В середине 1960-х гг. был утвержден проект завода по регенерации ОЯТ на территории ПО «Маяк» и началось строительство завода РТ-1.

В 1976 и 1977 гг. состоялся пуск первой и второй ниток завода РТ-1 по переработке ОЯТ ТВС энергетических реакторов типа ВВЭР и ОЯТ транспортных установок. В середине 80-х гг. на заводе РТ-1 была запущена третья технологическая цепочка, которая повысила производительность завода.

Сегодня на предприятиях Минатома России в 105 пунктах хранения находится более 500 млн м3 жидких радиоактивных отходов (ЖРО), суммарная альфа-активность которых оценивается в 1,9б10¹⁶ Бк, а суммарная бета-активность – 7,3б10¹¹ Бк.

Твердые радиоактивные отходы (ТРО), суммарная альфа-активность которых составляет 6б10¹⁵ Бк и бета-активность – 8,1б10¹⁸, находятся в 274 пунктах хранения и составляют по массе около 180 млн т.

Превалирующий вклад в образование радиоактивных отходов вносят предприятия ядерного топливного цикла. Основное количество РАО (99% по активности) сосредоточено на предприятиях ПО «Маяк», Сибирском химическом комбинате и Горно-химическом комбинате.

Хранение жидких РАО, представляющих значительную потенциальную опасность для окружающей среды и населения, требует более тщательного учета этих отходов и контроля состояния мест их хранения. Пункты хранения ЖРО имеются на 32 предприятиях Минатома России. По оценкам предприятий, до 90% объема ЖРО находится в хранилищах, не изолированных от окружающей среды. В настоящее время действующими являются 95 пунктов хранения ЖРО, из них 7 пунктов глубинного захоронения в геологических формациях; 8 пунктов выведены из эксплуатации или находятся в состоянии вывода (в контролируемом режиме); 2 пункта – в законсервированном состоянии. Распределение жидких радиоактивных отходов по пунктам хранения различных типов показывает, что:
  • 80,8% объема всех ЖРО находится в специальных водоемах;
  • 9,5% – в хвостохранилищах наливного типа;
  • 9,7% – в изолированных от окружающей среды пунктах хранения.

Таким образом, по объему основная часть отходов (около 98%), находящихся в пунктах хранения ЖРО, относится к категории низкоактивных отходов и около 2% – к среднеактивным. Высокоактивные отходы составляют менее 0,01% общего количества ЖРО.

При суммарной активности ЖРО, равной 7,3б10¹⁹ Бк, активность разных категорий составила:
  • низкоактивных отходов – 1,9б10¹⁶ Бк (менее 0,04% общей активности ЖРО);
  • среднеактивных отходов – 5,9б10¹⁹ Бк (около 81%);
  • высокоактивных отходов – 1,4б10¹⁹ Бк (около 19% обшей активности ЖРО).

Важно отметить, что в хранилищах, не изолированных от окружающей среды, находятся в основном отходы низкой активности, а высоко- и среднеактивных отходов в этих хранилищах содержится не более 0,3% от общего количества. Основная часть (как по количеству, так и по суммарной активности) высоко- и среднеактивных отходов сосредоточена в пунктах хранения, изолированных от окружающей среды.

В 97 пунктах приповерхностного хранения ЖРО сосредоточено около 465 млн м3 жидких РАО общей активностью 2,5б10¹⁹ Бк. Общая площадь, занимаемая ими, составляет 110,8 км2. В том числе:
  • на промплощадках – 85 пунктов общей площадью 5,1 км²;
  • в санитарно-защитной зоне – 12 пунктов площадью 105,7 км².

В приповерхностных хранилищах основная масса отходов (95%) содержит как бета- и гамма-излучающие нуклиды, так и альфа-излучающие нуклиды без трансурановых элементов. Отходов, имеющих в своем составе трансурановые элементы, – 4,8% от общего количества. Остальные отходы (0,2%) содержат в основном только бета- и гамма-излучающие нуклиды при отсутствии или незначительных количествах альфа-излучающих нуклидов.

Анализ РАО, накопленных в приповерхностных пунктах хранения, показывает, что в целом около 60% общей активности отходов находится в донных отложениях, а для среднеактивных и низкоактивных отходов этот показатель составляет более 90%.

Влияние пунктов хранения ЖРО на окружающую среду оценивалось по наличию превышений установленных нормативов по уровню воздействия в соответствии с НРБ-99 для воды (УВ) в наблюдательных скважинах, расположенных в непосредственной близости от пунктов.

Превышения УВ в грунтовых водах были зафиксированы на 7 предприятиях:
  • ОАО «Приаргунское производственное горнохимическое объединение» (ОАО «ППГХО») в районе хвостохранилищ (по торию-230, полонию-210 и свинцу-210);
  • ОАО «Машиностроительный завод» в районе хвостохранилища № 294А (по общей альфа-активности, пересчитанной на уран-235 и -238);
  • ФГУП «Горнохимический комбинат» (ГХК) в районе объекта 353 г (по рутению-106 и суммарной бета-активности);
  • ФГУП ПО «Маяк» в районе водоемов 9, 11, 17 (по тритию, кобальту-60 и стронцию-90);
diagramm
  • Белоярской АЭС (по стронцию-90 и цезию-137);
  • Кольской АЭС в районе временного хранилища ЖРО (по цезию-137);
  • Нововоронежской АЭС в районе хранилища ЖРО (по кобальту-60).

Твердые радиоактивные отходы имеются на 39 предприятиях отрасли. Основное их количество представлено отходами горнодобывающих производств, забалансовыми рудами, спецодеждой, крупногабаритным и лабораторным оборудованием, тарой, малогабаритными металлоконструкциями, стройматериалами, загрязненным грунтом.

Количество ТРО, накопленное на пунктах хранения, составляет 177 млн т (из них в отвалах – 158 млн т). Некоторые ТРО трудно разделить по типам, т.к. они хранятся в емкостях в смешанном виде.

Суммарная альфа-активность ТРО достигает 6б10¹⁵ Бк, бета-активность – 8,1б10¹⁸ Бк.

Основная часть альфа-активных ТРО находится в:
  • специализированных зданиях – 3,4б10¹⁵ Бк;
  • отвалах добычи урансодержащих руд – 10¹⁵ Бк;
  • тработанных картах хвостохранилищ – 10¹⁵ Бк. Бета-активные ТРО сосредоточены в основном в специализированных зданиях.

Основное количество пунктов хранения изолированы от окружающей среды (191 пункт, или 70%), в то же время из 177 млн т ТРО 166 млн т находятся в хранилищах, не изолированных от окружающей среды.

В настоящее время из 274 пунктов хранения ТРО:
  • 131 (48%) – действующий;
  • 110 (40%) – выведены из эксплуатации;
  • 33 (12%) – законсервированы.

По месту расположения пункты распределились следующим образом:
  • на промплощадках – 219 (80%);
  • в санитарно-защитной зоне – 51 (18%);
  • в зоне наблюдения – 4 (2%).

Наибольшее количество пунктов хранения ТРО расположено на предприятиях ядерно-топливного цикла – 146, на АЭС – 46, на горнорудных предприятиях – 31.

По массе твердых радиоактивных отходов (96%) и занимаемым ими площадям (72,3%) первенство принадлежит горнорудным предприятиям. Это отвалы добычи урансодержащих руд и забалансовых руд.

Низкоактивные отходы составляют по массе 99,5% всех ТРО. Основное количество их находится в отвалах урансодержащих руд и забалансовых руд горнорудных предприятий.

Следует подчеркнуть, что практически 98% от суммарной активности ТРО содержится в остеклованных высокоактивных отходах, хранящихся на ФГУП ПО «Маяк».

Контроль за содержанием радионуклидов в подземных водах осуществляется посредством наблюдательных скважин, расположенных вокруг пунктов хранения ТРО. Незначительные превышения УВ наблюдаются в районах расположения пунктов хранения на 23 предприятиях.

На 21 предприятии отрасли эксплуатируются 30 установок переработки радиоактивных отходов. В их числе 20 установок цементирования, битумирования, остекловывания, кальцинации, упаривания, очистки сбросных вод, фракционирования ВАО, предназначенных для переработки ЖРО, и 10 установок для переработки ТРО – сжигания, прессования, плавления.

Объем переработанных ЖРО за время эксплуатации установок составил 148 325 тыс. м³, в том числе по типам установок (тыс. м³):
  • цементирования – 0,4;
  • битумирования – 28,2;
  • остекловывания – 12,5;
  • кальцинации – 763,8;
  • упаривания – 241,1;
  • очистки сбросных вод – 135 019;
  • прочим типам установок (обессоливания, фракционирования ВАО) – 12 260.

При переработке ЖРО на установках остекловывания (высокоактивные РАО), упаривания (среднеактивные РАО), очистки сбросных вод (низкоактивные РАО) происходит значительное сокращение объемов отходов. Принципиально новый подход осуществлен на установке фракционирования ВАО, введенной на ФГУП ПО «Маяк» в 1996 г. При этом отдельные фракции радионуклидов после остекловывания используются для производства радиоизотопных источников или направляются на хранение, но в существенно меньших объемах, чем до переработки.

Количество переработанных твердых низкоактивных отходов составило 45,3 тыс. т (с активностью 6,7б10¹² Бк), из них по типам установок (тыс. т):
  • сжигания – 0,3;
  • прессования – 3;
  • прочим типам установок (дезактивации, плавления) – 42.

Активность жидких РАО, переработанных за время эксплуатации установок, с указанием категории отходов, распределяется следующим образом:
  • высокоактивных – 12,9 тыс. м³ с активностью 1,1б10¹⁹ Бк;
  • среднеактивных – 242,3 тыс. м³ с активностью 4,2б10¹⁵ Бк;
  • низкоактивных – 148,1 млн м³ с активностью Зб10¹⁵ Бк;

Следует подчеркнуть, что темпы переработки радиоактивных отходов в целом по-прежнему остаются низкими, и это ведет к их накоплению. Исключением является переработка жидких высокоактивных отходов. Рост объемов накопленных отходов связан с отсутствием необходимых мощностей по их переработке, особенно в части твердых РАО.

Загрязненные радионуклидами территории (участки земель, водоемы) общей площадью 481,4 км² имеются на 25 предприятиях Минатома России. Из них загрязненные земли составляют 377 км² (78,3%), а загрязненные водоемы – 104,4 км² (21,7%).

Площади загрязненных радионуклидами территорий делятся по зонам нахождения следующим образом:
  • на промплощадках – 63,6 км²;
  • в санитарно-защитных зонах – 197,9 км²;
  • в зоне наблюдения – 219,9 км².

Основная часть загрязненных территорий – 452 км², или 94%, находится на ФГУП ПО «Маяк».

Без учета ФГУП ПО «Маяк» доля загрязненных территорий, расположенных за пределами промплощадок предприятий, составляет около 13% всей площади загрязненных территорий. Наибольшие площади в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения имеют следующие предприятия: АОА «ППГХО» (1318 тыс. м²), ГУП «Гидрометаллургический завод» (545 тыс. м²), ОАО «Машиностроительный завод» (378 тыс. м²), ОАО «Новосибирский завод химконцентратов» (198 тыс. м²), АО «Кирово-Чепецкий химический комбинат им. Б. П. Константинова» (587 тыс. м²), ФГУП «ГХК» (415 тыс. м²), Государственный научный центр Российской Федерации «Научно-исследовательский институт атомных реакторов» (236 тыс. м²).

Отработавшее ядерное топливо, переработка, хранение и транспортирование которого осуществляются на предприятиях топливного цикла, представляет собой:
  • ТВС, отработавшие свой ресурс в энергетических реакторах типа ВВЭР-440, ВВЭР-1000, БН-350, БН-600 или в транспортных ядерных установках;
  • ТВЭЛы промышленных реакторов, содержащие уран, обогащенный на 90% изотопом урана²³⁵;
  • ядерное топливо промышленных реакторов в виде ТВЭЛов (блоков) на основе металлического урана природного обогащения, предназначенное для наработки плутония.

ТВС энергетических реакторов и транспортных ядерных установок перерабатываются на радиохимическом заводе (РТ-1) ПО «Маяк». За год перерабатывается около 200 т отработавшего топлива (проектная мощность 400 т).

ТВЭЛы промышленных реакторов перерабатываются на радиохимических производствах трех предприятий: СХК (радиохимический завод); ГХК (горнохимический завод); ПО «Маяк» (радиохимический завод).

Технологический процесс переработки ОЯТ включает: механическую фрагментацию (рубку) ТВС и ТВЭЛов с целью вскрытия топливного материала (применительно к ОЯТ) энергетических реакторов и транспортных ядерных установок; растворение; очистку растворов балластных примесей; экстракционное выделение и очистку урана, плутония и других товарных нуклидов; выделение диоксида плутония, диоксида нептуния, гексагидрата нитрата уранила и закиси-окиси урана; переработку растворов, содержащих другие радионуклиды, и их выделение.

На каждом из трех предприятий осуществляется хранение поступающего на предприятие ОЯТ и получаемых после его переработки продуктов.

В отношении хранения ОЯТ особое положение в настоящее время занимает Красноярский ГХК, на котором с 1976 г. действует хранилище ОТВС реакторов ВВЭР-1000, содержавших на момент изготовления уран, обогащенный на 4,4% изотопом урана-235. В отсеки бассейна хранилища поступают ОТВС после предварительной выдержки в хранилище АЭС. Хранящиеся ОТВС реакторов ВВЭР-1000 предназначены в дальнейшем для переработки на строящемся заводе РТ-2.

Удельная активность основных продуктов деления ВВЭР-1000 и концентрация актиноидов в ОЯТ энергетических реакторов представлены, соответственно, в таблицах 20 и 21.

     Таблица 20

Удельная активность основных продуктов деления ВВЭР-1000, ГБк/т U

Нуклид	Период полураспада, лет	Выдержка ОЯТ
		1 год	10 лет
Kr85	10,74	542 000	303 000
Sr90	28,5	3 430 000	2 750 000
Ru106	1,0	1 190 000	24 600
Ag110m	0,686	69 200	7,78
Sb125	2,77	225 000	23 600
Cs134	2,062	3 300 000	160 000
Cs137	30,17	4 580 000	3 730 000
Ce144	0,778	22 400 000	7 430
Pm147	2,62	5 680 000	526 000
Eu154	8,5	454 000	218 000

     Таблица 21

Концентрация актиноидов в ОЯТ
энергетических реакторов, г/т U

Нуклид	ВВЭР-440	ВВЭР-1000	РБМК-1000
U235	12 700	12 300	2 940
U236	4 280	5 730	2 610
U238	942 000	929 000	962 000
Pu238	75,6	126	68,6
Pu239	5 490	5 530	2 630
Pu240	1 980	2 420	2 190
Cm244	14,8	31,7	5,66
Am241	517	616	293
Am243	69,3	120	73,8

В то же время результаты проведенных независимых расследований причин и обстоятельств аварии на химическом заводе СХК 6 апреля 1993 г., а также результаты обследования этого и других аналогичных предприятий, на которых производится переработка ОЯТ, органами государственного надзора и контроля показали, что в технологических схемах ряда ответственных узлов отсутствуют среда контроля технологических параметров и аварийная блокировка на линиях подачи реагентов при нарушении режима технологической операции. Эти обстоятельства предопределяют потенциальную опасность аварийного развития процессов в технологических узлах. С целью оценки надежности технологических линий производств по радиохимической переработке ОЯТ и исключения аварийного развития технологического процесса с выбросом радиоактивных веществ необходимо было бы проведение дополнительной независимой экспертизы.

В результате переработки 1 т ОЯТ (в пересчете на уран) образуется следующее количество радиоактивных отходов (РАО):
  • жидкие высокоактивные – 45 м³;
  • среднеактивные – 150 м³;
  • низкоактивные – 2000 м³;
  • твердые 3-й группы активности – 1000 кг;
  • 2-й группы активности – 3000 кг;
  • 1-й группы активности – 3500 кг;
  • газообразные – 0,23 Кu/год.

Решение проблемы обращения с РАО требует комплексного подхода, т.к. обеспечение безопасности экосистем имеет множество различных аспектов в части:
– организации механизма охраны окружающей природной среды;
– информационного обеспечения охраны окружающей природной среды;
– экологического планирования;
– оценки воздействий на окружающую природную среду;
– экологических экспертиз;
– экологического нормирования;
– экологического мониторинга;
– экономических и правовых вопросов.

				ПО «Маяк» 130 млн Ku
				Красноярск-26 450 млн Ku
Томск-7 1130 млн Ku		Другие отходы - 2,8 млн Ku - Чернобыльская авария - Сбросы отходов в моря и океаны - Добыча урана - АЭС

Таким образом, реализация конституционного права граждан России на благоприятную окружающую среду в местах проведения работ по захоронению и переработке РАО должна обеспечиваться:
– формированием современной нормативно-правовой базы, регламентирующей вопросы безопасного обращения с РАО;
– разработкой и внедрением экологически безопасных технологических процессов, оборудования и технических средств для обеспечения сбора, переработки, временного хранения, утилизации и транспортирования РАО и ОЯТ, созданием сооружений для их надежной изоляции от биосферы при длительном хранении (захоронении);
– производством экологически безопасной продукции;
– созданием условий для организации производств, отвечающих установленным экологическим требованиям;
– совершенствованием управления хозяйственной и иной деятельностью;
– предотвращением ввоза в страну экологически опасных технологий, отходов, услуг;
– интеграцией экономики страны в мировой рынок и выполнением международных обязательств.

Экологическая безопасность при производстве этих работ регламентируется законодательными актами, нормативными правовыми актами Президента и Правительства Российской Федерации, федеральных органов исполнительной власти, общероссийскими и отраслевыми стандартами, нормами и правилами, межгосударственными соглашениями и признанными в России международными нормативами.

Вопросы обращения с РАО в части реализации экологических прав и обязанностей граждан и организации механизма охраны окружающей природной среды достаточно широко представлены в российском законодательстве и документах федеральных органов исполнительной власти, хотя и на уровне российского законотворчества вот уже в течение многих лет не решается вопрос о принятии таких жизненно важных законов, как закон «О государственной политике в области обращения с радиоактивными отходами» и закон «О гражданско-правовой ответственности за причинение ядерного вреда и ее финансовом обеспечении».

Со всех зарубежных АЭС, построенных по советским проектам, отработавшее топливо всегда направлялось на переработку в СССР. Эта традиция сегодня не только получает второе дыхание, но и приобретает черты долгосрочного стратегического проекта. Все преграды, которые могут возникнуть на пути его реализации, каждый раз беспощадно сметаются Минатомом России.

Примером этого является специально подписанное в ноябре 1998 г. Постановление Правительства России по ввозу из Венгрии очередной партии ОЯТ, что явилось нарушением пункта 3 статьи 50 «Закона об охране окружающей среды», запрещающего ввоз на территорию России радиоактивных отходов. В настоящее время духу и букве этой статьи противоречат десятки контрактов, заключенных российским правительством с зарубежными партнерами. Здесь мы имеем дело с тем случаем, когда нарушение закона действительно равносильно тяжкому преступлению.

В настоящее время Россия не готова к широкомасштабному ввозу на хранение и переработку отработавшего ядерного топлива по целому ряду причин.

Экологическая безопасность в местах размещения предприятий ядерного топливного цикла находится в катастрофическом состоянии.

Система обращения с твердыми РАО практически не учитывает наличие плутония и трансурановых элементов, хранение которых требует специальных жестких мер. Так, на заводе по производству гексафторида урана в Томске-7 масса плутония в твердых захороненных отходах превышает 70 кг. Обоснование ядерной безопасности отсутствует. Такая же ситуация и на других региональных могильниках России.

Наибольшую радиационную опасность представляет система обращения с жидкими РАО всех уровней активности. Высокоактивные отходы хранятся в емкостях или закачиваются в глубинные пласты-коллекторы, обоснование ядерной безопасности которых также отсутствует. Емкости – хранилища высокоактивных отходов требуют постоянного и повышенного внимания, т.к. протечки, разрушения или тепловые взрывы в них могут привести к серьезным радиационным авариям, подобным аварии на ПО «Маяк» в 1957 г.

Технология обращения с жидкими высокоактивными РАО предусматривает, что их сначала упаривают (до 3–4,5 м³ на 1 т ОЯТ) и фракционируют (в августе 1996 г. пущена первая в мире промышленная установка по фракционированию высокоактивных отходов), а затем подвергают отверждению путем остекловывания (фосфатное стекло).

На ПО «Маяк» с июня 1992 г. по май 1997 г. работали две электропечи прямого нагрева по остекловыванию отходов высокого уровня радиоактивности. Производительность второй печи была самой высокой в мире – 500 л/час по исходному раствору, что позволило не только остекловывать жидкие высокоактивные отходы, образующиеся от переработки ОЯТ в настоящее время, но и перерабатывать ранее накопленные от выполнения военных программ высокоактивные отходы, хранящиеся в специальных железобетонных емкостях и представляющие одну из самых серьезных потенциальных опасностей. За это время было переработано почти 13 млн м³ высокоактивных отходов, получено 2,2 тыс. т стекломассы.

Суммарная активность включенных в стекло радионуклидов составила около 300 млн Кu, или 35% ранее накопленных отходов данного типа.

Емкости со стеклом, включающим высокоактивные радионуклиды, после остывания помещают в стальной пенал. Пеналы герметично заваривают и устанавливают во временное хранилище с регулируемым теплоотводом – бассейн с дистиллированной водой. Контролируемый теплосъем необходимо вести в течение 20 и более лет перед их окончательным захоронением.

14 января 1997 г. оставшаяся единственная печь остекловывания вышла из строя, отработав два проектных ресурса. Проектом предусмотрено строительство 2-й очереди цеха остекловывания с двумя печами (одна – резервная). Пуск следующей печи остекловывания жидких высокоактивных РАО планируется в конце 2001 г. До этого момента на ПО «Маяк» жидкие высокоактивные РАО будут хранить в резервных железобетонных емкостях, как это происходило до внедрения технологии остекловывания.

Таким образом, ситуация с самыми опасными жидкими высокоактивными РАО вернулась в прежнее состояние повышенного риска.

В открытых бассейнах – хранилищах жидких РАО на предприятиях атомной отрасли в придонном иле содержится плутоний, масса которого превышает десятки килограммов. Особую тревогу вызывает положение на радиохимических предприятиях как из-за большого объема накопившихся отходов, так и по причине их концентрации в открытых природных средах, что привело к утрате контроля за их распространением и грозит обернуться экологической катастрофой.

Ко всему этому надо добавить еще и сумму проблем, связанных с транспортировкой высокотоксичных отходов через огромные пространства России.

Таким образом, возникла ситуация, когда экспорт российского «мирного атома» представляет ощутимую угрозу не только для стран, его импортирующих, но в первую очередь для самой России. И в связи с этим есть проблема, которую хотелось бы затронуть отдельно.

Вопрос стоит очень ясно: станет ли процесс переработки и хранения радиоактивных отходов постоянным местом России в международном разделении труда?

Для такого рода озабоченности существуют очень веские основания. Уже заключенные либо планируемые ядерные контракты России с Китаем, Ираном, Индией и рядом европейских стран (не говоря уже о странах СНГ) послужили в какой-то мере причиной, а в какой-то – также и целью возобновления строительства в г. Железногорске (Красноярск-26) завода по переработке отработавшего ядерного топлива РТ-2.

Специалистами уже подсчитано: для того чтобы завод был рентабельным, 80% перерабатываемых им ОЯТ должно поступать из-за рубежа. Иными словами: экспансия Минатома России за пределы страны влечет за собой крупномасштабные вливания в инфраструктуру переработки отходов внутри страны. Здесь набирают силу самые благовидные предлоги. Строительство радиохимических производств типа РТ-2 ведет к увеличению числа рабочих мест (оставим в стороне экологические последствия); для их поддержания необходима полная загрузка мощностей; отсюда – императив: нужны новые контракты по экспорту ядерных установок, которые, в свою очередь, требуют новых инвестиций в инфраструктуру, т.е. все новых и новых заводов.

Примерно так работает механизм расширения одной из самых могущественных империй нашего времени – империи Минатома.

Цена, которую Россия может заплатить за усиление этой империи, выражается не столько в денежных суммах, сколько в направлении ее цивилизованного развития. Одной из основных характерных особенностей современного мира является углубление международного разделения экономических функций, при котором за развитыми странами Запада закрепляется разработка высоких и экологически чистых технологий, а на так называемый «третий мир» приходится добыча сырья и развитие «грязных» производств, губительных для окружающей среды. Уже в настоящее время можно констатировать, что многообразные экологические успехи западных стран были достигнуты за счет вытеснения токсичных технологий и отходов в развивающиеся страны. В этом отношении Россия представляет для Запада особый интерес как сравнительно отсталая страна, не только богатая сырьевыми ресурсами, но и располагающая обширной инфраструктурой атомной промышленности. Прецеденты использования ее в этом последнем качестве уже существуют. Примером этого является подписанный в 1993 г. контракт на поставку из России в США пяти килограммов Pu²³⁸ на сумму 6 млн долл. США, который предполагается использовать для реализации американских космических программ. Кроме этого, США получают еще 40 кг за 57,3 млн долл. в течение следующих 5 лет. Интересно, что Pu²³⁸ используется в бортовых энергетических системах космических кораблей, предназначенных для спутников-шпионов, ввиду небольших размеров летательного объекта (а скорее всего шпионить они будут за нами). Производство Pu²³⁸ сосредоточено в России на ПО «Маяк». Нет необходимости гадать, почему США отказались использовать для выработки этого высокотоксичного металла собственные мощности. С большим сожалением приходится констатировать, что это – уже далеко не единственный случай использования России «по назначению» – в качестве страны «третьего мира». Окажется ли Россия на мировых задворках или все-таки сумеет вернуть себе статус глобального лидера? Погоня за сиюминутной экономической выгодой подталкивает нынешнее российское руководство к выбору первой альтернативы. Свидетельство тому – резкое увеличение доли сырьевых отраслей в нашей экономике и те неслыханные успехи, которых достигают отдельные эгоистичные ведомства, поставившие своей целью превратить Россию в свалку радиоактивных отходов и мировой запасник высокотоксичных технологий.