Современное состояние проблемы обращения с ОЯТ

ГЛАВА 1

СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ ПРОБЛЕМЫ ОБРАЩЕНИЯ С ОЯТ

СУДОВЫХ ЯЭУ НА ЕВРОПЕЙСКОМ СЕВЕРЕ РОССИИ

В комплексе проблем, связанных с радиационной безопасностью региона европейского Севера России, проблема обращения с отработавшим ядерным топливом судовых ЯЭУ занимает особое место. Актуальность этой проблемы обусловлена тем, что в настоящее время на объектах Северного флота и Мурманского морского пароходства (ММП) находится значительное количество ОЯТ, которое является источником повышенной ядерной и радиационной опасности. Масштабы потенциальной опасности таких объектов определяются техническим состоянием хранилищ ОЯТ, большинство из которых либо находятся в аварийном состоянии, либо не отвечают современным требованиям по безопасности. При этом реальная ситуация такова, что в ближайшие 10-20 лет вывоз всего корабельного ОЯТ из региона не представляется возможным и проблема хранения топлива приобретает все большую остроту.

В последние годы Минатомом России при участии заинтересованных министерств, ведомств, научных организаций и промышленных предприятий предприняты значительные усилия, направленные на совершенствование практики обращения с ОЯТ и, в частности, на обеспечение безопасных условий хранения топлива. Вместе тем, следует отметить, что решение этой проблемы сдерживается существующей инфраструктурой по обращению с ОЯТ, ограниченные возможности которой обусловлены совокупностью объективных причин.

Прежде чем перейти к рассмотрению современного состояния практики обращения с ОЯТ в регионе, предлагаем читателю краткий обзор опыта создания и эксплуатации атомных судов в составе военного и гражданского флотов и общее описание некоторых характеристик отработавшего ядерного топлива судовых ЯЭУ.

Атомные корабли военного и гражданского флотов и отработавшее

ядерное топливо судовых ЯЭУ*

 

С точки зрения концентрации кораблей с ядерными энергетическими установками, которые эксплуатировались и продолжают эксплуатироваться в составе Северного флота и Мурманского морского пароходства, регион европейского Севера России можно считать уникальным регионом, не имеющим аналога не только в России, но и в мире.

Предлагаемый читателю краткий обзор опыта создания и эксплуатации атомных судов различного типа и назначения наглядно иллюстрирует роль военного и гражданского атомных флотов в укреплении обороноспособности и решении важных народнохозяйственных задач нашей страны.

 

 

Таблица 1.1

Основные эксплуатационные показатели работы атомных судов и реакторных установок

Хранилище на БТБ в Гремихе

Гремиха расположена на восточном побережье Кольского полуострова в 350 км от входа в Кольский залив. В Гремихе расположена вторая береговая техническая база Северного флота, на которой осуществляется береговое хранение ОЯТ. На этой БТБ было предусмотрено хранение двух видов отработавших ядерных материалов - ОЯТ водо-водяных реакторов АПЛ первого поколения и отработанных выемных частей (ОВЧ) реакторов АПЛ с жидкометаллическим теплоносителем /6/.

Хранилище ОЯТ водо-водяных реакторов конструктивно было выполнено в виде четырех автономных бассейнов с общим технологическим залом. Хранение ОТВС осуществлялось поканально, т.е. без чехлов, под слоем воды с размещением сборок на специальных кронштейнах. Общая емкость хранилища составляла примерно 1500 ОТВС. Каждый бассейн вмещал ОТВС от двух активных зон АПЛ первого поколения /3,6/. С 1986 г. в связи с нарушением герметичности одного из бассейнов эксплуатация этого хранилища запрещена /32/. Из трех бассейнов топливо было выгружено и вывезено из Гремихи, а в четвертый были помещены 95 ОТВС, которые имеют значительные повреждения оболочек и по этой причине не могут быть транспортированы для переработки на ПО "Маяк" /3,6/.

Для хранения ОЯТ водо-водяных реакторов АПЛ используется также открытая площадка временного хранения твердых радиоактивных отходов. На этой площадке находятся примерно 110 контейнеров устаревшей конструкции, в которых хранится ОЯТ, поступившее на БТБ в начале 1960-х годов после перезарядки первых атомных лодок. По оценке различных инспекций, техническое состояние этих контейнеров крайне неудовлетворительное. В связи с тем, что контейнеры не соответствуют современным требованиям безопасности при перевозках и на них отсутствует какая-либо проектная и конструкторская документация, решение о способе утилизации хранящихся в них ОТВС не принято /3/. В качестве первоочередной меры по приведению БТБ в радиационно-экологически безопасное состояние специалистами ряда организаций рекомендуется выгрузка ОЯТ из контейнеров старого типа, перегрузка ОТВС в современные контейнеры и отправка на переработку /32/.

По данным ВНИПИЭТ суммарное количество ОЯТ водо-водяных реакторов, которое хранится на БТБ, составляет 800 ОТВС /6/.

В середине 1960-х годов в Гремиху были доставлены две ОВЧ первой АПЛ с жидкометаллическими реакторами. Отработанные активные зоны были размещены в бетонных контейнерах у стенки сухого дока, который является основной производственной площадкой БТБ для приема ОЯТ как водо-водяных, так и жидкометаллических реакторов. Поскольку в Гремихе предполагалось производить все последующие перезарядки реакторов АПЛ с ЖМТ, то в начале 1980-х годов в зоне сухого дока была произведена существенная реконструкция, и были построены два сооружения – здание 1 «А» и здание 1 «Б». В здании 1 «А» размещалось все необходимое оборудование для выгрузки и временного хранения ОВЧ с использованием принудительного охлаждения воздухом. Хранилище в здании 1 «А» представляет собой систему ячеек (бетонные шахты со стальной облицовкой), в которые помещаются заполненные до определенного уровня свинцово-висмутовой эвтектикой стальные цилиндрические резервуары (резервуары хранения) с размещенными в них ОВЧ. После снижения мощности остаточного энерговыделения до 20 кВт /34/ (время выдержки составляет примерно 2 месяца /3/), ОВЧ вместе с резервуаром хранения помещается в долговременное хранилище (здание 1 «Б»). Условия хранения ОВЧ в здании 1 «Б» показаны на рис. 1.18.

 

Отработанная выемная часть размещается в стальном монжюсе (1), внутрь которого предварительно заливается разогретый до температуры 150-160^оС «чистый» (нерадиоактивный) расплав эвтектики свинец-висмут. После погружения ОВЧ в монжюс эвтектический расплав охлаждается и застывает. Корпус нижний (2) представляет собой опорную металлоконструкцию, которая соединена с входным (3) и выходным (4) воздуховодами, образующими вместе с кольцевым зазором между баком и обечайкой нижнего корпуса контур естественной циркуляции воздуха, которым охлаждается монжюс при хранении. Нижний корпус имеет радиационную защиту (5), предотвращающую попадания в активную зону ОВЧ тепловых нейтронов из бетонной защиты при ее облучении. Вся система помещена в бетонную шахту (6). Для защиты верхней части ОВЧ от механического и атмосферного воздействия установлен колпак (7), который представляет собой металлоконструкцию с теплоизоляцией /27/.

Общая емкость сооружений для хранения ОВЧ составляет 10 комплектов - 2 ОВЧ в здании 1 «А» и 8 ОВЧ в здании 1 «Б» /1/. К 2002 г. количество хранящихся ОВЧ на БТБ в Гремихе составляло 6 единиц /35,36/.

Предполагалось, что после нескольких лет расхолаживания и выдержки в хранилище, отработавшие активные зоны будут в обязательном порядке перевезены на завод по переработке ядерного топлива. Вместе с тем, ОВЧ, выгруженные из реакторов, находятся на БТБ в течение 10 и более лет /27/.

Плавтехбазы Северного флота

В настоящее время в составе Северного флота имеется две плавучие технические базы, осуществляющие полный технологический цикл от выгрузки ОЯТ из реакторов АПЛ до перевалки на железнодорожный транспорт - это ПТБ проекта 2020 (ПМ-63, см. рис. 1.19, и ПМ-12) /33/. ПМ-63, которая приписана к базе в губе Оленья (Кольский полуостров), вошла в состав Северного флота в октябре 1984 г., а ПМ-12, которая постоянно находится в акватории г. Северодвинска (Архангельская область) – в 1991 г. Для хранения ОЯТ на каждой ПТБ проекта 2020 имеется четыре бака с водой, в каждом из которых может быть размещено по 51 чехлу с ОТВС, т.е. полная емкость баков составляет примерно 1400 ОТВС /3,6/.

С целью увеличения пропускной способности предприятий по утилизации АПЛ для выполнения операций выгрузки ОЯТ из реакторов АПЛ привлекаются ПТБ проекта 326М. После ремонта четыре ПТБ этого проекта (3 ПТБ на Кольском полуострове /37/ и одна в Архангельской области /38/) допущены для ограниченного использования без права хранения и выполнения межбазовых переходов с ОЯТ в хранилищах.

Таким образом, для временного хранения ОЯТ могут быть использованы только хранилища ПТБ проекта 2020. При этом количество ОЯТ, находящегося в хранилищах плавучих технических баз, может меняться во времени, поскольку эти суда постоянно используются при проведении работ по перезарядке и хранению ОЯТ, которое по мере выдержки вывозится из региона на переработку. Исходя из указанной ранее емкости хранилищ ПТБ, определенно можно сказать, что количество ОЯТ, которое одновременно может храниться на двух ПТБ проекта 2020, составляет примерно 2800 ОТВС.

Плавтехбаза «Имандра»

Плавучая техническая база «Имандра» (рис. 1.21) была построена в 1981 г. по специальному проекту и предназначена для комплексного обслуживания атомных судов и работ с отработавшим ядерным топливом. Для выполнения работ с ядерным топливом на борту ПТБ имеется хранилище для ОЯТ, хранилище свежего ядерного топлива, два судовых крана грузоподъемностью по 16 т. Весь комплекс работ по обслуживанию атомных судов проводится у причала РТП «Атомфлот», но в случае необходимости «Имандра» может провести отдельные работы за пределами Кольского залива.

Хранилище ОЯТ на ПТБ «Имандра» представляет собой прямоугольный бак, разделенный на 6 секций размером 3420 ´ 2726 мм. Высота секции 4100 мм. Каждая секция хранилища вмещает 51 чехол с ОТВС. Чехлы размещены в узлах квадратной решетки с шагом 350 мм /44/.

Согласно правилам срок хранения ОЯТ на борту «Имандры» составляет не менее 6 месяцев перед тем, как его перегружают на ПТБ «Лотта» для дальнейшей выдержки. На «Имандре» используется «сухой» способ хранения ОЯТ, при котором охлаждающей средой для ОТВС является воздух в чехлах, а сами чехлы охлаждаются дистиллятом. Этот способ хранения применяется с середины 1980-х годов. До этого применялся «мокрый» способ, т.е. в качестве охлаждающей среды внутри чехлов использовалась вода, что приводило к значительному увеличению объема и уровня активности жидких РАО, образующихся на судне /6/.

Кроме пятиместных чехлов, которые используются для хранения ОЯТ ледокольного флота, в хранилище ПТБ «Имандра» также могут быть размещены чехлы вместимостью 7 ОТВС, которые применяются для хранения и транспортирования ОЯТ из реакторов атомных подводных лодок. С целью интенсификации выгрузки ОЯТ из реакторов выведенных из эксплуатации АПЛ и повышения эффективности использования плавтехбаз ММП был разработан технологический регламент использования ПТБ «Имандра» для выгрузки ОТВС из реакторов утилизируемых АПЛ, загрузки ОТВС в чехлы и передачи чехлов с ОТВС на ПТБ «Лотта» /44/. На основании полученной лицензии в 1999-2000 г. на судоремонтных заводах Северного флота были выполнены практические работы по выгрузке ОЯТ из реакторов трех утилизируемых АПЛ проекта 671РТМ (класса «Виктор-II») /6,44/. Результаты выполненных работ показали, что за 40-45 суток с использованием ПТБ «Имандра» можно выгрузить ОЯТ из двух АПЛ данного проекта. Для сравнения за это время с использованием ПТБ Северного флота ПМ-12 может быть произведена разгрузка только одной АПЛ /44/. В июле 2001 г. была произведена выгрузка ОЯТ из АПЛ первого поколения /6/, а в феврале 2003 г. «Имандра» была использована для выгрузки ОЯТ из реакторов АПЛ «Курск», которая стала восьмой атомной подводкой Северного флота, из которых ОЯТ было выгружено при помощи плавтехбазы «Имандра» /45/.

При использовании пятиместных чехлов общая емкость хранилища ПТБ «Имандра» составляет 1530 ОТВС. «Имандра» используется при выполнении текущих работ по обращению с ОЯТ, поэтому его количество на борту ПТБ может меняться во времени. По состоянию на начало 2000 г. в хранилище «Имандры» находились 1290 ОТВС /6/.

 

Плавтехбаза «Лотта»

Первоначально это судно (рис. 1.22), построенное в 1961 г. как судно-лесовоз, носило название «Павлин Виноградов». В 1984 г. судно было переоборудовано в плавучую техническую базу для хранения ОЯТ и под новым названием «Лотта» вошло в состав судов атомно- технологического обслуживания ММП. Основными технологическими операциями, проводимыми на ПТБ, являются прием, хранение и загрузка ОЯТ в транспортные контейнеры. Все операции производятся с ОТВС, находящимися в чехлах. Плавтехбаза «Лотта» имеет два специальных хранилища. В каждом хранилище расположено 6 секций (баков с водой), позволяющих разместить по 68 чехлов. При хранении ОЯТ в пятиместных чехлах общая емкость хранилищ ПТБ составляет 4080 ОТВС. Отработавшее топливо в хранилища «Лотты» поступает с ПТБ «Имандра» или с плавтехбаз Северного флота. Общий срок хранения ОЯТ на борту ПТБ «Имандра» и «Лотта» составляет не менее 3 лет /6/.

Как и на ПТБ «Имандра», на «Лотте» используется «сухой» способ хранения ОЯТ. Как показал опыт эксплуатации судна, в результате длительного хранения в воде металлические стенки чехлов теряют герметичность и ОТВС начинают контактировать с охлаждающей водой. Это приводит к дополнительному выходу радиоактивных веществ в охлаждающую воду, что увеличивает активность и объем жидких радиоактивных отходов. Поэтому для снижения объема таких отходов две секции хранилища ПТБ, в которых хранятся ОТВС с низким уровнем тепловыделений, были освобождены от охлаждающей воды и переведены в «полностью сухой» режим хранения ОЯТ /6/.

До 2003 г. «Лотта» являлась единственным в регионе комплексом, приспособленным для выполнения операций с контейнерами ТК-18*. С 1995 г., когда ПТБ "Лотта" была переоборудована под работу с новым типом транспортно-упаковочного комплекта ТУК-18, судно используется также и для отправки на переработку ОЯТ Северного флота. Плавтехбаза «Лотта» выполняет работы по приему ОЯТ от ВМФ как у причала РТП «Атомфлот», так и в местах базирования ПТБ Северного флота.

Поскольку «Лотта» используется при выполнении текущих транспортно-технологических операций с ОЯТ, его количество в хранилищах ПТБ может меняться во времени. По имеющейся информации /6,47/, к 2002 г. в хранилищах ПТБ находилось более 3700 ОТВС, около 80% которых содержат неперерабатываемую топливную композицию и по этой причине не могут быть отправлены на ПО «Маяк».

Плавтехбаза «Лепсе»

Теплоход «Лепсе» (рис. 1.23), построенный в 1936 г. как транспортное судно, в 1961 г. был переоборудован и принят Мурманским морским пароходством в эксплуатацию в качестве плавучей технической базы, предназначенной для технологического обслуживания атомных ледоколов.

С 1963 по 1981 г. «Лепсе» обеспечивала обслуживание ЯЭУ ледоколов «Ленин», «Арктика» и «Сибирь». С 1981 г. ПТБ «Лепсе» стало использоваться только для временного хранения ОЯТ и ряда операций по обращению с радиоактивными отходами /6/. Конструктивно хранилище ОЯТ на "Лепсе" представляет собой два бака диаметром 3,6 м и высотой 3,4 м каждый, в которых расположены по 366 изолированных пеналов (ячеек) диаметром 67 мм и по 4 кессона (цилиндрическая емкость) диаметром 0,5 м. Пеналы предназначены для хранения ОТВС, а кессоны - для хранения фильтров первого контура ЯЭУ. По прямому назначению использован только один кессон. В шести кессонах размещены ОТВС удлиненных конструкций, которые не помещаются в стандартные ячейки /6, 28/.

На "Лепсе" каждая ОТВС хранится в отдельном пенале, который является конструктивной частью хранилища и не может быть изъят без нарушения целостности конструкции. Хранение ОЯТ осуществлялось в "мокром" режиме (пеналы хранилища были заполнены водой). В последние годы хранилище ОЯТ находится в "сухом" режиме. В настоящее время в хранилище ПТБ находится 639 ОТВС /47/, из них 621 ОТВС – в пеналах /48/ и 18 ОТВС – в шести кессонах хранилища /28/. Вследствие длительного хранения ОТВС в пеналах, заполненных водой, произошло коррозионное растрескивание сборок, изменение их геометрических размеров, что не позволяет извлечь часть ОТВС (ориентировочно около 430 ОТВС) из пеналов хранилища /48/.

В 1988 г. ПТБ "Лепсе" выведена из эксплуатации, а в 1990 г. - переведена в категорию "судна в отстое". В 1991 г. с целью создания дополнительного защитного барьера пространство между баками хранилища ОЯТ было заполнено специальными бетонными смесями /6/.

 

1.3. Утилизация атомных подводных лодок

 

В Советском Союзе, а затем в России, при создании атомных военного и гражданского флотов было построено примерно 250 подводных лодок, 5 надводных военных кораблей (НК), 8 ледоколов и один контейнеровоз с ядерно-энергетическими установками в качестве источников энергии. Весь гражданский атомный флот и более 150 АПЛ эксплуатировались в Северном регионе. Остальные подводные лодки (примерно 100 единиц) были приписаны к Тихоокеанскому флоту.

Как уже отмечалось ранее, в связи с исчерпанием ресурса реакторных установок и кораблей в конце 80-х годов прошлого столетия начали выводиться из эксплуатации АПЛ и атомные ледоколы постройки первого поколения. Интенсивный процесс снятия с эксплуатации АПЛ начался в 90-х годах в соответствии с международным соглашением между США и Россией по сокращению стратегических вооружений, которое было подписано в 1991 году и вступило в силу в 1994 году. Причем выводились из боевого состава флота в основном невыработавшие ресурс АПЛ, оснащенные баллистическими ракетами и представляющие потенциальную угрозу для США.

Динамика вывода АПЛ из боевого состава Военно-морского флота России, в том числе из состава Северного флота (СФ), в период с 1996 по 2002 годы, представлена в табл. 1.2. Из таблицы следует, что из примерно 150 АПЛ, эксплуатировавшихся на СФ, более 75% выведено из боевого состава и в настоящее время в составе флота находится примерно 35 АПЛ.

 

Таблица 1.2

Данные о численности российских АПЛ,

выведенных из эксплуатации и подлежащих утилизации

 

Количество АПЛ	На 1996 г. /3/	На 1997 г. /49/	На начало 1998 г. /50/	На начало 2001 г. /50/	На начало 2002 г. /40/
Выведено из состава ВМФ (в т.ч. по СФ)	126 (125) (83)	(>90)	(110)	189* (109)	(115)
Утилизировано всего, (в т. ч. по СФ)		(20)	(35)	(41)	72** (48)
В ожидании утилизации всего (в т. ч. по СФ)	(74)			(66)	(67)
В ожидании утилизации с ОЯТ на борту (в т.ч. по СФ)	(52)	(60)	(62)	(56)	90*** (51)

* - в результате аварий затоплено и не подлежат утилизации З АПЛ;

** - из пяти реакторных блоков не выгружено ОЯТ;

*** - с учетом четырех затонувших АПЛ

 

Атомные военные корабли выводятся из состава ВМФ приказом Министра обороны России и переводятся в пункты отстоя, где они находятся продолжительное время. Пункты отстоя – это акватории судоремонтных и судостроительных заводов – «Севморпуть» г. Мурманск, СРЗ-10 г. Полярный, СРЗ «Нерпа» - в Мурманской области, «Звездочка» и «Севмашпредприятие» - в Архангельской области, а также в акваториях пунктов базирования военных кораблей СФ, см. рис. 1.24.

 

Выведенные из состава флота АПЛ подлежат утилизации, схема и порядок которой определяется решениями правительства, а также программой утилизации. На начальном этапе утилизация АПЛ координировалась Министерством обороны в соответствии с Постановлением ЦК КПСС и СМ СССР №1095-296 о порядке сдачи на слом выводимых из состава ВМФ кораблей с ЯЭУ. Схема утилизации предполагала следующие этапы:

· выгрузка оружия, сокращение экипажа и передислокация АПЛ в место отстоя;

· выгрузка отработанного ядерного топлива из реактора;

· вырезка реакторного отсека (РО), его герметизация и подготовка к длительному хранению, и транспортировка в пункт длительного хранения;

· разделка корабля, утилизация носовых и кормовых отсеков, транспортировка и захоронение РАО.

Процесс утилизации осуществляется на заводах СРЗ-10, «Звездочка» и «Севмашпредприятие», куда поступают АПЛ от ВМФ с невыгруженными из реакторов активными зонами и с выдержкой не менее 2 лет после прекращения работы ЯЭУ.

Утилизация начинается с выгрузки ОЯТ после определенного времени отстоя АПЛ в ожидании утилизации. После этого этапа лодка ставится в док, где производится вырезка РО и преобразование его в герметичную упаковку с положительной плавучестью. Вырезанные РО хранятся на воде в ожидании транспортировки в пункт длительного хранения (ПДХ).

Пункты длительного хранения не введены в эксплуатацию, поэтому вырезка РО производится по временной схеме: реакторный отсек вырезается с двумя смежными отсеками для обеспечения плавучести образующегося блока и такой блок отводится для временного хранения на плаву в бухту губы Сайда. Предполагается, что РО будет находиться в ПДХ в течение 50-70 лет для распада наиболее интенсивных источников ионизирующих излучений, после чего он подлежит утилизации.

В России уже к 1996 году сложилась неблагоприятная ситуация с утилизацией АПЛ. Выведенные к этому времени 125 АПЛ представляли серьезную экологическую угрозу вследствие высокой концентрации АПЛ в бухтах отстоя, неудовлетворительного технического состояния оборудования на ряде АПЛ, низкой скорости утилизации (примерно 4 АПЛ в год), отсутствия мощностей для выгрузки, временного хранения и транспортировки ОЯТ на переработку, для вырезки реакторных отсеков, а также недостаточности финансирования работ.

До 1998 года за выполнение программы утилизации в стране отвечало Министерство обороны, которое не имело опыта снятия с эксплуатации ядерных реакторов, а также необходимой научно-технической и производственной базы в области обращения с ОЯТ и РАО.

Анализ состояния проблемы утилизации АПЛ, приведенный специалистами судостроительной, оборонной и атомной промышленностей и российской науки (академик Н. П. Лаверов, А. А. Саркисов, адмиралы В. П. Пантелеев, М. Н. Юрасов и др.) на международном научном семинаре «Анализ рисков, связанных с выводом из эксплуатации, хранением и утилизацией атомных подводных лодок» (Москва, 1997 год), привел к следующим выводам /51/:

· неизбежна длительная (до 2 лет) стоянка на плаву АПЛ, выведенных из эксплуатации и ожидающих своей очереди утилизации;

· вывоз существующими темпами на переработку ОЯТ, накопленного на технических базах флота и в реакторах, выведенных из состава флота АПЛ, будет продолжаться до 2030 года;

· находящиеся в отстое АПЛ представляют определенную ядерную, радиационную и экологическую опасность. Реальные масштабы потенциальной опасности для населения и окружающей среды связаны с накоплением в Северном регионе весьма значительного количества ОЯТ (боле 200 активных зон).

В качестве основных причин сложившегося негативного положения указаны:

· отсутствие или недостаточность финансирования процесса утилизации;

· возложение на ВМФ несвойственных для него функций по комплексной утилизации АПЛ, обращению с ОЯТ и РАО, образующимися при эксплуатации кораблей с ЯЭУ;

· отсутствие единой федеральной концепции по утилизации АПЛ;

· отсутствие необходимой инфраструктуры по обращению с ОЯТ.

В качестве приоритетных задач специалисты военного флота, атомной промышленности и РАН обозначили выгрузку ядерного топлива из реакторов выведенных из эксплуатации АПЛ и обеспечение вывоза ОЯТ на переработку, а также организация временного контейнерного хранения выгружаемого ОЯТ.

В последующие годы процесс утилизации приобрел еще более массовый характер и стал для России национальной проблемой. К 1998 году из состава ВМФ было выведено 158 АПЛ и только 31 АПЛ была утилизирована, см. табл. 1.2. С целью ускорения решения этой проблемы правительство страны своим решением (постановление правительства РФ № 518 от 28. 05 1998 г.) передало организационные и исполнительские функции от Министерства обороны Министерству атомной промышленности, назначив Минатом государственным заказчиком–координатором работ по комплексной утилизации АПЛ. В решении проблемы постановлением № 518 задействованы также Минобороны, Минэкономики, Минфин России. Согласно этому постановлению Минатому поручено обеспечить:

• вывоз и переработку ОЯТ;
• научно–техническое сопровождение работ по утилизации АПЛ, обращению с ОЯТ, РАО и длительному хранению РО;

· создание и эксплуатация ПДХ одноотсечных блоков РО и захоронение РАО на своих площадках;

· взаимодействие с российскими и иностранными инвесторами для привлечения внебюджетных средств.

Согласно этому же постановлению Министерству обороны поручено:

· передача АПЛ и надводных кораблей с ЯЭУ исполнителям работ;

· эксплуатация объектов, связанных с временным хранением ОЯТ и ТРО, до передачи этих объектов Минатому;

· обеспечение ядерной и радиационной безопасности АПЛ и НК с ЯЭУ, выведенных из состава ВМФ, до их передачи на утилизацию;

· содержание ранее сформированных 3-х и многоотсечных блоков до принятия решения о передаче их на утилизацию.

Головным исполнителем работ определен Государственный российский центр атомного судостроения.

Для обеспечения создания инфраструктуры по утилизации АПЛ, обращению с ОЯТ и РАО и реабилитации радиационно-опасных объектов в Северном регионе по распоряжению Правительства РФ №220-р от 9.02.2000 г. в Мурманске создано специализированное предприятие «Северное федеральное предприятие по обращению с радиоактивными отходами» («СевРАО»). В настоящее время «СевРАО» принимает от ВМФ береговые технические базы в губе Андреевой и п. Гремиха.

Решение вопросов ядерной и радиационной безопасности и экологической реабилитации опасных объектов ВМФ по постановлению № 518 поручено НИКИЭТ (Минатом).

Минатом России, как координатор работ по утилизации АПЛ, совместно с Минэкономики и Минобороны разработал план неотложных мероприятий, стратегическим направлением которого стала концентрация материальных, научно-технических сил и финансовых ресурсов на этапах выгрузки ОЯТ из подлежащих утилизации АПЛ и аварийных БТБ и ПТБ, а также на вывозе ОЯТ на переработку.

С целью обеспечения принятия оптимальных решений в 2000 году разработана «Государственная комплексная программа утилизации АПЛ и НК с ЯЭУ России», которая устанавливает принципиальные положения, решения, научные, технологические, производственные и организационные подходы и мероприятия, обеспечивающие весь комплекс работ с АПЛ от вывода ее из эксплуатации до переработки (захоронения) радиоактивных отходов, включая экологическую реабилитацию снятых с эксплуатации радиационно-опасных береговых объектов.

Структурная схема концепции представлена на рис. 1.25. За счет консолидации ресурсов, привлечения финансов от ряда заинтересованных в ускорении процесса утилизации АПЛ стран (Норвегия, США, Швеция), использования средств Минатома и вложения их в инфраструктуру по обращению с ОЯТ участникам работ удалось переломить ситуацию и обеспечить, в целом по ВМФ, возрастание темпов выгрузки ОЯТ с 4-х до 18-ти АПЛ в год за время с 1998 по 2000 гг., а вывоз топлива с 4-х до 18 эшелонов в год за период с 1998 по 2001 гг.

Минэкономики и Минобороны России в короткий срок с 1999 по 2001 годы повысили мощности промышленной инфраструктуры на судостроительных и судоремонтных заводах, подведомственных Россудостроению и ВМФ, на которых производится разделка АПЛ и формирование реакторных отсеков. В частности на ГМП «Звездочка» фактически создан региональный центр по утилизации АПЛ с максимально законченным циклом утилизации. В планы ближайших лет включены работы по утилизации судов атомно-технологического обслуживания, создание пунктов длительного хранения РО, разделка концевых отсеков АПЛ и др.

 

Накопление ОЯТ в регионе

Важно отметить, что согласно цитируемой Концепции, а также Стратегии обращения с РАО и ОЯТ в Мурманской области, все выгруженное из реакторов облученное ядерное топливо (в т.ч. и дефектное) подлежит последующей отправке на ПО «Маяк» для переработки. Вместе с тем известно, что в отдельные периоды времени существовали и существуют до сих пор причины, по которым концепция закрытого топливного цикла для северо-западного региона не могла быть выполненной в полной мере. Главными причинами накопления больших количеств ОЯТ в регионе являются:

· превышение темпов появления ОЯТ при плановых перезарядках активных зон ядерных реакторов над скоростью вывоза топлива из региона. Действительно, при эксплуатации в 80-ые годы около 150 АПЛ (220 ядерных реакторов) и 8 атомных гражданских судов (13 ядерных реакторов) ежегодное поступление ОЯТ составляло более 30 активных зон в соответствии с временами выработки энергоресурса активных зон ЯЭУ АПЛ (7-10 лет) и ЯЭУ атомных ледоколов (3-4 года);

· недостаток транспортных средств для перевозки ОЯТ на переработку. До 2000 г. Минатом располагал одним железнодорожным эшелоном из 4-х вагонов, который позволял перевозить за один рейс 2.5 активные зоны и делать 8 рейсов в год. Таким образом, существовавшие транспортные средства позволяли вывозить из регионов базирования Северного и Тихоокеанского флотов до 20 активных зон в год;

· отсутствие достаточных емкостей в береговых хранилищах ОЯТ в губе Андреева и поселке Гремиха.

В результате в регионе накоплено значительное количество не отправленного на переработку отработавшего ядерного топлива. Сюда относится как перерабатываемое, так и неперерабатываемое в настоящее время топливо.

Анализ опубликованных данных по этой проблеме (см. раздел 1.2) позволяет ориентировочно оценить количество ОЯТ, накопленного на объектах хранения в регионе Европейского Севера России. Обобщенные результаты оценки количества ОЯТ на 2002 г. приведены в табл. 1.4.

 

Таблица 1.4

Ориентировочная оценка количества ОЯТ, накопленного в регионе на 2002 г.

	Береговые технические базы, СРЗ	Плавучие технические базы	На борту отстойных АПЛ	Всего
Северный флот	22440+7 ОВЧ		21180+3 ОВЧ	46420+10 ОВЧ
ММП	-		-
Всего, в т.ч.: неперерабатываемое ОЯТ	22440+7 ОВЧ 520 + 7 ОВЧ		21180+3 ОВЧ 180 + 3 ОВЧ	52120+10 ОВЧ 4570 + 10 ОВЧ

 

Как видно из табл. 1.4, на объектах Северного флота было накоплено около 46400 ОТВС водо-водяных реакторов, что эквивалентно примерно 200 активным зонам реакторов АПЛ первого и второго поколений, и 10 ОВЧ реакторов АПЛ с ЖМТ. Кроме того, на объектах ММП хранилось около 5700 ОТВС из реакторов гражданских атомоходов, что эквивалентно 24 активным зонам современных атомных ледоколов. Из общего количества ОЯТ, хранящегося в регионе, порядка 4600 ОТВС, что эквивалентно примерно 20 активным зонам водо-водяных реакторов АПЛ и ледоколов, относятся к отработавшим ядерным материалам, которые в настоящее время на переработку промышленностью не принимаются. К этому виду материалов относятся и 10 ОВЧ реакторов на жидкометаллическом теплоносителе. Таким образом, по оценкам в 2002 г. на объектах Северного флота и ММП находилось ОЯТ в количестве, эквивалентном примерно 234 активным зонам реакторов АПЛ и атомных ледоколов. Приведенные данные наглядно иллюстрируют, что основной вклад в накопленное в регионе отработавшее ядерное топливо дают береговые технические базы и отстойные АПЛ с невыгруженным топливом. Как уже отмечалось выше, такое положение сложилось вследствие того, что, начиная с 1989 г. /6/, установился устойчивый дисбаланс между вывозом ОЯТ на ПО «Маяк» и его поступлением с Северного флота. Например, анализ баланса ОЯТ Северного флота за 16 лет (1980 – 1995 гг.) позволил авторам доклада /30/ прийти к следующим выводам:

· до 1980 г. на БТБ Северного флота в результате предыдущей эксплуатации было накоплено свыше 12000 сборок;

· накопление ОТВС в результате их поступления с флота для промежуточного хранения за период 1980 – 1995 гг. составило примерно 6700 шт. Именно в этот период Россия приступила к выполнению международных обязательств по ограничению наступательных вооружений, и начался интенсивный процесс снятия с эксплуатации и вывода из состава ВМФ атомных подводных лодок;

· за последующие 6 лет количество ОЯТ выросло еще примерно на 4000 ОТВС, что также связано с указанными выше причинами. А поскольку береговые хранилища оказались практически заполненными, то значительное количество АПЛ, подлежащих утилизации, были вынуждены содержаться на плаву с невыгруженными активными зонами /50/.

Имеются другие причины, приведшие к значительному накоплению ОЯТ в регионе и на исправление которых направлена деятельность Минатома и администрации Мурманской и Архангельской областей. Согласно анализу и оценке председателя комитета по конверсии, ядерной и радиационной безопасности администрации Мурманской области А.Д. Рузанкина /37/ можно, дополнительно к ранее обозначенным факторам, выделить следующие:

· низкий темп выгрузки ОЯТ из АПЛ, выведенных из боевого состава;

· недостаточность технических средств выгрузки и перевозки ОЯТ внутри региона.

Данный вывод и ранее обозначенные причины устойчивого дисбаланса вывоза ОЯТ из региона практически целиком совпадают с мнением ведущих специалистов Минатома В.А. Лебедева и В.Д. Ахунова. В докладе, посвященном анализу проблемы утилизации АПЛ /50/, подчеркивается, что основным сдерживающим фактором в этой проблеме является ограниченная производительность и неудовлетворительное техническое состояние средств выгрузки, хранения и транспортирования ОЯТ, выгружаемого из реакторов АПЛ.

Действительно, как видно из рассмотренной выше транспортно-технологической схемы, на этапе выгрузки ОЯТ из реакторов АПЛ участвуют ПТБ проекта 326М. Причем ПТБ проекта 326М допускаются к работам только на ограниченный срок и по отдельному разрешению надзорных органов Минобороны России. Особенностью эксплуатации этих ПТБ является то, что для них запрещены хранение и межобъектовое транспортирование ОЯТ. Эти ПТБ выслужили сроки службы до среднего ремонта (10 лет) /50, 58/. Для проведения такого ремонта в течение 2 лет требуется 170 млн. руб. Вывод из эксплуатации ПТБ на такой длительный срок в сложившейся ситуации недопустим. Поэтому Минатом, по согласованию с ВМФ, организует проведение отдельных ремонтно-восстановительных работ на этих ПТБ в период между выгрузками ядерного топлива. Согласно информации Рузанкина А.Д. /37/ по Мурманской области и генерального директора ФГУП ГМП «Звездочка» Калистратова Н.Я. по Архангельской области /38/ за последние годы были выполнены ремонты ПТБ проекта 2020 и четырех ПТБ проекта 326. Кроме того, выполнен ремонт перегрузочной оснастки. В результате можно констатировать, что если в 1998 и 1999 гг., на Европейском Севере России было выгружено ОЯТ из реакторов 4 и 6 АПЛ, соответственно, то в 2000 г. эта цифра уже достигла 14 АПЛ, а в 2001 г. – 16 АПЛ. В дальнейшем планируется поддерживать объемы выгрузки на уровне 20 АПЛ, с тем, чтобы в 2007 г. выгрузить ОЯТ из реакторов всех АПЛ, содержащихся в отстое. Подчеркнем, что выгрузить ОЯТ из АПЛ это еще не есть решение проблемы обращения с ОЯТ в регионе. Остаются другие проблемы, доставшиеся нам в наследство по причине не реализованных предшествующих планов Минатома и о которых речь пойдет далее.

 

Вывоз ОЯТ на переработку

Вывоз топлива на РТ-1 осуществляется железнодорожным транспортом. Первый эшелон с корабельным ОЯТ в составе 9 вагонов был отправлен из Мурманска в 1973 г. По принятой Минатомом и ВМФ схеме транспортир<