Транспортно-технологическая схема

В целом, схема обращения с ОЯТ судовых ЯЭУ в регионе выглядит достаточно просто (см. рис.1.26): выгрузка ОЯТ из реакторов – выдержка до необходимого уровня остаточных тепловыделений и снижения уровня активности в «мокрых» хранилищах – размещение в транспортные контейнеры и транспортирование ОЯТ на переработку.

 

 

Рис. 1.26. Схема обращения с ОЯТ судовых ЯЭУ

 

Транспортно-технологическая схема обращения с ОЯТ в регионе за свою более чем 30-ти летнюю историю претерпевала ряд изменений. Здесь можно упомянуть, например, переход на новые типы контейнеров в 1993 г., отправка эшелона с ОЯТ непосредственно из г. Северодвинска с загрузкой контейнера на плаву и т.д. /3, 6/.

Кратко опишем существующую транспортно-технологическую схему (до 2002 г.) обращения с ОЯТ в регионе. Информация по излагаемой схеме заимствована из «Концепции комплексной утилизации АПЛ …» /54/.

Операция выгрузки ОЯТ из реакторов АПЛ выполняется на территории судоремонтных и судостроительных заводов - ГМП «Звездочка» (г. Северодвинск), СРЗ «Нерпа» (г. Снежногорск), СРЗ ВМФ №10 (г. Полярный) и №35 («Севморпуть» - северная часть г. Мурманска). Считается, что данная операция является одной из наиболее опасных /6/. При этой операции выполняется около 50 различного рода технологических работ, 25% из которых являются потенциально ядерно- и радиационно-опасными. Можно отметить, что в 90-х годах ХХ века была разработана технология более безопасной, «сухой» выгрузки ОЯТ из реактора. Для этого перед подрывом крышки реактор осушается от теплоносителя. В результате создаются условия, при которых цепную реакцию деления получить в реакторе невозможно. Но при этом у предложенной технологии есть и свои недостатки. Поскольку вода является защитой от нейтронного излучения, то при ее откачке повышается уровень ионизирующих излучений от активной зоны, что приводит к необходимости принятия дополнительных мер для предотвращения переоблучения персонала, выполняющего эту операцию. В связи с этим «сухую» технологию, как правило, применяют только для простоявших несколько лет в отстое АПЛ, поскольку за время отстоя уровень излучения в активной зоне значительно снижается за счет естественного распада. Выгрузка ОЯТ из реакторов осуществляется плавучими техническими базами ВМФ (проект 2020 – ПМ-63 и ПМ-12) с частичным использованием средств ПТБ проекта 326М. Дополнительно в последние годы для выполнения этой операции привлекается ПТБ «Имандра», принадлежащая ОАО «ММП» /44/.

Извлекаемые с помощью специального оборудования отработавшие тепловыделяющие сборки помещаются в чехлы типа ЧТ, которые установлены в «мокрых» хранилищах плавучих технических баз проекта 2020 или 326М. Продолжительность «мокрого» хранения чехлов ОТВС, выгруженных из реакторов АПЛ, определяется мощностью остаточных тепловыделений в ОЯТ и составляет не менее 18 месяцев после остановки реактора. Для надводных кораблей с ЯЭУ этот срок увеличен вдвое. По окончанию режима «мокрого» хранения ОТВС могут передаваться в «сухие» хранилища (например, на береговые технические базы для хранения с последующим вывозом на переработку) или размещаться в сухих контейнерах.

Доставка ОЯТ к железнодорожным терминалам осуществляется в чехлах ЧТ на борту плавучих технических баз. В Мурманской области чехлы с ОЯТ извлекаются из хранилища ПТБ и передаются на ПТБ «Лотта». В настоящее время, например, на СРЗ «Нерпа» применяют две схемы выполнения работ по выгрузке и дальнейшему обращению с ОЯТ /55/. Передача ОЯТ в чехлах на борт ПТБ «Лотта» может происходить либо на акватории СРЗ «Нерпа» у специально оборудованного для этих целей поста, либо после транспортировки ПТБ проекта 2020 на акваторию РТП «Атомфлот» и ее последующего размещения борт о борт к ПТБ «Лотта». Именно здесь чехлы с ОЯТ размещаются в контейнеры ТК-18 и далее загружаются в вагоны ТК-ВГ-18 с помощью оборудования и сооружений РТП «Атомфлот».

В Северодвинске размещение чехлов в контейнеры происходит на ПТБ проекта 2020, после чего они также загружаются в вагоны ТК-ВГ-18 (см. рис. 1.27). Можно отметить, что в прошлом году был сдан в эксплуатацию береговой комплекс по выгрузке ОЯТ на ГМП «Звездочка». Этот комплекс построен на финансовые средства Министерства обороны США /56/. В состав берегового комплекса входят: база выгрузки ОЯТ из реакторов утилизируемых АПЛ и их загрузки в транспортные контейнеры, площадка хранения и площадка перевалки в спецэшелон контейнеров с ОЯТ. Годовая расчетная программа берегового комплекса рассчитана на выгрузку ОЯТ из четырех утилизируемых АПЛ типа «Дельта» или двух типа «Тайфун» /57/.

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 транспортирование ОЯТ на ПО "Маяк" осуществляется с использованием транспортно-упаковочных комплектов (ТУК). Каждый комплект включает в себя два элемента - защитный контейнер (наружная упаковка) и чехол (внутренняя упаковка).

До 1993 г. все перевозки корабельного ОЯТ осуществлялись в контейнерах типа ТК-11 и ТК-12. Каждый контейнер вмещает один чехол с 7-ю ОТВС (чехлы для ММП вмещают от 3 до 5 ОТВС). Согласно данным экспертов «Беллоны» с помощью контейнеров ТК-11 и ТК-12 было вывезено не менее 110 эшелонов /3, 6/. Динамика вывоза эшелонов и контейнеров в период с 1984 по 1993 гг. представлена на рис. 1.28.

До 1993 г. вывоз топлива на ПО «Маяк» осуществлялся только из г. Мурманска. Для перевозки контейнеров типа ТК-11 и ТК-12 использовались вагоны типа ТК-4. В каждом таком вагоне размещалось по 4 контейнера. Таким образом, эшелоном из 9-10 вагонов перевозилась одна отработанная зона, а эшелоном из 18-20 вагонов – до 2 отработавших зон. Однако, поскольку не менее трети ОЯТ образовывалось в г. Северодвинске, в целях сокращения ненужных переходов ПТБ и интенсификации вывоза с отстойных АПЛ, была разработана и предложена еще одна схема вывоза ОЯТ на переработку непосредственно из г. Северодвинска с загрузкой контейнера на плаву /6/. На рис. 1.29 представлен маршруты транспортировки ОЯТ из северо-западного региона на ПО «Маяк».

В 1983 г. в нашей стране были введены в действие новые Правила безопасности и физической защиты при транспортировании ОЯТ, составленные с учетом рекомендаций правил МАГАТЭ. Эти Правила практически впервые в стране устанавливали жесткие и конкретные требования к транспортным упаковочным комплектам. В связи с этим был выполнен большой объем работ по проверке соответствия существующих ТУК требованиям новых Правил. В результате было принято решение о замене контейнеров типа ТК-11 и ТК-12 новыми упаковочными комплектами, отвечающими всем требованиям правил, предъявляемых к упаковкам типа B(U) /25/. В 1993 г. контейнеры типа ТК-11 и ТК-12 были выведены из эксплуатации и, начиная с 1994 г., вывоз топлива производился исключительно в упаковочных комплектах типа ТУК-18 /3, 29/.

Транспортно-упаковочный комплект ТУК-18 состоит из контейнера ТК-18 и набора из 7 чехлов, каждый из которых предназначен для размещения от 3 до 7 ОТВС в зависимости от их типа /25, 29/. В соответствии с вышеупомянутыми Правилами упаковка с контейнером ТК-18 относится к типу B, 1-му классу по ядерной безопасности и III транспортной категории (мощность эквивалентной дозы излучения в любой точке на наружной поверхности контейнера не должна превышать 200 мбэр/ч).

Для перевозки новых контейнеров были изготовлены 4 вагона типа ТК-ВГ-18. В одном вагоне ТК-ВГ-18 размещаются 3 контейнера ТК-18. В 2000 г. ВМФ располагал 50 таким контейнерами, половина из которых являлась собственностью Северного флота /6/. Одним эшелоном из 4 вагонов ТК-ВГ-18 и 12 контейнеров типа ТК-18 возможна перевозка 2-3 отработавших зон. Динамика вывоза эшелонов в период с 1994 по 2000 гг. только с Кольского полуострова представлена на рис. 1.30. В целом за этот период из региона Европейского Севера России было выполнено около 36 рейсов /29/.

 

 

Использование исключительно контейнеров типа ТК-18 существенно сократило технические возможности Северного флота по вывозу ОЯТ из региона. Дело в том, что имевшийся до 2000 г. единственный железнодорожный эшелон позволял вывозить за год, в целом по ВМФ России, не более 12-15 активных зон. В тоже время ежегодный прирост ОЯТ за счет утилизации и плановых перегрузок реакторов действующих АПЛ составлял до 30 активных зон в год /59/. С вводом в эксплуатацию второго эшелона, строительство которого на Тверском вагоностроительном заводе профинансировало правительство Норвегии /6/, и что уже нашло свое отражение на динамике вывоза (см. рис.1.30, 2000 г.), потребность в транспортных средствах для вывоза топлива транспортных ЯЭУ удовлетворена. Но вместе с тем, по данным работы /33/, технические возможности ПО "Маяк" позволяют осуществить переработку ОЯТ, выгружаемого из реакторов АПЛ, в объеме только 10 эшелонов в год. По данным Кузнецова В.М. в настоящее время технологическая линия завода РТ-1 по переработке ОЯТ на ПО «Маяк» может перерабатывать в год до 10 т ОЯТ транспортных ЯЭУ, поэтому годовой вывоз ОЯТ, в целом по России, ограничивается 12 эшелонами /58/. Для улучшения ситуации по вывозу топлива из региона необходимы увеличение годового объема переработки ОЯТ до 15-20 т и расширение номенклатуры переработки ОЯТ судовых ЯЭУ при реконструкции завода РТ-1, проведение которой запланировано до 2005-2007 гг. /60/. По мнению Кузнецова В.М. /58/, необходимо выполнить целый ряд мероприятий с общим объемом финансирования порядка 340 млн. руб.:

· провести модернизацию узлов резки и растворения, газоочистки, осаждения и прокалки;

· провести монтаж установки входного контроля;

· завершить строительство хранилища ОЯТ;

· изготовить 420 кассет-переходников;

· выполнить монтаж дополнительного узла фильтрации и дополнительной цепочки готовой продукции.

 

Прогноз времени вынужденного хранения ОЯТ в Северном регионе

Как следует из табл. 1.4 по состоянию на 2002 г. в регионе Европейского Севера находится на хранении значительное количество ОЯТ (порядка 230 активных зон). Анализ создавшейся ситуации с обращением ОЯТ в регионе показывает, что отдельные вопросы в системе обращения с отработавшим топливом судов с ЯЭУ решаются вполне успешно (например, темпы выгрузки ОЯТ из реакторов части АПЛ отстоя, темпы транспортировки топлива на «Маяк» в период 1999 – 2001 гг.). Однако существует ряд позиций, которые остаются до сих пор проблемными, и нет четкого видения, что они могут быть успешно разрешены в обозримом будущем. К таким болевым вопросам регионального статуса, упирающимся по оценкам специалистов Минатома России, в основном, в нестабильное и недостаточное государственное финансирование, можно отнести следующие:

· выгрузка ОЯТ из реакторов АПЛ, снятых с эксплуатации и находящихся длительное время в акватории пунктов отстоя;

· проблема обращения с ОЯТ из реакторов с жидкометаллическим теплоносителем;

· разгрузка хранилища в губе Андреева;

· проект комплексной утилизации ПТБ «Лепсе»;

· проблема обращения с аварийным отработавшим топливом;

· строительство судна-контейнеровоза, отсутствие которого сдерживает темпы разгрузки хранилищ БТБ.

Из проблем федерального значения на первый план выходит задача модернизации завода РТ-1 с целью увеличения годового объема переработки ОЯТ и расширения номенклатуры топлива, для которого в настоящее время не отработана технология переработки.

Таким образом, с учетом изложенных проблемных вопросов представляется возможным рассмотреть, по крайней мере, два потенциальных сценария длительного вынужденного нахождения ОЯТ в регионе Европейского Севера России.

Первый, который можно назвать «оптимистическим», основывается на технически достигнутых в работах по утилизации АПЛ в 2000 – 2001 гг. темпах выгрузки ядерного топлива из реакторов АПЛ и темпах вывоза ОЯТ на переработку. Причем все это должно сопровождаться достаточным уровнем финансирования работ по утилизации АПЛ, что предполагает готовность инфраструктуры по выгрузке и безопасному обращению с ОЯТ не только региона Европейского Севера, но и в целом по России.

Фактически достигнутый темп выгрузки ОЯТ из реакторов отстойных АПЛ по результатам работ в период 2000-2001 гг. составил 18 АПЛ в год (11 АПЛ на Северном и 7 АПЛ на Тихоокеанском флотах). В ближайшие годы планируется увеличение темпов выгрузки ОЯТ. Достигнутые темпы выгрузки ОЯТ из реакторов АПЛ /50/, являются оптимальными, поскольку они увязаны с возможностями промышленной инфраструктуры обеспечения хранения, транспортирования и переработки ОЯТ. Это позволит решить проблему разгрузки отстойных АПЛ к 2007 г.

Следует отметить мнение специалистов организации, которая в рамках Государственной концепции комплексной утилизации АПЛ и НК с ЯЭУ России является головной по ЯЭУ (ОКБМ) /61/, которые считают, что по причине нестабильности и ограниченности финансовых возможностей необходимо вернуться к вопросу об оптимизации схемы обращения с ОЯТ. При этом в качестве основного критерия оптимальности схемы обращения с ОЯТ ими выбирается условие отсутствия накопления выгруженного из реакторов ОЯТ на стадии хранения. А для этого необходимо согласовать интенсивности трех основных процессов: выгрузка, транспортировка и переработка. Авторы работы /61/ считают, подтверждая свои выводы экономическими расчетами, что оптимальной может быть выгрузка ОЯТ из 14-16 двухреакторных АПЛ ежегодно. При этом предполагается экономия в размере порядка 15 млн. долларов США за счет того, что устраняется необходимость изготовления 150-200 ТУКов (о них речь пойдет ниже), но при этом сдвигаются планируемые сроки окончания выгрузки на 3 года, т.е. к 2010 г., а значит, и сроки вынужденного хранения ОЯТ в регионе.

Что касается ОЯТ от перезарядок АПЛ, напомним читателю, что в разделе 1.1 был рассмотрен ряд факторов, которые могут оказать влияние на судьбу атомного подводного флота России. Эти факторы были положены в основу прогнозной оценки численности АПЛ, которые могут находиться в составе Северного флота в период с 2002 по 2020 гг., и количества ОЯТ, которое может появиться в регионе в результате перезарядки этих АПЛ в указанный период времени. Для выполнения оценки был принят ряд предположений:

- в 2002 г. в составе Северного флота находилось 34 АПЛ, в т.ч. 12 стратегических и 22 нестратегических АПЛ;

- срок службы АПЛ класса «Дельта-IV» продлевается до 30 лет;

- АПЛ класса «Оскар-II» находятся в эксплуатации до 2020-2023 гг.;

- для замены устаревающих многоцелевых АПЛ осуществляется ввод в эксплуатацию одной АПЛ класса «Акула» каждые 4 года;

- с такой же периодичностью осуществляется ввод в эксплуатацию АПЛ проекта 955 для пополнения флота стратегическими АПЛ;

- одна активная зона действующих АПЛ содержит 250 ТВС;

- перезарядка АПЛ производится в среднем через 9-10 лет.

Результаты оценки показали, что на конец 2020 г. в составе Северного флота может находиться 6 стратегических АПЛ и 12 нестратегических АПЛ. Таким образом, прогнозируется, что численность АПЛ в составе флота снижается с 34 единиц в 2002 г. до 18 единиц в 2020 г. Результаты оценки количества ОЯТ, поступающего от перезарядок АПЛ, представлены на рис. 1.31.

 

 

Кратко комментируя результаты прогнозной оценки, отметим, что в рассматриваемый период времени в среднем ежегодно производится перегрузка 5-6 активных зон реакторов АПЛ. Прогнозируется, что на конец 2020 г. будет выгружено примерно 26300 ОТВС, что эквивалентно 105 активным зонам, включая плановые перезарядки АПЛ и окончательные выгрузки ОЯТ из реакторов АПЛ, исчерпавших срок службы.

Полученные данные позволяют выполнить ориентировочную оценку количества ОЯТ, которое может находиться в регионе в период с 2002 по 2020 гг. В этой оценке были использованы следующие предположения:

- исходное количество ОЯТ на 2002 г. принято по данным табл. 1.4;

- в рассматриваемый период времени сохраняется численность ледоколов, находящихся в эксплуатации. При этом ежегодно накапливается и вывозится ОЯТ ледокольного флота в количестве, эквивалентном одной активной зоне (241 ОТВС);

- вывоз топлива от перезарядок атомных судов осуществляется после выдержки во временных хранилищах в течение 3-х лет;

- вывоз ОЯТ осуществляется 7-ю эшелонами в год, т.е. за год может быть вывезено 84 контейнера с ОЯТ, в каждом из которых может быть размещено 49 ОТВС (семь чехлов по 7 ОТВС) из реакторов АПЛ или 35 ОТВС (семь чехлов по 5 ОТВС) из реакторов ледоколов.

Результаты выполненной оценки представлены на рис. 1.32.

 

Результаты оценки показывают, что при принятых предположениях до 2010 г. из региона может быть вывезено около 50% накопленного ОЯТ и на конец 2020 г. в регионе останется ОЯТ в количестве, эквивалентном примерно 9 активным зонам (из 234 активных зон, находившихся на хранении к 2002 г.). Таким образом, за рассматриваемый период времени из региона может быть вывезено практически все топливо, которое принимается промышленностью на переработку. Вместе с тем, следует подчеркнуть, что выполненная оценка базировалась на ряде предположений, которые отвечают в определенной степени «идеализированному» сценарию обращения с ОЯТ в регионе.

Второй, реалистический сценарий должен учитывать все обозначенные выше проблемные моменты в системе обращения с ОЯТ в регионе и стране. Естественно, что решение проблемных вопросов не может быть сделано одномоментно, и потребуется определенное время для их осуществления. Так, например, в настоящее время, как отмечалось ранее, технические возможности инфраструктуры по обращению с ОЯТ в регионе являются основным фактором, сдерживающим решение проблемы вывоза корабельного ОЯТ. Достигнутые на сегодня темпы выгрузки ОЯТ из реакторов АПЛ, находящихся на отстое, практически перекрывают темпы его вывоза. Это значит, что, по крайней мере, до 2007-2010 гг. не может быть вывезено топливо, которое находится в хранилищах на БТБ и количество которого эквивалентно примерно 95 активным зонам. Даже в случае успешного решения организационных, финансовых и технических проблем, связанных с разгрузкой этих хранилищ, возникает необходимость буферного хранения значительного количества ОЯТ перед его отправкой на переработку.

Кроме того, в регионе накоплено ОЯТ в количестве примерно 30 активных зон, которое в настоящее время не принимается на переработку. При этом около 80% такого ОЯТ, относится к такому виду отработавших ядерных материалов, вопрос выбора подходов к способу утилизации которого (переработка или захоронение) до сих пор остается открытым.

Рассмотренные факторы показывают, что при таком развитии событий продолжительность вынужденного хранения ОЯТ в Северном регионе выходит за пределы 2020 г. Таким образом, можно сделать общий вывод о том, что ядерное топливо, большие количества которого хранятся в регионе более 30 лет, будет и далее находиться здесь, по крайней мере, 20 лет. Вполне вероятно, что, учитывая обозначенные проблемные вопросы, специалисты Минатома разработали концепцию временного контейнерного хранения ОЯТ. Согласно этой концепции предполагается строительство накопительных площадок на РТП «Атомфлот», СРЗ «Нерпа» и ГМП «Звездочка», где топливо будет храниться в металло-бетонных контейнерах двойного назначения – транспортирования и хранения и/или захоронения. Согласно оценкам экспертов необходимо изготовить примерно 200 таких контейнеров. Стоимость одного контейнера составляет порядка 140 - 150 тыс. долларов США. Первый заказ на такие контейнеры в количестве 48 шт. был размещен на ОМЗ «Ижорские заводы» в 1999 г., а следующий тендер на изготовление 25 контейнеров в 2001 г. выиграл ГМЗ «Севмашпредприятие». Решающее значение в победе этого предприятия имел тот факт, что «Севмашпредприятие» предложило отчислять по 7000 – 7500 долларов США с каждого контейнера в пользу российских областей, на территории которых они будут храниться. Эти деньги в качестве своеобразной страховки будут накапливаться на специальном счете Минфина и поступят в регион в случае чрезвычайного происшествия с контейнером /62/.

В рассматриваемом реалистическом сценарии следует предполагать длительное хранение (более 20 лет) ОЯТ в регионе в различных формах и состояниях: в активных зонах аварийных АПЛ; в контейнерах (минихранилищах) на накопительных площадках; частично в активных зонах утилизируемых АПЛ; на береговых и плавучих технических базах. Длительное хранение в регионе упаковок с ОЯТ при большой их концентрации на объектах, не защищенных от воздействий техногенного характера, таких как падение самолета или вертолета, диверсионного акта и других будет продолжать создавать потенциально негативную экологическую нагрузку на население и окружающую среду региона.

Радикальным решением проблемы длительного хранения ОЯТ в регионе, по мнению авторов монографии, является строительство подземного хранилища в крепких породных массивах Кольского полуострова для долговременного и безопасного хранения топлива. В течение этого периода хранения и должен быть решен вопрос о переработке или более длительном хранении ОЯТ, в зависимости от вида топлива и технико-экономической целесообразности различных вариантов обращения с ним.

В заключении, говоря о практике обращения с ОЯТ в целом, отметим, что особенностью облученного топлива является его высокая радиотоксичность, которая накладывает ограничения на технику выгрузки, перевозки, требует определенной инфраструктуры и соблюдения правил ядерной и радиационной безопасности (дистанционное обращение, защитные контейнеры, портальные краны с большим выбегом стрелы, специальные транспортные контейнеры и вагоны для перевозки на радиохимический завод РТ-1). Так, если активная зона с необлученным ядерным топливом (начальная загрузка) характеризуется полной активностью около 1 Ки, то ОЯТ активной зоны корабельной ЯЭУ имеет активность даже после выдержки в течение нескольких лет порядка 10⁶ Ки. В отработавшем топливе накоплено значительное количество продуктов реакции деления, которые обуславливают высокий уровень γ-излучения на поверхности топливных сборок, характеризующийся значением мощности дозы порядка 10⁴ бэр/час, что в 10⁷ раз превышает допустимый уровень для персонала. Поэтому вопросы обеспечения безопасности занимают особое место в комплексе инженерно-технических задач в рамках проблемы обращения с отработавшим ядерным топливом.