О некоторых стереотипах при обращении с корабельными радиоактивными материалами

В.А.Перовский, главный специалист ФГУП «ГИ «ВНИПИЭТ»

Появление кораблей с ядерными энергетическими установками (ЯЭУ) сопровождалось созданием береговых инженерных комплексов и плавучих технических средств, предназначенных для обслуживания атомного флота, в том числе в сфере обращения с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) и радиоактивными отходами (РАО).

Сформировавшаяся инфраструктура (плавучие средства, береговые сооружения, коммуникации и др.) в целом смогли обеспечить потребности функционирования корабельной ядерной энергетики, однако по разным причинам, в том числе субъективного характера, ряд заложенных технологий и проектных решений оказался не столь эффективным, как ожидалось.

Не ставя задачи анализа ситуации в целом, автор счел необходимым остановиться на некоторых стереотипах, следование которым самым негативным образом может сказаться при начавшемся обновлении и модернизации инфраструктуры обращения с радиоактивными материалами и отходами, образующимися как в ходе утилизации АПЛ, так и при текущем обслуживании действующих кораблей с ЯЭУ.

Содержание АПЛ с незагруженными реакторами и степень риска при обращении с ОЯТ

Практически все информационные и аналитические материалы, затрагивающие проблему утилизации атомных подводных лодок, не обходились без утверждения о чрезвычайной опасности содержания выведенных на утилизацию АПЛ с незагруженными реакторами и риске последующего обращения с ОЯТ.

Авторы как серьезных исследований, так и рядовых публикаций в средствах массовой информации не забывают в очередной раз предостеречь общественность о масштабах возможной экологической угрозы и высокой вероятности возникновения аварий на АПЛ, выведенных из состава флота в отстой (чего стоит заголовок «190 списанных атомоходов таят смертельную опасность» на первой полосе «Труда» от 24.04.2001, впрочем, подобных утверждений не чурались и лица в адмиральских званиях).

Но обратимся к фактам. Паропроизводящие установки АПЛ за почти полувековую историю отработали в совокупности миллионы реактор-часов, и как техногенные объекты повышенной сложности, к сожалению, не избежали случаев несанкционированного возникновения СЦР с последующим аварийным исходом. Все известные наиболее крупные аварии ЯЭУ, случившиеся на АПЛ в ходе из строительства, ремонта и перезарядки реакторов при всем разнообразии аварийных ситуаций объединяет несколько общих признаков:

• только небрежность и ошибочные действия персонала приводили к нарушению правил ядерной безопасности и закончились аварийным исходом;

• все происшествия были обусловлены вмешательством персонала в состояние ядерного реактора, когда отдельные элементы его безопасности (и реактора, и применяемого монтажного оборудования) собирались по временным монтажным схемам;

• последствия всех аварий оборачивались большими потерями для флота (материальные издержки, гибель людей), но, что существенно, имели ярко выраженный локальный характер, т.е. не выходили за пределы реакторного отсека АПЛ, участка причала или стапельного места и не приводили к каким-либо неблагоприятным изменениям среды обитания (за исключением событий в бухте Чажма, где при перезагрузке реактора на АПЛ «К-431» была частично загрязнена акватория судоремонтного завода и произошел выброс на прилегающий поселок).

АПЛ считается потенциально радиационно-опасным объектом в любом положении – в море, при стоянке на базе, при размещении в эллинге судоремонтного завода, у пирса в бухте отстоя. Но именно при отстое в ожидании утилизации АПЛ реально представляет наименьшую угрозу как для собственного экипажа, так и для населения, а статус выведенного из эксплуатации корабля обусловливает невмешательство персонала в бездействующую ядерную установку (в том числе и при наличии ОЯТ), поскольку:

– органы компенсации реактивности (КР), стержни аварийной защиты (АЗ) и автоматического регулирования (АР) опущены в нижнее положение, активная зона реактора заглушена и находится в глубоком подкритическом состоянии;

– исполнительные механизмы КР, АР и АЗ отключены от приводов, причем последние вместе с сетями питания могут быть полностью демонтированы;

– паропроизводящая установка и ее I контур, а также сам реакторный отсек загерметизированы штатными средствами, что исключает вероятность выхода радионуклидов из бездействующей ППУ во внешнюю среду;

– функции находящейся на АПЛ немногочисленной дежурно-вахтенной службы ограничиваются охраной корабля и обеспечением его пожаробезопасности, живучести и непотопляемости и т.д.

Так что вопреки расхожим утверждениям, степень риска при нахождении АПЛ в отстое за счет несложных технических мер и соответствующей организации значительно снижается относительно состояния кораблей с ЯЭУ, находящихся в эксплуатации.

Нельзя исключать возможность затопления АПЛ у причальной линии в бухте отстоя и, прежде всего, из-за нарушения герметичности цистерн главного балласта. Однако уровень внутренней защищенности отечественных корабельных реакторов таков, что при самых гипотетических сценариях внутреннего или внешнего воздействия на АПЛ недопустимое радиационное влияние на обитателей водной среды и население прибрежных районов исключается.

Не имеются ввиду выведенные из состава флота 2-3 АПЛ с аварийными ППУ, чье содержание на плаву сопряжено с определенным риском и обеспечивается рядом специальных мер.

Вполне резонны опасения некоторых специалистов на предмет обеспечения безопасности при обращении с ОЯТ. Но опять следует обратиться к статистике. Первая перезарядка реакторов была произведена на головной АПЛ «К-3» в 1959 году, а всего подразделениями ВМФ к 2000 году (после 2000 года часть функций по обслуживанию флота перешла к гражданским структурам) было осуществлено не менее 500 операций по выгрузке ОЯТ из корабельных реакторов и только две работы привели к авариям. К этому же времени специалистами флота было подготовлено и совместно с химкомбинатом «Маяк» выполнено примерно 220 эшелон-рейсов по вывозу ОЯТ на переработку.

На объектах ВМФ за период с 1960–2000 гг. без каких-либо радиационных инцидентов были произведены десятки тысяч процедур, связанных с хранением ОЯТ на плаву, межбазовыми, морскими и внутриобъектовыми автомобильными перевозками ОЯТ, перевалками контейнеров с топливом из плавучих средств в железнодорожный транспорт. Оборот упаковок с ОТВС на береговых хранилищах в Приморском крае и Кольском полуострове ежегодно достигала нескольких тысяч транспортно-технологических операций. Случившийся аварийный пролив теплоносителя из-за коррозии облицовок на береговом хранилище в губе Андреева (1982 г.) был единственным крупным инцидентом при обращении с корабельным ОЯТ, но это также не привело к переоблучению персонала и не имело масштабных отрицательных последствий для среды обитания (каких бы ни было на этот счет спекуляций со стороны скандинавских стран).

Что касается процесса выгрузки ОЯТ из реакторов утилизированных АПЛ, то это не более как набор малопривлекательных, рутинных и вполне освоенных процедур, причем более простых относительно плановых перезарядок реакторов действующих АПЛ (при утилизации исключаются такие операции, как загрузка свежего топлива, уплотнение и опрессовка реактора в сборе с I контуром, физический пуск реактора и т.д.).

В последнее время об ОЯТ не писал только ленивый, но вопросы обращения с корабельным отработавшим топливом в рамки настоящей статьи не входит. Кстати, крайне поучителен опыт американских специалистов.

Справка. На выводимых из эксплуатации АПЛ США разгрузка реакторов производится без каких-либо задержек. Все корабельное ОЯТ хранится в штате Айдахо на предприятии Министерства энергетики. Из 660 поступивших комплектов половина была переработана, но с 1992 г. этот процесс прекращен по экономическим и экологическим соображениям (при том, что масса урана-235 на один комплект и его обогащение до 93–97% значительно превосходит усредненные российские аналоги). С администрацией штата заключено соглашение о размещении ОЯТ на территории Айдахо до 2035 г. Ежегодные расходы ВМС США на транспортирование и хранение ОЯТ составляют 80 млн долл. (без учета затрат на выгрузку ОЯТ из реакторов). Также без переработки осуществляется хранение ОЯТ английских и французских АПЛ.

Обращение с реакторными отсеками. Поточная модель утилизации АПЛ

После удаления реакторных отсеков (РО) (секции АПЛ, содержащей бездействующую ядерную паропроизводящую установку с выгруженной активной зоной) атомный корабль перестает быть таковым и его разделка на металлолом, т.е. утилизация, становится заурядной процедурой.

Еще в 1986 г. постановлением бывшего союзного правительства было решено захоранивать РО под землей, используя для этого недостроенные штольни в прибрежной части Кольского полуострова. Многие специалисты (включая и автора) изначально возражали против данного варианта, предвидя его экологическую уязвимость, громоздкую транспортную схему и фантастические затраты. Изъяны подземного хранения были очевидны, но именно этот вариант неизменно включался в правительственные программы.

В итоге процесс утилизации атомоходов пошел по промежуточному варианту и свелся к разделке и содержанию РО на плаву в составе трех, четырех и восьмиотсечных блоков. Для пункта отстоя плавблоков была выбрана губа Сайда в Кольском заливе. По полной схеме была осуществлена лишь утилизация АПЛ проекта 671 (завод № 615) в Снежногорске на СРЗ «Нерпа», однако из-за отсутствия стационарного пункта хранения к оставшемуся реакторному отсеку были приварены «плавники» для содержания РО на плаву.

В то же время группой офицеров запаса, ранее проходивших службу на АПЛ, был предложен способ поверхностного хранения РО, основанный на прочностных и антикоррозийных свойствах лодочных корпусов и исключающий в течение длительного периода (не менее 300 лет) выход накопленной активности из отсека во внешнюю среду при одновременном естественном распаде радионуклидов. Тем не менее, идея опережающего создания приповерхностного пункта хранения РО надолго «зависла» (на 20 лет!), хотя изначально поддерживалась и тогдашним генеральным директором ВНИПИЭТ, профессором В.А.Курносовым, и бывшим в ту пору начальником Главного технического управления ВМФ вице-адмиралом В.С.Топилиным, а также рядом руководителей Северного флота.

К тому же стойким оставался миф о якобы необычайной сложности процесса утилизации АПЛ. К примеру, уважаемый академик А.А.Саркисов в одной из пояснительных записок за 1998 г. утверждал: «Вывод из эксплуатации АПЛ представляет сложную в экономическом, техническом и организационном плане проблему… Проблема обращения с реакторными отсеками является одной из наиболее сложных научных и технических проблем…» и т.д.

Но вот что говорилось в отчете ВМС США еще в 1993 г.: «…Работы по демонтажу, утилизации и захоронению, разработанные ВМС, не содержат никаких сложных технологий, используют основные инженерные принципы и общую промышленную практику… Технология демонтажа и утилизации АПЛ является простой и пригодной по своим возможностям для любой крупной верфи…».

Справка. Прагматичные американцы после непродолжительных исследований приняли решение по наземному хранению своих реакторных отсеков в 1984 г. Первый отсек с утилизируемой АПЛ был доставлен на площадки Хэнфорд (штат Вашингтон) в 1986 г. К настоящему времени там размещено не менее 80 отсеков.

На Кольском полуострове долгожданный пункт наземного хранения РО в губе Сайда появился только в 2006 году, т.е. когда большая часть АПЛ Северного флота уже прошла утилизацию по крайне несовершенному 3-х отсечному варианту. И только теперь появилась возможность применения модели поточной утилизации АПЛ, когда каждая последующая операция гарантируется в рамках предыдущей и исключается временной разрыв технологического цикла – от выгрузки ОТ до передачи реакторного отсека на длительное хранение.

Образование РАО в процессе утилизации АПЛ

Утверждение, что массовая утилизация АПЛ ведет к резкому возрастанию образующихся РАО для многих специалистов казалась неоспоримой. В действительности, процесс утилизации АПЛ не сопровождается увеличением выхода радиоактивных отходов и относительно других этапов жизненного цикла корабля уровень образующихся РАО резко снижается по следующим причинам.

• При утилизации исключаются процедуры, характерные для ремонта, модернизации и плановой перезарядки, сопряженные со значительным выходом РАО (разборка биологической защиты, предремонтная дезактивация механизмов и агрегатная замена оборудования ППУ, профилактические работы с реактором, замена водных сред, «горячие» испытания ЯЭУ и т.д.).

Справка. В 70–80 гг. на заводах Северного региона (Мурманск, Полярный, Снежногорск, Северодвинск, Росляково) в разных стадиях ремонта размещалось до 30 АПЛ, причем ежегодно после «горячих» и ходовых испытаний передавалось флоту не менее 4–5 боеготовых АПЛ. При этом, в ходе заводского ремонта, совмещаемого обычно с заменой активных зон, вскрывались блоки защиты, менялись парогенераторы и насосы, ремонтировались теплообменники и арматура ППУ, выполнялась ревизия приводов СУЗ и экранных сборок реакторов и т.д., что было сопряжено с большим выходом РАО. К примеру, только операция по ремонту футеровок корпуса реактора (а она проводилась на всех АПЛ I поколения) вызывала разовое образование до 150 м3 ЖРО. В среднем годовой выход РАО по региону достигал для ЖРО – до 5000 м3 , для ТРО – до 400 м3.

В настоящее время количество ремонтируемых АПЛ носит штучный характер и вряд ли темпы роста изменятся в ближайшие 15–20 лет. Следовательно, выход РАО за счет ремонтируемых и находящихся в эксплуатации АПЛ не превысит 5–6% от объемов 1970–1980 гг. (что бы там ни говорили специалисты бывшего Судпрома, зацикленные на своих специфических интересах).

• Выбранная модель утилизации по трехотсечному варианту, как и в случае одноотсечного варианта, не затрагивает оборудования ППУ (за исключением разуплотнения корпуса реактора для выгрузки ОЯТ). Разборка же ППУ не только в ближайшие 50–70 лет, но и вообще когда-либо маловероятна.

• Удаление жидких сред из элементов ППУ (I-III контуры, включая полости реактора, КО, ФА, баки ЖВЗ, дренажные и подпиточные емкости и др.) суммарно дают не более 50–60 м3 ЖРО, а осушение цистерн биологической защиты (ЦБЗ) из-за естественного распада радионуклидов в ходе отстоя АПЛ практически не приводит к образованию ЖРО. Можно утверждать, что ожидаемый выход РАО низкой и средней активности при утилизации одной АПЛ в среднем не превысит 100 м3 по жидким РАО и 5–7 по твердым отходам.

• Согласно действующим нормативам допускается размещение образовавшихся ТРО в реакторном отсеке утилизированных АПЛ, чему повсеместно и следуют исполнители работ по разделке АПЛ.

Несомненно одно – утилизация АПЛ не вызвала прироста РАО, происходит значительное сокращение объемов корабельных РАО, перераспределение источников их образования, изменение качества и структуры отходов. Необходимы соответствующие коррективы исходных данных для последующих проектов и технических решений.

Справка. По данным Департамента экологии и информации о снятии с эксплуатации объектов Минатома, в 2001 г. было переработано 1966 м3 ЖРО (суммарно для Северного и Дальневосточного регионов), в то время как совокупная мощность введенных в последнее время комплексов по переработке ЖРО на Севере и Востоке составляет 15-16 тыс. м3/год. В том же году было выгружено ОЯТ с 18 АПЛ, выполнено 15 эшелон-рейсов и утилизировано по трехотсечному варианту 16 АПЛ.

Общие выводы

• Опасность содержания АПЛ с неразгруженными реакторами непомерно преувеличена, что ведет к принятию поспешных решений, включая незавершенный вариант утилизации АПЛ в форме 3-х отсечного блока. Обращение с ОЯТ представляет набор освоенных процедур, которые не могут быть отнесены по радиационному воздействию к чрезмерно опасным для персонала и окружающей среды.

• С переходом на одноотсечную модель (т.е. изначальную вырезку реакторного отсека без последующей разборки) утилизация АПЛ при всей внешней непривлекательности становится заурядной операцией для ранее созданных судоремонтных производств в Снежнегорске, Мурманске, Полярном, Северодвинске.

• Ожидаемого резкого увеличения выхода РАО в процессе утилизации АПЛ не произошло. Доминирующая роль в приросте РАО относительно АПЛ переходит к береговым объектам (бывшим береговым базам флота – ныне структурам Росатома ФГУП «СевРАО» и ФГУП «ДальРАО»), и влияние данного фактора следует учитывать в проектных решениях по проблеме обращения с РАО.

Журнал «Атомная стратегия» № 27, январь 2007 г.

назад

Материалы из архива

5.2009 Система АЭС малой мощности как фактор национальной безопасности России

Т.Д.Щепетина, к.т.н., нач. лаб. ИЯР РНЦ «Курчатовский институт» Но никогда ИМ не увидеть НАС      Прикованными к веслам на галерах!В.Высоцкий, «Еще не вечер»Концепция национальной безопасности Российской Федерации - система взглядов на обеспечение в Российской Федерации безопасности личности, общества и государства от внешних и внутренних угроз во всех сферах жизнедеятельности… в экономической, внутриполитической, социальной, международной, информационной, военной, пограничной, экологической и других сферах.

3.2006 Принцип СП: ваш продукт – наши технологии

"Урал может стать местом реализации совместного российско-иранского проекта в сфере атомной энергетики. О нем в конце февраля принципиально договорились в Тегеране… При этом не исключается, что заказы, имеющие отношение к иранской ядерной программе, получат и другие предприятия отрасли, расположенные в Уральском округе" (ИА REGNUM)

8.2007 Атомная синергетика Дальнего Востока

Виталий Корепанов, ВШБ МГУ, Химфак МГУАтомная отрасль способна эффективно решать первостепенные геостратегические задачи России на Дальнем Востоке – развитие инфраструктуры и интеграцию со странами АТР. А ее конкретные проекты обеспечивают синергетический эффект от реализации важнейших стратегических инициатив современной России. Атомная программа на Дальнем Востоке насчитывает 20-летнюю историю.