Инженерно-экологические особенности атомного комплекса России

ИНЖЕНЕРНО-ЭКОЛОГИЧЕСКИЕ ОСОБЕННОСТИ АТОМНОГО КОМПЛЕКСА

РОССИИ

В.М. Кузнецов

ENGINEERING-ECOLOGICAL PECULIARITIES OF THE RUSSIAN ATOMIC COMPLEX

V.M. Kuznetsov

The article reveals the problems concerning the management of radioactive waste and burnt nuclear fuel on the stages of storage and utilization. The qualitative and quantitative composition of industrially accumulated radioactive waste is given. The comparative analysis of potential danger the enterprises of atomic complex may pose is based on the technological parameters characterizing their nuclear, radiation and ecological hazard.

Материал статьи охватывает проблемы обращения с радиоактивными отходами и отработавшим ядерным топливом на этапах хранения и утилизации. Приведен качественный и количественный состав радиоактивных отходов, накопленных за время функционирования производств. Выполненный сравнительный анализ потенциальной опасности предприятий атомного комплекса представлен на основе технологических параметров, характеризующих их ядерную, радиационную и экологическую опасность.

УДК 621.039

Негативное воздействие предприятий атомной энергетики на окружающую среду традиционно принято связывать исключительно с радиацией, что не вполне соответствует реальной ситуации. Для производственной деятельности предприятий отрасли, как и для любых сфер производственной деятельности, характерен весь комплекс антропогенных воздействий - нарушение и отчуждение земель, выбросы и сбросы химически вредных веществ, накопление токсичных отходов, тепловое загрязнение. Специфическим экологическим последствием использования атомной энергии является появление и накопление в биосфере радионуклидов техногенного происхождения и, как следствие, дополнительное радиационное воздействие на человека и объекты живой природы.

В естественно-историческом аспекте значение естественной радиоактивности атмосферного воздуха над сушей и океанами равно соответственно 0,12*10-9 и 0,01* 10-9 Ки/м3. Приведенные данные имеют особую ценность, поскольку они были получены до начала активного воздействия на атмосферу ядерных взрывов. Согласно современным данным, все радиоактивные атмосферные выпадения, обусловленные последствиями воздушных ядерных взрывов 50-60-х гг. прошлого века и техногенными выбросами с объектов атомной энергетики, добавляют к поверхностной активности около 0,1 Ки/км2. Таким образом, в атомную эру величина ра-

диоактивных выпадений из атмосферы возросла в 10*106 раз [1].

Загрязненные радионуклидами территории имелись на 22 предприятиях атомной энергетики, которые находятся в 16 субъектах Российской Федерации. Общая загрязненность территорий составляет 480 км2, в том числе земли - 376 км2, водоемы - 104 км2. Из них промплощадки - 63 км2, в сани-тарно-защитных зонах - 220 км2, в зонах наблюдения - 197 км2. Территории с уровнем загрязнения, соответствующие мощности доз более 2 мк в/час занимают около 6 км2. Наибольшее количество загрязненных территорий имеют пять предприятий, в том числе: Сибирский химический комбинат (СХК, г. Северск)) - 10,4 км2, Приаргунское производственное горно-химическое объединение (Читинская обл.) - 8,5 км2, Красноярский горно-химический комбинат (ГХК, г. Железногорск - 4,7 км2, Чепецкий механический завод (г. Глазов, Удмуртия) - 1,35 2

км .

Испытания ядерного оружия, крупные радиационные аварии, выбросы и сбросы предприятий атомной энергетики и промышленности привели к появлению техногенных радионуклидов в биосфере в целом и повышенному радиоактивному загрязнению отдельных территорий. Наиболее существенными с позиций обеспечения экологической безопасности являются последствия оборонной деятельности. К ним относятся: загрязнение природной среды в районе расположения ПО «Маяк» в первые годы производства ядерного оружия; накопление больших объемов РАО, в том числе в районах базирования АПЛ; накопление на предприятиях ядерного топливного цикла (ЯТЦ) большого количества радиоактивных материалов, в том числе радиоактивных отходов, значительная часть которых не переведена в безопасное для окружающей среды состояние; наличие большого количества ядерно- и радиационно опасных объектов, среди которых остановленные реакторные установки и производства ядерных материалов оружейного качества, выведенные из состава ВМФ и подлежащие утилизации атомные подводные лодки, делящиеся материалы, высво-

бождающиеся в результате ликвидации и утилизации ядерного оружия.

Так, например, в 2002 г. предприятиями атомной энергетики в атмосферу было выброшено 92 тыс.тонн вредных химических веществ (ВХВ), в том числе: первого класса опасности 0.0001%, второго - 21.1%, третьего - 44.7%. Превышение предельно допустимых нормативов имело место на 25 предприятиях по 47 наименованиям загрязняющих веществ. Сверхнормативные выбросы составили около 600 т. Наибольшую долю в них составляют вещества третьего класса опасности. Практически без улавливания выбрасываются в атмосферу сернистый ангидрит, оксид углерода, углеводороды. 46 предприятий ФААЭ сбросили в поверхностные водоемы 298 млн.м3 загрязненных ВХВ сточных вод, в том числе в бассейны Азовского и Черного морей - 9.5 (3 предприятия), Арктических морей - 124.8 (20 предприятий), Балтийского моря - 91.4 (5 предприятий), Каспийского моря - 59.0 (16 предприятий), Тихого океана - 13.1 (2 предприятия) [1].

Основными веществами, отводимыми со сточными водами с превышением ПДК и ПДС являются: нефтепродукты, азот аммонийный, фтор, тяжелые и цветные металлы, (отходы гальванического производства). В 1999 г. нормативы ПДК на ряде предприятий превышены в 50-100 раз (ГХК, НЗХК, КЧХК, Электромеханический завод «Авангард»).

На предприятиях Федерального агентства по атомной энергии (ФААЭ) по состоянию на 1 января 2002 г. хранилось 20 млн. тонн токсичных отходов, в том числе: первого класса опасности - 218 тонн, из которых ртутьсодержащих - 184 тонн, второго класса опасности - 94 тыс.тонн, четвертого класса опасности - 19.8 млн. тонн.

Тяжелейшая радиоэкологическая ситуация в России, сложившаяся в зоне воздействия предприятий ядерного топливного цикла, связана, прежде всего, с используемой на предприятиях жидкостных технологий в уран-плутониевом цикле и в экстрагировании трансурановых элементов, представляющих постоянный источник радиоак-

тивных и других отходов, порождая вечную проблему водоемов-накопителей, емкостей-хранилищ. Переход на принципиально иные виды технологий не планируется. Следовательно, будет продолжаться интенсивное загрязнение окружающей среды.

Сравнение потенциальной опасности предприятий атомной энергетики можно провести на основе параметров, приведенных в приложении 1. Сравнение же риска здоровья людей от эксплуатации ядерных установок и радиационных источников приведено в табл. 1.

Число объектов в России. Этот показатель определяет степень потенциальной опасности для страны от предприятий данного вида. При малом числе (единицы) опасности подвергаются отдельные регионы, и поэтому важным является их географическое расположение, при большом (десятки) - влияние распространяется на многие регионы страны.

Поясним причину выбора этих параметров и прокомментируем их различие для выбранных элементов предприятий атомной энергетики.

Количество радионуклидов, находящихся на объектах. Данный показатель характеризует потенциальную опасность конкретного предприятия атомной энерге-

тики. Видно, что этот диапазон составляет несколько порядков. Реальную опасность представляют максимально возможные выбросы радиоактивности при тяжелых авариях, а также их качественный состав.

Возможность развития самоподдерживающейся цепной ядерной реакции (СЦЯР). Предотвращение такой реакции было и остается предметом первоначальных забот обеспечения безопасности предприятия ЯТЦ. В большинстве из рассмотренных элементов ЯТЦ возникновение неуправляемой цепной ядерной реакции потенциально возможно. С 1953 по 2004 год произошло 13 ядерных аварий на различных предприятиях ФААЭ. Одиннадцать из них произошли до 1979 года. В 1997 г. произошла одна авария: на Новосибирском заводе химических концентратов (НЗХК) без переоблучения персонала и выброса радиоактивности в окружающую среду. Наибольшее количество аварий - 10 произошло на установках химико-металлургических заводов, производящих и перерабатывающих металлические изделия и отходы из плутония и высокообо-гащенного урана. Подавляющее число аварий - 12 произошло при обращении с растворами, пульпами ядерных материалов. Главными причинами являлись использование ядерно-опасного оборудования, ошибки,

Таблица 1

Сравнение риска здоровья людей от эксплуатации ядерных установок и радиационных источников [2]

Этап ЯТЦ Онкологические заболевания Генетические эффекты

с летальным исходом без летального исхода

Добыча урана 1.4* 10-2 3.4*10-2 2.8*10-3

Производство концентратов 8.6*10-3 2.1* 10-4 1.7* 10-5

Отвалы в процессе эксплуата- 8.1*10-4 1.9*10-3 1.6*10-4

ции

Отвалы после эксплуатации 8.1*10-1 1.9 1.6*10-1

Конверсия 1.6*10-6 3.5*10-6 2.9*10-7

Изотопное обогащение 1.2* 10-6 2.9*10-6 2.4*10-7

Изготовление ТВС 2.9*10-7 6.8*10-7 5.7*10-8

Переработка топлива 1.6*10-1 4*10-1 3.3* 10-2

Окончательное захоронение от-

ходов количественно не определено 1.3*10-5

Транспорт 6.5*10-5 1.6*10-4

Итого 1 2.3 0.19

нарушения персонала, недостатки в учете и контроле ядерных материалов при их передачах и подготовке к загрузке в аппараты.

К настоящему времени накоплен достаточный опыт для того, чтобы сформулировать принципы, требования и нормы ядерной безопасности, позволяющие избежать образования критических систем при обращении с делящимися материалами в условиях промышленного производства. К провоцирующим моментам можно отнести использование разных единиц измерения массы, содержания или концентрации делящихся материалов в пределах одной установки. Провоцирующим моментом является также ошибочное отнесение оборудования к безопасному. Авария на СХК в 1993 гг. и авария в 1997 г. на Новосибирском заводе химических концентратов (НЗХК) произошли на оборудовании, которое называлось безопасным, но не являлось таковым на самом деле, хотя в аварию на заводе внесли свою лепту и деформация аппаратов и плохие, с точки зрения ядерной безопасности, технологические решения. К провоцирующим моментам можно отнести и выполнение технологической операции на одном рабочем месте одновременно несколькими операторами. Аварии подтверждают, во-первых, очевидное положение о том, что ядерная безопасность, учет и контроль ядерных материалов - два важнейших, взаимодополняющих вида деятельности, направленных на предотвращение аварий на ядерных установках, т.е. необходимость интегрированного равнозначного подхода к обеспечению безопасности. Анализ имевших место аварий позволяет провести классификацию делящихся материалов по их опасности: наибольшую опасность представляют обогащенный уран и плутоний, а по агрегатному состоянию - их водные растворы или водородсодержащие смеси (из 13 аварий 12 произошло в водородсодержащих системах). Осциллирующий характер СЦЯР в растворах приводит еще к одному важному моменту - необходимости внешнего вмешательства для прекращения СЦЯР и для перевода системы в подкритическое состояние. Персонал, находящийся в зоне аварии, испыты-

вает стрессовое состояние и, как показывают результаты аварий, может выполнять действия, неадекватные ситуации. Поэтому единственной реакцией на сигнал аварийной системы должна быть немедленная эвакуация из ядерно-опасной зоны.

Напряженность технологических параметров. Потенциальная опасность от наличия радиоактивных продуктов на объекте существенно зависит от напряженности параметров нормального технологического процесса и сопутствующих им физико-химических явлений. К таким параметрам, прежде всего, относятся давление (Р) и температура (Т), при которых работают барьеры, удерживающие радиоактивные материалы в заданных границах. Оборудование, работающее под давлением, само по себе требует специального внимания и нормирования, а в сочетании с радиоактивными веществами -особенно.

Технологические процессы, проходящие на грани неуправляемого выделения энергии и повышения давления в виде взрывов, создают дополнительный источник опасности и требуют, с одной стороны, достаточного изучения этих пограничных процессов и условий попадания в эту область, с другой, мер по предотвращению реализации самих явлений и минимизации их последствий. В таблице этот фактор отмечен символом - В (взрыв).

Следующим показателем является по-жаровзрывоопасность. Рассматривая этот фактор, как и предыдущие, имеем в виду не вообще возможность пожаров на данном объекте, а те пожары, которые могут привести к разрушению барьеров на пути распространения радиоактивных веществ. В приложении 1 этот фактор отмечен символом - П.

Уязвимость к внешним воздействиям. К внешним воздействиям, способным привести к разрушению барьеров на пути выхода радиоактивных веществ, будем относить сейсмическую активность и особенности геологической площадки (С и Г), метеорологические условия (М), включающие ураган, обильные осадки и т.п., и вызванные человеческой деятельностью воздействия

(ДЧ), в том числе падение самолета, взрывы на соседних предприятиях, диверсии и т.п. Как показывают события произошедшие 11 сентября 2001 г. в США, этот фактор является наиболее значимым для обеспечения безопасности предприятий ЯТЦ.

Уязвимость к ошибкам персонала. Ограничимся только качественной экспертной оценкой этого сложного показателя, введя категории «слабая», «средняя», «сильная», опять же имея в виду ошибки в действиях персонала, способные привести к авариям с тяжелыми последствиями. Необходимо отметить, что на предприятиях ЯТЦ отсутствуют полномасштабные тренажеры, на которых персонал мог бы проходить подготовку и переподготовку.

Возможная площадь загрязнения при авариях. Этот показатель характеризует масштабы возможных последствий аварий для окружающей среды и определяет необходимость реализации планов по защите населения. Для иллюстрации опасностей, которые могут возникнуть при нарушениях работы оборудования, ошибках персонала и внешних воздействиях, рассмотрим основные процессы, способные привести к выбросу радионуклидов за контролируемые границы.

Для горно-химического комбината -

ветровой износ пыли на отвалах «пустой»

породы; попадание неочищенных шахтных

226

вод, содержащих Ка , в грунтовые и поверхностные воды.

В г. Лермонтов (Ставропольский край), где с 1954 г. по 1991 г. производилась добыча и переработка урановых руд, отходы производства сбрасывались в хвостохрани-лище, площадь которого в настоящее время составляет 81,2 га. На нем складировано 12,3 млн. м3 отходов уранового производства суммарной активностью 45,6 тыс. Ки. ФААЭ разработало и утвердило проект рекультивации хвостохранилища, который будет реализован в течение 8 лет. Необходимо отметить, что выделение радона и образование дочерних продуктов его распада являются глобальными природными явлениями, происходящими, в особенности, в горных и ураноносных районах. Поэтому повышен-

ный природный радоновый фон имеет место не только в г. Лермонтове, но и во всем регионе Кавказских Минеральных Вод.

Предприятия ЯТЦ России имеют 184,42 га загрязненных территорий. Загрязнения связаны главным образом с хвосто-хранилищами, которые сооружались на начальном этапе деятельности предприятий без устройства противофильтрационных защитных мер. Негативное влияние хвосто-хранилищ на окружающую среду сохраняется и в настоящее время из-за продолжения их эксплуатации. За последние годы обострилась обстановка на НЗХК, связанная с эксплуатацией хвостохранилища, дамба которого не отвечает гидротехническим и строительным требованиям. На Московском заводе полиметаллов (МЗП) требуется реабилитация склона берега р. Москвы из-за его оползневого характера. В п. Балей Читинской области имеются радиоактивные загрязнения жилого фонда и зданий соцкульт-быта.

Для обогатительного завода - выброс гексафторида урана и радиоактивной и ядовитой пыли при получении диоксида урана.

Для транспортировки ядерного топлива: водозаполненные контейнеры - развитие неконтролируемой СЦЯР при нарушении геометрии расположения ТВС в контейнере, разгерметизация контейнера в результате взрыва радиолитического водорода, замерзание или утечка в нем теплоносителя - воды, повышение нейтронного поля вне контейнера при утечке воды, выдавливание загрязненной радионуклидами воды через поврежденные уплотнения, выброс радиоактивных аэрозолей через поврежденные уплотнения; сухие контейнеры - выброс радиоактивных аэрозолей через поврежденные уплотнения, повышение нейтронного поля вне контейнера при повреждении нейтронной защиты, развитие СЦЯР при нарушении геометрии расположения ТВС в контейнере, его перегрев, разгерметизация в результате механических повреждений при транспортных авариях.

Для радиохимического завода: отделение резки - возгорание пирофорных опи-

лок при обрезке хвостовиков тепловыделяющих сборок (ТВС), выделение окклюдированных и адсорбированных радиоактивных благородных газов и летучих соединений радионуклидов; отделение растворения - взрыв водорода, образующегося при растворении металла, если перерабатываются металлические тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ), отгонка трития, радиоактивных газов и летучих соединений радионуклидов, «зацикливание» трития вследствие процессов изотопного обмена, протечки высокоактивной жидкости вследствие коррозии оборудования; хранилища отработанного ядерного топлива - взрыв радиолитического водорода при нарушении системы вентиляции, развитие СЦЯР при нарушении геометрии расположения отработанных ТВС, коррозионное или механическое повреждение оболочек ТВЭЛов и выход радиоактивности в воду хранилища, разлив радиоактивной воды из бассейна при повреждении системы водообмена; узел экстракции - развитие СЦЯР. Пожар в результате вспышки паров экстрагента и разбавителя, взрыв радиоли-тического водорода, протечки радиоактивной жидкости вследствие коррозионного повреждения оборудования, взрыв в результате автокаталитической реакции с газовыделением в жидкой фазе; отделение упаривания - протечки высокоактивной жидкости при коррозионном повреждении оборудования, выброс радиоактивных паров и аэрозолей при нарушении системы газоочистки.

Отделение получения товарного продукта: урановая ветвь - пожар в результате вспышки паров экстрагента и разбавителя, взрыв твердых нитратов в результате автокаталитической реакции с газовыделением в твердой фазе, протечки в результате коррозионного повреждения оборудования; плутониевая ветвь - узел экстракции, отделение упаривания, взрыв при термическом разложении гидразина, пыль диоксида плутония при денитрации, развитие СЦЯР; получение нептуния - см. узел экстракции; отделение хранения и переработки радиоактивных растворов и пульп - развитие локальной СЦЯР, рост давления газа в результате нагрева радиоактивного раствора теплом ядерного

распада и выделение радиолитических газов, технологические причины, прорыв сжатого газа в аппараты, предназначенные для работы «под налив», «обратная» диффузия радиоактивной паро-воздушной смеси из свободных аппаратов хранилищ, взрыв газообразных продуктов радиолиза жидких радиоактивных отходов и паров компонентов отходов, автокаталитическая химическая реакция с газовыделением в жидкой фазе, взрыв твердого остатка после выпаривания отхода, протечки высокоактивной жидкости вследствие коррозионного повреждения оборудования; отделения отверждения (ос-теклования) жидких отходов - протечки в результате прогорания свода печи, на стадии кальцинации или при розливе плава, выброс аэрозолей и летучих соединений радионуклидов при нарушении системы газоочистки, взрыв в результате автокаталитической реакции с газовыделением в жидкой фазе, взрыв твердых нитратов; полигоны подземного захоронения жидких отходов - протечки в результате коррозионного или механического повреждения «больших» трубопроводов для передачи радиоактивных растворов с завода на полигоны, развитие СЦЯР, аварии на нагнетательных скважинах и в пласте: разрыв труб в результате коррозии или механического повреждения и выброс жидкости из скважины, газообразование и повышение давления в пласте и скважине в результате жизнедеятельности анаэробных бактерий и выброс (фонтан), выброс жидкости из скважины в результате радиационно-химического газовыделения в пласте, перегрев пласта вследствие чрезмерной радиационной нагрузки, непредвиденное гидрогеологами движение радиоактивной жидкости в пласте по разломам и вынос в горизонты, соединяющиеся с поверхностью.

Наличие физических барьеров безопасности. На обогатительных заводах реально существует один барьер - границы герметичного оборудования. На заводах по изготовлению ядерного топлива реально физические барьеры отсутствуют. При транспортировке как свежее, так и отработанное ядерное топливо имеет только два собственных физических барьера: матрицу деляще-

гося материала и оболочку ТВЭЛов и герметичный контейнер, т. е. реально наличие двух независимых физических барьеров безопасности не обеспечивается. На радиохимическом заводе требование герметичности при переработке ОЯТ с высокой активностью привело к наличию не менее трех реальных физических барьеров. Полигоны захоронения высокоактивных отходов -подземные сооружения, содержащие герметичные емкости, реально имеют не менее одного барьера.

Ядерная и радиационная безопасность предприятий. Начиная с 1949 г. на предприятиях ЯТЦ произошло более 250 аварий, что доказывает их высокую опасность. Общее количество инцидентов в работе предприятий ЯТЦ за последние 10 лет превышает 70. В настоящее время ядерная и радиационная безопасность регламентируется в соответствии с нормативными ведомственными документами ФААЭ, которые формируют, в основном, требования к предотвращению СЦЯР. Радиационная безопасность регламентирована в основном для нормальной эксплуатации предприятий ЯТЦ и оптимальных проектных решений с точки зрения экономических показателей. Требования и параметры безопасности для отдельных видов производств регламентированы отраслевыми стандартами, правилами и технологическими инструкциями. Порядок организации работ по обеспечению безопасности определен соответствующими отраслевыми положениями. Главный недостаток этой системы состоит в отсутствии требований к параметрам и коэффициентам запаса для взрывопожароопасных процессов, производств, установок. В настоящее время эту функцию частично выполняют технологические инструкции и заключения (рекомендации) отраслевых институтов. Слабо применяется «принцип единичного отказа», не используется принцип «внутренней самозащищенности», согласно которому потенциально опасные установки должны обладать определенными физико-химическими свойствами, исключающими возможность возникновения тяжелых аварий. Не прослеживается четкое выполнение требования обеспечения единого

государственного подхода к учету ядерных материалов.

Обращение с радиоактивными отходами (РАО) и отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) на предприятиях атомной энергетики

Экологические проблемы при захоронении и переработке РАО и ОЯТ обусловлены, в первую очередь, наличием высокой степени потенциальной опасности нанесения ущерба окружающей природной среде в связи с возможностью радиационного заражения гидросферы, атмосферы, почв и причинения вреда биологическим ресурсам в процессе производства этих работ. Эта опасность связана с возможным выходом радиоактивных веществ, которые в аварийной ситуации или, к примеру, при неисправности упаковочного контейнера могут попасть в окружающую среду и создать уровни загрязнения и концентрации радионуклидов в воде, на почве или в окружающем воздухе сверх допустимых значений.

На настоящий момент на предприятиях Федерального агентства по атомной энергии (ФААЭ) России в 105 пунктах хранения находится более 500 млн. м3 жидких радиоактивных отходов (ЖРО), суммарная альфа-активность которых оценивается в 1,9-1016 Бк, а суммарная бета-активность - 7,3-1019 Бк. Твердые радиоактивные отходы (ТРО), суммарная альфа-активность которых составляет 6-1015 Бк и бета-активность -8,1-1018 Бк, находятся в 274 пунктах хранения и составляют по массе около 180 млн. тонн Превалирующий вклад в образование радиоактивных отходов вносят предприятия ядерного топливного цикла. Основное количество РАО (99% по активности) сосредоточено на предприятиях ПО «Маяк», СХК и ГХК [3].

Жидкие радиоактивные отходы и пункты их хранения

Пункты хранения ЖРО имеются на 32 предприятиях ФААЭ. Всего в 105 пунктах хранения находится более 500 млн. м3 жидких радиоактивных отходов, суммарная альфа-активность которых оценивается в

1,9-1016 Бк, а суммарная бета-активность - в 7,3-1019 Бк. По оценкам предприятий, до 90% объема ЖРО находится в хранилищах, не отвечающих современным требованиям по изоляции их от окружающей среды.

В настоящее время действующими являются 95 пунктов хранения ЖРО, из них 7 пунктов глубинного захоронения в геологических формациях. 8 пунктов выведены из эксплуатации или находятся в состоянии вывода (в контролируемом режиме), 2 пункта - в законсервированном состоянии. Рас-

пределение жидких радиоактивных отходов по пунктам хранения различных типов показывает, что: 80,8% объема всех ЖРО находится в специальных водоемах; 9,5% - в хвостохранилищах наливного типа; 9,7% - в изолированных от окружающей среды пунктах хранения. Распределение ЖРО различных категорий по пунктам хранения, изолированным и не изолированным от окружающей среды, представлено в табл. 2.

Таблица 2

Распределение жидких РАО по пунктам хранения

Показатель Количество В том числе

жидких РАО, Высоко- Средне- Низко-

всего активные активные активные

3 млн. м % 3 млн. м % 3 млн. м % 3 млн. м %

ФААЭ России, всего 515 100 0,035 <0,01 12 2,2 503 97,8

В т.ч. в пунктах хранения:

изолированных от 50 9,7 0,03 <0,01 10 1,9 40 7,7

окружающей среды

не изолированных от 465 90,3 0,005 <0,01 2 0,3 463 90,1

окружающей среды

Таким образом, по объему основная часть отходов (около 98%), находящихся в пунктах хранения ЖРО, относится к категории низкоактивных отходов и около 2% - к среднеактивным. Высокоактивные отходы составляют менее 0,01% общего количества ЖРО. При суммарной активности ЖРО, равной 7,3-1019 Бк, активность разных категорий составила: низкоактивных отходов -1,9-1016 Бк (менее 0,04% общей активности ЖРО); среднеактивных отходов - 5,9-1019 Бк (около 81% общей активности ЖРО); высокоактивных отходов - 1,4-10 Бк (около 19% общей активности ЖРО).

Важно отметить, что в хранилищах, не изолированных от окружающей среды, находятся в основном отходы низкой активности, а высоко- и среднеактивных отходов в этих хранилищах содержится не более 0,3% от общего количества. Основная часть (как по количеству, так и по суммарной активности) высоко- и среднеактивных отходов со-

средоточены в пунктах хранения, изолированных от окружающей среды.

В 97 пунктах приповерхностного хранения ЖРО сосредоточено около 465 млн. м3 жидких РАО общей активностью 2,5-1019 Бк.. Общая площадь, занимаемая ими, составляет 110,8 км2. В том числе: на промп-лощадках - 85 пунктов общей площадью 5,1 км2; в санитарно-защитной зоне - 12 пунктов площадью 105,7 км2;

Анализ РАО, накопленных в приповерхностных пунктах хранения, показывает, что в целом около 60% общей активности отходов находится в донных отложениях, а для среднеактивных и низкоактивных отходов этот показатель составляет более 90%. Влияние пунктов хранения ЖРО на окружающую среду оценивалось по наличию превышений установленных нормативов по уровню воздействия в соответствии с НРБ-99 для воды (УВвода) в наблюдательных скважинах, расположенных в непосредственной близости от пунктов хранения. Пре-

вышения УВвода в грунтовых водах были зафиксированы на 7 предприятиях ФААЭ: ОАО «Приаргунское производственное горно-химическое объединение» (ОАО «ППГХО», п. Балей, Читинская обл.) в районе хвостохранилищ (по торию-230, поло-нию-210 и свинцу-210); ОАО «Машиностроительный завод» (г. Электросталь, Московская обл.) в районе хвостохранилища № 294А (по общей альфа- активности, пересчитанной на уран-235 и -238); ГХК в районе объекта 353 (по рутению-106 и суммарной бета-активности); ПО «Маяк» в районе водоемов 9, 11, 17 (по тритию, кобальту-60 и стронцию-90); Белоярская АЭС (по строн-цию-90 и цезию-137); Кольская АЭС в районе временного хранилища ЖРО (по цезию-137); Нововоронежская АЭС в районе хранилища ЖРО (по кобальту-60).

Твердые радиоактивные отходы и пункты хранения имеются на 39 предприятиях отрасли. Основное их количество представлено отходами горнодобывающих производств, забалансовыми рудами, спецодеждой, крупногабаритным и лабораторным оборудованием, тарой, малогабаритными металлоконструкциями, стройматериалами, загрязненным грунтом. Количество ТРО, накопленное на пунктах хранения, составляет 177 млн. т (из них в отвалах -158 млн. т). Некоторые ТРО трудно разделить по типам, т.к. они хранятся в емкостях в смешанном виде. Суммарная альфа-активность ТРО достигает 6-1015 Бк, бета-активность - 8,1-1018 Бк.

Основная часть альфа-активных ТРО находится: в специализированных зданиях -3,4-10 Бк; отвалах добычи урансодержащих руд - 1015 Бк; отработанных картах хвосто-хранилищ - 1015 Бк. Бета-активные ТРО сосредоточены в основном в специализированных зданиях. Основное количество пунктов хранения изолированы от окружающей среды (191 пункт, или 70%), в то же время из 177 млн. т. ТРО, 166 млн. т находятся в хранилищах, не изолированных от окружающей среды.

В настоящее время из 274 пунктов хранения ТРО: 131 (48%) - действующие; 110 (40%) - выведено из эксплуатации; 33

(12%) - законсервировано. По месту расположения пункты распределились следующим образом: на промплощадках объектов атомной энергетики - 219 (80%); в санитар-но-защитной зоне - 51 (18%); в зоне наблюдения - 4 (2%). Наибольшее количество пунктов хранения ТРО расположено на предприятиях ядерно-топливного цикла -146, на АЭС - 46, на горнорудных предприятиях - 31. По массе ТРО (96,0%) и занимаемым ими площадям (72,3%) первенство принадлежит горнорудным предприятиям. Это отвалы добычи урансодержащих руд и забалансовых руд. Низкоактивные отходы составляют по массе 99,5% всех ТРО. Следует подчеркнуть, что практически 98% от суммарной активности ТРО содержится в остеклованных высокоактивных отходах, хранящихся на ПО «Маяк». Контроль за содержанием радионуклидов в подземных водах осуществляется посредством наблюдательных скважин, расположенных вокруг пунктов хранения ТРО. Превышения УВвода наблюдаются в районах расположения пунктов хранения на 23 предприятиях.

Переработка радиоактивных отходов

На 21 предприятии отрасли эксплуатируются 30 установок переработки радиоактивных отходов. В их числе 20 установок цементирования, битумирования, остекло-вывания, кальцинации, упаривания, очистки сбросных вод, фракционирования ВАО, предназначенных для переработки ЖРО и 10 установок для переработки ТРО - сжигания, прессования, плавления. Объем переработанных ЖРО за время эксплуатации установок составил 148325 тыс. м3, в том числе по типам установок (тыс. м3): цементирования

- 0,4; битумирования - 28,2; остекловывания

- 12,5; кальцинации - 763,8; упаривания -241,1; очистки сбросных вод - 135019; прочим типам установок (обессоливания, фракционирования ВАО) - 12260 [3].

При переработке ЖРО на установках остекловывания (высокоактивные РАО), упаривания (среднеактивные РАО), очистки сбросных вод (низкоактивные РАО) происходит сокращение объемов отходов. Прин-

ципиально новый подход осуществлен на установке фракционирования ВАО, введенной на ПО «Маяк» в 1996 г. При этом отдельные фракции радионуклидов после ос-текловывания используются для производства радиоизотопных источников или направляются на хранение, но в существенно меньших объемах, чем до переработки. Количество переработанных твердых низкоактивных отходов составило 45,3 тыс. т (с активностью 6,7-1012 Бк), из них по типам установок (тыс. т): сжигания - 0,3; прессования - 3; прочим типам установок (дезактивации, плавления) - 42.

Активность жидких РАО, переработанных за время эксплуатации установок, с указанием категории отходов, распределяется следующим образом: высокоактивных -12,9 тыс. м3 с активностью 1,1-1019 Бк; сред-неактивных - 242,3 тыс. м3 с активностью 4,2-1015 Бк; низкоактивных - 148,1 млн. м3 с активностью 3,1-1015 Бк.

Следует подчеркнуть, что темпы переработки радиоактивных отходов в целом по-прежнему остаются низкими, и это ведет к их накоплению. Большое количество накопленных некондиционированных радиоактивных отходов, недостаточность технических средств для обеспечения безопасного обращения с ними и отсутствие надежных хранилищ для их длительного хранения (захоронения) повышают риск возникновения радиационных аварий и создают реальную угрозу радиоактивного загрязнения окружающей природной среды.

Отработавшее ядерное топливо

К концу 2004 г. в России на АЭС и в хранилищах радиохимических заводов накоплено 17-17,5 тыс. т отработавшего ядерного топлива. Объем ОЯТ неуклонно растет. В России прирост составляет около 850 т ежегодно, в мире - 11-12 тыс. т. В том количестве ОЯТ, которое будет накоплено в Россия к концу 2004 г., содержание плутония составит около 175 т.

В России, где расположено большинство АЭС, неудовлетворительно обстоят дела с вывозом ОЯТ с АЭС (полное отсутствие вывоза его со станций с реакторами РБМК,

ЭГП и АМБ (судьба ОЯТ реакторов РБМК-1000 в настоящее время не определена, т.к. переработка этого типа ОЯТ экономически нецелесообразна, по крайней мере, до 2010 г.), а также наблюдается недостаточной темп вывоза ОЯТ со станций с реакторами ВВЭР и БН в связи с отсутствием стратегического решения по его дальнейшей судьбе. Рост количества ОЯТ, хранимого на площадках АЭС, снижает ядерную безопасность и требует специального обоснования безопасности принятых схем хранения при аварийных ситуациях. Особенно остро эта проблема стоит на АЭС с реакторами РБМК. Уплотненное хранение ОТВС лишь временно снимает вопрос размещения их и, как следствие, проблему продолжения эксплуатации АЭС [4].

Заключение

В связи с недостаточным финансированием Федеральной целевой программы «Обращение с радиоактивными отходами и отработавшими ядерными материалами, их утилизацией и захоронением на 1995 - 2005 гг.», выполнение данной программы на предприятиях ФААЭ России практически сорвано.

Продолжающиеся инциденты на предприятиях ЯТЦ, сопровождающиеся, как правило, выбросами радиоактивных веществ в окружающую среду. Нарушения в работе происходят из-за грубых нарушений технологии и технологических регламентов, недостаточной профессиональной подготовки и низкой технологической дисциплины отдельных специалистов и операторов, недостаточности технологических и неэффективности организационных мер по обеспечению безопасного ведения технологических процессов, неудовлетворительного технического состояния оборудования и систем объектов. Выбросы, связанные с работой предприятий ЯТЦ, представляют собой наиболее крупный источник радиоактивного загрязнения территории Российской Федерации. В прошлом и в настоящем времени нарушение технологии обращения с радиоактивными отходами радиохимических производств

приводит к значительным выбросам в окружающую среду. Улавливание таких

т^ 85 /-Ч14 тт3

радионуклидов, как Кг , С и Н, не производится. На предприятиях ФААЭ России отсутствуют достаточные мощности по утилизации радиоактивных отходов всех уровней активности.

Решение многоплановых задач выхода из кризисной экологической ситуации в районах деятельности предприятий ЯТЦ расположенных на территории Российской Федерации представляет собой беспрецедентную по сложности научно-техническую, экологическую и инженерно-экологическую проблему, не имеющую аналога в мировой науке и практике. Продолжение переработки ядерного топлива не является необходимым ни с точки зрения национальных интересов России, ни с точки зрения экономической целесообразности (замыкание топливного цикла тепловых реакторов экономически не выгодно, так как затраты на смешанное уран-плутониевое топливо примерно в 8 раза выше, чем на стандартные урановые

ТВС), ни с точки зрения безопасности захоронения отходов.

ЛИТЕРАТУРА

1. Тверской П.Н. Атмосферное электричество. - Л.: Гидрометеоиздат, 1949. - 252 с.

2. Кревитт В., Фридрих Р. Сравнение риска от различных источников электроэнергии // Атомная техника за рубежом, 1998 г. - № 5. - С.15-21.

3. Кузнецов В.М. Основные проблемы и современное состояние безопасности предприятий ядерного топливного цикла России. 2-ое изд. - М.: Эпицентр, 2003. - 460 с.

4. Кузнецов В.М. Настоящее и будущие быстрых реакторов // Проблемы глобальной безопасности. - 2001. - № 2. - С.14-17.

Об авторе

Кузнецов Владимир Михайлович, старший научный сотрудник, кандидат технических наук (Институт истории естествознания и техники им. С.И. Вавилова РАН). Автор и соавтор 14 книг и более 40 статей, посвященных проблемам безопасного использования атомной энергии в России и за рубежом.

Приложение

Параметры предприятий ядерного топливного цикла России, характеризующие их потенциальную опасность

Параметр Горно-металлурги-ческий комбинат Обогатительный завод Изготовление ядерного топлива АЭС Транс-порти-ровка ядерного топлива Радиохимический завод Полигоны захоронения вы-сокоак-тивных отходов

Число объектов в России Единицы Единицы Единицы 10 Десятки Единицы Единицы

Радиоактивность, находящаяся на объекте, Ки 0.3 Ки/тИ* 1 Ки/тИ* 1 Ки/тИ* 108-109 104-105 109-1010 >108

Возможность СЦЯР на объекте Невозможна Возможна Возможна Возможна Возможна Возможна Возможна

Напряженные технологические параметры - Р П Р,Т,И,П - Т,И,П -

Возможная площадь загрязнения при авариях, км2 - - ~10 ~100 ~10 ~50 ~10

Уязвимость к внешним воздействиям - ДЧ - С и Г, М, ДЧ ДЧ С и Г, М, ДЧ С и Г, М

Уязвимость к ошибкам персонала Слабая Средняя Сильная Сильная Сильная Сильная Средняя

Физическая защита делящихся радионуклидов Не нужна Нужна Нужна Нужна Нужна Нужна Нужна

*Активность по альфа-источникам излучения.