Кроме того, в результате многочисленных аварий, имевших место при эксплуатации первых реакторов, в графитовых кладках находится относительно большое количество продуктов деления урана, попавшего в графитовые кладки при сверлении разрушившихся тепловыделяющих элементов, частично с образованием карбидов.

Особую опасность представляют углерод и тритий, которые могут активно участвовать во всех биологических процессах и практически не выводятся из организма человека.

Аварии и длительная эксплуатация реакторов привели к накоплению дефектов графитовых кладок (растрескивание, усадка и распухание блоков, искривление колонн).

Разработанные проекты снятия с эксплуатации промышленных реакторов имеют следующие недостатки:
  • отсутствуют общие требования к системе контроля состояния основных несущих металлоконструкций, необходимых для оценки несущей способности конструкций в течение 30–50 лет. Следствием этого является невозможность определения срока службы металлоконструкций ввиду неопределенности их состояния и, соответственно, отсутствие оптимальных вариантов укрепления металлоконструкций, что ведет к задержке работ по снятию с эксплуатации;
  • отсутствуют доказательства невозможности образования в отглушенных пространствах взрывчатых газовых смесей под воздействием остаточной радиации;
  • нет конкретных планов по оптимизации дозовых нагрузок и материальных затрат на демонтаж реакторов;
  • не разработаны способы демонтажа и обращения с образующимися при этом отходами разного уровня и разных видов радиоактивности.

При выполнении работ по снятию с эксплуатации промышленных реакторов необходимо учитывать следующие обстоятельства:
  • все остановленные реакторы расположены в местах с большим количеством грунтовых вод и являются активными их загрязнителями, т.е. необходимо определение требований с последующей разработкой технических решений по предотвращению выноса радиоактивности;
  • на территории реакторных заводов имеются захоронения и хранилища радиоактивных отходов разных типов;
  • при разборке графитовых кладок реакторов А, АИ и АВ-2 (ПО «Маяк») необходимо учитывать, что кладки имеют большие каверны, заделанные пастой на основе бакелитового лака.

Конверсия активных зон российских урано-графитовых
двухцелевых ядерных реакторов

В 1995 г. было достигнуто соглашение между Россией и США о прекращении производства оружейного плутония, предназначенного для изготовления ядерных боеприпасов. Плутоний оружейного качества нарабатывается в процессе эксплуатации трех двухцелевых урано-графитовых реакторов – двух в г. Северске и одного в г. Железногорске. Сложность ситуации с прекращением производства оружейного плутония состоит в том, что тепловая энергия, вырабатываемая этими реакторами, служит основным источником отопления для 300–400 тыс. жителей городов Томска, Северска и Железногорска.

Выдвинута и зафиксирована в соглашении между Россией и США идея конверсии активных зон, т.е. переделки действующих реакторов так, чтобы их работа и генерация тепла не приводили к производству плутония оружейного качества при одновременном повышении безопасности.

Реализация соглашения между Россией и США по конверсии активных зон реакторов в г. Северске и г. Железногорске характеризуется следующими основными проблемами: предложенная РНЦ «Курчатовский институт» конверсионная загрузка активной зоны реакторов имеет ряд принципиальных замечаний с точки зрения обеспечения безопасной эксплуатации этих реакторов. Эта загрузка не обладает достаточной теплотехнической надежностью; ряд теплотехнических параметров находится вблизи допустимых пределов, не обеспечивается должный запас до критических значений. Надежность заглушения ядерной реакции, предложенной решеткой стержней-поглотителей, не обоснована в достаточной степени.

Отсутствуют четкая координация и контроль за качеством выполнения работ в рамках проекта.

Не решен в полной мере вопрос обоснования выбора материалов для технологических каналов (алюминий или цирконий).

Ряд расчетов в обоснование безопасности не учитывает реальное состояние реакторных установок, обусловленное их длительной эксплуатацией (например, при расчете устойчивости графитовой кладки рассматриваются «свежие» графитовые блоки и т.п.).

Отсутствуют аттестованные в установленном порядке расчетные коды, используемые при обосновании безопасности (из предполагаемых к использованию кодов аттестовано не более 15–20%), что делает такие расчеты ненадежными. Программы экспериментального обоснования проектных решений по важнейшим параметрам отсутствуют.

Есть серьезные опасения, что данное соглашение будет сорвано, и в основном – по вине России.