8 трлн. рублей. 1.3 Расчётные затраты, по данным ТЭО, на электро- и теплоэнергию составляют более 18,6 трлн. рублей, из них менее 8 трлн. рублей - на технологические цели. Вывод: - суммы, требуемые на реализацию ТЭО, превышают возможности бюджета России; - объём оборотных средств, закладываемых в затраты на строительство, не обеспечит их полного восстановления, так как с учётом инфляции практически полностью будет уходить на оплату электро-, теплоносителей. 1.5.Предложения: 1.5.1 Переработать книги инв. № 43913/3021, 43870/3025, 43869/3027, 1170201/12027, № 93-04076/12031, А-037112 с указанием в них стоимостных оценок в ценах на 01.01.96 г. и в долларовом эквиваленте по курсу ММВБ на 01.06.96 г. 1.5.2 При доработке указанных в подпункте "а" книг внести следующую информацию: а) маркетинг рынка сбыта закиси-окиси урана, топливных таблеток и ТВС по России, по России и СНГ, по мировому рынку; б) расчёт экономического ущерба от проектных и запроектных аварий с указанием источника финансирования на ликвидацию аварий и на ликвидацию последствий аварий (прибыль завода РТ-2 на эти цели не использовать); в) расчёт ежегодных затрат на содержание отходов, их хранилищ и могильников на период до 50 лет с указанием источника финансирования (прибыль завода РТ-2 на эти цели не использовать); г) конъюнктурный обзор цен на закись-окись урана, топливные таблетки и ТВС по России и мировому рынку с указанием конкурирующих фирм с расшифровкой их ценовой политики. 2.Энергообеспечение: 2.1 Электро- и теплоснабжение завода предусматривается от котельной № 2 и № 3, подземной АЭС и Сосновоборской ТЭЦ. 2.2 Вывод: необходим расчёт энергетического баланса всех источников как по теплу, так и по электроэнергии. 2.3 Предложение: дополнить книги № 43913/3021, № 43827/3026, № 92-03262/12025, № 1170201/12027 расчётами энергобаланса, согласованными с энергобалансом электросети "Красноярскэнерго" и сравнительными расчётами потребности в теплоснабжении от котельных и подземной АЭС, от котельных и Сосновоборской ТЭЦ, от Сосновоборской ТЭЦ. 3.Сухое хранение: 3.1 Рассматривается только замкнутый топливный цикл. 3.2 Вывод: тенденции развития атомной энергетики в странах мира показывают, что широко применяется разомкнутый топливный цикл. Дата добавления: 2015-10-21; просмотров: 45 | Нарушение авторских прав
|
