РОССИЙСКИЙ ЯДЕРНЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ И РЕГИОНАЛЬНАЯ ЯДЕРНАЯ

ИНФРАСТРУКТУРА В СЕВЕРО-ЗАПАДНОМ РЕГИОНЕ РОССИИ

Муратов О.Э., к.т.н, доцент, Северо-Западный государственный технический

университет, Санкт-Петербург

1. Ядерный топливный цикл

Ядерная энергетика (ЯЭ) практически во всех странах явилась следствием cоздания

ядерно-оружейного комплекса. Именно для решения атомной проблемы в военных целях

в СССР в 1945 г. параллельно с работами по созданию реактора Ф-1 начались работы по

отработке ядерных технологий. Для реализации военных программ велось

проектирование и строительство заводов:

По производству уранового топлива для промышленных реакторов;

Реакторного;

Изотопно-разделительного;

Гидрометаллургического.

Первые партии оружейного плутония были получены в 1948 г., в 1949 г. –

высокообогащенного урана. Началось серийное производство оружейных ядерных

материалов (ЯМ) и к 1953 г. их производство достигло в энергетическом эквиваленте

около 100 ГВт. После создания широкомасштабной промышленности ЯМ в 1952 г.

начались работы по разработке ядерной энергетической установки (ЯЭУ) для подводных

лодок.

В период гонки вооружений был создан крупнейший в мире ядерно-

промышленный комплекс, направленный на производство оружейных ЯМ лишь с

незначительным его использованием для энергетики. Только 5 (ИЭ-2, АДЭ-3, АДЭ-4,

АДЭ-5 на Сибирском химическом комбинате и АДЭ-2 на Горно-химическом комбинате)

из 13 промышленных реакторов по наработке плутония в качестве побочной продукции

производили электроэнергию и тепло.

После завершения первого этапа военной программы и создания ядерно-

промышленного комплекса начался поиск новых направлений использования ЯЭ. На базе

промышленного реактора для наработки плутония для АЭС был создан канальный уран-

графитовый реактор с использованием обычной воды в качестве теплоносителя. На основе

опыта реакторов корпусного типа с водой под давлением, разработанных для АПЛ, было

предложено их использование для ядерно-энергетического комплекса. Первый опытно-

промышленный энергетический реактор ВВЭР-210 был введен в эксплуатацию в 1964 г. В

настоящее время реакторы этого типа (ВВЭР в России и PWR по западной

классификации) составляют более 60 % парка мировой ЯЭ.

Помимо ЯЭ и ЯЭУ подводных лодок были созданы реакторы для ракетных

двигателей и спутников, исследовательские реакторы для различных целей, реакторы для

производства изотопов и др.

Таким образом, в наследство от развития военных программ ЯЭ получила ядерно-

промышленный комплекс, включающий:

Производство обогащенного урана;

Разделение изотопов урана;

Производство оружейного плутония;

Производства по изготовлению ТВЭЛов и ТВС.

Наиболее распространенные в мире тепловые реакторы (энергетические и

транспортные) работают на обогащенном уране, использующие уран-плутониевый

топливный цикл, изначально созданный для наработки оружейного плутония (рис. 1).

n, 238

Pu

235U

236U

236Pu

232U

продукты деления

241

Am 242

Am 242

Cm

n, 238

U 239

Pu 240

Pu 241

Pu 242

Pu

п р о д у к т ы д е л е н и я

Рис. 1. Исходные и конечные компоненты ЯТЦ с использованием

обогащенного урана

Производство урана и разделение его изотопов для военных и гражданских целей

не различаются. Изготовление ТВЭЛов для энергетических реакторов и реакторов для

АПЛ производится по схожим технологиям. Только производства оружейного плутония

для ЯЭ не нужно, в ЯЭ возможно применение энергетического плутония. Структура

ядерного топливного цикла (ЯТЦ) России приведена на рис 2.

Рис. 2. Структура Российского ядерного топливного цикла

Созданные для развития ядерно-оружейного комплекса мощности по производству

урана и разделению изотопов, а также запасы ЯМ значительно превышают потребности

отечественной ЯЭ в настоящее время и в ближайшей перспективе и обеспечивают

возможности предложения урана и услуг по изготовлению ядерного топлива зарубежным

потребителям.

Однако необходимо отметить, что в результате распада СССР значительно

изменилось состояние топливной базы ЯЭ России, особенно на начальных стадиях ЯТЦ.

Вследствие распада СССР Россия потеряла:

70 % освоенной сырьевой базы урана;

сырьевую базу циркония (основной конструкционный материал для оболочек

ТВЭЛов);

освоенную сырьевую базу фтора для производства гексафторида урана;

85 % производства таблеток двуокиси урана;

производство ниобия (основного легирующего элемента для сплавов циркония);

основное производство ионообменных сорбентов для урановой гидрометаллургии,

радиохимии, переработки отходов ядерных производств.

В России остались:

Ограниченная сырьевая база урана (объем добычи соответствует электрической

мощности АЭС 15-20 ГВт);

Разделение изотопов урана в полном объеме;

15 % производства таблеток двуокиси урана;

Производство циркония и его сплавов (без сырьевой базы);

Производство ТВЭЛов и ТВС в полном объеме;

Радиохимические производства (в полном объеме) по переработке ОЯТ (некоторых

видов) и централизованное хранилище ОЯТ реакторов ВВЭР-1000;

Производство в полном объеме оружейных ЯМ;

Все запасы оружейных ЯМ.

Действующие в настоящее время предприятия ЯТЦ России (в том числе и для

ядерно-оружейного комплекса) приведены в табл. 1.

Таблица 1

Предприятия российского ЯТЦ

Вид предприятий Предприятия

Горно-

перерабатывающие

- Приаргунское горно-химическое объединение (г.Краснокаменск,

Читинской обл)

- Малышевское рудоуправление (г.Асбест, Свердловской обл.)

Осваиваются месторождения с применением метода подземного

выщелачивания:

- «Далур» (Курганская обл.),

- Хиагдинское (Бурятия)

- «Элькон» (Якутия)

Изотопно-

разделительные

- Уральский электрохимический комбинат (г. Новоуральск

Свердловской обл.)

- Сибирский химический комбинат (г. Северск Томской обл.)

включает также радиохимический завод по переработке ОЯТ

промышленных реакторов, сублиматный завод (производство

гексафторида урана) и химико-металлургический завод

- Ангарский электролизный химический комбинат (г.Ангарск

Иркутской обл.) включает также сублиматный завод

- Электрохимический завод (г.Зеленогорск Красноярского края)

Циркониевый завод Чепецкий механический завод (г.Глазов, Удмуртия). Также на

по производству

циркониевого

проката, оболочек

ТВЭЛов и других

комплектующих для

ТВЭЛов и ТВС из

циркониевых

сплавов –

заводе имеется производство тетрафторида урана из природного

урана горно-перерабатывающих предприятий для последующей

переработки его в гексафторид и в металлический уран

Производство

ТВЭЛов и ТВС

- Машиностроительный завод «Элемаш» (г.Электросталь

Московской обл.)

- Новосибирский завод химических концентратов (г.

Новосибирск)

Заводы также производят ТВЭЛы и ТВС для всех

эксплуатируемых реакторов (исследовательских и транспортных)

Хранение и

переработка ОЯТ

- ПО «Маяк»(г. Озерск Челябинской обл.). Кроме

радиохимического (РТ-1) включает завод по производству

изотопов, 2 реакторных завода с реакторами специального

назначения и металлургический завод;

- Горно-химический комбинат (г. Железногорск Красноярского

края). Кроме радиохимического завода по переработке ОЯТ

промышленных реакторов включает централизованное

хранилище ОЯТ реакторов ВВЭР-1000. Завершается

строительство сухого хранилища ОЯТ реакторов РБМК-1000,

первая партия поступит в конце 2011 г. Строится ОДЦ по

переработке ОЯТ реакторов ВВЭР-1000

Итого предприятия ЯТЦ включают 11 предприятий, на которых занято 120 тыс.

чел. На некоторых из этих заводов производится переработка оружейного урана и в

перспективе планируется переработка плутония в топливо для АЭС. Ресурсы урана для

обеспечения ЯЭ России приведены в табл. 2.

Таблица 2

Ресурсы урана для АЭС России

№ Ресурсы Оценка запасов

1 Уран в недрах Ресурсы ограничены при весьма

высоких затратах

2 Уран в виде закиси-окиси на складе Остаточные запасы (после продажи за

рубеж) ограничены

3 Уран в виде UF4, UF6, UO2, таблетки

UO2 на складе

Запасы ограничены

4 Уран в слитках и изделиях Уран в

слитках и изделиях Уран в слитках и

изделиях

Запасы значительны. Наиболее удобен

для длительного хранения с

наименьшими затратами

5 Отвалы изотопно-разделительных

производств прошлых лет

Запасы значительны. Используется в

производстве обогащенного урана при

газоцентробежной технологии

6 Оружейный уран Запасы значительны. Варианты

использования:

- длительное хранение в качестве

стратегического запаса

- продажа за рубеж с возвратом

сырьевой составляющей

В настоящее время использование для

производства топлива нерационально

ввиду избытка разделительных

мощностей и низкой себестоимости

разделительной работы

7 Регенерированный уран от переработки

топлива промышленных реакторов

(плав РС)

Запасы значительны. Используются в

производстве обогащенного урана

8 Регенерированный уран от переработки

топлива реакторов ВВЭР-440, БН,

исследовательских и транспортных

реакторов

Запасы незначительны ввиду

переработки в ограниченном масштабе.

Существенные ограничения по

использованию вследствие содержания

до 0,5 % 236

U (поглотитель нейтронов), а

также 232

U и 234

U. Поэтому требуется

увеличение содержания делящегося

изотопа 235

U

9 Уран в активных зонах реакторов АПЛ,

АНК и АЛ, подлежащих утилизации

Потенциальные запасы незначительны

Горно-перерабатывающие предприятия производят закись-окись урана в

количестве эквивалентном электрической мощности АЭС 15-20 ГВт с оставшимися

запасами в недрах эксплуатируемых месторождений на 20-30 лет.

Мощности по переработке минерального уранового сырья не обеспечивают

современных потребностей АЭС. Для топлива АЭС и др. реакторов требуется вовлечение

в производство складских запасов урана.

Сублиматные и изотопно-разделительные заводы имеют мощности, достаточные

для обеспечения мощности АЭС 100 ГВт.

Заводы по производству ТВЭЛов и ТВС имеют мощности, эквивалентные

мощности АЭС 120 ГВт.

ЧМЗ имеет достаточные мощности по производству циркония, но перерабатывает

циркониевый концентрат Вольногорского месторождения Днепропетровской обл.

(Украина).

Производительность завода РТ-1 соответствует мощности АЭС 10-15 ГВт, но

ввиду ограничений по сбросам РАО работает на 20-25 % проектной мощности.

Основным потребителем ядерного топлива являются АЭС. Для обеспечения

потребности российских АЭС (32 энергоблока) требуется урана:

200 т с обогащением 4,4 %

70 т с обогащением 3,6 % т

480 т с обогащением 2,6-2,8 %

Итого 750 т обогащенного урана, для чего требуется 4 тыс. т природного и для его

производства необходимо 5 млн кг ЕРР в год.

Для зарубежных АЭС российских проектов и снабжающихся топливом по

долгосрочным контрактам требуется урана:

330 т с обогащением 4,4 %

220 т с обогащением 3,6 % т

120 т с обогащением 2,6-2,8 %

Итого 670 т обогащенного урана (5,5 тыс. т природного). Для его производства

необходимо 5 млн кг ЕРР в год.

Суммарные мощности по производству топлива составляют: 2300 т для реакторов

ВВЭР и 600 т для реакторов РБМК. Избыток производственных мощностей по

производству топлива – 1500 т.

Производительность разделительных заводов составляет 20 млн кг ЕРР в год.

Учитывая использование обогащенного урана в исследовательских и транспортных ЯЭУ

(по оценкам 5 млн кг ЕРР в год), избыток разделительных мощностей 5 млн кг ЕРР в год.

Таким образом, предприятия Российского ЯТЦ полностью обеспечивают

нынешние потребности отечественной ЯЭ и зарубежных контрактов во всех переделах за

исключением переработке минерального уранового сырья, для чего используются

складские запасы. На мировом рынке услуг по обогащению урана доля России составляет

40% , а на рынке ядерного топлива – 17%.

Использование ЯТЦ на обогащенном уране создает основные проблемы при

широкомасштабном развитии ЯЭ, связанные с заключительной стадией обращения с

отработавшим ядерным топливом (ОЯТ):

ОЯТ содержит до 98 % общей радиоактивности материалов, вовлеченных в сферу

деятельности, и как опасные радиоактивные материалы в соответствии с

действующими нормативами должны быть надѐжно изолированы от биосферы на весь

период, пока они создают опасность, а это тысячи лет;

ОЯТ содержит в себе плутоний, включѐнный в основной список ЯМ, подлежащих

учѐту и контролю в целях нераспространения;

ОЯТ на длительный период остаѐтся высокоактивным материалом, а его хранилища в

принципе представляют собой источник радиологической опасности для значительной

территории как в случае техногенной аварии на хранилище, так и в случае

террористической акции.

Качественные и количественные характеристики топливного цикла реактора

ВВЭР-1000 приведены в табл. 3

Таблица 3

Некоторые характеристики ЯТЦ реактора ВВЭР-1000 с использованием топлива с

обогащением 4,4 % при 3-годичной кампании

№ Компоненты топлива Количество, кг

1. Единовременная загрузка

1 Общее количество урана, в том числе: 235

U 238

U

66 300

2 917

63 383

2. Выгрузка ОЯТ

2 Общее количество ОЯТ, в том числе: 66 300

2.1 Изотопы урана: 235

U 238

U 236

U 234

U 232

U

848,6

61 725

326,5

11,3

4,5

2.2 Изотопы плутония: 239

Pu 240

Pu 241

Pu 242

Pu 238

Pu

664

389,8

143,2

90,2

28,6

18,2

2.3 Нептуний 41,6

2.4 Изотопы америция: 241

Am 243

Am

7,2

2,4

4,75

2.5 Изотопы кюрия: 244

Cm 242

Cm

1,6

1,26

0,32

В настоящее время в мировой ЯЭ накоплено более 350 тыс. т ОЯТ, и проблема

обращения с ОЯТ – наиболее сложная в современной ЯЭ, не решена нигде в мире.

Приняты две системы обращения с ОЯТ – окончательное захоронение (открытый

топливный цикл) и переработка (замкнутый топливный цикл). Выбор стратегии

обращения с ОЯТ определяется политическими и экономическими аспектами,

проблемами гарантий нераспространения, защитой окружающей среды.

Среди стран, приверженцев окончательного захоронения ОЯТ (Швеция,

Финляндия, Канада, Чехия, Германия), Швеция и Финляндия являются пионерами

в строительстве долговременных подземных хранилищ для его окончательной изоляции.

Могильники для хранения контейнеров с ОЯТ после его выдержки в течение 30 лет в

пристанционных хранилищах будут располагаться в скальной породе на глубине более

500 метров под дном Балтийского моря. В настоящее время проработана система

захоронения с обеспечением несколько степеней защиты: топливные сборки будут

помещаться в герметичный чугунный кожух для предотвращения смещения сборок,

который будет помещен в медную капсулу для защиты от коррозии (рис.2). Медные

капсулы будут размещены в подземных штольнях, пространство между капсулами будет

заполнено бентонитовой глиной.

Рис. 2. Контейнер для захоронения ОЯТ

Аналогичная технология захоронения ОЯТ в Швеции. Здесь также намерены

складировать ОЯТ в скальных породах, возраст которых 1 млрд 800 тыс. лет на глубине ~

500 м. В настоящее время около АЭС «Оскархамм» в гранитных породах на уровне 450

метров под землей создана исследовательская лаборатория (рис. 3), где исследования

проводятся более 6 лет. Для временной 30-летней выдержки ОЯТ перед захоронением на

АЭС «Оскархамм» построено промежуточное мокрое хранилище, куда свозится ОЯТ со

всех 10 энергоблоков. Причем шведы допускают, что, возможно в будущем, замурованное

глубоко под землей ОЯТ будет извлечено и переработано. Технология предусматривает

техническое решение для его извлечения.

.

Рис. 3. Подземная лаборатория вблизи АЭС «Оскархамм»

Учитывая сложность и высокую стоимость создания могильников, ограниченность

территорий большинства стран, имеющих ЯЭ и планирующих ее дальнейшее развитие,

можно утверждать, что концепция окончательного захоронения ОЯТ является тупиковой.

Наглядным подтверждением являются США, около 20 лет назад отказавшиеся от

переработки ОЯТ. Потеря интереса к переработке ОЯТ была связана с непредвиденно

высокой стоимостью и техническими трудностями в реализации радиохимической

технологии, что подтвердили неудачный опыт перерабатывающих заводов в Вест-Валли и

в Барнуэлле, а также пересмотр требований к сбросам РАО.

К настоящему времени в США накоплено почти 1/3 часть мирового ОЯТ (105 тыс.

т), которое размещено в 77 приреакторных хранилищах, заполненных до отказа, или

близких к заполнению. Эти хранилища размещены в 33 штатах, и только в Калифорнии

(самом густонаселенном штате) находится три тыс. т ОЯТ. Такое же количество ОЯТ

хранится и в одной из самых густонаселенных стран мира – Швейцарии. В случае

реализации концепции окончательного захоронения ОЯТ такие хранилища займут всю

территорию страны.

Сторонниками переработки ОЯТ являются Россия, Великобритания, Франция,

Япония, Индия. Несмотря на потенциальную опасность ОЯТ является ценным продуктом,

содержащим различные элементы, которые можно использовать повторно, в том числе и

для производства энергии. Следуя рекомендациям МАГАТЭ, переработка ОЯТ с

возвратом делящихся материалов в топливный цикл, фракционированием РАО и

контролируемым хранением необходима, чтобы исключить накопление радионуклидов в

геобиосфере.

Создание радиохимической технологии впервые сделали США и СССР, позже

Франция и Великобритания. Причем, США и СССР развивали производства для военных

целей, а Франция и Великобритания развивали их для нужд ЯЭ. В настоящее время только

в России, Франции и Великобритании существуют приемлемые промышленные

радиохимические технологии по переработке ОЯТ (в России в значительно меньшем

масштабе). Перерабатывающие заводы в других странах не вышли из стадии опытно-

промышленной эксплуатации (табл. 2).

Таблица 2

Действующие в мире предприятия по переработке ОЯТ

№ Страна Завод Год ввода в

эксплуатацию

Местоположение Производительность,

т/год

1 Франция UP-2 1994 Ла-Аг 1000

2 Франция UP-3 1989 Ла-Аг 1000

3 Великобритания В-205 1964 Селлафилд 1500

4 Великобритания THORP 1994 Cеллафилд 1200

5 Россия РТ-1 1977 Озерск 600

6 Япония Tokai 1981 Токай Мура 100

7 Япония Rokkasho 2010 800

8 Индия Trombay 1964 30

9 Индия PREFRE Тарапур 100

10 Индия KARP 1998 Калпаккам 100

Радиохимическая переработка ОЯТ обеспечивает более полное использование

энергетического потенциала урана и включение в ЯТЦ нарабатываемого плутония, а

также минимизирует количество и объем образующихся отходов. Ресурсы вторичного

сырья в ядерной энергетике как нигде велики. Например, запасов ОЯТ, уже накопленных

в Канаде, достаточно для обеспечения работы всех канадских АЭС в течение 1000 лет.

Несмотря на то, что стратегией России по обращению с ОЯТ является его

переработка, в настоящее время перерабатывается только ~12% накопленного и

наработанного ОЯТ (рис. 4). Единственный Российский перерабатывающий завод РТ-1 на

ПО «Маяк» перерабатывает только ОЯТ транспортных и исследовательских реакторов

(более 20 видов), а также реакторов ВВЭР-440 и БН-600. Завод был создан на базе первого

в России радиохимического завода по наработке оружейного плутония и введен в

эксплуатацию в 1977 г.

Рис. 4. Накопление, образование и переработка ОЯТ в России

В России ежегодно при эксплуатации энергетических, транспортных и

исследовательских реакторов нарабатывается более 670 т ОЯТ. В настоящее время

система обращения с ОЯТ следующая.

Регенерированный уран после переработки ОЯТ на заводе РТ-1 возвращается в

топливный цикл различными способами. Содержание 235

U в ОЯТ реакторов ВВЭР-440

составляет 1 %, в ОЯТ реакторов БН, исследовательских и транспортных – 10-20 %. Уран,

получаемый на заводе РТ-1 в результате переработки ОЯТ реакторов ВВЭР-440,

смешивается с ураном, выделенным в ходе переработки ОЯТ исследовательских и

транспортных реакторов. Получаемый уран с обогащением 2,6 % передаѐтся для

фабрикации топливных сборок для реакторов РБМК.

Часть регенерированного урана передается для дообогащения на СХК. Затем из

дообогащѐнного регенерата на Машиностроительном заводе выпускаются топливные

сборки для западных компаний, а в форме топливных таблеток поставляется на завод

"Линген" (Германия) для использования при фабрикации кассет.

Топливо реакторов ВВЭР-1000 (~ 30 % нарабатываемого ОЯТ) после 3-летней

выдержки в пристанционных хранилищах перемещается в централизованное «мокрое»

хранилище ФГУП «Горно-химический комбинат» (г. Железногорск) – рис. 5. Емкость

хранилища после реконструкции в 2010 г. увеличена с 7200 до 8600 т. В перспективе

планируется увеличение емкости до 11000 т. С целью отработки технологической схемы,

обеспечивающей полный цикл переработки ОЯТ, строится опытно-демонстрационный

центра (ОДЦ) по переработке ОЯТ производительностью до 100 т/год. Ввод ОДЦ в

эксплуатацию планируется в 2014 г.

Рис. 5. «Мокрое» хранилище ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 на ФГУП «ГХК»

ОЯТ реакторов РБМК-1000 (более половины всего наработанного ОЯТ),

размещается в пристанционных хранилищах Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС,

заполненность которых близка к 100 %. Отсутствие, по экономическим причинам,

переработки этого вида ОЯТ привело к необходимости увеличения сроков его хранения. С

целью на территории ГХК ведется строительство сухого хранилища (ХОТ-2) для ОЯТ

реакторов РБМК (рис. 6). Первая очередь ХОТ-2 введена в эксплуатацию в конце 2010 г.,

полное развитие на 37000 т запланировано на 2015 г. (рис. 6). Первая партия ОЯТ с

Ленинградской АЭС будет размещена в хранилище в IV квартале 2011 г.

Рис. 6. Панорама строительства ХОТ-2 (январь 2010 г.)

Система обращения с ОЯТ в ХОТ-2 предполагает проведение технологических

операций приема, контроля, загрузки в герметичные пеналы, обеспечивающие

герметичность барьеров безопасности и заданные температурные пределы для ТВЭЛов, а

также длительное (50 лет) хранение ОЯТ в гнездах с возможностью извлечения его на

радиохимическую переработку или для окончательного захоронения в глубоких

геологических формациях.

Связующим звеном производственной деятельности предприятий ЯТЦ между

собой и с организациями, осуществляющих обращение с радиоактивными материалами

(АЭС, исследовательские ядерные центры, судовые установки с ЯЭУ, базы обслуживания

гражданского и военного флотов и др.) является транспортировка. Номенклатура

перевозимых по территории России радиоактивных материалов чрезвычайно широка:

ядерные делящиеся материалы, радиоактивные вещества, ОЯТ и РАО, «свежее» ядерное

топливо, уран и плутоний с различной степенью обогащения по делящимся нуклидам в

различном физическом состоянии и в различных химических соединениях, изотопные

источники, другие ЯМ и РВ. Их перевозка осуществляется наземным, водным и

воздушным транспортом.

Основными документами, регламентирующими внешние перевозки РВ и ЯДМ (за

пределами предприятий), являются «Правила безопасности при транспортировании

радиоактивных веществ» (ПБТРВ–73) и «Правил безопасности при транспортировании

радиоактивных материалов» (НП-053-04). Условием разграничения действия этих правил

является масса ЯДМ в одной упаковке, равная 15 г. При массе ЯДМ менее 15 г перевозки

осуществляются в соответствии с правилами ПБТРВ–73, определяющими нормы и

требования обеспечения только радиационной безопасности. При большей массе ЯДМ в упаковке перевозки должны осуществляться в соответствии с правилами НП–053-04,

устанавливающими, кроме того, требования по обеспечению ядерной безопасности и

физической защиты при перевозках ЯМ. При транспортировании ЯМ и РВ морским транспортом Правительством РФ

утвержден перечень портов, в которые разрешается заход (выход) судов и иных

плавсредств с ЯМ и РВ на борту. Таких портов в России 15.

2. ЯДЕРНАЯ ИНФРАСТРУКТУРА СЕВЕРО-ЗАПАДНОГО РЕГИОНА РОССИИ

В Северо-Западном регионе России отсутствуют предприятия начального и

заключительного этапов ЯТЦ, однако он как ни один регион мира насыщен ядерно-

опасными объектами. На Северо-Западе сосредоточены самые разнообразные

предприятия, использующие ядерные материалы и технологии и являющиеся

источниками ядерной и радиационной опасности. В регионе расположены:

Кольская АЭС (4 энергоблока с реакторами ВВЭР-440), Мурманская обл.;

Ленинградская АЭС (4 энергоблока с реакторами РБМК-1000), Ленинградская обл.;

исследовательский реактор У-3, Санкт-Петербург;

исследовательский реактор ВВР-М, Ленинградская обл.;

2 исследовательских реактора для моделирования процессов в корабельных ЯЭУ,

Ленинградская обл.;

ПО «Севмаш» и ЦС «Звездочка» - предприятия, ведущие строительство, ремонт и

утилизацию АПЛ, кораблей и судов с ЯЭУ, Архангельская обл.;

3 филиала ЦС «Звездочка» - предприятия по ремонту, модернизации и утилизации

АПЛ, Мурманская обл.;

база перезарядки реакторов АПЛ, Мурманская обл.;

базы АПЛ и АНК Северного флота, Мурманская обл.;

ФГУП «Атомфлот» - база атомного ледокольного флота с инфраструктурой по их

обслуживанию, Мурманская обл.;

Северо-Западный центр по обращению с радиоактивными отходами «СевРАО» -

предприятие, ведущее работы по обращению с ОЯТ и РАО, накопленными в процессе

деятельности Военно-Морского Флота и образующимися при утилизации АПЛ и АНК,

Мурманская обл.

Помимо действующих ядерно-опасных предприятий в регионе ведется

строительство новых объектов:

Ленинградская АЭС-2 с двумя реакторами ВВЭР-1200, Ленинградская обл. Ввод в

эксплуатацию первого энергоблока планируется в 2014 г.;

Балтийская АЭС с двумя реакторами ВВЭР-1200, Калининградская обл. Ввод в

эксплуатацию первого энергоблока планируется в 2016 г.;

Исследовательский реактор «ПИК», Ленинградская обл. Физический пуск

запланирован на конец 2011 г.

Наиболее крупная ядерная инфраструктура сосредоточена в Мурманской обл., где

помимо Кольской АЭС, базируются Северный флот и единственный в мире гражданский

атомный флот (рис. 7).

Рис. 7. Объекты «морской» ядерной инфраструктуры на Кольском полуостроке

В составе Кольской АЭС эксплуатируется четыре энергоблока с реакторами ВВЭР-

440. Первый энергоблок веден в эксплуатацию в 1973 г., четвертый – в 1984. В 1991—

2005 г. на энергоблоках 1 и 2 была проведена реконструкция оборудования, что позволило

привести еѐ в соответствие с новыми требованиями правил ядерной безопасности. По

результатам модернизации срок эксплуатации продлен на 15 лет.

Общая масса топлива, загружаемого в реактор – 41,8 т, обогащение – 3,2-3,6 %.

Широкие возможности вариации топливного цикла обеспечивают возможность работы

реакторов в режиме маневров мощности в диапазоне 70-105 % от номинальной, а также

получить снижение эффективности расхода урана.

ОЯТ реакторов ВВЭР-440 перерабатывается, поэтому на станции имеется только

временное хранилище в течение 3-5 лет.

Филиал ФГУП «РосРАО» Северо-Западный центр по обращению с

радиоактивными отходами «СевРАО» состоит из трех отделений: губа Андреева, Гремиха

и Сайда-губа.

Отделение Губа Андреева расположено на северном побережье Кольского

полуострова, в Мотовском заливе, на северо-западном берегу реки Западная Лица. Объект

первоначально был создан для хранения РАО, образующихся в результате эксплуатации

атомного ледокольного флота. Позднее он был преобразован в береговую техническую

базу Северного флота для обеспечения перезарядки реакторов АПЛ, временного хранения

и последующей отправке ОЯТ на «Маяк» для переработки. Также на береговой

технической базе осуществлялось хранение РАО, образующихся в процессе эксплуатации

АПЛ, АНК и судов АТО, которые длительное время базировались в губе Андреева. С 1993

г. функционирование данной береговой технической базы по приему ОЯТ и РАО было

прекращено, а в 2001 г. она была передана Минатому РФ.

По назначению здания и сооружения отделения делятся на три группы в

зависимости от назначения:

Объекты, предназначенные для обращения с ОЯТ;

Объекты, предназначенные для обращения с РАО:

Объекты инфраструктуры, обеспечивающие режим радиационной безопасности,

физическую защиту и функционирование объектов обращения с ОЯТ и РАО.

Губа Андреева представляет самое большое хранилище ОЯТ. Здесь хранится 21640

ОТВС, в которых находится 35 т топливной композиции активностью 26 млн Ки. ОЯТ

хранится в блоке сухого хранения и в контейнерах на открытой площадке. Часть ОТВС

являются дефектными. Контейнеры ТУК-6 и ТУК-11, в которых хранятся ОТВС,

находятся в неудовлетворительном состоянии, что не позволяет осуществить их

перевозку.

В настоящее время в рамках Соглашения о многосторонней ядерно-экологической

программе в России на площадке ведутся широкомасшабные работы по созданию

современной инфраструктуры по обращению с ОЯТ и РАО и реабилитации территории. в

программе участвуют Великобритания, Норвегия, Германия, Италия, Франция. При

финансовом участии Норвегии построена автомобильная дорога, причал, комплекс

хозяйственно-бытовых помещений. Согласно утвержденным планам окончательный срок

ввода в эксплуатацию инфраструктуры по обращению с ОЯТ – 2012 г., а начало его

отправки на ПО «Маяк» запланировано на 2012-2013 гг.

Отделение Гремиха размещается на северо-восточном побережье Кольского

полуострова в 360 км от входа в Кольский залив на берегу губы Червяной Баренцева моря,

вблизи ЗАТО Островной Мурманской области. Объект не имеет сухопутных путей

сообщения. Все перевозки осуществляются морским или воздушным путем, а грузовые

перевозки – только морским транспортом.

БТБ Гремиха создана в 1958 г. в целях обеспечения эксплуатации АПЛ,

дислоцированных в пункте Гремиха, проведения их доковых осмотров и ремонтов,

хранение ОЯТ АПЛ после перегрузки, хранение РАО. Гремиха является единственным

местом в России, в котором была создана инфраструктура для обеспечения перезарядки

реакторов АПЛ с жидко металлическим теплоносителем. Однако построенная более 50

лет назад инфраструктура не соответствует современным требованиям по безопасности, а

с начала 90-х годов была полностью разрушена.

В настоящее на объекте хранится 800 ОТВС, в которых находится 1,5 т топливной

композиции. Аналогично губе Андреева часть ОТВС являются дефектными, а контейнеры

ТУК-6 и ТУК-11 находятся в неудовлетворительном состоянии.

В июле 2011 г. специалистами «СевРАО» успешно проведена уникальная операция

по выгрузке выемной части реактора АПЛ 705 проекта (с жидко металлическим

теплоносителем) с170 кг высокообогащенного топлива.

Помимо хранения ОЯТ на предприятиях «СевРАО», 5040 ОТВС с содержанием 8,8

т топливной композиции хранятся на четырех плавучих технических базах проекта 326М,

выведенных из эксплуатации.

Функции ликвидированных БТБ по техническому обслуживанию действующих

АПЛ на данный момент выполняет Центр перезарядки реакторов в губе Оленья. В

составе центра имеется две плавучие технические базы пр. 2020. В каждой плавтехбазе

предусмотрено хранение 10 отработавших активных зон.

ФГУП «Атомфлот» расположено в двух км от северной границы Мурманска.

Предприятие обеспечивает эксплуатацию и технологическое обслуживание атомных

ледоколов и судов вспомогательного флота (рис. 8). Помимо технического обслуживания

и ремонта общесудового и специального оборудования на предприятии производится

перезарядка реакторов и подготовка ОЯТ к транспортировке железнодорожным

транспортом. Для проведения операций по обращению с ядерным топливом имеются

хранилища свежего и отработавшего ядерного топлива. На «Атомфлоте» имеется

железнодорожная ветка, по которой осуществляется транспортировка свежего и

отработавшего топлива, в том числе и топлива АПЛ. Предприятию передано построенное

в 2011 г. в Италии специальное судно «Росита» для перевозки ОЯТ.

Рис. 8. Ледоколы и суда АТО у причала ФГУП «Атомфлот»

В г. Снежногорске расположен судоремонтный завод «Нерпа», занимающийся

ремонтом, модернизацией и утилизацией АПЛ. Также в Мурманской обл. находятся 3

судоремонтных завода по техническому обслуживанию и ремонту АПЛ ранее

принадлежащих ВМФ. В настоящее время все эти четыре предприятия являются

филиалами Центра судоремонта «Звездочка». Выгружаемое ОЯТ из утилизируемых АПЛ

транспортируется на «Атомфлот» для отправки на переработку.

В Северодвинске находятся единственный в России завод по строительству АПЛ

«Севмаш» и Центр судоремонта «Звездочка». На «Севмаше» была построена половина

всех отечественных АПЛ. На предприятии имеется хранилище свежего ядерного топлива

для загрузки строящихся АПЛ.

«Звездочка» создавалась для ремонта и модернизации АПЛ. В 2000 г. на

предприятие были возложены функции головного исполнителя по утилизации АПЛ. С

международной помощью были построены береговой комплекс по выгрузке ОЯТ из

утилизируемых АПЛ, временное хранилище ОЯТ и комплекс по переработке ЖРО. Ввиду

неудовлетворительного состояния моста через Никольское устье Северной Двины и

железнодорожной линии Северодвинск – Архангельск выгруженное ОЯТ плавучими

техническими базами доставляется на «Атомфлот» для отправки на переработку на

«Маяк».

Развитая ядерная инфраструктура имеется в Санкт-Петербурге и в радиусе 85 км от

его центра на территории Ленинградской обл. В составе ядерно-физического комплекса

ЦНИИ им. акад. А.Н.Крылова (Санкт-Петербург) имеется исследовательский реактор У-3

со всей необходимой инфраструктурой. Это реактор бассейнового типа мощностью 50

кВт. Несмотря на небольшую мощность реактор обладает широкими возможностями для

проведения самых разных исследований. Два критических и подкритический стенды в

настоящее время остановлены, и согласно ФЦП «Обеспечение ядерной и радиационной

безопасности России на 2008 г. и на период до 2015 г.» подлежат выводу из эксплуатации.

Имевшийся запас высокообогащенного ядерного топлива был вывезен в 2003 г.

Практически в центре Санкт-Петербурга находится Балтийский завод –

единственный судостроительный завод в России, имеющий производственные мощности

и инфраструктуру для строительства крупных надводных кораблей (крейсеров) и судов, в

том числе и с ЯЭУ. На заводе были построены все российские АНК и большая часть АЛ

(кроме АЛ «Ленин», «Таймыр» и «Вайгач»). На Балтийском заводе имеется вся

инфраструктура по обращению со свежим ядерным топливом для загрузки строящихся

кораблей и судов. В настоящее время на заводе ведется строительство ПАТЭС «Академик

Ломоносов».

В Петербургском институте ядерной физики им. Б.П.Константинова (г. Гатчина

Ленинградской обл.) эксплуатируется исследовательский реактор ВВР-М, введенный в

эксплуатацию в 1958 г. Проектная мощность реактора составляла 10 МВт. В результате

модернизации мощность реактора была увеличена до 18 МВт, а нейтронный поток

удалось увеличить до 3·1014

н/см2с. Следует отметить, что реактор ВВР-М работает на

высокообогащенном топливе (90 %). Перевод его на топливо с обогащением менее 20 %

не планируется, т.к. при снижении обогащения невозможно обеспечить запас

реактивности, необходимой для проведения исследований, которые требуют загрузки в

зону громоздких экспериментальных устройств.

Крупнейший ядерный центр Северо-Запада – г. Сосновый Бор Ленинградской обл.

Здесь расположена Ленинградская АЭС с четырьмя энергоблоками РБМК-1000. Первый

энергоблок (первый реактор РБМК-1000) был введен в эксплуатацию в 1973 г., четвертый

– в 1981 г. В настоящее время все энергоблоки прошли комплексную модернизацию и

срок их эксплуатации продлен на 15 лет.

В настоящее время в реакторах ЛАЭС используется уран-эрбиевое топливо с

содержанием эрбия 0,41 % обогащением 2,8 % (ранее использовалось оксидное урановое

топливо обогащением 2,1-2,4 %). Использование топлива повышенного обогащения

развивает внутренние свойства самозащищѐнности активной зоны реакторов, повышает

уровень безопасности и уменьшает воздействие АЭС на природную среду. Повышается

глубина выгорания топлива и снижается расход топливных сборок, что существенно

улучшает экономические показатели энергоблока.

Ввиду того, что ОЯТ реакторов РБМК-1000 не подлежит переработке, в

пристанционных хранилищах в настоящее время хранится более 5,7 тыс. т ОЯТ (более

половины всего ОЯТ реакторов РБМК). Емкость хранилищ близка к исчерпанию, и для

решения проблемы часть ОТВС переводится на уплотненное хранение. Окончательно

проблема пристанционных хранилищ будет решена с вводом централизованного сухого

хранилища ОЯТ на Горно-химическом комбинате. Как уже отмечалось, первый эшелон с

ОЯТ Ленинградской АЭС будет отправлен на Горно-химический комбинат в конце 2011 г.

В г. Сосновый Бор находится Научно-исследовательский технологический

институт им. А. П. Александрова (НИТИ), созданный первоначально как Государственная

испытательная станция. В настоящее время НИТИ – единственный в России научно-

технологический центр комплексных испытаний корабельных ЯЭУ, доведения их на

стендах-прототипах до требуемого уровня надежности и безопасности. В институте

эксплуатируется 2 исследовательских реактора, на которых отрабатывается технология

монтажа ЯЭУ, проверяются и оптимизируются режимы ее эксплуатации,

совершенствуются показатели безопасности и надежности работы отдельного

оборудования и установки в целом.

Кроме ядерно-опасных объектов, в г. Сосновый Бор находятся предприятия по

обращению с РАО – Ленинградский филиал Северо-Западного отделения ФГУП

«РосРАО» и единственный в России завод по переработке металлических РАО – ЗАО

«Экомет-С».

Северо-Западный регион обладает развитой транспортной инфраструктурой

(морские и речные порты, сеть железных и автомобильных дорог), которая используется

для транспортирования ЯМ и РВ, необходимых для обеспечения функционирования

ядерно-опасных объектов, а также выполнением международных договоров по поставкам

ядерного топлива. Из 15 морских портов, в которые распоряжением Правительства РФ от

14.10.2003 г. N 1491-р разрешен заход (выход) судов и иных плавсредств с ядерными

материалами и радиоактивными веществами на борту 7 находятся на Северо-Западе:

Архангельский морской торговый порт, г.Архангельск

Высоцкий морской торговый порт, г.Высоцк Ленинградской обл.

Морской торговый порт Калининград, г.Калининград

Кандалакшинский морской торговый порт, г.Кандалакша Мурманской обл.

Мурманский морской торговый порт, г.Мурманск

Морской торговый порт Санкт-Петербург, г.Санкт-Петербург

Морской порт Усть-Луга, Ленинградская область.

В указанных портах создана специальная инфраструктура по погрузке (выгрузке),

временному хранению и перевалки на железнодорожный и автомобильный транспорт ЯМ

и РВ.

Через регион транспортируется широкая номенклатура ЯМ. Это свежее ядерное

топливо для отечественных АЭС, исследовательских и транспортных реакторов, ОЯТ

реакторов ВВЭР-440, исследовательских и транспортных реакторов, препараты ЯМ для

исследовательских центров и др. Также через Северо-Западный регион осуществляется

транспортирование ТВС в Финляндию для АЭС «Ловиса» и экспортные поставки

топливных таблеток для изготовления ТВС. С 2012 г. планируется начать вывоз ОЯТ с

Ленинградской АЭС в г. Железногорск на Горно-химический комбинат.

В течение 15 лет через Морской торговый порт Санкт-Петербург в Россию

ввозился обедненный гексафторид урана (ОГФУ) с разделительных заводов Франции

(Eurodiff), Германии и Нидерландов (Urenco). В порту ОГФУ перегружался на

железнодорожный транспорт для перевозки на предприятия-переработчики. В 2009 г.

контракты с Urenco завершены, а 2012 г. завершается контракт с Eurodiff. Новых

контрактов на ввоз в Россию ОГФУ не заключено.