Введение

Изначально созданная для военных целей атомная отрасль Советского Союза и сейчас в большей части имеет «военный» характер. Засекреченность атомных объектов, их продукции, происходящих на них инцидентов и аварий, значительное финансирование из государственного бюджета, довольно сильное влияние на власть «атомных командиров» – все эти факторы сохранены и имеют тенденцию к росту.

Большую роль в обеспечении экспансии Минатома во многие сферы жизни нашей страны, как ни странно, играют деньги, которые западные страны выделяют России для технической помощи и реконструкции стареющих объектов атомной энергетики. Российское государство в любом случае должно тратить некоторое количество денег на эти цели. Западная помощь позволяет Минатому России освободить достаточно большие суммы, которые в ином случае были бы потрачены на реконструкцию. Таким образом, больше денег Минатома направляется на развитие атомной энергетики, а финансовая помощь Запада ускоряет строительство в России новых атомных станций и способствует упрочению позиций Минатома на отечественном индустриальном рынке.

Но в то же время рядом иностранных государств предпринимаются попытки использовать сегодняшнее состояние России в своих целях, а именно: осуществить проект, связанный с ввозом отработанного ядерного топлива на хранение и переработку.

Общий объем планируемого ввоза на переработку и хранение отработанного ядерного топлива (ОЯТ) с зарубежных объектов использования атомной энергетики составит 20 тыс. т, за что Россия должна получить 20 млрд долл.

14 декабря 2001 г. на коллегии Счетной палаты РФ было признано что «...состояние с обращением с РАО и облученным ядерным топливом в России оценивается как кризисное». Коллегия вынесла такое решение по результатам проверки хода финансирования и выполнения федеральной целевой программы «Обращение с радиоактивными отходами и отработавшими ядерными материалами, их утилизация и захоронение на 1996–2005 годы». В частности, было указано, что финансирование в 1996–2000 гг. Программы за счет средств федерального бюджета осуществлялось неудовлетворительно. Кроме того, были установлены факты неэффективного и нецелевого использования средств в сумме 13,5 млн руб. Было отмечено также отсутствие в России системного подхода к решению проблем обращения с РАО, что «существенно ограничивает возможности страны по привлечению средств международной финансовой помощи и явится в дальнейшем серьезным препятствием при переговорах по вопросу о ввозе и переработке ОЯТ из-за рубежа» (Nuclear.ru, 17.12.2001 г.).

Поставка болгарского ОЯТ с АЭС «Козлодуй» в начале ноября 2001 г. на ГХК (г. Красноярск-26) была выполнена с грубейшими нарушениями российского законодательства, а проверка финансовой деятельности ОАО «Техснабэкспорт», проведенная Счетной палатой РФ, способствовала очередным громким перестановкам в системе Минатома. Так, на состоявшемся 17 декабря 2001 г. Совете директоров ОАО «Техснабэкспорт» заявил о своей отставке генеральный директор компании Р. Фрайштут, 21 декабря «уходят» первого заместителя министра по атомной энергии В. Иванова и еще 10 высокопоставленных чиновников Минатома, а до этого, в конце марта 2001 г., ушел и сам министр О. Адамов. Ушли главные лоббисты ввоза зарубежного ОЯТ, а теперь даже спросить не с кого. Если произойдут инциденты на объектах ЯТЦ, связанные с ввозом зарубежного ОЯТ, новые руководители министерства будут утверждать, что они были против всего этого, и это им навязали, и они ничего сделать не могут. К великому сожалению, у нас в стране это – нормальное развитие событий: так было во времена работы НКВД в 30-х гг., так же остается и сейчас.

Экономические трудности становления России после распада Союза, социальная нестабильность и политические бури последних лет вытеснили из сознания отдельных людей и общественного сознания в целом трагедии Чернобыля, Южного Урала, других радиационных катастроф. Это чревато новыми смертельными опасностями для страны: урок, не усвоенный или забытый, часто грозит напомнить о себе в еще более страшных масштабах. Беда, свершившаяся в нашем прошлом, уже сегодня губительна для нас и наших детей, а в ближайшем будущем угрожает сделать непригодной для жизни и среду нашего обитания. И нет более жизненно важных задач на сегодня, чем оздоровление среды обитания, предотвращение грядущих катастроф, формирование нового сознания населения в целом – адекватного сегодняшнему состоянию среды обитания и наличию смертельной опасности для нее.

В официальной прессе Минатома («Бюллетень Центра общественной информации по атомной энергии», 2000, № 6, с. 4–17) опубликована «Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века». В ней указывается, что «...переработку основной массы облученного ядерного топлива целесообразно отложить до начала серийного строительства быстрых реакторов нового поколения. Это позволит также воздержаться от дальнейшего накопления плутония на складах, что целесообразно по соображениям укрепления режима нераспространения».

Положения этого документа правильные, но они находятся в прямом противоречии с действиями Министерства по приему зарубежного ОЯТ, т.к. ввод в эксплуатацию быстрых реакторов нового поколения – это слишком далекая и дорогостоящая перспектива. Переработка же ОЯТ является актуальным только для реакторов-размножителей, в которых осуществляется воспроизводство ядерного топлива. Вопрос о переработке ОЯТ других типов реакторов должен решаться на основе сопоставления затрат на переработку, обращение с отходами и выгоды от использования выделенных при переработке ядерных материалов – с затратами на захоронение ОЯТ. Вот именно по этой причине в настоящее время в ряде стран реализуется решение об отложенном контролируемом хранении ОЯТ.

Согласно прогнозу МАГАТЭ, сделанному еще в 70-х гг. прошлого века, в 2000 г. должно было быть почти 4500 ядерных энергетических установок. В действительности на данный момент мы имеем около 440 реакторов (абсолютный пик зарегистрирован в 1996 г.), т.е. 10% от прогноза. Опять же именно тогда прогнозировалось, что при бурном развитии атомной энергетики цена на природный уран возрастет в несколько раз, и тогда необходимо будет вводить в эксплуатацию реакторы на быстрых нейтронах. В действительности же после аварии на Чернобыльской АЭС и резкого снижения выполнения планов использования атомной энергетики во всем мире цена на природный уран на региональных рынках с 1980 по 2000 г. упала в 4 раза и в ближайшие 20 лет ожидающаяся когда-то напряженность на урановом рынке не предвидится. То же самое произошло и с программами по использованию плутония в виде ядерного топлива в большинстве стран, ранее занимавшихся такими разработками. В настоящее время Великобритания, США, Германия, Бельгия и Голландия остановили все программы по строительству бридеров.

Показательна история эксплуатации самого мощного в мире французского реактора на быстрых нейтронах «Суперфеникс» мощностью 1200 МВт, работавшего на плутониевом топливе. Этот реактор был введен в эксплуатацию в начале 1986 г. и остановлен в конце 1996 г. Окончательный отказ от его эксплуатации произошел после множества серьезных аварий. Этот реактор за 10 лет работы установил мировой рекорд неэффективности – суммарное производство электроэнергии – всего 8 ТВтбч, что составляет коэффициент загрузки в расчете на срок службы порядка 6%.

Кроме этого, по сообщению (Nucler.ru., 27.12.2001 г.), японская компания «Kansai Electric Power» решила временно приостановить реализацию заказа на изготовление партии МОКС-топлива на заводе «Melox» во Франции. Как передало агентство NucNet, на этот шаг компания была вынуждена пойти после того, как Министерство экономики, торговли и промышленности Японии заявило, что не даст разрешения на использование этого топлива в стране. Заявление министерства может негативно отразиться на государственной программе внедрения урано-плутониевого топлива на японских АЭС. Кроме того, «Kansai Electric Power» будет вынуждена заплатить около 6 млрд йен (46 млн долл. США) за заказ на его производство, сделанный компании «Commox» – совместному предприятию, образованному французской «Cogema» и бельгийской «Belgonucleaire». «Kansai Electric Power» более года вела переговоры с Министерством экономики, торговли и промышленности по вопросу гарантий обеспечения качества импортируемого МОКС-топлива. Тем не менее в заявлении министерства сказано, что отчеты сотрудников «Kansai Electric Power», прикомандированных к «Melox», и проверки, проведенные самой компанией, не являются достаточным основанием для вынесения положительного решения по качеству ввозимого МОКС-топлива. По мнению представителей «Kansai Electric Power», никаких проблем с качеством МОКС-топлива не существует. Однако в компании заявление министерства расценили как окончательное решение по данному вопросу, поскольку оно выполняет функции ядерного надзорного органа в стране. Руководство «Kansai Electric Power» сообщило, что «с учетом того, что внедрение МОКС-топлива должно проводиться в масштабах всей страны и при полной поддержке общественности, компания принимает решение временно прекратить производство урано-плутониевого топлива, уже начатое на заводе «Melox». Также в самое ближайшее время в Великобританию будут возвращены 8 сборок МОКС-топлива производства BNFL, поскольку данные по контролю качества этой партии оказались сфальсифицированными. В настоящее время сборки находятся на четвертом блоке АЭС «Такахама».

Стоимость переработки и изготовления МОХ-топлива оказалась намного большей, чем предполагалось ранее (в постоянных ценах в 4 раза), так что частичное замыкание ЯТЦ легководных реакторов оказалось убыточным при современных низких ценах на уран и даже при возможном в последующие десятилетия удорожании урана, скажем, в 3-4 раза. Тем не менее эти страны замыкают ЯТЦ легководных реакторов, покрывая затраты за счет соответствующего увеличения тарифов на электроэнергию, производимую АЭС (надбавка к тарифам АЭС во Франции, связанная с затратами на переработку ОЯТ легководных реакторов, составляет 0,3 цент/кВтбч). Наоборот, США и некоторые другие страны отказываются от переработки ОЯТ, предпочитая в будущем окончательное захоронение ОЯТ или его длительную выдержку, что оказывается намного дешевле (надбавка к тарифам АЭС, введенная в США актом 1982 г., составляет 0,1 цент/кВтбч).

В таблице 1 приведены современные и прогнозируемые мощности по переработке ОЯТ (тТМ/год).

Таблица 1

Источник: Nuclear Engineering International. 1999, v.44, N 252, September.

В таблице 2 приведены действующие и планируемые мощности по производству МОКС-топлива в странах мира (тТМ/год).

Таблица 2

Источник: Nuclear Engineering International. 1999, v. 44, N 252. September.

Две особенности ядерного топливного – цикла радиационная опасность технологий топливного цикла и риск распространения ядерных материалов, полученных в результате переработки, – должны ограничивать распространение технологий топливного цикла. Экономическая же эффективность переработки ОЯТ будет проявляться только в случае крупномасштабного ввода в эксплуатацию быстрых реакторов.

Как раньше, так и сейчас предприятия ЯТЦ представляют значительную опасность для населения и окружающей среды. Начиная с 1949 г. на предприятиях ЯТЦ произошло более 250 аварий, что доказывает их высокую опасность. Всего же, по официальным данным, за 50 лет существования атомной промышленности у нас в стране произошло 385 различных аварий и инцидентов, в ходе которых пострадали 685 человек, из которых 338 получили острую лучевую болезнь, а 56 скончались.

Кроме этого, нельзя забывать, что в каждой тонне ОЯТ находится от 4 до 10 кг реакторного плутония. В результате переработки 20 тыс. т зарубежного ОЯТ может быть ориентировочно извлечено ~200 т плутония, плюс уже имеющийся свой, российский, плутоний ~180 т. Также сразу возникает проблема: надо хранить выделенный плутоний. Хранение 1 грамма плутония обходится в 5–6 долл. в год, тогда общая денежная сумма, необходимая для хранения ~380 т (нашего и зарубежного) плутония, должна быть в размере 2,3 млрд долл. в год.

Также следует особо отметить, что в составе предприятий ЯТЦ России ядерных установок, находящихся под гарантиями МАГАТЭ, нет.

В результате функционирования замыкающей стадии ядерного топливного цикла (ЯТЦ) атомной энергетики – утилизации продуктов жизнедеятельности объектов использования атомной энергии – в России накоплено большое количество радиоактивных отходов (РАО) и отработанного ядерного топлива (ОЯТ).

Отработанное топливо содержит значительное количество в том числе особо опасных радионуклидов, обладающих ядерно-физическими, радиационными и физико-химическими свойствами. В таблице 3 приведены радионуклиды, определяющие активность и токсичность отработанного топлива. В таблице 4 проведена оценка накопления делящихся материалов в российском отработанном ядерном топливе.

Таблица 3

Временной интервал, год	Определяющие радионуклиды
До 100	Fe-55, Co-58, Ni-59, Sr-90, Ru-106, Sb-125,Cs-134, 137, Ce-144, Pm-147, Eu-154, 155
100–1000	Sm-151, Co-60, Cs-137,Ni-59, 63
1000–10000	Pu-239, 240, Am-241
10⁴–10⁵	Np-237, Pu-239, 240, Am-243, C-14, Ni-59, Zr-93, Nb-94
>10⁵	I-129, Tc-99, Pu-239

Таблица 4

Год	Масса, тыс. т	Количество делящихся материалов, т
Год	Масса, тыс. т	плутоний	U²³⁵
2000	15	90	140
2010	23	140	215
2025	33	240	350
2050	50	500	650

Объем (тыс. т) выгружаемого из реакторов АЭС России ОЯТ нарастающим итогом приведен в таблице 5, а характеристики емкостей хранилищ для хранения ОЯТ – в таблице 6.

Таблица 5

Тип реактора	2000 г.	2010 г.	2025 г.
РБМК-1000	10	15,3	22,5
ВВЭР-440 (только АЭС России)	0,3*	1,0	2,0
ВВЭР-1000	2,5	3,1	8,4

*В хранилищах при АЭС на трехлетней выдержке.

Таблица 6

Место размещения хранения	Вид топлива	Емкость
ПО «Маяк», завод РТ-1 (здания 101А и 801А)	ОЯТ транспортных реакторов, АЭС с реакторами ВВЭР-440, КС-150, АМБ	~2500
ГХК, Завод РТ-2 (здание 1)	ОЯТ АЭС с реакторами ВВЭР-100 ОЯТ на АЭС	6000 (к концу 2001 г. заполнено 3000 т)

Без учета хранилищ.

В таблице 7 приведены данные по изменению изотопного состава в «свежем» и отработанном топливе.

Таблица 7

Изотоп	«Свежее» топливо	Отработанное топливо после выгрузки из реактора, вес, %
U²³⁵	3,3	0,80
U²³⁶	-	0,46
U²³⁸	96,7	94,30
Продукты деления	-	3,50
Pu	-	0,89
Другие трансурановые изотопы*	-	0,05
Итого:	100	100

*Данные приведены для ВВЭР-1000 при КИУМ-70%. Атомные номера трансурановых изотопов больше, чем у урана; изотопы образуются при абсорбции нейтронов (без деления) урановым топливом (в особенности U-238).

Рис.1. Изотопный состав «свежего» и отработанного топлива.

Суммарная активность продуктов деления, содержащихся в 1 т ОЯТ ВВЭР-1000 после трех лет выдержки в бассейне выдержки (БВ), составляет 790 000 Кu. В таблице 8 приведен состав ОЯТ.

Таблица 8

Состав	Легководные реакторы	Быстрые реакторы
Уран, кг	960	856
Плутоний, кг	7	103
Продукты деления
Цезий, Кu	142 000	152 000
Стронций, Кu	70 300	162 000
Рутений, Кu	72 000	1 210 000
Родий, Кu	72 000	1 210 000
Криптон, Кu	9	9

Время выдержки ОЯТ: 3 года – для легководных реакторов, 150 суток – для быстрых.

ОЯТ атомных электрических станций

На АЭС России происходит накопление ОЯТ в густонаселенных районах Европейской части России, где расположено большинство АЭС. Неудовлетворительно обстоят дела с вывозом ОЯТ с АЭС (полное отсутствие вывоза его со станций с реакторами РБМК, ЭГП и АМБ; судьба ОЯТ реакторов РБМК-1000 в настоящее время не определена, переработка этого типа ОЯТ экономически нецелесообразна, по крайней мере до 2010 г., а также недостаточен темп вывоза со станций с реакторами ВВЭР и БН) в связи с отсутствием стратегического решения по его дальнейшей судьбе. Рост количества ОЯТ, хранимого на площадках АЭС, снижает ядерную безопасность и требует специального обоснования безопасности принятых схем хранения при аварийных ситуациях. Особенно остро эта проблема стоит на АЭС с реакторами РБМК. Уплотненное хранение ОТВС лишь временно снимает вопрос их размещения и, как следствие, проблему продолжения эксплуатации АЭС. Для справки: объем ОЯТ в реакторах типа РБМК, ВВЭР-440 и ВВЭР-1000, работающих в составе отечественных и зарубежных АЭС, возрастет за период 2000–2010 гг. с ~14 тыс. т (по урану, при суммарной радиоактивности ~5 млрд Кu) до ~25 тыс. т, а к 2030 г. – до ~50 тыс. т, что составит около 10% всего объема ОЯТ, накопленного в мире. В таблице 9 приведены данные о заполнении ОЯТ БВ и ХОЯТ, ОСХОТ АЭС (по состоянию на 31 декабря 2001 г.)

Таблица 9

Емкости БВК блоков 3 и 4 Курской АЭС указаны с учетом уплотненного хранения ОТВС. ОСХОТ – отдельно стоящее хранилище отработавшего топлива. ХОЯТ – хранилище отработавшего ядерного топлива.

Рис.1. Карта расположения атомных электростанций на территории
Российской Федерации.

Обращение с ОЯТ производится в соответствии с требованиями НД и условиями действия лицензий на эксплуатацию АЭС. Однако имеют место отнюдь не единичные случаи нарушения, связанные с обращением и технологией перегрузки ОЯТ.

Ниже приведены только некоторые инциденты, которые были зафиксированы на АЭС с обращением ОЯТ:
• на блоке 2 Курской АЭС 26 августа 2000 г. при нахождении блока в среднем ремонте была повреждена РЗМ подвеска ТВС вследствие неправильных действий персонала при перегрузке топлива (ТК 32-42);
• 4 мая 1991 г. при проведении пуско-наладочных работ (ПНР) «горячей камеры» блока 2 Игналинской АЭС вместо планируемого для разделки имитатора тепловыделяющей сборки (ТВС) была разделана реальная отработавшая тепловыделяющая сборка (ОТВС), вследствие чего три человека из персонала реакторного цеха получили дозы внешнего облучения свыше дозового предела (6,32 бэра, 9,44 бэра, 13,47 бэра) соответственно показаниям индивидуальных дозиметров типа КДТ-02. Указанные лица были направлены на медицинское освидетельствование в МСЧ-136, а затем для обследования в клиническую больницу № 6 г. Москвы;
• в 1988–1989 гг. на Кольской АЭС неоднократно было обнаружено повышение активности грунтовой воды в контрольных скважинах № 13, 14, 19, активность поступала из помещений емкостей кубового остатка (ЕКО) (ЕКО-1, ЕКО-5) и бассейна выдержки (БВ) блока 2 через неплотности в облицовке ЕКО, БВ, смежных с ними помещений, бетона и гидроизоляции;
• 9 ноября 1991 г. при вскрытии контейнера (акт расследования 4КУР-ПО6-07-09–91) при работе на мощности блока 4 Курской АЭС операции загрузки ОТВС в вагон-контейнер для вывоза в ХОЯТ произошло падение ОТВС. Причина – нарушение НД при перегрузке;
• 12 июня 1991 г. (акт расследования 3СМО-ПО2-16-12–91) при работе на мощности блока 3 Смоленской АЭС в ходе перегрузки топлива произошел обрыв центрального стержня ОТВС. РЗМ развила большее усилие, чем это предусмотрено в регламенте по эксплуатации (вышел из строя редуктор);
• 3 декабря 1991 г. (акт расследования 1ЛЕН-ПО6-12-12–91) при выгрузке пенала из вагона в склад хранения «свежего» топлива блока 1 Ленинградской АЭС было повреждено 10 СТВС («свежих») в результате расцепления траверсы с контейнером. Причина – столкновение с другим контейнером из-за халатности оперативного персонала, занятого на перегрузке;
• 1 июля 1992 г. (акт расследования 3СМО-ПО2-01-01–92) при перегрузке топлива произошло загрязнение тракта ТК 41–42 посторонними предметами, что привело к заклиниванию ОТВС при перегрузке;
• на Белоярской АЭС в течение длительного периода в бассейнах выдержки отработанного ядерного топлива (БВ 1 и 2) из-за потери герметичности нескольких кассет имел место длительный прямой контакт урана с водой части ОТВС. В результате вода практически превратилась в ЖРО с удельной активностью 1,2•10^-3 Кu/л, что серьезно снижало безопасность остановленной 1-й очереди станции. Для повышения безопасности хранения ОЯТ 1-й очереди только в апреле 2000 г. была введена в опытную эксплуатацию система очистки воды в БВ 1 и 2, в результате чего удалось снизить активность по цезию-137 в БВ-1 и в БВ-2 почти на два порядка. В результате работы системы из БВ-1 выведено 2440 Кu и из БВ-2 – 4481 Кu.
• 2 декабря 2001 г. из-за естественного ухудшения состояния облицовки бассейнов выдержки появилась течь в БВ-2 объемом 1,1–1,4 м³ в час, что увеличивает радиационную опасность 1-й очереди. Пунктом 6.5.1 (разуплотнение БВ 1 и 2) Технологического регламента эксплуатации 1-й очереди Белоярской АЭС, утвержденного 28 апреля 1999 г., предусмотрены защитные действия персонала, в рамках которых и ведется эксплуатация блока 2 с течью из БВ-2, так же допустимо полное опорожнение неплотного БВ;
• на Белоярской АЭС с 1964 по 1979 г. неоднократно происходили разрушения топливных сборок активной зоны на блоке 1. В 1977 г. произошло расплавление половины топливных сборок активной зоны на блоке 2. Ремонт длился около года;
* Билибинская АЭС, блок 4, 14 марта 1998 г. – при проведении плановых ремонтных работ по перегрузке ядерного топлива на блоке 4, находящемся в КПР, произошло несанкционированное внешнее облучение трех работников, превышающее дозовый предел. Работники цеха централизованного ремонта (ЦЦР) производили опускание пеналов с ОТВС под верхним перекрытием БВ-3 без предварительного контроля за ходом работ со стороны службы дозиметрии. В результате этих нарушений зафиксированы различные повышенные показания индивидуальной дозы облучения: 9 бэр (90 мЗв), 1,7 бэра (17 мЗв) и 1 бэра (10 мЗв). Уровень события по шкале INES – 3. Причины – нарушение работниками ЦЦР технологии производства работ по консервации ОТВС на БВ-3, а также грубейшие нарушения установленного порядка проведения контроля за радиационно-опасными работами, допущенные дозиметристами станции. В ноябре 1995 г. на АЭС при перегрузке ТВС два работника станции получили дозу внешнего облучения выше ПДД (5,8 и 5,7 бэра);
• 21 ноября 1995 г. на блоке 4 Курской АЭС при проведении выгрузки негерметичной ТВС два человека получили дозы сверх годового дозового предела. Инцидент произошел в результате некачественного контроля со стороны службы дозиметрии за действиями работников. Уровень по шкале INES – 2;
• январь 1996 г. – обнаружена течь (12 л в сутки) из бассейна хранилища ОЯТ Ленинградской АЭС. Здание хранилища № 428 располагается в 90 м от Балтийского моря. Спустя полгода протечки возросли до 144 л в сутки, а к марту 1997 г. достигли 360 л в сутки. При участии финских специалистов протечки были частично ликвидированы;
• на блоке Курской АЭС 20 февраля 1998 г. при работе блока на номинальном уровне мощности работниками АЭС проводились работы по извлечению ОТВС из БВ-1 для последующего транспортирования их в шахту выгрузки в транспортный чехол вагона-контейнера. Во время подъема ОТВС из БВ-1 оборвался канат привода захвата «малой» разрузочно-загрузочной машины. Это привело к падению ОТВС вместе с захватом в БВ-1 и к частичному разрушению ОТВС (без повреждения оболочек ТВЭЛ). Уровень события по шкале INES – 1;
• на блоке 1 Балаковской АЭС 7 октября 1999 г. в ППР-99 при перегрузке топлива был поврежден обод дистанционирующей решетки опытной отработавшей ТВС из-за смещения в верхней части ОТВС;
• на блоке 3 Нововоронежской АЭС 31 июля 1999 г. в ППР-99 при выгрузке ОЯТ в БВ-3 произошло падение ОТВС из-за расцепления с захватом перегрузочной машины во время проведения КГО ТВЭЛ в БВ-3;
• на блоке 1 Ленинградской АЭС 1 августа 1999 г. при выгрузке ОТВС из ТК 12-42 и установке ее в 1БВК-2 после отцепления захвата обломилась одна из опор, что привело к падению и деформации верхнего и нижнего пучков ТВЭЛ;
• 19 октября 2000 г., ЛАЭС, хранилище отработавшего ядерного топлива. При строительстве «сухого» хранилища отработавшего ядерного топлива (государственная экологическая экспертиза не проводилась) была обнаружена протечка радиоактивной воды из здания «мокрого» хранилища отработавшего ядерного топлива (здание 428). Радиоактивный грунт из района течи (около 1,5 т) был вывезен в хранилище твердых радиоактивных отходов.

На Курской АЭС в течение 2000 г. производились перевод на уплотненное хранение ОТВС в ХОЯТ и транспортировка ОТВС из приреакторных бассейнов в ХОЯТ. Бассейны выдержки на блоках 2-й очереди переведены на уплотненное хранение ОТВС.

На Ленинградской АЭС проблема дефицита мест хранения ОЯТ является одной из самых острых. С целью ее решения принимаются следующие меры:
• перевод приреакторных БВК на уплотненное хранение ОТВС;
• перевод на уплотненное хранение ОТВС в БВК ХОЯТ;
• поэтапная реализация проекта сухого контейнерного хранения (в ТУК).
На блоках 1 и 2 Калининской АЭС планово проводилась замена систем управления перегрузочной машины в связи с окончанием их ресурсного срока службы.

На Нововоронежской АЭС были приостановлены работы по транспортировке, комплектации и межблочным перевозкам свежего и ОЯТ, а также эксплуатации КГО ТВЭЛ (контроль герметичности оболочек тепловыделяющих элементов) на блоках 3 и 4 и работы с ОЯТ в горячей камере и с гермопеналами, используемыми для упаковки и хранения разделанных ОТВС.

Нерешенными вопросами хранения ОЯТ на Билибинской АЭС остаются изготовление и накопление пеналов для хранения ОТВС.

Ежегодно с АЭС ВВЭР-440 вывозится 120 т ОЯТ на переработку, около 150 т ОЯТ вывозится с АЭС ВВЭР-1000 на хранение в ГХК.

Анализ динамики накопления ОЯТ на АЭС с РБМК показывает, что свободные объемы хранилищ ОЯТ обеспечат эксплуатацию, например, Курской АЭС до 2006 г., Смоленской АЭС до 2008 г.

ОЯТ исследовательских ядерных установок

Отработавшее ядерное топливо сосредоточено в основном на территории РНЦ «Курчатовский институт», ГНЦ РФ – ФЭИ, ГНЦ РФ НИИАР, СФ ГУП НИКИЭТ, ПИЯФ им. Б.П. Константинова и филиала ГНЦ РФ НИФХИ им. Л.Я. Карпова.

Заполнение временных хранилищ ОЯТ в среднем составляет 80%. Заполнение хранилищ ИЯУ отработавшим ядерным топливом (на 31 декабря 2000 г.) приведено в таблице 10.
Возросшие затраты на переработку ОЯТ, особенно расходы на его перевозку, привели к полному прекращению вывоза ОЯТ из научных центров. Не налажен регулярный вывоз отработавшего топлива ИЯУ на предприятия его хранения и переработки. Только часть РАО отправляется на региональные специализированные комбинаты «Радон» для хранения и дальнейшей переработки. Проблема хранения, транспортирования и утилизации РАО обострилась в связи с приостановкой строительства дополнительных пунктов захоронения РАО, установок для переработки твердых и жидких РАО из-за отсутствия целевого финансирования. Одновременно возникла необходимость снятия с эксплуатации и реконструкции устаревших ИЯУ.

Таблица 10

Таблица заполнения ИЯУ отработавшим ядерным топливом
(по состоянию на 31.12.2001 г.)

В условиях недостаточного финансирования по Федеральной целевой программе «Обращение с радиоактивными отходами и отработавшими ядерными материалами, их утилизация и захоронение на 1996–2005 гг.» требуется сконцентрировать выделяемые средства на проведение конкретных мероприятий непосредственно в научных центрах в связи с необходимостью повышения безопасности при обращении с РАО.

На основании проведенного анализа состояния работ по ОЯТ ИЯУ необходимо отметить следующее:
• не решен вопрос вывоза ОЯТ реактора МР PHЦ «Курчатовский институт» на специализированное предприятие по переработке. Реактор был остановлен автором книги еще 10 декабря 1992 г., однако руководство института не предприняло реальных шагов по вывозу ОЯТ на протяжении почти десяти лет. В имеющихся на реакторных установках РНЦ и в хранилищах ОЯТ скопилось более 900 штук ОТВС общим весом порядка 14 тыс. кг, их суммарная активность, по оценкам, превышает 3 млн Кu;
• не решаются вопросы технологии переработки ОЯТ выведенных из эксплуатации установок (НИИП г. Лыткарино, Московская обл.).

ОЯТ судовых и корабельных ядерных установок
Минтранса России

ОЯТ хранится на плавучих технологических базах (ПТБ) «Лотта», «Имандра» и «Лепсе». Обращение с ОЯТ в ОАО «ММП» и ГУП РТП «Атомфлот» осуществляется по следующей схеме: ОТВС из реактора – хранилище ПТБ «Имандра» (выдержка не менее 6 месяцев) – хранилище ПТБ «Лотта» (выдержка не менее 2,5 года) – выгрузка на спецпричале ГУП РТП «Атомфлот» и загрузка в спецэшелон с использованием ТУК-18 – отправка спецэшелона с ОЯТ в контейнерах ТУК-18 на переработку на ПО «Маяк».

ПТБ «Лепсе» выведена из эксплуатации. В настоящее время в рамках международного проекта решаются проблемы выгрузки ОЯТ с этой плавтехбазы с последующей подготовкой судна к утилизации и разрезке на металлолом.

Россудостроение

В ГУП ГМП «Звездочка» и ГУП ДВЗ «Звезда» продолжаются работы по созданию инфраструктуры выгрузки ОЯТ из реакторов АПЛ, включающей создание пунктов хранения (базы выгрузки и временного хранения ОЯТ).

В 2000 г. из г. Северодвинска отправлено на переработку три эшелона с ОЯТ, из г. Мурманска на ПО «Маяк» – шесть эшелонов с ОТВС.

В таблице 11 приведен перечень и дана краткая характеристика радиационно-опасных судоремонтных предприятий Мурманской обл.

Инциденты с ОЯТ, зафиксированные при проведении транспортно-технологических операций на судовых и корабельных ядерных установках:
• Мурманск-60, сентябрь 1993 г.: на плавмастерской завода № 422 Северного флота вместо пустого контейнера под погрузку был подан контейнер с отработавшими тепловыделяющими элементами активной зоны реактора подводной лодки. Произошло переоблучение персонала;
• 10 августа 1985 г. на АПЛ К-431, проекта 675, зав. № 175, находившейся у пирса № 2 судоремонтного завода ВМФ в Приморье (бухта Чажма, пос. «Шкотово-22»), при перезарядке активных зон реакторов вследствие нарушения требований ядерной безопасности и технологии подрыва крыши реактора произошла неуправляемая самопроизвольная цепная реакция деления ядер урана реактора левого борта. При этом сформировался радиоактивный шлейф, ось которого пересекла полуостров Дунай в северо-западном направлении и вышла к морю на побережье Уссурийского залива. Протяженность шлейфа на полуострове составила 5,5 км (далее выпадение аэрозольных частиц происходило на поверхность акватории до 30 км от места выброса). В ходе аварии и при ликвидации ее последствий повышенному облучению подверглись 290 (по другим данным – 260) человек. В момент аварии от травм погибли 10 человек. Острая лучевая болезнь развилась у 10 человек, у 39 человек отмечена лучевая реакция;
• в феврале 1965 г. во время плановых ремонтных работ на реакторе № 2 атомного ледокола «Ленин» произошла авария. В результате ошибки, допущенной операторами ЯППУ, активная зона на некоторое время была оставлена без воды, что вызвало частичное повреждение примерно 60% ТВС. При поканальной перегрузке удалось выгрузить лишь 94 ТВС. Остальные 125 ТВС оказались неизвлекаемыми из активной зоны. Эта часть ОЯТ была выгружена вместе с экранной сборкой и помещена в специальный контейнер, который был заполнен твердеющей смесью на основе футурола и затем хранился в береговых условиях около двух лет. В августе 1967 г. реакторный отсек с ЯППУ ОК-150 и собственными герметичными переборками был затоплен непосредственно с борта ледокола «Ленин» через днище в мелководном заливе Цивольки в северной части архипелага Новая Земля на глубине 40–50 м. Перед затоплением отсека из реакторов было выгружено ОЯТ, а их первые контуры промыты, осушены и герметизированы. По данным Центрального конструкторского бюро «Айсберг», реакторы перед затоплением были заполнены твердеющей смесью на основе футурола. Контейнер со 125 ОТВС, заполненный футуролом, был перенесен с берега, размещен внутри специального понтона и затоплен. К моменту аварии реакторы и судовая ядерно-опасная установка проработали около 25 тыс. часов;
• 12 марта 1997 г. во время работ по выгрузке ОТВС из хранилища ПТБ «Имандра» произошел радиационный инцидент – локальное радиоактивное загрязнение наблюдаемой зоны плавбазы «Имандра»;
• в мае 2001 г. было выявлено нарушение, допущенное при загрузке ОЯТ АПЛ в транспортные упаковочные комплекты ТУК-18. Нарушение было вскрыто только на ПО «Маяк», уже после того, как риску было подвергнуто население в регионах следования вагонов с ОЯТ АПЛ. В нарушение ОСТ 95.957–93 поставщик ОЯТ АПЛ провел загрузку в ТУК-18 разрушенных тепловыделяющих сборок, у которых отсутствовала нижняя часть. При этом персонал ПО «Маяк» не был предупрежден поставщиком о нарушении требований безопасности, что могло привести к аварийной ситуации с тяжелыми последствиями для персонала ПО «Маяк» при выгрузке ОЯТ АПЛ из ТУК-18. По счастливой случайности этого не произошло. Однако штатный режим работы был нарушен поисками «пропавшего ядерного топлива», так как в некоторых тепловыделяющих сборках отсутствовало до половины положенного количества ядерного топлива. Эти поиски ни к чему не привели, и сделан вывод, что утеря ядерного топлива произошла на объекте поставщика. Данные нарушения, в том числе недостача ядерного топлива, были соответствующим образом зафиксированы на ПО «Маяк» в Акте состояния спецпродукции (№ 35/1443 от 25 мая 2001 г.). (Источник иформации: письмо начальника Госатомнадзора России, исх. 22 октября 2001 г. № 7-11/821, заместителю Председателя Правительства Российской Федерации И.И. Клебанову.)

Проблемы ядерной и радиационной безопасности на объектах ВМФ при выводе из эксплуатации АПЛ и обращении с ОЯТ

По данным на 1 января 2001 г., выведены из эксплуатации и подлежат утилизации 189 АПЛ, утилизированы 59, ожидают утилизации 126, в том числе с ОЯТ на борту – 104. Из-за физического износа и коррозии корпусов более 30 АПЛ с ОЯТ на борту потеряли герметичность цистерн главного балласта и угрожают затоплением с риском возникновения крупных радиационных и ядерных аварий, затрагивающих обширные регионы страны и большие группы населения.

За 1998–1999 гг. было проведено 12 рейсов специального эшелона, в 2000 г. – 11, на 2001 г. запланировано 18 рейсов. Расходы на обращение с ОЯТ, выгруженным из реакторов АПЛ, составили: на транспортировку и переработку в ПО «Маяк» и контейнерное хранение ОЯТ в 1999 г. – 138,44 млн руб., в 2000 г. – 293,76 млн руб., по плану 2001 г. – 257,69 млн руб.

Важнейшей работой в ходе утилизации АПЛ является обеспечение надводной непотопляемости, ядерной, радиационной и других видов безопасности. Всего на формирование блоков реакторных отсеков (12 АПЛ в 1999 г., 14 в 2000 г. и 17 в 2001 г.), ремонт материальной части, НИОКР и поставку технических средств было израсходовано в 1999 г. 187,43 млн руб., в 2000 г. – 208 млн руб., на 2001 г. запланировано 355,7 млн руб. На обслуживание подлодок гражданскими экипажами, содержание реакторных блоков в пунктах временного хранения, переработку РАО, НИОКР, на ремонт и строительство объектов в 1999 г. израсходовано 153,16 млн руб., в 2000 г. – 243,49 млн руб., а на 2001 г. запланировано освоить 331,61 млн руб. Из средств 2000 г. оплачено изготовление 48 металлобетонных контейнеров на «Ижорских заводах».

В 2001 г. планировалось утилизировать 21 АПЛ.

В настоящее время выгрузка ОЯТ из реакторов АПЛ осуществляется персоналом ВМФ с помощью плавучих технических баз проектов 2020, 326М, а также оборудования перегрузки ОК-300ПБ и ОК-300 ПБМ.

Плавучие технические базы (ПТБ) проекта 326М выслужили сроки службы до среднего ремонта (10 лет). Для проведения среднего ремонта в течение двух лет требуется 170 млн руб. Вывод из эксплуатации ПТБ на такой длительный срок в сложившейся ситуации недопустим, поэтому Минатом, по согласованию с ВМФ, организует проведение отдельных ремонтно-восстановительных работ на этих ПТБ в период между выгрузками ядерного топлива.

Вывоз ОЯТ на переработку осуществляется одним специальным эшелоном, в состав которого входят четыре вагона-контейнера, принадлежащих ПО «Маяк». При необходимости ПО «Маяк» арендует для транспортировки ОЯТ пятый вагон, принадлежащий НИИАР. За один рейс перевозится ОЯТ от одной АПЛ второго поколения с двумя реакторами.

Увеличить темп вывоза ОЯТ можно за счет ввода в эксплуатацию второго эшелона, что позволит эксплуатировать эшелоны в более «щадящем» режиме и гарантированно вывозить 10 эшелонов с ОЯТ из регионов северо-запада и Дальнего Востока. В настоящее время за счет норвежской стороны завершено изготовление второго эшелона на Тверском вагоностроительном заводе, проводится сдача его в эксплуатацию. В связи с вводом второго эшелона потребуется дополнительное количество транспортных контейнеров. Сегодня в ВМФ эксплуатируется около 50 транспортных контейнеров ТК-18. Отправка на переработку ОЯТ осуществляется из трех перевалочных пунктов: объекта 09 (г. Северодвинск), РТП «Атомфлот» (г. Мурманск) и базы перевалки п. Дунай (Приморский край). При наличии в местах перевалки штатных площадок временного хранения ОЯТ возникает необходимость изготовления еще 74 контейнеров для предварительной загрузки в них ОЯТ до прихода эшелона.

Увеличение темпов вывоза ОЯТ транспортных ЯЭУ будет ограничено возможностями производственных мощностей ПО «Маяк».

В настоящее время технологическая линия завода РТ-1 по переработке ОЯТ на ПО «Маяк» может перерабатывать в год до 10 т ОЯТ транспортных ЯЭУ, поэтому годовой вывоз ОЯТ ограничивается 12 эшелонами.

Для увеличения объема переработки ОЯТ до 15–20 т в год необходимо выполнить следующие мероприятия:
• провести модернизацию узлов резки и растворения, газоочистки, осаждения и прокалки;
• провести монтаж установки входного контроля;
• завершить строительство хранилища ОЯТ;
• изготовить 420 кассет-переходников;
• выполнить монтаж дополнительного узла фильтрации и дополнительной цепочки готовой продукции.

Общий объем финансирования для реализации указанных мероприятий составляет 340 млн руб.

Источниками наибольшей опасности являются:
• АПЛ, выведенные из эксплуатации, с невыгруженным ОЯТ.

Исходя из реальных возможностей флотов, в перспективе на ближайшие годы техническое состояние АПЛ ухудшится. Существенно возрастет вероятность аварий, ведущих к затоплению АПЛ в пункте базирования. Существует значительный риск загрязнения окружающей среды при затоплении с одновременной потерей герметичности I контура. Согласно информационно-справочному изданию «Ядерная и радиационная безопасность России», подготовленному Минатомом к заседанию Правительства РФ, приводятся данные, согласно которым на борту нескольких АПЛ первого поколения произошла утечка из I контура теплоносителя. Такие утечки обнаружены по меньшей мере на 6 АПЛ, находящихся в базе ВМФ в п. Гремихе (Северный флот). Там базируются АПЛ класса «Ноябрь» и «Виктор». В п. Гремиха в отстое находятся 17 АПЛ, и Минатом считает необходимым построить там комплекс по их утилизации, опасаясь, что буксировка АПЛ на другой завод создаст высокий риск затопления. Кроме этого, в п. Гремиха сложилась аварийная ситуация на береговой технической базе в хранилище ОЯТ «некондиционных» тепловыделяющих сборок (104 шт.), беспорядочно хранящихся там с 70-х гг. ХХ в.
• Суда атомного технического обеспечения, выведенные из эксплуатации.

Анализ состояния судов АТО показывает, что наиболее опасными являются плавучие технические базы (ПМ-32 и ПМ-80) Тихоокеанского флота. На этих судах хранятся 235 дефектных ОТВС, 176 м3 ЖРО и воды в баках хранилищ общей активностью 1340 Кu. Оба судна характеризуются низкой живучестью. При затоплении судов в пункте базирования вследствие негерметичности баков хранилищ ОТВС будет иметь место выход радиоактивных веществ в окружающую среду.
• Комплексы хранения ОЯТ.

На береговых и плавучих технических базах Северного и Тихоокеанского флотов сосредоточено, соответственно, 121 и 31 отработавших АЗ реакторов, что составляет около 60 т топливной композиции. Некоторые хранилища СФ находятся в аварийном состоянии и требуют скорейшей разгрузки, выполнения работ по их ликвидации и реабилитации территорий. Хранилище ОТВС на ТОФ более 30 лет не проходило технического освидетельствования. Всего с учетом ОЯТ, хранящегося на плавучих базах и в реакторах АПЛ, выведенных из состава ВМФ, накоплено 372 активные зоны, или 150,5 т. Переработка такого количества топлива, требующая почти полной загрузки производственных мощностей ПО «Маяк», является необходимым условием выполнения программы утилизации АПЛ и реабилитации территорий.
• Аварийные АПЛ, имеющие ОЯТ на борту.

Из числа подлежащих утилизации 180 АПЛ три находятся в аварийном состоянии (заводской № 541 проекта 675, № 175 проекта 675 и № 610 проекта 671). Все они хранятся на плаву с невыгруженным ядерным топливом уже 15–20 лет. Их безопасность обеспечивает ВМФ России, но с каждым годом добиваться этого все сложнее. В лучшем состоянии находится АПЛ № 541. Из нее возможна выгрузка реакторных зон в объеме, обеспечивающем ядерную безопасность. Такие работы уже ведутся. Их было намечено завершить в 2001 г.

С АПЛ № 610 необходимо обращаться крайне аккуратно, поскольку выгрузка активных зон невозможна. Самая тяжелая авария произошла на АПЛ № 175 в 1985 г.: из носового реактора была выброшена новая активная зона. На этой лодке к тому же негерметичен корпус в районе реакторного отсека.