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.

Програмні рішення – це ключові етапи, що будуються на інтегрованих даних, накопичених за попередні роки реалізації проекту. Програмні рішення приймаються для визначення шляхів комплексного здійснення SIP і є вказівкою для переходу до наступного етапу розв'язання задачі проектування та будівництва.
Рішення приймаються Замовником та погоджуються Європейським Банком Реконструкції та Розвитку (ЄБРР) від імені Асамблеї донорів за технічної експертизи, виконаної Міжнародною Консультативною Групою (МКГ) і Незалежною групою експертів України.


Програмне рішення П1. Стратегія стабілізації та екранування.
Програмне рішення П2. Рішення щодо стратегії стабілізації покрівлі, опор та конструкцій.
Рішення П1 і П2 в комплексі визначають необхідний та достатній обсяг заходів зі стабілізації об'єкта «Укриття» на термін 10–15 років. Рішення П1 визначає зміст стабілізації поточного стану ОУ (короткострокові та довгострокові заходи та демонтаж нестабільних будівельних конструкцій), враховуючи концепцію нового безпечного конфайнмента. У відповідності з цією концепцією, між джерелами радіологічного забруднення всередині ОУ та навколишнім середовищем буде створено контрольований бар'єр, що забезпечить, у тому числі, реалізацію стратегії вилучення паливовмісних матеріалів (ПВМ) та поводження з радіоактивними відходами.
Рішення П2 підтверджує необхідність та уточнює обсяги стабілізаційних заходів відносно покрівлі та інших рішень, прийнятих в П1. Ці рішення є вказівкою до переходу на етап проектування та будівництва з метою фактичного зменшення ризику обвалення ОУ до, під час та після будівництва нового безпечного конфайнмента.
Згідно з цими рішеннями передбачається виконання 8 стабілізаційних заходів, у тому числі - стабілізація каркасу деаераторної етажерки, опори балки "Мамонт", західної стіни "Укриття".

Програмне рішення П3. Звіт про стан будівельних конструкцій та система контролю стану будівельних конструкцій.
Поточний стан "Укриття" пов'язаний з певним ризиком обвалення частини будівельних конструкцій та викидом радіоактивного пилу, що матиме негативний вплив на персонал та навколишнє середовище. Рішення П3 є відправним пунктом в реалізації Задачі 6 SIP щодо створення первинної системи контролю стану будівельних конструкцій (СК СБК) в масштабі реального часу та обґрунтовує необхідність проведення такого контролю.
СК СБК при взаємодії з іншими системами контролю, створення яких передбачено SIP, забезпечить проведення комплексного контролю цілісності та стану будівельних конструкцій ОУ на всіх етапах стабілізаційних заходів, заходів з демонтажу та будівництва нового конфайнмента.
Рішення про створення СК СБК, що приймається експлуатуючою організацією, базується на дослідженнях об'єкта “Укриття”, на результатах робіт, виконаних в період реалізації SIP, на результатах експлуатації існуючих на ОУ систем контролю. Дане рішення є важливою ланкою при переході до етапу перетворення "Укриття" на екологічно безпечну систему.
СК СБК буде проводити автоматизований збір та перетворення інформації від датчиків контролю на параметри фізичних величин, а також виконувати їх порівняння з контрольними та критичними рівнями. Датчики контролю фіксуватимуть вібрації, лінійні деформації та зміщення, кути нахилів та інші показники стану будівельних конструкцій. Також СК СБК здійснюватиме контроль параметрів навколишнього середовища: температури, швидкості та напрям вітру та ін.
Система буде працювати в автономному режимі, а інформаційними каналами буде пов'язана з Інтегрованою системою контролю (ІАСК). Користуючись інформаційною підтримкою ІАСК та СК СБК, персонал ОУ буде приймати рішення щодо тих чи інших ситуацій.

Програмне рішення П4. Рішення щодо системи сейсмічного моніторингу.
Рішення П4 підтверджує необхідність створення системи сейсмічного моніторингу в районі майданчика ЧАЕС. Така система необхідна для збору даних про сейсмічні характеристики місцевості, на якій знаходиться ЧАЕС, забезпечення більш точної оцінки методів демонтажу та наслідків сейсмічної події, своєчасного повідомлення оперативного персоналу ЧАЕС про сейсмічні події з метою виконання аналізу, моніторингу, перевірки та інших оперативних заходів.
П'ять станцій сейсмічного моніторингу повинні розміщуватися в локальній зоні ЧАЕС (0-40 км), одна з яких має знаходитись безпосередньо (менше 1 км) біля "Укриття" для отримання даних про взаємодію ґрунтової основи та фундаменту об'єкта "Укриття". П'ять станцій – це мінімальна бажана кількість, необхідна для забезпечення розрахунків унікальних рішень відносно розміщення, глибині, часу надходження сигналу. Дані сейсмічних станцій передаватимуться по телеметричному каналу до системи зведених даних моніторингу.

Програмне рішення П5. Критичність і ядерна безпека.
В рішенні буде визначено усі наступні заходи, пов'язані з необхідністю здійснення контролю над критичністю. Ці заходи вплинуть на визначення процесів щодо обмеження стану критичності, що протікає пасивно або активно, а також на передконцептуальне проектування етапів або систем, що використовуються для контролю над критичністю, коли це потрібно. На прийняття даного рішення впливатиме фактор затрат для його здійснення, а також поставлені цілі щодо підвищення ядерної, промислової безпеки, безпеки персоналу та безпеки довкілля.

Програмне рішення П6. Поводження з водою об'єкта «Укриття».
За визначенням SIP рішення П6 повинно вирішити питання поводження з водою, що знаходиться всередині об'єкта: джерела надходження води, їх місцезнаходження та характеристики, наявні можливості приміщень з обладнанням ЧАЕС щодо обробки та зберігання води.
Вода, що міститься в ОУ, сприяє зниженню міцності конструкцій, а значить, збільшує ризик обвалення. Механізм цього руйнування проявляється в зниженні міцності бетону, пошкодженого в результаті аварії, в корозії арматурної сталі та металоконструкцій. Щоб зменшити подібний ризик, система поводження з водою повинна збирати воду до того, як вона потрапить всередину ОУ. Попередні спроби герметизації об'єкта "Укриття" були пов'язані з великими дозовими навантаженнями та не усунули повністю можливість потрапляння опадів всередину ОУ. Існує безліч шляхів потрапляння води в об'єкт, а високі дозові навантаження на покрівлі серйозно обмежують час пошуку та герметизації всіх знайдених нещільностей.
Забруднені водні потоки, що розглядаються в SIP, можна розділити на внутрішні та зовнішні. До внутрішніх відносяться води, що знаходяться всередині "Укриття". Ці води мають різні рівні радіоактивності, в деяких приміщеннях вони високо радіоактивні і містять органічні речовини, що використовуються при пилопригнітанні. Зовнішні води стікають із зовнішніх поверхонь "Укриття" та потрапляють в локальну зону.
На період до початку будівництва нового конфайнмента рішення буде полягати у видаленні води з приміщень ОУ, створення вузла попередньої обробки для зниження радіоактивності до норм, що вимагаються ЧАЕС (обґрунтовано з точки зору принципу ALARA). Подальша обробка буде здійснюватись на обладнанні, що є на ЧАЕС. Крім цього буде розглянуто можливість місцевого покращення температурних умов та рівня вологості всередині "Укриття", щоб знизити рівень конденсації в приміщеннях та на ділянках, де присутність води веде до погіршення стану будівельних конструкцій та до збільшення ризиків промислової безпеки. Що стосується повномасштабної герметизації покрівлі "Укриття", то її реалізацію визнано недоцільною, враховуючи значні дозові навантаження та той факт, що новий конфайнмент буде споруджено через 5 років. Відмічено, що потрібно детальніше проаналізувати "витрати-користь" локальної герметизації для зменшення потрапляння води до ОУ.

Програмне рішення П7. Стратегія вилучення паливовмісних матеріалів (ПВМ) та поводження з радіоактивними відходами (РАВ).
Цим рішенням визначаються подальші дії, реалізація яких передбачена за рамками SIP (крім зазначеного в Плані обсягу) і є важливим кроком, що підтверджує сумісність заходів SIP з підготовкою до остаточного перетворення "Укриття" на екологічно безпечну систему. В рамках SIP рішення П7 є попереднім і повинно бути підтверджено остаточним рішенням П8 щодо стратегії вилучення ПВМ та поводженню з РАВ.

В основному стратегія передбачає:
• Вилучення ПВМ протягом терміну служби нового конфайнмента (100 років).
• Тривалість вилучення, оцінена за попередніми даними аналізу, складає 40-50 років.
• Перевага віддається переміщенню радіоактивних відходів, як низько - і середньо активних, так і високоактивних, із "Укриття" безпосередньо до кінцевого сховища (геологічне сховище або інше, створене в рамках загальнонаціональної програми поводження з РАВ). Це виключить витрати на спорудження довгострокового сховища за межами нового конфайнмента тільки для ПВМ.
• Вибіркове вилучення ПВМ після демонтажу нестабільних конструкцій і завершення випробування технології вилучення ПВМ.
• Масове вилучення розпочати після вирішення питань зберігання вилучених ПВМ.
• Виконання завершальних робіт по перетворенню "Укриття" на екологічно безпечну систему після вилучення ПВМ.
• Для поводження з відходами, що утворяться під час реалізації SIP, використовувати існуючу практику.

Програмне рішення П8. Вивчення та розробка стратегії вилучення ПВМ.
Це остаточне рішення відносно визначення оптимального часу та стратегії вилучення ПВМ. Воно визначить остаточну програмну рекомендацію щодо використання методології вилучення та розміщення ПВМ, а також термін проведення заходу. Рішення та рекомендація будуватимуться на результатах характеризації ПВМ, програми з вилучення ПВМ та поводження з РАВ, а також на результатах демонстрації вилучення ПВМ та інших факторах. Виконання цього рішення дасть чітке уявлення про можливість вилучення, поводження та упакування ПВМ всередині "Укриття" у визначений термін.
Дане рішення являє собою формальну домовленість щодо визначення терміну вилучення ПВМ та методики вилучення ПВМ у встановлений термін. Виконання рішення полягатиме у підписанні відповідного документа , в якому також буде представлено завершення програми вилучення ПВМ та поводження з РАВ, а також програми досліджень.

Програмне рішення П9. Рішення щодо прототипу вилучення ПВМ.
Рішенням П9 визначається необхідність розробки та проведення випробувань прототипу технології вилучення ПВМ, демонстрація вилучення ПВМ в реальних умовах "Укриття", її структура, оцінка дозовитрат і вартості реалізації.
Демонстрація вилучення ПВМ і поводження з РАВ на майданчику ОУ повинна підтвердити основні положення рішення П7. Це значно зменшить існуючі невизначеності, пов'язані з оцінками вартості та дозовитратами.
Необхідність демонстрації вилучення ПВМ обумовлена унікальністю проведення таких робіт, відсутністю досвіду їх здійснення та необхідністю підтвердження передпроектних розробок стратегії вилучення ПВМ. Наступним кроком буде проектування комплексу операцій технологічного ланцюга вилучення ПВМ (розробка технології).
Рішення П9 пропонує конкретну зону для проведення демонстраційного експерименту в ОУ (приміщення на нижніх відмітках) і конкретне скупчення ПВМ. Загальна схема проведення випробувань буде складатися із операцій зі створення доступу, механічної фрагментації вибраного скупчення, транспортування до обладнаного місця тимчасового зберігання.

Програмне рішення П10. Стратегія нового безпечного конфайнмента (НБК).
Рішення П10 визначає стратегію створення безпечного конфайнмента як комплексу будівельних конструкцій, систем, ділянок та обладнання. При здійсненні діяльності з перетворення об'єкта «Укриття» безпечний конфайнмент повинен обмежити радіаційний вплив на персонал, населення та навколишнє середовище встановленими межами як за умови нормальної експлуатації ОУ, так і при порушеннях нормальної експлуатації, аварійних ситуаціях та аваріях, включаючи аварії в процесі демонтажу нестабільних конструкцій та при поводженні з ПВМ та РАВ. Безпечний конфайнмент у вигляді багатофункціонального об'єкта з терміном служби 100 и більше років дає можливість здійснити третій етап Стратегії перетворення об’єкта “Укриття” (затверджено рішенням Урядової комісії з питань комплексного розв'язання проблем Чорнобильської АЕС №5 від 18 квітня 1997 р.), а саме – вилучення паливовмісних матеріалів, їх кондиціювання з подальшим безпечним зберіганням.
Проведені дослідження підтвердили необхідність створення нового конфайнмента. Проведені в рамках SIP заходи зі стабілізації будівельних конструкцій дадуть змогу безпечної експлуатації об'єкта лише протягом 15 років. Тому з метою зменшення ймовірності обвалення ряд будівельних конструкцій буде демонтовано після будівництва нового безпечного конфайнмента. Результати досліджень, пов'язаних зі стратегією вилучення ПВМ і РАВ, також підтверджують необхідність створення додаткового бар'єру, який зведе до мінімуму розповсюдження радіоактивних речовин до навколишнього середовища при виконанні майбутніх операцій з вилучення ПВМ та поводження з РАВ.
В рішенні П10 прийнято за варіант НБК конструкцію типу АРКА, за якою і ведуться роботи з проектування та будівництва.

Об'єкт «Укриття» було побудовано за 206 діб. Швидкі темпи його спорудження призвели до появи конструктивних недоліків, зокрема:
1. Тримальні конструкції опорного контуру (вцілілі конструкції енергоблоку № 4) та вузли їх з’єднання значно пошкоджені, перевантажені вагою завалених на них будівельних конструкцій, а також матеріалів, що використовувались під час ліквідації аварії;
2. Оголена арматура залізобетонних конструкцій та металеві конструкції зазнають корозії;
3. Споруджені після аварії конструкції вільно спираються на тримальні конструкції без фізичного з’єднання і утримуються без зварювальних чи болтових з’єднань.

Основний матеріал: Аварія та її ліквідація

1992 року оголошено міжнародний конкурс проектів та технічних рішень з перетворення об’єкта «Укриття» на екологічно безпечну систему, що стало першим кроком до міжнародного співробітництва.

Недоліки «Укриття» були описані 1995 року у звіті компанії «Alliance», що містив наступні висновки:
1. Чинне «Укриття» нестабільне та не сейсмостійке. Необхідно вжити термінових заходів для його стабілізації і зволікання неприпустиме.
2. У зв’язку з високим рівнем радіації та реальним станом чинних конструкцій довгострокова стабілізація «Укриття» вважається неможливою. Стан «Укриття» не дає можливості вилучення радіоактивних матеріалів.
3. Необхідне будівництво нової захисної оболонки, яка дозволить здійснити демонтаж четвертого енергоблоку.
4. Необхідно побудувати об'єкт для зберігання та поводження з радіоактивними відходами.
5. Україна не може самостійно забезпечити фінансування такого проекту.

У червні 1997 року на засіданні Великої сімки було прийнято «План здійснення заходів на об’єкті «Укриття» (далі: SIP, від англійської «Shelter Implementation Plan»), розроблений при взаємодії Комісії Європейського Співтовариства, України, США та групи міжнародних експертів. Цей план визначив основну концепцію, в тому числі — ряд кроків, спрямованих на приведення об’єкта «Укриття» до екологічно безпечного стану.

Цілі «Плану здійснення заходів на об'єкті «Укриття»:
1. Зменшення ймовірності обрушення «Укриття»;
2. Зменшення наслідків у випадку обрушення;
3. Підвищення ядерної безпеки;
4. Підвищення безпеки персоналу та навколишнього середовища;
5. Розробка довготривалої стратегії та вивчення шляхів перетворення об'єкта «Укриття» у екологічно безпечну систему.

20 листопада 1997 року в Нью-Йорку відбулась конференція країн-донорів, які взяли зобов’язання щодо виділення коштів на реалізацію даного плану до спеціально створеного Чорнобильського Фонду «Укриття». Управління Фондом було доручено Європейському Банку Реконструкції та Розвитку.

Перетворення «Укриття» у екологічно безпечну систему відбувається у 3 етапи:
1. Стабілізація. Стабілізація стану чинного об'єкта та підвищення його експлуатаційної надійності.
2. Підготовка до перетворення. Створення додаткових захисних бар'єрів, зокрема нового безпечного конфайнмента. Це забезпечить необхідні умови на наступних етапах перетворення, а також захистить персонал, населення та навколишнє середовище. Крім того, на цьому етапі передбачаються підготовчі роботи, направлені на розробку технології вилучення паливовмісних мас з об'єкта «Укриття» та створення інфраструктури поводження з радіоактивними відходами.
3. Перетворення. Вилучення з об'єкта «Укриття» паливовмісних мас та радіоактивних відходів, їх захоронення. Зняття з експлуатації об'єкта «Укриття».

Протягом 2004-2008 років було реалізовано стабілізаційний етап SIP.

За 4 роки було виконано невідкладні стабілізаційні заходи, які дозволили укріпити основні найбільш вразливі елементи «Укриття». На цьому етапі було посилено західну стіну об'єкта, стабілізовано аварійні плити перекриття, укріплено північну зону «Укриття», покрівлю південної зони та конструкції західної і східної опор балки «Мамонт», проведено ремонт легкої покрівлі «Укриття» та вентиляційної труби 3 і 4 енергоблоків.

Дані роботи дозволили продовжити термін експлуатації «Укриття» ще на 15 років.

Етап підготовки до перетворення передбачав побудову нового безпечного конфайнмента (далі: НБК) — захисної споруди, що містить комплекс технологічного обладнання для вилучення зі зруйнованого четвертого енергоблока паливовмісних матеріалів, поводження з радіоактивними відходами та забезпечення безпеки персоналу, населення і довкілля.

У 2005 році розпочалася підготовчі роботи для будівництва НБК. У 2010 році було підготовлено майданчик під будівництво конфайнмента.

Основний матеріал: Проект «Будівництво нового безпечного конфайнмента»

29 листопада 2016 року АркаНБК була офіційно встановлена у проектне положення.

2016 року Чорнобильська АЕС отримала дозвіл на експлуатацію інтегрованої автоматизованої системи контролю об'єкта «Укриття» (ІАСК).

Система призначена для виконання автоматизованого контролю стану об’єкта «Укриття» та підвищення стану ядерної, радіаційної та загальнотехнічної безпеки цього об’єкта, включаючи підвищення аварійної готовності. ІАСК складається з системи контролю ядерної безпеки, системи радіаційного контролю, системи контролю стану будівельних конструкцій та системи сейсмічного контролю.

На третьому етапі перетворення планується вилучення паливовмісних мас з об'єкта «Укриття», переведення їх у контрольований стан шляхом зберігання всередині захисних бар'єрів чи захоронення у геологічних сховищах радіоактивних відходів. Ціль етапу — переведення об'єкту в екологічно безпечний стан.

Наявний рівень знань недостатній для визначення часових рамок виконання 3-го етапу. Пріоритетами на найближче майбутнє є здача в експлуатацію НБК та перехід до демонтажу нестабільних конструкцій об'єкта «Укриття» до 2023 року — кінцевого терміну служби стабілізаційних конструкцій «Укриття».