Раздел В. Политика и практика (Статья 32)

В.1. Политика в области обращения с ОЯТ

Национальная политика по обращению с ОЯТ базируется на концепции, в основу которой положен принцип, что ОЯТ не является радиоактивными отходами, то есть радиоактивными материалами, не подлежащими для дальнейшего использования. В соответствии с концепцией "ОЯТ является ценным вторичным сырьем для получения компонентов ядерного топлива и ряда радиоактивных изотопов, используемых в медицине, сельском хозяйстве, промышленности".

Стратегическими направлениями в области обращения с ОЯТ являются создание надежной системы долговременного контролируемого хранения ОЯТ, развитие переработки ОЯТ и сбалансированное вовлечение продуктов регенерации ОЯТ в ЯТЦ.

В.2. Практика в области обращения с ОЯТ

В настоящем разделе представлена общая информация о национальной практике обращения с ОЯТ.

Безопасность обращения с отработавшим топливом обеспечивается тремя составляющими:

• техническим обеспечением безопасности объекта (качество проектирования, строительства, эксплуатации и вывода из эксплуатации, наличие необходимых систем контроля, управления и защиты);
• наличием эффективной нормативно-правовой базы (федеральные законы и другие законодательные акты, определяющие нормы права и принципы ответственности в области ядерной и радиационной безопасности, нормы и правила обеспечения безопасности, руководства, инструкции и другие документы);
• подготовкой персонала (квалификация, аттестация, допуск к работе, дисциплина, учет человеческого фактора, повышенные требования к критериям здоровья персонала).

Национальная практика России в области обращения с ОЯТ основана на сочетании хранения и переработки ОЯТ.

Кроме приреакторных хранилищ АЭС,  на двух комбинатах Росатома (ГХК и ПО "Маяк") имеются хранилища бассейнового типа для хранения ОЯТ отечественных АЭС и транспортных ядерно-энергетических установок емкостью 6000 и 2500 тонн соответственно.

В Российской Федерации с 1977 года действует завод РТ-1 ФГУП "ПО "Маяк" по переработке ОЯТ проектной производительностью 400 тонн в год. Завод осуществляет переработку ОЯТ энергетических реакторов типа ВВЭР-440 АЭС России и АЭС, построенных по российским проектам, а также БН-350, БН-600, реакторов транспортных ЯЭУ ледоколов и ИР.

ОЯТ российских реакторов

По состоянию на 01.01.2006  в России  эксплуатируется  31 энергоблок суммарной мощностью 23242 МВт. В Приложении B1 приведены данные по состоянию и прогнозу накопления ОЯТ реакторов различного типа.

ОЯТ реакторов типа ВВЭР-440

В России действуют 6 блоков реакторов типа ВВЭР-440 с годовым образованием ОЯТ 87 тонн. После выдержки в приреакторных бассейнах в течение 3-5 лет ОЯТ ВВЭР-440 вывозится на переработку на завод РТ-1 ФГУП "ПО "Маяк".

ОЯТ  реакторов типа ВВЭР-1000

В России работает 9 энергоблоков реакторов типа ВВЭР-1000, ежегодно на них образуется 190 тонн ОЯТ. После выдержки в течение 3-5 лет ОЯТ вывозится с АЭС в централизованное хранилище на ГХК.

ОЯТ реакторов типа РБМК

В настоящее время эксплуатируется 11 российских реакторов типа РБМК-1000. Ежегодно  на них образуется 550 тонн ОЯТ. ОЯТ хранится на АЭС в водной среде в приреакторных бассейнах выдержки и отдельно стоящих хранилищах ОЯТ, переработка ОЯТ не производится. Ныне на площадках АЭС хранится более 10000 тонн ОЯТ общей активностью более 3 млрд. кюри. В настоящее время ОЯТ РБМК с АЭС не вывозится.

ОЯТ реактора типа БН-600 Белоярской АЭС

В реакторе БН-600 ежегодно образуется 6,2 тонны ОЯТ, которое хранится на АЭС и после выдержки направляется на переработку на завод РТ-1.

ОЯТ реакторов АМБ Белоярской АЭС

Два реактора АМБ Белоярской АЭС остановлены в 1989 г. ОЯТ выгружено из реакторов и в настоящее время хранится в чехлах в сухих пеналах (5000 ОТВС) и в мокром хранилище ФГУП "ПО "Маяк" (2200 ОТВС).

ОЯТ реактора ЭГП-6  Билибинской АЭС

Билибинская АЭС состоит из четырех однотипных энергоблоков с реакторами ЭГП-6 (водно-графитовый гетерогенный реактор канального типа). Общее количество  ОТВС – 4600. Все ОЯТ хранится на АЭС.

ОЯТ исследовательских реакторов

В России имеется 31 ИР, из которых действуют 23, на реконструкции - 2, 3 окончательно остановлены и 3 выводится из эксплуатации; кроме того, существует несколько десятков критических и подкритических сборок. В последние годы ОЯТ ИР как накапливалось во временных хранилищах исследовательских центров, так и перерабатывалось.

Вследствие большого разнообразия конструкций твэлов и ОТВС, различий топливных композиций и конструкционных материалов, для ОЯТ каждого ИР, КС и ПКС должно быть принято решение о выборе технологии переработки или долговременного хранения.
 
ОЯТ атомного ледокольного флота

В России эксплуатируются 7 ледоколов: "Арктика" (1975), "Сибирь" (1978), "Россия" (1985), "Таймыр" (1988), "Советский Союз" (1989), "Вайгач" (1990), "Ямал" (1992) и ледокол-литеровоз "Севморпуть" (1988). Ледокол "Ленин" выведен из эксплуатации в 1989 г.

Временное  хранение ОЯТ ледокольного флота осуществляется на плавучих технических базах (ПТБ) "Лепсе", "Лотта" и "Имандра" и на накопительной площадке на ФГУП "Атомфлот", после чего вывозится на ФГУП ПО "Маяк".

В 2006 году  заканчивается строительство хранилища отработавшего ядерного топлива ледокольного флота контейнерного типа (ХОЯТ КТ). После этого, неперерабатываемое на ПО "Маяк" топливо ледокольного флота  будет выгружено из хранилищ ПТБ "Лотта" и передано в контейнерах ТУК-120 для хранения в течение 50 лет на ФГУП "Атомфлот".

ОЯТ зарубежных ректоров

Вне территории России эксплуатируются (эксплуатировались) АЭС с реакторными установками типа ВВЭР-1000 и ВВЭР-440, а также ИР, которые используют ядерное топливо российского производства. Часть этого топлива возвращалась или будет возвращена в Российскую Федерацию.

Топливо российского производства использовалось и на других АЭС.

Начиная с 1999 г. и по настоящее время международное сотрудничество Российской Федерации в области оказания услуг по обращению с ОЯТ энергетических реакторов осуществлялось  с Болгарией и Украиной, а по обращению с ОЯТ ИР - с Узбекистаном.

По действующим контрактам в хранилище ГХК вывозится топливо реакторов типа ВВЭР-1000, а ОЯТ реакторов типа ВВЭР-440 и ИР - на переработку на ФГУП "ПО "Маяк".

Более подробное описание обращения с ОЯТ зарубежных реакторов приведено в Приложении B1.

В.3. Критерии, используемые для определения и классификации радиоактивных отходов

В соответствии с ФЗ "Об использовании атомной энергии", к радиоактивным отходам относятся ядерные материалы и радиоактивные вещества, дальнейшее использование которых не предусматривается.

По агрегатному состоянию РАО подразделяются на жидкие, твердые и газообразные.

К жидким радиоактивным отходам относятся не подлежащие дальнейшему использованию органические и неорганические жидкости, пульпы и шламы, в которых удельная активность радионуклидов более чем в 10 раз превышает значения уровней вмешательства при поступлении с водой, приведенные в приложении П-2 НРБ-99.

К твердым радиоактивным отходам относятся отработавшие свой ресурс радионуклидные источники, не предназначенные для дальнейшего использования материалы, изделия, оборудование, биологические объекты, грунт, а также отвержденные жидкие радиоактивные отходы, в которых удельная активность радионуклидов больше значений, приведенных в приложении П-4 НРБ-99, а при неизвестном радионуклидном составе удельная активность больше:

• 100 кБк/кг - для источников бета-излучения;
• 10 кБк/кг - для источников альфа-излучения;
• 1,0 кБк/кг - для трансурановых радионуклидов.

К газообразным радиоактивным отходам относятся не подлежащие использованию радиоактивные газы и аэрозоли, образующиеся при производственных процессах с объемной активностью, превышающей ДОА, значения которой приведены в приложении П-2 НРБ-99.

По удельной активности жидкие и твердые радиоактивные отходы подразделяются на три категории - низкоактивные, среднеактивные и высокоактивные.

Численные значения критериев даны  в таблице В1.

Таблица В1. Удельная активность радиоактивных отходов по категориям отходов

Согласно требованиям норм и правил, приповерхностное захоронение ВАО запрещено. Федеральные нормы и правила (НП-055-04) устанавливают допустимые уровни содержания отдельных радионуклидов для приповерхностного захоронения РАО. Значения приведены в приложении В2.

В.4. Политика в области обращения с радиоактивными отходами

Государственная политика Российской Федерации в области обращения с РАО предусматривает целенаправленную деятельность по предотвращению отрицательного радиационного воздействия на человека и окружающую среду на всех этапах обращения с отходами (образование, сбор, транспортировка, переработка, хранение, окончательное захоронение).

Основными задачами государственной системы обращения с РАО являются: обеспечение устойчивого развития и защита национальных интересов государства, защита конституционных прав граждан на охрану здоровья, благоприятную окружающую среду и достоверную информацию об ее состоянии.

Государственная политика Российской Федерации формируется на основе:

• международно-признанных подходов и направлена на обеспечение безопасности обращения с РАО в текущий период и в долгосрочной перспективе;
• учета фундаментальных научных знаниях в области атомной науки и техники, экологии, рационального природопользования и охраны окружающей среды, охраны здоровья, ядерной, радиационной и общепромышленной безопасности.

В целом она направлена на достижение признанного в международной практике уровня безопасного обращения с РАО.

В настоящее время и на ближайшую перспективу в Российской Федерации оптимальной стратегией считается совершенствование технологий переработки и кондиционирования РАО с последующим контролируемым хранением, обеспечивающими возможности дальнейшего приповерхностного или глубинного захоронения. При этом технические решения должны предусматривать реализацию принципа безопасного обращения с РАО на весь период их потенциальной опасности. Одновременно могут прорабатываться иные варианты обращения с РАО.
     
Правовой основой политики РФ в области обращения с РАО являются Конституция и законодательство Российской Федерации, признанные нормы международного права и положения международных договоров.

Законодательство Российской Федерации в области обращения с РАО регламентируется Конституцией Российской Федерации и включает:

• Федеральный закон "Об использовании атомной энергии";
• Федеральный закон "О радиационной безопасности населения";
• Федеральный закон "О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения";
• Федеральный закон "Об охране окружающей среды" и другие законодательные и нормативные акты.

В соответствии с законодательством, Правительством Российской Федерации предусмотрен государственный учет и контроль РВ и РАО, в том числе сведений об образовании, переработке, перемещении и размещении на долговременное хранение и их окончательной изоляции.

Обеспечение безопасности при обращении с РАО является одной из важных составляющих национальной безопасности государства и обязательным условием использования атомной энергии в настоящее время и в будущем.

В.5. Практика в области обращения с радиоактивными отходами

Безопасность обращения с радиоактивными отходами обеспечивается тремя составляющими, аналогичными приведенным в разделе В.2 для ОЯТ.

Современная практика обращения с РАО в Российской Федерации характеризуется следующими подходами.

Как правило, АЭС и крупные предприятия ЯТЦ реализуют все стадии сбора, переработки и длительного хранения РАО на своих площадках. Наибольшее количество стадий переработки осуществляется в отношении высоко и среднеактивных ЖРО. В последние годы объемы переработки высокоактивных ЖРО опережают объемы их ежегодного образования, а низкоактивных – практически сравнялись.

Основная масса накопленных высокоактивных отходов – это остеклованные отходы, оболочки твэлов, загрязненное оборудование, отработавшие РИ, находящиеся на ФГУП "ПО "Маяк" и СХК. Эти отходы находятся в специализированных зданиях или сооружениях и изолированы от окружающей среды (Приложение B2). На трех предприятиях ЯТЦ осуществляется закачка низкоактивных и среднеактивных короткоживущих ЖРО в пласты-коллекторы глубокого залегания геологических формаций.
     
Существует сеть региональных предприятий системы "Радон", которые осуществляют прием, как правило, низко и среднеактивных РАО, от организаций, эксплуатирующих ИИИ и РВ. На предприятиях системы "Радон" производится переработка РАО и их длительное хранение. Отдельные предприятии ЯТЦ также передают образующиеся РАО предприятиям системы "Радон".

Переработка и кондиционирование РАО осуществляется на установках следующих типов: спецводоочистки, ионообменная, коагуляционная, упаривания, осадительная, нейтрализации, остекловывания, битумирования, кальцинации, фракционирования, прессования, плавления, дезактивации, сжигания, цементирования, прочих типах установок.

Основной задачей на ближайшие годы является снижение доли отходов, которые хранятся без изоляции от окружающей среды и создание новых мощностей по кондиционированию РАО.

В связи с увеличением объема работ по выводу из эксплуатации ядерных и радиационно-опасных объектов ожидается увеличение объемов образующихся РАО.

Более подробно вопросы обеспечения безопасности при обращении с РАО приведены в разделе H.