Материалы «засекреченной» конференции

b9ddb90ab580fec3c619195dbcf9d484.jpeg

До этого, в Москве, прошел международный научный семинар, посвященный проблемам обеспечения безопасности при обращении с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) и РАО. Его особенностью явилось то, что семинар был абсолютно закрытым, несмотря на участие в нем стран НАТО.


Мы уже писали о том, что на семинар в Москве наш корреспондент не смог попасть. Однако, несмотря на явно надуманную и искусственную закрытость мероприятия, удалось ознакомиться с материалами этого семинара. Причем помог это сделать член организационного комитета семинара советник РАН академик Ашот Саркисов.


Краткое изложение докладов, прозвучавших на семинаре, мы предлагаем вашему вниманию.

Вместо пролога

Как известно, с 1999 года в России заметно ускорился процесс утилизации АПЛ, выведенных из эксплуатации.


На сегодня из боевого состава ВМФ выведено 195 атомных подводных лодок. На начало следующего года будет утилизировано 112 АПЛ. На Севере будут ожидать утилизации 41 АПЛ, а на Дальнем Востоке 42 АПЛ. Причем 58 из них – с ядерным топливом на борту. Утилизация АПЛ и надводных кораблей (НК) с ядерными энергетическими установками (ЯЭУ) осуществляется в соответствии с Концепцией, утвержденной Минатомом России и введенной в действие поручением Правительства Российской Федерации от 17.02.2001 г. No. ИК-П7-02738.


При утилизации АПЛ осуществляется выгрузка отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) из их реакторов с помощью плавучих и береговых технических средств. Большая часть выгружаемого с АПЛ ОЯТ вывозится на ПО «Маяк» для последующей его переработки. Делается это согласно Концепции Минатома, упомянутой выше. Целесообразность переработки ОЯТ АПЛ все чаще подвергается сомнению, как независимыми экспертами, так и государственными структурами России. На этом семинаре также были высказаны мнения против переработки российскими и зарубежными специалистами.


В настоящее время технические возможности инфраструктуры, необходимой для утилизации АПЛ и обращения с ОЯТ и РАО, позволяют утилизировать около 20 АПЛ ежегодно. В реальности утилизируется около 18 АПЛ в год.

e9846500e25bf111c1c799a221dcb9a8.jpeg


Обзор результатов предыдущих семинаров и представлением проблематики обращения с ОЯТ утилизируемых АПЛ

Алан Турниоль дю Клo (Техникатом, Франция)

Он, в частности, отметил, что в России принят замкнутый ядерный цикл, который предполагает отправку всего ОЯТ на ПО «Маяк» для переработки. Однако внедрение этой политики сталкивается с трудностями, обусловленными различными факторами: недостаточность инфраструктуры обращения с ОЯТ, неудовлетворительное состояние многих топливных элементов, разнообразие видов топлива (не все виды подлежат переработке), недостаточное финансирование и т.п.


Поэтому, предложил А. Турниоль дю Кло, необходимо выработать общую стратегию, относящуюся к решению всех проблем, позволяющую ранжировать их, а если потребуется, разработать рекомендации по временным или промежуточным мерам.


Обоснование актуальных направлений и задач в решении проблем комплексной утилизации АПЛ

Ашот Саркисов (ИБРАЭ РАН)

С учетом масштабов и сложности проблем, накопившихся в сфере комплексной утилизации атомного флота и ограниченности сроков для решения стоящих задач, первостепенное значение, по мнению А. Саркисова, приобретает определение наиболее приоритетных направлений, на которых, в первую очередь, должны быть сконцентрированы имеющиеся финансовые средства и производственные возможности.


Получение достаточно обоснованного и надежного ответа на этот вопрос осложняется в силу следующих обстоятельств:


  • Большое число и разнообразие номенклатуры объектов анализа. Это — атомные подводные лодки, атомные надводные корабли, береговые технические базы, реакторные блоки, суда атомного технологического обслуживания (АТО), участвующие в работах по утилизации промышленные предприятия, транспортные коммуникации.
  • Большое число различных по своей природе определяющих факторов, которые должны учитываться в процессе выработки рекомендаций. Значение этих факторов и их влияние на обоснование приоритетов к тому же постоянно изменяется во времени.


Учитывая большое многообразие решаемых в ходе комплексной утилизации задач, на первом этапе принципиально важно было структурировать эти задачи по масштабу связанных с их реализацией мероприятий.


В качестве верхнего уровня выбраны объекты (или направления) утилизации. Это АПЛ, надводные корабли (НК) с атомными энергетическими установками (АЭУ), суда АТО, береговые технические базы (БТБ).


Следующий по масштабу уровень — это задачи, которые представляют совокупность различных взаимосвязанных достаточно масштабных мероприятий, реализация которых обеспечивает достижение конечных целей по каждому объекту.


И, наконец, третий уровень включает относящиеся к объектам и задачам перечни конкретных проектов, направленных на решение соответствующих задач.


Из всего множества определяющих факторов для обоснования приоритетов на первой (основной) фазе анализа выбраны:


  • Фактор радиоэкологической безопасности объектов.

  • Радиационный потенциал объектов.

  • Определенные в ходе экспертного анализа т.н. «узкие» места.

  • Позиция ведомств.


Принятый методологический подход позволяет ранжировать по степени приоритетности все основные направления работ по утилизации и тем самым закладывает основу для обоснования конкретных первоочередных проектов.


Обращение с ОЯТ в Финляндии: политика, прошлый и настоящий опыт, планы на будущее

Эско Руокола (Агентство по радиационной и ядерной безопасности, Финляндия)

В Финляндии наработано около 1700 т урана с четырех энергоблоков АЭС, введенных в эксплуатацию в период с начала 1970-х до начала 1980-х годов. Изначально политика в отношении ОЯТ основывалась на использовании централизованных международных мощностей ввиду малых масштабов ядерной энергетической программы. После принятия поправки к Акту о ядерной энергии в 1994 г. эта политика была пересмотрена в пользу захоронения ОЯТ в отечественных геологических хранилищах; на сегодняшний день это — единственная технология.


Около 300 т урана с АЭС Ловииса было отправлено на перерабатывающий комплекс «Маяк» в России, но с 1996 г. это было прекращено в соответствии с упомянутой поправкой к закону. В настоящее время все ОЯТ хранится на территориях АЭС до окончательного захоронения. Хранение осуществляется только в бассейнах; при этом накоплен хороший опыт эксплуатации.


Финляндией принята определенная и передовая программа захоронения ОЯТ, ее воплощение началось более 20 лет назад. Общее разрешение, включая назначение площадки для хранилища, было дано Правительством и одобрено Парламентом. В середине 2004 г. началось сооружение подземной установки со скальными параметрами; она будет составной частью хранилища. Предполагается, что лицензия на строительство установки по герметизации и захоронению будет представлена на рассмотрение в 2012 г., а лицензия на эксплуатацию — в 2020 г.


Хотя в настоящее время политика Финляндии в отношении ОЯТ основана только на технологии однократного использования, мы следим за всеми разработками в области технологий топливных циклов и оцениваем их. Благодаря длительному периоду выдержки ОЯТ перед окончательным захоронением, вопрос о возможности использования других технологий обращения с ОЯТ остается открытым.


Шведская стратегия и опыт обращения с ОЯТ и РАО

Ларс. Ларссен (Международные проекты в области ядерной безопасности, Швеция)

Первым систематическим подходом к обращению с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) и радиоактивными отходами (РАО) в Швеции был Правительственный анализ в 1976 г., который и лег в основу первой стратегии правительства в этой проблеме. Дискуссия после аварии на АЭС Тримайл Айленд в 1979 г. заставила существенно пересмотреть эту стратегию. Основные положения этой пересмотренной стратегии были законодательно закреплены в форме так называемого Обуславливающего закона, Закона о ядерной деятельности, и поправок к Закону о радиационной защите. С тех пор в этой стратегии изменились только некоторые детали.


Основными составляющими стратегии являются следующие положения. Организации, производящие ОЯТ и радиоактивные отходы, несут полную ответственность, включая необходимые затраты, за обращение с ОЯТ и отходами и за вывод из эксплуатации своих установок. Для выполнения этих обязательств, владельцы АЭС создали совместное предприятие, SKB. ОЯТ подлежит прямому захоронению, а радиоактивные отходы должны быть захоронены без неоправданного промедления. Для покрытия издержек по размещению ОЯТ, обращению с отходами, и выводу из эксплуатации АЭС был создан специальный фонд, пополняемый за счет платы за электроэнергию, генерируемую АЭС. Раз в три года предприятия, производящие ОЯТ, должны представлять планы исследований и разработок, а также создания установок окончания ядерного топливного цикла; эти планы рассматриваются органами ядерной безопасности и радиационной защиты. Для эффективного контроля над обращением с ОЯТ и РАО, эти органы должны быть подчинены отдельному ведомству.


В настоящее время все основные установки для обращения и размещения РАО низкой и средней активности, а также интегрированная и оптимизированная система, включающая специальные средства транспортировки всех видов ОЯТ и РАО, созданы и функционируют. Все необходимое для обращения с ОЯТ, вплоть до и включая центральное промежуточное хранилище ОЯТ, существует и функционирует; осуществляется программа исследований и разработок для создания системы герметизации и постоянного хранилища, которые планируется запустить к концу текущего десятилетия.


Благодаря обоснованной стратегии, принятой уже в 1980-х годах, ответственной и квалифицированной промышленности, компетентным властям, и четкому определению ролей различных сторон, Швеция в настоящее время может считаться одной из стран с наиболее зрелой системой завершения ядерного топливного цикла в мире.


Безопасность при транспортировании ОЯТ АПЛ ВМФ

Василий Ушаков (ПО «Маяк», Озерск Челябинской обл., Росси)

История транспортирования ОЯТ реакторов атомных подводных лодок с Северного и Тихоокеанского флотов началась с 70-х годов прошлого века с вводом в эксплуатацию буферного хранилища завода РТ-1 на ПО «Маяк».


Протяжённость маршрута от ПО «Маяк» до баз Северного флота составляет 3000 км, до баз Тихоокеанского флота — 7500 км.


В настоящее время парк средств транспортирования ОЯТ АПЛ включает в себя:



    1) 52 шт. ТУК-18, сертифицированных под все типы ОЯТ, перерабатываемого на ПО «Маяк».

    2) Два эшелона, состоящих из 4-х грузовых вагонов ТК-ВГ-18 и ТК-ВГ-18А соответственно. Готовится к пуску в эксплуатацию ещё один эшелон из 6-и грузовых вагонов ТК-ВГ-18-2.

    3) Прошли испытания и пускаются в эксплуатацию металлобетонные контейнеры ТУК-108/1 сертифицированные под ОЯТ АПЛ первого и второго поколения.


Техническое состояние ТУК-18 после 10 лет эксплуатации можно считать вполне удовлетворительным.


Однако техническое состояние грузовых вагонов ТК-ВГ-18 и ТК-ВГ-18А требует к себе повышенного внимания.


Обеспечение безопасности при перевозках достигается организационными и техническими мероприятиями, основными из которых являются:


  • выполнение требований национальной нормативно-правовой базы, развитие которой, в целом, соответствует мировым тенденциям;

  • лицензирование деятельности участвующих в перевозках организаций;

  • надзорность за деятельностью, связанной с транспортированием со стороны УГН ЯРБ МО РФ;

  • сертификация транспортных упаковочных комплектов и средств транспортирования на соответствие требованиям национальных и международных правил;

  • внедрение системы обеспечения качества при технической подготовке транспортных средств;

  • функционирование Аварийно-технических центров ФААЭ и аварийно-спасательного формирования на ПО «Маяк».


Программа AMEC и проблемы обращения с ОЯТ

Дитер Рудольф, (Министерство обороны США)

В рамках Программы Арктического военного сотрудничества в области окружающей среды (AMEC) в России созданы первый транспортно-упаковочный контейнер «двойного назначения» и перегрузочная площадка в Мурманске. Контейнер решает неотложную проблему, предоставляя безопасное средство хранения и доставки отработавшего ядерного топлива. Использование перегрузочной площадки обеспечило России бо’льшую гибкость при выгрузке топлива, и в результате возросла частота транспортировки ОЯТ.


Новые проекты сосредоточены на приоритетах Программы глобального партнерства большой восьмерки и включают в себя обеспечение безопасности при доставке выведенных из эксплуатации АПЛ к месту утилизации и предотвращение затопления АПЛ, ожидающих утилизации. На ближайшую осень запланировано проведение штабных учений по аварийному реагированию при транспортировке ОЯТ в Мурманск.


Морская транспортировка ОЯТ

Валентин Пашин, ЦНИИ им.Крылова, С.-Петербург, Россия

Утилизация АПЛ и АНК — одна из основных задач, которые в настоящее время должны решаться российской судостроительной промышленностью. Несмотря на значительные успехи, достигнутые в решении этой задачи в последние годы, остается еще не мало достаточно серьезных проблем, среди которых одной из наиболее сложных является проблема обеспечения безопасности при обращении с ОЯТ, выгружаемых из утилизируемых кораблей.


Проблема осложняется следующими обстоятельствами:


Только на Северном флоте из боевого состава выведено и подлежит утилизации около 110 атомных подводных лодок, на которых имеется около 200 ядерных реакторов.


Ускорение процесса вывоза ОЯТ с этих баз Северного флота может быть обеспечен только путем создания базы длительного хранения ОЯТ в менее опасном, чем Кольский полуостров, районе, например, на о-ве Новая Земля.


Для перевозки ОЯТ из хранилищ в бухте Андреева и БТБ Гремиха к местам погрузки в спецпоезда и в места временного и длительного хранения необходимо форсировать создание специализированного судна для перевозки контейнеров с ОЯТ.


Необходимость в постройке нового судна обусловлена, прежде всего пониманием того, что вопросы обеспечения безопасности населения и окружающей среды в настоящее время приобретают особое значение.


Существующие суда атомно-технологического обслуживания, в принципе, могут быть использованы для транспортировки ОЯТ. Однако анализ из характеристик и состояния показывает, что обеспечить безопасность при осуществлении массированных перевозок столь опасных грузов, как контейнеров с ОЯТ, весьма проблематично.


Таким образом, одним из узловых моментов решения проблемы безопасности при обращении с ОЯТ и радиоактивных отходов (РАО) с утилизируемых подводных лодок и надводных кораблей с АЭУ является постройка и ввод в эксплуатацию специализированного судна, позволяющего осуществлять транспортировку различных контейнеров с ОЯТ и РАО к местам погрузки транспортных контейнеров на спецпоезд и местам временного и длительного хранения МБК на площадках судоремонтных заводов или на Новой Земле, причем это судно должно удовлетворять самым жестким требованиям по безопасности.


При этом судно должно быть по возможности дешевым в эксплуатации: при минимальном водоизмещении — в 2—3 раза меньше, чем суда проекта 11510, т.е. не превышать 2,5—3 тыс.тонн, обладать относительно небольшой численностью экипажа — не более 25—30 человек. Судно должно быть приспособлено к перевозкам всех типов контейнеров с ОЯТ, иметь достаточную грузоподъемность по РАО.


К сожалению, реальность такова, что в настоящее время вряд ли удастся реализовать финансирование создания такого судна из средств бюджета РФ. Однако, учитывая принципиальное значение такого судна для обеспечения экологической безопасности Северо-западного региона, мы надеемся на участие международного сообщества в решении этой важнейшей проблемы.


ЦНИИ им. акад. А.Н. Крылова подробно прорабатывался вопрос определения облика такого судна и его основных характеристик.


Имеющийся опыт создания подобных судов и наличие проработок проектов специализированного судна позволяют — при наличии соответствующего финансирования — в кратчайшие сроки выполнить его проектирование силами ЦНИИ им. акад. А.Н. Крылова и ЦКБ «Балтсудопроект» с привлечением ряда организаций, располагающих соответствующим опытом. Строительство судна наиболее успешно может быть осуществлено заводами «Звездочка», Выборгский завод, завод «Северная верфь» и др., его эксплуатацию могут обеспечить предприятия Россудостроения: «Звездочка» и «Нерпа», а в Дальневосточном регионе — ДВЗ «Звезда».

2706eba5cba194fa74bb03acee117dee.jpeg Photo: Foto: Bellona


Программа Министерства торговли и промышленности в отношении ядерного наследия бывшего СССР: обращение с ОЯТ в бухте Андреева

Джейн Смитт-Бриггс, (Консалтинговая компания «RWE NUKEM», Великобритания)

Программа Министерства торговли и промышленности в отношении ядерного наследия бывшего СССР поддерживает проекты, связанные с обращением с ОЯТ в бухте Андреева. В докладе рассматривается ход выполнения каждого из этих проектов, а также проблемы координации этих проектов и другой деятельности в бухте Андреева.


Целью проектов является определение решений по обеспечению проблем безопасности и охраны окружающей среды хранилища ОЯТ в бухте Андреева, которые были бы приемлемы для Министерства торговли и промышленности и всех заинтересованных Российских организаций, включая соответствующие органы власти.


Следующие семь заданий, определенных ответственными Российскими организациями и согласованных с Министерством торговли и промышленности, приняты к исполнению:

No. задания Головная организация Тема
Задание l МЦЭБ ФААЭ РФ Характеристика здания 5
Задание 2 НИКИЭТ Изучение вариантов хранения ОЯТ
Задание 3 СевРАО Обеспечение условий
безопасного временного хранения и обращения с ОЯТ в баках сухого
хранения
Задание 4 СевРАО Радиационная защита
Задание 5 СевРАО Обследование площадки
Задание 6 МЦЭБ ФААЭ РФ Интегрированная база данных
Задание 7 СевРАО Мониторинг критичности

Предложения по оптимизации программы обращения с ОЯТ

Ив Генон (АРЕВА/Фраматом АНП, Франция); Владимир. Шишкин (ФГУП «НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля», Москва, Россия); Александр Киселев (ДВЗ «Звезда», Приморский край, Россия)

Большое количество АПЛ стратегического и общего назначения будет утилизировано на новых российских площадках выгрузки ОЯТ и перегрузки топлива в контейнеры на предприятиях «Звезда» и «Звездочка». Эти операции по выгрузке и перегрузке ОЯТ, а также реабилитация объектов в бухте Андреева и БТБ Гремиха вызывают потребность в оптимизации программы обращения с ОЯТ всех типов. В соответствии с принятой Россией стратегией, новая площадка временного хранения контейнеров будет использована в качестве временного (от 6 до 24 месяцев) хранения контейнеров перед их отправкой на ПО «Маяк» для дальнейшей переработки.


АНП Фраматом (группа компаний АРЕВА) предложила решение, которое позволит удвоить вместимость контейнеров ТУК-108 или ТК-18 путем разрезания подвесок ОТВС. Тем самым будет уменьшено в два раза количество необходимых перевозок и увеличена в два раза вместимость площадки временного хранения.


Целью настоящего предварительного исследования является проверка состоятельности предложенного решения (технические аспекты, дозовые нагрузки, временной фактор…), определение необходимых изменений в схеме обращения с ОЯТ (на площадке, на ПО «Маяк»), а также проверка экономической эффективности предложения, учитывающая стоимость контейнеров, затраты на перевозку и временное хранение, Для этих целей в качестве объекта исследования выбран ДВЗ «Звезда».


Если целесообразность проекта подтвердится, ФААЭ и другие Российские участники примут решение о начале инженерной проработки, выберут площадки и определят приоритетность внедрения проекта.


Технология длительной консервации реакторных отсеков с аварийными активными зонами

Олег Муратов (ООО «Твэл», Санкт-Петбург)

Особое место в ряду проблем, связанных с утилизацией АПЛ, занимают вопросы длительной консервации реакторных отсеков (РО) с аварийными активными зонами (АЗ), с безусловным обеспечением ядерной, радиационной и экологической безопасности. Ввиду разрушения тепловыделяющих сборок, выгрузка такого ОЯТ невозможна, и используемая в России технология утилизации с формированием трехотсечных блоков для длительного хранения к таким АПЛ неприменима.


В течение почти 20 лет АПЛ с аварийными АЗ находятся на плаву в режиме вынужденного отстоя. Столь длительная стоянка аварийных АПЛ с невыгруженными АЗ, плавучесть которых ввиду нарушения герметичности цистерн главного балласта (ЦГБ) поддерживается понтонами, создает угрозу радиоэкологической безопасности регионов их базирования.


Хранение таких АПЛ на плаву сопровождается постоянным загрязнением акватории. Осыпание ржавчины и краски привело к стабильному устойчивому загрязнению морской акватории и донных отложений. Удельная активность воды в 2 раза превышает фоновые значения, а мощность дозы на дне достигает 140 мР/ч.


Наиболее тяжелые последствия аварии сложились на АПЛ К-175 (проект 675, зав. No. 175). В результате теплового взрыва, произошедшего из-за несанкционированной цепной реакции, АЗ реактора левого борта полностью разрушена и выброшена из аппарата, вследствие чего осколки топлива разнесены по РО. В самом отсеке разрушены аппаратные выгородки и имеются повреждения ПК. Из-за незаваренного съемного листа и трещин на прочном корпусе, РО негерметичен и поэтому является источником выноса радиоактивных продуктов в акваторию. Разгерметизация трубопроводов 1 контура привела к выносу теплоносителя и его распространению по отсекам, что дополнительно привело к их радиоактивному загрязнению. Мощность дозы в аппаратной выгородке составляет 12—15 Р/ч, на прочном корпусе РО 220 мР/ч, а во внутренних помещениях носовых и кормовых отсеков — 1,5—3,6 мР/ч.


На других аварийных АПЛ, в частности К-314 (проект 671, зав. No. 610), обстановка менее напряженная, однако, наличие разрушенных АЗ и высокие уровни радиоактивности создают угрозу ядерной, радиационной и экологической безопасности и затрудняют проведение каких-либо работ на них, ввиду неприемлемо больших дозовых нагрузок на персонал.


Все эти обстоятельства требуют новых, нетрадиционных конструкторских и технологических решений надежной консервации для длительного (до 100 лет) хранения аварийных РО c обеспечением ядерной, радиационной и экологической безопасности. При разработке способа надежной консервации аварийных РО необходимо решить и задачу утилизации остальных отсеков АПЛ, так как их разделка по существующей технологии из-за имеющейся степени загрязнения радиоактивными веществами невозможна, и данный металл не может быть переработан.


Радиационный риск при хранении на плаву блоков реакторных отсеков с невыгруженным ядерным топливом

А. Блехер (ГУП НИИ ПММ, С.-Петербург, Россия); Н. Кучин, М. Ганул, И. Сергеев (ЦНИИ им. А.Н. Крылова, С.-Петербург, Россия)

Радиоэкологическая опасность массового хранения на плаву выведенных из эксплуатации АПЛ и вырезанных реакторных отсеков существенно возрастает, если из реактора не выгружено отработавшее ядерное топливо.


При штатных условиях хранения на плаву АПЛ отстоя или блоков отсеков разрушающему воздействию морской воды подвергаются только внешние поверхности прочного корпуса.


В случае аварии, связанной с потерей плавучести, могут реализоваться следующие два варианта:


  • разрушение только прочного корпуса и поступление внутрь него морской воды;

  • разрушение прочного корпуса и реакторной установки с поступлением морской воды внутрь реакторной установки.


В первом случае основным источником выхода радионуклидов являются продукты коррозии металловодной защиты реактора. Во втором случае морская вода поступает внутрь реакторной установки, скорость выхода в морскую воду продуктов деления и актиноидов может достигать 5*109 Бк/ч.


Сохранение невыгруженного ядерного топлива в случае тяжелой аварии с реакторным отсеком в 100-1000 раз увеличивает радиационную опасность загрязнения бухты, однако и в этом случае удельная активность воды не превышает уровня вмешательства.


Для бухт и эстуариев, являющихся местами отстоя выведенных из эксплуатации АПЛ и блоков реакторных отсеков, основными путями облучения являются следующие:



    1) вдыхание взвешенных аэрозольных частиц и паров воды;

    2) внешнее облучение при производственной деятельности на пирсах и т.п.;

    3) внешнее облучение от воды при выполнении водолазных работ;

    4) внешнее облучение от взмученных донных осадков при выполнении водолазных работ вблизи дна.


Оценки облучения населения, обусловленного радиоактивным загрязнением морской воды, выполнены в соответствии с Методическими указаниями «Оценка воздействия радиационно-опасных работ, выполняемых предприятиями атомного судостроения на окружающую среду и население». Анализ результатов расчета показывает, что в наиболее консервативном варианте (время отстоя АПЛ до утилизации 5 лет, время хранения после утилизации равно нулю) при принятых предположениях эффективные дозы облучения всех профессиональных групп примерно одинаковы и составляют около 20 мкЗв/год.


Основной вклад в дозу вносит ингаляционное поступление радионуклидов с морскими аэрозолями.


В типичном варианте (время отстоя АПЛ до утилизации 10 лет, время хранения после утилизации 10 лет) наиболее облучаемой профессиональной группой являются водолазы, для которых эффективная доза порядка 1 мкЗв/год, основной вклад в дозу вносит облучение от воды.


Вероятность затопления блока реакторного отсека при его нахождении в пункте временного хранения не превышает 1*10-7 год-1.


Таким образом, проведенный анализ показывает, что радиационный риск при затоплении блока реакторного отсека с невыгруженным ядерным топливом с разрушением прочного корпуса и реакторной установки не превышает уровня пренебрежимого риска согласно НРБ-99.


Создание автоматизированного сухого хранилища ОЯТ утилизируемых АПЛ и НК в геологических структурах Северо-запада РФ

В. Горбунов (СГПИИ «ВНИИПИЭТ», С.-Петербург, Россия); А. Лысенко (ОАО ОРГСТРОЙНИИПРОЕКТ, С.-Петербург, Россия)

Решение проблемы обращения с ОЯТ является одной из ключевых целей и задач России на ближайшие годы. В соответствии с концепцией «замкнутого» топливного цикла, принятого в России, ОЯТ, выгруженные с АПЛ, оборудованных водо-водяными реакторами, а также топливо с атомных ледоколов отправляется на ПО «Маяк» для переработки.


Выгрузка ОЯТ и отправка его на переработку — одна из составляющих процесса комплексной утилизации АПЛ. В настоящее время, по ряду причин, отправка ОЯТ на переработку приостановлена [Это не соответствует действительности. Последняя отправка эшелона с ОЯТ из Мурманска произошла в октябре 2004 г. — прим. редактора]. Это связано прежде всего с ограничением производственных мощностей перерабатывающих предприятий атомной отрасли, а также с недостаточностью технических и транспортных средств у России для их транспортирования и размещения. С другой стороны, хранение ОЯТ в реакторах АПЛ и береговых хранилищах не соответствует современным нормам безопасности. Таким образом, в сложившейся ситуации, строительство промежуточного хранилища ОЯТ является необходимым.


В рекомендациях МАГАТЭ указывается о целесообразности глубокого подземного захоронения РАО и ОЯТ в геологических формациях трех типов:


  • магматические и метаморфические породы;

  • глины;

  • каменные соли.


Каждая указанная формация имеет свои достоинства и недостатки. Основными критериями в выборе соответствующего направления должны быть безопасность и экономичность.


Исходя их этого постулата, мы предлагаем вариант длительного хранения ОЯТ в естественных геологических формациях — сопках, которые позволят обеспечить безопасность за счет естественной толщины грунта, что даст возможность не строить материалоемкие сооружения, а это экономически выгодно.


Кроме того, предлагается бесконтейнерное горизонтальное хранение ОТВС в чехлах, с хорошей естественной конвекцией. Такие решения значительно сократят затраты на строительство и эксплуатацию хранилища, не снижая его безопасность. Хранилище представляет собой туннель, оборудованный облегченными железобетонными конструкциями.


В состав проекта входит: хранилище; подъездные пути; транспортно-технологическое оборудование, включая кран, тележку с контейнером раздаточным, боксом и ложеместом; пост управления, физзащита и КПП.


Преимущества такого захоронения:



1. Бесконтейнерное хранение ОТВС.

2. Естественная конвекция хранилища.

3. Снижение строительных и эксплуатационных затрат.

4. Использование естественного физического защитного барьера.

5. Автоматизированные процессы загрузки-разгрузки ОЯТ, а также учета и контроля.


Состояние и первоочередные предложения по реабилитации радиационно-опасного объекта БТБ в пос. Гремиха

В. Макаров, Н. Пономарев-Степной, Е. Самарин, Б. Степеннов, Н. Хлопкин, (РНЦ «Курчатовский институт», Москва, Россия)

В соответствии с концепцией экологической реабилитации береговых технических баз Северного региона России, утвержденной Министром Минатома РФ Румянцевым А.Ю. в феврале 2004 г., начаты работы по их реабилитации.


Одним из объектов является БТБ «Гремиха». База использовалась для обслуживания и разгрузки АПЛ. За многие годы на БТБ (ныне филиал No. 2 «СевРАО») скопилось значительное количество РАО и ОЯТ (водо-водяных реакторов), а также шесть активных зон АПЛ с жидкометаллическим теплоносителем.


Проводившиеся радиационные обследования территории и акватории базы различными организациями показали, что экологически значимую опасность представляет площадка временного хранения (ПВХТРО) с размещенными на ней контейнерами с отработавшими тепловыделяющими сбороками (ОТВС) и высокоактивными ТРО. Активность с площадки распространяется по территории базы и в ближайшую акваторию. Мощность дозы в ряде точек площадки достигает примерно 10 тыс. мкЗв/час.


ПВХТРО расположена под открытым небом на небольшом холме рядом с основными сооружениями и огорожена с трех сторон бетонной стенкой из разборных блоков высотой около 3 м.


На ПВХТРО размещены 116 устаревших контейнеров (тип 6 и 11), непригодных к транспортировке. На открытой площадке контейнеры находятся уже 40 лет в резко меняющихся атмосферных условиях. В контейнерах размещены около 800 ОТВС как в чехлах, так и без чехлов. Крышки контейнеров негерметичны, а часть контейнеров вообще не имеют крышек и заполнены водой.


Вторым местом хранения ОЯТ является здание 1, где в приямках здания в чехлах 22 находятся еще 106 ОТВС. Состояние ОТВС и тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) достоверно неизвестно. По оценкам около 250 ОТВС являются дефектными. Степень дефектности ОТВС различна: деформации, изгибы, изломы, просыпи топлива. В некоторых контейнерах типа 11 нештатно размещено более семи ОТВС.


Разрушение топлива при наличии воды в таком контейнере может привести к ядерно-опасной ситуации. Удаление воды из этих контейнеров и их осушка является неотложной технической задачей до начала перемещения их с площадки во временное укрытие.

Главным и первоочередным этапом реабилитации БТБ «Гремиха» является ликвидация ПВХТРО, как ядерно- и радиационно-опасного источника, и вывоз ОТВС на переработку в ПО «Маяк».


Для этой цели необходимо вывезти с площадки контейнеры во временный пункт укрытия для их дефектации и возможного определения состояния ОТВС и ТВЭЛов. Таким пунктом временного укрытия может быть выбрано здание 10, требующее дополнительного ремонта и дооборудования.


Для обеспечения вывоза ОТВС на переработку требуется разработать схемы обращения с ОТВС в контейнерах и чехлах, учитывая наличие значительного количества дефектных сборок.


Для отправки ОТВС на переработку необходимо осуществить их перетаривание из имеющихся старых чехлов и контейнеров в современные чехлы типа ЧТ, размещаемые в транспортном контейнере ТУК-18.


Технический анализ сложившейся ситуации с дефектными ОТВС показал, что такую перегрузку можно осуществить только на пункте перегрузки с защитной камерой (ЗК), которая должна быть оборудована соответствующими механизмами, манипуляторами и диагностическим оборудованием. В ЗК должна производиться дефектация, инвентаризация и сортировка ОТВС. Целые ОТВС загружаются в стандартные семиместные чехлы, а дефектные и разрушенные ОТВС необходимо размещать в специальных герметичных пеналах такого диаметра, которые могли бы устанавливаться в пяти или трехместные чехлы типа ЧТ. Производить эти операции вне защитной камеры или какого-либо защитного бокса невозможно.


Место создания ЗК в настоящее время не определено. Предлагаются следующие варианты:



    1. Создание ЗК на БТБ «Гремиха» в помещениях 119, 120, 121 здания 1А.

    2. Создание ЗК на каком-либо плавсредстве (баржа, корабль). При реализации такого варианта появляется мобильность использования ЗК в других возможных точках Севера или Дальнего Востока.

    3. Размещение ЗК на базе в губе Андреева, поскольку там существуют аналогичные проблемы обращения с ОТВС, находящихся в БСХ и в 52-х таких же старых контейнерах типа 6. В связи с этим необходимость создания ЗК на этой базе очевидна, тем более что количество хранящихся там ОТВС во много раз больше, чем на БТБ «Гремиха».


При реализации 3-го варианта контейнеры и чехлы с ОТВС из БТБ «Гремиха» могут быть перевезены в губу Андреева и для их перевозки должны быть созданы специальные транспортные контейнеры.


Для каждого предполагаемого варианта необходимо проработать транспортно-технологическую схему и провести экономические оценки (ТЭО), чтобы разумно придти к правильному решению.


Как уже отмечалось, наибольшую радиационную опасность на БТБ «Гремиха» представляет площадка ПВХТРО. После ее ликвидации, после разгрузки трех АПЛ c жидкометаллическим теплоносителем (ЖМТ) и вывоза выгруженных АЗ на переработку дальнейшие вопросы реабилитации базы будут решаться значительно проще. Имеющиеся ЖРО перерабатываются и будут перерабатываться. Разрабатываются процессы обращения с ТРО, и намечается их реализация.


Вместо эпилога

Как видно из содержания докладов, ничего секретного, то есть, запрещенного к открытому опубликованию в соответствии с Законом «О государственной тайне», в них не содержится. Как не содержится, собственно, и ничего нового. (На мой дилетантский взгляд человека, который, тем не менее, знаком с материалами всех предыдущих подобных семинаров). Зачем было создавать флер таинственности вокруг рядового события — непонятно. Ну, да Бог с ним. Главное, что есть видимость бурной деятельности по решению серьезнейших проблем. И даже, что тоже видно, не только видимость, но и кое-какие реальные результаты.


К примеру, в семинаре приняли участие японцы — Нимия Масаки из Министерства иностранных дел и Соеи Осака из посольства Японии в Москве. Первый, кстати, предложил провести следующий семинар во Владивостоке и обсудить конкретные проблемы с утилизацией АПЛ и проблемами РАО на Дальнем Востоке.


Ничуть не удивлюсь, если российская сторона предложит провести очередной семинар в закрытом режиме: для российской стороны эта старинная забава — засекречивание — уже что-то вроде ритуала идолопоклонения.


Как бы там ни было, мы намерены рассказать нашим читателям о содержании докладов и предстоящего семинара. Может быть, даже с комментариями самих докладчиков, от которых в этот раз они почему-то отказались.


А советника Российской Академии наук Ашота Аракеловича Саркисова мы искренне благодарим за помощь в подготовке этого материала.

Григорий Пасько