Пять реакторов – наработчиков оружейного плутония на «ПО Маяк» планируется захоронить на месте

AB-3 Сменный состав службы управления реактора АВ-3 на рабочем месте. Credit: po-mayak.ru

Расположенное в закрытом городе Озёрск Челябинской области ФГУП «ПО Маяк» летом этого года провело общественное обсуждение деятельности по выводу из эксплуатации пяти промышленных уран-графитовых реакторов, введённых в строй в период с 1948 по 1952 год с целью получения плутония для ядерных боеприпасов. Эти реакторы были остановлены в период с 1987 по 1990 год, с тех пор на них ведутся работы по выводу из эксплуатации. В соответствии с решением госкорпорации «Росатом» реакторы предполагается частично демонтировать, но графитовую кладку и ряд других радиоактивных элементов конструкции разбирать не планируется. Реакторы предлагается «захоронить на месте». Поскольку активная зона реакторов находится ниже поверхности земли, такой вариант технически вполне может быть реализован. Но в связи с тем, что полная изоляция радиоактивных отходов, в которые превратились фрагменты остановленных реакторов, при таком подходе невозможна, это решение вызывает много вопросов.

Что такое ПУГР?

К большому сожалению, в материалах ОВОС отсутствует хотя бы примерное описание конструкции реакторов. Для оценки работ по выводу старых реакторов из эксплуатации такая информация необходима. Приведём данные, полученные из открытых источников.

IMG_1864 Работы на «пятаке» промышленного уран-графитового реактора (ПУГР). Credit: Музей «ПО Маяк».

Первые в мире ядерные реакторы («Чикагская поленница» в США и Ф-1 в России) имели схожую конструкцию – небольшие цилиндрические блочки из необогащённого металлического урана помещались в пазы шара, собранного из химически чистых графитовых кирпичей различной формы. Эти ректоры имели столь малую мощность, что при работе не требовали специальной системы охлаждения, теплоотвод осуществлялся потоками воздуха.

Следующее поколение реакторов (так называемые «промышленные» реакторы) создавалось с целью наработки плутония для ядерного оружия. Это были канальные реакторы на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем и прямоточным водным охлаждением, их принято сокращённо называть ПУГР – промышленный уран-графитовый реактор.

Первый в СССР такой реактор «А» тепловой мощностью примерно 100 МВт (позднее мощность увеличена до 900 МВт) был введён в строй в Челябинской области под руководством Игоря Курчатова в мае 1948 года. Именно этот реактор дал плутоний для первой советской ядерной бомбы, испытания которой состоялись в сентябре 1949 года.

shema A Конструктивная схема реактора «А». (нажмите для увеличения) Credit: Музей «ПО Маяк».

Сооружённые на предприятии, которое в настоящее время носит название ФГУП «ПО Маяк», реакторы А, АВ-1, АВ-2, АВ-3 и АИ имели схожую конструкцию, для примера приведём сведения о реакторе А. Активная зона представляла собой собранный из графитовых кирпичей цилиндр диаметром и высотой примерно 9 метров и массой около тысячи тонн. Графитовая кладка пронизана 1124 трубами из алюминиевого сплава, называемыми технологическими каналами. Внутрь каналов загружали ядерное топливо в виде блочков цилиндрической формы, изготовленных из металлического природного урана в оболочке из алюминиевого сплава. Всего в реакторе было около 15 тонн урана. Между блочками и стенками технологических каналов оставлялся зазор для прокачки охлаждающей воды с целью отвода тепла, выделяющегося в результате цепной реакции деления ядер урана. Сложная система обеспечивала подвод охлаждающей воды к каждому каналу и последующий её слив. По специально проложенным подземным коммуникациям (т. н. туннели «метро») прошедшая через активную зону реактора вода, нагретая до 85-90 градусов, направлялась в ближайшее озеро (т. н. «прямоточная» система охлаждения). В графитовой кладке имелись также каналы управления и аварийной защиты для экстренной остановки реактора. Под реактором до отметок ниже пятидесяти метров от поверхности находился разгрузочный бункер, заполненный водой. В него после нескольких месяцев нахождения в работающем реакторе падали урановые блочки, в которых к тому времени образовывался не только плутоний, но и множество опасных радионуклидов, являющихся продуктами деления ядер урана – цезий, стронций, йод, рутений и др. Сейчас такие блочки были бы отнесены к категории «отработавшее ядерное топлива» (ОЯТ), но в 40-х-60-х годах это была «продукция», то есть сырьё для выделения оружейного плутония.

Активная зона реактора была расположена на несколько метров ниже поверхности земли и окружена биологической защитой в виде тяжёлого бетона и баков с водой.

Можно ли на 24 страницах рассказать о выводе из эксплуатации пяти реакторов?

В связи с тем, что пять реакторов ФГУП «ПО Маяк» использовались в военных целях, информация об их текущем состоянии и о работах, проводимых по выводу их из эксплуатации весьма скудна. На сайте администрации ЗАТО Озёрск опубликован вынесенный на общественное обсуждение документ под названием: «Материалы по оценке воздействия на окружающую среду намечаемой хозяйственной деятельности по выводу из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов ФГУП «ПО Маяк» А, АИ, АВ-1, АВ-2 и АВ-3» (далее – ОВОС).

К сожалению, этот документ очень краток – всего 24 страницы. Из него довольно сложно понять, какая именно деятельность по выводу из эксплуатации реакторов уже проведена, что именно планируется делать в ближайшее время, как будет достигаться изоляция от окружающей среды выводимых из эксплуатации реакторов, какое оборудование будет всё же извлечено из реакторов, какое количество радиоактивных отходов будет при этом образовываться. Некоторые из этих вопросов были освещены в ходе прошедших 1 августа в Озёрске общественных слушаний, о которых мы расскажем отдельно. Данная статья посвящена анализу обсуждаемых материалов ОВОС.

В документе почти не содержится технической информации, отсутствует описание реакторов и их состояния на данный момент. Но в нём много деклараций и безапелляционных утверждений о «безальтернативности» захоронения на месте пяти реакторов.

«Окончательная изоляция на месте»

Приведём несколько цитат из ОВОС с небольшими комментариями.

«В настоящее время решением ГК «Росатом» в качестве варианта вывода из эксплуатации принят вариант создания объекта окончательной изоляции на месте расположения выводимых из эксплуатации ПУГР предприятия (консервация)» (стр. 4 – здесь и далее – указание на страницу ОВОС). В ОВОС не сообщается, как и когда было принято решение о методе вывода из эксплуатации реакторов, не известно, обсуждалось ли это решение с общественностью.

AV1 Здание реактора типа «АВ». Credit: neolant.ru

«Вывод из эксплуатации (ВЭ) ПУГР предприятия базируется на варианте «окончательная изоляция на месте». Вариант «окончательная изоляция на месте» предполагает, что ПУГР предприятия изолируются на месте без извлечения радиационно-опасных конструктивных элементов из реакторной шахты с целью их утилизации или переработки. Локализация оборудования реакторов (в том числе, графитовой кладки) осуществляется в шахтах реакторов». (стр. 4)

«Целью намечаемой хозяйственной деятельности является обеспечение безопасного вывода из эксплуатации ПУГР ФГУП «ПО Маяк» и их приведение в радиационо-безопасное состояние, надёжная изоляция радиоактивных отходов (РАО) на территории размещения ПУГР, обеспечивающая радиационную безопасность человека и окружающей среды на весь период потенциальной опасности РАО» (стр. 4) Следует отметить, что «радиационно-безопасное» состояние, например, захораниваемой графитовой кладки реакторов может быть достигнуто не ранее, чес через несколько десятков тысяч лет из-за присутствия там долгоживущего изотопа углерода 14С, период полураспада которого составляет 5730 лет.

Важен также вопрос о конечном состоянии захороненных реакторов. Если эти захоронения будут относиться к пунктам захоронения радиоактивных отходов, (ПЗРО), то по действующему законодательству они должны быть переданы другой структуре «Росатома» – Национальному оператору (ФГУП «НО РАО»). Но об этом ничего не говорится ни в ОВОС, ни в планах ФГУП «НО РАО».

«Локализация радиоактивного оборудования реактора (в том числе, графитовой кладки) осуществляется в его шахте без извлечения радиационно-опасных конструкционных элементов, оборудования, систем с целью их утилизации или переработки, за исключением тех, которые могут оказать негативное влияние на надёжность существующих и создаваемых барьеров безопасности или препятствуют исполнению работ по ВЭ ПУГР». (стр. 22) В ОВОС не сообщается, какое количество «радиационно-опасных конструкционных элементов, оборудования, систем» предполагается извлечь из каждого из пяти реакторов. Очевидно эти объекты будут относиться к категории радиоактивных отходов, поэтому информация от их количестве и качестве важна для оценки воздействия предлагаемой деятельности на окружающую среду.

«Безопасность варианта «окончательная изоляция на месте» достигается исполнением комплекса мероприятий использования существующих и создания новых защитных барьеров с локализацией оборудования реактора и графитовой кладки в пределах шахты реактора, обеспечивающих надёжную изоляцию радиационно-загрязнённого оборудования и конструкций ПУГР, предотвращающих нерегламентированный (непрогнозируемый) выход радиоактивных веществ в окружающую среду». (стр. 6). Данная декларация нуждается хоть в каком-то обосновании. Вызывает вопросы упоминание о предотвращении «нерегламентированного (непрогнозируемого) выход радиоактивных веществ в окружающую среду». В ОВОС не указано, какой именно выход радиоактивных веществ из захороненных реакторов в окружающую регламентируется и прогнозируется.

Описание планируемых работ не полное и фрагментарное

В обсуждаемых материалах предварительного ОВОС отсутствует информация о том, какие именно работы по консервации каждого из ПУГР предполагается осуществлять на этом этапе вывода из эксплуатации. В Разделе 5.1 (стр. 16-18) упомянуты некоторые работы по реактору АВ-1, но не по остальным четырём реакторам. Вот, что сообщается про планируемые работы на реакторе АВ-1:

AV2 Здание реактора типа «АВ» в разрезе. Credit: neolant.ru

«Процесс вывода из эксплуатации ПУГР осуществляется поэтапно:

1-й этап — подготовка к ВЭ, который включает в себя выгрузку топлива и перевод РУ [реакторной установки] в ядерно безопасное состояние. Проведение КИРО [комплексного инженерно-радиационного обследования] остановленного реактора с выпуском отчёта. В настоящее время ПУГР АВ-1 выведен из эксплуатации, находится на этапе длительной выдержки и не является ядерно опасным объектом. На данное время этот этап завершён.

2-й этап — производство работ по ВЭ на РУ и за пределами шахты РУ. На этом этапе выполняются следующие работы:

– подготовка к окончательной изоляции на месте — дезактивация помещений (при необходимости), монтажно-демонтажные работы по оборудованию и системам, находящимся в реакторном здании и на территории площадке;

– заполнение внутренних полостей реактора, шахты реактора и строительных объёмов помещений реакторного здания сорбирующими и гидоизоляционными материалами до отметки 0,000 [то есть до поверхности земли];

– создание дополнительного барьера в виде верхней герметической защитной плиты над шахтой реактора (при необходимости);

– приведение существующих ПХ РАО [пунктов хранения радиоактивных отходов] в пределах площадки размещения ПУГР АВ-1 в радиационно безопасное состояние;

– демонтаж зданий и сооружений, ПХ РАО траншейного типа (грунтовые могильники)».

В ОВОС также кратко перечислены проводимые в настоящее время работы на остановленном реакторе:

«На 2-м этапе производятся следующие работы:

– частичный демонтаж и удаление чистого, слабозагрязнённого и низко активного оборудования и систем реактора с последующей утилизацией чистого оборудования (в стадии выполнения);

– удаление, переработка, кондиционирование, транспортирование и размещение РАО, образующихся в процессе ВЭ, либо в специальных хранилищах, либо в подготовленном виде в составе «захороненного» объекта (в стадии выполнения);

– локализация высокоактивного оборудования (в том числе графитовой кладки) в пределах шахты путём создания глубокоэшелонированной защиты, сочетающей существующие барьеры безопасности и вновь создаваемые дополнительные барьеры (в стадии выполнения)».

О предстоящих работах по изоляции реактора от окружающей среды сообщается следующее (стр. 17-18):

«Оставленное в шахте РО [реакторное оборудование], в том числе графитовая кладка, должно быть надёжно изолировано от окружающей среды, за счёт создания и укрепления защитных барьеров, надёжно изолирующих реакторное оборудование:

– герметизируется низ и стены шахты реактора путём бетонирования;

– заполняются сыпучими сорбирующими гидроизоляционными материалами все внутренние полости реактора и шахты;

– гидроизолируются наружные стены шахты реактора составом типа «Пинитрон.

Помещения вне шахты реактора заполняются до отметки 0,000 местными глиносодержащими материалами с целью обеспечения благоприятных условий работы железобетонных конструкций шахты реактора и сохранения целостности барьеров безопасности внутри шахты реактора».

Поскольку описание деятельности по выводу из эксплуатации пяти промышленных уран-графитовых реакторов в предварительном ОВОС занимает менее двух страниц, и относится лишь к одному реактору АВ-1, представляется весьма затруднительным сделать какие-либо выводы относительно обоснованности и безопасности предлагаемой деятельности. В частности, не ясно, как именно планируется заполнять сыпучими сорбирующими гидроизоляционными материалами «все внутренние полости реактора и шахты», да и возможность выполнения этой операции вызывает сомнения.

К примеру, под каждым из реакторов расположена так называемая «Схема Р», представляющая собой частокол из вертикально установленных пустотелых труб со столь высоким уровнем радиационного загрязнения, что присутствие людей при проведении там работ исключается. Возможно демонтировать трубы и заполнить объём «Схемы Р» барьерными материалами предполагается при помощи роботизированных устройств, но об этом, как и о десятках подобных проблем в ОВОС не говорится вовсе. Если вместо роботов в подреакторном пространстве будут работать сотрудники ФГУП «ПО Маяк», можно предположить, что они получат значительные дозы облучения.

Проблемы графитовой кладки и туннелей «метро»

Остановимся на двух проблемах, связанных с конструктивными особенностями ПУГР — радиоактивной графитовой кладкой и водоотводными туннелями, которые, похоже, не предполагается герметизировать вовсе.

По сравнению с «корпусными» реакторами, например, типа ВВЭР, по окончании работы которых основные радиоактивные отходы – это металл корпуса, трубопроводов первого контура, насосов и парогенераторов, у «графитовых» реакторов, к которым относятся и военные ПУГР и энергетические РБМК, основной объём радиоактивных отходов представляет облучённый графит. Это весьма серьёзная проблема. Вот что о ней в докладе «Формирование опытно-демонстрационных центров по выводу из эксплуатации ядерно- и радиационно опасных объектов» (СПб, 2014 г.) пишет Олег Муратов, кандидат технических наук, Ответственный секретарь Северо-Западного отделения Ядерного общества России: «Облученный графит несет потенциальную опасность для человека и окружающей среды вследствие накопления в нем долгоживущих генетически значимых радионуклидов – 14С (период полураспада 5,73*103 лет), 36Сl (период полураспада 3,01*105 лет) и 3Н (период полураспада 12,3 года). Радионуклиды 14С (вклад в активность графита ~95 %) и 3Н входят в состав практически всех органических и неорганических соединений, активно участвуют в биоцикле и не выводятся из организма. Поэтому при выходе в атмосферу произойдет глобальное загрязнение природных комплексов Земли.

Кроме наведенной активности вклад в радиационное загрязнение графита вносят осколочные радионуклиды (137Сs, 90Sr, 154Eu и др.), образовавшиеся в результате протечек теплоносителя и попадания фрагментов топлива в кладку».

В ОВОС о проблеме графитовой кладки и о её радионуклидном составе не говорится вовсе. Накопленные в графитовой кладке опасные радионуклиды могут попасть в окружающую среду с грунтовыми водами, уровень которых в месте расположения ПУГР ФГУП «ПО Маяк» составляет примерно -22 метра, что значительно выше уровня залегания разгрузочного бункера -53 метра. При проникновения в место захоронения реактора грунтовых вод начнётся вынос накопленных в графитовой кладке и других конструкциях радионуклидов в водоносные горизонты за счет выщелачивания их из кладки и разрушения защитных барьеров. Гарантировать герметичность в течение тысяч лет подземных бетонных конструкций, построенных, это не секрет, в условиях спешки в 1940-х – 50-х годов довольно проблематично. О работах по исследованию состояния бетона подземных реакторных сооружений в ОВОС не сообщается, оценки времени разрушения бетона и скорости миграции радионуклидов не приводится.

metro Подземные туннели (т. н. «метро») использовались для отвода прошедшей через активную зону реакторов воды в ближайшие водоёмы. При «изоляции на месте» реакторов «ПО Маяк» туннели не предполагается герметизировать. Credit: neolant.ru

Ещё одну проблему представляют подземные туннели, использовавшиеся для отвода в близлежащие водоёмы охлаждающей реакторы воды, которые на ПО «Маяк» называют тоннелями «метро». Если эти туннели загерметизировать, к примеру забетонировать или заполнить глиной, то станет невозможным водоотвод, необходимый для предотвращения затопления грунтовыми водами «захороненных» реакторов. В настоящее время именно туннели «метро» являются штатной системы отвода грунтовых вод от этих реакторов. Но если туннели «метро» продолжать использовать в качестве элемента системы гидросброса, то герметичного «захоронения» реакторов не получится – через эти туннели радиоактивное оборудование и реакторный графит будут находиться в постоянном контакте с окружающей средой.

«Для реакторных установок первого поколения при проектировании и строительстве не предусматривались технические решения по их выводу из эксплуатации», – справедливо пишет Олег Муратов. Проблем, связанных с предполагаемым «захоронением на месте» пяти промышленных уран-графитовых реакторов множество, но ФГУП «ПО Маяк» не желает обсуждать с общественностью возможные варианты их решений, поэтому вынесенный на общественное обсуждение ОВОС столь краток, не содержит важной информации и носит скорее рекламный характер.

Сомнения остаются

Авторы ОВОС достаточно категоричны в своих суждениях: «Не вызывает сомнений, что обеспечение безопасного ВЭ ПУГР ФГУП «ПО Маяк», приведение их в радиационно-безопасное состояние, надёжная изоляция радиоактивных отходов на территории размещения ПУГР в пределах существующих промышленной площадки и санитарно-защитной зоны является наиболее приемлемым с точки зрения минимизации и предотвращения негативного воздействия на окружающую среду» (стр. 24). Конечно, сомнений в том, что старые реакторы должны быть безопасно выведены из эксплуатации нет, как нет сомнений в том, что радиоактивные отходы должны быть надёжно изолированы от окружающей среды на весь срок, в течение которого они представляют опасность. Но это лишь декларации, вопрос в том можно ли достичь желаемого не на бумаге, а на практике. После изучения предварительного ОВОС остаются сомнения в том, что предложенный вариант с захоронением пяти реакторов на местах их расположения может обеспечить надёжную изоляцию, например, радиоуглерода с периодом полураспада 5730 лет.

Альтернативы захоронению реакторов есть

В ОВОС утверждается: «Реальных альтернатив принимаемому решению по выполнению ВЭ ПУГР на площадках их современного размещения не существует и такое решение является наиболее приемлемым с экономической, социальной и экологической точки зрения» (стр 24). Это вовсе не так.

В настоящее время Литовская Республика проводит работы по выводу из эксплуатации весьма схожих уран-графитовых энергетических реакторов РБМК-1500 остановленной Игналинской АЭС. Там реакторы планируется полностью разобрать, в том числе и графитовую кладку. Образующиеся радиоактивные отходы, в том числе радиоактивный графит, будут упакованы в контейнеры и размещены в приповерхностных пунктах размещения радиоактивных отходов. Так что предлагаемому «захоронению на месте» есть вполне конкретная альтернатива – демонтаж реакторов. Действующие нормативные документы (НП-007-17) наряду с «захоронением на месте» предусматривают и такой вариант вывода из эксплуатации как «ликвидация», то есть полная разборка радиационно-опасного объекта.

В США подход к выводу из эксплуатации подобных реакторов совсем иной. Там восемь уран-графитовых реакторов – наработчиков плутони, (на которые очень похожи ректоры «ПО Маяк») были построены в Хенфорде, штат Вашингтон в 1940-50-х годах. Эти реакторы также давно остановлены, с 1990-х годов осуществляются работы по их выводу из эксплуатации по концепции, сочетающий немедленный и отложенный демонтаж. Захоронение реакторов на месте их расположения не предполагается. Примерно 80% реакторного здания и сопутствующих сооружений демонтируется, а вокруг 20%, в том числе активной зоне реактора, сооружается «кокон» – герметическая стальная и бетонная оболочка. В «кокон» предполагается возможность регулярного доступа сотрудников для проведения инспекции состояния защитных барьеров. Через 75 лет, когда значительная часть радионуклидов распадётся, планируется разборка «коконов» и демонтаж реакторов. На данный момент по этому сценарию выполнена консервация 6 хенфордских реакторов – C, D, DR, F, N и H.

Бездействие – не лучший вариант

Конечно, совершенно неприемлемым является «нулевой вариант» – то есть бездействие. В этом случае в течение ближайшей сотни лет можно ожидать деградации бетонных и металлических конструкций старых и опасных реакторов. Грунтовые воды и атмосферные осадки начнут вымывать радионуклиды, это будет добавлять загрязнение как промплощадки, так и многострадальных озёр, окружающих ФГУП «ПО Маяк» и печально известной речки Теча.

Радиационная опасность будет заметно ниже, в случае если из захораниеваемых пяти реакторов будут созданы отвечающие всем современным требованиям пункты захоронения радиоактивных отходов (ПЗРО), если извлечённые при демонтаже части конструкций радиоактивные отходы (в том числе графитовая кладка) будут размещены в сертифицированных контейнерах и направлены в пункты хранения радиоактивных отходов.

К сожалению, выбранный «Росатомом» вариант «захоронение на месте» описан весьма кратко, содержащейся в обсуждаемом ОВОС информации недостаточно, чтобы оценить обоснованность этого варианта и его инженерную состоятельность.

Так что вопрос о том, какая стратегия вывода из эксплуатации лучше остаётся открытым. Эти и другие вопросы были заданы автором в ходе прошедших 1 августа в ЗАТО Озёрск общественных слушаниях, о которых мы расскажем в следующей статье.

Андрей Ожаровский

idc.moscow@gmail.com