Основные типы и характеристики неперерабатываемого ОЯТ

В зависимости от физического состояния, состава топливной композиции и особенностей обращения неперерабатываемое ОЯТ может быть разделено на несколько групп:

- отработавшие тепловыделяющие сборки, содержащие топливную композицию на основе уран-циркониевого сплава;

- отработанные выемные части реакторов АПЛ с жидкометаллическим теплоносителем;

- дефектные ОТВС;

- ОТВС аварийных реакторов АПЛ.

Учитывая, что для указанных видов отработавших ядерных материалов наиболее вероятна перспектива долговременного хранения в регионе, остановимся подробнее на описании их основных физико-технических характеристик.

Отработавшие тепловыделяющие сборки с топливной композицией на основе сплава U-Zr

В активных зонах первых реакторов ледокола «Ленин» применялись твэлы, содержащие таблетки с диоксидом урана. Опыт эксплуатации ледокола выявил необходимость повышения его автономности, которая обусловила поиск путей увеличения кампании активной зоны реактора. Опыт эксплуатации ледокола «Ленин» с различными топливными загрузками и режимами эксплуатации показал, что в реакторах ледокола, для которого экономически оправданной является работа с маневрированием мощностью, следует применять твэлы с сердечниками из материалов с существенно большей теплоемкостью и теплопроводностью, чем у диоксида урана. Этому требованию, в частности, отвечала топливная композиция на основе уран-циркониевого сплава. Сердечники твэлов на основе материалов повышенной теплопроводности были использованы в активной зоне новых реакторов в составе реакторной установки ОК-900. В сочетании с другими изменениями в технологии изготовления твэлов это способствовало улучшению ресурсных характеристик топлива и более удачному внедрению саморегулирования в управлении реактором /14/. Предполагалось, что к 2001 г. свой энергоресурс выработает все топливо на основе уран-циркониевого сплава, изготовленное для гражданских атомоходов. Количество такого топлива составляет 3133 ОТВС, что эквивалентно 13 активным зонам современных гражданских атомных судов /41/. Анализ опубликованных материалов /1,6,14,28,41 и др./, посвященных опыту создания и эксплуатации судовых ЯЭУ и проблеме обращения с ОЯТ в регионе, позволяет предположить, что топливная композиция на основе сплава U-Zr могла быть использована в реакторах ледокола «Ленин» с реакторной установкой ОК-900, а также ледоколов класса «Арктика» и лихтеровоза «Севморпуть». В настоящее время все эти ОТВС хранятся в хранилище на борту ПТБ «Лотта» в чехлах, каждый из которых может содержать до 5 ОТВС ледокольного флота. Учитывая, что ядерное топливо рассматриваемого вида могло выгружаться из реакторов в период с 1974 г. по 2001 г., время выдержки ОТВС к настоящему времени составляет от 2 до 29 лет.

Что касается перспективы утилизации ОЯТ на основе уран-циркониевого сплава, то следует отметить, что такая топливная композиция выпадает из реализованных на сегодня возможностей технологии переработки ОЯТ на ПО «Маяк». Для такого ОЯТ необходимы дополнительные технические и технологические средства переработки, в основном, на головных стадиях процесса. Поскольку по сравнению с общим количеством ОЯТ рассматриваемое нестандартное топливо имеется в небольших количествах, то вопрос стоит в выборе подходов к способу его утилизации: переработка или захоронение /87/.

Отработанные выемные части реакторов АПЛ с ЖМТ

Из предыдущих разделов монографии читатель мог узнать, что данный вид отработавших ядерных материалов представляет собой блочную конструкцию, которая включает в себя активную зону с погруженными в нее стержнями СУЗ, боковой бериллиевый отражатель и верхнюю пробку биологической защиты. Загрузка и выгрузка активной зоны в составе единого выемного блока составляет одну из особенностей обращения с ОЯТ для АПЛ с жидкометаллическими реакторами.

Напомним читателю, что на начальном этапе работ по созданию первой отечественной АПЛ было принято решение о создании двух типов ЯЭУ для подводных лодок: с водо-водяным реактором и реактором, для которого в качестве теплоносителя использовался сплав Pb-Bi. Создание, испытание и выбор в последующем одного из двух типов реакторов были обусловлены стремлением как можно более обоснованно, с проверкой в корабельных условиях, отработать наиболее надежный и безопасный тип реактора. Такой путь тогда повторял, в известной мере, путь американцев, которые вначале также пошли по пути создания двух типов реакторов, с той только разницей, что в качестве жидкометаллического теплоносителя ими был принят Na (более агрессивный по сравнению с Pb-Bi), от которого после первых же испытаний, приведших к серьезным авариям, им пришлось отказаться /88/.

Первая отечественная АПЛ проекта 645 с жидкометаллическими реакторами была включена в состав ВМФ в октябре 1963 г. Жидкометаллические реакторы обладали рядом эксплуатационных преимуществ. В частности, их расхолаживание осуществлялось без использования парогенераторов и насосов первого контура за счет естественной циркуляции сплава и включения каналов расхолаживания. Исключалась возможность распространения радиоактивности во второй контур и в энергетические отсеки в случае нарушения плотности парогенераторов вследствие большего давления во втором контуре по сравнению с первым. Вместе с тем, ЯЭУ с реакторами на ЖМТ доставила и серьезные сложности при эксплуатации лодки. Значительно усложнилась эксплуатация лодки при длительной стоянке, а также при доковании. Требовалось поддержание температуры теплоносителя первого контура выше температуры его плавления (125°С). Затруднялось проведение ремонтных работ по первому контуру вследствие загрязнения его оборудования высокоактивным полонием-210, образующимся при нейтронном облучении висмута. Значительно усложнилось оборудование места базирования АПЛ с реактором на ЖМТ /7/. После аварии в 1968 г. АПЛ проекта 645 находилась в отстое, а в 1981 г. была затоплена в Карском море /35/. Тем не менее, созданная установка явилась значительным шагом в деле развития корабельной атомной энергетики. Она показала принципиальную возможность реализации преимущества реакторной установки с ЖМТ и определила круг проблем, которые необходимо было решать в будущем при создании установок подобного типа.

В начале 60-х годов перед учеными и специалистами по корабельной атомной энергетике была поставлена особо трудная задача: разработать ЯЭУ, которая могла бы обеспечить создание комплексно автоматизированной, высокоманевренной, высокоскоростной АПЛ минимального водоизмещения, с ограниченным количеством личного состава. На стадии эскизного проектирования было разработано более десятка вариантов ЯЭУ. Из них для дальнейшей проработки были приняты два принципиально различных варианта, один из которых включал в состав установок водо-водяной реактор, а второй - реактор с жидкометаллическим теплоносителем. Требования в проекте АПЛ по массогабаритным параметрам ЯЭУ не позволяли разместить установку с водо-водяным реактором, вследствие чего для дальнейшего проектирования была утверждена установка с ЖМТ /88/, которая была установлена на АПЛ класса «Альфа» (проект 705) /7/. Головная АПЛ этого проекта начала опытную эксплуатацию в декабре 1971 г. /7,88/.

В процессе разработки, строительства и накопления опыта эксплуатации подводных лодок этого проекта был решен широкий спектр проблем, среди которых выделим следующие /88/:

- создана высокоманевренная, скоростная АПЛ малого водоизмещения с сокращенной численностью личного состава;

- отработана высоконапряженная, большой единичной агрегатной мощности энергетическая установка;

- на 15-20% повышен КПД энергетической установки;

- обеспечено расхолаживание реактора без использования парогенераторов и насосов первого контура и включения каналов расхолаживания.

Однако в ходе эксплуатации лодок 705-го проекта проявились и существенные недостатки, препятствующие их эффективному использованию. В частности, из-за необходимости постоянного поддержания первого контура реактора в горячем состоянии возникли серьезные трудности с обеспечением базирования. Были необходимы регулярные специальные операции по предотвращению окисления сплава-теплоносителя, постоянный контроль за его состоянием и периодическая регенерация (удаление окислов). Оказались неразрешимыми и многие эксплуатационные вопросы. В результате карьера «Альф», несмотря на их уникальные достоинства, оказалась относительно непродолжительной. Последняя АПЛ класса «Альфа» был исключена из состава Северного флота в июле 1997 г. Остальные «Альфы» были выведены из эксплуатации раньше - в 1990 году /7/.

Жидкометаллические реакторы, которые устанавливались на АПЛ проектов 645 и 705, относятся к типу реакторов на промежуточных нейтронах. Как отмечалось ранее, в состав топливной композиции этих реакторов входит интерметаллид UBe₁₃ с обогащением по урану-235 до 90%, диспергированный в бериллиевой матрице. Как и ОЯТ гражданских атомоходов на основе уран-циркониевого сплава, топливная композиция U-Be₁₃ выпадает из реализованных на сегодня возможностей переработки ОЯТ на ПО «Маяк» и вопрос о способе утилизации такого ОЯТ остается открытым /87/.

Наряду с другими причинами, это обуславливает вероятность долговременного хранения ОЯТ реакторов с ЖМТ в регионе. Первоначально длительное хранение выгруженных ОВЧ не предполагалось, однако срок их хранения продлился на неопределенное время. Так, к 2001 г. ОВЧ первой кампании АПЛ проекта 645 хранились уже 34 года, а другие выгруженные ОВЧ - более 10 лет /27/. В настоящее время ОВЧ, выгруженные из реакторов четырех АПЛ проекта 705К, находятся в специальном хранилище на БТБ Северного флота в пос. Гремиха. Здесь же находятся две ОВЧ АПЛ проекта 645 первой кампании. На других АПЛ ядерное топливо находится в реакторах, теплоноситель в которых «заморожен» /35/. После выгрузки всех АПЛ класса «Альфа», в хранилище БТБ будет сосредоточено не менее 9 активных зон реакторов с ЖМТ /6/.

Изначально предполагалось, что ядерная безопасность при хранении ОВЧ обеспечивается тем, что в застывшем свинцово-висмутовом сплаве активные зоны жидкометаллических реакторов находятся в подкритическом состоянии за счет значительного выгорания топлива и полного погружения в активные зоны поглощающих элементов СУЗ. Следует учитывать, что застывший сплав свинец-висмут в чехлах СУЗ не допускает изменения положения поглощающих стержней /27/. Вместе с тем, выгруженные ОВЧ представляют собой систему, которая может быть подвержена воздействию неблагоприятных внешних воздействий в районе хранилища ОВЧ. Так, в частности, технология хранения ОВЧ, разработанная около 40 лет назад, не исключает возможности внесения в систему положительной реактивности вследствие попадания в ОВЧ конденсационной или другой влаги. Поэтому хранящиеся ОВЧ представляют собой источник повышенной потенциальной ядерной и радиационной опасности, что обуславливает поиск и обоснование инженерно-технических решений, направленных на решение проблемы обращения с ОВЧ /27,35,36,89,90/.

По мнению специалистов ОКБ «Гидропресс» (проектировщик ЯЭУ для АПЛ класса «Альфа») и ГНЦ РФ-ФЭИ, наилучшим вариантом решения этой проблемы является их разборка на отдельные ОТВС, не представляющие ядерной опасности. В работе /27/ ими предложен проект поэтапного решения проблемы вывоза отработавшего ядерного топлива АПЛ с ЖМТ, который предполагает использование как всей имеющейся в России инфраструктуры, так и реального опыта по разборке ОВЧ первой кампании, отработанной на стенде-прототипе жидкометаллической ЯЭУ в ГНЦ РФ-ФЭИ. Вместе с тем, отмечая, что вопрос о дальнейшей судьбе ОВЧ жидкометаллических реакторов АПЛ отложен на весьма неопределенное время в связи с объективными финансово-экономическими трудностями, авторы упомянутой работы считают одним из возможных путей решения проблемы обращения с ОВЧ их длительное хранение в имеющихся условиях, либо вывоз ОВЧ на место долговременного (постоянного) хранения. В этом случае, для обоснования ядерной и радиационной безопасности длительного (до 100 лет и более) хранения ОВЧ необходим глубокий анализ всех, включая маловероятные, возможных путей воздействия на подкритичность ОВЧ, в т.ч. внешних воздействий (пожар, затопление и др.) /35/.

Дефектные ОТВС

Как составная часть комплексной проблемы обращения с ОЯТ в регионе все большую остроту приобретает проблема длительного хранения дефектного ОЯТ судовых ЯЭУ. К такому виду ОЯТ относятся ОТВС, которые получили повреждения конструкций (распухание, искривление, частичная потеря герметичности и т.п.) в процессе эксплуатации ЯЭУ, в условиях длительного хранения или при выполнении транспортно-технологических операций с ОЯТ. Независимо от типа реактора и конструктивных особенностей ТВС, дефектные сборки на переработку промышленностью не принимаются /91/.

В настоящее время дефектные ОТВС судовых ЯЭУ хранятся в хранилищах БТБ и ПТБ, которые не приспособлены для длительного хранения ОЯТ, а часть из них находится в аварийном состоянии /91/. По данным работы /41/ к 1996 г. на объектах хранения ОЯТ Северного флота и Мурманского морского пароходства находилось примерно 1120 дефектных ОТВС как гражданских атомоходов, так и АПЛ Северного флота. Динамику накопления дефектного ОЯТ в перспективе иллюстрируют данные прогнозной оценки /41/, приведенные в табл. 1.10.

 

Таблица 1.10

Динамика накопления дефектного ОЯТ

на существующих объектах хранения Северного флота и ММП /41/

 

Объект	на 1996 г.	Предполагаемое накопление ОТВС
до 2000 г.	до 2010 г.	до 2020 г.
БТБ 928-III
БТБ 925
ПТБ «Лотта»
ПТБ «Лепсе»
Итого ОТВС

 

Кратко прокомментируем приведенные данные по отдельным объектам хранения ОЯТ.

БТБ 928-III (губа Андреева). Из анализа информации, приведенной в работе экспертов норвежского экологического объединения «Беллуна» /3/, можно предположить, что основная часть дефектных ОТВС (предположительно около 200 штук), накопленных на БТБ к 1996 г., находилась в ячейках берегового хранилища бункерного типа. Возможно, указанные дефектные ОТВС были перегружены в ячейки этого хранилища после аварии на хранилище бассейнового типа в 1982 г. Из описания аварийных работ, приведенного в работе /3/, можно сделать вывод, что эти ОТВС находилась в бассейнах второй очереди хранилища, которая была введена в эксплуатацию в 1973 г. С учетом этого, время выдержки дефектных ОТВС, находящихся в береговом хранилище, в настоящее время (2003 г.) составляет 20-30 лет. Так как первые АПЛ третьего поколения были введены в эксплуатацию в начале 80-х годов, можно полагать, что упомянутые дефектные ОТВС относятся к топливу, которым оснащались активные зоны реакторов водо-водяного типа АПЛ первого и второго поколения.

Остальные дефектные ОТВС могли находиться в контейнерах устаревшей конструкции. В этих контейнерах, доставленных на БТБ в 1962 г., хранилось ОЯТ одной из первых АПЛ /3/. Следовательно, время выдержки этого ОЯТ настоящее время составляет примерно 40 лет.

Согласно данным работы /41/ в перспективе прогнозируется увеличение количества дефектного ОЯТ на БТБ. Учитывая, что с конца 1990-х годов прием ОЯТ в береговое хранилище запрещен /33/, можно полагать, что это накопление будет происходить за счет ОТВС, находящихся в настоящее время на БТБ. Количество дефектного ОЯТ, образующегося после 1996 г., зависит от времен хранения ОЯТ и наличия факторов, способствующих приобретению дефектов кондиционными ОТВС. По оценкам российских специалистов, результаты которых приведены в табл.10, к 2020 г. прогнозируемое количество дефектного ОЯТ на БТБ составит 335 ОТВС.

Следует заметить, что условия, в которых осуществляется хранение ОЯТ на БТБ, не исключают возможности попадания в ячейки хранилища атмосферных осадков в виде дождя и снега, в результате чего чехлы и ОТВС могут приобрести различные дефекты. Поэтому количество дефектного ОЯТ на БТБ может быть больше указанной величины. Так, например, в работе /6/ отмечается, что по материалам Контактной экспертной группы МАГАТЭ количество поврежденных чехлов, находящихся в хранилище, насчитывается около 300*. Согласно информации, приведенной в той же работе, ревизия чехлов, находящихся в береговом хранилище, с целью выяснения их состояния никогда не проводилась. Поэтому сказать достаточно определенно, сколько сегодня поврежденных ОТВС находится в хранилище и сколько ОТВС приобретут дефекты в перспективе, практически невозможно. В условиях указанной неопределенности, данные прогнозной оценки российских специалистов могут быть приняты в качестве нижней границы количества дефектного ОЯТ, которое может быть накоплено до 2020 г. на рассматриваемом объекте хранения ОЯТ.

БТБ 925 (пос. Гремиха). Согласно данным табл.10, к 1996 г. на БТБ хранилось ОЯТ в количестве 200 дефектных ОТВС. Из этого количества 95 ОТВС, относящиеся к активной зоне АПЛ первого поколения с реакторами водо-водяного типа, размещались в одном из осушенных бассейнов берегового хранилища, находящегося в аварийном состоянии /3/, и 105 ОТВС - в контейнерах, которые находятся на открытой площадке БТБ. По данным работы /6/, ОЯТ, находящееся в контейнерах на открытой площадке, поступило на БТБ в начале 1960-х годов после перезарядки первых АПЛ. В соответствии с этими данными время выдержки этого ОЯТ к 2020 г. составит 55-60 лет. Береговое хранилище бассейнового типа было введено в эксплуатацию в начале 1960-х годов и после аварии в 1984 г. оно было выведено из эксплуатации /6/. С учетом этого, время выдержки ОТВС, оставшихся в хранилище, к 2020 г. составит 35-60 лет.

По оценкам (см. табл.10) в период с 1996 по 2020 гг. прогнозируется накопление 250 дефектных ОТВС и к 2020 г. суммарное количество дефектного ОЯТ на БТБ составит 450 ОТВС. Поскольку хранилище БТБ в настоящее время закрыто для приема ОЯТ, можно полагать, что дефектные ОТВС, образующиеся после 1996 г., относятся к ОЯТ, находящемуся в контейнерах на открытой площадке, которые в течение длительного времени подвергались негативным природным воздействиям (осадки в виде дождя и снега, оледенение) /6/.

ПТБ "Лотта". Дефектные ОТВС, находившиеся в хранилищах ПТБ к 1996 г., предположительно поступили с ПТБ "Имандра", где до середины 80-х годов применялась "мокрая" технология хранения чехлов с ОТВС, при которой внутри чехлов находилась вода, контактировавшая с ОТВС. Учитывая, что ПТБ "Имандра" была введена в эксплуатацию в 1981 г., к 2020 г. время выдержки этих ОТВС составит 35-40 лет. Указанные ОТВС могли быть выгружены из активных зон ледоколов "Ленин" с реакторной установкой ОК-900, "Арктика" и "Сибирь", которые вводились в эксплуатацию до середины 1980-х годов.

В настоящее время на ПТБ "Лотта" и "Имандра" используется "сухая" технология хранения ОЯТ, при которой ОТВС не вступают в прямой контакт с охлаждающей водой. Поэтому, вероятно, что в процессе хранения ОТВС не будут подвергаться воздействию факторов, способствующих приобретению дефектов. Кроме того, если учитывать, что в настоящее время для ледоколов характерен менее интенсивный режим эксплуатации и осуществляется регулярный вывоз ОЯТ на переработку, то можно также предположить, что в перспективе при эксплуатации ледоколов дефектные ОТВС на ММП образовываться не будут. Вместе с тем, можно ожидать образование дефектных ОТВС в процессе транспортно-технологических операций, связанных с выгрузкой и загрузкой ОЯТ. Как следует из табл.10, к 2020 г. суммарное количество вновь накопленного дефектного ОЯТ от ледокольного флота по прогнозам составит 125 ОТВС, время выдержки которого, соответственно, составит от 1 до 24 лет. Эти ОТВС могут быть выгружены из активных зон гражданских атомоходов, которые находились и будут находиться в эксплуатации в течение указанного периода времени, за исключением ледоколов "Ленин" и «Сибирь», выведенных из эксплуатации до 1996 г.

ПТБ «Лепсе». В табл.10 отражено существующее состояние хранилища ПТБ «Лепсе», в котором хранятся 639 ОТВС. К 2001 г. сроки хранения этих ОТВС составляли от 20 до 37 лет /6/.

В 1960-1970 гг. часть ОТВС ледокола «Ленин» была повреждена по различным причинам (экспериментальная эксплуатация активных зон, нештатные ситуации и др.). Эти сборки перегружались в хранилище «Лепсе», где применялась «мокрая» технология хранения каждой ОТВС в отдельном пенале. Так как сборки имели дефекты, изменившие их габаритные размеры и форму, то требовались значительные усилия, чтобы вставить их в пеналы хранилища. Это приводило к дополнительным дефектам сборок. Наряду с поврежденными ОТВС в хранилище загружалось и кондиционное ОЯТ. В настоящее время в хранилище находятся 206 ОТВС первой установки ОК-150 ледокола «Ленин» /6/. Остальные ОТВС могли быть выгружены из реакторов ледокола «Ленин» с новой ЯЭУ, а также ледоколов «Арктика» и «Сибирь», для технического обслуживания которых ПТБ «Лепсе» использовалась до 1981 г. В результате длительного хранения ОТВС в воде произошло их коррозионное разрушение, сопровождаемое изменением геометрических размеров, что исключает возможность свободного извлечения ОТВС из пеналов хранилища, которые являются конструктивным элементом хранилища и не могут быть изъяты без нарушения целостности хранилища. Поэтому все находящиеся на борту «Лепсе» ОТВС идентифицируются как «неизвлекаемые из пеналов хранилищ» /6,41/. Для извлечения этих сборок из хранилищ и их транспортирования требуется разработка специальных технологических решений и технических средств.

Проблема утилизации ОТВС в хранилищах «Лепсе» является одной из приоритетных в области обращения с ОЯТ в регионе /6,37,92,93 и др./. Учитывая экологическую значимость этой проблемы и финансовые трудности России, в 1995 г. был создан Консультативный комитет по международному экологическому проекту «Лепсе», призванный осуществить общую координацию работ. В 1997 г. французской фирмой SGN и английской фирмой AEA Technology в рамках проекта TACIS были подготовлены технико-экономические и технические предложения по выгрузке топлива из хранилищ ПТБ. По этим предложениям топливо из «Лепсе» предполагается выгружать дистанционно с использованием робототехники. Однако по-прежнему остается открытым вопрос о перспективах обращения с ОЯТ после его выгрузки из хранилищ «Лепсе» /6,93/.

Говоря о перспективе обращения с дефектным ОЯТ в целом, следует отметить, что в соответствии со стратегией обращения с радиоактивными отходами и ОЯТ в Мурманской области дефектное ОЯТ должно быть вывезено с территории области /37/. Вместе с тем, переработка дефектных ОТВС требует разработки новых технологических решений (систем контроля, упаковки в герметичные пеналы, разработки метода переработки в пеналах) /87/. Предполагается, что возможности переработки дефектных ОТВС будут учтены при реконструкции завода РТ-1 производственного объединения «Маяк» /94/.

ОТВС аварийных реакторов АПЛ.

Особую озабоченность вызывает состояние активных зон реакторов, которые пострадали в результате аварий или запроектных режимов эксплуатации. Выгрузка ОЯТ из аварийных реакторов АПЛ в настоящее время невозможна как по причине значительных дозовых затрат, необходимых для производства этих работ, так и отсутствия эффективных безопасных технологий обращения с ядерным топливом аварийных реакторных установок АПЛ /91/. К концу 1990-х годов на Северном флоте имелись две аварийные реакторные установки /3,41,91/:

- на борту отстойной АПЛ проекта 675 (класса «Эхо-II»), на которой в июне 1986 г. произошла авария, связанная с разгерметизацией первого контура реактора правого борта. В результате аварии активная зона реактора была оплавлена. АПЛ была отбуксирована на базу в Ара-губе, где она находилась на отстое до 1994 г. В конце 1994 г. лодку перевели в акваторию судоремонтного завода в г. Полярном /3/. До 2000 г. АПЛ находилась на плаву с невыгруженным топливом, для извлечения которого требовалось разработать специальную технологию. Согласно информации, приведенной в работе /6/, в 2000 г. реакторный отсек этой АПЛ был вырезан и отбуксирован в Сайда губу, к пирсам которой пришвартованы плавучие блоки реакторных отсеков утилизированных АПЛ. В настоящее время авторы монографии не располагают достоверной информацией о том, было ли выгружено поврежденное ОЯТ из аварийного реактора или оно было оставлено в составе вырезанного реакторного отсека;

- реакторная установка с ЖМТ в составе блока вырезанного реакторного отсека головной АПЛ К-64 проекта 705 (класса «Альфа»), которая вошла в состав Северного флота в конце 1971 г. В период опытной эксплуатации при подготовке к выходу в море начался процесс затвердевания теплоносителя первого контура. Все меры по предотвращению аварии оказались безрезультатными. В конечном итоге теплоноситель полностью застыл и реактор был заглушен. 19 августа 1974 г. К-64 была выведена из боевого состава /7/. После неудачной эксплуатации эта АПЛ была разобрана, а ее реакторный отсек с середины 70-х годов хранился на ГМП "Звездочка" (г. Северодвинск). Внутрь реактора закачен фурфурол, вследствие чего выгрузка активной зоны не представляется возможной /6/.

Решение проблемы обращения с аварийными отсеками требует разработки новых нетрадиционных и надежных способов и технологий выгрузки аварийных активных зон из корпусов реакторов, с минимальными дозовыми нагрузками на персонал /91/. В работе /93/ отмечается, что согласно российской стратегии в области обращения с ОЯТ, поврежденные (аварийные) активные зоны будут оставаться на военно-морских базах до тех пор, пока они не будут переведены в форму, пригодную для захоронения. Эти обстоятельства приводят к необходимости разработки специальных конструктивно-технологических схем временного (до 15-25 лет) и последующего длительного (до 50-100 лет) хранения реакторных отсеков аварийных АПЛ, на которых частично или полностью не могут быть выгружены активные зоны.

В качестве одного из возможных способов приведения аварийных отсеков в экологически безопасное состояние и минимизации риска воздействия на окружающую среду рассматривается создание вокруг этих отсеков специального герметичного контейнера (саркофага), который бы служил защитным барьером от проникновения радиоактивных веществ во внешнее пространство как из внутренних объемов реакторного отсека, так и от наружной поверхности прочного корпуса отсека /95/. В качестве корпусов таких защитных саркофагов предполагается использовать ракетные отсеки большего диаметра атомных подводных лодок, выводимых из состава стратегических ядерных сил в соответствии с Договорами о сокращении СНВ. По мнению авторов предложения, Института проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук и Центрального конструкторского бюро морской техники (ЦКБ МТ) «Рубин», подобное решение позволит надежно изолировать аварийный реакторный отсек от биосферы на срок не менее 25 лет, исключить большие дозовые затраты, связанные с выгрузкой активных зон из реакторов аварийных АПЛ, и перенести эти работы на более отдаленную перспективу /41,91,95/.

Учитывая, что реализация этого варианта связана с большими дозовыми нагрузками на персонал при выполнении работ по формированию саркофага и значительными финансовыми затратами, в качестве альтернативы ЦКБ МТ «Рубин» совместно с рядом организаций Министерства обороны и Минатома России выполнены проектно-технологические проработки, предполагающие омоноличивание реакторного и смежных с ним отсеков с использованием специального бетона с последующим созданием укрытия всего объекта песчано-гравийной смесью и обваловкой скальной породой на отдельной площадке пунктов длительного хранения реакторных отсеков /95/.

Таким образом, к 2020 г. в регионе может быть накоплено следующее количество ОЯТ, которое в настоящее время не принимается промышленностью на переработку и для которого, по этой причине, может потребоваться долговременное хранение в регионе:

- 13 активных зон реакторов гражданских атомоходов с топливной композицией на основе уран-циркониевого сплава (3133 ОТВС с временем выдержки более 20 лет);

- 9 активных зон (ОВЧ) с неперерабатываемой топливной композицией реакторов АПЛ с жидкометаллическим теплоносителем со временем выдержки более 20 лет;

- около 800 или более дефектных ОТВС (не менее 4-х активных зон реакторов водо-водяного типа АПЛ 1-го и 2-го поколений) со временем выдержки более 40 лет;

- примерно 830 дефектных ОТВС (примерно 4 активные зоны) реакторов гражданских атомоходов, бόльшая часть которых имеет время выдержки более 20 лет;

- одна ОВЧ с уран-бериллиевой топливной композицией в составе вырезанного реакторного отсека аварийной АПЛ проекта 705 со временем выдержки примерно 45 лет;

- возможно, одна активная зона (полностью или частично), которая предположительно может находиться в составе вырезанного реакторного отсека аварийной АПЛ проекта 675, со временем выдержки около 30 лет.

Кроме того, как следует из данных работы /41/, к 2020 г. на объектах Северного флота дополнительно может быть накоплено 279 ОТВС с неперерабатываемой топливной композицией. Исходя из прогнозируемого количества, динамики и времени образования такого ОЯТ (с 2000 г. до 2020 г.) /41/, можно предположить, что такое количество ОТВС эквивалентно 9 активным зонам, которые могут быть выгружены из водо-водяных реакторов специальных глубоководных АПЛ проекта 1910 (класса «Юниформ») и проекта 1851 (класса «Экс-Рэй»). В условиях отсутствия информации об этих АПЛ более детальное описание характеристик указанного вида ОЯТ не представляется возможным.

Большое время выдержки является одной из особенностей неперерабатываемого ОЯТ, которая определяет радиационные условия обращения с топливом. При времени выдержки 20 и более лет распадаются короткоживущие радионуклиды, и на длительное хранение будет направляться в основном «холодное» топливо. Мощность энерговыделения такого топлива, обусловленная распадом радиоактивных изотопов, в расчете на одну активную зону не превышает 2 кВт. При таком времени выдержки доминирующий вклад в радиоактивность ОЯТ вносят такие продукты деления как ¹³⁷Cs и ⁹⁰Sr с дочерними продуктами их распада ^137mBa и ⁹⁰Y, соответственно. Среди продуктов деления наиболее значимыми радионуклидами также являются ⁹⁹Tc и ¹⁵¹Sm. Существенное влияние на радиотоксичность ОЯТ оказывают актиноиды, среди которых наиболее значимыми являются ²³⁴U, ²³⁶U, ²³⁷Np, ²³⁸Pu, ²³⁹Pu, ²⁴⁰Pu, ²⁴¹Pu, ²⁴¹Am. Кроме того, значительный вклад в радиоактивность таких отработавших ядерных материалов как ОВЧ реакторов АПЛ с ЖМТ вносят радиоактивные изотопы ¹⁵²Eu и ¹⁵⁴Eu, которые содержатся в составе облученных композиционных материалов, используемых в регулирующих органах СУЗ таких реакторов /89/.