Схема расчетов циркуляционных насосов

Схема расчетов циркуляционных насосов
Схема расчетов циркуляционных насосов
Схема расчетов циркуляционных насосов

В.М. Кузнецов

ПРОИЗВОДСТВЕННОЕ ОБЪЕДИНЕНИЕ "МАЯК". ИСТОРИЯ ОБЪЕДИНЕНИЯ

       ФГУП "ПО Маяк" (далее "Маяк") выросло на базе комбината № 817 - первого в СССР предприятия по промышленному получению делящихся материалов - урана-235 и плутония-239 - для ядерной бомбы.

       Комбинат был построен на Южном Урале, недалеко от старинных уральских городов Кыштыма и Касли. На южном берегу небольшого оз. Иртяш было выбрано место для строительства жилого массива, а рядом, на южном берегу оз. Кызыл-таш, был сооружен первый промышленный объект комбината - уран-графитовый реактор для наработки оружейного плутония.

       В настоящее время "Маяк" - производственный комплекс, включающий 7 основных заводов и 16 обеспечивающих подразделений, на которых трудится более 14 тыс. человек. ФГУП "ПО Маяк" - градообразующие предприятие ЗАТО Озерск (В разное время город назывался Челябинск-40, Челябинск-65).

       ИСТОРИЯ РЕАКТОРНОГО ПРОИЗВОДСТВА ПО "МАЯК"

       УРАН-ГРАФИТОВЫЙ РЕАКТОР "А"

       11 июня 1948 г. реактор, после серии испытаний, начавшихся 7 июня, был выведен на проектную мощность.

       При конструировании реактора, разумеется, были разработаны системы контроля за безопасностью технологического процесса. Главным образом контролировались расход воды, охлаждавшей урановые блоки, и влажность в трубах, заполненных графитом. В случае выхода реактора из заданного режима, из аварийного технологического канала автоматически удалялся аварийный поглощающий нейтроны стержень. Можно представить сложность организации контроля за безопасностью производства, если при наличии более 1000 технологических каналов все измерения температуры и влажности производились вручную. Впрочем, для срочного выхода из рабочего режима существовали и другие системы, позволявшие производить аварийное охлаждение реактора при отключении электроэнергии либо нарушении подачи воды в систему охлаждения. Предусматривалась и возможность автоматического "заглушения" цепной реакции в случае прекращения подачи воды в реактор.

       Тем не менее, люди работали, рискуя здоровьем, а подчас и жизнью. Все работы по проектированию, испытанию и эксплуатации объектов комбината велись в условиях жесткого лимита времени. Испытания, наладка и ввод в эксплуатацию агрегатов и систем производились, что называется, "на ходу". Например, система разгрузки урановых блоков - операции, от которой зависела работа всего реактора, была проверена на стенде лишь на единичном канале.

       Первая крупная авария на реакторе произошла уже в первые сутки работы реактора при выведении его на проектную мощность. 19 июня 1948 г. из-за приоткрытая одного из клапанов в технологическом канале в центре активной зоны возник дефицит охлаждающей воды. Реактор был остановлен, оставшиеся в графитовой кладке разрушенные урановые блоки были извлечены. Вскоре последовала еще одна авария. Однако в связи с тем, что на ликвидацию последствий первой аварии было потрачено 40 дней, руководители работ заместитель председателя Спецкомитета при Государственном комитете обороны СССР Борис Ванников (председателем Спецкомитета был Лаврентий Берия) и академик Игорь Курчатов решили ликвидировать аварию при работающем реакторе.

       Выполнение этого и последовавших аналогичных решений привело к переоблучению сменного персонала и бригады ремонтников. Ликвидация последствий аварийных ситуаций иногда приводила и к трагическому исходу.

       Согласно "Общим санитарным нормам и правилам охраны здоровья работающих на объектах комбината № 817" дневная норма при шестичасовой смене устанавливалась в 1 мЗв (т.е. за год не более 300 мЗв). В случае аварии допустимым считалось однократное облучение в дозе 250 мЗв за период не более 15 минут. После такого облучения проводилось медицинское обследование пострадавшего, а затем следовали либо отпуск, либо работа, не связанная с воздействием радиации. Позднее, в 1952 г. был введен более строгий норматив, допускавший дозу облучения за рабочую смену 0,5 мЗв (150 мЗв в год), и только в 1970 г. были установлены правила, согласно которым годовой уровень облучения не должен превышать 50 мЗв.

       СТРОИТЕЛЬСТВО И ЭКСПЛУАТАЦИЯ РЕАКТОРОВ ПЛОЩАДКИ № 1. РЕАКТОРЫ "АВ-1" И "АВ-2"

       Завод № 23 является составной частью производственного объединения "Маяк", и его история неотделима от истории объединения, от истории атомной промышленности.

       Первым документом, предопределившим создание завода № 23, является приказ начальника ПГУ при СМ СССР за № 276 сс/ОП от 17 июля 1948 г., изданный во исполнение постановления СМ СССР за № 2561-1055сс/ОП от 13 июля 1948 г.

       В приказе, в частности, было сказано:

       а) Приступить к проектированию реактора "АВ" по проекту, аналогичному реактору "А", с внесением в этот проект, по техническим условиям Лаборатории № 2 АН СССР (акад. Курчатов И.В.), конструктивных улучшений, позволяющих упростить и удешевить сооружение реактора и одновременно поднять его мощность. Реактор "АВ" имеет назначение дублировать реактор "А" на период его освоения, а затем стать самостоятельным заводом предприятия.

       б) Приступить к проектированию по техническим условиям Лаборатории № 2 АН СССР (академик Курчатов И.В., член-корреспондент АН СССР Александров АП.) реактора "АВ".

       30 октября 1948 г. комиссия рассмотрела представленные материалы по реактору "АВ" и рекомендовала проектное задание утвердить.

       В конце 1948 г. комплексное проектное задание было утверждено научно-техническим советом ЛГУ при СМ СССР [233].

       Подготовка котлована под реактор "АВ" (впоследствии названный "АВ-1") была начата задолго до получения всей проектной документации. В конце 1948 г. был произведен взрыв скального грунта на выбросе использованием 171,7т аммонала.

       Необычайно высокими темпами велись строительные и монтажные работы в 1949 г. В рекордно короткий срок строительство было закончено, и в начале 1950 г. реактор "АВ-1" был готов к пуску.

       В разгар строительства реактора "АВ-1" было намечено строительство еще одного аналогичного реактора вблизи здания, строящегося для первого реактора "АВ" (указание начальника Главгорстроя СССР от 17.10.49 г.). Этот новый намеченный к строительству реактор получил название "АВ-2".

       Продолжительность строительных работ была определена в 10 месяцев (с 01.01.50 до 01.11.50), 30 марта 1951 г. объект "АВ-2" был сдан в эксплуатацию.

       Ко времени пуска реактора "АВ-1" на комбинате имелся двухгодичный опыт эксплуатации реактора "А". Почти весь персонал к этому времени получил теоретическую подготовку и прошел в большей или меньшей степени стажировку на реакторе "А".

       Ко времени пуска реактора "АВ-2" его персонал прошел подготовку на ректоре "АВ-1" и частично на "А". Пуск реактора "АВ-1" производился под руководством академика И.В. Курчатова.

       В пуске принимали участие начальник ПГУ Б.Л. Ванников, член-корреспондент АН СССР А. П. Александров, директор комбината Б.Г. Музруков, главный инженер ПГУ Е.П. Славский, научный руководитель проекта "АВ-1" B.C. Фурсов.

       Рабочие блоки загружались в несколько приемов, при этом после каждой догрузки проводился пробный физический пуск: 03.04.50 г. была полностью закончена загрузка рабочих блоков, а 04.04.50 г. в 15.30 мощность реактора была поднята до 10 %. В 24.00 по указанию А. П. Александрова мощность была поднята до 17 %. В дальнейшем мощность поднималась ступенями по 7-10 % и в июне была достигнута проектная мощность. В сентябре этого же года первая продукция была передана на переработку. Пуск реактора "АВ-2" был осуществлен аналогичным образцом. 13.04.51 г. был произведен физический пуск и мощность поднята до 12 %. Ответственными за пуск реактора "АВ-2" были: директор комбината Б.Г. Музруков, главный инженер Г.В. Мишенков, заместитель научного руководителя А.П. Александров. При пуске присутствовали Б.Л. Ванников, Е.П. Славский, B.C. Фурсов.

       Первая продукция реактора "АВ-2" была передана на переработку в октябре 1951 г. Первоначально реакторы "АВ-1" и "АВ-2" в состав комбината входили как самостоятельные заводы (объекты).

       В ноябре 1950 г. было создано самостоятельное управление по эксплуатации реактора "АВ-2". С марта 1951 г. начальником объекта "АВ-2" (завод № 4) назначен Н. И. Козлов. Оба объекта существовали раздельно до 1954 года. В конце 1953 г. ПГУ и руководством комбината было принято решение: объединить два объекта (завод № 2 и завод № 4) в объект № 24, упростить структуру управления и снизить расходы на административно- управленческий персонал.

       С 1 января 1954 г. реакторы "АВ-1" и "АВ-2" образовали единый завод № 24. Объединение двух объектов в единый завод № 24 позволило существенно сократить общую численность персонала, с 755 до 528 человек, т.е. на 30 %.

       Вся история эксплуатации реакторов "АВ-1" и "АВ-2" - это борьба за форсирование мощности. В первые годы после пуска основное внимание было уделено решению именно этой задачи, для чего был разработан и выполнен ряд мероприятий. Коротко остановимся на важнейших. Одним из лимитирующих параметров была температура графитовой кладки при существующей воздушной продувке, поскольку при высоких температурах резко возрастало окисление графита, что могло привести к разрушению кладки. Замена воздуха на инертный газ давала возможность поднять предел по температуре графита. В качестве инертного газа для продувки был выбран азот.

       В 1954-1956 гг. на заводе была построена и пущена в эксплуатацию азотная станция. С ее помощью была обеспечена азотная продувка обоих реакторов, что позволило поднять мощность на 20-25 %.

       В связи с отсутствием (в первые годы) необходимых знаний по радиационно-термическому формоизменению графита, на реакторе "АВ-1" оказались заклиненными графитовые втулки. Это не позволяло форсировать мощность и могло привести к осложнениям в эксплуатации. Проблема извлечения заклиненных втулок была решена после изучения различных вариантов. Комплексная бригада, созданная на заводе, разработала инструмент и приспособления для высверловки втулок, а затем выполнила эту работу на реакторе "АВ-1" (1959-1964 гг.). После ее окончания мощность на "АВ-1" сравнялась с мощностью реактора "АВ-2".

       В 1961 году было улучшено распределение мощности по радиусу за счет загрузки каналов с обогащенным металлом в периферийную зону, а в 1964 году аналогичным образом было улучшено распределение по высоте. Это также дало вклад в повышение производительности реакторов.

       В 1963-1964 гг. был выполнен ряд мероприятий по снижению гидравлического сопротивления реактора для повышения расхода охлаждающей воды. Были изменены диаметры технологических каналов и рабочей загрузки, разработаны дроссель-клапаны пониженного гидравлического сопротивления.

       Эти мероприятия позволили в очередной раз поднять мощность реакторов.

       Следует отметить, что проектный срок эксплуатации реакторов составляв 5лет. Эти годы остались позади, и не было никаких существенных замечаний по состоянию систем контроля, зашиты и самих реакторов. Несколько позже стали появляться неисправности. Так, с 1961 г. начался выход из строя отдельных точек в системе поканального контроля температуры воды на сливе.

       В 1964 г. эта система полностью вышла из строя. Система была спроектирована как не подлежащая ремонту, поэтому на первом этапе она была заменена системой термонейтронных датчиков, которая позволяла контролировать распределение нейтронного потока.

       Далее была разработана новая система поканального контроля температуры воды на основе термопар из кабеля КТМС. Во время капитальных ремонтов (в 1971 г. на "АВ-2", в 1972 г. на "АВ-1") новые системы были смонтированы на обоих реакторах. Практика подтвердила, что новые системы более надежны, точны и ремонтноспособны.

       С 1961 г. начали отмечаться обрывы импульсных линий системы поканального контроля расхода воды в ТК. В 1964-1965 гг. заменены импульсные линии от штуцеров стоек коллектора до переходных плит в схеме "Е" с южной стороны на обоих реакторах. Продолжали постепенно выходить из строя и другие системы и узлы реакторов.

       Основные усилия всего персонала завода были направлены на сохранение работоспособности реакторов на достигнутых параметрах и обеспечение их безаварийной эксплуатации. Практически не осталось таких узлов и систем, которые не требовали бы ремонта или замены. Многие работы на реакторах нуждались в изменении технологии. Большие трудности представляло собой определение причин и характера неисправностей (разрушений), появляющихся в местах, недоступных для осмотра. Самой серьезной неисправностью можно считать разрушение переходных деталей тракта ниже кладки. Первые признаки этого явления были замечены в 1964 г.

       Обрыв деталей приводил к большим затруднениям при постановке технологических каналов и разгрузке продукции. Массовый их выход из строя сделал бы реактор неработоспособным. С 1970 г. завод совместно с НИКИМТом разрабатывал способ замены и конструкцию новой нижней детали тракта, технологию выполнения этой работы. В 1971 г. на реакторе "АВ-2" и в 1972 г. на реакторе "АВ-1" во время капитальных ремонтов была произведена замена нижних деталей тракта с вмонтированными в них кабельными термопарами.

       Более длительных сроков потребовала разработка способа ремонта переходных деталей тракта в районе нижней диафрагмы. Нужно было решить две проблемы: укрепить деталь тракта и предотвратить попадание воды на нижнюю диафрагму. Укрепление детали тракта было достигнуто установкой циркониевой гильзы в предварительно рассверленную деталь. Попадание воды на нижнюю диафрагму прекратилось за счет применения удлиненных технологических каналов с соответственно подобранной опорной подушкой. Еше одним слабым местом технологического тракта оказался узел термокомпенсатора, расположенный выше кладки. На реакторе "АВ-1" за счет радиационно-термической усадки кладки произошло опускание плитного настила и расцепление деталей тракта в районе термокомпенсатора с дальнейшей их расцентровкой. Это привело к невозможности нормальной замены втулок, их раскрошиванию, появлению забитых ячеек. На реакторе "АВ-2" плитный настил не опустился, но оказался висящим на деталях тракта. Разработан способ ремонта деталей тракта в районе компенсатора. На реакторе "АВ-2" в район компенсатора ставилась тонкостенная гильза из нержавеющей стали и "распуклевывалась" (изнутри выдавливались сферические выступы), что предотвращало возможность опускания плитного настила.

       На реакторе "АВ-1" уже расцепившиеся детали сначала центрировались, затем в них ставилась аналогичная тонкостенная гильза, которая затем скреплялась с деталями тракта точечной сваркой.

       После такого ремонта замечаний при замене втулок (и других операциях) не было.

       Большие ремонтные работы пришлось выполнить для сохранения работоспособности графитовой кладки. В середине 60-х годов стало ясно, что кладка начинает разрушаться. Графитовые блоки (кирпичи) подверглись износу и имеют трещины, разрушение замковых соединений, значительный осевой прогиб. При расчистке забитых ячеек рассверловочным инструментом частично рассверливаются кирпичи; не всегда удается расчистить ячейку до конца.

       К 1969 г. на заводе был разработан способ, технология и оснастка для ремонта ячеек углеграфитовой пастой. Разработан состав и технология приготовления пасты.

       Начался массовый ремонт дефектных ячеек с помощью пасты.

       За все время эксплуатации на реакторе "АВ-1" отремонтировано 252 ячейки, запрессовано 39 693 кг пасты. На реакторе "АВ-2" отремонтировано 309 ячеек, запрессовано 52 657 кг пасты. Это позволило сохранить кладки в работоспособном состоянии.

       Для обеспечения стабильной и безаварийной работы реакторов за время эксплуатации был выполнен еще целый ряд ремонтов и модернизаций оборудования, которые невозможно даже перечислить в столь ограниченном по объему повествовании. Можно только упомянуть о неоднократной модернизации системы управления и защиты. Была модернизирована система контроля влажности в кладке реактора, переделана система баков водяной защиты с организацией системы охлаждения в некоторых из них. Переделана система технологической вентиляции, демонтированы лотки в сливных линиях. Применительно к состоянию реакторов менялась технология ведения основного процесса. Непосредственно перед выводом из эксплуатации оба реактора в течение нескольких лет работали в режиме малых кампаний. Отработаны режимы получения некоторых изотопов. Последнее подробное обследование технического состояния реакторов "АВ-1" и "АВ-2" было произведено в августе 1988 г. комиссией, назначенной указанием первого заместителя министра (СТ № 1047/35с от 21.07.88 г.). Эту представительную комиссию возглавлял заместитель главного инженера организации п/я Г-4752 СВ. Малышев.

       Главный вывод комиссии гласит: "Основные металлоконструкции, графитовая кладка, СУЗ, системы контроля и обеспечения находятся в работоспособном состоянии и могут эксплуатироваться в течение двух лет".

       От этих дней до своей последней остановки ("АВ-1" - 12.08.89 г., "АВ-2" - 14.07.90 г.) реакторы проработали без замечаний. Так закончился 39-летний период работы реакторов "АВ-1", "АВ-2" - первых серийных промышленных уран-графитовых реакторов. Эти реакторы были созданы в рекордно короткий срок и позволили создать атомное оружие в нашей стране. Таким образом был достигнут паритет вооружений в СССР и США и прекращен атомный шантаж со стороны США.

       В первые годы эксплуатации было много трудностей в связи с отсутствием опыта и необходимых знаний. Были разработаны методы и технологии ремонта некоторых конструкций, которые считались незаменяемыми и неремонтоспособными (кладка, нижние детали тракта и др.). Это позволило превысить основной проектный параметр реакторов (мощность) почти в 5 раз (4,77 раза) и в течение длительного времени поддерживать его на этом уровне, обеспечивая стабильную работу.

       СТРОИТЕЛЬСТВО И ВОПРОСЫ ЭКСПЛУАТАЦИИ РЕАКТОРОВ ПЛОЩАДКИ № 2

       История распорядилась так, что составные части завода № 23 - площадка № 1 (завод № 24) и площадка 2 (завод № 37) в течение длительного времени развивались независимо друг от друга. За рассматриваемый период времени на площадке № 1 с интервалом в один год были построены 2 идентичных реактора, которые проработали по 39 с лишним лет и были выведены из эксплуатации. За это же время на площадке № 2 были сооружены 5 реакторов, 2 из которых работают в настоящее время. Все реакторы площадки № 2 спроектированы по двухконтурной схеме, причем в 4 из них использовалась тяжелая вода и лишь один - легководный (на обычной воде высокой степени очистки).

       Реактор ОК-180. Реактор ОК-180 представлял собой первый в стране промышленный тяжеловодный реактор, предназначенный для получения плутония и ряда изотопов.

       Строительство реактора было начато 6 июня 1949 г. и закончено 23 сентября 1951 г.

       Реактор с обслуживающими системами был размещен в здании, имеющем подземное исполнение, и образовал завод № 3, входящий в состав комбината. Главный проектант комплекса - Ленгипрострой (главный инженер проекта Н.Н. Кондрац-кий). Главный конструктор реактора - ОКБ завода № 92 в г. Горьком (главный конструктор А. И. Савин). Научный руководитель -начальник Лаборатории № 3 АН СССР академик А.И.Алиханов, заместитель - В.В. Владимирский, директором завода был назначен А.А. Тарасов, главным инженером - И.Д. Дмитриев.

       17 октября 1951 г. состоялся физический пуск реактора, а затем поэтапно была достигнута проектная мощность (28 октября). В процессе эксплуатации реактора были проверены различные режимы работы, выявлены некоторые конструкторские недочеты. Проверена возможность получения различных продуктов. В январе 1965 г. появилась течь тяжелой воды из двух мест соединения напорной камеры с трубой гидротранспорта и дренажа из полости бокового отражателя. Никаких реальных возможностей устранить течь не было. Поэтому руководством министерства было принято решение об остановке реактора. 3 марта 1966 г. он был остановлен. Слитая тяжелая вода была использована при пуске реактора ОК-190М. Нехватка тяжелой воды для реактора ОК-190М была второй причиной остановки реактора ОК-180.

       Реактор ОК-180 являлся первым промышленным тяжеловодным реактором в нашей стране, поэтому была оправдана его сравнительно небольшая мощность. Персонал приобрел необходимый опыт в процессе его эксплуатации. Выявленные недостатки были учтены при проектировании и строительстве следующего тяжеловодного реактора ОК-190.

       Реактор ОК-190. Реактор ОК-190 представлял собой естественное продолжение и развитие реактора ОК-180. Поэтому его главным проектантом, главным конструктором и научным руководителем были те же организации, что и у ОК.-180 (Л ГС, ОКБ завода № 92, ТТЛ АН СССР). Реактор был размещен в подземном здании, примыкающем к зданию с реактором ОК-180. Оба реактора в комплексе образовали завод № 37. Строительство реактора ОК-190 было начато 6 октября 1953 г. и закончено 29 октября 1955 г. Физический пуск реактора был осуществлен 27 декабря 1955 г.

       Реактор ОК-190 находился в эксплуатации около 10 лет. Персонал, пускавший его в работу, уже имел опыт аналогичной работы на первом тяжеловодном реакторе ОК-1 80. Однако уже с первых дней коллектив ИТР и рабочих, занятых на реакторе ОК-190, столкнулся с новыми проблемами и трудностями. Эти трудности были связаны с особенностями нового реактора, недостатками его проекта, а позже (с конца 1959 г.) с течью тяжелой воды. Попытки устранить протечки тяжелой воды предпринимались несколько раз. Проводились специальные ремонты, но положительных результатов они не дали. В результате протечек тяжелой воды создалась неблагоприятная дозиметрическая обстановка, которая усугублялась недостаточной защитой верха реактора, невысоким качеством загружаемой продукции и некоторыми другими обстоятельствами. Основной причиной остановки реактора явилась утечка тяжелой воды.

       Тем не менее, по мере накопления опыта, более глубокого изучения процессов, происходящих в реакторе, налаживания всех обслуживающих систем, эксплуатационный персонал освоил режим, связанный с использованием обогащенных урановых блоков, достиг и превзошел (в 2 раза) проектную мощность, увеличил производительность труда и выполнил все поставленные перед ним задачи. 8 октября 1965 г. реактор ОК-190 был остановлен. Руководили заводом и его основными подразделениями на момент остановки реактора ОК-180 вышеуказанные лица. В 1970 г. впервые в мировой практике корпус реактора ОК-190 был извлечен из шахты и захоронен.

       Реактор ОК-190М. Строительство реактора О К-190 М было закончено в марте 1966 г., в апреле этого же года он вышел на проектную мощность. Реактор ОК-190М, как и его предшественники - реакторы ОК-180, ОК-190, работавшие ранее на заводе, являлся в свое время единственным в СССР промышленным тяжеловодным реактором. Его уникальные параметры позволяли кроме основного продукта получать различные радиоактивные изотопы, используемые в народном хозяйстве и идущие на экспорт.

       Осенью 1966 г. была обнаружена течь тяжелой воды из корпуса реактора через образовавшуюся неплотность. С этого времени велся непрерывный контроль протечек тяжелой воды из реактора, ее сбор, очистка и возврат в реактор. Поскольку тяжелая вода уходила из контура, как в виде паров, так и в виде жидкости, для ее улавливания пришлось разработать и смонтировать дополнительные системы вентиляции. Благодаря этому безвозвратные потери тяжелой воды были невелики. Величина протечек постоянно возрастала, и к концу 1969 г. суточный слив составлял около 850 кг. В апреле 1970 г. был проведен эксперимент по переводу всех циркуляционных насосов (ЦН-11) на минимальное число оборотов (750 об/мин). При этом течь снизилась с 1100 кг до 500 кг в сутки. Насосы были оставлены в этом режиме. К концу 1970 г. течь снова выросла до прежней величины. Было установлено, что основной причиной роста течи тяжелой воды являются термокачки, связанные с колебаниями мощности при проведении технологических операций или срабатываниях аварийной зашиты. Теперь вся деятельность персонала была направлена на снижение колебаний мощности, т.е. термокачек.

       В 1975 г. на реакторе начались массовые выходы твэлов из строя. Выход твэлов из строя характеризовался их распуханием, зависанием в ТК и разрушением. Реактор был досрочно перегружен, а изучение этого явления показало, что основной причиной выхода твэлов из строя явилось некачественное сцепление оболочки твэлов с сердечником при изготовлении, что приводило к отслоению оболочки, перегреву и разрушению твэлов. Нарушений режима эксплуатации реактора обнаружено не было.

       Была изменена технология изготовления твэлов. В местах, где условия эксплуатации твэлов были наиболее тяжелыми, были установлены технологические трубы увеличенного диаметра, что позволило увеличить расход воды через них и снизить температуру. Эти меры дали положительные результаты.

       С течением времени течь тяжелой воды из корпуса реактора продолжала расти. Так как ее рост был непредсказуем, то не исключалась вероятность возникновения аварийной ситуации при резком увеличении течи и невозможности поддержать необходимый уровень тяжелой воды в реакторе. В этом случае могла прекратиться циркуляция воды в реакторе, произойти ее вскипание с последующим расплавлением твэлов. Для исключения подобной аварии в 1980 г. была разработана и смонтирована система подачи простой воды в подреакторное пространство. Все последующие годы эксплуатации реактор работал в щадящем режиме: на пониженном уровне мощности и с минимальным числом ее снижений.

       Параллельно отрабатывалась новая технология изготовления твэлов (без никелевого подслоя). В течение 37-й кампании в реакторе была обработана партия таких твэлов. Замечаний по их стойкости не было.

       В апреле 1983 г. произошла разгерметизация внутренней стенки бака водяной защиты. Вытекающая вода смешивалась с протечками тяжелой воды, что приводило к дополнительным трудностям в эксплуатации реактора. Решением Министерства среднего машиностроения остановка реактора была намечена на апрель 1986 г. Как и при остановке реактора ОК-19, основной причиной ее послужила прогрессирующая течь корпуса. Корпуса обоих реакторов были изготовлены из сплава САВ-2Т и аналогичны по конструкции. Отсюда можно сделать вывод, что конструкция корпуса оказалась неудачной.

       До остановки реактора ОК-190М в 1985 г. в центральном зале уже шла сборка корпуса нового реактора "Людмила", который должен был заменить реактор ОК-190М.

       16.04.86 г. реактор ОК-190М был заглушён, и в настоящее время ведутся работы по выводу его из эксплуатации.

       Реактор "Руслан". Реактор "Руслан" был спроектирован и сооружен как альтернатива тяжеловодным реакторам, работавшим ранее на заводе № 37. Генеральным проектантом реакторной установки был определен ВНИПИЭТ, генеральным конструктором - НИКИЭТ, научным руководителем - РНЦ "Курчатовский институт". По конструкции это был реактор бассейнового типа, в котором теплоносителем и замедлителем одновременно является обычная (легкая) вода высокой степени очистки (бидистиллят). Отвод тепла осуществляется по двухконтурной схеме.

       Реактор размешен в том же здании завода № 37, где находится выведенный из эксплуатации реактор ОК-180. Окончание строительства и физпуск реактора "Руслан" были осуществлены в начале 1979 г., а 18.06.79 г. был произведен его энергопуск, когда мощность реактора была поднята до 10 % от проектной; далее мощность постепенно увеличивалась и 04.12.80 г. достигла номинальной, проектной мощности.

       Реактор используется для наработки основного продукта и радиоактивных изотопов. Работает в режиме кампаний. По окончании каждой кампании производится перегрузка топлива, а в течение кампании делается несколько остановок (8-10) для перегрузки поглотителей и выполнения ремонтных работ. В ходе эксплуатации установки "Руслан" испытывались различные типы сборок-поглотителей, схем загрузки. Принципиальных серьезных недостатков в конструкции установки выявлено не было, но отмечен ряд факторов, осложнявших эксплуатацию, особенно в первые годы. Большой доводки потребовала разгрузочно-загрузочная машина (РЭМ). Из-за повышенной вибрации наблюдались случаи разрушения трубок в теплообменниках. Разрушенные трубки приходилось глушить и выводить из работы. Со временем снижалась эффективность теплообменников из-за загрязнения внутренних поверхностей теплообменных трубок отложениями из продуктов коррозии железа и жизнедеятельности железобактерий.

       Для ликвидации отложений использовались различные моющие растворы и механическая чистка трубок. Однако желаемого эффекта достичь не удалось.

       Много внимания пришлось уделить доработке СУЗа.

       Потребовала доработки конструкция центральной сборки.

       Кроме освоения работы камеры разделки кассет (КРК), работниками заводского КБ и ОГМ были сконструированы и смонтированы станки разборки рабочих кассет, кассет СУЗ и всех видов центральных сборок под слоем воды в бассейнах выдержки.

       Оказался неработоспособным транспортер, установленный в верхнем бассейне реактора: его шариковые подшипники не выдерживали нагрузок, раскалывались и выходили из строя. Они были заменены на капролоновые подшипники скольжения. После этого транспортер стал работать нормально. Впервые на реакторе завода № 23 была смонтирована и введена в промышленную эксплуатацию информационно-вычислительная система на базе ЭВМ М-6000.

       Это дало возможность более грамотно управлять реактором. Поскольку реактор и внутрикорпусное оборудование работали без замечаний, по согласованию с 4-м ГУ мощность реактора была поднята выше проектной величины без превышения лимитирующих параметров. 02.12.85 г. она достигла величины в 135 % от проектной.

       В сентябре 1989 г. на реакторе были проведены первые опыты по легированию (облучению) кремния. В дальнейшем технология легирования была доведена до промышленного использования и, начиная с 1992 г., на реакторе выполнялись заказы различных организаций по легированию кремния.

       В 1990-1992 гг. шло строительство цеха по до- и послереакторной обработке кремния, а в 1993 г. он вступил в эксплуатацию.

       В июле-ноябре 1995 г. на реакторе был проведен капитальный ремонт, в ходе которого был выполнен большой объем работ по ремонту и реконструкции механического, электрического оборудования, систем КИПиА.

       Еще более сложный капитальный ремонт был произведен в 1998-1999 гг. Кроме заводчан к нему были привлечены значительные силы работников завода № 40, ремонтно-механического и ремонтно-строительного цехов предприятия. Капитальный ремонт был выполнен успешно, и после его окончания до настоящего времени реактор работает стабильно.

       Реактор "ЛФ-2" ("Людмила"). Генеральным проектантом, генеральным конструктором и научным руководителем этой установки были уже знакомые учреждения: ВНИПИЭТ (г. С.-Петербург), ОКБМ (г. Н.-Новгород), ИТЭФ (г. Москва) соответственно. Реактор "Людмила" был очередным тяжеловодным реактором с двухконтурной схемой охлаждения. Первоначально предполагалось, что он должен быть большой мощности, с шестью петлями охлаждения и размешаться в новой шахте. Затем для сокращения капитальных затрат был рассмотрен и утвержден вариант строительства реактора в шахте реактора ОК-190, который был извлечен из шахты в 1970 г. Предполагалось использовать 4 петли охлаждения с имеющимися теплообменниками и насосами ЦН-11. Этим решением фактически определялись мощность и некоторые элементы конструкции будущего реактора.

       Был определен срок окончания I очереди СМР (декабрь 1987 г.), срок остановки действующего реактора ОК-190М (апрель 1986 г.).

       При обследовании бака водяной защиты, который должен был быть использован для реактора "Людмила", на предмет возможности его ремонта было установлено, что ремонт неплотностей (щелей) невозможен. Была сделана попытка заварить щель на внутренней стенке бака, но при этом образовывалась новая щель в непосредственной близости от места сварки. Это объяснялось сильным охрупчиванием металла стенки под действием нейтронного потока за годы эксплуатации. Стало ясно, что бак нельзя эксплуатировать с водой. Работниками завода было предложено заполнить бак пастой на основе графита.

       К работе было привлечено предприятие п/я А-1940, которое исследовало различные составы (пасты) для заполнения бака водяной защиты.

       В результате был разработан литой бетон повышенной теплопроводности, состоящий из жидкого стекла, кремнефтористого натрия, мелкозернистого графитового песка и графитового порошка - графитобетона (ГФБ).

       Для охлаждения графитобетона в баке была смонтирована система труб "Фильда". После заполнения бака графитобетоном была произведена его сушка, которая закончилась в конце 1985 г. До этого периода времени велись другие подготовительные работы, не связанные с остановкой действующего оборудования.

       Из-за нехватки людей и задержек в поставках оборудования строительство затянулось. Для контроля и координации работ на заводе была создана группа реконструкции под руководством заместителя главного инженера завода Г.В. Васильева.

       К концу 1987 г. работы по строительству реакторной установки были завершены.

       30 декабря 1987 г. начался физический пуск реактора, который был успешно завершен 31 декабря. После этого началась подготовка к энергопуску, которая в основном заключалась в обкатке и отладке всех систем установки. После откладки систем приступили к энергопуску.

       21.05.1988 г. был достигнут МКУ.

       25.05.1988 г. мощность поднята до 10 % от проектной, а 21.06.1988 г. - до 78 %.

       После выхода на мощность продолжалась доводка различных систем установки, уточнение технологических режимов, в том числе водно-химического режима.

       Подбором оптимальной величины РН (РН - водородный показатель) удалось снизить температуру оболочки блоков, что позволило превысить проектный уровень мощности более чем на 15 % без превышения регламентированных параметров. К концу 1988 г. был закончен энергопуск установки.

       За это время серьезных недостатков в работе не было. Были выполнены необходимые работы по доводке отдельных систем и узлов оборудования, отработке режимов эксплуатации. В отличие от своих предшественников, реактор имеет стальной корпус, который работает без замечаний.

       Реактор "АИ". Этот реактор был создан и запущен спустя всего три с половиной года после начала эксплуатации первого промышленного уран-графитового реактора "А", основным назначением которого было накопление оружейного плутония для ядерных зарядов. Главной же целью реактора "АИ" на первом этапе его эксплуатации являлось освоение технологии получения и производства трития для термоядерного оружия.

       Теоретические основы термоядерного оружия стали разрабатываться практически одновременно с работой над первой советской атомной бомбой [245]. Как предварительные, так и последующие проработки научных коллективов, главным образом ВНИИЭФа (Арзамас-16), Института физических проблем (ИФП) и ФИАНа, показали, что именно тритий является наиболее энергетически эффективной "взрывчаткой" для этого вида оружия. Поэтому было принято решение о накоплении трития в уран-графитовых реакторах "АВ-1" и "АВ-2" путем облучения солей лития в небольшом числе технологических каналов. Вместе с тем основная задача по накоплению оружейного плутония с этих реакторов не снималась.

       26 февраля 1950 г. вышло постановление Совмина СССР № 828-304, в котором были намечены меры по строительству установок и цехов для производства трития и проведению НИОКР в обоснование разрабатываемых технологий.

       Согласно постановлению, на комбинате № 816 намечалось строительство ядерного реактора мощностью 650 МВт для производства 1,8 кг трития в год, цеха по выделению трития из облученного лития и химического цеха по регенерации отработавшего топлива с пуском реактора в IV квартале 1952 г. Впоследствии этот реактор получил наименование "И" (изотопный) в связи со своим назначением по накоплению тяжелого изотопа водорода - трития.

       В дальнейшем это решение было изменено, и все производство трития согласно распоряжению Совмина СССР № 13030 рс/оп от 18 августа 1950 г. о разработке проекта и строительстве опытного уран-графитового реактора "АИ" на комбинате № 817 было сосредоточено сначала на реакторе "АИ", а затем на реакторе АВ-3 и тяжеловодных реакторах комбината № 817 (ПО "Маяк"). Поскольку все аспекты технологии производства трития были сконцентрированы в одном месте с участием ведущих специалистов Лаборатории № 2, комбината № 817, НИИХИМАШа, НИИ-9 и ИФП, реактор "АИ" приобрел еще большее значение. Инициатором создания этого реактора был научный руководитель советского атомного проекта И.В. Курчатов.

       На этом реакторе впервые был освоен режим производства трития (реактивный режим), необходимого для проведения опытных работ по созданию термоядерного оружия и осуществления первого взрыва термоядерной бомбы. На нем были также реализованы научно-технические основы высокоэффективного производства изотопов для народного хозяйства страны, науки и медицины. Одно время на реакторе "АИ" выполнялась вся изотопная программа комбината № 817. Поэтому не случайно он именовался "АИ" - реактор "А изотопный". Впоследствии на этом реакторе проводились экспериментальные работы для нужд отечественного реакторостроения. На нем впервые в отечественной и мировой практике было осуществлено много интересных технических решений, в том числе проведена работа по замене графитовой кладки. Доклад об этой уникальной работе был представлен на 2-й Международной конференции по мирному использованию атомной энергии в Женеве в 1958 г. и произвел большое впечатление на ее участников [34].

       Основные технические требования к тритиевому опытному реактору, сформулированные И.В. Курчатовым совместно с Н.А. Доллежалем, сводились к следующим:

       1. Реактор представляет собой блочную графитовую систему с водяным охлаждением.

       2. Номинальная мощность реактора составляет 40 000 кВт.

       3. Реактор предназначен для проведения экспериментальных работ, в то же время должна быть предусмотрена возможность его использования для нужд промышленности.

       4. Реактор представляет собой вертикальный графитовый цилиндрический блок с проходящими через него трубами-каналами, параллельными оси цилиндра.

       5. Общее количество каналов - 248.

       6. Шаг квадратной решетки - 200 мм.

       7. Размер активной зоны: диаметр - 2800 мм, высота - 3000 мм. Обогащение 2 %.

       8. В каналы центральной части реактора (около 50 % всех каналов) загружаются навески одного типа, в периферийные каналы - навески другого типа.

       9. Ввиду высокой температуры графита (достигающей 500 °С) в реактор должен подаваться вместо кондиционированного воздуха азот, препятствующий окислению графита.

       10. Должна быть предусмотрена возможность загрузки и разгрузки каналов сверху краном с дистанционным управлением.

       11. Реактор должен иметь верхнюю и боковую защиту, гарантирующую абсолютную безопасность работ для обслуживающего персонала.

       Реактор с упомянутым целевым назначением разрабатывался, как и реактор "А", впервые в СССР и имел серьезное значение для обороноспособности нашей страны.

       К моменту принятия решения о сооружении реактора "АИ" научный руководитель И.В. Курчатов, специалисты ЛИПАНа и конструкторы - сотрудники НИИхиммаша уже имели опыт создания первого промышленного уран-графитового реактора "А".

       Однако целевое назначение реактора "АИ" - получение трития за счет облучения лития в потоке нейтронов - потребовало изменения подходов к его конструкции. Научный руководитель ЛИПАНа предложил, как это видно из материалов обсуждения на НТС ПГУ, использовать обогащенные до 2 % рабочие блоки вместо блоков из природного урана, как это было реализовано на реакторе "А". В первоначальных проработках планировалось загружать обогащенное топливо центральной части активной зоны реактора диаметром 130 см в технологические каналы D 64/62 мм.

       В периферийную часть активной зоны загружались сырьевые блоки с солью лития. Сырьевые блоки также загружались в каналы с обогащенным топливом сверху и снизу основной загрузки. Это было сделано для того, чтобы максимально использовать нейтроны, рождавшиеся в центральной зоне, т.е. нейтроны утечки. В то же время в связи с повышением обогащения уранового топлива до 2 % возникла проблема выбора топливной композиции и равномерного размещения урана-235 по объему активной зоны. Следовательно, имелась центральная часть активной зоны, которая являлась источником нейтронов, и периферийная зона, в которую устанавливались каналы с сырьевыми блоками (частокол) для улавливания нейтронов утечки и эффективного накопления трития. Таким образом, впервые в отечественной практике реакторостроения был разработан и реализован физический принцип построения активной зоны реактора с обогащенным топливом, предназначенный для накопления трития, который впоследствии был назван "реактивным режимом".

       Остановимся лишь на главных особенностях конструкции реактора "АИ" и отдельных его узлов, которые отличают этот реактор от первого промышленного уран-графитового реактора "А", сооруженного на комбинате № 817.

       Реактор "АИ" представляет собой ядерную установку с вертикальной компоновкой активной зоны, впервые предложенную Н.А. Доллежалем для реактора "А". Собственно говоря, эта техническая линия Н.А. Доллежаля, поддержанная И. В. Курчатовым, была продолжена для ядерных реакторов различных типов, строящихся в СССР, в отличие, например, от хэнфордских уран-графитовых и канадских тяжеловодных реакторов с горизонтальной активной зоной.

       Согласно концепции Н.А. Доллежаля, активная зона реактора "АИ" была образована вертикальными колоннами графитовых кирпичей с отверстиями в центре для установки технологических каналов. Устроенная таким образом активная зона установлена на опорную металлоконструкцию, которая имеет боковую и верхнюю биологическую защиту и различные контрольные системы и устройства для выявления и предупреждения аварийных ситуаций. Внутрь технологических каналов загружаются рабочие и сырьевые блоки, которые охлаждаются на проток химически обработанной водой. Таково принципиальное устройство реактора "АИ".

       Графитовая кладка реактора "АВ" выполнена в виде цилиндра высотой 5,8 м и диаметром 4,4 м, что позволяло установить 248 технологических каналов. Тепловая мощность этого реактора была относительно небольшой, всего лишь 40 МВт.

       В соответствии с теоретическими расчетами были предусмотрены боковой графитовый отражатель в виде двух наружных слоев графитовых блоков, верхний - толщиной 1,65 м и нижний - 0,65 м. Было принято решение увеличить диаметр отверстия в центре графитового кирпича (это отверстие называлось технологической ячейкой) до 86 мм вместо 66 мм у реактора "А", что позволило использовать технологические каналы увеличенного диаметра 64/62 мм. В то же время, меняя размер графитовых втулок, можно было применять технологические каналы стандартного для промышленных реакторов размера D 43/41 мм с целью испытания рабочих блоков диаметром 37 или 38 мм. Увеличенный диаметр технологической ячейки расширил экспериментальные возможности реактора "АИ".

       Однако главным вопросом оставался выбор топливной композиции и конструкции рабочего блока. Согласно расчетам, было выбрано ядерное топливо с 2 %-м обогащением по урану-235 для того, чтобы имелся избыток нейтронов для получения трития.

       Необходимо отметить сложность расчета физических характеристик реактора "АИ" в связи с его гетерогенной загрузкой по сравнению с однородной загрузкой реактора "А". В активной зоне реактора "АИ" имелись рабочие блоки с 2 %-м обогащенным ураном и литиевые блоки.

       По заданию ЛИПАНа сотрудники НИИ-9 и ВИАМа разработали конструкцию металлокерамического (магний+уран) втулочного рабочего блока 2 %-го обогащения диаметром 58 мм по оболочке и длиной 150 мм одностороннего охлаждения. Для первой загрузки реактора "АИ" были впервые в реакторной технике использованы магнийкерамические втулочные блоки с вытеснителем (магниевым керном), размещаемым внутри втулочного блока, и без него.

       В последующие годы блоки этого типа были заменены на другие топливные композиции (интерметаллид 10 %-й, диоксид урана 80- и 90 %-го обогащения) для улучшения теплотехнических характеристик реактора с целью создания возможности испытания рабочих блоков из природного урана при повышенных тепловых нагрузках, а также для испытания твэлов энергетических реакторов.

       Какие еще отличия имелись в проекте реактора по сравнению с реактором "А"? В разработанном проекте была предусмотрена разгрузка облученных блоков вверх поштучно или извлечение всего столба блоков вместе с каналом с помощью крана центрального зала. Принципиально важное решение было принято о возможности съема верхней биологической защиты и замены всей или части графитовой кладки реактора.

       Вместе с тем главное отличие реактора "АИ" от реактора "А" заключалось в реализации режима накопления трития (реактивный режим).

       В начальный период работы реактора "АИ" научное руководство и эксплуатационный персонал встретились с рядом серьезных проблем. Главная из них - неудовлетворительная стойкость рабочих блоков. Поданным ПО "Маяк", за период с 18 января по 30 июня 1952 г. произошло 328 случаев зависания рабочих блоков в технологических каналах (всего 349 зависших блоков), что составляет примерно 0,6 зависания в сутки. Обнаружение и ликвидация зависших блоков требовали остановки реактора и извлечения технологических каналов с зависшими блоками, но главное - это повышенное радиационное воздействие на персонал.

       Положение осложнялось тем, что в это время шло проектирование другого, более мощного промышленного реактора "И" для производства трития в Томске-7 (комбинат № 816). Поэтому потребовались большие усилия научного и административного руководства атомного проекта по исправлению сложившегося положения.

       Недостаточная живучесть рабочих блоков реактора "АИ" привела в итоге к двум серьезным авариям типа "козел".

       Первая из них произошла в технологическом канале 11-04 6 июля 1953 г., в связи с чем реактор простоял в течение 32 часов. Этот канал был загружен 25 мая 1953 г. втулочными блоками 2 %-го обогащения диаметром 58 мм без магниевого керна. Причиной образования "козла" явилось разрушение одного из центральных блоков вследствие попадания воды со стороны фасонного торца внутрь блока И последовавшего после этого парового взрыва, что привело к нарушению отвода тепла от рабочих блоков в канале. Вторая авария произошла 7 марта 1955 г. в технологическом канале 12-11 с распространением урана за пределы технологической ячейки. Причина аварии - нарушение герметичности рабочих блоков и возникновение парового взрыва при попадании воды внутрь рабочего блока. Работы по ликвидации аварии проводились на остановленном реакторе с 7 по 10 марта. Однако полностью удалить уран из графита за пределами технологической ячейки не удалось, так как для этого не имелось ни средств, ни соответствующих устройств для обследования и осмотра. Поэтому после подъема мощности реактора до 75 % от проектной произошло увеличение активности в технологических системах контроля и помещениях реактора. При осмотре ячейки 11-04 наблюдалось горение графита и интенсивное свечение графита соседних ячеек, окружающих ячейку 11 -04. Дальнейшая эксплуатация реактора проводилась в тяжелых условиях с систематическим переоблучением персонала. Поэтому 3 марта 1956 г. реактор "АИ" был остановлен на капитальный ремонт.

       В процессе эксплуатации реактора "АИ", а также реактора "АВ-1", кроме живучести рабочих блоков, достаточно скоро возникла другая проблема, ранее неизвестная советским исследователям - проблема радиационно-термического поведения графита, находящегося в условиях одновременного воздействия высоких температур и повреждающего потока нейтронов.

       В ноябре-декабре 1957 г. было выявлено сильное распухание графитовых втулок реактора "АИ". В результате имело место ненормальное извлечение технологических каналов из ячеек. Во время ППР в течение ноября-декабря 1957 г. за 218 часов было извлечено всего 9 технологических каналов при усилиях до 6 т, сопровождавшихся многократными обрывами каналов. Распухание объяснялось повышением температуры графита до 600 °С. В связи с этим было принято решение увеличить зазор между графитовыми втулками и кирпичами путем замены разрезных втулок на неразрезные диаметром 84,3/64,8 мм по всему реактору.

       Указанные негативные явления с извлечением графитовых втулок и технологических каналов реактора "АИ" были связаны с распуханием графита под действием высокой температуры и потока нейтронов. В итоге происходило изменение наружного диаметра графитовых втулок, что приводило к появлению так называемого цангового эффекта, т.е. заклиниванию как самих втулок внутри ячейки, так и технологических каналов втулками.

       Как уже говорилось, 3 марта 1956 г., после 4 лет эксплуатации, реактор "АИ" был остановлен на капитальный ремонт с целью обследования графитовой кладки, разборки реактора, замены части графитовых кирпичей и проведения других работ. Перед началом были проведены подготовительные мероприятия: разработана техническая документация, регламентирующая действия персонала, изготовлены приспособления и защитные устройства для работы с загрязненными конструкциями и узлами и т.д. Прежде чем приступить к разборке реактора, были извлечены каналы с рабочими блоками и графитовые втулки. Большинство графитовых втулок извлекались с большим усилием, иногда втулки ломались, засыпая ячейку. Была также проведена дезактивация водяных коммуникаций.

       Для защиты персонала от излучения верхней защиты реактора (схемы "Е") была изготовлена сварная металлическая конструкция (емкость с откидной стенкой), которая была установлена в центральном зале реактора. Извлеченная 120-тонным краном схема "Е" была установлена в эту емкость, после чего залита водой в качестве защиты от излучения. На место извлеченной схемы "Е" опустился подвижной металлический бак диаметром, равным диаметру схемы "Е" (3,8 м), заполняемый на 1-1,5 м водой для защиты от гамма-излучения графитовой кладки. Этот бак имел щель шириной 600 мм и длиной 800 мм, позволявшую проводить работу по извлечению графитовых колонн и постановке новых. До установки этого защитного бака интенсивность гамма-излучения над вскрытой графитовой кладкой не превышала 200 мкР/с на расстоянии 3 м от уровня кладки, после установки бака с водой - 25 мкР/с. Интенсивность гамма-излучения от графитовых кирпичей, загрязненных ураном и продуктами его деления, составляла около 60 000 мкР/с, что требовало использования соответствующей защитной техники.

       Работы по перестановке и замене графитовых колонн были начаты 22 апреля 1956 г. Всего было заменено 44 графитовых колонны, частично с использованием старых графитовых кирпичей. В первую очередь были извлечены графитовые колонны из районов, в которых распространился расплавленный уран вследствие аварий с рабочими блоками, а также графитовые кирпичи с повышенным уровнем выгорания.

       Суммарное облучение всех работников здания 701, участвовавших в КПР, -517 Р. Умеренное облучение персонала объясняется и тем, что конструкция схемы "Е" была малоактивной из-за имеющейся кадмиевой защиты от нейтронного излучения, установленной на верхнем силуминовом блоке, а также применением специальных защитных средств.

       Разборка реактора "АИ" была осуществлена в связи с тем, что в проекте предусматривалась такая возможность. Для этой цели верхняя защитная конструкция (схема "Е") была разделена на 2 части: центральную и периферийную. Масса центральной (извлекаемой) части составляла 85 т. Кран центрального зала реактора имел грузоподъемность 100 т, что позволяло извлечь эту конструкцию. Следует отметить, что в проектах других промышленных уран-графитовых реакторов это разделение схемы "Е" на 2 части не было сделано, поскольку возможность разборки реактора не предусматривалась.

       В результате проведенной замены части графитовых колонн и дезактивации коммуникаций и систем произошло значительное улучшение дозиметрической обстановки в здании реактора и сократились выбросы радиоактивности в атмосферу. Одновременно был получен ценный материал по состоянию графита после 4 лет эксплуатации, а также накоплен опыт обращения с высокоактивными конструкциями и узлами реактора, который может быть использован при выводе из эксплуатации и демонтаже ядерных реакторов. Результаты разборки реактора "АИ" были доложены на 2-й Международной конференции по мирному использованию атомной энергии в Женеве в 1958 г. и вызвали большой интерес ее участников.

       История эксплуатации реактора "АИ"

       1950 год:

       17 мая - окончание разработки НИИхиммашем совместно с Л ИПАНом проектного задания на реактор.

       Август - начало строительных работ на ПО "Маяк".

       11 сентября - рассмотрение на НТС ПГУ проектного задания реакторов "А" и "АИ".

       18 ноября - рассмотрение на секции № 1 НТС и 20 ноября на НТС ПГУ сводного плана научно-исследовательских и проектных работ на 1951 г. Одобрение сводного плана научно-исследовательских и проектных работ по "АИ".

       1951 год

       2-й квартал - первый правительственный срок пуска реактора "АИ" (не выполнен).

       18 июня - обсуждение на НТС ПГУ технического проекта реактора "АИ" с докладами Н.А. Доллежаля, А.П. Александрова и B.C. Фурсова.

       20 октября - окончание основных строительно-монтажных работ, начало предпусковых работ по реактору: проверка и опробование систем, пусковые опыты.

       26 октября - составление актов о готовности к наладке и пуску различных систем реактора.

       12 ноября, 22 часа 55 минут - достижение критичности реактора "АИ", впервые в СССР начало работ с обогащенным топливом.

       22 декабря - сдача реактора в эксплуатацию.

       1952 год

       14 февраля - достижение проектного уровня мощности 40 МВт.

       14 февраля 1952 г. - 3 марта 1953 г. - реактивный режим работы. Конец года - повышение мощности до 143,75 % (57,5 МВт) от проектного уровня.

       1953 год

       6 июля - первая авария с рабочими блоками ("козел") в ТК 11-04.

       1955 год

       7 марта - вторая авария с рабочими блоками ("козел") в ТК 12-11.

       1956 год

       3 марта - 24 декабря - плановая остановка на капитальный ремонт с разборкой реактора и заменой части графитовых колонн.

       24 марта - изотопный режим эксплуатации с загрузкой интерметаллидных блоков 10 %-го обогащения.

       1959 год

       Февраль - авария с зависанием блоков в 7 ТК вследствие ошибочных действий персонала.

       17 февраля - остановка реактора для монтажа каналов газовой петли КС-60 и вспомогательного оборудования.

       1966 год

       4 февраля - 14 ноября - работа в реактивном режиме.

       15 ноября - 30 декабря - остановка реактора для модернизации и перевода в режим работы без графитовых втулок с использованием втулочных блоков 80 %-го обогащения.

       1969 год

       17 февраля - перевод реактора на работу с использованием втулочных блоков 90 %-го обогащения.

       1987 год

       25 мая - остановка и вывод из эксплуатации.

       РАДИОХИМИЧЕСКИЙ ЗАВОД, РАЗРАБОТКА ТЕХНОЛОГИИ ВЫДЕЛЕНИЯ ПЛУТОНИЯ

       Радиохимическая технология выделения плутония из облученного урана является самой сложной и опасной частью уранового проекта. Эта же мысль звучит в одной из первых книг, посвященных истории создания Манхэттенского проекта в США: "...разрешение многих химических вопросов было одним из наиболее замечательных достижений Металлургической лаборатории".

       По-видимому, это же можно сказать о химической части и советского уранового проекта. При этом одним из наиболее ярких достижений, несомненно, были необычайно короткие сроки решения этой задачи.

       При использовании современной техники средний срок создания радиохимического завода по известной, проверенной технологии определяют примерно в 10 лет. Тогда, в 1940-е, три года и три месяца прошло с того времени, когда РИАН только еще получил задание на разработку технологии (декабрь 1945 г.), до тех пор, когда с радиохимического завода был выпущен первый плутоний (февраль 1949 г.), а еще через полгода плутония было уже достаточно, чтобы изготовить и испытать первую атомную бомбу (29 августа 1949 г.). Этот срок, в принципе, сопоставим со сроками выполнения аналогичных работ в США. Однако упомянутая выше книга Смита завершается словами: "Никакая другая страна в мире не была бы способна на подобную затрату мозговой энергии и технических усилий" [242]. Но такой страной оказался Советский Союз, хотя советские ученые работали в значительно более трудных условиях, чем создатели Манхэттенского проекта. Если в США на решении этой проблемы были сосредоточены ресурсы богатой, благополучной страны и собрана мировая элита ученых, то Советский Союз был страной, ослабленной войной, с разоренной экономикой и промышленностью, а его ученые практически отрезаны от мировой науки.

       Работы в первые годы велись с крайне скудными ресурсами. В протоколах заседаний НТС РИАН в 1946-1947 гг. неоднократно велось обсуждение вопросов об отсутствии приборов, недостатке реактивов и т.п.

       А.К. Круглов в книге, посвященной созданию в СССР атомной промышленности, пишет: "РИАН был практически единственным институтом в стране, способным организовать выделение плутония из высокоактивных материалов и очистить от радионуклидов уран в промышленных масштабах" [110].

       После снятия блокады Ленинграда (27 января 1944 г.) только летом 1944 г. было получено разрешение направить туда группу сотрудников для скорейшего восстановления циклотрона. В октябре 1944 г. циклотрон был пущен в сильноточном режиме, обеспечивающем получение интенсивных пучков нейтронов, необходимых для синтеза трансурановых элементов. С этого времени начались эксперименты по длительному облучению урановых солей с целью накопления в них плутония.

       Первый в Советском Союзе препарат Рu239 был выделен в начале 1945 г. В.И. Гребенщиковой и A.M. Гуревич в количестве 33 имп/мин. На этом препарате К.А. Петржак определил пробег альфа-частиц и начал разработку метода радиометрического определения плутония.

       Работы по урановому проекту в СССР были резко форсированы после американской атомной бомбардировки японских городов Хиросима и Нагасаки 6 и 9 августа 1945 г.

       20 и 30 августа 1945 г. при Совнаркоме СССР были созданы Специальный комитет и Первое Главное управление (ЛГУ) для решения задач разработки ядерного оружия и создания атомной промышленности.

       5 декабря 1945 г. постановлением Специального комитета Радиевому институту были поручены:

1) проверка и испытания методов выделения плутония посредством осаждения с носителями;

2) изучение химии плутония;

3) выработка химико-технологической схемы выделения плутония из урана к 01.07.46 г.;

4) выдача технологических данных комбинату № 817 к 01.07.46 г.

       Именно от этой даты, 5 декабря 1945 г., начинают отсчет времени разработки крупномасштабной технологии химического выделения плутония, на что было отпущено не более полугода. Следует подчеркнуть необычность и сложность поставленной задачи: необходимо было выделять граммы плутония из тонн облученного урана, причем требования к чистоте выделяемого плутония по тем временам казались невероятными. Содержание осколочных элементов в выделенном плутонии не должно было превышать 0,00001 % от массы плутония. Таких задач химическая промышленность в те времена не решала. И эту сложнейшую технологию необходимо было создать в дистанционном оформлении.

       Работы были развернуты немедленно, в напряженном ритме, с широким охватом проблем, к решению которых были привлечены все радиохимики и многие физики института. Общее руководство осуществлял В. Г. Хлопин.

       4 февраля 1946 г. в записке Б.А. Никитина "Предварительные замечания к проектированию химического завода" были сформулированы основные требования к технологии.

       Среди них, например, такие:

  • максимальный сброс осколков на первой операции;

  • повторение операций очистки до получения продуктов, позволяющих безопасное их транспортирование;

  • отсасывание радиоактивных газов через трубу, контроль радиоактивности в трубе с помощью ионизационных камер и естественное разбавление выброшенных газов воздухом (попросту говоря, выброс в окружающую среду плутония. - Прим. авторов);

  • герметизация всех аппаратов, где имеются осколки; цеха очистки должны быть оборудованы по типу современных радиевых заводов с применением соответствующих правил безопасности;

  • дистанционное управление и контроль технологии со специальной системой отбора проб;

  • организация защиты для обеспечения безопасности здоровья работников и ряд других.

       Уже на стадии теоретической проработки возможной технологической схемы Б.А. Никитин предвидел многие трудности, которые могут стать на пути осуществления процессов и которые действительно имели место при внедрении технологии:

  • газоочистка: будет ли радиоактивный йод попадать в газовые выбросы из аппарата растворения урановых блоков;

  • возможные потери плутония при механическом захвате маточного раствора осадком или путем образования аномальных смешанных кристаллов;

  • возможная адсорбция радионуклидов на стенках сосудов;

  • возможность адсорбционного захвата радиоэлементов осадками и стенками сосудов в зависимости от их коррозии;

  • возможность регенерации использованных реагентов, очистка их от захваченных осколков.

       Все эти соображения свидетельствуют о глубоком понимании особенностей поведения радиоизотопов в микроконцентрациях, а также принципов организации производства с радиоактивными материалами.

       В.Г. Хлопин считал наиболее целесообразным применить для технологии хорошо изученный к этому времени прием сокристаллизации находящегося в микроколичествах выделяемого радиоэлемента с соединениями элементов-носителей, т.е. способ, который применяли в технологии выделения радия из урановой руды.

       Как равноценный рассматривался также метод экстракции несмешивающимися растворителями.

       В процессах соосаждения естественным носителем для плутония в изучаемой системе был уран - элемент, химия которого была уже достаточно известна, который присутствовал в системе в большом количестве и по свойствам близок к плутонию.

       Для выбора осадителя были рассмотрены различные вещества, исходя из общехимических соображений или практики аналитической химии. Это могли быть фосфаты, оксалаты, карбонаты, фториды, ацетаты и др. Из различных возможных осадителей нужно было выбрать наиболее эффективный, т.е. обеспечивающий высокую полноту выделения и очистки плутония; реагент должен был быть также доступным в существовавших условиях и, по возможности, дешевым. В.Г. Хлопин предложил использовать ацетат натрия.

       Предложенная В.Г. Хлопиным технологическая схема включала циклы окислительных и восстановительных осаждений натрий-уранилтриацетата с последующей доочисткой плутония от РЗЭ окислительным осаждением фторида лантана. Процесс выделения и очистки плутония от осколочных элементов от урана и в этой, и в других разрабатываемых в РИАН схемах основывался на различном поведении окисленных и восстановленных форм плутония.

       Следует отметить, что лантан-фторидный метод является исторически первым методом выделения плутония. Он был описан Абельсоном и Мак-Милланом в 1940 г.

       В.Г. Хлопин предложил использовать этот метод, и он был введен в технологическую схему для доочистки плутония после ацетатных осаждений. Однако, забегая вперед, нужно сказать, что этот метод оказался очень трудным для технологии, прежде всего, из-за сильной коррозии оборудования в присутствии фтор-ионов.

       Несомненно, что создание структуры технологической схемы и включение в нее ряда процессов происходило под влиянием и с учетом тех сведений, которые к этому времени уже были известны о разработках США в рамках Манхэттенского проекта. Роль разведки в работах физиков и создателей конструкции первой советской атомной бомбы теперь уже хорошо известна. Но одновременно разведка доставляла сведения и о свойствах ядерных материалов, о химических свойствах плутония, о радиохимической технологии. Особенно активно эти сведения поступали в течение 1943-1944 гг. Они были известны очень узкому кругу ученых, среди которых был Б.А. Никитин.

       В.Б. Барковский, бывший разведчик в области атомных проблем, а в настоящее время историк советской научно-технической разведки, приводит следующий отзыв Б.А. Никитина о полученных данных: "Поступившие материалы представляют очень большой практический интерес. В них изложены исследования по химии плутония, нигде не публиковавшиеся ранее. Наши лабораторные исследования проводились с учетом сведений, которые мы получали из этих материалов. В общем, эти сведения сократили объем наших работ. Во многих случаях нам достаточно было повторить американские работы. Материал представляет большой интерес для научных работников, конструкторов и производственников" [83].

       Эта огромная работа, выполненная химиками РИАН, была возможна благодаря бесперебойной работе в течение 7 месяцев циклотрона РИАН под руководством М.Г. Мещерякова. Полученные на нем препараты содержали всего 150-175 имп/мин плутония.

       Позднее, в конце 1946 г., был пущен циклотрон Физико-технического института, более мощный, чем циклотрон РИАН. Облучение урана на этом циклотроне давало возможность получить до 250-300 имп/мин плутония. Кроме того, экспериментальные работы проводили и на имитаторах плутония - тории и нептунии.

       Химические проблемы выделения плутония прорабатывали в РИАН в комплексе с другими проблемами, решение которых было необходимо для промышленного осуществления технологии. Разрабатывали аналитические и радиометрические методы контроля процесса, принципы конструирования измерительных приборов для дистанционного контроля, рассматривали меры безопасности. Г.В. Горшков выполнил расчеты зашиты от излучений, которыми потом пользовались на всех объектах строящегося комбината.

       Большая работа была проведена под руководством К.А. Петржака по разработке методов измерения альфа-активности и идентификации плутония по энергиям альфа-частиц. Был разработан метод экспрессного определения выхода плутония. Метод регистрации альфа-частиц был применен в дальнейшем в качестве основного метода контроля содержания плутония как на опытной установке № 5, так и в заводских условиях.

       16 марта 1946 г. технический совет РИАН рассмотрел проработанные к тому времени варианты технологических схем и принял решение рекомендовать для промышленной технологии ацетатно-фторидный метод (рис. 35). Метод обеспечивал получение плутония и урана почти свободными от загрязнений и в форме, удобной для дальнейшей переработки. Все необходимые для процесса химикаты производились в СССР (в отличие, например, от фосфата висмута, который в стране вообще не производился) и были относительно дешевы. Предполагалось, что аппаратурное оформление такого процесса в зоне, не допускающей непосредственного обслуживания, будет достаточно простым. Таким образом, этот процесс соответствовал первоначально разработанным требованиям, и схема была рекомендована как основа для промышленной технологии.

       Другие процессы - висмут-фосфатный и экстракционный - продолжали разрабатывать как запасные варианты.

       По докладу В. Г. Хлопина было принято решение: ГИПХ (Государственный институт прикладной химии, ныне РНЦ "Прикладная химия", г. С.-Петербург) и ГСПИ-11 (ВНИИПИЭТ) немедленно приступать к разработке технологической части проекта, а РИАН выдать задание ИФХАН (Институт физической химии Академии наук, г. Москва) на исследование коррозии и ИРЕА (Институт чистых химических реактивов, г. Москва) на подготовку реактивов необходимой квалификации.

       1 апреля В.Г. Хлопин представил принципиальную технологическую схему будущего завода.

       29 апреля 1946 г. РИАН совместно с ГИПХ выпустил "Технологическую часть проектного задания объекта "Б", получившую по цвету обложки название "Синяя книга" (Радиевый институт имени В.Г. Хлопина. К 75-летию со дня основания / Под общей редакцией Е.И. Ильенко. СПб., 1997. 337 с.).

       Здесь содержались практически все разделы, необходимые для промышленного осуществления технологии: от свойств исходных материалов, их поведения в технологических процессах и до расчетов материального баланса, потоков и т.д.; рассмотрены вопросы безопасности и обезвреживания отходов; обращалось внимание на то, что весь персонал должен находиться под постоянным медицинским наблюдением и контролем. Подробное изложение принципиальной схемы выделения плутония заканчивалось описанием операции получения отфильтрованного и промытого осадка фторида плутония, который должны были передавать на дополнительный аффинаж. Вопросы аффинажа в этом проекте не рассматривались, так как отсутствие весомых количеств плутония не давало возможности проверить этот процесс. Рассмотрены и необходимые дальнейшие работы.

       В приложении к проектному заданию была описана разработанная в Радиевом институте профессором А.Б. Вериго принципиальная схема дистанционного контроля за ходом технологического процесса на заводе и изложены предложенные им принципы конструкции соответствующих приборов.

       Впоследствии "Синяя книга" для многих химиков, физиков и технологов служила и справочником, и учебником.

       Таким образом, к маю 1946 г. уже была создана основа для проектирования завода.

       В начале мая 1946 г. в РИАН прибыла специальная комиссия ПГУ под председательством заместителя председателя СНКСССР М.Г. Первухина. Комиссия детально ознакомилась с состоянием работ и рекомендовала принять ацетатно-фторидную схему за основу для проектирования и строительства завода, произвести проверку метода на достаточном количестве плутония и для этой цели организовать опытный цех при реакторе Ф-1, который строился И.В. Курчатовым.

       20 мая 1946 г. В.Г. Хлопин и Я.И. Зильберман докладывали научно-техническому совету (НТС) ПГУ о проработанных в РИАНе схемах и о преимуществах ацетатно-фторидной технологии. Интересно, что уже в этом докладе В.Г. Хлопин отмечал преимущества и экстракционного метода:

- количественное выделение плутония;

- возможность высокой очистки урана и плутония от осколочных элементов на первой же стадии процесса, что облегчало дальнейшую переработку;

- отсутствие осадков, которые представляли значительную сложность для работы в условиях радиации.

       На основании заслушанного доклада и рекомендаций комиссии М.Г. Первухина НТС ПГУ принял решение о проектировании завода по ацетатной технологии; остальные же схемы было решено продолжать разрабатывать в качестве запасных.

       В августе 1946 г. было принято решение о строительстве завода по ацетатной технологии. Строительство завода было решено вести с учетом возможного переключения его на другие схемы.

       После выхода "Синей книги" в Москве, в НИИ-9, начали создавать установку для укрупненных испытаний технологической схемы. Выбор НИИ-9 как места создания такой установки был связан с тем, что этот институт расположен неподалеку от Лаборатории № 2 с ее первым реактором Ф-1. После пуска реактора (25 декабря 1946 г.) на установку № 2 для переработки начал поступать реакторный облученный уран.

       Первые опыты на установке были неудачны, так как сотрудники НИИ-9 поспешили ее построить без должной консультации с разработчиками технологии. Ошибки в конструкции установки и крайне неудачный монтаж не позволяли вести на установке процессы так, как они были спроектированы. По специальному решению НТС ПГУ была заказана новая аппаратура, моделирующая проектную, и под руководством Б.А. Никитина и А.П. Ратнера установку самым срочным образом практически полностью переделали. Все последующие работы на установке велись под непосредственным руководством Б.А. Никитина.

       К этому времени в работы были уже вовлечены научные коллективы и других институтов. Одни из них получали свои задания от Спецкомитета ПГУ, другие - от РИАНа, которому было дано право привлекать необходимые силы.

       Среди многих организаций особенно большой вклад на разных этапах внесли:

  • ФТИ (Физико-технический институт им. А.Ф. Иоффе, г. С.-Петербург) - облучение урана на циклотроне (с конца 1946 г.);

  • ГИПХ - технологическая часть проектного задания;

  • ГСП И-11 - проект завода "Б";

  • Лаборатория № 2 - облучение урана в реакторе "Ф-1". Сорбция Рu и осколков на осадках, фильтрах, аппаратуре и т.п.;

  • НИИ-9 (ВНИИНМ) - организация стендовой установки № 5 для проверки всей технологической цепочки;

  • ИФХАН (Институт физической химии АН СССР, г. Москва) - коррозия материалов, действие радиации на технологические процессы;

  • И PEA - база реагентов необходимой чистоты;

  • ГЕОХИ (Институт геохимии и аналитической химии им. В.И. Вернадского) - аналитическое обеспечение;

  • ИОНХ (Институт общей и неорганической химии им. Н.С. Курнакова АН СССР, г. Москва).

       22 декабря 1948 г. завод был пушен на реальном продукте, а уже с февраля 1949 г. начался плановый выпуск плутония.

       При проектировании завода "Б" и при проверке его технологии на опытной установке в НИИ-9 было ясно, что наиболее тяжелым участком технологии будет фторидное отделение - из-за коррозионной нестойкости материалов в сильно агрессивной среде и загрязнения растворов продуктами коррозии.

       При проектировании завода, его оборудования и коммуникаций к работам привлекли ИФХАН. Специалист по коррозии, член-корреспондент АН СССР Г. В. Акимов и его сотрудники предложили делать аппараты и коммуникации фторидного отделения из нихрома, а вентили из палладиевого сплава, стоимость их была огромной. Кроме того, при рекомендации этих материалов учитывали только их коррозионную стойкость и не учли, что продукты коррозии, которая все же была весьма значительной, могут существенно нарушить технологический процесс.

       Первая пробная операция на заводе очень встревожила - плутония в конечном продукте почти не оказалось, не обнаруживался он в необходимом количестве и в промежуточных растворах. Как оказалось, палладиевый сплав основательно разрушился, продукты коррозии резко нарушили ход процесса, и практически весь плутоний осел на нихроме.

       Отделение пришлось переделывать: новые переходные трубы в отделении сделали из винидура, часть аппаратов заменили на плексигласовые и таким образом избавились от влияния коррозии. Кроме того, в плексигласовых аппаратах можно было наблюдать ход процесса. Визуальные наблюдения позволили внести некоторые существенные исправления как в конструкцию аппаратов, так и в режим проведения процессов. Тем не менее, отделение работало с большими трудностями.

       Очень важную роль сыграло то, что весной 1949 г. вошло в строй отделение эфирной очистки. Отделение проектировалось и строилось как опытное, в нем предполагалось отрабатывать варианты экстракционной технологии. Однако в связи с частыми неполадками в работе фторидного отделения и его остановками растворы вместо фторидного отделения передавали на переработку в отделение эфирной очистки. Работа отделения позволяла получать продукцию высокого качества с выходом, превышающим проектную. Но поскольку отделению, не рассчитанному на значительные нагрузки, пришлось работать как промышленному, периодические сбои происходили и там.

       Тем не менее, завод выдавал необходимую продукцию. Уже в первые месяцы после пуска завода было получено необходимое количество плутония для создания первых образцов изделий - полусфер из металлического плутония [245]. 29 августа 1949 г. в нашей стране было проведено первое испытание ядерного оружия.

       ХИМИКО-МЕТАЛЛУРГИЧЕСКИЙ ЗАВОД

       Первая очередь завода закладывалась в переоборудованных складских помещениях, расположенных вблизи станции Татыш, недалеко от города Кыштыма. Работы по переоборудованию помещений начались в 1947 г., а 26 февраля 1949 г. на завод поступил первый конечный продукт с радиохимического завода, и в августе того же года были изготовлены первые детали из чистого плутония.

       На этом заводе завершался технологический цикл изготовления "сердцевины" ядерной бомбы. В мемуарных материалах она описывается так: "Активным материалом ядерной бомбы является элемент плутоний дельта-фазы с удельной массой 15,8. Он изготовлен в виде полого шара, состоящего из двух половинок, которые, как и внешний шарик инициатора, спрессовываются в атмосфере никель-карбонил. Внешний диаметр шара 80-90 мм. Масса активного материала вместе с инициатором 763-1060 г. Между полушариями имеется прокладка из рифленого золота толщиной 0,1 мм" [245]. Из этого описания ясно, с каким опасным материалом имели дело работники завода.

       Таким образом, ядерное производство ПО "Маяк" с самого начала представляло собой крайне опасный объект для работающих на нем.

       В 1987 г. наработка военного плутония была прекращена. Постепенное освоение "мирных" технологий началось еще раньше. В 1977 г. на базе первого радиохимического завода создан завод по переработке облученного ядерного топлива. С этого момента на ПО "Маяк" производится переработка ОЯТ энергетических реакторов, исследовательских реакторов и транспортных установок.

       Завод радиоактивных изотопов стал одним из крупнейших мировых поставщиков радиоактивных источников и радиоактивных препаратов. В числе потребителей - известные фирмы Англии, Франции, США, Германии.

       Приборный завод занимается разработкой и изготовлением средств измерения и автоматизации, обеспечивающих контроль и управление реакторных, радиохимических и других специализированных производств.

       Таким образом, происходит постепенный переход предприятия на мирные рельсы. Вместе с тем, как в 50-е годы прошлого столетия, так и сейчас, территория ПО "Маяк" и прилегающие к нему районы продолжают оставаться источником радиоэкологической опасности граждан Российской Федерации.

       ПРОБЛЕМЫ, СВЯЗАННЫЕ С ЭКСПЛУАТАЦИЕЙ ГИДРОТЕХНИЧЕСКИХ СООРУЖЕНИЙ

       Радиационная обстановка на территории ПО "Маяк" сформировалась в результате:

- сброса в 1949-1951 гг. сгонных вод радиохимического производства в гидрографическую сеть (схема Теченского каскада водоемов представлена на рис.36), что привело к радиоактивному загрязнению поймы и русла р. Течи;

- удаления с 1951 г. среднеактивных отходов радиохимического завода в оз. Карачай (водоем В-9);

- химического взрыва в 1957 г. емкости с радиоактивными отходами от переработки отработавшего ядерного топлива;

- ветрового разноса в 1967 г. радиоактивных аэрозолей с обнажившихся в засуху пляжей оз. Карачай;

- повседневной деятельности ПО "Маяк".

       Начиная с 1948 г. ПО "Маяк" выпустил приблизительно 1,8 · 1017 Бк радионуклидов в окружающую среду. Была загрязнена площадь 25 тыс. км2. Приблизительно 500 тыс. чел. получили повышенные дозы облучения.

       В некоторых местах концентрация вредных химических веществ в атмосфере значительно превышает предельно допустимую концентрацию (ПДК). Во много раз превышаются предельно допустимые сбросы загрязняющих веществ в водоемы. В результате сбросов среднеактивных и низкоактивных отходов в водоемы В-2 (оз. Кызылташ), В-6 (оз. Татыш), В-9 (оз. Карачай) произошло значительное радиоактивное загрязнение территории бассейна р. Течи.

       Основными источниками радиационного загрязнения приземного слоя атмосферы, подземных вод и почвы являются технологические водоемы В-9, В-17, В-16 и каскад водоемов-хранилищ В-2, В-3, В-4, В-10, В-11.

       Более 95 % радиоактивных выпадений стронция-90 и цезия-137 дают именно эти водоемы, прежде всего водоем В-9. В 100-километровой зоне в 1998 г. средняя сумма радиоактивных выпадений по цезию-137 из атмосферы была в 20 раз выше, чем в среднем по территории всей России. Среднегодовая концентрация стронция-90 в воде реки Течи в 1998 г. была в 3,4 раза выше допустимой концентрации и в 3700 раз выше фонового уровня для рек России. Плотность загрязнения цезием-137 и стронцием-90 в результате деятельности ПО "Маяк" представлена на рис. 37, 38.

       Водоемы - хранилища ЖРО ПО "Маяк" по накопленной в них суммарной активности, удельной активности альфа- и бета-излучаюших радионуклидов в водной фазе и в донных отложениях могут быть условно разделены на три группы.

       К первой группе следует отнести В-9 и В-17, суммарное содержание радионуклидов в которых 120Ч106 Ки и 2Ч106 Ки соответственно при средней удельной активности водной фазы 0,4 Ки/дм3 в В-9 и - 0,06 Ки/дм3 в В-17. Удельная альфа-активность донных отложений в В-9 составляет (10-4 - 10-5) Ки/дм3, а удельная бета-активность донных отложений 1,7 Ки/дм3.

       Ко второй группе следует отнести В-3, В-4 и В-10. Суммарное содержание радионуклидов в В-3 - 44 и в В-4 7,3 кКи. Удельная активность водной фазы В-3 и В-4 составляет (10-5-10-6) Ки/дм3.

       Несмотря на то, что удельная активность донных отложений в В-10 значительно ниже, чем в В-3 и В-4, В-10 из-за большого суммарного содержания в нем радионуклидов ( 230 кКи) может быть отнесен ко второй группе.

       К третьей группе могут быть отнесены водоемы-хранилища ЖРО В-2, В-6 и В-11 с суммарной активностью 22, 0,3 и 26 кКи соответственно. Удельная активность их водной фазы составляет (10-7- 10-8) Ки/дм3.

       Таким образом, водоемы-хранилища ЖРО ПО "Маяк" могут быть разделены на три группы: первая группа - В-9, В-17; вторая группа - В-3, В-4, В-10; третья группа - В-2, В-6, В-11.

       Критериями оценки степени опасности водоемов - хранилищ ЖРО служат величины суммарной активности в каждом водоеме, удельной активности водной фазы и удельной альфа-активности водной фазы и донных отложений, а также показатели загрязнения окружающей среды вследствие метеорологических и гидрологических условий и загрязнения подземных вод с радиационными последствиями в настоящее время и в будущем. Оценивается влияние состояния гидротехнических сооружений на безопасность населения и окружающей среды и возможность возникновения СЦР с радиационными последствиями.

       С 1951 г. ведутся работы по снижению радиационной опасности на территории ПО "Маяк". Прекращен прямой сброс в р.Теча радиоактивных вод. Река Теча и пойменные угодья формально изъяты из хозяйственного пользования, но жители неотселенных деревень (Муслюмово и др.), особенно в среднем и нижнем течениях, продолжают и рекой (рыболовство), и пойменными землями пользоваться. В верхнем течении реки Течи создан каскад зарегулированных промышленных водоемов В-3, В-4, В-10, В-11 - Теченский каскад водоемов (ТКВ), предназначенных для хранения низкоактивных промышленных отходов и циркуляционного технического водоснабжения промышленных установок.

       ПО "Маяк" в водоемы ТКВ сбрасывают следующие жидкие отходы (в скобках указаны их объемы в млн. м3 в год и объемная активность в Ки/л):

- сточные воды спецканализации (0,4-0,5, до 10-5);

- сточные воды спецпрачечной (70-80, до 10-6);

- сточные воды промышленной канализации (20-25, до 10-7);

- хозяйственно-бытовые сточные воды (6-7, до 10-8).

       В водоем В-3 сливают регенерационные растворы от очистных сооружений, перерабатывающих воды спецканализации. В водоем В-4 поступают регенерационные растворы от аппаратов химической водоподготовки технической воды и загрязненные бытовые стоки с промплощадки. Водоемы В-3, В-4 В-10 проточные, заполнены до отметок нормального подпорного уровня (НПУ). В водоеме В-11 накапливают жидкие радиоактивные сбросы.

       Водоем В-5 образован слиянием озер Б. Касли, Силач, Сунгуль и Киреты при подъеме уровня воды плотиной П-5. Ниже созданы водоемы В-1 и В-2 при подъеме уровня оз. Иртяш и Кызылташ плотинами П-1 и П-2.

       Водоемы В-1, В-2, В-5 зарегулированы гидросооружениями. Излишки воды сбрасывают по каналам в р. Течу в обход водоемов В-10 и В-11. Для пропуска паводковых расходов из водоемов В-1 и В-5 повторяемостью 1 раз в 10 тыс. лет предусмотрено строительство гидросооружений для сброса воды из водоема В-5 в р. Караболку.

       Водоем В-2 используют как охладитель объектов ПО "Маяк". Отработанную горячую воду сбрасывают в отводящий канал. В этот водоем сбрасывают также воды из бассейнов, шахт выдержки, транспортных галерей, душевых, прачечных.

       Водоемы В-1 и В-5 предназначены для хозяйственно-питьевого и промышленного водоснабжения, рыбоводства, отдыха.

       Из водоема В-1 предусмотрена подпитка брызгальных бассейнов и градирен для охлаждения реакторных отделений проектируемой Южно-Уральской атомной станции.

       Охлаждение конденсаторов турбин машинных залов ЮУАЭС предусмотрено водой водоема В-10. В маловодные периоды при эксплуатации всех трех энергоблоков дополнительно намечается использовать воду водоема В-11.

       Прорыв напорного фронта водоема В-11 может значительно ухудшить и без того удручающую радиационную обстановку ниже плотины П-11.

       Прорыв плотины № 11 и разовое крупномасштабное поступление до 20 · 108 м3 загрязненной радионуклидами воды с донными отложениями с суммарной активностью до 15-20 · 103 Ки в открытую гидрографическую сеть грозит катастрофическими экологическими последствиями для речной системы Исеть - Тобол - Обь. Оценочные расчеты показали, что при полном разрушении плотин № 10 и № 11 приход фронта волны к ближайшему населенному пункту (пос. Муслюмово) произойдет спустя примерно восемь часов после разрушения указанных плотин.

       Поэтому первоочередной задачей безопасной эксплуатации ТКВ следует считать предотвращение максимально допустимой отметки уровня воды в водоеме В-11 и обеспечение безопасности эксплуатации сооружений ТКВ (в частности, плотин 10 и 11).

       (В результате аномально высокого количества осадков уровень водоема В-11 в середине мая 2000 г. достиг разрешенной максимальной отметки 206,5 м и к 05.06.2000 г. превысил ее, достигнув отметки 206,62 м.)

       Водоемы-хранилища ЖРО на ПО "Маяк" эксплуатируются с нарушением ряда положений нормативных правовых документов, в частности:

  • не обеспечена надежная изоляция РАО от окружающей среды (Федеральный закон "Об использовании атомной энергии", ст. 48);

  • не обеспечена защита настоящего и будущих поколений, биологических ресурсов от радиационного воздействия РАО сверх установленных нормами и правилами в области использования атомной энергии пределов (Федеральный закон "Об использовании атомной энергии", ст. 48);

  • нарушается запрет на сброс радиоактивных веществ в водные объекты и захоронение их в водных объектах ("Водный кодекс" Российской Федерации, ст. 104);

  • не безопасны для окружающей среды условия и способы сбора, хранения и захоронения РАО (Федеральный закон "Об охране окружающей среды", ст. 51, часть 1);

  • нарушается запрет на сброс РАО в поверхностные и подземные водные объекты, на водосборные площади, в недра и на почву (Федеральный закон "Об охране окружающей среды", ст. 51, часть 2);

  • не обеспечивается поддержание образования РАО на минимальном практически достижимом уровне ("Объединенная конвенция о безопасности обращения с отработавшим топливом и о безопасности обращения с радиоактивными отходами", ст. 11, п. ii);

  • возлагается чрезмерное бремя на будущие поколения ("Объединенная конвенция о безопасности обращения с отработавшим топливом и о безопасности обращения с радиоактивными отходами", ст. 11, п. vii);

  • не удерживается на минимальном практически осуществимом уровне образование РАО ("Принципы обращения с радиоактивными отходами", МАГАТЭ, серия № 111-F, принцип 7);

  • не учитываются надлежащим образом взаимозависимости между всеми стадиями образования РАО и обращения с ними ("Принципы обращения с радиоактивными отходами", МАГАТЭ, серия № 111-F, принцип 8).

       В условиях, когда нет возможности одномоментно прекратить эксплуатацию водоемов-хранилищ ЖРО и ликвидировать их, должны быть найдены решения, направленные на реализацию следующих основных задач, а именно:

       1. Предотвращение аварий и защита работников (персонала), населения и окружающей среды от последствий возможных аварий. Реализуемые мероприятия должны быть основаны на анализе опасностей (рисков), обусловленных водоемами - хранилищами ЖРО, и оптимизационных исследованиях (оценке влияния альтернативных вариантов на безопасность и окружающую среду), направленных на снижение риска.

       2. Прекращение сбросов в водоемы - хранилища ЖРО. Должен быть проведен тщательный анализ источников формирования сбросов, разработаны детализированные программы снижения количества сбросов, вплоть до их прекращения.

       Реабилитация территорий, занятых водоемами - хранилищами ЖРО и подверженных их влиянию, включает в себя решение двух взаимосвязанных задач:

- проведение краткосрочных и среднесрочных мероприятий по восстановлению окружающей среды, направленных на снижение или, если возможно, устранение наиболее существенных опасностей (рисков), например связанных с ветровым уносом и миграцией радионуклидов в почве и подземных водах [225];

- проведение долгосрочных мероприятий по решению проблем обращения с накопленными РАО, а также с РАО, образующимися при реабилитации территорий.

       Работы по обращению с РАО и по реабилитации территорий должны планироваться таким образом, чтобы совместить снижение краткосрочных рисков с минимизацией долгосрочных рисков.

       Проблемы обеспечения текущего уровня безопасности и долговременной безопасности водоемов - хранилищ ЖРО относятся к наукоемким проблемам. Существует целый ряд нерешенных научных проблем, связанных с обеспечением безопасности водоемов - хранилищ ЖРО.

       Ниже в качестве примера приведены лишь некоторые из них:

       1. Детальные исследования качественного и количественного радионуклидного состава ЖРО в водоемах - хранилищах, а также морфологических, гидрологических и биологических характеристик водоемов - хранилищ ЖРО. Проведенный анализ показал, что эксплуатирующие организации не располагают необходимой полной информацией о водоемах - хранилищах ЖРО. Даже данные об обшей активности, накопленной в водоемах - хранилищах ЖРО, удельных активностях отдельных радионуклидов, радионуклидном составе водной фазы и донных отложений в достаточной степени не изучены, поскольку в различных источниках информации приводятся противоречивые сведения.

       2. Исследование поведения радионуклидов в водоемах - хранилищах ЖРО, включая исследование механизма радиационно-химических реакций макрокомпонентов РАО в жидкой фазе и донных отложениях.

       3. Исследование путей миграции радионуклидов из водоемов - хранилищ ЖРО в окружающую среду.

       4. Исследование процессов выноса радиоактивных аэрозолей, образующихся над водным зеркалом водоемов - хранилищ ЖРО, в приземной слой атмосферы и ветрового уноса радионуклидов с береговой полосы водоемов - хранилищ ЖРО.

       5. Прогноз долговременного поведения искусственных и естественных природных барьеров, а также возможных радиационных последствий при нормальной эволюции закрытого водоема - хранилища ЖРО и при неблагоприятных сценариях.

       К научно-техническим проблемам также следует отнести следующие требующие выполнения работы:

  • разработка методов и установок для переработки и кондиционирования накопленных в водоемах - хранилищах ЖРО;

  • разработка методов переработки донных отложений и водной фазы;

  • разработка методов и технологий вывода из эксплуатации водоемов - хранилищ ЖРО;

  • определение методов и объема радиационного контроля на всех этапах вывода из эксплуатации водоемов - хранилищ ЖРО и после их вывода из эксплуатации.

       ХРАНЕНИЕ ЯДЕРНЫХ МАТЕРИАЛОВ, РАО И ОЯТ

       Хранение ядерных материалов на ПО "Маяк" осуществляется в специальных зданиях и сооружениях, предназначенных для хранения ядерных материалов (ЯМ), на которые оформлены заключения отдела ядерной безопасности Государственного научного центра Российской Федерации "Физико-энергетический институт". Безопасность при хранении ЯМ обеспечивается конструкциями контейнеров, нормами загрузок ЯМ, конструктивными решениями ячеек хранилища. Хранилища, на случай попадания в него воды, оборудованы дренажом из траншей со сливом воды на рельеф местности.

       Порошок диоксида плутония хранится в стаканах объемом 1,93 л с внутренним диаметром не более 144 мм, который помещается в герметичный контейнер. Контейнеры доступны для ремонта, предусмотрена их дистанционная замена в случае аварийного выхода из строя. Герметичные контейнеры установлены в бетонные траншеи в два ряда и в два яруса. Сверху бетонные траншеи закрыты крышками, состоящими из пластиката, облицованного сталью марки Ст.З. Для охлаждения контейнеров в траншеях проводится постоянный отсос воздуха.

       Плав уранил-нитрата хранится в контейнерах во временном хранилище. Часть контейнеров хранится на огороженной площадке около здания хранилища. Контейнеры установлены в решетке с шагом 2,1 м.

       Закись-окись урана хранится в здании № 104. Закись-окись урана с обогащением по изотопу уран-235 до 27 % загружена в пяти- и восьмилитровые контейнеры. Контейнеры объемом 8 литров хранятся в бетонных траншеях в два ряда и в два яруса. Контейнеры объемом 5 литров хранятся в бетонных траншеях в один ряд в два яруса. Бетонные траншеи сверху облицованы сталью Ст.З. Из-за незначительного тепловыделения от урана, отсос воздуха из траншеи не производится. В табл. 78, 79 приведены объемы и активность жидких ВАО, САО и НАО, образующихся в технологических процессах ПО "Маяк".

       Высокоактивные жидкие РАО, образующиеся при переработке ОЯТ, направляются на хранение и на остекловывание в электропечь типа ЭП-500. Производительность печи на настоящий момент составляет 350 л/ч (проектная производительность 500 л/ч). Полученная стекломасса, в которой зафиксированы все содержавшиеся в жидких высокоактивных РАО радионуклиды, разливается в стальные бидоны. Бидоны со стекломассой по три штуки затариваются в пеналы, которые устанавливаются по два пенала в каждый стояк хранилища. Хранилище оборудовано системой охлаждения и системой газоочистки. В настоящий момент работает третья печь, ведутся работы по строительству четвертой печи на заводе № 235.

       Длительное хранение жидких высокоактивных РАО осуществляется в емкостях-хранилищах, изготовленных из нержавеющей стали, оборудованных системой охлаждения, контроля за содержанием взрывоопасных газов в свободном объеме емкостей, системой разбавления газов до взрывобезопасных концентраций. Хранение высокоактивных ЖРО осуществляется при температуре не более 70° С при строгом контроле за уровнем растворов во избежание испарения и высыхания осадков. Установлены объем и периодичность контроля за процессами хранения высокоактивных жидких РАО, составлен план-график технического диагностирования емкостей, ежемесячно технологами составляются сводки о состоянии емкостей-хранилищ. На основании осмотра емкостей, эксплуатируемых в течение 32-36 лет, было отмечено их удовлетворительное состояние и допущена дальнейшая эксплуатация сроком на 25 лет.

       Среднеактивные жидкие РАО, образующиеся при переработке ОЯТ, частично сбрасываются в водоем В-9, а частично после упаривания (кубовый остаток) направляются на остекловывание совместно с жидкими высокоактивными РАО.

       Низкоактивные жидкие РАО, образующиеся при переработке ОЯТ, по линиям спецканализации после нейтрализации направляются на очистные сооружения завода № 22, а затем после очистки - в промышленный водоем оборотного водоснабжения В-2. Регенераты поступают в водоемы В-3 и В-4 Теченского каскада водоемов, откуда через перетоки - в водоемы В-10 и В-11.

       В соответствии со сложившейся практикой операции обращения с ТРО в полной мере отвечают современной нормативной базе как в части обращения с образующимся ТРО, так и с накопленными в поверхностных могильниках. На территории промышленной площадки существует 231 приповерхностный могильник ТРО.

       Из них могильников средне- и низкоактивных отходов - 206 (траншей - 196, котлованов - 10): 201 могильник ТРО законсервирован, 5 - действующих. Могильников высокоактивных ТРО - 25, где хранится 29 млн. Ки ВАО. Из них 16 -законсервированы, 9 - действующие. Могильники расположены на специализированных участках, находящихся непосредственно на территории промплощадки.

       На ПО "Маяк" из основных методов переработки и кондиционирования твердых РАО применяются измельчение и упаковка отдельных видов отходов. Концевые детали ОТВС из отделения подготовки и резки, а также нерастворяюшиеся части ОТВС (оболочки твэлов, конструкционный материал) относятся к высокоактивным твердым РАО и удаляются на захоронение в капитальные могильники. Захоронение нетехнологических твердых РАО (материалы, оборудование, изделия и т.д.) производится в зависимости от группы - в капитальный могильник твердых РАО Ш группы, на полигон захоронения В-9 твердых РАО II группы и на полигон захоронения "Восток" твердых РАО 1 группы.

       Капитальные могильники выполнены из монолитного (при приповерхностном расположении) или сборного (при наземном расположении) железобетона, имеют двух- трехслойную гидроизоляцию, оборудованы системой вентиляции с многоступенчатой системой очистки отводящегося воздуха. Внутренняя поверхность отсеков приповерхностного могильника облицована нержавеющей сталью толщиной 3 мм. Уровень грунтовых вод находится на глубине 10-15 м.

       Захоронение твердых РАО II группы на полигоне В-9 производится в траншеи шириной 10-20 м, которые формируются откосом существующей насыпи на поверхности горной массы в пределах бывшей акватории водоема В-9. Отходы засыпаются чистым грунтом слоем 0,5-1 м над отходами на первом этапе и слоем около 1 м на втором (в два слоя).

       Образующиеся в процессе хранения ядерных материалов твердые РАО собираются в металлические герметичные емкости (высокоактивные) и в бумажные или пластикатовые пакеты (средне- и низкоактивные), затем в соответствии с технологическими регламентами и технологическими инструкциями отправляются на захоронение в могильник завода РТ-1. Для уменьшения пыления производится смачивание твердых РАО спецраствором.

       ПЛАНЫ СТРОИТЕЛЬСТВА ЮЖНО-УРАЛЬСКОЙ АЭС

       Руководство ПО "Маяк" планирует возобновить строительство Южно-Уральской АЭС в 2005 г. Строительство будет полностью профинансировано из федерального бюджета, и вопрос о его возобновлении был продвинут после того, как министр по атомной энергии внес поправки в "Программу развития атомной промышленности на период до 2015 года". Южно-Уральская АЭС (ЮУАЭС) должна быть пущена в эксплуатацию до 2015 года. ЮУАЭС должна состоять из трех блоков с реакторами на быстрых нейтронах мощностью с натриевым теплоносителем по 800 МВт каждый.

       В реакторе БН-800 предполагается применять уран-плутониевое топливо, что позволит использовать запасы энергетического плутония и утилизировать оружейный плутоний, а также "сжигать" долгоживущие изотопы (актиниды) из облученного топлива тепловых реакторов.

       Реакторная установка БН-800, как декларируется Росатомом России, обладает такими физическими и конструктивными характеристиками безопасности, как стабильность характеристик активной зоны, высокая теплоемкость и наличие естественной циркуляции в 1 и 2-м контурах, позволяющие в течение длительного времени отводить остаточное тепловыделение реактора, низкое рабочее давление 1-го контура, наличие промежуточного нерадиоактивного натриевого контура.

       Проектная стоимость строительства первого блока 2,8 млрд. руб. в ценах 1991 г., а сметная стоимость строительства каждого из последующих двух блоков -1 млрд. руб.

       В настоящее время собственные электрогенерирующие источники, расположенные на территории региона, обеспечивают электроэнергией потребителей области лишь на 50 %, в то время как 50 % электроэнергии ОАО "Челябэнерго" закупает на ФОРЭМ. Всего область потребляет 4-5 тыс. МВт электроэнергии.

       На строительстве АЭС в 1987-1989 гг. было освоено 270 млн. руб. в ценах 1994 г. На эти средства была построена площадка под АЭС в 10 км от г. Озерска, проложена теплотрасса, построен цех по сборке реактора, а также выкопано 2 котлована, в одном из которых начата укладка фундаментной плиты. Строительство было заморожено в 10 %-й стадии готовности объекта из-за серьезных нареканий в отношении экологической безопасности этого объекта. В структуре ПО "Маяк" работает подразделение, занимающиеся строительством ЮУАЭС (преимущественно проектные работы), насчитывающее около 40 человек.

       Общий объем инвестиций, необходимый для ввода всех блоков АЭС в эксплуатацию, составляет 1,5 млрд. долл., причем половина этих средств должна поступить из федерального бюджета, а остальные - из других источников, в том числе из собственной прибыли предприятий, которые в перспективе станут потреблять электрическую энергию, вырабатываемую АЭС. Строительство станции может быть завершено в течение 8 лет.

       Главным аргументом Минатома России и ПО "Маяк", на который постоянно ссылаются эти организации, является их утверждение, что верхний водоем каскада близок к переполнению и существуют всего два варианта решения этой проблемы: создавать еще одно большое водохранилище или достроить на одном из водоемов каскада Южно-Уральскую АЭС. По оценкам Росатома России, при работе трех блоков ЮУАЭС температура воды в водоемах повысится на 6-8 °С. Этого достаточно, чтобы увеличить испарение водоемов примерно на 20 млн. м3 и таким образом устранить опасность переполнения.

       Администрация Челябинской области и Комитет по экологии Государственной Думы Российской Федерации также поддерживают строительство этой атомной станции под предлогом предотвращения главной радиационной угрозы в регионе - возможного прорыва плотины Теченского каскада водоемов, ведь прорыв грозит катастрофой не только г. Челябинску, но и соседним регионам.

       Сторонниками АЭС утверждается, что АЭС сможет понизить уровень воды, который сегодня чрезвычайно высок, путем ее выпаривания. Однако строить эту атомную станцию не имеет никакого смысла, ведь прорыв плотины возможен уже через 1-5 лет, и это при том, что даже в Госатомнадзор России пока не поступало никаких проработанных проектов и расчетов, показывающих, действительно ли строительство Южно-Уральской атомной электростанции решит проблему Теченского каскада и не приведет ли усиленное испарение с водохранилищ к дополнительному аэрозольному радиоактивному загрязнению воздуха. При этом альтернативные варианты по очистке радиоактивно-загрязненных вод не рассматриваются [225, 320].

       С целью проверки декларируемых Росатомом России техническо-экономических показателей реакторной установки БН-800, в течение 2001 г., впервые в отечественной практике независимых экспертиз, экспертами общественной экологической организации Российский Зеленый Крест и сотрудниками ООО "Алкона", специализирующегося на аудите предприятий отечественной энергетики, была проведена экономическая оценка декларируемой величины себестоимости отпускаемой электроэнергии строящейся реакторной установки БН-800 (энергоблока № 4 Белоярской АЭС), аналога проекта энергоблоков строящейся ЮУАЭС. Экспертизе был подвергнут "Бизнес-план сооружения энергоблока БН-800 Белоярской АЭС".

       В результате экспертизы было выявлено, что авторы бизнес-плана не включили в расчет себестоимости отпускаемой электроэнергии следующие составляющие:

  • полная стоимость обращения с радиоактивными отходами (хранение, переработка и транспортировка);

  • стоимость начальной загрузки уран-плутонивого ядерного топлива, а также эксплуатационной перегрузки;

  • стоимость доставки и хранения свежего топлива, а также транспортировка и переработка отработавшего ядерного топлива;

  • инфляционное удорожание ядерного топлива за период эксплуатации БН-800;

  • снятие с эксплуатации АЭС;

  • стоимость страхования рисков и компенсации возможного радиационного ущерба, связанного с работой АЭС с БН-800 на всех этапах жизненного цикла станции.

       Приведенная экспертиза экономики проекта БН-800 позволяет сделать вывод о том, что при реализации подобных проектов нельзя руководствоваться, например, только осознаем необходимости потребности во введении дополнительных энергетических мощностей и уничтожения оружейного плутония.

       Создателями проекта допущено немало ошибок и отступлений при расчетах себестоимости электроэнергии. Кроме того, в материалах бизнес-плана отсутствуют расчетные данные по возможной альтернативе БН-800 со стороны тепловых станций на органическом топливе.

       Разработчики проекта БН-800 фактически большинство обоснований, будьте обоснование ядерной, радиационной или экологической безопасности, заменили декларативными ссылками на "большой и положительный опыт эксплуатации БН-600", который нельзя однозначно отнести только к положительному. (За 25 лет эксплуатации БН-600 произошло 27 течей жидкометаллического теплоносителя (натрий), 5 из них на системах с радиоактивным натрием, 14 сопровождались горением натрия. Кроме того, стоимость отпускаемой электроэнергии на БН-600 на 40 % больше, чем на реакторах типа ВВЭР.)

       Однако даже по наличию "положительного" опыта эксплуатации не всегда можно судить о соответствии проекта современным нормативным документам и о достаточной оптимизации тепловой схемы станции, а также экономической эффективности АЭС.

       АВАРИИ И ИНЦИДЕНТЫ, ЗАРЕГИСТРИРОВАННЫЕ НА ПО "МАЯК"

       15.03.53 г. - СЦР на заводе № 25. Переоблучен персонал завода.

       13.10.54 г. - разрыв технологического оборудования и разрушение частей здания.

       21.04.57 г. - СЦР на заводе № 20 в сборнике оксалатных декантатов после фильтрации осадка оксалата обогащенного урана. Шесть человек получили дозы облучения от 300 до 1000 бэр (четыре женщины и два мужчины), одна женщина умерла.

       В результате взрыва произошел выброс радиоактивных продуктов общей активностью 7,4 х 1017 Бк. 90 % выброшенной активности выпало в ближайшей зоне на промплощадке, остальная активность (7,4 х 1016 Бк) образовала радиоактивное облако высотой в один километр. Эта активность была рассеяна ветром на значительное расстояние, что привело к радиоактивному загрязнению северной части Челябинской области и южной части Свердловской области. Загрязненная территория, впоследствии названная Восточно-Уральским радиоактивным следом (ВУРС), занимает площадь около 20 000 км2 в пределах минимально измеряемого уровня радиоактивного загрязнения 90Sr (0,1 Ки/км2), и 1000 км2 в пределах уровня загрязнения 90Sr 2 Ки/км2. Последнее значение было принято в качестве допустимого уровня облучения. В то время на загрязненной территории проживало 272 000 человек.

       02.10.58 г. - СЦР на заводе № 20. Проводились опыты по определению критической массы обогащенного урана в цилиндрической емкости при различных концентрациях урана в растворе. Персонал нарушил правила и инструкции по работе с ЯДМ. В момент СЦР персонал получил дозы облучения от 7600 до 13 000бэр. Три человека погибло, один человек получил лучевую болезнь и ослеп.

       28.07.59 г. - разрыв технологического оборудования.

       05.12.60 г. - СЦР на заводе № 20. Пять человек были переоблучены. 26.02.62 г. - взрыв в сорбционной колонне, разрушение оборудования. 07.09.62 г. - СЦР на заводе № 20. Три всплеска.

       16.12.65 г. - СЦР на заводе № 20 продолжалась 14 часов.

       10.12.68 г. - СЦР на заводе № 20. Раствор плутония был залит в цилиндрический контейнер с опасной геометрией. Один человек погиб, другой получил высокую дозу облучения и лучевую болезнь, после которой ему были ампутированы две ноги и правая рука.

       11.02.76 г. - радиохимический завод по переработке ОЯТ, отделение экстракционной очистки растворов энергетического плутония. В результате неквалифицированных действий персонала произошло развитие автокаталитической реакции концентрированной азотной кислоты с органической жидкостью сложного состава. Аппарат взорвался, разрушив перегородки и перекрытия каньона. Имело место радиоактивное загрязнение помещений ремонтной зоны и прилегающего участка территории завода. Индекс по шкале INEC - 3.

       02.10.84 г. - взрыв на вакуумном оборудовании реактора.

       16.11.90 г. - взрывная реакция в емкостях с реагентом. Два человека получили химические ожоги, один погиб.

       17.07.93 г. - авария на радиоизотопном заводе ПО "Маяк" с разрушением сорбционной колонны и выбросом в окружающую среду незначительного количества альфа-аэрозолей. Разгерметизация колонны СН-04 на радиоизотопном заводе ПО "Маяк" произошла под действием газов, выделившихся при экзотермическом саморазложении сорбента (анионит ВП-1АП) за счет взаимодействия с нитратами при повышении температуры в слое сорбента до 130 °С. Газовыделение было очень интенсивным, близким к взрыву. Разогрев смолы до столь высокой температуры произошел за счет осушения слоя сорбента и сорбции на нем значительного количества плутония-238 (около 400 г). Выброс альфа-аэрозолей не превысил 0,2 мКи, или 3 % суточного предельно допустимого уровня для ПО "Маяк". При этом радиационный выброс был локализован в пределах производственных помещений цеха.

       02.08.93 г. - произошла авария на линии выдачи пульпы с установки по очистке жидких РАО (завод № 22 ПО "Маяк"). Произошел инцидент, связанный с разгерметизацией трубопровода (в результате коррозии) и попаданием около 2 м3 радиоактивной пульпы на поверхность земли (на промплошадке), при этом оказались загрязненными около 100 м2 поверхности. Разгерметизация трубопровода привела к вытеканию на поверхность земли радиоактивной пульпы активностью около 0,3 Ки. Радиоактивный след был локализован, загрязненный грунт вывезен.

       27.12.93 г. - произошел инцидент на радиоизотопном заводе ПО "Маяк", где при замене фильтра ФПП на установке № 3 произошел выброс в атмосферу радиоактивных аэрозолей. Выброс составлял по альфа-активности 0,033 Ки, по бетта-активности 0,36 мКи.

       04.02.94 г. - на заводе № 235 ПО "Маяк" зафиксирован повышенный выброс радиоактивных аэрозолей: по бета-активности - 2-суточных уровней, по 137Cs - суточных уровней, суммарная активность 15,7 мКи. Место образования аэрозоля - опорожненные гидрозатворы остановленной печи остекловывания.

       30.03.94 г. - при переходе на резервный вентилятор на заводе № 45 ПО "Маяк" было зафиксировано превышение суточного выброса по цезию-137 в 3, бета-активности - 1,7, альфа-активности - в 1,9 раза.

       20 по 23 мая 1994 г. - по системе вентиляции здания 120/12 завода № 235 ПО "Маяк" произошел выброс суммарной активностью 10,4 мКи бета-аэрозолей. Выброс по цезию-137 составил 83 % от установленного контрольного уровня.

       07.07.94 г. - на приборном заводе № 40 ПО "Маяк" обнаружено радиоактивное пятно площадью несколько квадратных дециметров. Мощность экспозиционной дозы составила 500 мкР/с. Пятно образовалось в результате протечек из заглушённой канализации завода № 45.

       31.08.94 г. - зарегистрирован повышенный выброс радионуклидов в атмосферную трубу здания № 101 радиохимического завода ПО "Маяк". Суммарный выброс составил 238,8 мКи, в том числе доля 137Cs составила 4,36 % годового предельно допустимого выброса (ПДВ) этого радионуклида. Причиной повышенного выброса радионуклидов явилась разгерметизация твэлов ОТВС реактора ВВЭР-440. Инцидент произошел при проведении штатной операции отрезки холостых концов ОТВС в результате возникновения неконтролируемой электрической дуги, приведшей к термическому разрушению оболочки нескольких твэлов. При расследовании установлено, что исполнителями были допущены нарушения рабочих и должностных инструкций.

       24.03.95 г. - на заводе № 235 ПО "Маяк" зафиксировано превышение на 19 % нормы загрузки аппарата АД-6531-1 плутонием, что можно рассматривать как ядерно опасный инцидент. Причиной инцидента послужили нарушения работниками предприятия технологических регламентов.

       15.08.95 г. - на печи остекловывания высокоактивных ЖРО ЭП-500/1-р была обнаружена течь охлаждающей воды в подпечное пространство. Эксплуатация печи в регламентном режиме была прекращена. Вероятная причина протечки - поступление конденсата одного из разгерметизировавшихся элементов контура системы охлаждения.

       21.12.95 г. - при разделке термометрического канала произошло облучение четырех работников ПО "Маяк" (1,69, 0,59, 0,45, 0,34 бэр). Причина облучения - нарушение работниками предприятия технологических регламентов.

       24.07.95 г. - на заводе № 45 произошел выброс аэрозолей цезия-137, величина которого составила 0,27 % годовой величины ПДВ для предприятия. Причина - возгорание фильтрующей ткани в камере Г-1 установки № 8.

       14.09.95 г. - на заводе № 235 при замене чехлов и смазке шаговых манипуляторов самопишущим и сигнализирующим приборами было зарегистрировано резкое повышение загрязнения воздуха в операторской альфа-нуклидами. Руководство цеха признало основной причиной происшествия неосторожные действия работников при замене чехлов.

       22.10.96 г. - на заводе № 235 в цехе № 4, где осуществляется прием и длительное хранение жидких высокоактивных отходов радиохимического производства, произошла разгерметизация змеевика охлаждающей воды одной из емкостей-хранилищ высокоактивных отходов. В результате произошло загрязнение трубопроводов системы охлаждения хранилищ - через образовавшиеся свищи на змеевике радионуклиды попали в систему подачи промышленной воды на охлаждение емкостей хранилищ. В результате данного инцидента 10 работников отделения получили радиоактивное облучение от 2,23 ·10-3 до 4,8 · 10-2 Зв.

       20.11.96 г. - на химико-металлургическом заводе при проведении ППР на электрооборудовании вытяжного вентилятора произошел аэрозольный выброс радионуклидов в атмосферу, который составил 10 % от разрешенного годового выброса завода.

       27.08.97 г. - в здании цеха № 4 завода РТ-1 в одном из помещений было обнаружено загрязнение пола площадью от 1 до 2 м2, мощность дозы гамма-излучения от пятна составляла от 40 до 200 мкР/с. Загрязнение образовалось в результате переполнения приямка шагающего конвейера печи ЭП-500/2 из-за течи вентиля при отмывке коллектора десорбируюшим раствором.

       06.10.97 г. - было зафиксировано повышение радиоактивного фона в монтажном здании № 954 завода РТ-1. Замер мощности экспозиционной дозы показал величину до 300 мкР/с, в отдельных точках - до 1000 мкР/с. Источником создания высокого радиационного фона оказался коллектор промышленной воды, подготовленный к ремонту и освобождавшийся в связи с этим от воды.

       23.09.98 г. - при подъеме мощности реактора ЛФ-2 ("Людмила") после срабатывания A3 допустимый уровень мощности был превышен на 10 %. В результате в нескольких технологических каналах был превышен допустимый уровень подогрева воды и в трех каналах произошла разгерметизация части твэлов, что привело к загрязнению оборудования и трубопроводов первого контура. Содержание ксенона-133 в выбросе из реактора в течение 10 дней превысило годовой допустимый уровень. Реактор остановлен на планово-предупредительный ремонт.

       09.09.2000 г. - на ПО "Маяк" произошло отключение энергоснабжения на 1,5 часа, которое могло привести к возникновению аварии. Уральский межрегиональный территориальный округ Госатомнадзора обратился в природоохранную прокуратуру Челябинской области о проведении расследования этого события. Прокуратура, рассмотрев обращение округа, приняла решение не возбуждать уголовного дела ввиду отсутствия аварийных последствий.

       Февраль 2002 г. - При проведении в ремонтной зоне отделения № 17, здания № 101 завода № 235 ревизии исполнительного устройства МЭМ- ЮДГ произошло локальное загрязнение воздуха до 205 ДОА. Работа проводилась согласно мероприятиям допуска формы ТБ-1 в защитных костюмах Л Г-1. Загрязнение персонала, помещений 3-й зоны и выброса радиоактивных аэрозолей в атмосферу не произошло.

       31 марта 2002 г. - при передаче раствора (отмывочный раствор на основе азотной кислоты) в цехе № 4 завода № 235 произошло попадание раствора в монтажную камеру М К-17 (камера предназначена для сбора раствора из лотков коммуникаций). Из монтажной камеры через закладные трубы раствор попал на отметку 4,8 м в помещение насоса для откачки грунтовых вод. В помещении насоса (2-я зона) сработала дозиметрическая сигнализация, у входа в помещение мощность дозы гамма-излучения составила 2000 мкР/с. Раствор откачали в аппарат. При выяснении причины попадания отмывочного раствора в камеру МК-17 оказалось, что вентиль В-1800079/4 не герметичен. Вентиль заменили. При осмотре негерметичного вентиля обнаружилось, что два лепестка байонетного соединения отломаны.

       19 июня 2002 г. в 15 часов 25 минут - на заводе № 23 на промышленном реакторе ЛФ-2 сработала аварийная зашита от технологических сигналов (АЗ-СДР-СВ-3) с погружением в активную зону всех стержней СУЗ. Срабатывание A3 произошло из-за отключения насоса № 3 в здании № 431 завода № 22 и снижения расхода воды на теплообменники ЛФ-2. Отключение насоса произошло из-за неисправности в электрической части (зависание щетки). Включен в работу насос № 3 в здании № 451, реактор ЛФ-2 в 17 часов 40 минут выведен на номинальный уровень мощности. Для выяснения причин отказа насоса № 3 в здании № 431 была создана комиссия, которая подготовила акт расследования.

       9 июля 2002 г. в 10 часов 45 минут - на промышленном реакторе ЛФ-2 сработала аварийная защита от технологических сигналов с погружением в активную зону всех стержней СУЗ. Аварийный сигнал сформировался при замене прибора Л-03 (п. 04-02), который контролирует давление в напорной камере реактора (выдавал сигнал неисправности). Дежурный инженер КИПиА при замене прибора Л-03 ошибочно вместо позиции 04-02 начал работать с позиции 04-01 и тем самым сформировал аварийный сигнал. После замены неисправного прибора в 10 часов 56 минут начали подъем мощности реактора, в процессе подъема замечаний по работе оборудования не было.

       6 августа 2002 г. на установке № 3 цеха № 3 завода № 235 аппаратчик Мишенков В.Н. проводил работу в боксе электрохимического растворения диоксида плутония-238, по допуску формы ТБ-1. Во время работы произошла разгерметизация бокса (микротрещина в каландре), которая привела к загрязнению спецодежды. Загрязнение рукавов комбинезона составило до 5 тыс. част/мин · см2, лица в районе шеи и уха - до 50 част/мин · см2, лепестка - до 120 част/мин · см2. Загрязнение воздуха производственных помещений радиоактивными веществами выше КУ не зафиксировано. После радиационного контроля Мишенков В.Н. был направлен на отмывку кожных покровов, ингаляцию пентацина, а затем в клинику Южно-Уральского института биофизики.

       15 октября 2002 г. - в монтажном зале отделения № 5 здания № 171 завода № 235 по допуску формы ТБ-1 проводилась работа по замене начинки вентиля и пробивка линии отбора проб из аппарата АТ-05028. После замены действующей начинки проходимость линии не восстановилась. Было принято решение продавить линию гидропрессом и установить новую спецначинку. Доставку спецначинки к месту работы поручили слесарю-механику Журавлеву Д.Н. По окончании работ было обнаружено повышенное загрязнение рук рабочего: левая ладонь - 4000 част мин · см2, правая ладонь - до 7000 част/мин · см2. Радиационное загрязнение рук произошло из-за применения Журавлевым Д.Н. тканевых перчаток вместо резиновых, во время доставки спецначинки к месту работы.

       24 апреля 2003 г. в ремонтной зоне цеха № 1 завода № 20 проводились работы по восстановлению паром проходимости линии пульсатора. Работа проводилась по допуску. Через три минуты после подачи пара в ремонтной зоне сработала дозиметрическая сигнализация о превышении допустимого уровня загрязнения радионуклидами воздуха, которая составила 90 000 ДОА. В ремонтной зоне находился аппаратчик, который был обследован. По результатам обследования поступление радионуклидов в организм не выявлено. Выхода радионуклидов за пределы помещения цеха не произошло.

       26.04.04 г. в 10 часов на заводе № 23 из-за ошибочных действий дублера сменного инженера управления реактором "Руслан" при постановке дополнительных поглотителей мощность реактора понизилась до 80 %. Поданному инциденту проведено расследование с составлением акта. К нарушителям применены административные меры наказания.

       ХРАНИЛИЩЕ РАСЩЕПЛЯЮЩИХСЯ МАТЕРИАЛОВ.

ВОПРОСЫ НЕРАСПРОСТРАНЕНИЯ ЯДЕРНЫХ МАТЕРИАЛОВ И СОСТОЯНИЕ ФИЗИЧЕСКОЙ ЗАЩИТЫ ПО "МАЯК"

       В рамках совместной российско-американской программы "Совместное уменьшение угрозы" (СУУ) России оказывается содействие в строительстве хранилища расщепляющихся материалов (ХРМ) на ПО "Маяк" для безопасного хранения плутония и высокообогащенного урана, извлеченных из ядерных боезарядов. Реализация проекта началась в 1992 г. после того, как министр по атомной энергии РФ Виктор Михайлов сообщил своим американским коллегам, что недостаток мощностей по хранению оружейных материалов может ограничить способность России уничтожать ядерное оружие в соответствии с соглашениями по контролю над вооружениями.

       Первоначально планировалось построить состоящее из двух очередей хранилище в г. Северске, каждая из которых могла бы разместить по 25 тыс. контейнеров с расщепляющимися материалами. Всего на объекте могло храниться 66 т ядерных материалов. США и Россия договорились о равном финансировании создания этого хранилища.

       Однако проект по созданию хранилища на "Маяке" претерпел серию изменений как по причине российских финансовых трудностей, так и из-за ряда других факторов. В 1994 г. место строительства было перенесено из г.Северска на "Маяк". Нынешние планы предусматривают завершение только первой очереди хранилища, мощностью 50 тыс. контейнеров, которая должна быть сдана в эксплуатацию к августу 2003 г., а стоимость проекта составит 413 млн. долл. ( Про "Маяк" № 8 (138) от 28.02.03 г.)

       Управление СУУ проявило интерес к строительству в 2002 г. второй очереди еще на 25 тыс. контейнеров, если будут согласованы необходимые меры транспарентности. Стоимость второй очереди хранилища оценивается в 229 млн. долл.

       Строительство ведется на основе ряда совместных документов и соглашений между российской и американской сторонами:

  • Соглашения между Россией и США относительно безопасных и надежных перевозок, хранения и уничтожения оружия и предотвращения распространения оружия, подписанного президентами России и США 17 июля 1992 г. в г. Вашингтоне;

  • Соглашения между Минатомом России и Министерством обороны США относительно обеспечения сохранности материалов, обучения и услуг в связи со строительством безопасного и экологически надежного хранилища для делящихся материалов, полученных в результате уничтожения ядерного оружия, подписанного 2 сентября 1993 г. в г. Вашингтоне;

  • Трехсторонней инициативы (Минатом России, Министерство энергетики США и МАГАТЭ) по постановке под международный контроль материалов, высвобождаемых в процессе демонтажа ядерного оружия, одобренной в сентябре 1996 г.

       С российской стороны строительством руководит Совместная высшая исполнительная группа, состоящая из представителей Минатома России, ПО "Маяк", Санкт-Петербургского ВНИИПИЭТаи Южно-Уральского управления строительства. С американской стороны руководство осуществляет Министерство обороны, инженерный корпус и фирма "Бэктел". Неподалеку от места строительства, в г. Кыштыме создана управленческая команда из представителей соответствующих учреждений России и США.

       Хранилище предназначено исключительно для хранения делящихся материалов, извлекаемых из снимаемых с боевого дежурства ядерных вооружений. Согласно проекту продолжительность хранения делящихся материалов составляет 100 лет, в течение которых они могут быть извлечены для дальнейшей переработки. Комплекс будет состоять из главного здания, двух вентиляционных центров, дизель-генератора резервного энергоснабжения, дезактивационною цеха, административного здания и здания службы безопасности.

       В связи с тем, что проект самого хранилища не проходил гласной независимой экспертизы, данные по нему весьма скудные. Ниже приводится описание конструкции ХРМ с некоторой экспертной оценкой.

       Модуль-хранилище (основное здание) представляет собой железобетонное сооружение котлованного типа, двойные стены которого имеют толщину 1,6 м и 1,5 м соответственно. Пространство между ними шириной 3,6 м засыпано песком и щебнем. Таким образом, общая толщина стены составляет 6,7 м. Сверху хранилище имеет двойное железобетонное перекрытие толщиной 2,5 и 1,6 м, пространство между которым в 3,5 м засыпано песком и щебнем. Общая мощность потолка равняется 7,6 м. Хранилище разделено на шесть частей (в каждой из них имеется 528 гнезд для пеналов с ураном и плутонием), отделенных друг от друга и огражденных железобетонным массивом.

       Хранение контейнеров с делящимися материалами будет осуществляться в вертикальных гнездах железобетонного массива диаметром 630 мм. В каждое гнездо будут опущены два футляра, в каждом - по четыре корзины с контейнерами. Гнезда расположены по квадратной сетке с шагом 900 мм. Гнездо закрывается крышкой толщиной 200 мм. Контейнер представляет собой цилиндр диаметром и высотой 500 мм, причем на его верхней и боковой сторонах имеется идентификационный номер.

       В конструкции контейнера предусмотрены два барьера герметизации. Делящийся материал - плутоний или уран - в виде слитка будет помещен в оболочку из нержавеющей стали толщиной 5 мм. Оболочка будет заварена и установлена на ложе из боропласта, что обеспечит изоляцию нейтронного взаимодействия делящихся материалов, находящихся в соседних контейнерах. Затем эти контейнеры устанавливают в контейнер из нержавеющей стали большего размера и заваривают его. Далее их помещают во внешний термоизолирующий контейнер с внешней оболочкой из нержавеющей стали и с внутренним термоизолирующим слоем, крышка которого крепится болтами и имеет отверстия для пломб. Пломбирование будет осуществляться на установке, на которой производится демонтаж боеголовок и где компоненты помещаются в контейнеры.

       Конструкция специальных контейнеров типа AT-400R создана совместными усилиями российских и американских специалистов. Производятся они в США. В начале 1999 г. более 20 000 таких контейнеров были получены из США, они хранятся на складе ПО "Маяк" до ввода хранилища в эксплуатацию. Контейнеры отвечают требованиям МАГАТЭ - они не разгерметизируются после падения с высоты 9 м, в течение получаса могут находиться в пламени пожара при температуре 800 °С, а также выдерживают длительное погружение в воду. Отвод от каждого контейнера тепла, выделяющегося при хранении делящихся материалов, осуществляется по четырем трубам диаметром 108 мм, расположенным вокруг гнезда с контейнерами. По этим трубам принудительно продувается охлажденный воздух, не имеющий контакта с контейнерами. Однако эти контейнеры не прошли обязательной государственной сертификации, установленной для такого вида оборудования в соответствии с российскими федеральными нормами и правилами по безопасности в атомной энергетике.

       Схема предполагаемого обращения с делящимися материалами выглядит следующим образом. Готовые к установке в хранилище контейнеры поступают в приемное отделение хранилища делящихся материалов в специализированных вагонах или автотранспортом. В отделе приема контейнеров производится их предварительный осмотр и контроль их содержимого неразрушающим методом (без вскрытия). После этого контейнеры направляются в помещение временного хранения. Там они комплектуются в чехлы, которые при помощи перегрузочного устройства устанавливаются в гнезда бетонного массива на долговременное хранение. В случае обнаружения контейнера с дефектами или повреждениями он направляется на переупаковку. Проведение регламентных работ с вскрытием контейнеров с делящимися материалами не предусмотрено. Ремонтное обслуживание оборудования хранилища будет выполняться на одном из заводов ПО "Маяк". Следует отметить, что подобные положения проекта при обращении с ЯМ при охране такого объекта, как ХРМ на ПО "Маяк", когда охрана имеет право лишь просвечивать контейнеры и не вскрывать их в случае обнаружения подозрительного внутреннего содержания, являются крайне опасными. Ведь в проекте учитываются аварии или подрывы взрывных устройств только до момента помещения транспортного контейнера с грузом в ячейки хранилища, а возможность аварийных ситуаций уже после помещения контейнера в хранилище в проекте просто не предусмотрена.

       Понимать это стоит так. Если в спецслужбы поступит информация о том, что в контейнере, который уже помещен в хранилище, заложено взрывное устройство, то придется оставить все как есть. Фактически экстренные действия по ликвидации аварии или аварийной ситуации запрещены. А теперь вспомним, что сотрудники ФСБ России провели эксперимент по закладке муляжа взрывного устройства, в частности, в хранилище отработанного ядерного топлива на Красноярске-26. И сделали это беспрепятственно. Муляж пролежал целый месяц, после чего, как отмечалось ранее, уставшие от ожидания спецслужбы сами его забрали, а затем обнародовали результаты своего эксперимента. Был скандал, шумом в прессе все и ограничилось.

       Вместе с тем нельзя исключать возможности прямой диверсии, например закладки в контейнеры взрывчатых боеприпасов с дистанционным управлением в местах их затарки.

       Далее в проекте декларируется, что ХРМ будет устойчиво как против стихийных бедствий, так и техногенных аварий и террористических актов. Оно способно выдержать землетрясение силой до 8 баллов, падение самолета с полным запасом горючего и стандартной авиабомбы массой около одной тонны, а также артиллерийский обстрел с применением обычных снарядов. При проектировании хранилища были учтены климатические условия региона, включая снежные зимы, низкие температуры, ветры, возможность возникновения ураганов и смерчей. (В проекте указано, что бетонное перекрытие хранилища выдержит падение самолета весом до 20 т, летящего со скоростью 200 м/с. Проблема только в том, что все пассажирские самолеты современной России более тяжелые и более скоростные. Например, Ил-86 (взлетная масса 167 т, крейсерская скорость 850 км/ч), Ту-154 (100т, 860 км/ч) или самый маленький пассажирский самолет России Ту-134 (47 т, 820 км/ч), не говоря уж о разнообразных "Боингах". Следовательно, по сути, проект хранилища не выдержит или не может выдержать падения ни одного из современных самолетов, со всеми вытекающими последствиями.)

       В проекте ХРМ имеется такое сооружение, как приточно-вытяжной вентиляционный центр. В проекте хранилища вентиляционный центр расположен в 4-6 км от самого хранилища делящихся материалов. Отсюда предполагается, что размер зоны поражения при аварии будет более значительной, чем указывается в самом проекте. В случае аварии воздух будет заражен радиоактивными веществами, и только поэтому, можно полагать, проектанты из ВНИИПИЭТа установили вентиляционный центр от потенциального источника радиоактивности при возможной аварии на столь значительное расстояние - воздух должен оставаться относительно чистым. Но если контейнеры герметичны и безопасны, как утверждают их разработчики, то зачем нужна такая гигантская протяженность вентиляционных коммуникаций?

       И далее, как считают разработчики проекта, все предусмотренные системы активной и пассивной безопасности позволят сохранить наработанный в рамках советской ядерной программы плутоний и уран без угрозы для окружающей среды и здоровья человека.

       Однако для поддержания жизнедеятельности всего этого хранилища необходим постоянный приток дополнительных материальных ресурсов. Причем средства будут требоваться постоянно - и в текущем столетии, и в следующем, а также спустя несколько веков. Даже если сбудутся мечты оптимистов из Росатома России и все запасы урана и плутония в течение следующих 100 лет (на которые рассчитано хранилище) будут востребованы в качестве топлива для АЭС нового типа (МОХ-топливо). В этом случае придется расходовать материальные ресурсы на переработку делящихся материалов, а затем на переработку и долгосрочное хранение радиоактивных отходов. Цепь последствий от принятых в 40-х годах XX века решений в области развития ядерных вооружений представляется бесконечной.

       Наконец и самое главное. Сам проект, строительство и дальнейшая эксплуатация ХРМ остались без экспертизы не только независимой, но и обязательной государственной экологической. Даже Госатомнадзор России оказался не задействованным в этом проекте, т.к. этот объект курируют структуры только Минобороны США и России.

       Кроме совместной работы по созданию ХРМ, США оказывает помощь также и в модернизации системы физической зашиты ПО "Маяк".

       Росатом России разрешил Министерству энергетики США провести модернизацию систем физической зашиты (ФЗ) на двух предприятиях ПО "Маяк", где находятся оружейные материалы: на объекте РТ-1, где хранится отработанное топливо, и заводе № 1, где происходит перевод ВОУ в оксидную форму и его очистка.

       Меры по модернизации систем ФЗ на предприятии РТ-1 включают ремонт и установку по периметру безопасности металлодетекторов и детекторов радиации, модернизацию центрального контрольного пункта системы сигнализации (включая системы видеонаблюдения), усовершенствование хранилищ по промежуточному и длительному хранению диоксида плутония (укрепление стен и дверей, улучшение систем обнаружения и предотвращения несанкционированного доступа, предоставление измерительного оборудования и средств учета), а также поставку лаборатории по физической инвентаризации в целях своевременного обновления данных о запасах диоксида плутония. В 2000 г. завершена установка ограждения вокруг объектов длительного хранения диоксида плутония и ВОУ и завершена модернизация системы физической защиты на объекте промежуточного хранения диоксида плутония.

       Совместная группа с участием представителей США и ПО "Маяк" работает над созданием нового хранилища по длительному храпению диоксида плутония, поскольку действующее хранилище будет полностью заполнено уже в ближайшие годы. Помимо модернизации периметра и объектов хранения меры по улучшению физической защиты на предприятии РТ-1 включают усовершенствование системы измерения ядерных материалов, повышение точности и своевременности учета этих материалов, а также компьютеризацию сбора данных.

       В настоящее время создается компьютеризированная система учета ядерных материалов с целью проведения компьютеризированной инвентаризации запасов плутония и урана на каждом производственном участке предприятия. Наконец, ведутся переговоры по модернизации нагрудных личных пропусков и систем контроля за доступом на объектах ВОУ, расположенных в пределах РТ-1.

       Ниже приведены некоторые примеры аномалий, связанных с охраной ПО "Маяк":

       - в 1997 г. при осмотре на ПО "Маяк" пустых транспортных упаковочных комплектов типа ТУК-30, поступивших с НЗМК, в защитном контейнере обнаружено 142 г высокообогащенного урана. При расследовании выявлено, что работниками НЗХК не выполнялись требования по учету и контролю ядерных материалов;

       - в сентябре 1998 г. сержант Министерства внутренних дел России на объекте ПО "Маяк", где складировано более 30 т наработанного оружейного плутония, застрелив двух и ранив одного военнослужащего, скрылся вооруженным с места службы. Этот инцидент вынудил Президента России распорядиться о проверке состояния ядерной безопасности на объекте;

       - в декабре 1998 г. начальник Управления Федеральной службы безопасности сообщил агентству ИТАР-ТАСС, что на ПО "Маяк" агентам ФСБ удалось предотвратить хищение и незаконное использование 18,5 кг оружейных ядерных материалов;

       - в 2001 г. на ПО "Маяк" в ходе приема возвратной тары с АО "Машиностроительный завод" в опломбированном контейнере обнаружено 210 г закиси-окиси высокообогащенного урана.

       В последнее время стали известны следующие факты хищения материальных ценностей на заводе № 23 ПО "Маяк" (Бывший Госатомнадзор РФ, Уральский округ, Озерский отдел инспекций, предписание № 04-11-384 от 03.06.99 г.)

       - в 1996 г. с территории завода № 23 похищены системные блоки компьютеров из здания № 401 А;

       - 04.06.1996 г. похищена древесина в виде досок (1 м3) со склада на заводе № 23, обнаружена за пределами периметра промплощадки вблизи поста № 5 охраны, здесь же обнаружены три толстостенные трубы из алюминия;

       - в июле 1997 г. в районе источника аварийного энергоснабжения действующих реакторов "Л-2" и "Руслан" (ДЭС) задержан военнослужащий при попытке вскрыть помещение склада;

       - в марте 1999 г. за пределами периметра завода № 23, у поста № 4, обнаружен склад похищенного алюминиевого прутка от 300 до 400 кг;

       - 11.05.1999 г. за пределами периметра завода № 23, у поста № 5, обнаружен склад похищенного лома нержавеющей стали в виде обрезков труб и вентилей, имеющих высокий уровень радиоактивного загрязнения. Здесь же обнаружено 5 рулонов рубероида;

       - 13.05.1999 г. за пределами периметра завода № 23 у ж/д ворот (пост охраны) площадки № 1 завода № 23 обнаружен склад похищенного алюминиевого прутка и толстостенные трубы от 300 до 400 кг;

       - в июне 1998 г. похищен медный кабель с могильника завода № 23, обжиг которого привел к пожару на могильнике;

       - в мае 1999 г. похищен медный кабель с системы энергоснабжения системы управления и защиты действующего реактора "Л-2".

       Перечисленные факты хищения свидетельствуют о том, что, на заводе № 23 отсутствует достаточно надежная система физической защиты, поскольку с территории завода могут быть беспрепятственно вывезены или вынесены сотни килограммов металла либо другие материальные ценности, находящиеся на балансе ПО "Маяк", а производственная дисциплина находится не на должном уровне.

       ОБЛУЧЕНИЕ НАСЕЛЕНИЯ В ЗОНЕ ВОЗДЕЙСТВИЯ ПО "МАЯК" И НА ТЕРРИТОРИЯХ ВОСТОЧНО-УРАЛЬСКОГО РАДИОАКТИВНОГО СЛЕДА

       К сожалению, целостной картины поражения населения вследствие деятельности ПО "Маяк" не существует. Мы вынуждены ограничиться лишь фрагментарными сведениями, полученными при несистематическом анализе воздействия отдельных источников загрязнения.

       Следующая категория населения, подвергшаяся интенсивному облучению, - жители населенных пунктов на территории следа аварии 1957 года. Здесь наибольшему загрязнению подверглись Каслинский, Кунашакский и Аргаяшский районы Челябинской области, из которых 10 200 человек были переселены. Облучение на территории следа было комбинированным: внешним и внутренним. Жители трех населенных пунктов - Бердяниш, Салтыковка и Галикаевка (всего 1054 человека) за 7-10 дней проживания до отселения получили в среднем дозу 570 мЗв, 2280 человек за 250 дней - 170 мЗв, 7300 человек, проживших на территории следа 330-370 дней - около 60 мЗв.

       На 90 % выброс (1957 г.) состоял из короткоживущих изотопов. В результате радиоактивного распада короткоживущих радионуклидов (в основном гамма-распада) плотность загрязнения за 25 лет по суммарной активности снизилась в 34 раза. В то же время активность по стронцию-90 снизилась всего в 1,8 раза. К 1994 г. параметры загрязнения были таковы:

- по стронцию-90 - активность в почве более 2 · 1016 Бк, плотность 2 · 1016 Бк/км2;

- по цезию-137 - активность в почве 1 · 1015 Бк, плотность более 3,7 · 1013 Бк/км2;

- по плутонию-239 - плотность до 3,7 · 1010 Бк/км2.

       Население численностью 10 700 человек, оставшееся проживать на территориях с плотностью (3,7-15) · 1010 Бк/кв2 по стронцию-90 и иттрию-90, получило дозу облучения 38 мЗв на красный костный мозг, в основном за счет поступления радионуклидов с продуктами местного производства. Коллективная эффективная эквивалентная доза для эвакуированного населения составила 1300 чел.Зв, а для населения, оставшегося проживать на территории следа - 4500 чел.Зв.

       Значительному облучению подверглись жители населенных пунктов, расположенных в бассейне р.Течи. Количество жителей, подвергшихся радиационному воздействию, оценивается в 124 тыс. чел. Наибольшие дозы получили жители прибрежных сел (28 100 чел.). Около 7500 человек, переселенных из 20 населенных пунктов, получили средние эффективные эквивалентные дозы в диапазоне от 35 до 1700 мЗв. Максимальные дозы получили жители села Метлино (1,7 Зв, 1200 чел.).

       Среди неэвакуированных населенных пунктов неблагоприятным радиоактивным фоном выделяется село Муслюмово. По суммарной дозе это село является критическим. У детей эффективные эквивалентные дозы превышают от 5 до 10 мЗв/год.

       При обследовании села в 1993 г. было установлено, что на отдельных участках протяженностью до 100 м на поверхности почвенно-растительного покрова значения мощности экспозиционной дозы составляли 6-7 мкЗв/ч с максимумом до 18,5 мкЗв/ч. Максимальная мощность дозы была зарегистрирована в пойме на расстоянии 4 м от берега и составляла 51 мкЗв/ч. В пробе почвы, отобранной в этом месте удельная активность цезия-137 в корнеобитаемом слое составляла 1,2 ·106 Бк/кг, стронция-90 - 3,1 · 105 Ки/кг, плутония-239 - 9,25 · 10 11 Бк/кг.

       На территории личных подворий села участки повышенного радиоактивного загрязнения были обусловлены, как правило, навозом домашних животных, пасущихся в пойме реки. Мощность дозы g-излучения навоза составляла обычно 0,5-1,5 мкЗв/ч, достигая 3 мкЗв/ч. Наличных огородах, удобренных навозом, обнаружены участки размерами в десятки и сотни квадратных метров с мощностью дозы до 11 мкЗв/ч.

       На население остальных населенных пунктов Челябинской и Курганской областей, расположенных в пойме рек Течи и Исети, приходится эффективная эквивалентная доза в диапазоне от 35 до 160 мЗв с временем формирования основной дозы в первые годы после загрязнения.

       Некоторую иллюстрацию к положению жителей побережья р. Течи может дать табл. 82, где собраны данные по дозам облучения за 25-летний период, полученным красным костным мозгом и костной тканью обследованных жителей.

       На территории, подвергшейся радионуклидиому загрязнению вследствие ветрового разноса высохшего ила с берега оз. Карачай в 1967 г., доза внешнего облучения для жителей ближайшей зоны следа составила 13 мЗв, для жителей дальней - 7 мЗв.

       В результате инцидентов, аварий и режимной деятельности ПО "Маяк" на Урале непосредственно подверглись повышенному уровню облучения около 500 тыс. человек. Обращает на себя внимание то, что за последние 20 лет облучение обусловлено главным образом плутонием-239 за счет выбросов.

       МЕДИЦИНСКИЕ ПОСЛЕДСТВИЯ ОБЛУЧЕНИЯ ЖИТЕЛЕЙ РЕГИОНА

       Основными медицинскими последствиями облучения населения на Южном Урале являются:

       1. Облучение населения в верховьях р. Течи привело к хронической лучевой

       болезни, которая, по архивным медицинским данным, была диагностирована у 935 человек. Из них у 66 диагноз был подтвержден при повторных стационарных обследованиях, у остальных при углубленных осмотрах были установлены общие соматические заболевания. Оценить распространенность лучевой болезни среди населения, проживающего по берегам Течи, не представляется возможным, т.к. осмотры жителей начались с опозданием и не охватывали всех жителей.

       2. Кроме случаев хронической лучевой болезни у жителей прибрежных сел Течи и территории Восточно-Уральского радиоактивного следа были зарегистрированы лучевые реакции со стороны отдельных органов и систем.

       3. Среди населения, проживающего по р. Тече, установлено увеличение заболеваемости лейкозами. За 33 года зарегистрировано 37 случаев лейкозов среди 17 200 человек, наблюдаемых с 1952 г., что на 15 случаев больше ожидаемых без облучения.

       4. Показатель общей смертности у жителей верховья р. Течи выше, чем у не облучившихся жителей тех же административных районов. В первые 6 лет после начала радиационного воздействия это превышение было связано с увеличением детской смертности от инфекционных болезней, а в более отдаленные сроки - с ростом злокачественных новообразований. В Кунашакском районе установлено увеличение смертности от рака пищевода, в Красноармейском - от злокачественных опухолей тонкого и толстого кишечника, печени и желчного пузыря.

       ПРОГРАММА СОЦИАЛЬНОЙ И РАДИАЦИОННОЙ РЕАБИЛИТАЦИИ

       В начале 90-х годов XX в. Минатомом России совместно с администрациями Челябинской, Курганской и Свердловской областей была разработана на 1996-1997 гг. и на период до 2000 г. "Государственная целевая комплексная программа по социальной и радиационной реабилитации населения и территорий Уральского региона, пострадавших вследствие деятельности производственного объединения ПО "Маяк".

       Эта программа предусматривает:

  • снижение риска радиационных аварий и ликвидацию источников радиоактивного загрязнения;

  • создание экологически безопасной системы переработки радиоактивных отходов, в частности строительство цехов по отверждению среднеактивных и остекловыванию высокоактивных отходов;

  • рекультивацию промплощадки предприятия, строительство очистных сооружений сточных вод;

  • прекращение сброса радиоактивных отходов в оз.Карачай и полное закрытие его водной поверхности, изоляцию водоема от проникновения атмосферных осадков и зарегулирование поверхностного стока; предотвращение попадания радиоактивных загрязненных вод в зону активного водообмена с подземными водами; закрытие водозаборов, куда возможно проникновение радионуклидов (пос. Новогорный);

  • реабилитацию и оптимизацию агропромышленного и лесного производства в регионе, которое включает экономически обоснованное изменение специализации в отдельных районах и хозяйствах и повышение продуктивности сельского хозяйства в пострадавших районах;

  • совершенствование системы радиоэкологического мониторинга загрязненных территорий и населенных пунктов;

  • обеспечение населения пострадавших районов экологически чистыми продуктами питания и лечебно-профилактическими продуктами;

  • реорганизацию и укрепление служб, контролирующих уровни радиоактивного загрязнения почв, сельхозпродукции, а также продукции лесного хозяйства;

  • социально-психологическую реабилитацию населения.

       Решение проблемы ликвидации радиоактивного загрязнения Течинского каскада увязывается в Программе с вопросом о строительстве I очереди Южно-Уральской атомной станции. Проектировщики доказывают, что введение этой станции позволит довести уровень радиации водоемов до безопасного состояния.

       До настоящего времени реабилитационные меры ограничиваются компенсационными выплатами прямо пострадавшим и восстановительными мероприятиями на территории Восточно-Уральского следа. При этом специальных инвестиций по компенсации ущерба, нанесенного социально-экономической сфере пострадавших районов, не проводилось. Медицинское наблюдение за облученным населением и лечение пострадавших велось поверхностно и не охватывало всего пострадавшего населения.

       В социально-психологическом плане, с одной стороны, продолжительное существование режима ограничений вызывает у населения эффект привыкания к нему и пренебрежение к основным его требованиям, что способствует дополнительному облучению населения. С другой стороны, сформировавшаяся у большинства населения этих районов стойкая радиофобия является следствием многолетнего проживания в зоне повышенного радиационного риска при отсутствии объективной информации об опасности, масштабах и последствиях радиоактивного облучения. Социально-психологическая реабилитация населения этих районов не проводилась, поэтому в настоящее время социально-психологическая ситуация в регионе характеризуется устойчивым состоянием напряженности и тревожности, особенно за судьбы будущих поколений. Вследствие этого состояние социально-экономической сферы ряда административных районов Челябинской, Курганской и Свердловской областей, пострадавших от радиоактивного загрязнения, неудовлетворительно и характеризуется показателями, более низкими, чем средние показатели для каждой из этих областей в целом.

Источник: Кузнецов, В. М. Производственное объединение «Маяк» (Челябинск-65). История объединения. Основные производства. Хранение радиоактивных отходов и отработавшего ядерного топлива / В. М. Кузнецов // Радиационное наследие холодной войны / В. М. Кузнецов, А. Г. Назаров. – М.: Ключ-С, 2006. – С. 470-529.

Схема расчетов циркуляционных насосов Схема расчетов циркуляционных насосов Схема расчетов циркуляционных насосов Схема расчетов циркуляционных насосов Схема расчетов циркуляционных насосов Схема расчетов циркуляционных насосов Схема расчетов циркуляционных насосов Схема расчетов циркуляционных насосов Схема расчетов циркуляционных насосов Схема расчетов циркуляционных насосов

Лучшие статьи:



Поздравление любовнику с годом отношений

Плетением бисером деревья схемы

Как сделать sprite для unity3d

Слова поздравления учителю физики

Как сделать black mask из угля