«СТРАТЕГИЧЕСКИЕ ПОДХОДЫ К РЕШЕНИЮ ЭКОЛОГИЧЕСКИХ ПРОБЛЕМ, СВЯЗАННЫХ С ВЫВЕДЕННЫМИ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ОБЪЕКТАМИ АТОМНОГО ФЛОТА НА СЕВЕРО-ЗАПАДЕ РОССИИ Под редакцией академика РАН А. А. Саркисова Москва Наука 2010 УДК ...»

РОССИЙСКАЯ АКАДЕМИЯ НАУК

Институт проблем безопасного развития атомной энергетики

СТРАТЕГИЧЕСКИЕ ПОДХОДЫ

К РЕШЕНИЮ ЭКОЛОГИЧЕСКИХ ПРОБЛЕМ,

СВЯЗАННЫХ С ВЫВЕДЕННЫМИ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ

ОБЪЕКТАМИ АТОМНОГО ФЛОТА

НА СЕВЕРО-ЗАПАДЕ РОССИИ

Под редакцией академика РАН А. А. Саркисова Москва Наука 2010 УДК 621.039+574 ББК 31.4+20.1 А72 Авторы:

С. В. Антипов, Р. В. Арутюнян, Л. А. Большов, В. П. Билашенко, Е. В. Евстратов, А. А. Захарчев, Г. Э. Ильющенко, А. П. Васильев, В. Л. Высоцкий, Р. И. Калинин, Н. Е. Кухаркин, М. Н. Кобринский, В. С. Никитин, А. О. Пименов, В. Н. Пучков, А. А. Саркисов, Б. С. Степеннов, П. А. Шведов, В. А. Шишкин Рецензенты:

доктор технических наук Л. Б. Гусев, доктор технических наук А. Е. Киселев Стратегические подходы к решению экологических проблем, связанных с выведенными из эксплуатации объектами атомного флота на СевероЗападе России / С. В. Антипов, Р. В. Арутюнян, Л. А. Большов и др. ; под ред.

акад. А. А. Саркисова; Ин-т проблем безопасного развития атомной энергетики РАН. — М. : Наука, 2010. — 346 с. : ил. — ISBN 978-5-02-037489-8 (в пер.).

В монографии, подготовленной при поддержке Российского фонда фундаментальных исследований (проект 07-08-13543-офи_ц), систематизированы результаты многолетней работы авторов, а также многих ученых и специалистов различных ведомств по обеспечению безопасности при выводе из эксплуатации радиационноопасных объектов атомного флота на Северо-Западе России. Основной акцент сделан на обоснование и методологию долгосрочного стратегического планирования комплексной утилизации АПЛ с задачей скорейшего снижения существующих радиационных рисков, рационализации действий и уменьшения затрат в этой сфере деятельности.

В монографии впервые в отечественной литературе структурировано понятие «Стратегический Мастер-план», рассмотрены основы его создания включая описания необходимых процедур, используемых при его разработке.

Для специалистов в области проектирования и обеспечения жизненного цикла (в том числе вывода из эксплуатации) объектов атомной энергетики, а также для широкого круга ученых и специалистов, работающих в области стратегического планирования различных направлений науки и техники.

ISBN 978-5-02-037489- © Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН, © Коллектив авторов, © Редакционно-издательское оформление. Издательство «Наука», Оглавление Сокращения и условные обозначения

Термины и определения

Введение

Глава 1. Источники угроз, связанных с выводом из эксплуатации объектов атомного флота на Северо-Западе России 1.1. Общие положения

1.2. Отработавшее ядерное топливо

1.3. Радиоактивные отходы

1.4. Токсичные отходы

1.5. Объекты, содержащие ОЯТ, РАО и ТО (накопленные и образующиеся)

1.5.1. Плавучие объекты

1.5.2. Бывшая техническая база в поселке Гремиха

1.5.3. Бывшая техническая база в губе Андреева

1.6. Анализ рисков, связанных с выведенными из эксплуатации объектами атомного флота

1.6.1. Реальные источники радиационной опасности

1.6.2. Потенциальные источники радиационной опасности............. 1.6.3. Сценарии и риски аварийных событий на радиационно-опасных объектах

1.6.4. Распределение источников опасности по категориям риска

Глава 2. Международный опыт вывода из эксплуатации радиационно-опасных объектов 2.1. Общие положения

2.2. Стратегии вывода из эксплуатации

2.2.1. Главные факторы, оказывающие влияние на выбор стратегии вывода из эксплуатации

2.3. Вопросы технического планирования и управления

2.3.1. Вопросы финансирования

2.3.2. Решения по размещению радиоактивных отходов................ 2.4. Опыт вывода из эксплуатации и утилизации объектов атомного флота США

2.4.1. Вывод из эксплуатации

2.4.2. Демонтаж ракетного отсека

2.4.3. Удаление реакторного отсека

2.4.4. Операции, проводимые на СРЗ

2.4.5. Утилизация АПЛ

Глава 3. Конечные цели комплексной утилизации АПЛ 3.1. Общие положения

3.2. Конечные цели утилизации АПЛ и РБ

3.3. Конечные цели утилизации судов АТО

3.4. Конечная цель утилизации ТАРК

3.5. Конечные цели экологической реабилитации ПВХГ

3.6. Конечные цели экологической реабилитации ПВХА

3.7. Конечные цели обращения с ОЯТ

3.8. Конечные цели обращения с РАО

3.9. Конечные цели обращения с ТО

3.10. Цели и задачи обеспечения регионального радиоэкологического мониторинга

Глава 4. Стратегия достижения конечных целей 4.1. Общие положения

4.2. Стратегия верхнего уровня

4.3. Стратегия утилизации АПЛ и РБ

4.4. Стратегия утилизации судов АТО

4.5. Стратегия утилизации ТАРК

4.6. Стратегия экологической реабилитации ПВХГ

4.7. Стратегия экологической реабилитации ПВХА

4.8. Стратегия обращения с ОЯТ

4.8.1. Ключевые особенности разработанной системы обращения с ОЯТ

4.9. Стратегия обращения с РАО

4.9.1. Схемы и логические цепочки обращения с РАО

4.9.2. Особенности системы обращения с РАО в регионе............... 4.9.3. Ожидаемые результаты реализации разработанной стратегии обращения с РАО

4.10. Стратегия обращения с токсичными отходами

4.10.1. Логические цепочки обращения с токсичными отходами

4.10.2. Особенности предлагаемой системы обращения с ТО

Глава 5. Стратегический Мастер-план комплексной утилизации АПЛ 5.1. Предпосылки и особенности разработки СМП

5.1.1. Предпосылки к разработке СМП

5.1.2. Задачи и результаты СМП-1

5.1.3. Организация разработки и задачи СМП-2

5.1.4. Статус ПКУ и назначение стратегического планирования...... 5.2. Основные этапы разработки Программы комплексной утилизации... 5.2.1. Общий подход к разработке ПКУ

5.2.2. Основные процедуры при разработке и реализации ПКУ..... 5.2.3. Основные результаты стратегических исследований............ 5.2.4. Краткий анализ производственной базы

5.2.5. Краткий анализ нормативной правовой базы

5.2.6. Допущения, принятые при составлении ПКУ

5.3. Структура декомпозиции работ

5.4. Календарное и финансовое планирование ПКУ

5.5. Основные итоги разработки СМП

5.6. Контроль хода реализации СМП. Корректировка ПКУ

5.6.1. Утилизация АПЛ и РБ

5.6.2. Утилизация судов АТО

5.6.3. Утилизация НК с ЯЭУ

5.6.4. Экологическая реабилитация ПВХГ

5.6.5. Обращение с РАО

5.6.6. Обращение с ТО

5.6.7. Обращение с ОЯТ

5.6.8. Радиоэкологический мониторинг

5.6.9. Физическая защита

5.6.10. Совершенствование нормативно-правовой базы................ Литература

Сокращения и условные обозначения АВЭЯО Агентство по выводу из эксплуатации ядерных объектов АПЛ атомная подводная лодка АСКРО автоматизированная система контроля радиационной АТО атомное технологическое обслуживание БСХ блок сухого хранения ОЯТ БТБ береговая техническая база ВАО высокоактивные отходы ВВР водо-водяной реактор ВМФ Военно-морской флот ВНИПИЭТ Всероссийский проектный и научно-исследовательский институт комплексной энергетической технологии ГВД газ высокого давления ГРП Группа разработки программы ГХК Федеральное государственное унитарное предприятие «Горно-химический комбинат»

ЕБРР Европейский банк реконструкции и развития ЖМТ жидкометаллический теплоноситель ЖРО жидкие радиоактивные отходы ЗН зона наблюдения ИБФ Государственный научный центр «Институт биофизики Федерального медико-биологического агентства»

ИСУП информационная система управления программой КГ компенсирующая группа КГО контроль герметичности оболочек КИРО комплексное инженерное и радиационное обследование КПОД комплект проектной и организационной документации КР компенсирующая решетка ЛА летательный аппарат МАГАТЭ Международное агентство по атомной энергии МК «Международный консультант»

МКРЗ Международная комиссия по радиационной защите МНЭПР Многосторонняя ядерно-экологическая программа РФ МП машиностроительное предприятие МЭД мощность эквивалентной дозы НАО низкоактивные отходы НИИАР Государственный научный центр — Научноисследовательский институт атомных реакторов НИКИЭТ Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н. А. Доллежаля НИПТБ научно-исследовательское проектно-технологическое бюро НК с ЯЭУ надводный корабль с ядерной энергетической установкой НРБ-99 Нормы радиационной безопасности 1999 г.

ОБИН обоснование инвестиций ОВЧ отработавшая выемная часть ОКБМ Опытное конструкторское бюро машиностроения ОНАО очень низкоактивные отходы ОТВС отработавшая тепловыделяющая сборка ОЯТ отработавшее ядерное топливо ПВХ пункт временного хранения ПВХА Пункт временного хранения ОЯТ и РАО в губе Андреева ПВХГ Пункт временного хранения ОЯТ и РАО в поселке Гремиха ПДК предельно допустимая концентрация ПДХ пункт долговременного хранения ПЕК плавучая емкость ПКДС плавучая контрольно-дозиметрическая станция ПКУ программа комплексной утилизации ПОК(О) ПКУ Программа обеспечения качества разработки и дальнейшего выполнения Программы комплексной утилизации ППП программа приоритетных проектов ППУ паропроизводящая установка ПТБ плавучие технические базы ПХБ полихлорбифенилы РАН Российская академия наук РАО радиоактивные отходы РНЦ КИ Российский научный центр «Курчатовский институт»

РП реакторное помещение (на НК с ЯЭУ) РТП ремонтно-технологическое предприятие РЦКХ региональный центр кондиционирования и долговременного хранения РЭМ радиэкологический мониторинг САО среднеактивные отходы СДР структура декомпозиции работ СевРАО Предприятие по обращению с радиоактивными отходами в Северо-Западном регионе России СЗЗ санитарная защитная зона СИ стратегическое исследование СМК система менеджмента качества СМП Стратегический Мастер-план СМП-1 Стратегический Мастер-план (первый этап) СМП-2 Стратегический Мастер-план (второй этап) СРЗ судоремонтный завод СУЗ система управления и защиты (реактора) СЦР самопроизвольная цепная реакция ТАРК тяжелый атомный ракетный крейсер ТЗ техническое задание ТНТ технический наливной танкер ТО токсичные отходы ТРО твердые радиоактивные отходы ТЭИ технико-экономические исследования ТЭО технико-экономическое обоснование ФГУП федеральное государственное унитарное предприятие ФЭБЭ Фонд экологической безопасности энергетики при

ИБРАЭ РАН

ФЭИ Государственный научный центр Российской Федерации — Физико-энергетический институт им. А. И. Лейпунского ЦС центр судоремонта ЭПСИ Фонд «Экологическое партнерство “Северное измерение”»

ЯМ ядерные материалы ЯРБ ядерная и радиационная безопасность ЯРОО ядерно- и радиационно-опасный объект ЯТЦ ядерный топливный цикл ЯЭУ ядерная энергетическая установка NDEP см. ЭПСИ ISO Международная организация по стандартизации Термины и определения Атомное техно- Комплекс технологического обслуживания АПЛ, НК логическое об- с ЯЭУ судов АТО, обеспечивающей инфраструктуры служивание или отдельные его виды:

— обеспечение операций по выгрузке ОТВС и загрузке новых ТВС в реакторы;

— прием, дезактивация, ремонт и хранение оборудования ППУ;

— иные функции технологического обслуживания Веха Специальная метка в календарном плане проекта, указывающая на достижение некоторых промежуточных или окончательных целей Индикатор Показатель, указывающий на завершение этапа Индикатор Показатель, характеризующий достижение конечной Информацион- Совокупность программных и технических средств, ная система обеспечивающих эффективный обмен информацией управления про- на всех уровнях управления граммой Код декомпози- Условное обозначение, используемое для идентиции работ фикации элементов иерархической структуры работ, Конвертовка Комплекс доковых мероприятий по подготовке плавучего объекта к длительному отстою на плаву забортных отверстий и обеспечением герметичности внутренних помещений и емкостей) Кондициониро- Перевод РАО в формы, пригодные для безопасного вание РАО хранения, транспортировки и/или захоронения Мегапроект Совокупность разнотипных проектов, имеющих общие цели, но различающихся по содержанию работ, необходимым ресурсам, технологии и организации Мультипроект Совокупность однотипных проектов, схожих по целям, содержанию, ресурсам, технологии и организации работ Отработавшая Активная зона жидкометаллического реактора в выемная часть сборе, извлеченная из реактора (независимо от выработанного энергоресурса) Отработавшая Тепловыделяющая сборка, извлеченная из работавсборка шего ядерного реактора (независимо от выработанного энергоресурса) Отработавшее Тепловыделяющие сборки или активная зона в сбоядерное топливо ре, извлеченная из ядерного реактора (независимо Отходы радиоак- РАО в виде жидких продуктов (водных, органичетивные жидкие ских или пульп), содержащие радионуклиды Отходы радиоак- Отработавшие свой ресурс радионуклидные источтивные твердые ники, любые твердые материалы, объекты, грунт, в которых удельная активность радионуклидов превышает установленные нормы Плавучая техни- Судно АТО, назначением которого является перезаческая база рядка реакторов, храненение ОЯТ и РАО Программа Группа взаимосвязанных мультипроектов, мегапроектов и/или проектов, объединенных общими целями и условиями выполнения (выделенными ресурсами, временем выполнения, технологией, организацией и т. д.) Проект Ограниченный по времени и ресурсам комплекс взаимосвязанных работ, в результате выполнения которых достигаются заданные цели проекта с определенным качеством Радиационно- Объект, на котором находятся источники радионукопасный объект лидов Радиоэкологи- Система наблюдений, оценок и прогнозов текущего ческий монито- и перспективного радиационного состояния объекринг тов окружающей среды Реакторный Обладающий положительной плавучестью фрагмент блок подводной лодки, состоящий из реакторного отсека Реакторный Герметизированный отсек прочного корпуса АПЛ отсек (реактор- (реакторное помещение НК с ЯЭУ), содержащий ное помещение) ядерную ППУ Режим отстоя Режим содержания АПЛ (НК с ЯЭУ) с остановленными ядерными реакторами после вывода из эксплуатации до передачи на СРЗ Ресурс Ресурсами являются люди, оборудование, материалы и т. д.

Риск Опасность возникновения непредвиденных событий, программный которые могут негативно повлиять на достижение Риск радиаци- Степень опасности для населения подвергнуться онный вредному воздействию от радиационного загрязнения окружающей среды Суда АТО Суда, обеспечивающие эксплуатацию и утилизацию Токсичные Отходы производства, содержащие вредные вещестотходы ва, которые могут представлять опасность для окружающей природной среды и здоровья человека (самостоятельно или при вступлении в контакт с другими веществами) Фаза проекта Группа логически взаимосвязанных работ, в результате выполнения которых достигается один из важных результатов проекта Физическая Совокупность организационных мероприятий, инзащита женерно-технических средств и действий подразделений охраны Чехол Защитная упаковка, в которой ОЯТ загружается в Экологическая Комплекс организационных, технических и социальреабилитация ных мероприятий, направленных на восстановление Ядерные Материалы, содержащие или способные воспроизматериалы вести делящиеся ядерные вещества Введение Во все времена человека и окружающую среду сопровождали природные или техногенные угрозы. Природные катаклизмы, пандемии и эпидемии, войны, аварии рукотворных объектов — все это и многое другое могло произойти или происходило практически везде, где обитал человек.

Очень важно, что угрозы для человека и окружающей среды не оставались с течением времени постоянными как по вероятности реализации, так и по источникам возникновения. Некоторые серьезные угрозы становились менее вероятными или значимыми (пандемии, голод в больших регионах, войны и пр.), но появлялись другие, особенно связанные с техническим прогрессом (парниковый эффект, транспортные аварии, терроризм, распространение ядерного оружия).

В ХХ в. возникла атомная энергетика, в которой большинство человечества видит перспективу надежного, экологически менее опасного энергообеспечения на исторически значительный период. Однако использование атомной энергии (даже без учета ядерных вооружений) принесло человечеству и новые угрозы, связанные прежде всего с появлением больших количеств радионуклидов, в том числе долгоживущих, и как следствие дополнительных к природным техногенных радиоактивных излучений. Эти угрозы новы по источнику возникновения, но, как показал пятидесятилетний опыт использования энергии атома, они не превосходят угрозы от использования органического топлива и даже менее значительны [5].

Другое дело, что угрозы атомной энергетики имеют характерную особенность — они достаточно надежно контролируемы и управляемы в период работы атомных реакторов, когда возникающие радиоактивные осколки деления ядер топлива и материалы с наведенной активностью находятся за несколькими барьерами безопасности. Они возрастают и сохраняются длительное время после завершения срока службы реактора или другого аппарата, использующего ядерные или радиоактивные вещества. Завершение жизненного цикла ядерных и радиоактивных материалов связано с их извлечением из штатных конструкций, хранением и транспортировкой на значительные расстояния, кондиционированием твердых радиоактивных отходов (ТРО) и переработкой жидких радиоактивных отходов (ЖРО).

До настоящего времени особенностью использования ядерной энергии во многих странах, в том числе в России, является отсутствие специально созданных хранилищ для окончательного захоронения образующихся в ходе эксплуатации ядерных реакторов радиоактивных отходов, не имеющих перспектив полезного использования. В связи с этим достаточно распространенным приемом обращения с радиоактивными отходами (РАО) и некоторыми типами отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) является организация их долговременного хранения в специально созданных приповерхностных хранилищах на период, необходимый для решения вопроса об их окончательной изоляции. По опыту ряда стран, например Швеции, на создание подземных хранилищ для изоляции РАО (ОЯТ) на сотни лет требуется не только очень много средств, но и времени (50 и более лет). Следовательно, наиболее сложные проблемы обеспечения ядерной и радиационной безопасности приходятся не столько на период работы реакторов, сколько на период вывода из эксплуатации соответствующих объектов — атомных электростанций (АЭС), кораблей и судов с ядерными энергетическими установками (ЯЭУ), береговых технических баз (БТБ), хранилищ ОЯТ и РАО, обеспечивающей инфраструктуры.

Жизненный цикл атомной энергетики не имеет существенных отличий от других отраслей промышленности или любого другого вида человеческой деятельности. Однако у нее имеется ряд особенностей. Атомная отрасль характеризуется долговременной перспективой, технической сложностью и необходимостью использования лучшего мирового опыта. Расчетный срок службы первых атомных электростанций составлял 30—40 лет, в то время как сейчас электростанции проектируются для 50—60 лет непрерывной работы. Более того, полный цикл работ в атомной промышленности может превышать 100 лет при учете необходимости контроля долгоживущих радиоактивных отходов.

Есть еще одна особенность, требующая особого внимания к обеспечению безопасности при использовании атомной энергии. Она связана с состоянием общественного мнения относительно ядерной и радиационной безопасности. Люди достаточно спокойно относятся к многократному превышению нормативов по концентрации в воздухе токсичных выхлопных газов автомобилей. В то же время даже незначительное превышение радиационного фона вызывает большую обеспокоенность, хотя этот фон остается намного ниже предельно допустимых значений. Причин здесь несколько:

от Чернобыльского синдрома до недостаточной информированности о природе воздействия излучений на человека и окружающую среду, а также о реальной радиационной обстановке в том или ином регионе.

В конце прошлого века наиболее острые проблемы, связанные с ОЯТ и РАО, возникли на Северо-Западе России в связи с массовым выводом из эксплуатации атомных подводных лодок (АПЛ) и объектов обеспечивающей инфраструктуры. Именно в этом регионе в период «холодной войны»

была создана мощная группировка атомных подводных лодок, судов и береговых технических баз обеспечения. Из более 260 созданных в Советском Союзе атомных кораблей и судов с ЯЭУ, в том числе судов ледокольного флота, более 160 базировались на Северо-Западе.

Стратегические подходы к решению экологических проблем, связанных с выведенными из эксплуатации объектами атомного флота на Северо-Западе России Массовый вывод из эксплуатации радиационно-опасных объектов атомного флота на Северо-Западе России начался во второй половине 1980-х годов (рис. В.1) и совпал с глубоким экономическим спадом.

Количество АПЛ 1985 1986 1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 Рис. В.1. Графики вывода из эксплуатации АПЛ на Северо-Западе России Из-за недостаточного финансирования работ по комплексной утилизации АПЛ с течением времени экологические угрозы от наследия «холодной войны» в регионе возрастали вследствие ухудшавшегося технического состояния хранилищ ОЯТ, зданий и сооружений на различных площадках, а также судов, находившихся на плаву. Стало очевидно, что без международной помощи и соответствующего международного сотрудничества решить проблему ликвидации угроз, исходящих от различных радиационноопасных объектов флота, в приемлемые сроки не удастся.

Настоящим прорывом в области международного сотрудничества в рассматриваемой сфере явилось решение глав государств «большой восьмерки» в Кананаскисе (Канада) в 2002 г. об учреждении программы Глобального партнерства. По этой программе страны «восьмерки» обязались выделить за десять лет 20 млрд долл. на решение проблем нераспространения ядерного оружия, материалов и технологий, использующихся для их производства, и в том числе на комплексную утилизацию многоцелевых российских АПЛ. В июне 2007 г. необходимость продолжения сотрудничества в этих областях была подтверждена на саммите лидеров стран «большой восьмерки» в Хайлигендамме (Германия).

В 2003 г. 11 государств и 2 международные организации подписали Многостороннее соглашение о ядерно-экологической программе в Российской Федерации (МНЭПР), в котором были конкретизированы механизмы сотрудничества и взаимные обязательства участников Глобального партнерства (рис. В.2). Соглашение MНЭПР отразило важность международного сотрудничества в данной области, недопустимость дублирования проводимых мероприятий, необходимость их взаимной дополняемости. Эти подходы в дальнейшем были перенесены и на двухсторонние отношения.

млн $ Рис. В.2. Финансирование работ по комплексной утилизации АПЛ за счет средств России (нижняя составляющая) и международной помощи (верхняя В декабре 2001 г. в Европейском банке реконструкции и развития (ЕБРР) был учрежден Фонд «Экологическое партнерство “Северное измерение”»

(ЭПСИ). Одной из его задач являлось решение проблем ликвидации высоких рисков радиоактивного загрязнения на Северо-Западе России путем реализации программы «Ядерного окна».

Из-за масштабности и многоплановости выполняемых и предстоящих работ страны-доноры и ЕБРР пришли к соглашению с Росатомом о необходимости выработки всеобъемлющей стратегии решения ядерных проблем для этого региона в процессе комплексной утилизации АПЛ, экологически безопасной реабилитации радиационно-опасных объектов и повышения уровня физической защиты ядерных материалов. В этом контексте в 2003 г. Минатом России и ЕБРР приняли решение о разработке СтратегиСтратегические подходы к решению экологических проблем, связанных с выведенными из эксплуатации объектами атомного флота на Северо-Западе России ческого Мастер-плана (СМП) комплексной утилизации АПЛ, включающего программу комплексной утилизации (ПКУ). Под термином «комплексная утилизация АПЛ» в соответствующей концепции Росатома [12] подразумевается не только утилизация самих АПЛ, но и весь комплекс работ, связанных с завершающим этапом жизненного цикла ядерно- и радиационноопасных объектов флота. Этот термин распространяется и на работы по экологической реабилитации береговых технических баз, на обращение с ОЯТ и РАО, на подготовку обеспечивающей инфраструктуры.

В работе над СМП, которая была завершена в октябре 2007 г., принимали участие ведущие сотрудники основных профильных организаций страны ИБРАЭ РАН, Российского научного центра «Курчатовский институт» (РНЦ КИ), Научно-исследовательского и конструкторского института энерготехники им. Н. А. Доллежаля (НИКИЭТ) и др., объединенные в Группу разработки программы (ГРП). Научное руководство разработкой СМП осуществлял академик А. А. Саркисов.

Важной особенностью разработки СМП являлось участие в работе «Международного консультанта» (МК). В состав группы МК вошли представители компаний ООО «Флюор» и BNG PS, внесшие весомый вклад в работу ГРП.

Настоящая монография подготовлена по результатам разработки Стратегического Мастер-плана комплексной утилизации АПЛ и на основе материалов различных публикаций авторов в журналах «Атомная энергия», «Известия Российской академии наук», а также в препринтах, научнотехнических отчетах и докладах на семинарах в формате «Россия-НАТО» и Контактной экспертной группы Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ).

Глава 1. Источники угроз, связанных с выводом из эксплуатации объектов атомного флота на Северо-Западе России 1.1. Общие положения Жизненный цикл объектов атомного флота включает в себя несколько характерных периодов, таких как постройка и испытания, эксплуатация, вывод из эксплуатации и отстой в ожидании утилизации, утилизация и экологическая реабилитация. В каждый из этих периодов образуются и накапливаются материалы, представляющие угрозу для человека и окружающей среды. Эти материалы можно подразделить на четыре группы:

отработавшее ядерное топливо, твердые радиоактивные отходы, жидкие радиоактивные отходы и токсичные отходы. Угрозы от каждого из перечисленных материалов имеют определенную специфику, и обращение с ними требует соответствующего обеспечения безопасности. Угрозы от ОЯТ связаны с возможностью при определенных условиях несанкционированного достижения критической массы и с высоким уровнем ионизирующих излучений от находящихся в тепловыделяющих элементах радиоактивных продуктов деления. Радиоактивность ОЯТ определяется в основном осколочной активностью.

Угрозы ТРО и ЖРО определяются величинами радиоактивных излучений, связанных, как правило, с наведенной активностью различных изотопов и в ряде случаев с осколочной активностью, если в РАО попали частицы топливной композиции.

Анализируя реальные угрозы для человека и окружающей среды, исходящие от техногенных радиоизлучений, необходимо сопоставлять их величины с естественным радиационным фоном. Естественный фон всегда сопровождал человечество и способствовал его развитию. В период возникновения жизни на Земле, который антропология считает отстоящим на 7—8 млн лет от нашего времени, естественное облучение было даже более значительным, чем в современных условиях, поскольку первобытные люди обитали в пещерах, в воздухе которых накапливался альфаактивный газ радон и аэрозольные продукты его распада.

Многочисленные исследования последних лет свидетельствуют, что естественный радиационный фон — не только неизбежный, но и необходимый компонент нормальной среды обитания живых существ. Современная биология все больше склоняется к мнению, что без мутаций, вызываемых ионизирующим излучением, было бы невозможно развитие живого мира в Стратегические подходы к решению экологических проблем, связанных с выведенными из эксплуатации объектами атомного флота на Северо-Западе России целом (биоты). Множатся свидетельства и доказательства стимулирующего действия малых доз облучения, получившего в мировой радиобиологии специальное название «гормезис».

Многовековой процесс адаптации человечества к окружающей природной среде привел к тому, что существующий уровень естественного облучения живых существ является безопасным. Снижение дозы, получаемой за счет радиационного фона, равно как и чрезмерное ее повышение, ведут к угнетению биоты в целом и человека в частности.

Развиваясь и прогрессируя в полях естественных излучений, живая материя выработала соответствующие защитные механизмы. Напомним, что в организме человека на уровне дезоксирибонуклеиновой кислоты (ДНК) — носителя генетической информации постоянно функционирует механизм элиминации (устранения) радиационно-генетических изменений. Характерно, что у жителей Хиросимы и Нагасаки, переживших атомные бомбардировки 1945 г., и их потомков не выявлено повышенной частоты радиационных мутаций и генетических заболеваний.

Вредность больших доз ионизирующих излучений, обнаруженная почти сразу после открытия рентгеновских лучей, вызвала необходимость разработки допустимых уровней радиационного воздействия. Сначала решали задачу защиты персонала от рентгеновских ожогов, затем по мере накопления опыта и знаний — от сдвигов в кроветворении и онкологических заболеваний. Уже в 1928 г. Международный союз радиологов рекомендовал ограничить дозу облучения персонала величиной 2 Р в неделю (100 Р/год). В 1930-х годах годовую допустимую дозу снизили до 25 Р, затем до 12 биологических эквивалентов рентгена (бэр) и, наконец, до 5 бэр (или 50 мЗв) для персонала и 0,5 бэр (5 мЗв) для населения. По «Нормам радиационной безопасности» 1999 г. (НРБ-99) с 2000 г. введена допустимая годовая доза для персонала 20 мЗв и для населения 1 мЗв.

В настоящее время годовая доза облучения населения в среднем составляет 2,4 мЗв (240 мбэр) и для различных районов Земли, как правило, варьирует от 1 до 10 мЗв (100 мбэр — 1 бэр), хотя встречаются участки и со значительно более высоким уровнем природного фонового облучения.

Анализ глобального радиационного фона показал, что значительные контингенты людей живут в условиях естественного облучения, во много раз превышающего среднемировой, без каких-либо вредных (в том числе и генетических) последствий. К таковым, например, относятся жители столицы Боливии Ла-Паса, находящегося на высоте более 4000 м, долгожители Кавказа и Тибета, проживающие в зонах с более интенсивным космическим облучением, многотысячное население прибрежной полосы штата Керала в Индии, которое обитает на песках, содержащих высокие концентрации тория, жители прикаспийского города Рамзор в Иране, длительное время потребляющие питьевую воду со значительной примесью радия, и Глава 1. Источники угроз, связанных с выводом из эксплуатации объектов др. Достаточно указать, что, например, в Рамзоре уровни облучения достигают 128—167 мЗв в год, что в десятки раз больше средней дозы, получаемой за счет естественных источников.

На начальном этапе развития ядерной энергетики допустимые уровни облучения населения базировались на предположении о приемлемости двукратного увеличения радиационного фона. В период удаления РАО в моря в нашей стране, как и за рубежом, в качестве допустимой дозы дополнительного облучения населения была принята величина 500 мбэр (5 мЗв) за год. Позднее, исходя из гипотезы о беспороговом действии ионизирующего излучения и опасаясь генетических последствий, Международная комиссия по радиационной защите (МКРЗ) предложила значительно более жесткие дозовые пределы. С середины 1990-х годов МКРЗ рекомендовала принять, а национальные комиссии по радиационной защите некоторых стран приняли годовой предел дополнительной дозы для населения, равный 1 мЗв ( мбэр), что практически в 2,5 раза меньше средней годовой дозы облучения человека за счет природного радиационного фона. В частности, такой предел дозы включен в НРБ-99, действующие в нашей стране.

На основе предела дозы для населения были разработаны и применялись предельно допустимые концентрации (ПДК), позднее переименованные в допустимые концентрации, радионуклидов в питьевой воде и уровни вмешательства, в случае превышения которых необходимо использовать меры защиты населения от дополнительного радиационного воздействия.

Рассмотрим ОЯТ, РАО и ТО как основные источники угроз применительно к объектам атомного флота.

1.2. Отработавшее ядерное топливо Основу ядерного топлива корабельных (судовых) ядерных реакторов составляет уран, как правило, в виде химических или механических соединений с различным обогащением изотопом 235U. Для различных типов и поколений тепловыделяющих элементов ядерных реакторов применялись соединения или сплавы типов UO, UАl, U-Zr, U-Be и др.

Для высоконапряженных ядерных реакторов, к которым относятся практически все реакторы транспортного назначения, используют керамические урансодержащие материалы, а также смеси этих материалов с металлами (керметы). Керамическое ядерное топливо представляет собой спеченную или сплавленную смесь химического соединения урана.

В табл. 1.1 приведены характеристики некоторых соединений керамического ядерного топлива на основе урана. Как видно из этих данных, керамическое ядерное горючее обладает высокой температурой плавления: 1600— Стратегические подходы к решению экологических проблем, связанных с выведенными из эксплуатации объектами атомного флота на Северо-Западе России 1800°С, что позволяет значительно повысить температурный уровень работы реактора и условий выдержки активной зоны после его остановки.

Состав ядерного топлива определяет технологию обращения с ОЯТ после вывода реактора из эксплуатации и влияет на стратегию обеспечения безопасности при завершении жизненного цикла в ходе хранения, транспортировки и переработки ОЯТ.

Таблица 1.1. Керамическое ядерное топливо на основе урана Соединение Содержание урана, Температура Теоретическая Содержание UO U3O UC USi U3Si U3Si UAl UBe Процессы уменьшения в ходе кампании количеств ядер делящегося изотопа 235U, накопления осколков деления и их распада мало зависят от типа топлива. Концентрация ядер 235U С5 убывает главным образом в результате захвата ими тепловых нейтронов, влекущего за собой либо деление ядра на два-четыре осколка, либо испускание -кванта в процессе образования нового изотопа:

где a 5 — микроскопическое эффективное сечение поглощения нейтронов 235U; Ф — плотность нейтронного потока.

Если обозначить концентрацию ядер 235U в начальный момент времени t0 = 0 как С50, то решение этого уравнения примет вид Глава 1. Источники угроз, связанных с выводом из эксплуатации объектов Выгорание ядерного топлива в реакторе не может быть полным, и в ОЯТ содержится значительное количество делящегося изотопа. Это определяет необходимость учета ОЯТ при обеспечении условий нераспространения и физической защиты не только «свежего», но и отработавшего ядерного топлива.

Основным источником радиоэкологических угроз, исходящих от ОЯТ, являются радиоактивные осколки и продукты деления. Осколками деления называются ядра, образовавшиеся непосредственно в результате деления, а продуктами деления — смесь осколков деления и продуктов их радиоактивного распада.

В реакции деления промежуточного ядра 236U атомные номера и массовые числа двух его осколков должны удовлетворять следующим соотношениям: Z1 + Z2 = 92 и A1 + А2 = 236 –, где — число вторичных нейтронов, испускаемых при акте деления. Следовательно, сумма (A1 + А2) может быть равной 234 или 233.

Типичным примером деления промежуточного ядра 236U является реакция Осколки деления, как правило, радиоактивны и неустойчивы, так как имеют избыток нейтронов по сравнению с устойчивыми ядрами соответствующих элементов. Образующиеся при делении осколки в большинстве своем оказываются сильно возбужденными и переходят в стабильное состояние лишь после ряда радиоактивных превращений.

Исследования осколков деления 235U показали, что они состоят из атомов более 30 различных элементов начиная с цинка (атомный номер Z = 30) и кончая самарием (Z = 62). Массовые числа осколков А лежат в пределах 72—162 (рис. 1.1).

На рис. 1.2 показано статистическое распределение массовых чисел осколков деления урана и плутония. Наиболее вероятные значения массовых чисел осколков — A1 = 95 для легкого осколка и A2 = 139 для тяжелого, а их в сумме (88 – 38) + (136 – 54) = 132 нейтрона, в то время как 235U содержит 144 нейтрона. Следовательно, в двух осколках деления ядра 236U (образовавшегося в результате взаимодействия 235U с нейтроном) имеется 144 – 132 = 12 избыточных нейтронов. От избыточных нейтронов осколки освобождаются путем последовательных распадов. Эти распады и являются главным источником опасности при обращении с ОЯТ.

В табл. 1.2 приведены данные активности продуктов деления на примере активных зон АПЛ первого поколения и спада активности в зависимости от времени выдержки. Для сравнительной оценки роли каждого радионуклида в величине остаточной радиоактивности активных зон можно использовать данные табл. 1.3.

Стратегические подходы к решению экологических проблем, связанных с выведенными из эксплуатации объектами атомного флота на Северо-Западе России Рис. 1.1. Кривая распределения продуктов деления ядер 235U Рис. 1.2. Выход продуктов при делении ядер 235,238U и 239Pu Глава 1. Источники угроз, связанных с выводом из эксплуатации объектов Таблица 1.2. Активность радионуклидов в различные периоды 89m 95m 103m 121m 125m 127m Стратегические подходы к решению экологических проблем, связанных с выведенными из эксплуатации объектами атомного флота на Северо-Западе России 129m 137m Сумма Глава 1. Источники угроз, связанных с выводом из эксплуатации объектов Таблица 1.3. Радиоактивность продуктов деления в тепловыделяющем элементе реакторов с ЖМТ при максимальной глубине выгорания 108m 113m 121m 125m Стратегические подходы к решению экологических проблем, связанных с выведенными из эксплуатации объектами атомного флота на Северо-Западе России Как видно из табл. 1.3, основной вклад (более 90%) в значение суммарной активности облученного ядерного топлива после двадцатилетней выдержки вносят долгоживущие изотопы 137Cs и 90Sr, а также короткоживущие 90Y и 137Bа. Последние являются промежуточными продуктами цепочек распада осколков деления.

1.3. Радиоактивные отходы В зависимости от состояния радиоактивные отходы подразделяются на жидкие и твердые.

ЖРО образуются при повседневной эксплуатации и ремонте АПЛ, перезарядке активных зон реакторов, перезарядке фильтров активности, а также при ликвидации последствий радиационных инцидентов и аварий. Значительная часть ЖРО связана с отходами, возникающими при утилизации АПЛ.

В 1960—1970-е годы на Северном и Тихоокеанском флотах объем образующихся ЖРО (без учета вод санитарных пропускников и специальных прачечных) составлял 5000—8000 м3 в год. В последние годы в связи со значительным сокращением количества АПЛ и снижением интенсивности их плавания количество эксплуатационных ЖРО сократилось в 1,5— Глава 1. Источники угроз, связанных с выводом из эксплуатации объектов раза. Основная масса этих отходов — ЖРО низкой объемной активности (менее 1·10–5 Ки/л, или 0,37 МБк/л), которые составляют 70—90% общего количества. Остальное — отходы средней объемной активности (1·10–5— 1·10–2 Ки/л или 0,37 МБк/л — 0,37 ГБк/л). Отмеченные ЖРО сопутствуют выполнению таких технологических операций по обслуживанию корабельных ЯЭУ, как отмывка контуров установки, дезактивация съемного и несъемного оборудования, отбор проб сред контуров и их анализ, перезарядка фильтров активности и пр. На кораблях Военно-морского флота (ВМФ) при нормальной эксплуатации ЯЭУ ЖРО высокой объемной активности не образуются.

ЖРО в повседневных условиях работы АПЛ представлены в основном технологическими средами контуров установок. В расчете на одну корабельную ЯЭУ количество образующихся за год отходов составляет 40—100 м3.

Их состав и активность сильно зависят от конструктивных особенностей установки, частоты смены теплоносителя, продолжительности выдержки отходов, состав содержит радионуклиды активационного и осколочного происхождения в различных соотношениях. В отходах водо-водяных реакторов (ВВР) с герметичными оболочками твэлов преобладают активированные продукты коррозии — 60Co (период полураспада — 5,27 года), 55Fe (2,7 года), 54Mn (312 сут), 58Co (70,8 сут) и др. Наиболее долгоживущими среди них являются 60Co и 55Fe. При разгерметизации оболочек твэлов в ЖРО обнаруживается значительная доля долгоживущих продуктов деления, в частности 90Sr, 137Cs и др. Как правило, в ЖРО корабельных ЯЭУ отсутствуют изотопы плутония и других трансурановых элементов. Особенность отходов на АПЛ, оснащенных ЯЭУ с ЖМТ, — наличие в них альфаактивного радионуклида 210Po, образующегося в результате нейтронной активации висмута, входящего в состав теплоносителя Pb-Bi (эвтектики).

Объемная активность 210Po в сплаве в среднем составляла 2—3 Ки/л (74— 110 ГБк/л). Другая специфическая особенность таких ЯЭУ — повышенные концентрации трития в воде второго контура. Этот изотоп водорода образуется в первом контуре в результате взаимодействия нейтронов с бериллием, использующемся в качестве замедлителя и отражателя, за счет диффузионных процессов поступает в воду второго контура и из нее в воздух отсеков АПЛ. По опыту эксплуатации ЯЭУ с ЖМТ объемная активность трития в воде второго контура составляет 6,3·105—4,1·107 Бк/л (1,7·10–5— 1,1·10–3 Ки/л), в воздухе энергетических отсеков — от 9 до 750 Бк/л (2,4·10–10—2·10–8 Ки/л), в воздухе жилых отсеков АПЛ — от 2,6 до 20 Бк/и (7·10–11—5,4·10–10 Ки/л).

После таких операций по техническому обслуживанию ЯЭУ, как ремонт, перезарядка активных зон реакторов, переснаряжение фильтров активности, промывка контуров, основную массу ЖРО составляют дезактивационные воды. Объем их значительно превышает объемы эксплуатациСтратегические подходы к решению экологических проблем, связанных с выведенными из эксплуатации объектами атомного флота на Северо-Западе России онных отходов. До 400 м3 ЖРО с объемной активностью 10–8—10–4 Ки/л (0,37 кБк/л — 3,7 МБк/л) сопутствуют процессу перезарядки активной зоны реактора. Из фильтров активности при смене сорбентов извлекают до 200 л отходов в форме отработавших ионообменных смол. Объемная активность радионуклидов в них, как правило, составляет 10–5—10–2 Ки/л (0,37—370 МБк/л). По составу радионуклидов этот тип отходов близок к контурным водам и отличается от них в основном возросшей долей долгоживущих радионуклидов — 60Co, 90Sr, 137 Cs и др.

Особая группа ЖРО — сточные воды санитарных пропускников и специальных прачечных. За год образуется 300—400 тыс. м3 таких отходов, а их объемная активность в большинстве случаев не превышает уровней, требующих вмешательства, регламентированного НРБ-99. Эти воды содержат значительное количество поверхностно-активных веществ. Охлаждающие технологические воды береговых и плавучих хранилищ отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) — также отдельная специфическая группа ЖРО. В них представлены долгоживущие радионуклиды 90Sr, 137Cs в концентрациях до 10–2 Ки/л (370 МБк/л). Лишь 30% ЖРО объектов ВМФ отличаются низким солесодержанием (дренажные воды первого—третьего контуров), а 70% — дезактивационные воды с высоким содержанием солей, что сильно затрудняет их очистку.

Значительное количество ЖРО появляется при ремонте корабельных ЯЭУ. В расчете на одну установку их образуется 150—300 м3 при объемной активности 10–9—10–5 Ки/л (37 Бк/л — 0,37 МБк/л) и суммарной активности меньше 1 Ки. В этих отходах доминируют долгоживущие радионуклиды, что связано с большим временем выдержки корабельных ЯЭУ перед ремонтом.

ЖРО, возникающие на АПЛ вследствие протечек воды первого контура и при частичном его дренировании, отборе проб и дезактивации оборудования, собирают в дренажных цистернах общим объемом 3—8 м3. Затем отходы перекачивают с АПЛ на специальные суда, плавучие емкости или специальные береговые сооружения. Для исключения несанкционированных сбросов ЖРО из дренажных цистерн АПЛ их сливные кингстоны опломбированы и опечатаны, что контролирует служба радиационной безопасности. В зависимости от объемной активности воды, которую определяют по результатам измерений отобранных проб, удаление воды из цистерны биологической защиты проводят с разрешения службы радиационной безопасности за борт или в специальные емкости.

Для средней аварии и ликвидации ее последствий характерно повышение концентрации радионуклидов в сопутствующих ЖРО до 10–2 Ки/л (0, ГБк/л); в отдельных тяжелых аварийных случаях их объемная активность достигала 0,3—0,5 Ки/л (11—18,5 ГБк/л). Основной вклад в суммарную активность таких ЖРО вносит вода из реакторного отсека — до 1 кКи (наибольшее значение).

Глава 1. Источники угроз, связанных с выводом из эксплуатации объектов Чтобы дать представление о масштабе явлений, отметим, что это на три порядка меньше суммарного сброса 137Cs с завода «Селлафилд» во внутренние воды Ирландского моря, который составил более 1 МКи. А при нормальной эксплуатации АПЛ, оснащенных реакторами с ЖМТ, активность образующихся ЖРО много меньше указанного для аварийного случая на ВВР и составляет порядка 1 Ки.

ТРО образуются в период работы ядерных реакторов за счет облучения внутриреакторных и внутрикорпусных устройств, в основном нейтронным потоком, исходящим из активных зон. К концу кампании наведенная активность в материалах, содержащих никель, кобальт, железо, магний, достигает максимальных значений. После остановки реактора наведенная активность начинает медленно спадать в соответствии с периодами полураспада радионуклидов вышеназванных элементов. В табл. 1.4—1.6 приведены величины наведенной активности внутриреакторных и внутрикорпусных устройств реакторного отсека в различное время после остановки типового судового реактора.

Таблица 1.4. Наведенная активность внутриреакторных конструкций нуклид (6,43E+03) (1,68E+02) (2,92E+00) (2,69 Е–07) (1,81E+05) (5,73E+04) (1,61E+04) (9,78E+01) (3,65 Е–03) (1,75 Е–06) (4,76E+04) (2,64E+04) (1,37E+04) (9,84E+02) (5,11E+00) (9,81Е–02) Ni 4,10E+12 4,10E+12 4,10E+12 4,10E+12 4,10E+12 4,10E+12 4,08E+12 4,06E+ (1,11E+02) (1,11E+02) (1,11E+02) (1,11E+02) (1,11E+02) (1,11E+02) (1,10E+02) (1,10E+02) Ni 3,50E+14 3,38E+14 3,38E+14 2,84E+14 2,16E+14 1,75E+14 1,11E+13 3,43E+ (9,46E+03) (9,14E+03) (9,14E+03) (7,68E+03) (5,84E+03) (4,73E+03) (3,00E+02) (9,27E+00) Сумма 9,36E+15 3,34E+15 1,43E+15 3,30E+14 2,20E+14 1,80E+14 1,52E+13 4,44E+ (2,53E+05) (9,03E+04) (3,86E+04) (8,92E+03) (5,95E+03) (4,86E+03) (4,11E+02) (1,20E+02) Стратегические подходы к решению экологических проблем, связанных с выведенными из эксплуатации объектами атомного флота на Северо-Западе России Таблица 1.5. Наведенная активность конструкций корпусов судовых нуклид (2,70E+02) (7,05E+00) (1,23 Е–01) (1,12 Е–08) (9,43E+03) (3,00E+03) (8,35E+02) (5,14E+00) (1,90 Е–04) (9,14 Е–08) (1,43E+03) (7,89E+02) (4,11E+02) (2,97E+01) (1,53 Е–01) (2,95 Е–03) Ni 9,78E+10 9,78E+10 9,78E+10 9,78E+10 9,78E+10 9,76E+10 9,73E+10 9,69E+ (2,64E+00) (2,64E+00) (2,64E+00) (2,64E+00) (2,64E+00) (2,64E+00) (2,63E+00) (2,62E+00) Ni 6,71E+12 6,50E+12 6,27E+12 5,47E+12 4,14E+12 3,36E+12 2,10E+11 6,59E+ (1,81E+02) (1,76E+02) (1,69E+02) (1,48E+02) (1,12E+02) (9,08E+01) (5,68E+00) (1,78 Е–01) Mo 2,50E+09 2,50E+09 2,50E+09 2,50E+09 2,46E+09 2,46E+09 2,26E+09 2,05E+ (6,76 Е–02) (6,76 Е–02) (6,76 Е–02) (6,76 Е–02) (6,65 Е–02) (6,65 Е–02) (6,11 Е–02) (5,54 Е–02) Сумма 4,24E+14 1,47E+14 5,26E+13 6,84E+12 4,25E+12 3,46E+12 3,10E+11 1,06E+ (1,15E+04) (3,97E+03) (1,42E+03) (1,85E+02) (1,15E+02) (9,35E+01) (8,38E+00) (2,86E+00) Таблица 1.6. Общая наведенная активность конструкций в реакторном (6,70E+03) (1,75E+02) (3,05E+00) (2,81 Е–07) (1,92E+05) (6,11E+04) (1,71E+04) (1,04E+02) (3,89 Е–03) (1,86 Е–06) (4,41E+04) (2,76E+04) (1,42E+04) (1,02E+03) (5,32E+00) (1,02 Е–01) Ni 4,25E+12 4,25E+12 4,25E+12 4,25E+12 4,25E+12 4,25E+12 4,23E+12 4,21E+ (1,15E+02) (1,15E+02) (1,15E+02) (1,15E+02) (1,15E+02) (1,15E+02) (1,14E+02) (1,14E+02) Глава 1. Источники угроз, связанных с выводом из эксплуатации объектов Ni 3,61E+14 3,48E+14 3,38E+14 2,93E+14 2,23E+14 1,80E+14 1,14E+13 3,54E+ (9,76E+03) (9,41E+03) (9,14E+03) (7,92E+03) (6,03E+03) (4,86E+03) (3,08E+02) (9,57E+00) Mo 2,50E+09 2,50E+09 2,50E+09 2,50E+09 2,46E+09 2,46E+09 2,26E+09 2,05E+ (6,76 Е–02) (6,76 Е–02) (6,76 Е–02) (6,76 Е–02) (6,65 Е–02) (6,65 Е–02) (6,11 Е–02) (5,54 Е–02) Сумма 9,89E+15 3,64E+15 1,50E+15 3,41E+14 2,27E+14 1,86E+14 1,57E+13 4,60E+ (2,67E+05) (9,84E+04) (4,05E+04) (9,22E+03) (6,14E+03) (5,03E+03) (4,24E+02) (1,24E+02) 1.4. Токсичные отходы Проведенные в последние годы сравнительные оценки опасности, исходящей от радиоактивных и токсичных отходов, показали, что опасность токсичных отходов на предприятиях в повседневных условиях производства по величине химического риска на несколько порядков превосходит радиационный риск [2]. Это связано с тем, что разделка АПЛ производится тепловым и механическим методами. Вначале на плаву у пирса с АПЛ удаляются конструкции, расположенные выше ватерлинии и внутри корпуса (применяется ацетиленокислородная резка). Далее ликвидируются пусковые установки (ацетиленокислородная и газокислородная резка). Затем, после выполнения доковой операции, происходит демонтаж крупногабаритных секций (ацетиленокислородная резка). На конечной стадии, которая насыщена различными видами работ, производится разделка секций, демонтаж корпусных покрытий, сортировка по маркам металлолома и подготовка товарных блоков (газокислородная и механическая резка).

Ацетиленокислородная резка — основной и традиционный вид разделки корпусных конструкций. Газокислородная резка (пропан-бутан, природный газ) применяется при обработке крупногабаритных секций. Она заменяет ацетиленовую резку, но с точки зрения воздействия на человека и окружающую среду они не отличаются друг от друга. Плазменная резка используется только при разделке цветных металлов и сплавов. Во всех случаях выделяются в виде аэрозолей вредные химические вещества. Они состоят из окислов и ингредиентов обрабатываемых материалов. Проникая через органы дыхания и слизистую оболочку, они проявляют себя как токсичные (окислы марганца, хрома, углерода, фториды и пр.), раздражающие (окислы хрома, азота, фториды и пр.), аллергические (окислы хрома, формальдегид и пр.) и фиброгенные (асбест, цемент, стекловолокно, пробка и пр.) компоненты.

Одновременно выделяющиеся газы вызывают раздражение, удушье и могут привести к общему отравлению. Пыль имеет высокую степень дисперсности и способна глубоко проникать в дыхательные пути. Она осоСтратегические подходы к решению экологических проблем, связанных с выведенными из эксплуатации объектами атомного флота на Северо-Западе России бенно опасна при работе с хромистыми, хромоникелевыми и марганцевыми сталями. Характерными компонентами вредных выделений при механической резке являются смеси твердых частиц разрезаемого материала и режущего инструмента. Перед проведением газорезательных работ линия реза внутри и на поверхности корпуса АПЛ зачищается от существующих покрытий, чтобы предупредить их возгорание, а также образование большого количества токсичных веществ и газов. Образующиеся отходы имеют сложный состав — резиновое, лакокрасочное покрытие, тепловая изоляция, линолеум, пластик, герметик и пр. Демонтаж ведется механическим способом, в результате чего постоянно образуется пыль. Кроме того, на подготовительном этапе к утилизации с АПЛ удаляются все технологические жидкие среды.

Следует обратить особое внимание на проблему запыленности и газоаэрозольных выбросов в воздушную среду. Эта проблема не относится к Программе обращения с ТО и имеет экологическую направленность, но требует дополнительных исследований, так как обеспечение безопасности связано с совершенствованием технологий разделки корпусных конструкций, созданием специальных систем защиты и очистки воздуха.

В результате при утилизации образуются газообразные, жидкие и твердые отходы, некоторые из которых токсичны. Газы и аэрозоли выбрасываются в атмосферу без очистки. Жидкие отходы частично обезвреживаются, очищаются, сжигаются и собираются в емкости. Твердые отходы также частично обезвреживаются, собираются в контейнеры или вывозятся на городские свалки. Тяжелые частицы металлов, их окислы и другие химические вещества, входящие в состав аэрозолей, оседают на территории завода, а затем с дождевыми и талыми водами попадают на прилегающую часть морской акватории. На акваторию поступают также промывные и хозяйственно-бытовые воды, содержащие после предварительной очистки примеси нефтепродуктов, гидравлической жидкости и пр. Загрязнение территории происходит и в результате длительного хранения в открытом виде на площадках демонтированных конструкций и различных материалов, покрытий, теплоизоляции, кабелей и пр. (рис. 1.3).

В результате в процессе утилизации двух-трех АПЛ в год на отдельном предприятии образуется от 3000 до 5000 т отходов различных типов (табл. 1.7).

Основными источниками химического загрязнения являются газоаэрозольные выбросы (рис. 1.4, табл. 1.8), рабочие жидкие среды систем и устройств АПЛ, конструкционные материалы, которые загрязняют атмосферу, территорию и акваторию предприятий, представляя опасность для персонала, населения и окружающей среды.

Глава 1. Источники угроз, связанных с выводом из эксплуатации объектов Стратегические подходы к решению экологических проблем, связанных с выведенными из эксплуатации объектами атомного флота на Северо-Западе России Таблица 1.7. Количество различных токсичных отходов, образующихся при утилизации двух-трех АПЛ Газообразные Окислы металлов Твердые Люминесцентные лампы, шт./год Отвержденные лакокрасочные материалы, смолы, герметики, компаунды и пр.

Рис. 1.4. Резка металла с выбросом газов и аэрозолей в атмосферу Глава 1. Источники угроз, связанных с выводом из эксплуатации объектов Таблица 1.8. Валовое выделение химических веществ в виде аэрозолей при газоплазменной резке и воздушно-дуговой строжке «Дельта-3»

«Дельта-4»

«Тайфун»

Проблемными для предприятий являются отдельные смазки, гидравлическая жидкость, хладоны, хром- и нитритсодержащие ингибиторы — они не перерабатываются и не уничтожаются (нет установок), накапливаются на предприятиях и различных объектах. Промывочные воды сбрасываются в систему канализационно-очистных сооружений после предварительной очистки от нефтепродуктов (рис. 1.5).

Опасность твердых отходов состоит в том, что многие из них вследствие особенностей конструктивного исполнения представляют собой неразделимую массу наподобие слоеного пирога: смешанные материалы в виде пластин, кусков, крошки, обрывков, волокон, лент, нитей с остатками клеевой основы и лакокрасочных покрытий, шпатлевок, смол, компаундов и пр., а также цельные пластины, маты, листы. Клеи, компаунды, шпатлевки, лакокрасочные материалы в отходах имеют полимеризованную отвержденную форму. Содержание резины в них составляет 95— 97%. Отходы в виде изоляции на основе пластин (матов) — это клеевые соединения матов с тканями, заделками стыков и швов мастиками, герметиками, окрашенные сверху. Маты выполнены на основе стекло- и базальтового волокна, каолиновой ваты, которые составляют 85—90% общей массы (рис. 1.6 и 1.7).

Стратегические подходы к решению экологических проблем, связанных с выведенными из эксплуатации объектами атомного флота на Северо-Западе России Рис. 1.5. Оценочное максимальное количество жидких отходов, образующихся при утилизации АПЛ, надводных кораблей с ядерными энергетическими установками (НК с ЯЭУ) и судов атомного технологического обслуживания (АТО), т Рис. 1.6. Резинотехнические отходы от утилизации АПЛ Глава 1. Источники угроз, связанных с выводом из эксплуатации объектов 5000. 5000, 4500. 4500, 4000. 4000, 3500, 3500. 3000. 3000, 2500, 2500. 2000. 1500. 1000, 500. 500, Рис. 1.7. Оценочное максимальное количество твердых отходов, образующихся По степени опасности отходы делятся на пять классов: 1-й (чрезвычайно опасные), 2-й (высокоопасные), 3-й (умеренно опасные), 4-й (малоопасные), 5-й (практически неопасные). Отходы 1—4-го классов требуют переработки и уничтожения, отходы 5-го класса вывозятся на городские полигоны (свалки). Классификация имеет многоуровневый характер и основывается на «Критериях отнесения опасных отходов к классу опасности для окружающей природной среды», Федеральном классификационном каталоге отходов, а при отсутствии данных по отдельным рецептурам — на расчетах или экспериментах. Выбор показателей опасности для бензина, керосина, мазута, части масел и смазок выполняется по критерию для нефтепродуктов, так как все они являются продуктами переработки нефти. Компоненты отходов природного органического происхождения относятся к классу практически неопасных. В их отношении применяются рыбохозяйственные нормативы, используются предельно допустимые концентрации вредных веществ в воздухе и воде, учитываются гигиенические требования к обеспечению качества атмосферного воздуха и водоотведения для населенных мест, требования к санитарной охране водных объектов, к поверхностным водам, использованию сточных вод для орошения и пр.

За предшествующий период утилизации АПЛ (до 2007 г.) на предприятиях Северо-Западного региона образовалось около 90 тыс. т отходов 1—5-го классов. Из них до 30 тыс. т было захоронено — вывезено на городские полигоны (свалки) без компактирования и сортировки (навалом); около 20 тыс. т переработано и использовано на самих предприятиях, а также передано на другие предприятия для использования, переработки или обезвреживания. Около 24 тыс. т составляет карбидный ил, который в осСтратегические подходы к решению экологических проблем, связанных с выведенными из эксплуатации объектами атомного флота на Северо-Западе России новном хранится на необорудованных площадках за пределами предприятий, а относительно небольшая его часть остается на их территориях. На предприятиях продолжают накапливаться жидкие отходы 1-го и 3-го классов и твердые отходы 1-го, 3-го и 4-го классов. Твердые отходы 5-го класса и частично 4-го класса вывезены на городские свалки, что привело к захламлению последних.

1.5. Объекты, содержащие ОЯТ, РАО и ТО (накопленные и образующиеся) 1.5.1. Плавучие объекты Процесс вывода атомных подводных лодок из состава ВМФ начался в 1985 г. В 90-е годы прошлого столетия были достигнуты самые высокие темпы прекращения эксплуатации отслуживших свой срок АПЛ. Ежегодно в отстой отправлялось в среднем 9 подводных лодок. Поскольку производственные мощности судоремонтных предприятий Северо-Запада России не позволяли утилизировать все выведенные из эксплуатации АПЛ, количество не утилизированных подводных лодок в пунктах отстоя и на судоремонтных заводах (СРЗ) в 1990-х годах увеличивалось и в 1998 г.

достигло 78, в том числе с 76 не выгруженным ОЯТ (рис. 1.8 и 1.9).

Количество Глава 1. Источники угроз, связанных с выводом из эксплуатации объектов Количество Рис. 1.9. Изменение количества не утилизированных АПЛ На 1 июля 2007 г. в Северо-Западном регионе:

• из эксплуатации выведено 120 АПЛ;

• утилизировано до реакторного блока (РБ) / реакторного отсека (РО) 100 АПЛ, из них:

• 1 многоотсечный РБ (АПЛ класса «Эхо-2»);

• 1 шестиотсечный РБ (АПЛ класса «Тайфун»);

• 72 трех- и четырехотсечных РБ;

• 5 одноотсечных блоков РО с емкостями плавучести и 1 плавучий модуль (АПЛ класса «Джульетта»);

• 20 РО, подготовленных к длительному хранению на береговой площадке в пункте долговременного хранения (ПДХ) в губе Сайда, в том числе РО № 120, демонтированный при эксплуатационном ремонте АПЛ класса «Альфа» № 105 (РО в расчет количества утилизируемых АПЛ не входит);

• 7 РО подготовлены к постановке на береговую площадку ПДХ в губе Сайда;

• 12 РО находятся на стапельной плите и в эллинге СРЗ «Нерпа», подготовлены к переводу в ПДХ в губе Сайда;

Стратегические подходы к решению экологических проблем, связанных с выведенными из эксплуатации объектами атомного флота на Северо-Западе России • в 2007 г. выполнялись работы по разделке 6 трехотсечных РБ и формированию одноотсечных блоков РО с подготовкой их к постановке в ПДХ;

• за счет внебюджетных средств выполняются работы по разделке 2 четырехотсечных РБ и формированию одноотсечных РО с подготовкой их к постановке в ПДХ;

• ОЯТ выгружено из реакторов 104 АПЛ и РБ «Альфа» № 120.

В Северо-Западном регионе создана промышленная инфраструктура, позволявшая при достаточном финансировании завершить выгрузку ОЯТ из утилизируемых АПЛ — в 2009 г., а их утилизацию — в 2010 г.

Окончательная разделка реакторных блоков и установка сформированных реакторных отсеков в ПДХ в губе Сайда, т. е. полное приведение утилизируемых АПЛ в безопасное состояние, может быть завершена в 2014 г.

Радиационный потенциал, накопленный на АПЛ, выведенных из эксплуатации, в результате выгрузки ОЯТ снизится более чем в десять раз.

Для завершения утилизации АПЛ в обозначенные сроки необходимо решить ряд проблем, в том числе:

• подготовить и провести утилизацию АПЛ класса «Папа»;

• обеспечить выгрузку отработавшей выемной части (ОВЧ) из реактора АПЛ класса «Альфа» № 910;

• принять решение о дальнейшей судьбе затонувшей АПЛ класса «Ноябрь».

На 1 июля 2007 г. в Северо-Западном регионе из эксплуатации выведено 28 судов АТО. Прежде они обеспечивали выгрузку ОЯТ из ядерных реакторов АПЛ, размещение его в бортовых хранилищах, прием и хранение РАО, организацию радиационного контроля персонала и проведение дезактивационных работ.

Основные типы судов АТО и их назначение приведены в табл. 1.9.

В основном все суда АТО были построены в 1960—1970 гг., поэтому в настоящее время они имеют значительный износ корпусных конструкций, переставших вследствие этого быть защитными барьерами на пути миграции радионуклидов из бортовых хранилищ ОЯТ и РАО. Дальнейшее нахождение судов на плаву с выработавшими ресурс системами обеспечения непотопляемости ведет к увеличению вероятности радиоэкологических инцидентов и ставит утилизацию судов АТО в ряд безотлагательных мероприятий. В то же время разделка судов АТО и прежде всего их хранилищ ОЯТ и РАО затруднена имеющимися в них повышенными уровнями излучений. Эта разделка будет сопровождаться образованием большого количеГлава 1. Источники угроз, связанных с выводом из эксплуатации объектов ства ТРО (примерно 200 м3 от каждой ПТБ проекта 326М), а также ЖРО сложного физико-химического состава. Мощностей для переработки и хранения этих РАО в регионе нет, что вынуждает признать в настоящее время приоритетным обеспечение их безопасного хранения на плаву (до передачи на утилизацию).

Таблица 1.9. Типы и назначения выведенных из эксплуатации Плавучие техниче- 6 Выгрузка, временное хранение и «Володарский»

классов «Зея», «Вала»

станция (ПКДС) АПЛ, а также сбор ЖРО, образующихся в процессе дезактивации и Плавучие емкости 15 Прием и временное хранение ЖРО ПЕК- Следует также учесть, что опыт комплексной утилизации судов АТО в России отсутствует. Выполнялись только неотложные работы по обеспечению их безопасного хранения на плаву.

Суда АТО по архитектурному облику, конструкции, габаритным характеристикам и водоизмещению существенно отличаются друг от друга (рис. 1.10 и 1.11). Это необходимо учитывать при планировании утилизационных работ. Но главным различием является количество хранилищ разного типа и их наполнение на судах АТО.

Стратегические подходы к решению экологических проблем, связанных с выведенными из эксплуатации объектами атомного флота на Северо-Западе России Рис. 1.10. Плавучая техническая база проекта 326М Рис. 1.11. Плавучая контрольно-дозиметрическая станция Если исключить из рассмотрения проблемы утилизации ПТБ «Лепсе» с отработавшим ядерным топливом на борту (этому посвящен следующий подраздел), то главные сложности утилизации судов АТО можно охарактеризовать следующим образом:

• в хранилищах ПТБ находятся высокоактивные гильзы системы управления и защиты (СУЗ), технология выгрузки которых не разработана;

• с ПТБ предстоит удалить ЖРО сложного химического состава, а технологических средств для переработки таких ЖРО нет;

• один танкер (ТНТ-8) находится в затопленном состоянии, и его нужно поднимать;

• отсутствует обоснованный и утвержденный вариант оптимальной утилизации ПТБ;

Глава 1. Источники угроз, связанных с выводом из эксплуатации объектов • отсутствует береговое хранилище для размещения крупногабаритных фрагментов утилизированных судов АТО;

• отсутствует технология утилизации ТНТ и ПКДС; для ее разработки необходимы данные по радиационной обстановке на этих судах, которые могут быть получены путем радиационного обследования.

В наибольшем количестве на судах АТО накоплены низкоактивные РАО. На рис. 1.12 и 1.13 показаны суммарные (имющиеся плюс прогнозные) активности твердых и жидких низкоактивных отходов на ПТБ и танкерах АТО.

Относительно состояния ПКДС имеются следующие суммарные данные:

• накопленных ТРО нет, от утилизации судов ожидается 100 т низкоактивных ТРО;

• накопленных ЖРО — 24 м3 (все низкоактивные), от утилизации ожидается еще 50 м3 ЖРО;

• суммарный (имеющийся плюс прогнозный) радиационный потенциал РАО ПКДС составляет 0,5·1010 Бк.

Суммарная характеристика объемов жидких и твердых РАО, имеющихся на судах и тех, которые будут получены в результате утилизации, представлена на рис. 1.14.

Еще один потенциальный источник поступления ТРО и ЖРО — малотоннажные плавучие емкости (ПЕК). Всего имеется 15 ПЕК-50, но на плаву только 4 (11 ПЕК затоплены).

Относительно утилизации ПЕК-50 имеются следующие суммарные (для всех 15 емкостей) данные:

• накопленных ТРО нет, от утилизации ПЕК ожидается примерно 150 т низкоактивных ТРО;

• высокоактивных ЖРО нет, от утилизации ПЕК ожидается примерно 150 т низкоактивных ЖРО;

• суммарный радиационный потенциал РАО всех ПЕК составляет 7,2·109 Бк.

Одной из наиболее сложных задач утилизации ПТБ является обращение с хранилищами ОЯТ. Применительно к ПТБ проекта 326М эта технологическая операция может быть выполнена по различным вариантам:

1. Удаление (вырезка) хранилища из корпуса судна, его герметизация и передача сформированного блока на хранение. Такой блок будет иметь габариты 13x10x5 м и массу около 1300 т. Оставшаяся часть судна утилизируется.

Стратегические подходы к решению экологических проблем, связанных с выведенными из эксплуатации объектами атомного флота на Северо-Западе России Рис. 1.12. Радиационный потенциал низкоактивных РАО Рис. 1.13. Радиационный потенциал низкоактивных РАО на танкерах АТО Рис. 1.14. Объемы ЖРО и ТРО на ПТБ, танкерах АТО и ПКДС Глава 1. Источники угроз, связанных с выводом из эксплуатации объектов 2. Демонтаж и дезактивация баков, демонтаж (разрезка) стальной защиты хранилища. В этом случае потребуется применение специальной технологии дезактивации внутренних поверхностей хранилища и удаления донных осадков, а также резки толстостенных (до 0,5 м) стальных конструкций защиты. Реализация этого варианта позволит направить на переплавку около 400 т стали. При этом на хранение передаются только демонтированные баки, что существенно уменьшит объем хранения по сравнению с вариантом 1.

3. Демонтаж и компактирование баков, дезактивация и разрезка конструкций стальной защиты хранилища. В этом случае также потребуется специальная технология кондиционирования, упаковки и хранения ТРО.

В настоящее время нет предпроектных проработок по выбору оптимального варианта утилизации ПТБ и прежде всего их хранилищ ОЯТ, которые представляют собой сложные толстостенные металлические конструкции большой массы. Поэтому представляется необходимым осуществить соответствующий проект, который позволит минимизировать объем ТРО, суммарные затраты на обращение с ТРО и дозовые нагрузки на персонал.

Состояние и проблемы утилизации ПТБ «Лепсе»

Среди судов АТО, выведенных из эксплуатации, наиболее опасным объектом является ПТБ «Лепсе»: на ней сосредоточено около 70% радиационного потенциала всех судов АТО. В хранилищах ПТБ «Лепсе» размещено 639 отработавших тепловыделяющих сборок, большая часть которых имеет повреждения, и их извлечение из хранилища и последующее обращение с ними является сложной и радиационно-опасной операцией, регламент проведения которой до настоящего времени не разработан.

Судно «Лепсе» было заложено в 1934 г. как обычный сухогруз, но его строительство не было завершено, и оно никогда не использовалось для этой цели. В 1961 г. оно было переоборудовано в плавучую техническую базу по проекту 325 и приписано к флоту Мурманского морского пароходства. С тех пор его основной задачей было обеспечение выгрузки и временного хранения отработавшего ядерного топлива, извлекаемого из реакторов атомных ледоколов. Судно было оснащено специальной оснасткой, грузоподъемными механизмами, хранилищем отработавшего ядерного топлива (на рис. 1.15 оно обозначено цифрой 1) и резервуарами для сбора и хранения жидких радиоактивных отходов. Кроме того, на нем были оборудованы мастерские для выполнения технологических операций с реакторным оборудованием.

Главные размеры ПТБ:

• наибольшая длина — 88,0 м;

• наибольшая ширина — 17,1 м;

Стратегические подходы к решению экологических проблем, связанных с выведенными из эксплуатации объектами атомного флота на Северо-Западе России • высота борта на миделе — 9,9 м;

• средняя осадка с полным грузом — 6,5 м;

• водоизмещение с полным грузом — 5600 т.

Рис. 1.15. Плавучая техническая база «Лепсе»

В 1990 г. ПТБ «Лепсе» была снята с активной эксплуатации и переведена в разряд «стоечных» судов с сохранением работоспособности основного двигателя. В 1999 г. было принято решение о переводе «Лепсе» в разряд несамоходных плавучих временных хранилищ ОЯТ. Для этого в доке на СРЗ «Нерпа» было проведено обследование корпуса судна. Были сняты валы винтов и заглушены все забортные отверстия в корпусе, кроме обеспечивающих живучесть судна (пожарных, водоотливных и других систем).

Техническое состояние корпусных конструкций судна определено на основании его осмотра группой специалистов АО «Атомэнерго», управления атомного флота ОАО «Мурманское морское пароходство», личного состава и ООО «Диакор» в 2006 г. Состояние основных элементов судна таково.

Износ корпуса не превышает 16% за исключением килевого пояса наружной обшивки в кормовой оконечности и скулового пояса наружной обшивки, износ которых достигает 29%.

Носовой кран грузоподъемностью 12 т, расположенный над хранилищем отработавшего ядерного топлива, находится в ремонте. Кормовой кран грузоподъемностью 12 т выведен из действия и находится в нерабочем состоянии.

Энергетическая установка:

• главный дизель мощностью 2000 л. с. выведен из действия;

Глава 1. Источники угроз, связанных с выводом из эксплуатации объектов • из четырех вспомогательных дизель-генераторов (по 100 кВт каждый) три в строю, один в ремонте;

• аварийный дизель-генератор мощностью 50 кВт находится в работоспособном состоянии.

Все трубопроводы и системы, которые обеспечивают работоспособность вспомогательной энергетической установки и санитарного пропускника, а также механизмы и системы, обеспечивающие ядерную безопасность, пожарную безопасность и живучесть, находятся в работоспособном состоянии.

В настоящее время судно находится в отстое у причала предприятия «Атомфлот», занимающегося техническим обслуживанием атомного ледокольного флота. Радиационная обстановка на ПТБ «Лепсе» такова, что постоянное пребывание экипажа на судне невозможно, и его безопасность обеспечивается береговой вахтенной службой, которая периодически осуществляет обходы судна и ведет постоянный радиационный контроль с корабельных датчиков, обобщенный сигнал от которых выведен на береговой пост.

Срок действия документов Инспекции российского морского регистра судоходства по атомным судам, подтверждающих возможность хранения на плаву ПТБ «Лепсе», истек в начале 2009 г.

Характеристика хранилища ОЯТ и находящихся там ОТВС. Основным источником ядерной и радиационной опасности на ПТБ «Лепсе» является блок хранения ОЯТ, включающий непосредственно хранилище ядерного топлива и группу вспомогательных помещений, где расположены системы и механизмы, обслуживающие хранилище. Хранилище (рис. 1.16) представляет собой два бака, которые расположены побортно в помещении с биологической защитой, выполненной из углеродистой стали, плакированной с обеих сторон листами нержавеющей стали. Толщина стенок биологической защиты 380—450 мм. Для создания дополнительного барьера, упрочняющего конструкцию хранилища, проведено омоноличивание межбакового пространства, объем которого составляет 11 м3, бетонной смесью на основе портландцемента.

Каждый бак хранилища представляет собой цилиндр диаметром 3580 мм и высотой 3440 мм с коническим дном, выполненный из стали толщиной 10 мм. К баку приварена верхняя трубная доска, в отверстия которой вставлены и приварены стальные пеналы для ОТВС. В нижней части бака имеется трубная решетка, в отверстия которой входят нижние части пеналов. В каждом баке находится 366 пеналов с наружным диаметром 76 мм и длиной 2910 мм, расположенных по концентрическим окружностям.

Над баком установлена поворотная плита с координатно-наводящим устройством, позволяющим избирательно осуществлять доступ к пеналам и сборкам, намеченным к перегрузке.

Стратегические подходы к решению экологических проблем, связанных с выведенными из эксплуатации объектами атомного флота на Северо-Западе России Рис. 1.16. Хранилище отработавшего ядерного топлива На периферии каждого бака расположены кессоны, первоначально предназначавшиеся для хранения ионообменных фильтров, но в дальнейшем частично заполненные ОТВС. Размеры кессона: высота — 3060 мм, внутренний диаметр — 485 мм, диаметр нижней части — 290 мм.

Стальной корпус хранилища ОЯТ имеет вид параллелепипеда (5,8x11,5x5,7 м) с толщиной стенок и верхней плиты от 380 до 450 мм. Такие габаритные размеры и конструктивные особенности хранилища ОЯТ исключают возможность разделки его на фрагменты. Масса хранилища ОЯТ составляет 450 т (из них около 200 т — бетон в межбаковом пространстве). Вырезать хранилище целиком и поставить его на хранение с последующим захоронением также невозможно, так как необходим защитный контейнер, внутренние размеры которого должны быть 6,5x12x6,5 м.

Общая масса такого контейнера с хранилищем составит около 500 т.

В баках хранилища и кессонах ПТБ «Лепсе» размещены ОТВС (суммарная активность примерно 2,8·1016 Бк).

Представление о сроках хранения ОТВС на ПТБ «Лепсе» дает диаграмма, представленная на рис. 1.17.

Глава 1. Источники угроз, связанных с выводом из эксплуатации объектов Характеристика и условия хранения РАО. Основное количество жидких РАО на ПТБ «Лепсе» содержится в переполнительной цистерне, пеналах ОТВС и баках хранилища. В переполнительной цистерне находятся 3,0 м воды, в 639 пеналах ОТВС — 0,3 м3 воды, в баках хранилища — 48 м3 воды с удельной активностью 4,0·1012 Бк. Технологические цистерны № 2, 3, 8, 9 предназначающиеся для хранения ЖРО, осушены. Осадок на дне цистерн забетонирован. Твердые радиоактивные отходы размещены в контейнерах. В помещении хранилища ОТВС находится 27 контейнеров с ТРО.

Сводные данные о РАО, накопленных в настоящее время на ПТБ, и тех, которые образуются в процессе утилизации (прогноз), представлены в табл. 1.10.

Таблица 1.10. Оценки накопленных РАО и образующихся при Накопленные Образующиеся Всего Накопленные Образующиеся Всего Стратегические подходы к решению экологических проблем, связанных с выведенными из эксплуатации объектами атомного флота на Северо-Западе России Суммарный радиационный потенциал (без учета потенциала ОЯТ) составляет 1,7·1015 Бк. Около 80% твердых радиоактивных отходов останется в составе блоков хранения и только примерно 20% будет вывезено на переработку.

Суммарная активность продуктов деления и активации в баках хранилища ОЯТ оценивается значением более 2,0·1016 Бк, однако требует уточнения, так как в различных источниках приводятся существенно различающиеся данные. Такое уточнение будет произведено в рамках работ, выполняемых в настоящее время Автономной некоммерческой организацией «АспектКонверсия».

Радиационная обстановка. В различных частях судна наличествуют достаточно высокие уровни гамма-излучения. В 1984 г. вследствие сильного крена судна при качке (до 45°) радиоактивная вода проникла в помещение хранилища ОЯТ и межбаковое пространство, так как конструктивно не были предусмотрены уплотнения между поворотными плитами и баками. Для ликвидации этого радиационного инцидента вода в межбаковом пространстве была отверждена укладкой в это пространство бетонной смеси на основе фосфатостойкого низкоаллюминатного портландцемента. Кроме ликвидации воды это привело также к созданию дополнительного биологического инженерного барьера, улучшающего радиационную обстановку в хранилище ОЯТ, и упрочнению баков хранилища с находящимися в них ОТВС.

В 2002 г. в связи с ухудшением радиационной обстановки в носовой части судна под дном и вокруг технологической цистерны № 1, предназначенной для сбора ЖРО с ледоколов, был сформирован биологический и иммобилизационный барьер из бетонной смеси, аналогичной по составу уложенной в межбаковое пространство.

Несмотря на все работы, выполненные в предыдущие годы, радиационная обстановка на судне осталась весьма неблагоприятной:

• в носовой части судна зарегистрированы высокие значения мощности дозы гамма-излучения от хранилища ОЯТ;

• в хранилище ОЯТ обнаружен высокий уровень бета-загрязнения;

• в кормовой части судна в производственных помещениях контролируемой зоны имеются загрязненные спецсистемы и оборудование (мощность дозы гамма-излучения там на порядки меньше, чем в носовой части судна).

С целью прояснения радиационной обстановки на ПТБ «Лепсе» в феврале 2006 г. силами ОАО «Мурманское морское пароходство» было проведено комплексное радиационное обследование судна по всем палубам и помещениям. Обобщенно радиационную обстановку по уровню гаммаизлучений в различных частях ПТБ «Лепсе» можно характеризовать следующими показателями:

Глава 1. Источники угроз, связанных с выводом из эксплуатации объектов • помещения контролируемой зоны в корме — 50—150 мкЗв/ч;

• помещения технологических цистерн — 150—2500 мкЗв/ч;

• открытые палубы контролируемой зоны — 2—300 мкЗв/ч;

• открытые палубы наблюдаемой зоны — 0,1—1,0 мкЗв/ч;

• производственные помещения наблюдаемой зоны — 15—30 мкЗв/ч.

Мощность дозы гамма-излучения на поворотных плитах баков хранилищ:

• левый борт над плитой при закрытых пробках —500—2000 мкЗв/ч;

• правый борт над плитой при закрытых пробках — 300—1000 мкЗв/ч;

• в районе электродвигателей поворотного механизма — 1000— 4000 мкЗв/ч.

Мощность дозы при открытой пробке над пеналом с ОТВС — 20— 50 мЗв/ч.

Радиоактивное загрязнение поверхностей хранилища ОЯТ — 60—6000 частиц/(см2мин).

Для обеспечения работ по выгрузке ОТВС из хранилища ПТБ «Лепсе» необходимо создать определенные условия и выполнить ряд требований, основными из которых являются:

• создание специального укрытия на ПТБ, являющегося защитным барьером для окружающей среды во время выгрузки ОЯТ; укрытие должно быть оборудовано системами обеспечения жизнедеятельности персонала и производственными системами электроэнергии, теплоснабжения (во избежание замерзания воды в хранилище в зимнее время), водоснабжения, сжатого воздуха, связи, наблюдения и т. д.;

• создание поста загрузки ОТВС в чехлы, размещенные в транспортном контейнере типа ТК-18, поста управления работами, а также защитной камеры в хранилище ОТВС;

• проведение работ по нормализации радиационной обстановки на ПТБ:

удаление из хранилища контейнеров ТРО, технологического оборудования и оснастки, не используемых в процессе выполнения работ, дезактивация помещений, плит КНУ (в том числе нанесение защитных пленочных покрытий);

• восстановление работоспособности приводов КНУ;

• подготовка, обучение, аттестация персонала.

Состояние и проблемы утилизации ТАРК «Адмирал Ушаков»

Ожидающий утилизации тяжелый атомный ракетный крейсер (ТАРК) «Адмирал Ушаков» был построен на Балтийском судостроительном заводе по проекту Северного ПКБ (Ленинград) и спущен на воду в 1979 г. В 1980 г.

Стратегические подходы к решению экологических проблем, связанных с выведенными из эксплуатации объектами атомного флота на Северо-Западе России он вошел в состав ВМФ, а с 1999 г. находится у причальной стенки машиностроительного предприятия (МП) «Звездочка» в Северодвинске, ныне — Открытое акционерное общество «Центр судоремонта “Звездочка”» (ЦС «Звездочка») (рис. 1.18).

Рис. 1.18. Тяжелый атомный ракетный крейсер «Адмирал Ушаков»

В 2002 г. ТАРК был выведен из состава ВМФ и ожидает утилизации. Жизненный цикл корабля с момента спуска на воду по настоящее время представлен на рис. 1.19.

Несмотря на то что массогабаритные характеристики ТАРК и АПЛ (например, класса «Тайфун») достаточно близки (табл. 1.11), использовать в полной мере опыт утилизации АПЛ при утилизации ТАРК не всегда возможно. В частности, габариты крейсера не позволяют поставить его в наливную камеру МП «Звездочка» без разрезки на плаву. Опыта уникальных операций по разрезке кораблей на плаву в России нет, как нет соответствующего оборудования и освоенных технологий подводной резки толстоГлава 1. Источники угроз, связанных с выводом из эксплуатации объектов стенных конструкций. Использование завода СМП невозможно из-за занятости этого предприятия другими проектами.

Таблица 1.11. Сравнительные характеристики ТАРК и АПЛ водное/подводное), т установки (ППУ) Состояние ТАРК. С момента постройки корабля в 1980 г. до настоящего времени средний ремонт корабля не проводился. В 1998 г. было осуществлено докование с выполнением минимального объема работ, обеспечивающих перевод крейсера в Северодвинск.

Длительное нахождение ТАКР без проведения необходимых работ для поддержания работоспособности систем и механизмов отрицательно сказалось на их техническом состоянии. Особо опасным является то, что функционирование систем и механизмов, обеспечивающих живучесть ТАРК, не соответствует требованиям безопасности.

Стационарная противопожарная водяная система корабля не в строю.

Штатные стационарные системы (водоотливная, осушения, перепуска и др.) неработоспособны. Глубокая коррозия труб и уплотнительных соединений на системах забортной воды может привести к поступлению забортной воды в помещения корабля, а в предельных случаях — к опрокидыванию или затоплению корабля.

В настоящее время, когда крейсер находится у причальной стенки МП «Звездочка», для борьбы с поступлением воды внутрь его корпуса на борту имеются предоставленные СРЗ три насоса с воздушным приводом. Воздух низкого давления для обеспечения работы осушительных насосов подается от берегового источника. Обслуживание технологических систем осуществляется сокращенным составом экипажа корабля, ранее не имевшим дела с эксплуатацией подобных систем.

Стратегические подходы к решению экологических проблем, связанных с выведенными из эксплуатации объектами атомного флота на Северо-Западе России Электроэнергия для обеспечения корабельных потребителей также подается от берегового источника.

По результатам водолазного осмотра установлено, что корабль при малой воде бульбовым обтекателем носовой части более чем на 0,5 м уходит в грунт, создавая крен до 4,5° на правый борт.

Доковый ремонт крейсера был выполнен в 1991 г. В 1998 г. с использованием плавучего дока ВМФ в Мурманской области произведено докование корабля с выполнением минимального объема работ, обеспечивающих его перевод в Северодвинск. В связи с отсутствием финансирования докование с тех пор не проводилось, хотя в соответствии с документацией оно должно проводиться раз в пять лет. Таким образом, превышены допустимые сроки докования и проведения ремонта. При этом забортная арматура находится в плохом техническом состоянии.

Состояние паропроизводящей установки. Основные конструктивные отличия ППУ ТАРК от ППУ АПЛ:

• диаметр реактора в 1,35 раза больше, чем на АПЛ третьего поколения;

• высота топливной части выше на 200 мм;

• количество отработавших тепловыделяющих сборок в 1,7 раза больше.

Ядерное топливо, загруженное в 1979 г., из реакторов не выгружалось ни разу и находится там более 27 лет.

Паропроизводящая установка корабля находится в режиме длительного хранения в соответствии с требованиями технологических указаний Опытного конструкторского бюро машиностроения им. И. И. Африкантова (ОКБМ). Инструкция «длительного хранения» позволяет обеспечивать, поддерживать и контролировать водно-химический режим и параметры (давление, уровень в компенсаторах объема, температуру) первых контуров ППУ. Срок постановки ППУ корабля на длительное хранение закончился в апреле 2006 г. Проектант установки (ОКБМ) продлил срок длительного хранения ППУ до декабря 2006 г. при условии сохранения водного режима и выгрузки ОЯТ в 2006 г. Выгрузка ОЯТ в установленные сроки осуществлена не была.

Состояние ППУ ТАРК на 1 января 2007 г.:

• общая активность ППУ — 4,33·1016 Бк (1,16·106 Ки), в том числе ОЯТ:

продукты деления — 3,7·1016 Бк (1016 Ки); актиноиды — 2,3·1015 Бк (6,2·104 Ки);

• состояние активных зон (загрузка 1979 г.): № 1 — нормальное состояние (топливо герметично); № 2 — допустимое состояние (частичная разгерметизация отработавших тепловыделяющих сборок по результатам анализа активности воды первого контура).

Глава 1. Источники угроз, связанных с выводом из эксплуатации объектов Детальный анализ отобранных проб воды из контуров ЯЭУ производился в апреле 1996 г. при постановке ППУ на длительное хранение. Водный режим первого контура ППУ организован в соответствии с требованиями ОКБМ.

Гидравлические испытания первых контуров проведены на ППУ № 1 в 1990 г., на ППУ № 2 — в 1989 г. Первые контуры герметичны.

ППУ переведены в ядерно-безопасное состояние. Арматура на системах газа высокого давления, подпитки, газоудаления, отбора проб и дренажа переведена на ручное управление, закрыта и опломбирована. Системы второго и третьего контуров находятся в штатном режиме хранения. Состояние остальных систем ППУ соответствует режиму их хранения согласно эксплуатационной документации.

Температура в помещениях поддерживается в соответствии с проектной документацией не ниже +5°С. Контроль радиационной обстановки организован с помощью штатных и переносных приборов. Обеспечен контролируемый доступ в помещения реакторного отсека.

Одним из основных отличий утилизации ТАРК от утилизации АПЛ являются объемы образующихся при утилизации РАО и ТО.

РАО, образующиеся при утилизации НК с ЯЭУ. Соотношение ЖРО, образующихся при утилизации НК с ЯЭУ и различных проектов АПЛ (теплоноситель первого контура и технологические воды третьего контура) представлены на рис. 1.20 и в табл. 1.12.

Рис. 1.20. Соотношение ЖРО, образующихся при утилизации НК с ЯЭУ и различных проектов АПЛ (теплоноситель первого контура Стратегические подходы к решению экологических проблем, связанных с выведенными из эксплуатации объектами атомного флота на Северо-Западе России Таблица 1.12. Виды и количество ЖРО, образующихся при утилизации ЖРО АПЛ класса АПЛ класса АПЛ класса АПЛ класса ТАРК (ориенВиктор-3» «Дельта-3» «Тайфун» «Оскар» тировочно) Теплоноситель первого контура и технологические воды третьего контура Отработавшие дезактивирующие растворы (дезактивация реакторного отсека и технологической оснастки) Технологические воды из цистерн грязной воды и трюмов (техническая вода) Таблица 1.13. Виды и количество ТРО, образующихся при утилизации ТРО АПЛ класса АПЛ класса АПЛ класса АПЛ класса ТАРК (ориенВиктор» «Дельта» «Тайфун» «Оскар» тировочно) Оборудование ЯЭУ (металлоконструкции, трубопроводы и др.) Изолирующие покрытия, средства индивидуальной защиты, пробка, асбестовая ткань и т. п.

Обрезка кабеля, дренажные шланги «грязной воды, резиновое покрытие, пластикат и т. п.

Итого Глава 1. Источники угроз, связанных с выводом из эксплуатации объектов Виды и количество твердых радиоактивных отходов, образующихся при утилизации НК с ЯЭУ и различных проектов АПЛ, приведены в табл. 1.13.

На основании приведенных данных можно констатировать, что при утилизации ТАРК потребуется разработка комплекса специальных мероприятий и технологической схемы по обращению с повышенным количеством образующихся РАО, которые подлежат переработке на специализированных объектах МП «Звездочка». Частично отходы могут храниться на площадке временного хранении МП «Звездочка» до вывоза на региональный объект захоронения ТРО.

Токсичные отходы, образующиеся при утилизации НК с ЯЭУ. Утилизация НК с ЯЭУ будет сопровождаться образованием жидких, твердых и газообразных материалов, содержащих токсичные вещества, представляющие опасность для персонала, населения и природной среды: атмосферы, водоемов, почвы. Ориентировочное количество токсичных промышленных отходов, образующихся при утилизации ТАРК, приведено в табл. 1.14.

Таблица 1.14. Ориентировочное количество жидких и твердых токсичных промышленных отходов, образующихся при утилизации НК класса «Адмирал Ушаков», по классам опасности, т Жидкие (штатные рабочие среды ТАРК, промывные воды с нефтепродуктами и остатками рабочих сред, хозяйственнобытовые сточные воды от производственных цехов и объектов, Твердые (кабель; резиновые, стеклопластиковые, изоляционные материалы; полимерные материалы; асбестосодержащие материалы; смолы; адсорбенты;

прокладочные материалы; ткани; сухие отвержденные лакокрасочные покрытия) — — * Класс опасности отходов: 1-й — чрезвычайно опасные; 2-й — высокоопасные;

3-й — умеренно опасные; 4-й — малоопасные; 5-й — практически не опасные.

Стратегические подходы к решению экологических проблем, связанных с выведенными из эксплуатации объектами атомного флота на Северо-Западе России Примечания: 1. Класс отходов определяется в соответствии с ГОСТ 12.1.007 «Система стандартов безопасности труда. Вредные вещества. Классификация и общие требования безопасности» и «Санитарными правилами по определению класса опасности токсичных отходов в производстве и потреблении» СП 2.1.7.1368-03.

2. Состав и количество токсичных промышленных отходов, образующихся при утилизации ТАРК, будут уточнены при разработке комплекта проектной документации.

Источником образования жидких токсичных отходов при утилизации НК с ЯЭУ являются: штатные рабочие среды корабля, промывные воды с нефтепродуктами и остатками рабочих сред, хозяйственно-бытовые сточные воды от производственных цехов и объектов, занятых на утилизации.

Штатные рабочие среды включают нефтепродукты (дизельное топливо, масла различных марок), смазки различных типов (петролатум, парафин, церезин), кислоты, щелочи, пенообразователь, хладоны.

Ориентировочное количество жидких токсичных отходов для ТАРК, различных проектов АПЛ, судов АТО при утилизации приведено на рис. 1.21.

"Дельта-3" "Тайфун" "Малина" плав. мастерская Рис. 1.21. Ориентировочное количество жидких токсичных отходов для ТАРК, различных проектов АПЛ и судов АТО при утилизации, т Источники образования твердых токсичных отходов при утилизации надводного корабля: резина, стеклопластиковые материалы, изоляционные материалы, кабель, люминесцентные ртутьсодержащие лампы, полимерные материалы, асбестосодержащие материалы, смолы, адсорбенты, сухие отвержденные лакокрасочные материалы, прокладочные материалы, ткани. Как правило, это смешанные неразделимые материалы, составы или смеси с остатками клеевой основы, лакокрасочных материалов, металлической пыли.

Глава 1. Источники угроз, связанных с выводом из эксплуатации объектов "Виктор-2" "Дельта-3" "Тайфун" "Малина" Рис. 1.22. Ориентировочное количество твердых токсичных отходов, образующихся при утилизации НК с ЯЭУ, различных классов АПЛ и судов АТО, т Для исключения загрязнения почвы должны производиться организованный сбор твердых токсичных отходов на специальных площадках, упаковка в герметичные контейнеры и последующее размещение на хранение на площадке твердых промышленных отходов. Ориентировочное количество твердых токсичных отходов, образующихся при утилизации НК с ЯЭУ, различных классов АПЛ и судов АТО, приведено на рис. 1.22. Сводные данные по жидким и твердым токсичным отходам, образующимся при утилизации кораблей и судов, представлены в табл. 1.15.

Утилизация металлических конструкций. Отличительной конструктивной особенностью ТАРК от АПЛ при выполнении утилизации является наличие большого количества конструкций из алюминиево-магниевых сплавов АМг (на АПЛ класса «Виктор-2» — 26,0 т, на АПЛ класса «Дельта-3» — 28,0 т, на АПЛ класса «Оскар» — 34,8 т, на АПЛ класса «Тайфун»