Проєкт фінансується Європейським Союзом.

Мета проєкту: модернізація системи дозиметричного контролю в зоні відчуження та моніторингу навколишнього середовища (радіаційного) на Комплексі «Вектор» та ПЗРВ «Буряківка».

Завдання проєкту:

• Розробка проєктів і закупівельної документації для модернізації систем моніторингу навколишнього середовища на Векторі та Буряківці, а також систем дозиметричного контролю на ЧАЕС та в межах зони відчуження загалом (включаючи забруднення, що переноситься автомобілями).
• Аналіз наявних систем на їх відповідність вимогам безпеки України та найкращій міжнародній практиці.
• Розробка заходів з удосконалення систем.
• Розробка технічних специфікацій, на основі яких будуть виконуватись першочергові заходи з удосконалення систем (які включають в себе транспортування, встановлення, тестування та введення в експлуатацію).

В частині модернізації системи радіаційно-дозиметричного контролю ЧАЕС проведено аналіз існуючої системи, розроблено заходи із її удосконалення, виконано загальну оцінку. З урахуванням обмеженості фінансування наступної фази проєкту та у зв’язку з великим обсягом робіт проєкт для ЧАЕС було розділено на два ЛОТи:

ЛОТ-1 — закупівля обладнання для переоснащення лабораторії індивідуального дозиметричного контролю на ЧАЕС, а також закупівля індивідуальних дозиметрів.
ЛОТ-2 — закупівля додаткових дозиметрів для контролю кришталика ока та кінцівок.

Триває розробка технічних специфікацій та закупівельної документації. Роботи виконуються згідно плану проєкта.

Роботи здійснюються в рамках проєкту технічного співробітництва МАГАТЕ UKR9040.

Метою проєкту є надання підтримки українським організаціям, які займаються виведенням з експлуатації національних об'єктів, поводженням з радіоактивними відходами та відпрацьованим ядерним паливом, а також радіоекологічним моніторингом.

Завдання проєкту: 

Підвищення можливостей на підприємствах, які знаходяться під управлінням Державного агентства України з управління зоною відчуження, в частині:

• Організації безпечної та ефективної діяльності з виведення з експлуатації.
• Поліпшенні поводження з радіоактивними матеріалами.
• Організації безпечних та ефективних робіт з радіаційної безпеки.
• Екологічного моніторингу навколишнього середовища на основі найкращого міжнародного досвіду.

Стан виконання: 

• Проведено експертні місії із розгляду звіту ДСП ЧАЕС із реалізації робіт етапу ОЗіК за 2019-2029 рр.
• Розроблено та направлено технічні специфікації для закупівлі обладнання, узгодженого з МАГАТЕ.
• Виконуються роботи щодо постачання комплекту обладнання, матеріалів та посібника з радіохімічного виділення та кількісного визначення спектру радіонуклідів америцію (241Am, 243Am) та плутонію (238Pu, 239Pu, 240Pu, 241Pu, 242Pu) в радіоактивно забруднених водах та рідких радіоактивних відходах ЧАЕС.
• Виконуються роботи з постачання аналізатору загального органічного вуглецю.
• Направлено на розгляд МАГАТЕ звіт ДСП ЧАЕС із промислово-дослідної експлуатації установки звільнення від регулюючого контролю.

Продовжується співпраця та реалізація проєкту згідно робочого плану.

Одним з основних завдань етапу припинення експлуатації Чорнобильської АЕС є виведення з експлуатації і частковий демонтаж окремих систем і елементів енергоблоків. Обрана стратегія демонтажу, викладена в «Програмі зняття з експлуатації Чорнобильської АЕС», визначає можливість демонтажу на етапі припинення експлуатації зовнішніх щодо ядерного реактора систем і елементів установок, які не впливають на безпеку і не потрібні для роботи на подальших етапах зняття з експлуатації. Принцип демонтажу — від «чистого» обладнання до «брудного» з точки зору його радіоактивності.

Основний матеріал: Зняття з експлуатації

Вибір стратегії здійснювався на основі всебічного аналізу наступних факторів:
• Забезпечення безпеки персоналу, населення і навколишнього середовища
• Наявність інфраструктури для поводження з демонтованим обладнанням (буферні сховища, установки з дезактивації, фрагментації і таке інше)
• Наявність інфраструктури для поводження з радіоактивними відходами (кінцеві сховища для відходів, установки чи заводи для їх переробки)
• Наявність достатнього фінансування робіт зі зняття з експлуатації
• Наявність і доступність необхідних технологій
• Перспективи подальшого використання майданчика для інших цілей

Системи і устаткування, які можуть бути демонтовані на етапі припинення експлуатації, визначені в «Програмі припинення експлуатації блоків № 1, 2, 3 Чорнобильської АЕС».

У 2008 році Київським інститутом «Енергопроект» проведено техніко-економічне дослідження з визначення доцільності і бажаних термінів демонтажу і переробки обладнання. Цей звіт містить короткий опис принципових рішень по демонтажу устаткування машинного залу, загальну характеристику видів та обсягів демонтованого обладнання та елементів, етапи і очікувану тривалість діяльності з демонтажу, характеристику експлуатаційної діяльності в процесі реалізації етапу демонтажу і переробки, вплив термінів реалізації на економічні, радіологічні і соціальні показники.

Для ЧАЕС рекомендований оптимальний варіант, що передбачає наступне:
• Найбільш підготовленим до демонтажу обладнанням є системи, елементи і конструкції машинного залу блоку «Г», які приведені до стану, при якому вони можуть бути демонтовані, а їх радіаційні характеристики дозволяють проводити демонтаж устаткування без обмеження за часом роботи для персоналу
• Роботи з демонтажу обладнання блоку «Г» 1-ої черги необхідно починати негайно, оскільки це веде до зниження експлуатаційних витрат на підтримання в безпечному стані будівлі та обладнання, що знаходиться в ньому, а також у зв'язку з постійним зростанням вартості захоронення радіоактивних відходів;
• Всі роботи з демонтажу необхідно виконувати силами підрядних організацій, оскільки цей підхід є економічно кращим

Згідно з наказом МНС України від 14 квітня 2011 року № 382 «Про додаткові заходи щодо виконання «Загальнодержавної цільової екологічної програми поводження з радіоактивними відходами» Чорнобильською АЕС розроблений план заходів щодо демонтажу машинного залу I черги і проведено закупівлю робіт з демонтажу, фрагментації і дезактивації радіоактивно забрудненого металу, яке містить обладнання та металевих конструкцій.

14 лютого 2012 року був укладений договір на «Демонтаж, переробку, звільнення від регулюючого контролю обладнання та конструкцій машинного залу 1 блоку».

На сьогодні демонтовано 10737 тон обладнання. З них 207 тон захоронено як радіоактивні відходи. 9303 дезактивовано та знято з регулююючого контролю, 1164 тони проходить дезактивацію та процедуру зняття з регулюючого контролю.

Основний матеріал: Поводження з радіоактивними матеріалами

1. ЦЕЛЬ СТРОИТЕЛЬСТВА ЗАВОДА ПО ПЕРЕРАБОТКЕ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ НА ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ.
В соответствии с комплексной программой вывода Чернобыльской АЭС из эксплуатации, завод по переработке жидких радиоактивных отходов (ЗПЖРО) является условием перехода к снятию с эксплуатации Чернобыльской АЭС. ЗПЖРО необходим для переработки накопленных на Чернобыльской АЭС жидких радиоактивных отходов (ЖРО) и ЖРО, которые будут образовываться в процесссе снятия блоков ЧАЭС с эксплуатации. ЗПЖРО будет перерабатывать отходы только объектов Чернобыльской АЭС и не предназначен для обращения с ЖРО других ядерных объектов. Ввод завода в эксплуатацию позволит создать рабочие места для персонала, высвобождаемого при выводе ЧАЭС из эксплуатации.
ЗПЖРО строится по проекту консорциума Belgatov (SGN) Ansaldo, имеющего большой опыт работ в области обращения с радиоактивными отходами. В проекте ЗПЖРО в качестве основного процесса переработки низко- и среднеактивных отходов (кубовый остаток, ионообменные смолы и пульпа перлита) будет реализована технология цементирования, которая позволит преобразовать жидкие радиоактивные отходы в состояние, позволяющее производить захоронение. Такая технология обеспечит наиболее оптимальное, с учетом экономического фактора, решение утилизации радиоактивных отходов.
Завод по переработке жидких радиоактивных отходов будет построен на промплощадке Чернобыльской АЭС. Проектный срок службы ЗПЖРО составляет 20 лет. Проектная производительность завода – 2500м³/год по исходным ЗПЖРО.

2. ОЖИДАЕМОЕ ВОЗДЕЙСТВИЕ ЗПЖРО НА ОКРУЖАЮЩУЮ СРЕДУ.
При строительстве ЗПЖРО радиационное воздействие на окружающую природную среду определяется особенностями производства работ на промплощадке ЧАЭС и является крайне незначительным. Нерадиационное воздействие на окружающую природную среду не превышает обычного влияния строительных работ такого масштаба.
В процессе эксплуатации ЗПЖРО можег оказывать следующее воздействие на окружающую среду:
- радиационное (радиоактивные выбросы сбросы);
- нерадиационное (общеэкологические факторы).
Проектные решения, принятые для ЗПЖРО исключают генерирование жидких радиоактивных сбросов в окружающую среду.
Жидкие радиоактивные среды, образующиеся при технологических операциях, собираются в специальные емкости и направляются на переработку. На случай аварийных ситуаций проектом ЗПЖРО предусмотрена многобарьерная система локализации жидких РАО, которая исключает сброс жидких радиоактивных веществ в окружающую среду.
Нерадиационное воздействие на окружающую среду при нормальной эксплуатации ЗПЖРО определяется выбросом цементной пыли вентиляционной системой завода. Максимальная величина содержания данного загрязнителя i приземном слое воздуха составляет 0,039 мг/м3, при установленном уровне предельного содержания пыли для населенных пунктов 0,5 мг/м3.
Бытовые стоки от ЗПЖРО направляются не существующие очистные сооружения Чернобыльской АЭС, мощность которых достаточна для обеспечения очистки сточных вод от объекта.
Производственные стоки от ЗПЖ1 направляются в замкнутую систему производственной канализации Чернобыльской АЭС для переработки в соответствии с требованиями норм безопасности.
Проведенные расчеты показали, что:
- при нормальной эксплуатации влияние выбросов ЗПЖРО в воздушную среду на персонал Чернобыльской АЭС незначительно, а на население на границе 30-км зоны - фактически отсутствует;
- загрязнение почвы,'открытой водной поверхности, растительности и источникое водозабора пренебрежимо мало. При условии нормальной эксплуатации, по консервативной оценке, загрязнение за весь 20-летний период работы завода составит около 400 Бк/м² в радиусе 50 м от ЗПЖРО, при существующем уровне загрязнения в районе размещения завода более 3700 Бк/м²;
- при максимальной аварии с выбросом радиоактивных веществ радиационное воздействие на население на границе 30-км зоны может составить максимум 20мкЗв в год годовая квота предела дозы в соответствии с 1РБУ-97 составляет 40мкЗв). а воздействие на персонал не превысит установленных НРБУ-97 нормативов при нормальной эксплуатации;
- наиболее опасной аварийной ситуацией в плане нерадиационного воздействия является разгерметизация емкости с азотной кислотой. При такой аварии кислота полностью локализуется в пределах помещения, а максимальная концентрация паров азотной кислоты в приземном слое воздуха вокруг ЗПЖРО составит 0,5 мкг/м3, что значительно ниже предельно допустимой концентрации данного загрязнителя для населенных пунктов (400 мкг/м3);
- отсутствие сбросов ЖРО в окружающую среду исключает загрязнение грунтовых вод и водных бассейнов и исключает опосредованное влияние на флору и фауну;
- вследствие небольшой производительности завода не будет генерации значительного количества тепловой энергии, которая рассеивается в окружающей среде. Воздействие на микроклимат региона, что могло бы привести к необратимым изменениям и нарушению экологического равновесия отсутствует.
По всем перечисленным видам воздействия, как при нормальной эксплуатации, так и в проектных аварийных ситуациях, влияние ЗПЖРО на окружающую природную среду крайне мало и значительно ниже пределов, установленных нормативными документами Украины.
С учетом проведенных оценок и сложившейся радиационной обстановкой в районе Чернобыльской АЭС в результате аварии 1986 года, воздействие ЗПЖРО на все звенья экосистемы, присущие данной территории, является незначительным и не ухудшит существующую экологическую обстановку.

З. ПЕРЕЧЕНЬ ПРЕДУСМОТРЕННЫХ ПРОЕКТОМ МЕРОПРИЯТИЙ ПО НАБЛЮДЕНИЮ ЗА ВЛИЯНИЕМ ЗПЖРО НА ОКРУЖАЮЩУЮ СРЕДУ.
Проектом предусмотрены следующие мероприятия по наблюдению и контролю за деятельностью ЗПЖРО и влиянием его на окружающую среду:
3.1. Интеграция систем экологического мониторинга ЗПЖРО в систему экологического мониторинга 30-км зоны вокруг Чернобыльской АЭС. Система мониторинга учитывает параметры метеорологической обстановки площадки расположения Чернобыльской АЭС в целом, и ЗПЖРО в частности. Сеть пунктов радиогидрогеологического мониторинга с целью контроля содержания основных дозообразующих радионуклидов (Sr90 и Cs137) в подземных водах площадки Чернобыльской АЭС была установлена в период с 1989 по 1999 год. Предназначение данной сети наблюдения - обеспечение мониторинга миграции радионуклидов в подземных водах и контроль радиоактивных сбросов в соответствии с требованиями, установленными в нормативных документах. Мониторинг подземных вод осуществляется Институтом геологии Академии Наук Украины и МЧС Украины.
3.2. Эксплуатация существующей в 30-километровой зоне отчуждения и обязательного (безусловного) отселения сети радиогеохимического контроля почвогрунтов, биоты и снежного покрова.
3.3. Эксплуатация существующей на площадке Чернобыльской АЭС сети наблюдательных скважин для мониторинга грунтовых вод. Три дополнительные наблюдательные скважины были построены в непосредственной близости от ЗПЖРО.
3.4. Для контроля газо-аэрозольных выбросов в проекте ЗПЖРО предусмотрена система непрерывного радиационного контроля всего воздушного потока в вентиляционной трубе.

4. ОБЯЗАТЕЛЬСТВА НАЭК "ЭНЕРГОАТОМ" (ЗАКАЗЧИКА ПРОЕКТА) ПО ОБЕСПЕЧЕНИЮ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЗПЖРО В СООТВЕТСТВИИ С ЭКОЛОГИЧЕСКИМИ ТРЕБОВАНИЯМИ.
Эксплуатирующая организация -Национальная атомная энергогенерирующая компания "Энергоатом" несет ответственность за безопасную эксплуатацию ЗПЖРО в соответствии с законодательством Украины.
НАЭК "Энергоатом" в отношении ЗПЖРО обеспечит:
- безопасную эксплуатацию завода по переработке жидких радиоактивных отходов в соответствии с действующими в Украине законами, нормативными документами, инструкциями по эксплуатации, технологическими регламентами;
- соответствующую структуру управления;
- необходимую квалификацию обслуживающего персонала;
- постоянный контроль в процессе эксплуатации ЗПЖРО за всей деятельностью по обеспечению экологических требований. Отчеты по деятельности ЗПЖРО будут предоставляться в органы государственного управления и регулирования Украины и будут доступны для общественности.
НАЭК "Энергоатом", как эксплуатирующая организация, несет всю полноту ответственности за последствия нарушения условий безопасной эксплуатации ЗПЖРО.

1. ЦЕЛЬ СОЗДАНИЯ И НАЗНАЧЕНИЕ ХОЯТ-2
За период эксплуатации Чернобыльской АЭС на ее площадке накоплено более 21 тысячи отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС), большая часть которых в настоящее время хранится в существующем хранилище отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ-1).
ХОЯТ-1 было введено в эксплуатацию в 1986 году и его проектная мощность не позволяет разместить на долговременное хранение все ОТВС, имеющиеся на ЧАЭС. Кроме того, проектный срок службы ХОЯТ-1 составляет 30 лет, т.е. в 2016 году хранилище должно быть освобождено от ОТВС и, в дальнейшем, снято с эксплуатации.
В связи с этим обстоятельством, чрезвычайно актуальной является проблема создания нового хранилища, предназначенного для долговременного хранения ОТВС. Строительство такого хранилища и перемещение в него всего отработавшего ядерного топлива ЧАЭС является необходимым условием обеспечения деятельности по снятию ЧАЭС с эксплуатации.
Комплексной программой снятия с эксплуатации ЧАЭС, утвержденной Постановлением Кабинета Министров Украины от 29 ноября 2000 № 1747, предусмотрено строительство промежуточного хранилища ХОЯТ-2, предназначенного для безопасного долговременного хранения ОТВС (не менее 100 лет).
Создание современной инфраструктуры по обращению с ОЯТ является одной из первоочередных задач, предусмотренных Законом Украины №886-VI от 15.01.2009 года "Об общегосударственной программе снятия с эксплуатации Чернобыльской АЭС и преобразовании объекта "Укрытие" в экологически безопасную систему".
Строительство ХОЯТ-2 было начато в 2001 году по проекту, разработанному консорциумом во главе с компанией «Framatome» (Франция). Однако, в 2003 году реализация данного проекта была приостановлена, из-за ряда его недостатков.
18 июля 2007 года на заседании Ассамблеи Доноров Счета ядерной безопасности Европейского банка реконструкции и развития (СЯБ ЕБРР) было принято решение о заключении контракта с компанией "Holtec International" (США) на завершение строительства ХОЯТ-2.
Завершение строительства ХОЯТ-2 предполагает модификацию проекта установки с целью повышения ее безопасности, приведение ее в соответствие с требованиями существующих правил ядерной и радиационной безопасности и снижение рисков, связанных с обращением и хранением ОТВС.
Реализация предлагаемых Holtec International технических решений по модификации хранилища существенно повысит безопасность ХОЯТ-2. В частности, это позволит уменьшить вероятность повреждения оболочек ТВЭЛ, за счет применения новых технологий подготовки топлива к хранению, и, как следствие, уменьшить потенциальные радиационные воздействия на персонал, население и окружающую природную среду.
После ввода в эксплуатацию ХОЯТ-2 обеспечит приемку на хранение, подготовку к хранению и безопасное хранение в течение 100 лет более 21000 ОТВС РБМК-1000 при производительности 2500 ОТВС в год.

2. ИСТОЧНИКИ И ВИДЫ ПОТЕНЦИАЛЬНЫХ ВОЗДЕЙСТВИЙ ХОЯТ-2 НА ОКРУЖАЮЩУЮ СРЕДУ
ХОЯТ-2 может оказывать воздействие на окружающую среду в процессе строительства, эксплуатации и снятия с эксплуатации.
Учитывая статус ХОЯТ-2 как ядерной установки, а также условия его строительства на радиоактивно загрязненной территории зоны отчуждения, основным фактором воздействия этого объекта на окружающую среду является выход радиоактивных веществ за пределы установки и площадки строительства.
В процессе модификации ХОЯТ-2 предполагается выполнение небольшого объема строительно-монтажных работ внутри здания УПОТХ и на площадке хранилища.
Внутренние помещения здания УПОТХ не имеют радиоактивного загрязнения. Поэтому, при выполнении работ внутри этого здания радиоактивное воздействие на окружающую среду будет отсутствовать.
Потенциальным фактором радиационного воздействия на окружающую среду может являться выполнение ряда работ на строительной площадке, которые могут сопровождаться подъемом и переносом радиоактивной пыли за ее пределы.
Однако следует учесть, что основные строительные работы по сооружению ХОЯТ-2 были завершены в 2003 году. До их начала на площадке строительства были выполнены дезактивационные работы, предполагающие снятие верхнего слоя грунта, загрязненного в результате аварии на 4-ом энергоблоке ЧАЭС в 1986 году. В настоящее время грунт площадки ХОЯТ-2 имеет незначительное поверхностное радиоактивное загрязнение, обусловленное ветровым переносом и осаждением радионуклидов с прилегающих, более загрязненных территорий. При этом, существующее поверхностное загрязнения площадки ХОЯТ-2 примерно на три порядка ниже, чем уровень поверхностного загрязнения грунтов территорий, непосредственно прилегающих к площадке хранилища.
Поэтому деятельность по завершению строительства ХОЯТ-2 практически не окажет дополнительного радиационного воздействия на окружающую среду.
При выполнении небольшого объема работ по завершению строительства ХОЯТ-2 предполагается использование ограниченного количества строительной техники и применение обычных строительных технологий. Поэтому нерадиационные воздействия на окружающую среду не будут иметь каких-либо специфических особенностей по сравнению с выполнением строительно-монтажных работ подобного масштаба в обычных условиях.
Главным источником потенциального воздействия на окружающую среду в процессе эксплуатации ХОЯТ-2 являются ОТВС и отработавшие дополнительные поглотители (ОДП). Выполнение технологических операций по подготовке ОТВС и ОДП к долговременному хранению в здании установки по подготовке отработавшего топлива к хранению (УПОТХ) будет сопровождаться:
• выбросом радиоактивных веществ;
• образованием вторичных радиоактивных отходов.
Радиационное воздействие ХОЯТ-2 на окружающую среду при нормальной эксплуатации обусловлено газо-аэрозольным выбросом через вентиляционную трубу. Этот выброс будет формироваться в процессе подготовки к хранению ОТВС, имеющих газовые неплотности и микротрещины, а также в результате отделившихся от поверхности ОТВС и ОДП коррозионных отложений. При этом выход радиоактивных веществ за пределы УПОТХ будет минимизирован за счет очистки выбрасываемого воздуха на высокоэффективных фильтрах.
Радиационное воздействие ХОЯТ-2 на окружающую среду при возможных проектных авариях на УПОТХ будет определяться аварийным газо-аэрозольным выбросом. При этом выход радиоактивных веществ за пределы УПОТХ также будет минимизирован за счет очистки выбрасываемого воздуха на высокоэффективных фильтрах.
Разработанная HOLTEC технология хранения ОЯТ предполагает использование двустенного экранированного пенала (ДСЭП). Конструкция ДСЭП обеспечивает долговременное (изолированное от окружающей среды) хранение ОТВС на протяжении всего срока эксплуатации ХОЯТ-2. Следовательно, радиационные воздействия на окружающую среду при нормальном хранении ОТВС в бетонных модулях хранения (БМХ) будут отсутствовать.
В процессе нормальной эксплуатации ХОЯТ-2 организованные сбросы радиоактивных и опасных химических веществ в окружающую среду не предполагаются.
Нерадиационное воздействие на окружающую природную среду в процессе эксплуатации ХОЯТ-2 будет обусловлено незначительным потреблением водных и энергетических ресурсов, а также функционированием хозяйственно-бытовой и промышленно-ливневой канализации.

3. ОЦЕНКА ПОТЕНЦИАЛЬНЫХ ВОЗДЕЙСТВИЙ ХОЯТ-2 НА ОКРУЖАЮЩУЮ СРЕДУ
Объектами потенциальных воздействий при завершении строительства и последующей эксплуатации ХОЯТ-2 являются компоненты окружающей природной, техногенной и социальной сред.
Особенность окружающей среды в зоне влияния ХОЯТ-2 состоит в том, что радиационные воздействия на нее будут дополнительными, по отношению к уже существующему радиоактивному загрязнению вследствие Чернобыльской катастрофы.
Основным источником радиационных воздействий на природную среду будет выброс в атмосферу радиоактивных аэрозолей, их дальнейшее распространение и оседание на подстилающую поверхность, включая поверхность водоемов, территории зоны влияния
ХОЯТ-2. Соответственно, объектами природной среды, которые будут испытывать воздействия, являются воздушная и водная среды, почвенный покров, животный и растительный мир.
Выполненные оценки свидетельствуют о том, что в условиях нормальной эксплуатации ХОЯТ-2 максимально возможная объемная концентрации радионуклидов в воздухе составит:
• ¹³⁷Cs не более 2,6∙10-5 Бк/м³;
• ⁹⁰Sr не более 5,3∙10-9 Бк/м³;
• ⁶⁰Co не более 8,3∙10-4 Бк/м³;
• ТУЭ не более 2,3∙10-6 Бк/м³.
Указанные выше максимальные значения объемной концентрации радионуклидов в воздухе будут наблюдаться на расстоянии ~ 600 м от ХОЯТ-2, т. е. в пределах I-ой радиационно-режимной зоны (10-км зоны) на территории зоны отчуждения. Эти значения примерно на два порядка ниже, установленных контрольных уровней загрязнения атмосферного воздуха в 10-км зоне.
Дополнительная концентрация ¹³⁷Cs и ⁹⁰Sr в воде р. Припять при нормальной эксплуатации ХОЯТ-2, составит, соответственно, не более 3,5∙10-3 и 2,2∙10-6 Бк/м³, что является незначительной величиной по сравнению с существующей объемной концентрацией ¹³⁷Cs и ⁹⁰Sr в воде р. Припять, составляющей, соответственно 50 и 120 Бк/м³.
Дополнительная концентрация ⁶⁰Co в воде р. Припять составит не более 0,05 Бк/м³, что значительно меньше допустимой концентрации этого радионуклида в питьевой воде согласно НРБУ-97.
В условиях нормальной эксплуатации за 10 лет работы УПОТХ максимальная величина суммарного дополнительного поверхностного загрязнения почвенного покрова не превысит следующих значений:
• ¹³⁷Cs не более 30,1 Бк/м²;
• ⁹⁰Sr не более 0,02 Бк/м²;
• альфа излучающие ТУЭ не более 1,6 Бк/м².
Указанные выше максимальные значения дополнительного поверхностного загрязнения будут наблюдаться на расстоянии ~ 600 м от ХОЯТ-2, т. е. в пределах I-ой радиационно-режимной зоны (10-км зоны) на территории зоны отчуждения. Существующие в настоящее время радиоактивные загрязнения почвенного покрова ¹³⁷Cs для 10-км зоны изменяются
от 0,4 до 40 МБк/м², 90Sr - от 0,09 до 16 МБк/м², а альфа излучающими ТУЭ – от 1 до 400 кБк/м². Сравнение максимальных значений дополнительного поверхностного загрязнения (за 10 лет эксплуатации УПОТХ) с наименьшими значениями из диапазона существующего загрязнения почвенного покрова показывает, что оно составит менее 0,2 % от существующего загрязнения.
Для остальной территории зоны отчуждения (за пределами 10-км зоны), значения плотности загрязнения ¹³⁷Cs, ⁹⁰Sr и альфа излучающими ТУЭ почвенного покрова находятся в интервалах, соответственно, от 20 до 260, от 2 до 190 и от 0,1 до 4 кБк/м². Суммарное дополнительное поверхностное загрязнение на границе 10-км зоны за 10 лет нормальной эксплуатации УПОТХ не превысит следующих значений:
• ¹³⁷Cs не более 0,9 Бк/м²;
• ⁹⁰Sr не более 5•10-4 Бк/м²;
• альфа излучающие ТУЭ не более 0,04 Бк/м².
Таким образом, дополнительное загрязнение почвенного покрова за пределами
10-км зоны не превысит 0,1 % от существующего загрязнения.
Дополнительное радиационное воздействие на растительный и животный мир будет обусловлено осаждением радиоактивных аэрозолей на почвенно-растительный покров и водные объекты. Однако, на фоне существующего загрязнения этих компонентов окружающей среды, дополнительное воздействие на растительный и животный мир будет незначительным.
Дополнительная индивидуальная доза внутреннего облучения персонала, проживающего в селитебной зоне (г. Чернобыль), при нормальной эксплуатации ХОЯТ-2 составит не более 8∙10-3 мкЗв/год, что примерно на пять порядков меньше по сравнению с контрольным уровнем дозы внутреннего облучения для II подгруппы персонала зоны отчуждения, равной 0,7 мЗв/год. Дополнительная доза облучения населения, проживающего за пределами зоны отчуждения, будет пренебрежимо малой по сравнению с квотой предела дозы облучения 40 мкЗв, установленной НРБУ-97 для АЭС или предприятий по переработке радиоактивных отходов.
Воздействие на техногенную среду будет связано с дополнительным радиоактивным загрязнением объектов в зоне отчуждения и дополнительным облучением персонала этих объектов. Среди различных объектов техногенной среды на минимальном расстоянии (1,7 км) от ХОЯТ-2 находятся объекты, расположенные на промплощадке ЧАЭС. Выполненные оценки свидетельствуют о том, что дополнительное поверхностное загрязнение промплощадки ЧАЭС, которое может быть накопленное за весь период эксплуатации УПОТХ, почти на 3 порядка ниже контрольных уровней, а дополнительная доза внутреннего облучения персонала на
5-7 порядков меньше контрольных уровней, установленных на ЧАЭС.
Таким образом, при нормальной эксплуатации ХОЯТ-2 дополнительное радиационное воздействие на объекты окружающей природной, социальной и техногенной сред значительно ниже национальных и региональных радиационно-гигиенических регламентов и является приемлемым с точки зрения обеспечения экологической безопасности.
Радиационное воздействие ХОЯТ-2 на окружающую среду при возможных проектных и гипотетической (запроектной) авариях не превысят радиационно-гигиенических регламентов, устанавливаемых НРБУ-97 для радиационных аварий.

4. КОМПЛЕКСНЫЕ МЕРОПРИЯТИЯ ПО МИНИМИЗАЦИИ ДОПОЛНИТЕЛЬНЫХ ВОЗДЕЙСТВИЙ ХОЯТ-2 НА ОКРУЖАЮЩУЮ СРЕДУ
Проект ХОЯТ-2 разработан с учета принципа многобарьерной защиты. Проектными решениями предусмотрен ряд физических барьеров, которые служат защитой для персонала и окружающей среды.
В проекте предусмотрены следующие основные защитные и охранные мероприятия:
• операции с ОТВС и ДП будут производиться в горячей камере, конструкция которой обеспечивает требуемую биологическую защиту;
• для долговременного хранения ОТВС будут использоваться двустенные экранированные пеналы (ДСЭП), которые будут помещаться в бетонные модули хранения (БМХ), конструкции этих устройств обеспечивают требуемую механическую и биологическую защиту;
• для минимизации радиоактивного выброса при эксплуатации ХОЯТ предусмотрена трехступенчатая система вентиляции с очисткой воздуха на высоэффективных фильтрах. Системы вентиляции горячих камер и контролируемых зон запроектированы со 100 % резервированием;
• для обеспечения радиационной безопасности предусматривается организация системы радиационного контроля;
• для создания условий, которые делали бы невозможными совершение акта ядерного терроризма, хищения или любого другого незаконного изъятия отработавшего ядерного топлива и радиоактивных отходов на территории ХОЯТ-2 предусматривается создание системы физической защиты;
• для обеспечения учета ядерных материалов создается система контроля и учета ядерных материалов;
• для исключения попадания жидких радиоактивных веществ в окружающую среду все операции с ЖРО производятся в помещениях, облицованных нержавеющей сталью;
• для сбора и транспортировки ТРО от ХОЯТ-2 на ЧАЭС предполагается использование транспортного защитного контейнера КТЗ-3,0(15) (железобетонный контейнер с толщиной стенки 150 мм), обеспечивающего необходимую защиту от ионизирующего излучения;
• для уменьшения вероятности и/или исключения аварий, связанных с транспортировкой ОЯТ и РАО, предполагается использование транспортных контейнеров, отвечающих требованиям правил перевозки радиоактивных и ядерных материалов по общегосударственным дорогам;
• для исключения превышения допустимого выброса при полном обесточивании ХОЯТ-2 предусмотрено создание системы надежного электроснабжения потребителей вентиляции горячих камер, радиационного контроля, контроля и учета ядерного материала, физической защиты и пожарной сигнализации;
• для уменьшения вероятности и/или исключения воздействия ХОЯТ-2 на окружающую среду при реализации внешних исходных событий, характерных для данной площадки, предусматривается проектирование зданий горячих камер (УПОТХ) и бетонных модулей хранения (БМХ) в соответствии с требованиями к зданиям 1 категории по степени ответственности за радиационную и ядерную безопасность;
• Контроль выбросов радиоактивных веществ в атмосферу через вентиляционную трубу ХОЯТ-2 будет осуществляться как непрерывно, с помощью автоматизированных систем контроля радиационной безопасности, так и путем периодического отбора проб выбрасываемых радиоактивных аэрозолей для измерения выбрасываемых радиоактивных компонентов лабораторными методами.
Разработанные мероприятия обеспечат приемлемый уровень остаточных воздействий на все объекты окружающей среды как в части их дополнительного загрязнения, так и в части образования радиоактивных отходов в процессе эксплуатации хранилища.

5. ОБЯЗАТЕЛЬСТВА ГСП ЧАЭС ПО ОБЕСПЕЧЕНИЮ ЭКОЛОГИЧЕСКОЙ БЕЗОПАСНОСТИ НА ВСЕХ ЭТАПАХ ЖИЗНЕННОГО ЦИКЛА ХОЯТ-2
Эксплуатирующая организация ХОЯТ-2 – Государственное специализированное предприятие «Чернобыльская АЭС» (ГСП ЧАЭС) обеспечит:
• безопасную эксплуатацию хранилища в соответствии с действующими в Украине нормативными документами, инструкциями по эксплуатации, технологическим регламентом;
• соответствующую структуру управления, квалификацию обслуживающего персонала;
• постоянный контроль в процессе эксплуатации ХОЯТ-2 за всей деятельностью по обеспечению экологических требований. Отчеты по результатам контроля будут предоставляться в органы государственного управления и регулирования Украины и будут доступны для общественности.
ГСП ЧАЭС гарантирует не превышение радиационно-гигиенических регламентов воздействия ХОЯТ-2 на окружающую среду.
ГСП ЧАЭС, как эксплуатирующая организация, несет всю полноту ответственности за последствия нарушения условий нормальной эксплуатации ХОЯТ-2.

У 2009 році розпочалася реалізація проекту «Модернізація виробничих потужностей з подрібнення довгомірних відходів на Чорнобильській АЕС Республіка Україна». Підрядник: Компанія «AMEC Nuclear International Ltd» (Англія). Фінансування робіт здійснюється за кошти Комісії Європейського Співтовариства з питань виконання програм технічної допомоги у сфері ядерної безпеки (Європейська комісія) у рамках програми TACIS.

На Чорнобильській АЕС накопичилася значна кількість обладнання та спецвиробів, які використовувались у процесі експлуатації енергоблоків в активній зоні реакторів. Зараз вони перебувають на зберіганні в басейнах витримки, технологічних шахтах, а також в реакторах блоків 1, 2, 3 Чорнобильської АЕС. Орієнтовно обсяги від їх переробки складуть близько 2000 м³.

Крім того, у басейнах витримки сховища відпрацьованого ядерного палива №1 знаходиться біля 18 000 пеналів із неіржавної сталі завдовжки понад 10 м. Наразі у пеналах знаходяться відпрацьовані тепловидільні збірки, але згодом вони будуть звільнені, оскільки збірки будуть переміщені до Проміжного сховища відпрацьованого ядерного палива «сухого» типу.

Основний матеріал: Проміжне сховище відпрацьованого ядерного палива «сухого» типу (СВЯП-2)

Практично всі спецвироби мають довжину від 6 до 22 метрів. Відтак для їх обробки потрібне спеціального обладнання і технологічні процеси.

Також спецвироби мають різний ступінь активності за висотою, залежно від розміщення їх відносно центру активної зони. Це вимагає диференційованого підходу до визначення радіаційного стану і вибору методів попередньої обробки спецвиробів.

Для подрібнення спецвиробів, збору і видалення радіоактивних відходів, що утворюються, на блоках № 1, 2, 3 Чорнобильської АЕС були спроектовані і введені в експлуатацію виробничі потужності з подрібнення довгомірних відходів — лінії подрібнення довгомірів. До їх складу входять ділянки різання довгомірних виробів та ділянки завантаження контейнерів.

Наявні на ЧАЕС лінії подрібнення довгомірів не відповідають вимогам з безпеки та не забезпечують виконання всіх завдань, пов’язаних зі звільненням блоків № 1, 2, 3 від спецвиробів, які в них знаходяться. Модернізація виробничих потужностей направлена на вирішення цих завдань.

Реалізація проекту з модернізації виробничих потужностей з подрібнення довгомірних відходів на ЧАЕС дозволить створити умови для:
1. Безпечного поводження зі спецвиробами та радіоактивними відходами, що утворюються, при:
    • Розділенні довгомірних спецвиробів на фрагменти
    • Видаленні графіту з каналів реакторів
    • Попередньому сортуванню фрагментів спецвиробів за категоріями радіоактивних відходів
    • Кондиціонуванні радіоактивних відходів, що утворюються.
2. Запобігання розповсюдженню радіоактивних речовин у виробничі приміщення та навколишнє середовище в кількостях, що перевищують встановлені межі
3. Зниження радіаційного впливу на персонал
4. Безпечного звільнення блоків ЧАЕС від великої кількості спецвиробів, в тому числі їх високоактивних фрагментів

Стан виконання робіт

Виконувалися роботи із завершення монтажу обладнання в камері лінії з подрібнення довгомірів на майданчику фірми «МАГР». Будівельно-монтажні роботи на майданчику ЧАЕС припинені у зв'язку з закінченням у квітні 2014 строку реалізації завдань за Контрактом та непідписанням підрядником додаткової угоди.

Проміжне сховище відпрацьованого ядерного палива «сухого» типу (СВЯП-2) — об'єкт, призначений для прийому, підготовки до зберігання і безпосередньо зберігання відпрацьованих тепловиділяючих збірок і відпрацьованих додаткових поглиначів, які накопичилися на Чорнобильській АЕС.

Будівництво об'єкта розпочалося у 2001 році та фінансується з Рахунку ядерної безпеки Європейського банку реконструкції і розвитку. 

СВЯП-2 складається з 2-х частин:
1. Установка з підготовки відпрацьованого палива до зберігання. Її функцією є підготовка до зберігання і упакування близько 21 тисячі відпрацьованих тепловидільних збірок, що поступають зі сховища «мокрого» типу СВЯП-1. Установку спроектовано для забезпечення мінімальної річної продуктивності з обробки 2500 паливних збірок або поглиначів.

2. Зона зберігання відпрацьованого палива. У цій зоні здійснюються наступні операції:
• Транспортування пеналів, заповнених відпрацьованим ядерним паливом з установки з підготовки відпрацьованого палива до зони зберігання за допомогою системи маніпулювання і транспортування пеналів
• Завантаження пеналів у горизонтальні бетонні модулі-сховища
• Зберігання пеналів з ядерним паливом протягом 100 років

Збереження відпрацьованого ядерного палива буде здійснюватися за технологією сухого модульного зберігання.

Загальний принцип сухого модульного зберігання полягає у тому, що паливо зберігається у герметичних металевих корзинах, що заповнені інертним газом. Самі ж корзини розміщені у бетонних модулях. Конструкція модуля слугує радіаційним захистом, а також запобігає пошкодженню металевої корзини.

Суха технологія має такі переваги:
1. Можливість будівництва сховища чергами та нижча початкова інвестиція у спорудження
2. Пасивна система (за рахунок природнього обміну повітря) відведення залишкового тепла від відпрацьованих тепловидільних збірок
3. Незначне утворення радіоактивних відходів під час експлуатації сховища та майже повна відсутність рідких радіоактивних відходів
4. Експлуатаційні затрати значне нижче, ніж при мокрому зберіганні

Прийнята для СВЯП-2 технологія передбачає використання двостінного сухого екранованого пеналу (ДСЕП). Його конструкція забезпечує довготривале збереження палива за рахунок ізолювання від навколишнього середовища. Відповідно, радіаційний вплив на навколишнє середовище за нормального зберіганні у бетонних модулях буде відсутній. Один ДСЕП вміщає у себе 93 відпрацьовані тепловидільні збірки.

14 грудня 2020 року завершено активну фазу «гарячих випробувань», під час якої до СВЯП-2 перевезено 186 відпрацьованих тепловидільних збірок.

Читайте більше: ЧАЕС завершила перевезення відпрацьованого ядерного палива, яке проводилося у рамках «гарячих» випробувань СВЯП-2

26 квітня 2021 року ЧАЕС отримала Ліцензію на експлуатацію СВЯП-2, що дало змогу розпочати перевезення палива в режимі експлуатації.

21 травня ДСП ЧАЕС отримала окремий дозвіл «На здійснення вивантаження кондиційного відпрацьованого ядерного палива зі СВЯП-1»

08 червня розпочалось було розпочато перевезення палива в режимі експлуатації. Станом на січень 2022 року на СВЯП-2 відправлено на довготривале зберігання 1 698 відпрацьованих тепловидільних збірок.