Как мы уже отмечали в начале этой лекции, в ближайшие годы актуальность проблемы обращения с РАО в регионе будет возрастать в связи с начавшейся утилизацией выведенных из эксплуатации атомных подводных лодок, которая также сопровождается образованием радиоактивных отходов.
Со времени постройки первой отечественной АПЛ в состав Северного флота было принято около 150 боевых атомных лодок различных проектов. Атомные подводные лодки первого поколения начали выводиться из эксплуатации в связи с исчерпанием ресурса реакторных установок в конце 80-х годов прошлого столетия. Интенсивный процесс снятия с эксплуатации АПЛ начался в 90-х годах в соответствии с международным соглашением между США и Россией по сокращению стратегических вооружений, которое было подписано в 1991 году и вступило в силу в 1994 году. Причем выводились из боевого состава флота в основном невыработавшие ресурс АПЛ, оснащенные баллистическими ракетами и представляющие потенциальную угрозу для США. Поэтому количественный состав флотов России и США начал уменьшаться, несмотря на поступление новых кораблей. В России сокращение военного флота приняло обвальный характер из-за отсутствия необходимого финансирования. Так, к 1994 г. из состава Северного флота было выведено 72 АПЛ, а к 2004 г. количество АПЛ, выведенных из эксплуатации, увеличилось до 117 единиц. При этом из состава флота выводились не только АПЛ, средний срок службы которых (20-25 лет) был исчерпан, но списывались также АПЛ, не выслужившие срока службы, поскольку они не обеспечивались своевременным ремонтом.
Атомные военные корабли выводятся из состава ВМФ приказом Министра обороны России и переводятся в пункты отстоя, где они находятся продолжительное время. Пункты отстоя – это акватории судоремонтных и судостроительных заводов в Мурманской и Архангельской областях, а также акватории пунктов базирования военных кораблей Северного флота (рис. 1).
Выведенные из состава флота АПЛ подлежат утилизации, схема и порядок которой определяется решениями Правительства, а также программой утилизации. Постановлением Правительства Российской Федерации в Северном регионе определены пять судоремонтных и судостроительных заводов Россудостроения и ВМФ, на которых производится утилизация АПЛ: в Мурманской области – судоремонтные заводы в Мурманске, Снежногорске и Полярном; в Архангельской области – судоремонтный завод «Звездочка» и судостроительное объединение «Севмашпредприятие».
 |
АПЛ поступают на эти предприятия от ВМФ с невыгруженными из реакторов активными зонами и с выдержкой не менее 2 лет после прекращения работы ЯЭУ. Утилизация начинается с выгрузки ОЯТ после определенного времени отстоя АПЛ в ожидании утилизации. После этого этапа лодка ставится в док, где производится вырезка реакторного отсека и преобразование его в герметичную упаковку с положительной плавучестью. Вырезанные реакторные отсеки хранятся на воде в ожидании транспортировки в пункт длительного хранения. В общем виде структурная схема комплексной концепции утилизации АПЛ приведена на рис. 2.
Проблеме обращения с реакторными отсеками утилизируемых АПЛ уделялось особое внимание в отечественных и зарубежных исследованиях. После выгрузки ОЯТ реакторный отсек представляет собой особый вид радиоактивных отходов. В составе реакторного отсека остается радиоактивное оборудование, среди которого наибольшей активностью обладают корпус реактора, а также конструкции и оборудование, размещенные внутри корпуса реактора и в пределах биологической защиты реактора. Значительная радиационная опасность такого оборудования определяется наведенной и смешанной (в совокупности с поверхностным загрязнением) активностью. Кроме указанного выше и другого радиоактивного оборудования в составе реакторного отсека содержаться некоторые виды ТРО, которые загружаются в отсеки перед их отправкой на длительное хранение.
В стратегии обращения с вырезанными реакторными отсеками принципиальное значение имеет выбранная длительность хранения, которая может быть оценена, исходя из анализа технико-экономических и радиационно-экологических факторов. С учетом всех этих факторов продолжительность хранения реакторных отсеков для большинства АПЛ в среднем должна составлять примерно 70 лет. Эта продолжительность положена в основу концепции обращения с реакторным отсеками, которые должны направляться в пункт длительного хранения, расположенный на специально оборудованной площадке в губе Сайда на территории Мурманской области (см. рис. 2).
Обращение с ОЯТ.
Особое место в комплексе проблем радиационной и экологической безопасности в регионе занимает проблема обращения с отработавшим ядерным топливом из реакторов атомных подводных лодок и атомных ледоколов.
 |
В целом, схема обращения с ОЯТ судовых ядерных энергетических установок в регионе выглядит достаточно просто: выгрузка ОЯТ из реакторов – выдержка до необходимого уровня остаточных тепловыделений и снижения уровня активности в «мокрых» хранилищах – размещение в транспортные контейнеры и транспортирование ОЯТ на переработку.
 |
Более наглядно эту схему можно проиллюстрировать на примере обращения с ОЯТ атомных судов Мурманского морского пароходства (см. рис. 3). Кратко опишем эту схему.
Весь комплекс работ по обслуживанию атомных судов ММП проводится у причала РТП «Атомфлот». Отработавшее ядерное топливо в виде отдельных отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) выгружается из реактора атомного ледокола в специальное хранилище ОТВС на борту плавучей технической базы «Имандра». Срок хранения этого топлива в хранилищах этой ПТБ – не менее 6 месяцев. После этого топливо перегружается в хранилище ПТБ «Лотта» для дальнейшей выдержки. Общий срок хранения топлива в хранилищах этих плавтехбаз составляет не менее 3-х лет.
Временное хранение ОТВС на борту этих судов осуществляется с целью снижения тепловыделения и величины радиоактивности топлива, что обеспечивает его безопасную транспортировку железнодорожным транспортом. Транспортировка корабельного ОЯТ (в том числе ОЯТ из реакторов АПЛ) осуществляется в специальных контейнерах (ТУК-18). Загрузка ОЯТ в эти контейнеры производится на ПТБ «Лотта». Перед началом перезарядки реакторов или в процессе подготовительных работ на борт ПТБ «Имандра» поступает свежее топливо (необлученные (свежие) тепловыделяющие сборки – СТВС), которое затем передается в реакторное помещение атомного ледокола.
Согласно Государственной концепции обращения с ОЯТ в России, отработавшее (облученное) топливо корабельных ядерных реакторах подвергается химической переработке с целью извлечения невыгоревшей части делящихся материалов и последующим их использованием для производства свежего топлива для ядерных реакторов, которыми оснащаются отечественные атомные станции. В корабельных ядерных реакторах в большей части используется ядерное топливо с обогащением по 20 и более процентов. После выработки энергоресурса корабельное ОЯТ имеет обогащение свыше 10% и может быть использовано для фабрикации тепловыделяющих элементов для реакторов, в которых применяется топливо с обогащением от 2 до 4%. Поэтому ОЯТ корабельных реакторов направляется на радиохимический завод производственного объединения «Маяк». Схема маршрутов перевозок ОЯТ из Северного региона на ПО «Маяк» в приведена на рис. 4.
 |
Если характеризовать современное состояние инфраструктуры по обращению с корабельным ОЯТ в Северном регионе в целом, то можно отметить, что наиболее острым является вопрос обеспечения условий хранения большого количества ОЯТ, отвечающих современным требованиям по ядерной и радиационной безопасности. Практически все топливо, накопленное в регионе, хранится на объектах, которые не отвечают этим требованиям с точки зрения длительного хранения ОЯТ, а некоторые хранилища находятся в аварийном состоянии.
Кардинальным решением проблемы могло бы явиться транспортирование всего корабельного ОЯТ, накопленного в регионе, на ПО «Маяк» для переработки. Однако такое решение не может быть реализовано в полной мере в ближайшие годы, что обусловлено несбалансированностью инфраструктуры в части накопления, вывоза и переработки корабельного ОЯТ. Для решения проблемы длительного хранения Федеральным агентством РФ по атомной энергии разработана концепция обращения с ОЯТ до 2020 г., которая подразумевает хранение облученного топлива в специальных контейнерах на накопительных площадках на срок не более 50-ти лет до создания необходимых мощностей для переработки ОЯТ.
Как часть комплексной проблемы обращения с ОЯТ в регионе все большую остроту приобретает проблема длительного хранения нестандартных видов корабельного ОЯТ. К такому виду топлива относятся отработавшие тепловыделяющие сборки, содержащие топливную композицию на основе уран-циркониевого сплава, и уран-бериллиевое топливо. Кратко рассмотрим эти топливные композиции.
 |
Отработавшие тепловыделяющие сборки с топливной композицией на основе уран-циркониевого сплава. В активных зонах первых реакторов ледокола «Ленин» (рис. 5) применялись тепловыделяющие элементы (твэлы), содержащие таблетки с диоксидом урана.
Опыт эксплуатации ледокола выявил необходимость повышения его автономности, которая обусловила поиск путей увеличения кампании активной зоны реактора. В частности, было установлено, что в реакторах ледокола, для которого экономически оправданной является работа с маневрированием мощностью, следует применять твэлы с сердечниками из материалов с существенно большей теплоемкостью и теплопроводностью, чем у диоксида урана. Этому требованию, в частности, отвечала топливная композиция на основе уран-циркониевого сплава. Сердечники твэлов на основе материалов повышенной теплопроводности были использованы в активной зоне новых реакторов для атомных ледоколов. В сочетании с другими изменениями в технологии изготовления твэлов это способствовало улучшению ресурсных характеристик топлива и управления реактором.
В настоящее время все активные зоны с уран-циркониевым топливом выгружены из реакторов атомных ледоколов и хранение ОЯТ осуществляется в хранилище на борту ПТБ «Лотта».
Уран-бериллиевое топливо. Этот тип топлива использовался на реакторах атомных подводных лодок с жидкометаллическим теплоносителем (ЖМТ). На начальном этапе работ по созданию первой отечественной АПЛ было принято решение о создании двух типов ЯЭУ для подводных лодок: с водо-водяным реактором и реактором, для которого в качестве теплоносителя использовался сплав Pb-Bi (свинец-висмут). Создание, испытание и выбор в последующем одного из двух типов реакторов были обусловлены стремлением как можно более обоснованно, с проверкой в корабельных условиях, отработать наиболее надежный и безопасный тип реактора. Такой путь тогда повторял, в известной мере, путь американцев, которые вначале также пошли по пути создания двух типов реакторов, с той только разницей, что в качестве жидкометаллического теплоносителя ими был принят Na (более агрессивный по сравнению с Pb-Bi), от которого после первых же испытаний, приведших к серьезным авариям, им пришлось отказаться.
Первая отечественная АПЛ с жидкометаллическими реакторами была включена в состав ВМФ в октябре 1963 г. После аварии в 1968 г. АПЛ этого проекта находилась в отстое, а в 1981 г. была затоплена в Карском море. Тем не менее, созданная установка явилась значительным шагом в деле развития корабельной атомной энергетики. Она показала принципиальную возможность реализации преимущества реакторной установки с ЖМТ и определила круг проблем, которые необходимо было решать в будущем при создании установок подобного типа.
В начале 60-х годов перед учеными и специалистами по корабельной атомной энергетике была поставлена особо трудная задача: разработать ЯЭУ, которая могла бы обеспечить создание комплексно автоматизированной, высокоманевренной, высокоскоростной АПЛ минимального водоизмещения, с ограниченным количеством личного состава. На стадии эскизного проектирования было разработано более десятка вариантов ЯЭУ. Из них для дальнейшей проработки были приняты два принципиально различных варианта, один из которых включал в состав установок водо-водяной реактор, а второй - реактор с жидкометаллическим теплоносителем. Требования в проекте АПЛ по массогабаритным параметрам ЯЭУ не позволяли разместить установку с водо-водяным реактором, вследствие чего для дальнейшего проектирования была утверждена установка с ЖМТ, которая была установлена на АПЛ класса «Альфа» (по классификации НАТО, см. рис. 6). Головная АПЛ этого проекта начала опытную эксплуатацию в декабре 1971 г. Однако в ходе эксплуатации этих лодок проявились существенные недостатки, препятствующие их эффективному использованию. В результате карьера «Альф», несмотря на их уникальные достоинства, оказалась относительно непродолжительной. Последняя 
АПЛ класса «Альфа» был исключена из состава Северного флота в июле 1997 г. Остальные «Альфы» были выведены из эксплуатации раньше - в 1990 году.
Следует отметить и специфику обращения с ОЯТ реакторов АПЛ с ЖМТ, которая заключается в том, что с помощью специального транспортно-технологического оборудования активные зоны таких реакторов выгружаются в виде единых отработанных выемных частей ОВЧ), включающих в себя активную зону с погруженными в нее стержнями управления и защиты реакторов, отражатель и верхнюю пробку биологической защиты. К 2004 г. шесть ОВЧ находились на хранение на береговой технической базе в п. Гремиха, две ОВЧ оставались на борту АПЛ, выведенных из эксплуатации и находящихся на отстое. Одна активная зона реактора с ЖМТ находилась в составе реакторного отсека, вырезанного после аварии на одной из АПЛ класса «Альфа».
Рассмотренные топливные композиции выпадают из реализованных на сегодня возможностей технологии переработки ОЯТ на ПО «Маяк». Для такого ОЯТ необходимы дополнительные технические и технологические средства переработки. Поскольку по сравнению с общим количеством корабельного ОЯТ рассматриваемое нестандартное топливо имеется в небольших количествах, то вопрос стоит о выборе подходов к способу его утилизации: переработка или захоронение.
Наряду с нестандартным топливом в Северном регионе накоплено значительное количество дефектного ОЯТ. К такому виду ОЯТ относятся отработавшие тепловыделяющие сборки, которые получили повреждения конструкций (распухание, искривление, частичная потеря герметичности и т.п.) в процессе эксплуатации судовых ядерных энергетических установок, в условиях длительного хранения или при выполнении транспортно-технологических операций с ОЯТ. Независимо от типа реактора и конструктивных особенностей тепловыделяющих сборок, дефектные сборки на переработку промышленностью не принимаются.
Таким образом, невозможность переработки в настоящее время нестандартного и дефектного ОЯТ обуславливает значительную неопределенность в сроках хранения такого топлива в регионе, которые могут превысить предполагаемую продолжительность контейнерного хранения ОЯТ на накопительных площадках (до 50 лет). Для обеспечения современных требований экологической безопасности в области обращения с облученным топливом Горным институтом Кольского научного центра РАН предложен альтернативный вариант долговременного хранения нестандартного и дефектного ОЯТ в подземном хранилище, размещаемом в стабильных геологических формациях региона.
Литература.
1. Мельников Н.Н., Наумов В.А., Конухин В.П., Амосов П.В., Гусак С.А., Наумов А.В. Радиогеоэкологические аспекты безопасности подземного захоронения радиоактивных отходов и отработавшего ядерного топлива на европейском Севере России. – Апатиты: Изд-во Кольского научного центра РАН, 2001.
2. Мельников Н.Н., Конухин В.П., Наумов В.А., Амосов П.В., Гусак С.А., Наумов А.В., Катков Ю.Р. Отработавшее ядерное топливо судовых энергетических установок на европейском Севере России. В 2-х частях. – Апатиты: Изд-во Кольского научного центра РАН, 2003.
3. Мельников Н.Н., Конухин В.П., Наумов В.А., Амосов П.В., Гусак С.А., Наумов А.В. Инновационные проекты подземных объектов долговременного хранения и захоронения ядерных и радиационно-опасных материалов в геологических формациях европейского Севера России – Апатиты: Изд-во Кольского научного центра РАН, 2005.