Безопасность обращения с отработавшим ядерным топливом

По состоянию на 2002 год из 51 АПЛ Северного флота не выгружено ОЯТ из реакторов. Это весьма значительная цифра. Причем из этого количества около 30% составляют АПЛ первого поколения, сданные в эксплуатацию около 40 лет назад. Системы обеспечения безопасности корабля на многих АПЛ первого поколения находятся в неудовлетворительном состоянии, поэтому сохраняется потенциальная ядерная и радиоэкологическая опасность для населения и окружающей среды.

Как решаются задачи обеспечения ядерной и экологической безопасности при хранении АПЛ отстоя?

Генеральным конструктором корабельных ЯЭУ – ОКБМ (г. Н. Новгород) – разработана технология и внедрены технические решения по обеспечению безопасности длительного хранения реакторов с невыгруженным ОЯТ на борту АПЛ /65/. Ядерно-безопасное состояние корабельной ЯЭУ для отстойных АПЛ обеспечивается переводом реакторов в безопасное состояние с помощью следующих мер:

- фиксирование приводов регулируемых органов реактора с помощью сварки;

- разрыв кабелей электропитания исполнительных механизмов системы управления реактором и насосных агрегатов от электрощитов.

Дополнительно к этому разработана технология сухого хранения активных зон. Ядерная безопасность обеспечивается осушением основных водных контуров ЯЭУ и осушением активной зоны, что переводит ее в глубоко подкритическое состояние. Отсутствие воды как замедлителя нейтронов исключает возможность достижения критического состояния при любых положениях органов регулирования в активной зоне реактора.

Технология сухого хранения и выгрузка ОЯТ из осушенных реакторов прошла опытную проверку на двух АПЛ.

Таким образом, безопасность хранения ОЯТ до его выгрузки из реакторов и при нормальных условиях отстоя АПЛ обеспечивается ядерно-безопасным хранением корабельных ЯЭУ.

Радиационно-экологическая безопасность выведенных из эксплуатации АПЛ изучалась специалистами базовых научно-исследовательских и проектных институтов Минатома (РНЦ «Курчатовский институт», ГИ «ВНИПИЭТ»), Россудостроения (ЦНИИ КМ «Прометей»), военными специалистами Северного флота и др. Результаты исследований и оценок риска представлены на Международном семинаре «Анализ рисков, связанных с выводом из эксплуатации, хранением и утилизацией атомных подводных лодок» (Москва, 1997 г.) и Международной конференции «Экологические проблемы утилизации атомных подводных лобок» (Северодвинск, 2001 г.).

Экологическая опасность зависит от того, в каком состоянии находятся АПЛ с неразгруженными активными зонами и их ЯЭУ. Наибольшую угрозу представляют АПЛ первого поколения, а наихудшая ситуация отмечается на АПЛ, расположенных в пункте базирования АПЛ в п. Гремиха. На некоторых АПЛ не герметичны и заполнены водой цистерны главного балласта (ЦГБ), запас плавучести значительно снижен. АПЛ держатся на плаву за счет свободных объемов прочного корпуса /49/. Отмеченные факторы характеризуют повышенную уязвимость некоторых АПЛ к затоплению. В качестве одной из мер, снижающих радиоэкологическую опасность для окружающей среды, является разработка и внедрение на Северном флоте методики ежемесячной проверки АПЛ, снятых с эксплуатации, заключающейся в частности, в проверке состояния и эксплуатации корпусных конструкций корабля, общекорабельных систем, швартовых устройств и др.

Радиоэкологические последствия возможного затопления АПЛ отстоя рассмотрены в работе Б. Г. Пологих («Курчатовский институт») /64/. В выбранном сценарии гипотетической аварии АПЛ теряет плавучесть и опускается на дно у причала в результате сильного воздействия техногенного характера (взрыв или поперечный удар по лодке обслуживающего судна, потерявшего управляемость). Вследствие внешнего воздействия происходит разгерметизация реакторного отсека и первого контура ЯЭУ и постепенное заполнение первого контура и реактора морской водой. Морская вода, представляющая собой активную коррозионную среду, вызывает десорбцию радионуклидов из поверхностных отложений и коррозионное разрушение оболочек твэл.

В работе утверждается, что для типичных условий морской бухты отстоя с обменом воды с открытым морем значимые радиоэкологические последствия отсутствуют.

В цитируемой работе разработана математическая модель возможного переноса радионуклидов из аварийного реакторного отсека в морскую бухту отстоя, консерватизм которой усилен рядом дополнительных предположений, как-то:

- возможность образования ограниченного объема морской воды (около 0,1% от объема воды в бухте) между затопленной АПЛ и причалом с низкой скоростью водообмена с водой бухты;

- отсутствие задержки радионуклидов в промежуточных объемах на трассе перемещения радионуклидов (первый контур, реакторный отсек и др.);

- отсутствие сорбции радионуклидов;

- короткое время между моментами окончания работы реакторов и аварии (1 год), которое позволяет учитывать радионуклиды с малыми периодами полураспада: ¹⁰⁶Ru (T_1/2 =1 год) и ¹⁴⁴Ce (T_1/2=0,78 года).

По разработанной модели были выполнены анализы поступления в морскую воду радионуклидов, загрязнение гидробионтов и последующее радиоэкологическое воздействие непосредственно на гидробионты, а также на человека за счет потребления в пищу бионтов с накопленными радиоактивными веществами. При этом рассмотрены все основные источники поступления радионуклидов в морскую воду: сброс в море воды первого контура, смыв радионуклидов с загрязненных поверхностей конструкций, выход радионуклидов из ядерного топлива.

Установленные в работе /64/ концентрации наиболее значимых радиотоксичных радионуклидов в морской воде сопоставляются с контрольными концентрациями из /66/, которым соответствуют следующие пределы:

- годовая доза облучения отдельных лиц из населения за счет потребления в пище загрязненных гидробионтов (рыбы) не должна превосходить 10% от основного дозового предела, установленного НРБ-99;

- дозы хронического облучения представителей морской фауны и флоры не должны превышать за год 100 и 500 мГр, соответственно (1% от летальных доз).

В целях иллюстрации и необходимых пояснений в табл. 1.5 и 1.6 воспроизведены из работы /64/ результаты расчетов, представляющие наиболее типичные каналы выхода радионуклидов из воды первого контура и топливных элементов активной зоны.

Из табл. 1.5 видно, что сброс теплоносителя первого контура в морскую воду акватории отстоя АПЛ создает пренебрежимо малую радиационную нагрузку на гидробионты: примерно в 1000 раз меньше допустимого предела для моллюсков и водорослей и еще на порядок величины меньше для рыбы. Не представляют опасности и смывы в море поверхностных отложений, имеющихся на поверхностях конструкций первого контура.

Наибольшую радиоэкологическую опасность для гидробионтов представляют радионуклиды, попадающие в морскую воду с продуктами коррозии тепловыделяющих элементов. В этом канале воздействия годовые дозы облучения превышают допустимые пределы примерно на 2 порядка для рыбы и на 3 порядка для моллюсков и водорослей, см. табл. 1.6.

Таблица 1.6

Радиационные нагрузки за счет радионуклидов из твэлов /64/

* - ПБк = 10¹⁵ Бк

Учет сорбции церия, рутения и иттрия, как отмечено в /64/, снижает дозовые нагрузки до 1,4 Гр за год для рыбы и до 46,8 и 46,9 Гр за год для моллюсков и макроводорослей, соответственно. Полученные результаты свидетельствуют о том, что необходимо вмешательство в виде управления аварией, заключающееся в осуществлении ускоренного подъема затонувшей АПЛ с ОЯТ на поверхность воды. Однако автор не квалифицирует последствия аварии с затоплением АПЛ, в которой невыгружены ядерные реакторы, как чрезмерные и опасные значимым радиоэкологическим риском, поскольку объем морской воды, подвергающийся значительным дозовым нагрузкам, составляет не больше 0,1% от объема вод в морской бухте в целом.

В заключение следует отметить, что выполненный анализ сценария аварийного затопления АПЛ по параметрам исходных данных относится к эксплуатирующимся АПЛ второго поколения. При распространении полученных результатов на АПЛ первого поколения следует учитывать консерватизм сделанных предположений. Все АПЛ первого поколения выведены из эксплуатации и выдержка их активных зон, как правило, превышает 10 лет. Поэтому радиоактивные цепочки ¹⁴⁴Ce + ¹⁴⁴Pr и ¹⁰⁶Ru + ¹⁰⁶Rh, в основном определяющие дозовые нагрузки на биоту, в активных зонах реакторов АПЛ первого поколения распались до пренебрежимо низкого уровня.

Выгрузка ОЯТ из реакторов АПЛ отстоя

Выгрузка ядерного топлива из реакторов является радикальным способом повышения ядерной безопасности АПЛ отстоя. При этом принципиально повышается и радиационно-экологическая безопасность, т.к. вместе с ОЯТ с корабля удаляется большая часть радиоактивных веществ.

После продолжительного хранения, характерного для АПЛ отстоя, снижены остаточные тепловыделения и поэтому не требуется выдержка ОТВС в водных бассейнах плавучих технических баз. Выгрузка может производиться непосредственно в транспортный контейнер или контейнер промежуточного хранения. В настоящее время в Северном регионе выгрузка ОЯТ из реакторов АПЛ производится на СРЗ «Нерпа» (Мурманская область) и ГМП «Звездочка» (Архангельская область). До завершения создания береговых пунктов выгрузки работы производятся с помощью плавучих технических баз ВМФ. Схема выполнения работ по выгрузке и дальнейшему обращению с ОЯТ на СРЗ «Нерпа» предполагает /55/:

- выгрузку ОЯТ из реакторов АПЛ на акватории СРЗ «Нерпа» и размещение его в хранилищах ПТБ ВМФ ПМ-12;

- перегрузку ОЯТ с ПТБ ПМ-12 в контейнеры ТК-18, находящиеся на ПТБ «Лотта» в акваториях СРЗ «Нерпа» или РТП «Атомфлот»;

- перегрузку ТК-18 в железнодорожный эшелон на РТП «Атомфлот» с последующей отправкой на ПО «Маяк».

Применявшаяся до последнего времени схема выгрузки и вывоза ОЯТ с ГМП «Звездочка» производилась также как и на СРЗ «Нерпа» с помощью ПТБ. ОЯТ загружались в чехлы хранилища ПТБ проекта 2020, которые затем перегружались с ПТБ в контейнеры ТК-18 и далее в железнодорожные вагоны на площадке завода. Работы производились персоналом ВМФ с участием специалистов завода. В настоящее время на территории завода создана береговая база выгрузки ОЯТ, которая позволяет перегружать ОЯТ с АПЛ непосредственно в транспортные контейнеры ТК-18 /38/. База выгрузки, построенная на средства, выделенные США на реализацию программы утилизации стратегических АПЛ, обеспечена площадками хранения и перевалки ОЯТ.

Выгрузка топлива производится в объекте загрузки транспортных контейнеров, которое представляет собой кирпичное здание размером в плане 24×36 м, расположенное на монолитной железобетонной плите. Порожние контейнеры ТК-18 подаются в это здание портальным краном с трейлера и далее в пост загрузки мостовым краном. Загрузка ОТВС в ячейки чехлов, находящихся в ТК-18, из перегрузочного контейнера, подаваемого портальным краном из реакторного отсека АПЛ, производится после установки наводящего устройства на ТК-18. На береговой базе имеется площадка временного хранения контейнеров ТК-18 (вместительностью 30 единиц), которая имеет здание для хранения контейнеров с размерами 22×8×6,5 м. К площадке подведены железнодорожные пути для подачи вагонов ТК-ВГ-18. Загрузка контейнеров в вагоны осуществляется с помощью козлового крана грузоподъемностью 50 тонн /67/. Операция выгрузки ОЯТ из ядерного реактора является потенциально опасной процедурой как в ядерном, так и радиационном отношении.

В настоящее время выгрузка ОЯТ производится из осушенного реактора и при заблокированных органах регулирования и является ядерно-безопасной.

Радиационная опасность связана с тем, что процесс выгрузки производится при открытых корпусе реактора, реакторном отсеке и корпусе корабля, т.е. когда отсутствуют основные защитные барьеры между источниками ионизирующих излучений (активная зона, радиоактивные конструкции и др.) и окружающей средой. Вследствие этого, персонал, выполняющий выгрузку ОЯТ, находится в зоне повышенной интенсивности нейтронного и гамма излучений, а также повышенной концентрации радиоактивных аэрозолей, поступающих в атмосферу в отсутствии защитных барьеров.

На Северном флоте при плановых перезарядках реакторов судовых ЯЭУ (выполнены сотни перегрузок активных зон), ремонтных работах на АПЛ и атомных ледоколах, которые производились на предприятиях Государственного российского агентства атомного судостроения и Министерства экономики РФ, накоплен большой материал по радиоэкологическому воздействию на персонал, население и окружающую природную среду.

При нормальных условиях выгрузки безопасность обеспечивается высокой квалификацией персонала, современными средствами контроля, применением апробированной технологии разгрузочных работ, соблюдением технологического регламента работ и правил ядерной и радиационной безопасности.

Проведенный НИИ промышленной и морской медицины Минздрава РФ анализ результатов обследований объектов окружающей среды на предприятиях атомного судостроения показал, что выполняемые на них радиационно-опасные работы – выгрузка облученного топлива, удаления теплоносителя, демонтаж загрязненного оборудования и другие – не привели к существенному загрязнению окружающей среды или к значимому облучению персонала и населения /68/. Радиоэкологическая обстановка на территории ремонта и перегрузки атомных кораблей нормальная и концентрации радионуклидов в объектах окружающей среды, как правило, не превышают фоновых значений. Непосредственно при выгрузке ОЯТ из реакторов регистрируются кратковременные повышения активности радионуклидов в воздушной среде на расстояниях не более 300-500 м от места работ /69/.

Конкретные результаты радиационного воздействия на окружающую и природную среду при обращении с ОЯТ утилизируемых АПЛ представлены для ГМП «Звездочка» в работах специалистов ГИ «ВНИПИЭТ» и ЦНИИ КМ «Прометей» /70,71/. Основными источниками выброса радиоактивных аэрозолей в атмосферу являются ремонтируемые АПЛ, а именно системы вентиляции, которыми оборудуются реакторные отсеки при выгрузке топлива или ремонтных работах, через которые происходит сброс загрязненного воздуха и инертных газов. Наиболее существенными радионуклидами являются ¹³⁷Cs, ⁹⁰Sr, ⁶⁰Co и инертные радиоактивные газы (⁸⁵Kr).

Среднегодовая аэрозольная активность атмосферного воздуха при ремонтных работах на АПЛ не превышает 10^-14 Ки/м³, что более чем в 150 раз ниже контрольных уровней (1,5·10^-12 Ки/м³). Интегральные выбросы радиоактивных аэрозолей составляют 0,0341 Ки/год, что более чем в 150 раз ниже разрешенного Госкомэкологией РФ значения, равного 5,14 Ки/год (см. табл. 1.7).

По данным работы /70/ при эксплуатации комплекса выгрузки ОЯТ на ГМП «Звездочка» основными источниками загрязнения воздушной среды являются вентиляционные системы реакторного отсека, здание загрузки ОЯТ в транспортные контейнеры и сооружения накопительной площадки хранения транспортных контейнеров при годовом выбросе 1,6·10^-3 Ки (см. табл. 1.7).

Таблица 1.7

Среднегодовые выбросы радиоактивных аэрозолей при работах

по утилизации АПЛ, Ки /70/

Наряду с газовыми выбросами в атмосферу база выгрузки является источником образования твердых и жидких радиоактивных отходов. Эти отходы образуются при демонтажных работах, когда вскрывается корпус реакторного отсека, выгружаются сорбенты, производится осушение контуров ЯЭУ и дезактивация оборудования. Все отходы относятся к низкоактивным.

Наибольшую опасность представляют возможные аварийные ситуации, причины которых состоят в отказах технологических средств и оборудования, нарушениях технологического процесса, ошибках персонала. В соответствии с нормативными документами по безопасности необходимо учитывать также негативные воздействия природного характера (смерчи, ураганы и др.) и техногенного характера (пожары, взрывы, диверсионные акты, падение самолета и др.). Неисправности и ошибки персонала послужили причиной аварий, сопровождающихся самопроизвольной цепной реакцией (СЦР) деления на двух АПЛ ВМФ при ремонтных работах и перегрузке топлива. Одна произошла в 1968 году на АПЛ класса «Янки» (Северный флот) в окрестности г. Северодвинска /70,72/, а вторая в 1985 году на СРЗ в губе Чажма на АПЛ класса «Эхо ІІ» (Тихоокеанский флот) /73/.

Аварийные ситуации подверглись обстоятельному изучению в теме «Оценки экологического риска, связанные с выводом из эксплуатации АПЛ с невыгруженным топливом», которая входила в состав международного проекта NATO/CCMS/NASS по «Трансграничным экологическим проблемам, связанным с установками и деятельностью оборонного характера» (в России). Этот проект выполнялся в период с 1992 по 1997 гг. специалистами 23 стран-членов NATO и Содружества, - включая США, Францию, Германию, Норвегию /72/. В итогах работ по проекту указывается, что наиболее вероятный тип сценария, способного приводить к трансграничному загрязнению, является авария по причине нарушения режима критичности, т.е. авария, сопровождающаяся СЦР деления. Авторы проведенного исследования делают следующие выводы:

- в России разработаны и введены в действие правила и рабочие процедуры, направленные на предотвращение аварий и при условии строгого их выполнения аварии исключены;

- в случае, если авария происходит, то ее последствия будут незначительны за пределами «локального» пятна, размеры которого зависят от рельефа местности и погодных условий.

Рассмотрим исходные предпосылки и результаты изучения аварии с СЦР при выгрузке ОЯТ по материалам опубликованных работ /64,70/. В качестве условия возникновения СЦР необходимо предполагать аварийное заполнение первого контура водой перед снятием крышки корпуса реактора и дополнительно ошибочное извлечение из активной зоны компенсирующих реактивность элементов СУЗ, т.к. по современной технологии выгрузка топлива производится при осушенном первом контуре ЯЭУ и при заблокированных органах СУЗ. Таким образом, авария с СЦР может произойти при одновременном отказе нескольких систем безопасности и/или нескольких ошибках персонала. Вероятность такого сочетания исходных событий оценивается величинами 10^-6 – 10^-7 на реактор /64,70/ и по маловероятности ее происхождения в проектах инфраструктуры обращения с ОЯТ рассматривается как гипотетическая, запроектная.

Сценарий такой запроектной аварии с СЦР предполагает кратковременную нейтронную вспышку и следующий за ней тепловой взрыв с выбросом из реактора пароводяной смеси, который прекращает СЦР. Выделение энергии в реакторе ограничивается величинами 10¹⁹ – 10²⁰ делений, что соответствует действию реактора, например, на средней мощности ~1,0 ГВт в течение 0,3-3 секунд. Авария сопровождается частичным разрушением активной зоны и выходом радионуклидов в атмосферу вместе с пароводяной смесью (выгрузка топлива происходит при открытом корпусе реактора, открытых люках в реакторном отсеке и корпусе АПЛ). По продолжительности истечения радиоактивного пара выброс является кратковременным (порядка 10 мин.). Высота подъема радиоактивного облака H определяется тепловой энергией СЦР и по оценкам составляет величину порядка 100 м.

Характер перемещения выброса и его рассеяние определяются в основном свойствами атмосферы. Движение образующегося радиоактивного облака и его преобразование в шлейф загрязненного воздуха происходит под действием ветра и турбулентных движений атмосферы, вызывающих смешение выброса с воздухом. Упрощенное описание рассеяния радиоактивного выброса в атмосфере /74/ основано на полуэмпирическом подходе, когда атмосферная дисперсия рассчитывается с помощью двойного закона Гаусса. Для кратковременного выброса средняя концентрация радионуклида типа в точке с координатами определяется уравнением

где – средняя скорость выброса радионуклида ;

- средняя скорость ветра;

- координата в направлении ветра;

– координаты поперечного сечения облака, относящиеся к его ширине и высоте,

, – стандартные отклонения концентраций в точке x, соответственно в горизонтальном и вертикальном направлениях, перпендикулярно скорости ветра.

Параметры и (коэффициенты дисперсии) увеличиваются с расстоянием и зависят от стабильности атмосферы. Параметры сценария аварии с СЦР, представленные в табл. 1.8 по данным работ /64,70/, установлены на основе обобщения фактических материалов по вспышкам. Б.Г. Пологих /64/ ограничивает энергию вспышки числом делений 10¹⁹, а Симановский Ю.М. и др. /70/ - 10²⁰ делений, и в соответствии с различием в энергии вспышки приняты высоты выброса 30 и 100 метров, соответственно. Выбросы короткоживущих радионуклидов, обуславливающие кратковременные воздействия, пропорциональны энергии вспышки и различаются в 10 раз, см. табл. 1.8. В обеих цитируемых работах приняты примерно одинаковые выбросы долгоживущих радионуклидов, что говорит о том, что рассматриваются реакторы с близкими величинами выгорания топлива. В оценке Б.Г. Пологих относительные выходы различных радиоактивных элементов соответствуют следующим значениям: инертные газы 10%; йод, теллур, цезий, рутений 1% и остальные элементы 0,2%.

Таблица 1.8

Параметры сценария аварии с СЦР при выгрузке ОЯТ из реактора АПЛ отстоя

Величина сначала увеличивается с расстоянием, достигает максимума и затем уменьшается. При слабой зависимости и от максимальное значение концентрации на уровне земли можно получить из соотношения

.

Опасность от распространяющегося радиоактивного облака сопряжена с несколькими каналами воздействия на окружающую среду. Основные из них:

- внешнее облучение g-излучением из облака;

- внешнее облучение b-частицами и γ-квантами людей и всей биоты в объеме облака, достигшего уровня земли;

- ингаляция радиоактивных частиц;

- внешнее облучение от грунта, загрязненного радиоактивными осадками.

Интенсивность воздействия определяется величиной выброса Q. В выбросе имеется две компоненты. Первая содержит короткоживущие осколки деления, образующиеся при вспышке СЦР. Их количество пропорционально числу делений ядер ²³⁵U при вспышке (энергии вспышки). Вторая состоит из долгоживущих осколков деления и актиноидов, накопленных при выгорании топлива в процессе эксплуатации ЯЭУ и пропорциональна величине энерговыработки активной зоны (1,1×10²⁶ дел.) /64/. Радиационные последствия даны в характеристиках, приведенных в табл. 1.9.

Таблица 1.9

Радиационное воздействие на персонал и население от гипотетической аварии с СЦР при выгрузке ОЯТ из реактора АПЛ отстоя, мЗв

Данные, полученные в работе Ю.М. Симановского и др. /70/, установлены применительно к условиям обращения с ОЯТ на базе выгрузки на ГМП «Звездочка», поэтому радиационные воздействия представлены с учетом разделения территории хранилищ санитарно-защитной зоной (СЗЗ). В работе /70/, см. табл. 1.9, приведены два значения индивидуальной эффективной дозы облучения населения от всех видов воздействия (без пищевых цепочек). Первое значение 3 мЗв (0.3 бэр) относится к ранней и средней фазе аварии (до 10 суток). Второе значение, равное 22 мЗв, характеризует индивидуальную дозу населения за первый год после аварии на границе СЗЗ (1 км от места выгрузки). В работе /70/ на этих данных обосновывается вывод о том, что эвакуация населения не требуется, поскольку не превышается установленный дозовый предел для населения, равный 50 мЗв, приведенный в НРБ-99.

Исследование СЦР представлено более детально Б.Г. Пологих. В табл. 1.9 (первая строка) приведено значение дозы внешнего облучения γ-квантами от облака при высоте выброса м, равное 10-20 мЗв, которое обусловлено γ-излучением короткоживущих радионуклидов криптона и ксенона, которые появляются как продукты деления при нейтронной вспышке, а также их дочерними продуктами распада. Это воздействие ограничивается минутами и по интенсивности характеризуется как умеренное и не требующее принятия защитных мер. Вторая строка таблицы содержит значение 120 мЗв как дозу от ингаляционного воздействия в течение времени выброса, т.е. тоже являющегося кратковременным. Это значение относится к месту касания шлейфа с поверхностью грунта, а именно к расстоянию 370 м при высоте выброса 30 м. Основными дозообразующими радионуклидами являются ⁹⁰Sr, ^134,137Cs, ¹⁴⁴Ce, ^238,241Pu. Индивидульная доза от ингаляции загрязненного воздуха находится между уровнями А (50 мГр) и Б (500 мГр), которые указаны в НРБ-99 для начального периода аварии при принятии решения об эвакуации населения. Как следует из приведенных значений эвакуация не требуется, т.к. уровень Б не превышается. Радиационные воздействия в последующий период времени определяются долгоживущими радионуклидами, в основном ¹³⁴Cs и ¹³⁷Cs+^137mBa, и являются долговременными. По происхождению они связаны с осаждением из шлейфа аэрозольных частиц на поверхность грунта. Мощность дозы и доза облучения на радиоактивном следе (координаты ) от поверхностных отложений зависит от расстояния от источника выброса. В третьей строке приведена цифра годовой индивидуальной дозы на население от поверхностных отложений для рассеяния от источника 1 км, равная 98 мЗв. На расстояниях от источника 2, 5 и 10 км, как показано в работе /64/, доза облучения снижается до 42, 12 и 4 мЗв, соответственно. Для выявления необходимых мер вмешательства в нормальную жизнедеятельность населения следует оцененные значения доз сравнить с критериями для принятия решений об отселении и ограничении потребления загрязненных пищевых продуктов. Уровень Б (500 мЗв) дозовой нагрузки за первый год аварии, превышение которого требуется для безусловной эвакуации, не достигается. Следовательно, решение об отселении «принимается по принципам обоснования и оптимизации с учетом местных условий».

Критерий Б (50 мЗв) за первый год по ограничению потребления загрязненных продуктов питания и питьевой воды превышается, следовательно меры защиты населения по качеству продуктов питания должны приниматься.

Существенное различие в дозовых нагрузках, установленных в работах /64/ и /70/ объясняется просто: в соответствующих сценариях приняты различающиеся высоты выброса, а максимальная концентрация на оси шлейфа обратно пропорциональна высоте.

Таким образом, независимые исследования /64,70/ наиболее тяжелой запроектной аварии с возникновением СЦР при подготовке и выгрузке отработавшего топлива из реактора АПЛ привели к выводу о том, что последствия такой аварии не имеют свойств чрезмерного события /64/ и что в результате такой аварии произойдет загрязнении территории, на которой необходимо проводить защитные мероприятия, но эвакуация населения не требуется /70/.

Транспортирование ОЯТ

Обеспечение ядерной и радиационной безопасности (ЯРБ) перевозок ОЯТ является составной частью проблемы безопасности при обращении с ядерным топливом.

Основной целью обеспечения ЯРБ при транспортировании облученного топлива является защита персонала, населения и окружающей среды от воздействия ионизирующих излучений во время погрузочно-разгрузочных работ и при перевозке. Достижение этой цели предполагает:

- предотвращение возникновения СЦР;

- ограничение уровней излучений от упаковок с ОЯТ;

- предотвращение или ограничение выхода радиоактивных веществ в окружающую среду;

- ограничение уровней радиоактивного загрязнения наружных поверхностей упаковок и транспортных средств.

Обеспечение ЯРБ достигается:

- контролем за выполнением требований норм и правил в области использования атомной энергии при транспортировании ядерных материалов;

- проектированием ядерно-безопасных контейнеров, в конструкциях которых для исключения СЦР ограничивается количество делящихся материалов (ОТВС) и применяются поглотители нейтронов;

- обеспечением транспортно-упаковочных комплектов необходимой защитой, ограничивающей выход радиоактивных веществ из контейнера и уровни ионизирующих излучений до допустимых пределов;

- организацией контроля транспортных маршрутов и выполнением комплекса мер по предупреждению транспортных происшествий и аварий при перевозке ОЯТ.

Обязанности компетентного органа по ЯРБ при перевозках ядерных материалов Постановлением правительства РФ возложены на Минатом, под руководством которого производится разработка и утверждение нормативных требований по обеспечению безопасности и осуществляется надзор за организацией их выполнения. Уполномоченным отраслевым оператором по перевозке ядерных материалов различными видами транспорта является ГУП «Атомспецтранс» Минатома, который взаимодействует с другими организациями и предприятиями ведомств, участвующих в процессе перевозок (Минобороны, МПС, МЧС и др.) и обеспечивает систематический контроль и инспекции перевозок ОЯТ. Другие государственные предприятия, а именно Всероссийский проектный и научно-исследовательский институт комплексной энергетической технологии (ВНИПИЭТ), Межотраслевой координационный центр «Нуклид» (МКЦ «Нуклид») и физико-энергетический институт (ФЭИ), входящие в структуру Минатома, являются организациями, обеспечива