Согласно статье 22 Федерального закона «Об использовании атомной энергии» определено, что в Российской Федерации должны существовать две государственные системы учета и контроля: одна для ядерных материалов (ЯМ), другая для радиоактивных веществ и радиоактивных отходов (РВ и РАО). В основу обеих систем, имеющих дело с ЯМ и РВ, положен признанный международным сообществом принцип измеряемого и контролируемого баланса материалов. При этом значительный интерес представляют учет и контроль отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), входящего в состав облученных тепловыделяющих сборок (ОТВС) транспортных реакторных установок.
Государственный учет и контроль ЯМ осуществляется с целью:
– определения наличного количества ЯМ в пунктах (местах) их нахождения, хранения и захоронения;
– предотвращения потерь, хищений и несанкционированного использования ЯМ;
– представления в установленном порядке органам государственной власти, органам государственного управления использованием атомной энергии, органам государственного регулирования безопасности при использовании атомной энергии, охраны окружающей среды соответствующей информации о наличии и перемещении ЯМ;
– информационного обеспечения федеральных органов исполнительной власти и органов исполнительной власти субъектов федераций для принятия управленческих решений по обращению с ЯМ в интересах радиационной безопасности населения и защиты окружающей среды.
Внедрение ядерной энергетики в отечественное военное кораблестроение и гражданское судостроение сопровождалось разработкой сложной, разветвленной и специфической инфраструктуры, охватившей базирование и техническое обеспечение атомного флота.
Всего в нашей стране было построено 10 гражданских судов с ядерными энергетическими установками (ЯЭУ), 5 надводных кораблей Военно-морского флота с ЯЭУ и свыше 250 атомных подводных лодок (АПЛ) различных проектов [1]. При этом чрезвычайное внимание на всех этапах развития атомного флота уделялось вопросам безопасного обращения с ОЯТ и РАО.
В 1960 г. в составе Мурманского морского пароходства для технического и технологического обслуживания и ремонта судов с ЯЭУ и судов атомно-технологического обслуживания, а также для постоянного базирования последних было создано ремонтно-технологическое предприятие «Атомфлот», вошедшее затем в состав ФГУП «Атомфлот».
Кроме обычного судоремонта предприятие выполняло также перезарядку реакторов, ремонт реакторного оборудования, прием, временное хранение и переработку ТРО и ЖРО, а также временное хранение и транспортировку свежего топлива и ОЯТ. ОТВС временно хранится на ФГУП «Атомфлот» на специальной контейнерной площадке и на плавучих технических базах (ПТБ) «Имандра» и «Лота», откуда производится регулярная отгрузка ОЯТ на ПО «Маяк».
Для технологического обеспечения АПЛ в 50–60-е гг. были созданы четыре береговые технические базы (БТБ): в губе Андреева и в пос. Гремиха (Северный флот); на полуострове Камчатка в бухте Горбушачья и в Приморском крае в бухте Сысоева (Тихоокеанский флот). В соответствии с постановлением Правительства Российской Федерации от 28 мая 1998 г. № 518 «О мерах по ускорению утилизации атомных подводных лодок и надводных кораблей с ядерными энергетическими установками, выведенных из состава ВМФ, и экологической реабилитации радиационно-опасных объектов Военно-Морского Флота» все БТБ ВМФ в 2000 году были переданы Минатому России (в настоящее время Госкорпорация «Росатом»).
БТБ были созданы для проведения перезарядок активных зон реакторов АПЛ, хранения свежего топлива и ОЯТ, перегрузки фильтров активности первого и третьего контуров, дезактивации средств индивидуальной защиты, хранения и переработки РАО.
Основные принципиальные подходы и решения по проблемам, возникающим при обращении с радиационно-опасным оборудованием, ОЯТ и РАО, определены «Концепцией комплексной утилизации АПЛ и НК с ЯЭУ», разработанной в 2001 году Минатомом России и согласованной со всеми заинтересованными ведомствами. Концепция предусматривает выгрузку ОЯТ из реакторов кораблей с ЯЭУ и хранилищ береговых и плавучих технических баз, вывоз ОЯТ из регионов на переработку, «отсроченную» утилизацию реакторных отсеков с радиационно-опасным оборудованием реакторных установок, а также меры по обеспечению ядерной, радиационной и экологической безопасности.
В связи с предстоящей ликвидацией БТБ ВМФ и последующей реабилитацией их территорий наибольший интерес представляют в настоящее время проблемы учета и контроля ядерных материалов в хранилищах БТБ в губе Андреева, хотя эти проблемы могут возникнуть и при ликвидации других береговых хранилищ ОЯТ.
Решение вопросов учета и контроля ядерных материалов необходимо, т.к. по имеющимся данным в хранилищах БТБ губа Андреева находится более 20000 ОТВС [1], [2]. Там хранятся ОЯТ АПЛ 1-го поколения и 2-го поколений и ОЯТ ледокола «Ленин» [2]. Все учетные данные (тип зоны, номер ОТВС, энерговыработка, точное местонахождение – номер чехла, номер ячейки и т.д.) должны храниться как в самой губе Андреева, так и в Техническом управлении Северного Флота. К сожалению, из-за давности лет многие данные находятся в архивах и их достаточно сложно разыскать.
Кроме этого причиной отсутствия достоверных учетных данных является авария в губе Андреева в 1983 году при ликвидации которой не проводился необходимый учет и контроль расположения чехлов с ОТВС и, таким образом, в настоящее время достаточно сложно определить, какие сборки и где находятся [3].
В результате принятых экстренных мер по предотвращению развития аварийной ситуации часть чехлов с ОТВС была вывезена для переработки на ПО «Маяк». Остальные чехлы с ОТВС были размещены в трех ранее не используемых заглубленных емкостях цилиндрической формы комплекса спецводоочистки. В настоящее время хранилище ОЯТ состоит из трех блоков сухого хранения ОЯТ − БСХ № 1 (сооружение 3А), БСХ № 2 (сооружение 2А) и БСХ № 2 (сооружение 2Б) [4].
Конструктивно эти сооружения выполнены в виде заглубленных монолитных железобетонных емкостей объемом по 1000 м3 каждая. Одна из емкостей (сооружение 2А) облицована углеродистой сталью.
Для хранения чехлов с ОТВС в емкости вертикально установлены металлические трубы диаметром 250 и 300 мм и высотой около 5м из углеродистой стали марки Ст 20. При этом в отступление от проектной документации шаг решетки размещения труб колеблется в широких пределах, что не позволяет для извлечения чехлов с ОТВС использовать существующие технологии с применением поворотных защитных плит.
ОТВС размещены в чехлах разных типов, причем в каждом чехле максимально размещаются по 7 ОТВС. Хранилище рассчитано на размещение 3611 чехлов с ОТВС, при этом проектная вместимость емкостей составляет:
БСХ № 1 − 1200 ячеек;
БСХ № 2 − 1220 ячеек;
БСХ № 3 − 1191 ячеек под чехлы с ОТВС и 30 ячеек под поглощающие нейтроны стержни системы управления и защиты реактора.
К настоящему времени практически все емкости хранилища загружены полностью.
Основным конструктивным недостатком хранилищ ОТВС является [4]:
− отсутствие герметичности баков хранения ОЯТ, что может привести к поступлению грунтовых вод в ячейки хранилища и выходу радионуклидов в окружающую среду;
− негерметичность и некачественное исполнение кровли и перекрытий над баками, что не обеспечивает защиту ячеек от атмосферных осадков.
Возможность управления процессом хранения и контроля состояния ОЯТ в таких условиях, а, следовательно, и обеспечение ядерной и радиационной безопасности представляют сложную техническую проблему. ОЯТ хранится в чехлах (сначала в бассейнах здания 5, а потом в БСХ) от 25 до 40 лет. На сегодня практически невозможно точно установить, сколько еще осталось времени до разрушения трубной части чехлов и тепловыделяющих элементов ОТВС, а также появление просыпей топливной композиции.
Именно в таких условиях учет и контроль ядерных материалов является одной из приоритетных задач. В первую очередь подобное знание необходимо для процесса транспортировки, т.к. согласно действующим требованиям ядерной безопасности в ТУК необходимо загружать чехлы с ОТВС одной активной зоны, обогащение которых одинаково. Во-вторых, на ПО «Маяк» ОТВС не будут сразу переданы в переработку, следовательно, чехлы с ОТВС должны будут какое-то время храниться. Вполне вероятно, что из-за большого количества ОТВС срок хранения может быть достаточно долгим.
Сразу возникает вопрос, как наладить учет и контроль ядерных материалов при отсутствии учетных документов. Один путь – это считывание типа активной зоны и номера каждой ОТВС и сопоставление их с данными завода-изготовителя активной зоны, что означает перегрузку каждой сборки, независимо от ее состояния. Второй путь – считывание только типа активной зоны, что позволит для целей учета и контроля ядерных материалов производить только подъем на небольшую высоту одной сборки, а далее осуществлять все операции только с чехлом, в котором находятся ОТВС.
Каждый из выбранных путей имеет свои достоинства и недостатки, которые требуют значительной проработки. Однако при разработке технологии обращения с ОТВС следует учитывать основные требования радиационной безопасности, установленные Нормами радиационной безопасности [5], а именно – непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения персонала и населения от источников излучения. Для персонала, который будет проводить работы в губе Андреева, нормируется величина эффективной дозы облучения (20 мЗв в год в среднем за любые 5 лет, но не более 50 мЗв в год).
Исходя из требований НРБ-99/2009, более предпочтительна технология выгрузки ОТВС непосредственно в чехлах.
К этому решению подталкивает и то обстоятельство, что при длительном хранении ОТВС в условиях, о которых говорилось выше, появляются различные дефекты:
− нарушение герметичности оболочек топливных элементов;
− разбухание оболочек ОТВС;
− коррозия узлов крепления ОТВС в хранилище и, как следствие, возникновение эффекта «холодной сварки»;
− механические разрушения и изменения положений ОТВС относительно опорных гнезд.
При разработке технологии обращения с ОЯТ к дефектным чехлам и ОТВС относят [4]
− имеющие существенные отклонения от штатной геометрической формы и размеров;
− имеющие повреждения и затрудняющие загрузку ОТВС в чехол и выгрузку ее из чехла;
− имеющие повреждения захватной части (головки) чехла ОТВС;
− имеющие нарушения конструктивной целостности (значительная негерметичность, обрывы, обрезки, оплавления и т. д.).
До настоящего времени отсутствуют полные и достоверные картограммы, отражающие точное месторасположение, характер заклинивания и количество дефектных чехлов с ОТВС на БТБ не только в губе Андреева, но и в других регионах. С учетом изложенной ситуации на БТБ, следует при разработке технологии обращения с ОЯТ в качестве консервативной оценки считать, что все находящееся в БСХ топливо является дефектным.
Одной из основных операций, связанных с подготовкой ядерно-опасных объектов к утилизации и последующей реабилитации, является выгрузка облученных тепловыделяющих сборок, после чего возникновение самопроизвольной цепной ядерной реакции на объекте становится не возможным.
Подобные технологии, а также оборудование для обращения с ОЯТ, были разработаны ОАО «ЦТСС» и использованы при выгрузке дефектного ОЯТ из хранилищ плавучих технических баз (ПТБ) в Дальневосточном регионе. Данные конструкторско-технологические разработки могут быть взяты за основу при планировании работ по обращению с ОЯТ в губе Андреева.
Разработанная в ОАО «ЦТСС» принципиальная технология обращения с дефектными чехлами и ОЯТ на БТБ в губе Андреева включает в себя следующие основные операции по подготовке и перечехловке дефектных чехлов и ОТВС:
− формирование рабочей зоны перечехловки дефектных чехлов с ОТВС и радиационно-защитного укрытия в помещении хранилища ОЯТ;
− правка деформированных пазов байонетных соединений подвески трубной части чехлов и проверка свободного выхода пробки чехла из его верхнего кожуха;
− перечехловка и сортировка дефектных ОТВС из дефектных чехлов в штатные чехлы, специальные чехлы или тонкостенные герметичные пеналы [4];
− выгрузка после операции перечехловки штатных чехлов, специальных чехлов и тонкостенных герметичных пеналов с дефектными ОТВС из хранилища, подготовка и отправка на промышленную переработку на ПО «Маяк».
Используя опыт работ на ПТБ, можно предполагать, что в комплекс оборудования для выполнения операций по вырезке чехлов с дефектными чехлами и ОТВС, их подрыву и выгрузке из хранилища в губе Андреева должны входить:
− установка с наводящим механизмом и подъемно-транспортным устройством;
− комплект специального режущего инструмента;
− подрывное устройство гидравлического типа;
− комплект специальных захватов;
− стенд-имитатор для отладки комплекса оборудования, обучения обслуживающего персонала и хранения станка;
− комплект радиационно-стойкой телеаппаратуры.
Здесь приведен полный перечень работ, который должен осуществляться при выгрузке ОТВС из чехла поштучно, но учитывая требования НРБ-99/2009, возможные дефекты ОТВС, включая их частичное разрушение [3], рассмотрим возможную технологию выгрузки чехлов, которая должна включать следующие операции:
− проектирование и создание буферного хранилища для накопления (формирования) партии чехлов с ОТВС, входящими в состав одной активной зоны;
− правку деформированных пазов байонетных соединений подвески трубной части чехлов и проверку свободного выхода пробки чехла из его верхнего кожуха;
− подъем одной ОТВС из чехла на высоту, достаточную для считывания типа активной зоны (маркировка производится на заводе-изготовителе на хвостовике ОТВС), и дальнейшая постановка ОТВС на место;
− подрыв чехла и выемка его из гнезда;
− перезагрузка (выгрузка) с использованием перегрузочного контейнера типа КБ-651 подготовленных к вывозу чехлов с ОТВС из хранилища в ячейку буферного хранилища.
После определения типа активной зоны формируется учетный документ, в котором указывается тип активной зоны, первоначальное обогащение ОТВС по урану-235, количество ОТВС в чехле (возможно, что не в каждом чехле находится по 7 ОТВС). Как уже указывалось, в губе Андреева в основном хранятся выгруженные активные зоны АПЛ 1-го поколения, для которых известна средняя энерговыработка и, следовательно, возможно оценить накопление радионуклидов. Величину средней энерговыработки также следует указать в создаваемом учетном документе, что позволит более правильно организовать дальнейшее хранение чехлов с ОТВС на ПО «Маяк» и последующую переработку ОЯТ.
Дальнейшая транспортировка ОЯТ возможна как на ФГУП «Атомфлот» для временного хранения и загрузки в специальные вагон-контейнеры [4], так и непосредственно на ПО «Маяк» морским путем [6].
Выводы:
− ввиду отсутствия учетных документов на ядерные материалы, находящихся в хранилищах губы Андреева, необходимо в целях учета и контроля ядерных материалов разработать технологию определения характеристик ОТВС. Подобной характеристикой является тип активной зоны, что позволяет определить первоначальное обогащение ядерных материалов по урану-235.
− предлагается в целях соблюдения требований радиационной безопасности производить выгрузку и дальнейшую транспортировку ОТВС непосредственно в чехлах, в которых они находятся.
− при разработке технологии и оборудования для определения типа активной зоны и последующей выгрузки чехла с ОТВС из гнезда целесообразно учесть опыт ОАО «ЦТСС» по выгрузке ОЯТ из ПТБ на Дальнем Востоке.
Литература:
1 В.М.Кузнецов, Х.Д.Чеченов. «Российская и мировая атомная энергетика». М., Изд-во Московского гуманитарного университета, 2008 г.
2 Ю.В. Сивинцев и др. «Техногенные радионуклиды в морях, омывающих Россию». М., ИздАТ, 2005.
3 А. Сафонов, А. Никитин. «Ядерная губа Андреева». С-Пб, издание журнала «Экология и право», 2009.
4 П.Л. Лямин и др. «Особенности обращения с дефектным отработавшим ядерным топливом в хранилищах облученных тепловыделяющих сборок в губе Андреева». С-Пб, «Вестник судостроения» № 17, 2010.
5 Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009. Санитарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.2523-09. Утверждены постановлением Главного государственного санитарного врача Российской Федерации от 07.07.2009 г. N 47.
6 В.В. Петухов, В.Г. Мурамович, Ю.Л. Бордученко. «Проблемы транспортирования облученного ядерного топлива транспортных реакторов». М., Тематический сборник Росатома «Ядерная и радиационная безопасность России», выпуск 6, стр. 185.
