Radioaktyvumas yra kai kurių nuklidų sąvybė spontaniškai spinduliuoti daleles, gama arba rentgeno spindulius. Pagrindiniai radioaktyvumo tipai: alfa skilimas, beta skilimas, spontaninis skilimas.
Radioaktyvumas – reiškinys, kurio metu dėl atomo branduolyje vykstančių skilimo procesų, susidaro nevienodas branduolio teigiamą ir neigiamą krūvį turinčių dalelių skaičius. Tokiu būdu atomo branduolyje susidaro per daug energijos, kuri branduolio skilimo metu yra išspinduliuojama į aplinką ir taip susidaro nauji branduoliai. Šis savaiminis branduolių skilimo reiškinys vadinamas radioaktyvumu, o branduolio skilimo metu spinduliuojama energija vadinama radioaktyviąja spinduliuote. Vykstant šiam branduolių skilimui į aplinką spinduliuojama jonizuojanti spinduliuotė, darantį poveikį aplinkai. Radioaktyvumo poreikis priklauso nuo spinduliuotės stiprumo ir intensyvumo – kuo spinduliuotė stipresnė, tuo didesnis poveikis aplinkai ir žmogui, tuo skvarba didesnė ir gali daryti poveikį didesniu atstumu dėl spindulio ilgio.
Atliekos klasifikuojamos pagal jų pavojingumą:
Radionuklidų pusėjimo trukmės (laikas, per kurį aktyvumas sumažėja du kartus) yra labai skirtingos: vienų radionuklidų ji truks tik sekundes ar sekundės dalis, o kitų – tūkstančius metų. Priklausomai nuo atliekose esančių radionuklidų ilgaamžiškumo, vienos atliekos bus pavojingos tūkstančius metų, o kitos taps nepavojingos per kelias dienas ar metus.
Radioaktyvumui matuoti taikomos specialios stebėsenos procedūros ir patikrinimai, kurių metu nustatomas radiacinis fonas bei su jonizuojančia spinduliuote gaunama apšvitos dozė. Darbuotojams vykdoma profilaktinė vidinės ir išorinės apšvitos patikra, užtikrinanti darbuotojų saugumą, vadovaujantis Lietuvos Respublikos radiacinės saugos įstatyme nustatyta ribine apšvitos doze, gaunama vienam žmogui. Patalpų ir susidariusių atliekų radioaktyvumui nustatyti pasitelkiami radiologiniai matavimai. Šiuos patikrinimus IAE atlieka Valstybinė atominės energetikos saugos inspekcija (toliau -VATESI).
Radiacinės saugos centras (RSC) nustato radioaktyvumo lygius medžiagoms, susidarančioms veiklos su jonizuojančiosios spinduliuotės šaltiniais metu ne branduolinės energetikos objektuose. VATESI tuo tarpu nustato šiuos lygius branduolinės energetikos objektuose. Priklausomai nuo savo atsakomybės sričių RSC ir VATESI periodiškai atlieka patikrinimus tose vietose, kuriose dirbama su radioaktyviomis medžiagomis. Visos medžiagos/atliekos, kurių radioaktyvumo lygis viršija nustatytą nebekontroliuojamą radioaktyvumo lygį, laikomos radioaktyviomis. Nebekontroliuojamo radioaktyvumo atliekos yra tos atliekos, kurios laikomos nepavojingos aplinkai ir yra sutvarkomos kaip įprastos atliekos.
Radioaktyvios atliekos mažai skiriasi nuo kitų pramoninių atliekų. Tai gali būti išmontuoti įrenginiai ir prietaisai, apsauginiai drabužiai, filtrai bei skysčiai, užteršti radionuklidais. Nuo kitų atliekų radioaktyviosios atliekos labiausiai skiriasi tuo, kad skleidžia žmonėms ir aplinkai žalingą jonizuojančią spinduliuotę. Jonizuojančią spinduliuotę atliekos skleidžia tol, kol atliekose esantys radionuklidai virsta neradioaktyviaisiais atomais (paprastai sakant – „suskyla”).
Ne visos atliekos yra vienodai pavojingos. Radioaktyviųjų atliekų pavojingumą lemia skleidžiamos jonizuojančios spinduliuotės rūšis ir intensyvumas, kuris priklauso nuo atliekose esančių radionuklidų ypatybių ir kiekio. Skiringo pavojingumo radionuklidų spinduliuotę sulaiko skirtingo lygio apsaugos barjerai: nuo labai paprastų apsaugos priemonių iki daugiabarjerinių sistemų su gana storais betono ar švino sluoksniais.
Atliekos klasifikuojamos pagal jų pavojingumą: jose esančių radionuklidų kiekį, skleidžiamos jonizuojančiosios spinduliuotės pobūdį ir intensyvumą, ilgaamžiškumą. Radionuklidų pusėjimo trukmės (laikas, per kurį aktyvumas sumažėja du kartus) yra labai skirtingos: vienų radionuklidų ji truks tik sekundes ar sekundės dalis, o kitų – tūkstančius metų. Priklausomai nuo atliekose esančių radionuklidų ilgaamžiškumo, vienos atliekos bus pavojingos tūkstančius metų, o kitos taps nepavojingos per kelias dienas ar metus.
| Radioaktyviosios atliekos klasifikuojamos pagal pavojingumą: | Jonizuojančioji spinduliuotė sumažėja iki nekenksmingos žmogui ir aplinkai per: |
| Labai mažai radiokatyvios trumpaamžės atliekos | maždaug 100 metų |
| Mažo ir vidutinio radioaktyvumo trumpaamžės atliekos | maždaug 300 metų |
| Panaudotas branduolinis kuras ir kitos labai radioaktyvios ilgaamžės atliekos | nuo 100 tūkst. iki 1 mln. metų |
Radioaktyviosios atliekos paprastai tvarkomos vadovaujantis praktiniu principu „koncentruok ir sulaikyk, neleisk išplisti” (ang. „concentrate and contain”). Įvairiais būdais mažinant atliekų tūrį, jose esantys radionuklidai sukaupiami ir laikomi izoliuoti, kad nepasklistų ir nepadarytų žalos žmonėms ir aplinkai. Tačiau ne visos branduolinės atliekos yra vienodai pavojingos: atliekos, kuriose yra labai maži radionuklidų kiekiai, nelaikomos radioaktyviomis ir gali būti nesukeliant pavojaus šalinamos įprastiniuose pramoninių ar buitinių atliekų sąvartynuose.
Didžiausias radioaktyviųjų atliekų kiekis (daugiau kaip 99 %) susidaro IAE eksploatuojamuose branduolinės energetikos objektuose, remontuojant įrenginius, eksploatavimo nutraukimo bei išmontavimo metu, valant IAE patalpas, kuriose dirbama su radioaktyviomis medžiagomis. Taip pat radioaktyviosios atliekos susidaro naudojant radioaktyviuosius šaltinius ir medžiagas gydymo įstaigose, mokslinėse laboratorijose bei pramonėje.
Radioaktyvių atliekų tvarkymas – veikla, susijusi su radioaktyviųjų atliekų perdirbimu, transportavimu, saugojimu ir dėjimu į atliekyną. Radioaktyviųjų atliekų perdirbimas apima jų pradinį apdorojimą (rinkimas, rūšiavimas, cheminis apdorojimas, dezaktyvavimas), pagrindinį apdorojimą (atliekų tūrio mažinimas, radionuklidų iš atliekų šalinimas) bei galutinį apdorojimą (radioaktyviosios atliekos gali būti sukietinamos, talpinamos į atliekų konteinerius ir prireikus papildomai supakuojamos). Apdorotos atliekos yra saugomos specialiuose įrenginiuose numatytą laiką, vėliau dedamos į atliekynus. Jei atliekose esančių radionuklidų aktyvumas neviršija nebekontroliuojamųjų radioaktyvumo lygių, jos sutvarkomos kaip įprastos atliekos.
Priklausomai nuo radioaktyviųjų atliekų (RA) rūšies galimi tokie pagrindiniai RA tvarkymo etapai – paruošiamasis apdorojimas, apdorojimas, kondicionavimas ir pakavimas, saugojimas ir dėjimas į atliekynus. Pagrindiniai RA tvarkymo proceso etapai nuo jų susidarymo iki dėjimo į atliekynus:
Ignalinos AE, kaip ir bet kurioje kitoje AE, eksploatavimo metu cirkuliuodavo dideli kiekiai vandens, kurį reikėdavo valyti nuo radionuklidų ir kitų priemaišų, o susidarančias atliekas sutvarkyti. Ignalinos AE eksploatavimo metu, veikiant abiem energijos blokams, per metus vidutiniškai būdavo surenkama ir išvaloma ~250 000 m3 vandens. Galutinai sustabdžius abu energijos blokus tokio vandens kiekiai daug kartų sumažėjo (po 2-ojo bloko galutinio sustabdymo valomo vandens kiekis sumažėjo iki ~25 000 m3 per metus, t. y. ~10 kartus mažiau), tačiau eksploatavimo nutraukimo eigoje susidaro ir dar ilgą laiką susidarys skystosios RA. Be to, dar nuo Ignalinos AE eksploatavimo laikų yra sukaupti ženklūs skystųjų RA kiekiai, kurie turi būti tinkamai sutvarkyti.
Ignalinos AE skystųjų RA tvarkymui buvo įdiegti tarpusavyje susiję bitumavimo ir cementavimo funkciniai kompleksai, kurie su atliekų talpyklomis ir kitais pagalbiniais objektais sudaro skystųjų RA tvarkymo infrastruktūros kompleksą. Dalis šio komplekso įeina į BEO, kurio eksploatavimas nutraukiamas, sudėtį ir turės būti likviduoti, kita dalis bus dalinai pertvarkyti ir toliau eksploatuojami kaip atskiri BEO.
Bitumavimo funkcinis kompleksas
Ignalinos AE kontroliuojamoje zonoje visas vanduo, išleistas iš įvairių technologinių talpyklų ir vamzdynų, vandens nuotekos (patalpų drenažai, sanitarinių švaryklų ir spec. skalbyklos nuotekos, etc.), yra surenkamos į tam tikslui įrengtas talpyklas (6 talpos po 1500 m3 ir 6 talpos po 5000 m3 – dalis talpų skirta nuotekoms surinkti, kita dalis jau išvalytam vandeniui laikyti, dalyje kaupiamos dalinai apdorotos skystosios radioaktyviosios atliekos, dalis skirta kitoms technologinėms reikmėms). Surinktas vanduo yra išgarinamas įrenginiuose, o vandenyje buvusių priemaišų koncentratas sumaišomas su bitumu bitumavimo įrenginyje. Gautas bitumo ir garintuvų koncentrato mišinys (kompaundas) talpinamas į bitumo saugojimo sekcijas. Ignalinos AE eksploatavimo metu, veikiant abiem energijos blokams, per metus vidutiniškai būdavo surenkama ir išvaloma ~250 000 m3 vandens, dėl ko vidutiniškai susidarydavo 915 m3 garintuvų koncentrato, iš kurio būdavo pagaminama po 605 tonas bitumuotų atliekų.
Garintuvus planuojama eksploatuoti tol, kol bus užbaigti reaktorių išmontavimo darbai (nes visą tą laiką susidarys užteršto vandens / skystųjų RA, kurias reikės tvarkyti).
Pagal savo sudėtį šios skystosios atliekos yra B ir C klasės radioaktyviosios atliekos (trumpaamžės, mažo arba vidutinio aktyvumo). Nuo 2015 m. garintuvų koncentratas kaupiamas ir buvo tikimasi jį subitumuoti iki tol, kai bitumavimo įrenginio eksploatavimas bus nutrauktas. Tačiau 2018 m. buvo patvirtinta, kad yra galimybė garintuvų koncentratą cementuoti ir šis RA tvarkymo būdas laikomas prioritetiniu.
Cementavimo funkcinis kompleksas
Veikiant Ignalinos AE energijos blokams technologiniuose kontūruose cirkuliuojantis vanduo buvo valomas filtruose, todėl per visą eksploatavimo laikotarpį susikaupė ženklūs filtruojančių medžiagų kiekiai.
Šių medžiagų (pulpos, sudarytos iš jonitinių dervų (JD), perlito ir nuosėdų) tvarkymui Ignalinos AE įdiegė cementavimo įrangą ir cementuotų atliekų saugyklą, kurie pradėti eksploatuoti 2006 m. Nuo cementavimo įrenginio eksploatavimo pradžios iki 2018 m. pabaigos apdorota 1 859 m3 atliekų ir pagaminta 14 088 statinių (200 l talpos) cementuotų atliekų, kurios patalpintos į 1 761 Framatome (F-ANP) tipo konteinerius. Konteineriai talpinami į tam tikslui pastatytą saugyklą, kurios projektinė talpa 6 300 konteinerių (2018 m. buvo užpildyta ~1/4 saugyklos talpos). Planuojama, kad iki ~2034 m. susidarysiantis garintuvų koncentratas bus cementuojamas (kaip cementavimo technologinio proceso dalis). Tikėtina, kad bitumavimo procesas nebus atnaujintas, todėl sukauptas ir susidarantis garintuvų koncentratas irgi turės būti cementuojamas.
Konteineriai su cementuotomis atliekomis iš saugyklos bus vežami į paviršinį atliekyną mažo ir vidutinio aktyvumo atliekoms, kurį Ignalinos AE planuoja pastatyti.
Galiausiai dauguma bitumavimo ir cementavimo kompleksui priklausančių statinių (nuotekų ir vandens talpyklos, skystųjų RA perdirbimo korpusas ir jo ventiliacijos kaminas, komunikacijų estakada) turės būti nugriauti, bet pačios bitumuotų ir cementuotų atliekų saugyklos, kadangi laikomos eksploatuojamais BEO, nelaikomos dalimi to BEO, kurio eksploatavimas nutraukiamas, todėl šie objektai ir jų eksploatavimui reikalinga infrastruktūra (inžineriniai tinklai, keliai ir kt.) turės likti tol, kol dėl jų ateities bus priimti sprendimai.
RBMK (rus. Реактор Большой Мощности Канальный) reaktorius – tai savitos konstrukcijos didelės galios kanalinis reaktorius, kuriame kiekviena branduolinio kuro rinklė talpinama į atskirą kuro kanalą. Ignalinos AE iš pradžių buvo numatyta įrengti 4 reaktorius, tačiau pastatyti ir paleisti tik 2 grafito banduoliniai reaktoriai RBMK-1500. Tai buvo galingiausi energetiniai reaktoriai pasaulyje: šiluminė vieno bloko galia – 4800 megavatų (MW), elektrinė galia – 1500 MW. RBMK tipo reaktoriai buvo statomi tik buvusios SSRS teritorijoje, iš viso buvo pastatyta 17 tokio tipo reaktorių 5-iose atominėse elektrinėse: 4 Leningrado, 4 Kursko, 3 Smolensko, 4 Černobylio ir 2 Ignalinos AE. Minėtose AE buvo įrengti mažesnio galingumo nei Ignalinos AE reaktoriai.
Svarbiausia reaktoriaus konstrukcijos dalis – grafitinis klojinys su branduoliniu kuru, strypais – sugėrikliais ir gaubiančiomis jį metalo konstrukcijomis. Vertikaliose grafitinio klojinio kolonose yra technologiniai kanalai su branduoliniu kuru ir valdymo ir apsaugos sistemos kanalais. Klojinys įrengtas ant suvirintos metalinės konstrukcijos, besiremiančios į betoninį pagrindą. Reaktoriaus biologinei apsaugai naudojamas anglinis plienas, serpantino skalda ir gargždas, betonas, smėlis, vanduo.
Iš viršaus klojinys perdengiamas metaline konstrukcija, besiremiančia į biologinės apsaugos žiedinį vandens baką. Suvirintas cilindrinis gaubtas, gaubiantis klojinį, viršutinė ir apatinė reaktoriaus metalinės konstrukcijos sudaro hermetišką reaktoriaus ertmę. Ji užpildyta helio ir azoto mišiniu, kad grafitas nesioksiduotų ir būtų geresnis šilumos perdavimas nuo grafito į technologinius kanalus. Numatyta galimybė keisti valdymo-apsaugos ir technologinius kanalus remontuojant, kai reaktorius sustabdytas ir atvėsęs.
Technologiniai kanalai – vamzdžio konstrukcijos, kurios viršutinė ir apatinė dalys pagamintos iš korozijai atsparaus plieno, o vidurinioji – cirkonio lydinio. Pjautiniai grafito žiedai kanaluose užtikrina šiluminį kontaktą su klojinio grafito blokais. Į technologinį kanalą ant pakabos įleidžiama šilumą išskirianti rinklė. Ji sudaryta iš dviejų rinklių, turinčių po 18 šilumą išskiriančių elementų, kurie yra hermetiški cirkonio lydinio vamzdeliai, užpildyti kuro tabletėmis iš urano dioksido.
Šilumnešis – vanduo – tiekiamas į kiekvieną technologinį kanalą iš apačios. Iš technologinio kanalo šilumnešis vandens ir garo mišinio pavidalu patenka į būgninius separatorius. Šilumos atidavimui pagerinti ant viršutinės šilumą išskiriančios rinklės įrengtos grotelės -intensifikatoriai. Šilumą išskiriančios rinklės su išdegusiu kuru iškraunamos ir gabenamos į saugojimo vietą, o į jų vietą įstatomos naujos. Tai, reaktoriui veikiant, atlieka kuro keitimo mašina.
Reaktoriaus galia ir jos paskirstymas buvo operatyviai reguliuojamas 211 boro karbido strypų, esančių reaktoriaus valdymo ir apsaugos sistemos kanaluose. Strypams aušinti buvo naudojamas specialus kontūro vanduo. Energijos išsiskyrimą pagal reaktoriaus aktyviosios zonos aukštį valdė 40 strypų, kiti 24 atliko greitos avarinės apsaugos funkciją. Esant avarinei situacijai, avariniai strypai galėjo būti panardinami į aktyviąją zoną per 2,5 sekundės.
RBMK reaktoriai priklauso šiluminių neutronų reaktorių kategorijai, kuriuose neutronams lėtinti naudojamas grafitas (skirtingai nuo lengvojo vandens reaktorių (BWR, PWR), kur šilumnešio ir neutronų lėtikio vaidmenį atlieka vanduo). Ignalinos AE reaktoriuose ir atliekų saugyklose iš viso yra 3 820 tonų grafito, jis pasižymi įvairiais radionuklido 14C savitojo aktyvumo lygiais. RBMK nėra vienintelis reaktorius, kuriame neutronų lėtiklis yra grafitas – pvz., dujomis aušinami Magnox tipo reaktoriai (kurių daug buvo pastatyta Jungtinėje Karalystėje) šiuo atžvilgiu yra panašūs. Apšvitinto grafito išmontavimas ir tvarkymas yra iššūkis, o išbandyto sprendimo, taikytino pramoniniu mastu, dar niekur nėra, tad eksploatavimo nutraukimo programos kontekste turės būti surasta technologija, kaip tvarkyti (laikinai saugoti) apšvitintą grafitą, ir įrengta tam tinkama saugykla.
Išmontuoti šiuos reaktorius itin sudėtinga. RBMK reaktorių ypatybė ta, kad turbinas sukantis garas susidaro tiesiog reaktoriuje verdant per jį tekančiam lengvajam vandeniui. Todėl daug didesnė įrangos dalis paveikiama radionuklidais, susidaro daugiau radioaktyviųjų medžiagų, kurias reikia tinkamai ir saugiai sutvarkyti. Be to, RBMK tipo reaktoriai neturi reaktoriaus korpuso, kurį būtų galima ištraukti neišardytą, – reaktoriaus konstrukcijos tiesiog integruotos į pastatą. Taigi, tokio reaktoriaus lengvai išardyti tiesiog neįmanoma, o išbandyto sprendimo, taikytino pramoniniu mastu, dar niekas pasaulyje nėra sukūręs.
Kitose šalyse pasirinkta atidėta grafito reaktorių išmontavimo strategija. Šie reaktoriai bus išmontuojami ne anksčiau, negu po 50 ar 10 metų po jų sustabdymo, tikintis, kad per tą laiką nukris radiacijos lygis, atsiras pažangesnių technologijų. Lietuva pasirinko nedelstino išmontavimo būdą, kai įranga yra išmontuojama išakrt po reaktoriaus sustabdymo. Tokiam pasirinkimui įtakos turėjo įvairūs veiksniai. Vienas svarbiausių – galimybė gauti ES paramą, kad IAE eksploatavimo nutraukimo finansinė našta nebūtų užkrauta ateities kartoms.
Panaudotas kuras – branduolinis kuras, apšvitintas reaktoriaus aktyviojoje zonoje ir visam laikui iš jo pašalintas.
Šilumą išskiriančios rinklės maketas (IAE Informacijos centras)
Panaudotas branduolinis kuras yra labai radioaktyvios šilumą išskiriančios atliekos, kurių sudėtyje ganėtinai didelis kiekis daliųjų medžiagų. Laikoma, kad panaudotas branduolinis kuras yra tvarkomas saugiai, jei užtikrinama, jog normaliomis ir avarinėmis sąlygomis nevyks grandininė branduolių dalijimosi reakcija, bus vykdomas pakankamas panaudoto branduolinio kuro rinklių aušinimas, sukuriami tinkami jonizuojančiąją spinduliuotę slopinantys barjerai, išsaugomi ar sukuriami nauji radionuklidų sulaikymo barjerai, kad radionuklidų nepatektų į aplinką. Lietuvoje panaudotam branduoliniam kurui saugoti (kol bus įrengtas giluminis atliekynas) pasirinktas sauso saugojimo būdas – panaudotas branduolinis kuras kraunamas į specialius, visas išvardytas saugos funkcijas atitinkančius konteinerius, kurie laikomi saugyklose.
Branduolinė avarija – avarija, susijusi su šilumą išskiriančių elementų pažeidimu, viršijančiu nustatytas saugaus eksploatavimo ribas, ir (ar) personalo apšvita, viršijančia leistiną normalaus eksploatavimo metu, dėl grandininės branduolinės reakcijos kontrolės ir valdymo sutrikimo aktyviojoje reaktoriaus zonoje, kritinės masės susidarymo perkraunant, transportuojant ir saugojant šilumą išskiriančius elementus ar šilumą išskiriančių elementų aušinimo sutrikimo.
Atominės elektrinės eksploatavimo nutraukimas – tai paskutinis elektrinės egzistavimo etapas po to, kai ji buvo suprojektuota, pastatyta, pradėta eksploatuoti ir buvo eksploatuojama. Taip pat sąvoka „eksploatavimo nutraukimas” reiškia įrangos eksploatavimo nutraukimo veiksmus po to, kai pasibaigia įrangos eksploatavimo laikas.
VĮ Ignalinos atominė elektrinė (toliau – IAE) vykdo eksploatavimo nutraukimo darbus, apimančius būtinų sistemų, užtikrinančių branduolinę, radiacinę, priešgaisrinę, fizinę saugą, eksploatavimą, panaudoto branduolinio kuro iškrovimą iš energetinių blokų ir pervežimą saugojimui į laikinąją panaudoto branduolinio kuro saugyklą, įrangos ir pastatų dezaktyvavimą ir išmontavimą, radioaktyviųjų atliekų apdorojimą ir saugojimą.
Iš esmės eksploatavimo nutraukimo veikla susideda iš įrangos išmontavimo, statinių nugriovimo ir atliekų tvarkymo darbų. IAE atveju prisideda dar ir infrastruktūros, reikalingos tiek radioaktyviųjų atliekų tvarkymui, tiek pagalbinėms eksploatavimo nutraukimo veikloms, įrengimas. Sulig IAE eksploatavimo nutraukimu baigiama ir branduolinės energetikos programa Lietuvoje. Skirtingai nuo šalių su tęstinėmis branduolinės energetikos programomis, radioaktyviųjų atliekų tvarkymui reikalinga infrastruktūra kuriama iš esmės vien tik šio BEO atliekoms sutvarkyti, o šios infrastruktūros kaštai sudaro reikšmingą dalį eksploatavimo nutraukimo programos kaštų.
Galutinis eksploatavimo nutraukimo tikslas – iki 2038 metų pasiekti būklę, kai teritorija nebekontroliuojama valstybinių priežiūros institucijų ir gali būti panaudota kitiems tikslams. Eksploatacijos nutraukimo metu ypatingas dėmesys yra skiriamas šiuos darbus atliekančio personalo, gyventojų ir aplinkos apsaugai.
Ilgaamžės radioaktyvios atliekos, tokios kaip panaudotas branduolinis kuras, reaktoriaus metalo konstrukcijos, reaktoriuje panaudotas grafitas ir kt., po laikinojo saugojimo saugyklose turės būti galutinai padėtos į giluminį atliekyną, esantį stabilioje geologinėje formacijoje po žemės paviršiumi, kurio gamtinės apsauginės dangos ir inžinerinių barjerų storis gali siekti šimtus metrų.
Preliminariai planuojama, kad giluminis atliekynas bus statomas 2058-2067 m., eksploatuojamas 2068-2074 m., o uždaromas 2075-2079 m. Ilgaamžės radioaktyvios atliekos į giluminį atliekyną bus dedamos neplanuojant jų išimti, t. y. galutiniam saugojimui visam laikui.
Šiuo metu vyksta pradinis giluminio atliekyno planavimo etapas. Vieta giluminiam atliekynui bus renkama, atsižvelgiant ne tik į socialinius ir ekonominius veiksnius, bet ir geologinę aplinką, kuri yra vienas svarbiausių veiksnių vietos parinkimui, taip pat giluminio atliekyno saugą, tam bus atliekama saugos analizė.
Skaityti daugiau informacijos apie Giluminį atliekyną.
Blokų ventiliacijos vamzdžiai pagaminti pagal CNII Projektstalkonstrukcija Leningrado skyriaus parengtą projektą, pradėti eksploatuoti 1983 metais (A1 bloko ventiliacijos vamzdis). Ventiliacijos vamzdis susideda iš trijų metalinių dujų nuvedimo vamzdžių, kurių pagrindas yra ties +62,60 m atžyma. Vertikalaus vamzdžio aukštis – 96,40 m nuo +62,60 m atžymos iki +159,00 m. Kitų dviejų pasvirusių aukštis yra 89,80 m nuo +62,60 m atžymos iki +122,00 m atžymos ir vertikaliųjų nuo +122,00 m atžymos iki +152,40 m atžymos. Kiekvieno vamzdžio vidinis skersmuo 4,80 m per visą aukštį. Sienelių storis kinta nuo 20 mm apatinėje vamzdžių dalyje iki 8 mm viršutinėje dalyje.
Taigi atsakymas būtų toks: vieno vamzdžio kartu su pastatu bendras ilgis yra 159,00 m, kitų dviejų pasvirusių, esančių iš šonų – 152,40 m .
Asmenys, neturintys leidimo savarankiškai filmuoti ir fotografuoti, branduolinio energetikos objekto (toliau – BEO) aikštelėje tą daryti gali tik gavus Ignalinos atominės elektrinės (toliau – IAE) generalinio direktoriaus ar Fizinės saugos tarnybos (toliau – FST) vadovo sutikimą, lydint Fizinės saugos skyriaus (toliau – FSS) darbuotojui. Šiuo atveju, rangovo ar kitų organizacijų/įstaigų vadovai, ne vėliau kaip prieš vieną darbo dieną iki numatomų filmavimo ir (ar) fotografavimo planuojamos darbų atlikimo pradžios, pateikia FST vadovui motyvuotą raštą (siųsti el. paštu [email protected]), kuriame turi būti nurodyta, kada ir kas vykdys filmavimą ir (ar) fotografavimą, kas bus fotografuojama ir (ar) filmuojama, filmavimo ir fotografavimo įrangos pavadinimai, kiekis ir serijiniai numeriai.
Draudžiama filmuoti ir fotografuoti IAE BEO esančius FSS fizinius barjerus ir įsibrovimo ir įsilaužimo aptikimo sistemas bei objektus ir patalpas, pažymėtas fotografuoti ir filmuoti draudžiančiais ženklais, FSS darbuotojus vykdančius fizinės saugos užtikrinimo funkcijas.
Primename, kad visų rūšių orlaiviams ir kitiems skraidymo aparatams (taip pat ir bepilotėms skraidyklėms) draudžiama skraidyti skrydžiams draudžiamoje zonoje (EYP1) virš IAE ir kitų branduolinės energetikos objektų (10 km spinduliu), išskyrus atvejus, kai tai būtina įmonės veiklai vykdyti, stebėti, kontroliuoti ar kt. Skrydžiams draudžiamos zonos ribas rasite čia: https://www.oran.lt/#8/55.183/23.767. Šis draudimas, siekiant užtikrinti branduolinės energetikos objekto fizinę saugą, reglamentuotas Branduolinės energetikos įstatymu.
Nustačius neteisėto filmavimo ir (ar) fotografavimo atvejį ar bandymą tai padaryti, filmavimo ir (ar) fotografavimo įranga (su laikmenomis), kuri buvo panaudota ar bandyta ją panaudoti neteisėtam filmavimui ir (ar) fotografavimui, paimama, siekiant nustatyti, ar šiuose veiksmuose nebuvo nusikalstamos veikos požymių. Apie šiuos asmenis pranešama Lietuvos Respublikos valstybės saugumo departamentui. Filmavimo ir (ar) fotografavimo įranga bei laikmenos gali būti grąžintos tik FST vadovo sprendimu.
Taip, nuo 2021 m. liepos 1 dienos, IAE Komunikacijos skyrius atnaujino registraciją į nemokamas ekskursijas ekspozicijų salėse.
Kilus klausimams, kreipkitės į mus telefonais (8 386) 28193, (8 386) 29911, +370 658 17 766 arba el. paštu [email protected] .
Daugiau inforacijos apie ekskusijas viešiname čia.
Visuomenė gali dalyvauti priimant svarbiausius sprendimus branduolinės energetikos srityje dėl:
– branduolinės energetikos objektų statybos vietos (aikštelės) vertinimo ataskaitos suderinimo;
– l i c e n c i j ų :
-statyti ir eksploatuoti branduolinės energetikos objektus;
-vykdyti branduolinės energetikos objekto eksploatavimo nutraukimą;
-prižiūrėti uždarytą radioaktyviųjų atliekų atliekyną (atliekynus);
– l e i d i m ų :
-pirmą kartą įvežti branduolinį kurą į branduolinės elektrinės, branduolinės elektrinės energijos bloko ar neenergetinio branduolinio reaktoriaus aikštelę (kai šis leidimas išduodamas bendros licencijos statyti ir eksploatuoti branduolinės energetikos objektą (objektus) turėtojams);
-įvežti branduolines ar branduolinio kuro ciklo medžiagas į branduolinės energetikos objekto, išskyrus branduolinės elektrinės energijos bloką ir neenergetinį branduolinį reaktorių, aikštelę; pirmą kartą atlikti bandymus panaudojant branduolines ir (arba) branduolinio kuro ciklo medžiagas (vadinamuosius karštuosius bandymus) šiuose branduolinės energetikos objektuose (kai šis leidimas išduodamas bendros licencijos statyti ir eksploatuoti branduolinės energetikos objektą (objektus) turėtojams).
Šių sprendimų priėmime visuomenė gali dalyvauti nuo 2017 m. lapkričio mėnesio, įsigaliojus Branduolinės saugos įstatymo pakeitimui, kuris įgyvendina 2014 m. liepos 8 d. Tarybos direktyvą 2014/87/Euratomas, nustatančią Bendrijos branduolinių įrenginių branduolinės saugos sistemą (Branduolinės saugos direktyvos pakeitimas), ir Branduolinės saugos reikalavimams BSR-1.1.5-2017 „Visuomenės dalyvavimo sprendimų priėmime branduolinės energetikos srityje procedūrų organizavimo tvarkos aprašas.
Aktualias VATESI nagrinėjimui pateiktas paraiškas galima rasti čia.
Tinklalapyje viešai prieinamos IAE vykdomų projektų nuotraukos ir IAE vaizdai gali būti naudojami Įmonės veiklą aprašančiame turinyje. Draudžiama savintis © Ignalinos AE archyvo autorystę ar iškraipyti kadrą ir panaudoti tokiu būdu, kuris galėtų pakenkti Įmonės reputacijai.
Žiniasklaidos atstovai dėl papildomų komentarų gali kreiptis nurodytais kontaktais.