2.3. Безопасность обращения с ядерными материалами, радиоактивными веществами и отходами

2.3.1. Обращение с радиоактивными отходами и отработавшим топливом

Проблемы ЯРБ при обращении с радиоактивными отходами и отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) находятся под пристальным вниманием руководства страны. С целью их решения подготовлены программные и концептуальные документы.

Существующая в России система регламентации проектирования, сооружения, эксплуатации, технического обслуживания и ремонта, инспектирования и испытаний установок по обращению с отработавшим топливом, а также учета и рассмотрения нарушений в их работе, позволяет обеспечивать непрерывность контроля безопасности обращения с отработавшим топливом на всех этапах.

В настоящее время реализуется два варианта обращения с ОЯТ:

• ОЯТ энергоблоков ВВЭР-440 и БН-600, ОЯТ исследовательских реакторов и ОЯТ АПЛ перерабатывается на ФГУП «ПО «Маяк»;
• ОЯТ энергоблоков ВВЭР-1000, РБМК-1000, ЭГП-6 и АМБ, ОЯТ ряда исследовательских реакторов находится на контролируемом хранении в специальных пристанционных (приреакторных) хранилищах или в централизованном хранилище на ФГУП «ГХК».

В течение 2006 года существенных нарушений при обращении с ОЯТ не зафиксировано.

Рис. 2.3.1-1. Динамика переработки, образования и накопления ОЯТ

Тем не менее, в области обращения с ОЯТ имеются и продолжают нарастать серьезные проблемы (рис. 2.3.1-1). Основная часть ОЯТ до настоящего времени хранится в бассейнах. Срок безопасного хранения ОЯТ в воде ограничен 40-60 годами.

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

В настоящее время действует (в стадии промышленной и опытной эксплуатации) более 90 установок по переработке различных видов РАО (включая установки Росатома, АЭС и СК «Радон»). Кроме того, в различных стадиях разработки (проектирование, лабораторные испытания, создание макета) находится еще более 30 установок.

Требования к обеспечению безопасности при сборе, переработке, хранении и кондиционировании соответственно твердых и жидких РАО на ядерных установках, в пунктах хранения ядерных материалов и радиоактивных веществ, хранилищах РАО и извлекаемых из радиационных источников установлены федеральными нормами и правилами в области использования атомной энергии НП-019-2000, НП-020-2000 и СПОРО-2002.

Общие принципы, критерии и основные требования безопасности захоронения РАО установлены документами: НП-055-04 (определяет способы захоронения РАО — приповерхностное, геологическое и хранилища — пункты промежуточного, временного или долговременного хранения), а также НП-058-04 (определяет общие цели и принципы обеспечения безопасности на всех стадиях обращения с РАО в рамках выполнения обязательств по Объединенной Конвенции).

В течение 2006 года существенных нарушений в области обращения с РАО не происходило.

Рис. 2.3.1-2. Динамика переработки, образования и накопления РАО

Несмотря на то, что, по сравнению с ОЯТ, переработка РАО в целом технологи чески более проста, ситуация столь же проблемна:

• Перерабатывается меньше, чем образуется (рис. 2.3.1-2);
• Количество пунктов хранения РАО чрезмерно велико—более 1500;
• Отсутствуют решения по окончательному захоронению РАО. 

Острота проблемы связана в основном с решениями и подходами, принятыми на начальных этапах реализации атомного проекта, среди которых:

• Размещение жидких РАО в хранилищах открытого типа;
• Накопление колоссальных объемов высокоактивных отходов в емкостях-хранилищах.

Наибольшая часть РАО накоплена на трех предприятиях ЯТЦ — ФГУП «ПО «Маяк», ФГУП «СХК» и ФГУП «ГХК». На ПО «Маяк» — это промышленный водоем № 9, где накоплено 120 млн. кюри РАО.

Практически не начаты работы по объектам захоронения. Выбор и обоснование безопасности окончательной изоляции высокоактивных отходов - это сложнейшая научно-техническая задача. Мы все еще находимся на начальном этапе её решения.

Незамкнутость цикла по РАО в нормативном, технологическом и инфраструктурном аспектах приводит к тому, что у предприятий нет стимулов для переработки и избавления от РАО. Мировой опыт показывает, что создание эффективных рыночных схем безопасного обращения с РАО возможно и оправданно.

Переломным в отношении проблем обращения с РАО и ОЯТ стал 2006 год. Этим проблемам было уделено серьезное внимание при разработке федеральной целевой программы «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года» (см. раздел 1.4). Значительный объем средств капитального строительства сконцентрирован на ключевых объектах обращения с ОЯТ и РАО. Отметим, что аналогичные программы США и Великобритании исчисляются десятками миллиардов долларов.

Программные мероприятия по безопасности обращения с ОЯТ подразумевают реконструкцию имеющихся объектов и строительство новых. Общий объем финансирования составит 69,3 млрд. руб. Создаваемые и реконструируемые объекты обращения с ОЯТ должны инфраструктурно обеспечить решение накопленных проблем, а также вопросов обращения с ОЯТ при увеличении темпов развития атомной энергетики, в том числе на новой технологи- ческой платформе, стать элементами эффективной системы, обеспечивающей развитие атомной энергетики, топливного цикла и оружейного комплекса.

Мероприятия по обращению с РАО предполагают создание комплексов по переработке и длительному хранения РАО на предприятиях Росатома, Роспрома, Росморречфлота, Роснауки и Росстроя. Объем финансирования — 29,7 млрд. руб.

Предусмотрено начало практической деятельности по созданию объектов окончательной изоляции РАО. В результате к 2015 году должен быть обеспечен перевод в безопасное состояние 800 млн. Ки.

Решению проблем ФГУП «ПО «Маяк» в рамках программных мероприятий отведено специальное место.

Для прекращения сбросов в ТКВ необходима серьезная реконструкция и модернизация производств ФГУП «ПО «Маяк». На площадке предприятия будет создана система обращения с РАО, предусматривающая продолжение остекловывания высокоактивных, цементирование среднеактивных и очистку низкоактивных отходов.

Промышленные водоемы В-9 и В-17, содержащие чрезмерно большое количество активности, будут ликвидированы путем засыпки акваторий с переводом их в приповерхностные хранилища РАО, обеспечивающие приемлемый уровень безопасности. Ликвидация наиболее загрязненного промводоема В-9 (оз. Карачай) намечена к 2015 году. На сегодня уже засыпано примерно 80% площади его акватории. Консервация промводоема В-17 (Старое Болото) планируется к 2025 году.

Теченский каскад водоемов будет приведен в приемлемое по безопасности состояние, обеспечивающее устойчивость его гидротехнических сооружений и соблюдение нормативов на поступление радионуклидов из ТКВ в открытую гидрографическую сеть. Установленные пределы эксплуатации будут гарантировать безопасность даже в случае 3-5 лет подряд с аномально высокими осадками.

В мероприятиях по ФГУП «ГХК» также предстоит решить ряд накопленных в прошлом проблем. Однако наибольшие ресурсы будут направлены на создание новых объектов.

Программой предусматривается строительство «сухого» хранилища ОЯТ РБМК и ВВЭР-1000, «сухое» хранение ОЯТ АМБ, «мокрое» хранилище ОЯТ ВВЭР-1000, а также опытно-демонстрационного центра по переработке ОЯТ. В области обращения с РАО предусмотрены объекты окончательной изоляции РАО, хранилища твердых РАО и переработка пульп и жидких РАО.

Будет проведена реконструкция хранилища препаратов радия — Государственного радиевого фонда. Выводятся из эксплуатации промышленные уран-графитовые реакторы и радиохими ческий завод.

Горно-химический комбинат в рамках программных мероприятий становится одним из центральных объектов национальной инфраструктуры по обращению с ОЯТ и РАО.

2.3.2. Снижение риска неконтролируемого распространения делящихся и радиоактивных материалов

В условиях резкого усиления террористических угроз необходимо закрыть все пути доступа к объектам, материалы которых могут быть использованы для «ядерного шантажа», к числу которых относятся исследовательские ядерные реакторы и изготовленные для различных целей источники ионизирующего излучения. Топливо исследовательских реакторов должно быть возвращено в страну его происхождения, эксплуатирующиеся исследовательские реакторы переведены на низкообогащенное (менее 20%) ядерное топливо, должны быть приняты решения, повышающие безопасность системы обращения с источниками ионизирующего излучения.

С 2001 г. Российская Федерация приступила к осуществлению программы возврата ядерного топлива исследовательских реакторов, построенных по российским проектам. В рамках программы было принято решение о возврате ядерного топлива российского происхождения с более чем 20 научно-исследовательских реакторов в 17 странах. В план входит последующий перевод этих реакторов с высокообогащенного топлива на низкообогащенное или остановка реактора. В мае 2004 года подписано соглашение между правительствами Российской Федерации и США о сотрудничестве по ввозу в Россию ядерного топлива исследовательских реакторов, произведенного в Российской Федерации.

Серьезную опасность из-за возросшей угрозы хищений и последующего использования их содержимого для организации терактов представляют используемые в качестве автономных источников питания радиоизотопные термоэлектрические генераторы (РИТЭГ).

Функционирование системы государственного учета и контроля ядерных материалов в основном обеспечивает сохранность ядерных материалов и практически исключает их хищение, утрату и несанкционированное использование. С 1 мая 2006 г. введены в действие новые, более жесткие федеральные нормы и правила «Основные правила учета и контроля радиоактивных веществ и радиоактивных отходов в организации» (НП-067-05). Эти правила существенно ужесточают требования к учету и контролю радиоактивных отходов и материалов и ставят их на тот же уровень, что и правила учета и контроля ядерных материалов.

Возврат свежего высокообогащенного ядерного топлива исследовательских реакторов

На исследовательских реакторах хранятся свежее высокообогащенное топливо и высокорадиоактивное ОЯТ, представляющие опасность в отношении распространения. В первую очередь усилия по возврату ядерного топлива исследовательских реакторов в Российскую Федерацию были направлены для возврата свежего ядерного топлива. Все мероприятия по возврату проходили под пристальным контролем МАГАТЭ (вплоть до совместного опечатывания контейнеров с топливом). За период с 2002 г. в Российскую Федерацию было возвращено топливо из Сербии и Черногории, Румынии, Болгарии, Ливии, Узбекистана, Латвии, Чехии, Германии.

Возврат отработавшего ядерного топлива исследовательских реакторов

В рамках нового российского законодательства велись работы по подготовке международного проекта по вывозу отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) исследовательского реактора Института ядерной физики Академии наук Республики Узбекистан в Российскую Федерацию на ФГУП «ПО «Маяк». Участниками этого проекта являются Российская Федерация, США, Республика Узбекистан и Республика Казахстан.

В соответствии с требованиями российского законодательства для осуществления ввоза ОТВС из Республики Узбекистан был подготовлен Единый проект, материалы которого были рассмотрены двумя Государственными экологическими экспертизами. В состав материалов Единого проекта включены две специальные экологические программы реабилитации радиационно загрязненных участков территории: «Снижение радиационных рисков в регионе расположения ФГУП «ПО «Маяк»: создание транспортной базы для обеспечения радиационной безопасности работ по ликвидации промышленного водоема В-9» и «Совершенствование радиационного мониторинга в регионе расположения ФГУП «ПО «Маяк»: развитие систем дозиметрического, радиометрического, спектрометрического контроля и программно-методических средств анализа и обработки данных».

Кроме этого, в Единый проект вошли «Обоснование общего снижения риска радиационного воздействия и повышения экологической безопасности при реализации проекта ввоза в Российскую Федерацию ОТВС исследовательского реактора Института ядерной физики АН Республики Узбекистан и осуществлении экологических мероприятий», оценка воздействия на окружающую среду мероприятий Единого проекта, транспортные документы, документы сертификации контейнера по перевозке ОТВС, внешнеторговый контракт и другие документы. Единый проект был разработан специалистами Росатома, ОАО «Техснабэкспорт», ФГУП «ПО «Маяк», ИБРАЭ РАН.

В соответствии с российским законодательством часть средств, полученных от реализации проекта, будет направлена на финансирование мероприятий специальных экологических программ Челябинской области.

Вывод из эксплуатации РИТЭГ

Радиоизотопные термоэлектрические генераторы (РИТЭГ) в основном используются для автономного электропитания навигационного оборудования на маяках. К особенности РИТЭГ относится весьма высокая потенциальная радиологическая опасность в случае нарушения целостности их конструкции. Несмотря на то, что со временем радиоактивность РИТЭГ уменьшается (период полураспада стронция-90 составляет 28 лет), она даже в конце срока эксплуатации составляет весьма значимые величины — сотни килокюри.

Опыт эксплуатации РИТЭГ показал высокую надежность и эффективность их использования для обеспечения безопасного судоходства. Однако в последнее время существенно возросла потенциальная экологическая и радиационная опасность данных установок в связи с несанкционированными действиями по разборке РИТЭГ и актами вандализма, а также возможностью совершения террористических действий с использованием РИТЭГ, что вызывает определенную обеспокоенность со стороны международного сообщества.

В целях снижения радиологической угрозы США, Норвегия, Франция и Канада предоставляют международную техническую помощь для вывода из эксплуатации РИТЭГ в рамках «Глобального партнерства, направленного против распространения оружия массового уничтожения».

За счет средств международной технической помощи, предоставляемой странами-донорами, предприятиями Росатома в 2001-2006 годах утилизировано около 240 РИТЭГов.

К концу 2006 года на балансе эксплуатирующих организаций ВМФ Минобороны России, Росморречфлота Минтранса России и Росгидромета находился 681 РИТЭГ, в том числе находились в эксплуатации 584 РИТЭГ.

Территориально РИТЭГ дислоцированы в четырех регионах России:

• побережье Баренцева и Белого моря;
• вдоль трасс Северного морского пути (от архипелага Новая Земля до Чукотки);
• Дальний Восток России, от Владивостока на юге до Берингова пролива на Крайнем Севере, включая Сахалин и острова Курильской гряды.

В 2006 году был разработан и утвержден руководством Росатома «Генеральный план по выводу из эксплуатации, замене на альтернативные источники питания и утилизации радиоизотопных термоэлектрических генераторов Российской Федерации» (далее — Генеральный план).

Генеральный план определил стратегические подходы к решению проблемы вывода из эксплуатации РИТЭГ Российской Федерации, обосновал возможные транспортно-технологические схемы и необходимые объемы финансирования работ по выводу из эксплуатации РИТЭГ.

Генеральный план будет являться основополагающим документом для выбора и обоснования осуществления первоочередных мероприятий заинтересованными странами-донорами, предоставляющих международную техническую помощь в рамках «Глобального партнерства…».

Вывод из эксплуатации закрытых радиоактивных источников

В Российской Федерации за год выводится из эксплуатации порядка 55 тыс. закрытых радиоактивных источников (ЗРИ) с истекшим назначенным сроком эксплуатации.

Основной производитель ЗРИ категорий 1 и 2 — ФГУП «ПО «Маяк» — принимает выведенные из эксплуатации источники ионизирующего излучения (ИИИ) собственного производства от пользователей Российской Федерации. Прочие ИИИ после вывода из эксплуатации в установленном порядке передаются для долговременного хранения на специализированные предприятия «Радон».

Правовой основой, регулирующей обращение с ИИИ, в том числе неиспользуемыми, являются федеральные законы в области использования атомной энергии, постановление Правительства Российской Федерации от 11.10.97 г. № 1298 «Об утверждении Правил организации системы государственного учета и контроля радиоактивных веществ и радиоактивных отходов», «Положение о государственном учете и контроле радиоактивных веществ и радиоактивных отходов в Российской Федерации», зарегистрированное в Минюсте Российской Федерации за № 1976 от 11.11.1999 г., нормативно-технические документы, издаваемые надзорными органами и устанавливающие требования и правила по отдельным направлениям обращения с источниками, в том числе требования к проектированию, изготовлению, хранению, транспортированию, физической защите, продлению срока службы, утилизации.

В соответствии с указанными нормативно-правовыми актами, управление системой государственного учета и контроля ядерных материалов, радиоактивных веществ и радиоактивных отходов осуществляет Росатом.

Ростехнадзор осуществляет лицензирование деятельности, связанной с использованием ИИИ, контроль соблюдения лицензионных требований, а также принятие нормативных пра-вовых актов. Контроль за своевременной сдачей ЗРИ с истекшими назначенными сроками службы на захоронение обеспечивается администрациями организаций и Ростехнадзором.

Учет источников ионизирующего излучения в системе государственного учета и контроля радиоактивных веществ и радиоактивных отходов осуществляется с момента их поступления на склад готовой продукции производителя и до момента утилизации (перевода в категорию РАО) и размещения их на хранение (захоронение). При этом регистрируются все перемещения источников между предприятиями.

В настоящее время для организаций установлен уведомительный порядок информирования о перемещениях источников. При этом сведения обязаны представлять как поставщик исто чника (после его отправки), так и получатель (после получения).

Транспортирование и хранение (захоронение) изъятых из обращения ЗРИ осуществляется специализированными организациями, осуществляющими свою деятельность в соответствии с требованиями национального законодательства по безопасности и физической защите.

Активная деятельность по утилизации ЗРИ повышенной активности ведется как в соответствии с национальной программой, так и в рамках международного сотрудничества, в том числе с МАГАТЭ.

Выведенные из эксплуатации ЗРИ относятся к категории РАО. Так как в соответствии с федеральным законом «Об охране окружающей среды» ввоз зарубежных РАО на территорию России запрещен, то возврата выведенных из эксплуатации зарубежных ЗРИ не производится.

Во исполнение приказа от 20.12.2005 № 592 УЯРБ Росатома организована и проведена внеочередная отраслевая инвентаризация РАО и ОЯТ.

Завершается согласование с заинтересованными федеральными органами исполнительной власти проекта постановления Правительства Российской Федерации «Об утверждении Правил организации и функционирования системы государственного учета и контроля радиоактивных веществ и радиоактивных отходов».

Собрана и обработана информация по формам федерального государственного статистического наблюдения№2-тп (радиоактивность) и№2-тп (радиоактивные вещества), сформирован и направлен в Федеральную службу государственной статистики сводный статистический от- чет за 2005 год.

Подготовлен и проведен 2-й всероссийский семинар-совещание «Система государственного учета и контроля радиоактивных веществ и радиоактивных отходов», Санкт-Петербург, ФГОУ «ГРОЦ», 26-30 июня.