2.1. Безопасность основных производств и объектов

Данные Ростехнадзора (Госатомнадзора России) о нарушениях в работе поднадзорных объектов использования атомной энергии в 2002-2006 гг. по всем предприятиям Российской Федерации приведены в табл. 2.1-1 [4]

Таблица 2.1-1. Нарушения в работе поднадзорных объектов использования атомной энергии Российской Федерации в 2002- 2006 гг.
(по данным ГАН (Ростехнадзора))

Сразу следует отметить, что среди всех нарушений, как и в предшествующие годы, доминируют нарушения уровня «0» шкалы ИНЕС (отклонения) и ниже (в 2006 г. зафиксировано лишь одно нарушение уровня «1» по ИНЕС — аномалия). Трудность идентификации таких незначительных отклонений приводит к тому, что в некоторых случаях количество отклонений, фиксируемых надзорным органом и эксплуатирующей организацией, может незначительно различаться. Несмотря на различную природу отклонений, все они являются предметом внимания эксплуатирующих организаций, органов управления и надзора, а также научно-исследовательских и проектно-конструкторских организаций. По всем зафиксированным событиям существуют и действуют процедуры совместного с надзорным органом расследования и устранения причин отклонения.

Из таблицы видно, что в 2006 г. произошло снижение числа отклонений по всем категориям объектов, кроме исследовательских ядерных установок, где число отклонений осталось на прежнем уровне и атомных электростанций, где зафиксировано на 2 отклонения больше, чем в 2005 г. Положительным фактором является весьма значительное снижение числа отклонений на объектах ЯТЦ и радиационно опасных объектах народного хозяйства.

Принципиально важно, что по результатам деятельности за 2006 год уровень ядерной и радиационной безопасности на АЭС, предприятиях ЯТЦ и ИЯУ России оценивается органом регулирования безопасности—Ростехнадзором в целом как удовлетворительный.

2.1.1. Атомная энергетика

В 2006 году сохранилась общая тенденция повышения безопасности на действующих энергоблоках АЭС концерна «Росэнергоатом». Как и в предыдущие несколько лет, не было технологических нарушений в работе АЭС выше нулевого значения по шкале ИНЕС, отсутствуют и нарушения в работе систем безопасности АЭС.

Рис. 2.1.1-1. Динамика нарушений в работе АЭС России

Запланированные мероприятия в 2006 году выполнены в полном объеме, все условия действий лицензий также выполняются на 100%.

Например, завершенная в 2006 г. реализация крупномасштабного проекта модернизации систем управления и защиты реактора и систем безопасности позволит обеспечить эксплуатацию энергоблока №2 Ленинградской АЭС до 2021 года в полном соответствии с требованиями современных норм и правил.

АЭС России в последние 3 года вышли на стабильный уровень надежности эксплуатации без нарушений уровня «1» по ИНЕС (аномалий) и с количеством учитываемых отклонений (уровень «0») в год в пределах 40-44 (рис. 2.1.1-1).

По одному из основных показателей безопасности «количество автоматических остановов реакторов из критического состояния» — АЭС России вышли на уровень ведущих стран с развитой атомной энергетикой, и поддерживают этот уровень уже много лет (рис. 2.1.1-2).

Рис. 2.1.1-2. Динамика автоматических остановов реакторов из критического состояния АЭС России и АЭС мира

В 2006 г. на АЭС России нарушений пределов и условий безопасной эксплуатации не было.

Все 42 нарушения в работе АЭС в 2006 г. были классифицированы с применением Международной шкалы ядерных событий (ИНЕС), в том числе:

• 24 — классифицированы по ИНЕС уровнем «0» — отклонения (не существенные для безопасности);
• 18 — не подпадали под критерии ИНЕС — «Вне шкалы».

В таблице 2.1.1-2 представлены результаты оценки уровня нарушений в работе АЭС по ИНЕС по отдельным АЭС России в 2006 г.

Таблица 2.1.1-2. Оценка по ИНЕС нарушений в работе АЭС в 2006 г.

Все случаи отклонений в работе АЭС тщательно анализируются с привлечением специалистов поддерживающих организаций, разрабатываемые корректирующие меры ставятся на контроль. Это совершенно ясная и формализованная практика, которая дает свои результаты.

Необходимо также отметить, что собственно само число отклонений является достаточно небольшой величиной и может расцениваться как индикатор уровня эксплуатации. В настоящее время основное внимание уделяется анализу отклонений более низкого уровня, так называемых цеховых отказов, которые могут служить предшественниками нарушений в работе энергоблока в целом. Это современное направление в мировой атомной энергетике и оно будет развиваться и в дальнейшем.

Распределение отклонений в работе АЭС в 2006 г. по отдельным группам по воздействию на режим работы энергоблоков и по типам реакторной установки приведено в таблице 2.1.1-1.

Таблица 2.1.1-1 Данные по отдельным группам отклонений в работе АЭС в 2006 г. в сравнении с 2005 г.

 * В числителе приведены данные за 2006 г., в знаменателе - за 2005 г.

Приведенные данные показывают, что в 2006 г. возросло количество автоматических срабатываний систем аварийного останова реактора при работе энергоблоков на мощности: с 0,16 срабатываний АЗ на реактор в год в 2005 г. до 0,39 в 2006 г. Максимальное значение автомати ческих срабатываний систем аварийного останова реактора имело место на Ленинградской АЭС — 1,0 срабатываний на реактор в год.

Как видно из приведенных данных, семь отклонений со срабатыванием систем аварийного останова реактора произошло в 2006 г. на АЭС с РБМК.

Повреждения и отказы элементов систем безопасности носили единичный характер и допускали вывод соответствующего канала системы во внеплановое техническое обслуживание и ремонт на время, разрешенное технологическим регламентом.

Рис. 2.1.1-3. Динамика отклонений с внеплановыми отключениями энергоблоков от сети

Анализ отклонений в работе АЭС за последние шесть лет показывает, что количество отклонений, приводящих к изменению мощности, остается достаточно высоким (рис. 2.1.1-3).

В 2006 г. из 42 отклонений 20 — привели к отключениям энергоблоков от сети, в том числе 12 — автоматическим действием систем аварийного останова реактора.

Недовыработка электроэнергии из-за отклонений в работе АЭС в 2006 г. возросла на 1,62% от соответствующего показателя 2005 г. и составила 2416,6 млн. кВт·ч. При этом недовыработка на АЭС с реакторными установками РБМК возросла в 1,49 раз по сравнению с прошлым годом; на АЭС с реакторными установками ВВЭР недовыработка электроэнергии снизилась: на АЭС с ВВЭР-440 в 1,66 раз, на АЭС с ВВЭР-1000 — в 1,21 раза. Основной вклад в недовыработку электроэнергии внесли:

• неправильные действия оперативного и ремонтного персонала — 59,0 млн. кВт·ч (2,4% от суммарной недовыработки);
• неисправности систем СУЗ—607,3 млн. кВт·ч (25,1%);
• неисправности электротехнического оборудования, систем контроля, тепловой автоматики и измерений—535,7 млн. кВт·ч (22,7%);
• внешние условия (отношения к отклонениям не имеют) —679,7 млн. кВт·ч.

Одним из важных направлений деятельности концерна «Росэнергоатом» является вывод из эксплуатации блоков АЭС, выработавших свой срок службы. Вывод из эксплуатации энергоблока АЭС — заключительная стадия его жизненного цикла, состоящая из нескольких этапов. На этих этапах выполняется обширный перечень работ, к числу которых можно отнести разработку программы вывода из эксплуатации, осуществление комплексного инженерного и радиационного обследования, разработку проекта вывода из эксплуатации и т.д. Основными нормативно-правовыми и концептуальными документами, регламентирующими работы по выводу блоков АЭС из эксплуатации, являются:

• Федеральный закон Российской Федерации «Об использовании атомной энергии» от 29.10.1995;
• Федеральный закон Российской Федерации «О финансировании особо радиационно опасных и ядерно опасных производств и объектов» от 02.04.1996;
• Общие положения обеспечения безопасности АЭС (ПНАЭ Г-01-011-97 (ОПБ-88/97));
• Правила обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации блока атомной станции (НП-012-99);
• Требования к содержанию программы вывода из эксплуатации блока атомной станции (РБ-013-2000 (РБ-013-00));
• Требования к составу комплекта и содержанию документов, обосновывающих обеспечения ядерной и радиационной безопасности … заявленной деятельности (для атомных станций) (РД-04-27-2000);
• Концепция снятия с эксплуатации энергоблоков АЭС от 23.08.1991г.;
• Основные положения по снятию с эксплуатации блоков АС (РД ЭО 0013-93).

В настоящее время уже окончательно остановлены четыре энергоблока общей электрической мощностью 875 МВТ: 1-й и 2-й блоки Белоярской АЭС и 1-й и 2-й блоки Нововоронежской АЭС. В соответствии с условиями действия лицензий концерном «Росэнергоатом» разработаны и оформлены в установленном порядке Программы вывода из эксплуатации:

• 1, 2 и 3 блоков Белоярской АЭС;
• 1, 2, 3, 4 блоков Билибинской АЭС;
• 1, 2, 3, 4, 5 блоков Нововоронежской АЭС;
• 1, 2, 3 блоков Кольской АЭС;
• 1, 2 блоков Курской АЭС;
• 1, 2, 3, 4 блоков Ленинградской АЭС.

Рис. 2.1.1-4. Трехмерная модель машинного зала первой очереди ЛАЭС

Для остальных блоков АЭС Программы будут разработаны за 5 лет до исчерпания 30-ти летнего срока службы.

На любом этапе вывода из эксплуатации принятие обоснованных решений может гарантироваться исключительно полнотой информации и наличием необходимой документации обо всех стадиях жизненного цикла энергоблока. На сегодняшний день только использование электронных баз данных может обеспечить требуемую долговечность и скорость доступа к большим информационным массивам, формирующимся в процессе эксплуатации и ВЭ блока АЭС. Требования к информационной структуре и базе данных по выводу из эксплуатации устанавливает «Типовая структура базы данных для вывода из эксплуатации блока атомной станции».

Рис. 2.1.1-5. Трехмерная модель КМПЦ третьего блока ЛАЭС

Требования по применению базы данных для вывода из эксплуатации блоков АС определены в нормативных документах Ростехнадзора. В соответствии с требованиями указанных документов в период с 2003 по 2007 гг. были разработаны информационные системы баз данных по выводу из эксплуатации блоков 1, 2 и 3, 4 Ленинградской АЭС, объединенных в настоящий момент в единую ИС БДВЭ блоков АЭС. В процессе выполнения работы для целей обучения персонала, обеспечения визуальной навигации по информации БДВЭ, визуализации поисковых запросов, отработки процедур демонтажа были созданы трехмерные проектные модели зданий 401 и 601 Ленинградской АЭС, площадок первой и второй очереди станции, представленные ниже (рис. 2.1.1-4, рис. 2.1.1-5).

Применение информационных систем баз данных способствует накоплению знаний и использованию их в текущей деятельности.

2.1.2. Ядерный топливный цикл

В практической деятельности предприятий ЯТЦ Росатома в 2006 году не зафиксировано аварий и групповых несчастных случаев; нарушений в работе, которые привели к радиационным последствиям; а также фактов превышения безопасных и допустимых параметров ядерной безопасности.

Состояние ядерной и радиационной безопасности оценивается как удовлетворительное.

В настоящее время остановлены и выводятся из эксплуатации сооружения и комплексы с 10 промышленными ядерными реакторами: 3 на ФГУП «СХК», 2 на ФГУП «ГХК» и 5 на ФГУП «ПО «Маяк». Все реакторы находятся на этапе подготовки к длительной выдержке. Нарушений в работе систем и оборудования, важных для безопасности остановленных реакторов, за отчетный период зафиксировано не было.

На ФГУП «ПО «Маяк» за последние несколько лет, включая 2006 год, в результате проведения обширного комплекса научно-технических работ и практических мероприятий разработаны, внедрены и развиты конверсионные технологии эксплуатации обоих действующих реакторов, заключающиеся в переходе к комплексным реакторным производствам основной продукции и промышленных радионуклидов (изотопов) общетехнического назначения с последовательным расширением их объёма и ассортимента и улучшением потребительских характеристик коммерческой изотопной продукции.

Конверсионные технологии разрабатываются и совершенствуются на основе использования действующего оборудования, штатных топливных изделий (твэлов) активной зоны и существующих отработанных реакторных технологий с учётом специфик изотопного производства. Внедрение конверсионных технологий осуществляется в рамках регламентных пределов и условий безопасной эксплуатации установок без нарушения распространённых на установки нормативов безопасности.

За отчетный период зафиксировано 14 нарушений в работе предприятий ЯТЦ. Все они квалифицированы как отклонения (уровень «0» шкалы ИНЕС и ниже), за исключением одного, которое квалифицировано как аномалия (уровень «1» ИНЕС).

Динамика числа отклонений за 2001-2006 гг. представлена на рис. 2.1.2-1. По сравнению с 2005 годом число отклонений уменьшилось почти в 2 раза, при этом на ФГУП «УЭХК» и ЗАО «Далур» отклонений не зафиксировано.

Рис. 2.1.2-1. Отклонения в работе ПЯТЦ за период 2001-2006 годов

Характер выявленных отклонений за последние годы не претерпел существенных изменений, описание наиболее характерных отклонений приведено ниже. В 2006 году произошли:

• 4 кратковременных останова промышленных уран-графитовых реакторов из-за попадания продуктов коррозии в расходомерные вставки технологических каналов и появления сигналов о снижении расхода воды в них (ФГУП «СХК» и ФГУП «ГХК»), 2 кратковременных останова этих реакторов по причине «зависания» рабочих блоков в технологических каналах (ФГУП «СХК» и ФГУП «ГХК») и 1 останов по вине персонала смены (на ФГУП «ГХК»).
• Срабатывание аварийной защиты реакторной установки из-за короткого замыкания при проведении плановых ремонтных работ (ФГУП «ПО «Маяк»).
• Утечка конденсата через облицовку и бетонное основание бассейна из-за негерметичности облицовки в бассейне-хранилище ОЯТ вследствие некачественного выполнение сварных швов при монтаже облицовки бассейна (ФГУП «ПО «Маяк»).
• Разовый выше суточного выброс радиоактивных веществ в атмосферу (0,827 мКи по сумме долгоживущих альфа-излучателей), превышающий величину контрольного уровня для суточного выброса из-за кратковременного изменения потока газовоздушной смеси при переключении вентиляторов вентиляционной системы, не соответствующего нормальным условиям эксплуатации фильтров (ФГУП «ПО «Маяк»).
• Утрата источника гамма-излучения с радионуклидом цезия-137 (это единственное в 2006 г. нарушение уровня «1» — аномалия) и временный неучет еще одного источника гамма-излучения с радионуклидом цезия-137 из-за недостатков учетной документации и контроля со стороны ИТР цеха за действиями аппаратчиков при сортировке ТРО, а также недостаточных организационных мер для обнаружения источников широкой номенклатуры, при попадании их в твердые радиоактивные отходы (Завод радиоактивных изотопов ФГУП «ПО «Маяк»).

По фактам отклонений предприятиями принимаются следующие меры: создаются комиссии для расследования обстоятельств и определения причин каждого нарушения; результаты расследования оформляются документально; акты, приказы и распоряжения прорабатываются с персоналом; на виновных налагаются взыскания; по результатам расследования разрабатываются мероприятия по устранению коренных причин и исключению повторения отклонений в дальнейшем.

Все ядерно опасные участки предприятий оборудованы системами аварийной сигнализации (САС) о возникновении самопроизвольной цепной реакции. В 2006 г. на многих предприятиях проведена модернизация системы аварийной сигнализации (ФГУП «СХК», ФГУП «УЭХК», ФГУП «ЭХЗ», ФГУП «ПО «Маяк»).

В отчетном году были выполнены работы, направленные на улучшение ядерной и радиационной безопасности. Внедрены аварийные системы обнаружения воды в хранилищах ЯДМ в отдельных корпусах ОАО «МСЗ», продолжаются работы по внедрению данных систем в других корпусах предприятия. На этом же предприятии внедрены новые контейнеры для внутризаводской транспортировки таблеток обогащением не более 5%, выполненные в безопасном исполнении и введена в эксплуатацию а/м «Газель», оборудованная оснасткой для фиксации транспортируемой тары с ЯДМ.

В ремонтном цехе ФГУП «АЭХК» смонтирована система контроля за уровнем выбросов в атмосферу радиоактивных веществ и проведен монтаж установки по дезактивации металлорукавов; разработано автоматизированное рабочее место технолога по учету ЯМ на складе.

1 ядерно опасная центрифуга заменена на аппарат ядерно безопасной геометрии (ФГУП «ПО «Маяк»); смонтировано 2 автоклава повышенной безопасности, один из них принят в промышленную эксплуатацию (ФГУП «АЭХК»).

Завершено строительство и приняты в эксплуатацию комплекс по дезактивации автотранспорта и пункт взвешивания РАО, вывозимых с промплощадки на хвостохранилище на ОАО «НЗХК». Введены в эксплуатацию новый технологический корпус с новым оборудованием в отделениях сорбции и фильтрации и химическая лаборатория для анализа проб (ЗАО «Далур»); захват-кантователь для подъёма и транспортирования упавших ОТВС и чехол-контейнер для хранения дефектных и негерметичных ОТВС, проведена перегрузка искривлённой ОТВС из транспортного чехла в чехол-контейнер (ФГУП «ГХК»).

Осуществляется целенаправленная работа по улучшению радиационной обстановки в горных выработках на ОАО «ППГХО», для чего установлено 13 вентиляционных дверей, 106 бетонных и 41 деревянных изолирующих перемычек, пройдено 180 п. м вентиляционных выработок и автоматизировано 3 вентиляционные двери, установлена замерная станция.

В 2006 году в целях повышения безопасности горнорудных работ по добыче природного урана и снижения доз облучения работников был реализован ряд мероприятий, в том числе приобретены 7 новых погрузодоставочных машин, 4 установки «Олива» для торкретирования горных выработок, что позволило снизить время выполнения операций бурения и отгрузки. Во избежание превышения предела дозы у забойщиков применяется ротация рабочих.

В течение года особое внимание было направлено на выполнение на площадках ФГУП «ПО «Маяк», ФГУП «СХК» и ФГУП «ГХК» работ, связанных с обеспечением безопасной эксплуатации промышленных водоемов и гидротехнических сооружений, выполнением проектно- изыскательских работ по выводу из эксплуатации и консервации промышленных водоемов.

В мае 2006 года на ФГУП «ПО «Маяк» проведено совещание с участием руководителя Росатома, руководства Челябинской области, работников Управления по регулированию безопасности объектов ядерного топливного цикла, надзору за учетом и контролем ядерных материалов и радиоактивных веществ и физической защитой, Уральского МТО ЯРБ и ведущих ученых и специалистов, на котором обсуждались вопросы безопасности эксплуатации Теченского каскада водоемов (ТКВ), принят ряд организационно-технических решений.

В течение 2006 года продолжалось выполнение работ в рамках «Комплексного плана мероприятий по обеспечению решения экологических проблем, связанных с текущей и прошлой деятельностью ФГУП «ПО «Маяк», в частности: реконструкция гребня плотины П-11 ТКВ, создание экспериментального стенда и опытной установки кондиционирования среднеактивных отходов, обоснование технологий выбора жидких радиоактивных отходов из ТКВ, создание комплекса цементирования РАО, расширение комплекса остекловывания РАО, отработка технологии переработки ОЯТ в целях сокращения образования жидких радиоактивных отходов и др., а также создание транспортной базы для обеспечения радиационной безопасности работ по ликвидации водоема В-9 и развитие систем дозиметрического, радиометри ческого, спектрометрического контроля.

2.1.3. Исследовательские ядерные установки

В настоящее время в России эксплуатируется 90 исследовательских ядерных установок (ИЯУ), из них 57 действующих, 3 реконструируемых, 9 находящихся на консервации, 18 выводящихся из эксплуатации, 3 строящихся.

Число ИЯУ предприятий России, входящих в Информационную систему по сбору и обработке данных по отказам оборудования и нарушениям в работе ИЯУ России (ИСОДИР), в 2006 г., по сравнению с 2005 г., уменьшилось на 1 установку. Выведены из эксплуатации и сняты с учета в Федеральной службе по экологическому, технологическому и атомному надзору (Ростехнадзор) критические стенды «Физмодель МР» в РНЦ «Курчатовский институт» (г. Москва), ПС-2 в ГНЦ РФ-ФЭИ (г. Обнинск) и два подкритических стенда ФC-4 и ФС-5 в НИКИЭТ (г. Москва). Дополнительно включены в информационную систему исследовательские реакторы ВАУ-6с в НИТИ (г. Сосновый Бор), ВВРЛ-02 и ВВРЛ-03 в НИИП (г. Лыткарино), находящиеся в состоянии вывода из эксплуатации.

В ГНЦ РФ-ФЭИ начата реконструкция критического стенда ФГ-5, ранее находившегося в режиме вывода из эксплуатации. Продолжается строительство исследовательских реакторов ИРВ-М2 (НИИП), ПИК (ПИЯФ) и электроядерного генератора нейтронов ЭГН, сооружаемого на базе выводимого из эксплуатации тяжеловодного реактора ТВР (ГНЦ РФ ИТЭФ). Для остальных ИЯУ режим эксплуатации в течение 2006 года не изменился.

Рис. 2.1.3-1. Динамика числа нарушений в работе ИЯУ России в 2002-2006 годах

В 2006 году на 21 предприятии России, эксплуатирующем ИЯУ, зарегистрировано 48 нарушений, из них 20 нарушений (42%) произошло на предприятиях Росатома, 28 нарушений (58%)—на предприятиях других ведомств. Все нарушения в работе ИЯУ классифицированы уровнем 0 по шкале ИНЕС (не существенно для безопасности). Все нарушения в работе ИЯУ произошли без выхода радиоактивных веществ за установленные границы. Не было случаев облу чения лиц из числа персонала ИЯУ и загрязнения помещений радиоактивными веществами.

Из рис. 2.1.3-1 видно, что общее количество нарушений в 2006 г. находится на уровне 2005 г.

Распределение нарушений в работе ИЯУ предприятий России по ведомственной принадлежности ИЯУ представлено в таблице 2.1.3-1.

Таблица 2.1.3-1 Распределение нарушений в работе ИЯУ предприятий России по типам ИЯУ

Все 48 нарушений произошли на действующих исследовательских реакторах.

Рис. 2.1.3-2. Распределение нарушений в работе ИЯУ России по непосредственным причинам нарушений по годам

Распределение нарушений в работе ИЯУ России по непосредственным причинам нарушений в 2002-2006 годах приведено на рис. 2.1.3-2, из которого видно, что:

• количество нарушений, непосредственными причинами которых явились отказы элементов ИЯУ, в последние пять лет остается приблизительно на одном уровне;
• количество нарушений, непосредственными причинами которых были ошибки персонала, снизилось с 8 в 2002 году до достаточно низкого уровня (3-4) в последующие годы;
• количество нарушений, непосредственными причинами которых были отклонения в работе внешних электросетей, в 2002-2004 годах оставалось приблизительно на постоянном уровне (11-15 нарушений), а в 2005-2006 годах резко возросло до 28 (увеличение на 87%), при этом их доля в 2006 году составила 59%.

Таким образом, в 2006 году из 28 нарушений, связанных с отклонениями в работе внешних электросетей, 14 нарушений вызваны отклонениями в работе внешних электросетей на территории эксплуатирующей организации и 14 нарушений — отклонениями в работе внешних электросетей за территорией эксплуатирующей организации. Значительная (превалирующая) доля нарушений на ИЯУ этой категории в 2006 году (58%) свидетельствует о том, что реализуемые мероприятия по повышению надежности систем внешнего электроснабжения и по росту устойчивости ИЯУ к отклонениям в работе внешних электросетей недостаточны и что ситуация с надежностью и безопасностью электроснабжения в последние два года еще более обострилась.

36 из 48 нарушений имеют предшествующие подобные нарушения, то есть являются повторяющимися. Повторяемость нарушений в работе ИЯУ вызвана недостатками изготовления приводных устройств и элементов электронных блоков, физическим старением элементной базы КИП, недостатками процедур техобслуживания систем и элементов реактора, отклонениями в работе внешних электросетей. Сравнительная оценка нарушений за последние пять лет (2002-2006 гг.) подтверждает сделанные выводы.

2.1.4. Ядерный оружейный комплекс

В 2006 г. был полностью выполнен государственный оборонный заказ.

Обеспечению безопасности при создании и ликвидации ядерных зарядов (ЯЗ), ядерных боеприпасов (ЯБП) и их составных частей, а также совершенствованию системы обеспечения безопасности ЯЗ, ЯБП и их составных частей Росатомом придается исключительно важное значение. В Росатоме создана и успешно функционирует система ведомственного надзора и контроля (ВНиК) на предприятиях ядерного оружейного комплекса (ЯОК). Основной целью ее является проверка и анализ фактического состояния обеспечения безопасности.

Организационными структурами, выполняющими функцию ведомственного надзора и контроля за безопасностью ядерного оружия на предприятиях ЯОК являются:

• структурные подразделения центрального аппарата;
• отраслевые центры при ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ» (ОЦОЯМ) и ФГУП «РФЯЦ-ВНИИТФ» (ОЦНСБ) по научно-техническому и методическому сопровождению надзора и контроля за состоянием ядерной, радиационной, специальной безопасности;
• структурные подразделения предприятий ЯОК (службы главных инженеров по ядерной и радиационной безопасности, главные физики, главные специалисты по ядерной безопасности и др.).

В сфере ВНиК находятся также вопросы работы с нормативными документами, персоналом, процедурами и оборудованием, которые составляют основу системы обеспечения безопасности объектов использования атомной энергии. ВНиК участвует в процедурах лицензирования деятельности по использованию радиоактивных материалов в оборонных целях, сертификации перевозок оружейных делящихся материалов и изделий на их основе, а также обучения и аттестации персонала предприятий ЯОК по вопросам специальной безопасности.

Анализ результатов проведенных проверок позволяет сделать вывод о том, что состояние обеспечения специальной безопасности на предприятиях ЯОК в целом соответствует требованиям нормативных документов по безопасности выполнения работ при изготовлении, хранении, разборке, утилизации и ликвидации ЯЗ и ЯБП.

2.1.5. Вывод из эксплуатации и утилизация ядерных энергетических установок АПЛ

К настоящему времени накоплен значительный опыт работ по обеспечению ЯРБ в области комплексной утилизации атомных подводных лодок (АПЛ) и реабилитации береговых техни ческих баз (БТБ). В 2006 году продолжались работы по выводу из эксплуатации АПЛ, надводных кораблей с ядерными энергетическими установками (НК с ЯЭУ), судов атомного технологического обслуживания (АТО) а также экологическая реабилитация ядерно и радиационно опасных объектов береговых технических баз ВМФ.

Основные показатели реализации мероприятий подпрограммы «Промышленная утилизация АПЛ, НК с ЯЭУ, судов АТО, реабилитация береговых технических баз (2005-2010 гг.)» в 2006 году:

• Утилизировано 18 АПЛ с подготовкой блоков реакторных отсеков к временному хранению на плаву (в том числе, 6 АПЛ — за счет средств международной помощи);
• Подготовлены к временному хранению на плаву 2 судна АТО.

Цели подпрограммы, определенные на 2006 год, полностью выполнены.

Кроме того, вывезено на переработку 0,87 т ОЯТ из хранилищ б. Сысоева; транспортировано и переработано 175 м³ ЖРО из хранилищ БТБ в б.Сысоева; переработано и помещено в хранилища 1150 м³ ТРО на БТБ.

Рис. 2.1.4-1. Транспортировка АПЛ с использованием полупогружного судна

В 2006 году выполнен ряд уникальных операций:

• выгружена отработавшая выемная часть (ОВЧ) из аварийного блока «120» реакторной установки с жидкометаллическим теплоносителем;
• осуществлен перевод 3 АПЛ на предприятия для утилизации с использованием полупогружного судна (рис. 2.1.4-1);
• осуществлен перевод 7 блоков реакторных отсеков с использованием плавучего дока ПД-42 для размещения на береговой площадке хранения;
• выполнен переход плавучей технической базы ПМ-74 на п-ов Камчатка, выгрузка ОЯТ из реакторов 3 АПЛ (в т.ч. 2 АПЛ—первого поколения).

В 2006 году в области капитального строительства в рамках реализации указанной подпрограммы введены в эксплуатацию 2-й пусковой комплекс долговременного хранения реакторных отсеков в г. Сайда (32 отсека), объекты программ «Реконструкция причальной стенки в б. Разбойник, Приморский край» и «Участок ремонта и освидетельствования перегрузочного оборудования на ФГУП «ДВЗ «Звезда», противофильтрационная завеса и защитный экран над хранилищами ТРО на БТБ в бухте Сысоева. Ведется строительство берегового пункта хранения РО в б. Разбойник Приморского края.

Создан и будет введен в эксплуатацию в 2007 году комплекс с элементами «ноу-хау» по переработке ЖРО сложного химического состава на БТБ в б. Сысоева.

Разработано и проходит экологическую экспертизу ТЭО на создание пункта изоляции аварийных АПЛ в б. Разбойник.

В 2006 г. продолжались работы по реабилитации БТБ. На БТБ в губе Андреева и в пункте Гремиха Мурманской области продолжались работы по созданию инфраструктуры обеспечения безопасных условий работы персонала при реабилитации ядерно опасных и радиационно опасных объектов.

Главной целью реализации подпрограммы по промышленной утилизации АПЛ является утилизация к концу 2010 года всех выведенных из состава ВМФ АПЛ. По состоянию на 1 февраля 2007 г. завершена утилизация 148 из 198 выведенных из эксплуатации АПЛ (табл. 2.1.4-1).

Таблица 2.1.4-1. Сведения о состоянии АПЛ, выведенных из состава ВМФ на 01 февраля 2007 г.

Финансирование работ по выполнению подпрограммы осуществлялось из различных источников (табл. 2.1.4-2).

Таблица 2.1.4-2. Финансовые средства, консолидированные на решение задач комплексной утилизации АПЛ и реабилитации БТБ в 2006 году

Наибольший вклад приходится на средства международной технической помощи, более трети составили бюджетные ассигнования. Вопросы международного участия рассмотрены в разделе 1.3.4.

Задачи подпрограммы на 2007 год и на период 2008-2010 гг.: утилизировать все выведенные и вновь выводимые из эксплуатации АПЛ (предположительно, 18 АПЛ в 2007 и около 36 — в последующий период); разработать основные технические решения, подготовить инфраструктуру и приступить к выполнению первоочередных работ по реабилитации БТБ — вывозу ОЯТ; приступить к практической реализации мероприятий по изоляции 2 аварийных АПЛ в Приморском крае.