Национальный исследовательский университет

Московский энергетический институт

Кафедра Атомных электрических станций

Магистерская диссертация по теме:

«Выбор площадки для глубинного захоронения

высокоактивных РАО»

Выполнил магистрант

группы Тф-11-06

Буданов И.А.

Научный руководитель:

доц., к.т.н.,

Скачек М.А.

Москва, 2012 г.

2

Буданов И.А. «Выбор площадки для глубинного захоронения

высокоактивных РАО». Москва: Национальный исследовательский

университет Московский энергетический институт. 2012. 160 с., 41 рис., 38

табл.

Аннотация

В магистерской диссертации исследовались классификация и

источники высокоактивных РАО, анализировался последний опыт

обращения с ВАО и ОЯТ (применительно к России), приведены возможные

альтернативные методы обращения с ДВАО. Автор вкратце описал наиболее

вероятную площадку для глубинной локализации ВАО в России, но основное

внимание в работе уделено исследованиям альтернативных площадок в

Курганской области. С помощью программы Amber 5.1 © рассчитаны

количество вышедших на поверхность ВАО спустя 500.000 лет после начала

эксплуатации могильника.

Budanov I.A. “Selection of ground for deep geological disposal HLW”.

Moscow: National research university Moscow power engineering institute. 2012.

160 p., 41 figures, 38 tables.

Abstract

In the magister work I have researched classifications and sources of HLW,

analyzed last mankind experience in management with HLW and spent fuel (as

applied to Russia), described alternative methods removal HLW from biosphere. In

a few words I described maximum credible ground for HLW disposal in Russia,

but basic attention devoted to research alternative safety sites in Kurgan region.

Using Amber’s 5.1 software I’ve calculated moles of radioactive nuclides after 500

thousand years after commencement of closing site.

3

Введение

В настоящее время проблема окончательного удаления радиоактивных

отходов (далее - РАО) из сферы деятельности человека признана

государственной корпорацией «Росатом» приоритетным направлением. На

комплексное решение проблемы, по предварительным расчётам, потребуется

30 лет и свыше 400 миллиардов рублей (в ценах 2012 года) – так как в

настоящее время уже накоплено больше 500 миллионов тонн РАО, в том

числе 4 миллиона ВАО.

В работе проведена классификация РАО, исследованы основные

источники образования отходов. Проведён сравнительный анализ способов

обращения с РАО в прошлом, в настоящее время и предложены варианты

перспективных способов обращения с РАО. Делается краткий сравнительный

обзор методов удаления долгоживущих высокоактивных отходов (далее –

ДВАО) из сферы деятельности человека. Экономически выгодным и

биологически безопасным для будущих поколений признан метод

окончательного глубинного захоронения ДВАО.

В работе были исследованы ряд параметров, влияющих на итоговый

рейтинг места для захоронения РАО. В главе 5 каждая перспективная

площадка последовательно рассматривается по каждому из параметров,

площадки-лидеры занимают место в сводном рейтинге.

Важное место в диссертации занимает вариативный анализ степени

опасности выхода ДВАО в биосферу. Приводится краткое описание

расчётной программы, специфики математических моделей. Сделан полный

поверочный расчёт по включаемым в остеклованную матрицу

радионуклидам с результатом выхода в биосферу.

По результатам работы сделаны выводы, прилагается список

литературы.

4

Глава 1

Классификация и источники РАО

1.1. Классификация радиоактивных отходов в России

В соответствии с Федеральным законом от 11 июля 2011 года № 190-

ФЗ «Об обращении с радиоактивными отходами и о внесении изменений в

отдельные законодательные акты Российской Федерации» [4] радиоактивные

отходы в России подразделяются на несколько групп. Конкретные критерии

классификации и принципы обращения в самом тексте закона не определены

– пункты 2,4, 5 статьи 4 (согласно [1]) «устанавливаются Правительством

Российской Федерации».

Поэтому следует принимать за классификацию РАО положения,

изложенные в «Санитарных правилах и нормах обеспечения радиационной

безопасности (НРБ - 99/2009) [5], утвержденные Постановлением Главного

государственного санитарного врача Российской Федерации №40 [6]:

3.12.1. К радиоактивным отходам относятся: не подлежащие дальнейшему

использованию вещества, материалы, смеси, изделия, удельная активность

техногенных радионуклидов в которых превышает минимально значимую

удельную активность (если сумма отношений удельных активностей

техногенных радионуклидов к их минимально значимой удельной активности

превышает единицу (1)). Значения МЗУА приведены в «приложении 4» [5].

При неизвестном радионуклидом составе отходы являются

радиоактивными, если суммарная удельная активность техногенных

радионуклидов в них больше:

- Бк/кг - для β-излучающих радионуклидов;

- Бк/кг - для α-излучающих радионуклидов (за исключением

трансурановых);

- Бк/кг - для трансурановых радионуклидов.

5

3.12.2. Радиоактивные отходы по агрегатному состоянию подразделяются на

жидкие, твердые и газообразные.

К жидким радиоактивным отходам относятся не подлежащие

дальнейшему использованию органические и неорганические жидкости,

пульпы и шламы, соответствующие требованиям пункта 3.12.1 Правил.

К твердым радиоактивным отходам относятся отработавшие свой

ресурс радионуклидные источники, не предназначенные для дальнейшего

использования материалы, изделия, оборудование, биологические объекты,

грунт, а также отвержденные жидкие радиоактивные отходы,

соответствующие требованиям пункта 3.12.1 Правил.

К газообразным радиоактивным отходам относятся не подлежащие

использованию газообразные смеси, содержащие радиоактивные газы и (или)

аэрозоли, образующиеся при производственных процессах, соответствующие

требованиям пункта 3.12.1 Правил.

3.12.3. По удельной активности радиоактивные отходы подразделяются на 3

категории - низкоактивные, среднеактивные и высокоактивные (таблица

3.12.1). В случае, когда по приведенным в таблице 3.12.1 характеристикам

радионуклидов радиоактивные отходы относятся к разным категориям, для

них устанавливается наиболее высокое из полученных значение категории

отходов.

Таблица 1.1.3. Классификация жидких и твердых радиоактивных отходов:

Категория

отходов

Удельная активность, кБк/кг

Тритий Бета-

излучающие

радионуклиды

(исключая

тритий)

Альфа-

излучающие

нуклиды

(исключая

трансурановые)

Трансурановые

радионуклиды

Низкоактивные От

Менее Менее Менее 10

Среднеактивные От

От От От

Высокоактивные Более Более Более Более

6

1.2. Классификация радиоактивных отходов за рубежом

Во второй части первой главы работы рассматривается система

классификации радиоактивных отходов международного агентства по

атомной энергии (МАГАТЭ), систему в странах с наибольшим числом

энергетических ядерных реакторов (США, Япония*, Франция).

1.2.1. Классификация РАО согласно критериям МАГАТЭ

Основным признаком классификации служит длительность распада

нуклида. Согласно этой системе классификации, представленной в таблице,

отходы подразделяются на следующие категории[2]:

Таблица 1.2.1. Классификация отходов по категориям

Классы отходов Типичные характеристики Метод захоронения

Освобождаемые от контроля

отходы

Уровни активности равны или

ниже 0,01 мЗв

Нет

радиологических

ограничений Низко- и среднеактивные

отходы

Уровни активности выше

величин для группы 1 и

тепловыделение ниже 2Вт/м³.

а) Короткоживущие отходы Ограниченная концентрация

долгоживущих радионуклидов

(меньше 4000 Бк/г в отдельных

упаковках отходов и в среднем

400 Бк/г для всех упаковок).

Приповерхностные

или глубинные

геологические

хранилища

б) Долгоживущие отходы Концентрация долгоживущих

радионуклидов выше пределов

для короткоживущих отходов.

Глубинные

геологические

хранилища

Высокоактивные отходы Тепловая мощность выше

2Вт/м³ и концентрация

долгоживущих радионуклидов

выше пределов для

короткоживущих отходов

*Классификация Японии аналогична классификации РАО в США.

7

1.2.2. Пояснение к таблице 1.2.1

Первая группа - это отходы, освобожденные от контроля.

Отходы, содержащие такие низкие концентрации радионуклидов, что

они могут быть освобождены от ядерного регулирующего контроля,

поскольку радиологическая опасность отходов незначительна. Пределы

содержания радионуклидов для этой категории отходов называются

уровнями освобождения.

Они устанавливаются органами государственного регулирования,

принимая во внимание критерии для освобождения материалов от

регулирующего контроля. Уровни освобождения рассчитываются из условия,

что при всех сценариях облучения индивидуальная доза не должна

превышать 10 мкЗв в год.

Вторая группа – это низко и среднеактивные отходы

Отходы, содержащие такие количества радионуклидов, что

необходимы меры для защиты персонала и населения. Этот класс охватывает

очень широкий диапазон радиоактивных отходов, вплоть до отходов,

содержащих такие высокие уровни активности, что требуются биологическая

защита и даже охлаждение. В этой группе выделены две подгруппы отходов,

содержащих короткоживущие и долгоживущие радионуклиды. Способы

захоронения низко- и среднеактивных отходов разнообразны.

Третья группа - высокоактивные отходы

Отходы, содержащие такие большие количества радионуклидов, что в

течение значительного периода времени необходима их надежная изоляция

от биосферы. Такие отходы требуют обязательного наличия биологической

защиты при обращении с ними и охлаждения.

8

1.2.3. Классификация РАО в США и Японии

Согласно [3], подразделяется на несколько групп, таких, как:

Low-level wastes: «Отходы низкого уровня включают в себя предметы,

которые стали загрязненными радиоактивным материалом или стали

радиоактивными от воздействия нейтронного облучения. Эти отходы

обычно состоят из загрязненной обуви и одежды, тряпок, швабр,

фильтров, отстойных вод обработки реакторов, оборудования и

инструментов, люминесцентных покрытий циферблатов часов,

медицинских труб, инъекционных игл и шприцов, тканей и тел

лабораторных животных. Уровень радиации может варьироваться от

природного до очень высокого в определенных случаях, таких, как

предметы изнутри корпуса реактора атомной электростанции. Отходы

низкого уровня обычно хранятся до тех пор, пока они не распались и

могут быть удалены как обычный хлам, или пока их количество

является достаточно большим для отгрузки в участок вывоза отходов

низкого уровня в контейнерах, одобренных Министерством

транспорта».

Uranium Mill Tailings: «Отвалы заводов по обогащению урана -

прежде всего, песчаный материал. Этот рудный остаток содержит

радиоактивные продукты распада от цепочек превращения урана

(главным образом - цепочка и тяжелые металлы). Как определено

в [3], отвалы или отходы, произведенные извлечением или

концентрацией урана (или тория) из любой руды, состоят из

первичного материала и вторичного продукта. Это означает наличие

дискретной поверхности отходов, следующих из различных вариантов

обращения с ураном, такие, как: обогащение, выщелачивание из

отвалов или ионный обмен. Вторичный материал не включает в себя

подземные рудные тела, обеднённые экстракцией. Отходы от этих

вариантов транспортируются в пруд, где и локализуются».

HLW (high-level wastes): «Высокорадиоактивный материал,

образующийся в результате переработки отработавшего топлива,

включая жидкие отходы (и любой твердый материал, полученный из

таких жидких отходов, который содержит продукты деления в

значительной концентрации) и другой высокорадиоактивный материал,

который Комиссия по ядерному урегулированию (NRC) США в

соответствии с существующим законом определяет как материал,

требующий постоянной изоляции. В разомкнутом топливном цикле

отработавшее ядерное топливо рассматривается в качестве

высокоактивных отходов».

9

Трансурановые (TRU) отходы: NRC определяет TRU отходы как

отходы, содержащие α-излучающие изотопы с:

1. Z (атомным номером) большим, чем 92,

2. С периодом полураспада > 5 лет

3. С концентрацией > 3.7• Бк/кг. Министерство энергетики и

Агентство по охране окружающей среды используют несколько

отличное определение, сохраняя для трансурановых отходов такую

же концентрацию, но указывая период полураспада > 20 лет.

1.2.4. Классификация РАО во Франции

Согласно [1], делится на 3 группы:

Категория A: Низко- и среднеактивные отходы, содержащие

короткоживущие радионуклиды (время полураспада ~30 лет) и

содержащие только следы долгоживущих радионуклидов (3,7x

Бк/кг). Эти отходы подлежат захоронению в поверхностных объектах

окончательной изоляции с ожидаемым административным контролем,

не превышающим 300 лет.

Категория B: Среднеактивные отходы, содержащие долгоживущие

радионуклиды (время полураспада >30 лет), главным образом α-

излучающие радионуклиды, без существенного тепловыделения,

характеризуемые как трансурановые отходы с низким выделением

тепла, с максимальным содержанием 3,7x Бк/кг, и со средней

загрузкой отходов в хранилище, не превышающей 3,7x Бк/кг.

Категория C: Отходы, содержащие продукты распада, образующиеся

от переработки топлива, отвержденные остекловыванием и

характеризуемые высоким тепловыделением во время их образования.

10

1.3. Объекты исследования

1.3.1. Анализ крупных загрязнений территорий

радиоактивными отходами

Международная шкала ядерных событий (англ. INES, сокр. International

Nuclear Event Scale) разработана МАГАТЭ в 1988 году [7] и с 1990 года

использовалась в целях единообразия оценки чрезвычайных случаев,

связанных с аварийными радиационными выбросами в окружающую среду

на атомных станциях, а позднее стала применяться ко всем установкам,

связанным с гражданской атомной промышленностью. Информация

передаётся в СМИ странами-участниками и самим МАГАТЭ, в том числе

посредством интернета.

По шкале INES ядерные и радиологические аварии и инциденты

классифицируются 8 уровнями, а также областью воздействия. Под шкалу

подпадают только радиоактивные утечки и нарушения мер безопасности.

Последствия аварий по шкале 4-го уровня (Сен-Лоран-дез-О (1980),

Токаймура (1999), Флёрюс (2006)), 5-го уровня (Уиндскейл (1957), Три-

Майл-Айленд (1979), Гояния (1987)) и 7-го уровня (Чернобыль (1986),

Фукусима (2011)), применительно к моей работе вообще (и первой главе, в

частности) не рассматриваются. Ответственность за обращение с ВАО в этих

инцидентах не входит в сферу деятельности ГК «Росатом».

Стоит внимательно рассмотреть инциденты на производственном

объединении «Маяк» — предприятии по хранению и переработке

отработанного ядерного топлива. За 63 (1948-2011) года эксплуатации на

предприятии произошло несколько крупных инцидентов с

несанкционированным выходом радиоактивности в биосферу и

переоблучением персонала.

В результате взрыва ёмкости с высокоактивными отходами в 1957 году

[т.н. «Кыштымская авария», единственное происшествие 6-го уровня по

шкале INES] произошло заражение 23 000 км² с населением 270 000 человек

в 217 населённых пунктах трёх областей: Челябинской, Свердловской и

Тюменской.

11

Рисунок 1.3.1. Восточно-уральский радиационный след, работа Яна

Риеке (Jan Rieke) [8]

Высвобожденная активность примерно равнялась 5% от выбросов при

аварии на ЧАЭС. Хотя версии причин этого события разделились на 2

версии, обе они вытекают из халатности персонала – в первом случае из-за

отсутствия наблюдения за ёмкостями и снижения остаточного

энерговыделения, во втором из-за ошибочного добавления в горячий нитрат

плутония оксалата плутония. Сведения о жертвах не собраны или, как и

сведения о самой аварии, частично засекречены. Вплоть до 1989 года СССР

не признавал факта разгерметизации ёмкости и масштабного выброса

радиоактивных отходов.

Ниже приведена таблица крупных происшествий на ФГУП ПО «Маяк»

и ОАО «СХК» (акцент сделан на открытых фактах пере - облучения/смерти

персонала).

12

1.3.2. Происшествия на ФГУП ПО «Маяк» и ОАО «СХК»[9]

Таблица 1.3.1. Радиационно-опасные инциденты с воздействием на персонал

на ФГУП ПО «Маяк»

Дата Событие Количество облучённого

персонала/умерших

15.03.1953 Возникла

самоподдерживающаяся

цепная реакция (СЦР)

Неизвестно

21.04.1957

СЦР

6 человек получили дозу от 300 до

600 бэр, 1 из них умер

02.10.1958 СЦР Три человека погибло, один человек

получил лучевую болезнь и ослеп

05.12.1960 СЦР Пять человек переоблучены

10.12.1968 СЦР Один погиб, второй рабочий стал

инвалидом 1 степени

(ампутация ног и руки)

21.12.1995 Переоблучение персонала Четверо рабочих получили дозы

облучения (~ 30 мкЗв)

Таблица 1.3.2. Радиационно-опасные инциденты с воздействием на персонал

на ОАО «СХК» [10]

Дата Событие Количество облучённого

персонала/умерших

18.03.1961 Взрыв испарителя для

упаривания водных

растворов

Двое человек погибло

30.01.1963

СЦР в течении 10-ти часов

Четверо человек из персонала

переоблучены

1959-1970

г.г.

Тяжёлые зависания ТВС в

технологических каналах

-,

суммарно 24 инцидента (21 ТВС - 9

случаев на реакторе И-1, 22 ТВС - 9

случаев на реакторе ЭИ-2, 5 ТВС - 5

случаев на реакторе АДЭ-3, один

случай с одной ТВС на АДЭ-4)

11.05.1977 Разлив РАО на

поверхностный грунт в

объёме ~11

-

06.04.1993 Взрыв аппарата по

экстракции урана и

плутония

Суммарная активность выброса –

3,09* переоблучены 1946 человек

13

Рисунок 1.3.2. Радиационное загрязнение местности после взрыва

аппарата по экстракции урана и плутония на территории «Сибирского

Химического Комбината» [11]

Остальные инциденты с радиоактивными выбросами не приводили к

переоблучению персонала и ликвидировались в соответствии с

регламентами. Во всех выбранных случаях радиационная обстановка региона

ухудшилась, возрос объём несанкционированных РАО, воздействие от

которых на человека необходимо было минимизировать.

Вышеупомянутые случаи свидетельствуют, в основном, о

пренебрежении персоналом правил и норм работы и обслуживания

радиационно-опасного оборудования, ошибках в расчётах прочности и

сроках службы оборудования.

Примечательно, что в последние годы (с 1995-го на «Маяке» и с 2000-

го на «СХК») отсутствуют, какие бы то ни было инциденты, что может

говорить о возросшей культуре безопасности персонала, расчётных кодах,

качестве поставляемого и эксплуатируемого оборудования.

14

1.3.3. Река Теча

Рисунок 1.3.3. Река Теча (название подчёркнуто, исток и впадение в р.

Исеть выделены точками) [12].

Загрязнение реки Теча произошло в результате как

санкционированного, так и аварийного сброса жидких радиоактивных

отходов реакторов ПО «Маяк» в открытую гидрографическую сеть. Первое

загрязнение произошло в 1949 г.

Причиной послужила вынужденная остановка выпарных аппаратов

завода из-за неэффективности и угрозы их коррозионного разрушения.

Разрушение наблюдалось вследствие многократного превышения проектной

концентрации бихромата и других солей в жидких отходах, высокой

радиоактивности отходящих паров и газов при упаривании, неизвестного

тогда эффекта возрастания скорости коррозии металлов и сплавов под

облучением. Стальные подземные емкости, построенные для хранения

упаренных высокоактивных жидких отходов, не могли вместить большие

объемы неупаренных отходов. Чтобы избежать остановки завода «Б»,

перерабатывающего облученный уран, руководство атомного проекта во

главе с Л. П. Берия в 1949 г. приняло решение сливать высокоактивные

отходы предприятия прямо в р. Теча, что по проекту не предусматривалось.

Проектом был предусмотрен сброс только низко- и среднеактивных отходов

[12].

В 1949—1951 годах была сброшена основная масса радиоактивных

нуклидов. В период с 1951 по 1956 годы интенсивность сбросов активности в

речную систему снизилась в 100 раз, а после 1956 года только

среднеактивные отходы стали поступать в открытую гидросеть в небольших

количествах.

15

Рисунок 1.3.4. Радиационная обстановка вдоль русла реки Теча [11]

Загрязнение реки Теча негативно сказалось и на территории Ханты-

Мансийского района. С 1999 года в связи с высоким уровнем вод у животных

(коров, лошадей) выявляется заболевание крови. Все животные

уничтожаются.

Расширенная когорта реки Теча включает 30 тысяч человек,

родившихся до 1950 года и проживавших на берегах реки в течение любого

временного интервала между 1950 и 1960 годами. Для большинства лиц,

включённых в эту когорту, имеется информация о жизненном статусе и

причинах смерти. Установлено зависимое от дозы повышение уровня

онкосмертности среди членов когорты. В анализ были включены 1842 случая

смерти от злокачественных опухолей, и 61 случай смерти от лейкозов. Как

показывают расчёты, около 2,5 % случаев смерти от злокачественных

опухолей и 63 % случая смерти от лейкозов в этой когорте связаны с

воздействием ионизирующего излучения.

16

1.3.4. Озеро Карачай

С октября 1951 года использовалось для слива радиоактивных отходов

ПО «Маяк». С 1986 года по настоящее время ведутся работы по засыпке

водоёма [13].

Рисунок 1.3.5. Озеро Карачай (снимок со спутника) [13]

Озеро Карачай расположено в центральной части водораздельного

пространства озёр Улагач, Татыш, Малая Нанога, Кызылташ и реки Мишеляк

на территории промплощадки химкомбината ПО «Маяк». С октября 1951

года озеро стали использовать как хранилище жидких радиоактивных

отходов, что позволило значительно уменьшить их сброс в реку Теча.

Рисунок 1.3.6. Озеро Карачай (топографическая карта местности) [13]

17

Период времени 1962—1966 гг. был маловодным. Уровень воды озера

Карачай сильно понизился, при этом оголилось несколько гектаров дна

озера. В результате ветрового подъёма донных отложений с оголившихся

участков дна водоёма весной 1967 г. было вынесено радиационных

материалов примерно на 600 Ки на окружающую территорию, в том числе и

за пределы химкомбината. После этого инцидента были приняты меры по

предотвращению подобных случаев. В течение 1967—1971 гг. были

проведены работы по засыпке мелководий, рекультивации территории вокруг

водоёма. В результате проведённых работ берега были подняты по всему

периметру водоёма, площадь его зеркала сократилась до 36 га. В регламент

по эксплуатации озера Карачай был введён жёсткий контроль уровня воды. В

дальнейшем было принято решение о засыпке озера полностью, однако

приступили к ней лишь в 1986 году. К 1996 году открытая площадь озера

составляла 13 га.

Рисунок 1.3.7. Озеро Карачай и стоячее болото с РАО [13]

Планируется полностью его засыпать до состояния «зелёной лужайки».

Но и после его засыпки проблема озера Карачай не исчезнет, так как

происходит радиоактивное заражение грунтовых вод в подземном

пространстве.

18

1.3.5. Ядерное оружие: взрывы

Разработка атомной бомбы длилась в США с 1942 практически ровно

три года и завершилась натурными испытаниями на полигоне Аламогордо

утром 16 июля 1945 года. А 6 и 9 августа на японские города Хиросима и

Нагасаки были сброшены два заряда мощностью, соответственно, в 13 и 21

килотонны тротилового эквивалента. Свыше 210 тысяч человек до конца

1945 года стали жертвами применения неизвестного к тому времени оружия

[14].

29 августа 1949 года в обстановке повышенной секретности состоялось

первое советское испытания атомного боезаряда на семипалатинском

полигоне. Паритет в обладании новыми технологиями был выдержан [15].

Испытания различных образцов ядерных, а вскоре и водородных, бомб

проводились в безлюдных пустынных районах.

К проблеме переноса вредных радиоактивных веществ (которых тоже

следует отнести к отходам) из-за удалённости площадок не придавали

особого внимания, однако затем как в США, так и в СССР предприняты

меры для переселения одиночных близлежащих поселков и наскоро

возведенных поселков исследователей-наблюдателей за испытаниями.

В несколько раз превышено количество зарядов, необходимое, во-

первых, для полного уничтожения вероятного противника, а во-вторых для

создания условий «ядерной зимы» (рассчитанного физиками

гипотетического явления, когда количество высвобожденной после

бомбардировки городов противника пыли превысит предельную

концентрацию в атмосфере и перестанет абсорбироваться, что создаст

непроницаемую завесу для солнечных лучей и вымиранию сначала

растительного, а затем и животного мира на поверхности).

Вплотную к «ядерной зиме» две сверхдержавы второй половины 20

века подошли в начале 60-х годах, когда напряжение достигло наивысшей

точки («Карибский кризис», октябрь - ноябрь1962), дипломатическое

решение этого сложного вопроса можно считать переломной точкой в

холодной войне и отправной точкой потепления отношений между странами.

8 апреля 2010 года президент Российской Федерации Дмитрий

Медведев и президент США Барак Обама подписали очередной договор,

согласно которому в течении 10 лет «суммарные количества ЯО не

превышали 700 носителей и 1550 зарядов»[16]. В дальнейшем планируется

полный отказ от владения подобным оружием. В любом случае, прямая

потенциальная опасность, содержащаяся в боезарядах, на несколько

порядков больше опасности, возникающей от радиоактивных отходов после

их применения.

Весь высокообогащённый уран, как начинка снятых с дежурства

боеголовок по программе ВОУ-НОУ, отправляется на обеднение и

переработку, чтобы в дальнейшем стать топливом для АЭС. [16]

19

1.3.6. Подземные взрывы

Практически одновременно с военными испытаниями было

предложено использовать энергию ядерного взрыва для решения

крупномасштабных задач геологии, горно-добывающей промышленности,

энергетике, отчасти в сельском хозяйстве.

Рисунок 1.3.8. Карта мест проведения подземных ядерных взрывов в

СССР и их цели (без названий) [17.2]

Так, были проведены взрывы для интенсификации притока нефти и

газа, ликвидации нефтяных фонтанов, для создания подземных ёмкостей,

дробления руды (Днепр-1, Днепр-2 на Кольском полуострове),

экспериментальных работ по созданию подземных емкостей, захоронения

токсичных отходов (Кама), войсковых учениях (Тоцкое испытание), создания

провальных воронок.

20

Рисунок 1.3.9. Карта мест проведения подземных ядерных взрывов в

СССР с их наименованиями[17.2]

Согласно [17.1], с 1949 по 1990 в СССР из 715 взрывов в мирных целях

проведено 124, в США с 1945 по 1992 из 1056 – 27. Все взрывы в США

соответствовали программе «Плаушер», как помощь горно-добывающей

промышленности, а также в целях добычи нефти и прокладки каналов. В

СССР единое имя программе присвоено не было (отдельные серии взрывов

именовались по месту испытаний).

Основная проблема возникала при дальнейшей работе с результатами

взрывов - радиоактивным загрязнением, то есть радиоактивными отходами.

По разным сведениям, от 3 до 24 (24 из 124 или 19%) подземных

взрывов в СССР сопровождались выходом радиоактивности на поверхность

[17.1]. Из-за фиксации выходов радионуклидов на поверхность программа

«Плаушер» также была свернута (в 1972 году).

Также авторы [18] предлагают осуществить практическое применение

теоретических предпосылок к захоронению высокоактивных и/или

долгоживущих отходов с помощью подземного ядерного взрыва.

Продолжая экскурс к ранним страницам истории обращения с

радиоактивными отходами, нельзя не упомянуть об атомных подводных

лодках (АПЛ).

21

1.4. Военно-промышленный комплекс

1.4.1. Атомные подводные лодки

Атомные подводные лодки состоят на вооружении 5 стран, средний

срок службы составляет около 25 лет. Только в СССР (России) было

построено 278 подлодок, средний срок службы составлял 25 лет [19]. После

окончания холодной войны значительная их часть была выведена из состава

флота и требует утилизации.

По данным Правительственной комиссии, в 1993 году в хранилищах

флота находилось более 30 тысяч топливных сборок [20], что соответствует

140 активным зонам.

В заливе Степового в 1981 году затоплена подводная лодка №601

длиной 109 м с двумя реакторами на борту [21]. В заливе Абросимова в 1965

году затоплены реакторные отсеки подлодок №285 [22] и 901[23], в

Новоземельской впадине в 1972 году– отсек АПЛ №421[24].

В середине 2006 года в губе Сайда открыто хранилище трёхотсечных

реакторных блоков, а на РТП «Атомфлот» в Мурманске сооружено

хранилище неперерабатываемого ОЯТ, выгружаемого из плавтехбазы

«Лотта» [25].

В 2007 году начинается строительство пункта долговременного

хранения реакторных блоков в бухте Разбойник на Дальнем Востоке для

замены действующего временного хранилища [25].

В ноябре 2011 года в ядерно-безопасное состояние были приведены

193 из 198 выведенных из состава ВМФ атомных подводных лодок, 190

утилизированы [20]. Из топливной базы в поселке Гремиха уже вывезено 92

% всего ОЯТ [20].

В конце ноября, после того как плавучий док «Паллада» доставил

очередные семь реакторных отсеков, число блоков находящихся на сухом

хранении в губе Сайда достигло 47, при расчетной вместимости 120 блоков

от АПЛ и 54 от надводных кораблей и судов обеспечения [26].

В ноябре 2011 года Росатом объявил конкурс, из условий которого

следует, что начинается утилизация реакторных блоков. Предполагается

разделение трехотсечных реакторных блоков на отдельные отсеки и

переработка радиоактивных отходов. Работы по 7 блокам планируется

выполнить в 2012 году, по 5 блокам в 2013 году [27].

22

1.4.2. Анализ аварий на атомных подводных лодках

*СССР-Россия, с 1945 года

Согласно информации (частично рассекреченной, частично доступной

в открытом виде изначально) в настоящее время известно о более чем 30

случаях возникновения различных случаев на кораблях, имевших на своём

борту ядерную силовую установку [33]. Основное внимание ниже будет

уделено случаям с прямым или возможным выходом радиации в биосферу.

Таблица 1.4.1. Аварии и катастрофы на АПЛ

Дата Погибло Примечание

1968

9

Атомная торпедная подводная лодка. В ходе

испытаний в режиме полного хода реактор вышел из-

под контроля, мощность стала резко падать. Авария

сопровождалась выбросом радиоактивного газа в

реакторный отсек, откуда он стал распространяться по

всем отсекам. В сентябре 1982 г. затоплена на глубине

33 метра возле архипелага Новая Земля.

Потенциальная опасность.

1970

52

Атомная ракетная подводная лодка, погибла в

Бискайском заливе. По советским данным с лодкой

затонули два заглушенных реактора и 4 ядерные

торпеды. Потенциальная опасность.

1983

16

Атомная ракетная подводная лодка. Причиной

гибели подводной лодки явилось отсутствие ремонта,

нарушение нормативных инструкций. В настоящее

время находится в п. Советский.

Потенциальная опасность.

1985

10

Атомная подводная лодка с крылатыми ракетами.

На судоремонтном завода в бухте Чажма при

перезагрузке ядерного топлива, произошёл взрыв,

который сорвал крышку реактора и выбросил наружу

все отработанное ядерное топливо. В результате аварии

сформировался очаг радиоактивного загрязнения дна

акватории бухты Чажма. Область интенсивного

радиоактивного загрязнения была сосредоточена в

районе аварии и в пределах МЭД < 240 мкР/ч занимает

площадь около 100 000 м². В центральной части очага

МЭД составляет 20-40 мР/ч (максимум 117 мР/ч по

состоянию на 1992 год). Под действием течений

радиоактивное загрязнение постепенно перемещается

по направлению к выходу из бухты Чажма.

23

Таблица 1.4.1. Аварии и катастрофы на АПЛ (продолжение)

1986

7

Атомный ракетный подводный крейсер. Крейсер

затонул при буксировке в условиях шторма на глубине 5

500 м, унеся с собой 48 баллистических ракет и две

ядерных торпеды. Потенциальная опасность.

1989

42

Атомная торпедная подводная лодка. Лодка лежит на

глубине 1 858 метров.

Реактор лодки надёжно заглушен, как и торпеды с

ядерной боевой частью. Потенциальная опасность.

2003 9 Затонувшая АПЛ, планируется подъём и утилизация.

Потенциальная опасность.

В итоге за время эксплуатации атомных подводных лодок с 1958 года

по настоящее время можно точно говорить о 7 авариях, унесших жизни 145

человек. Из анализа исключена информация об аварии 12 февраля 1965 года

на заводе в г. Северодвинск, данные о которой до сих пор не рассекречены

(или не предоставлены в открытом доступе). Реакторный отсек был вырезан

и затоплен в районе Новой Земли, несет в себе потенциальную опасность.

В каждом из рассмотренных случаев лежат свои причины, будь то

пожар, потеря герметичности или закупорка первого контура реактора

субмарины. Цифры умерших за 53 года эксплуатации различных типов судов

в СССР и России от воздействия радиации сопоставимы, для примера, всего с

одной катастрофой 2000 года (АПЛ «Курск", 116 погибших). С учётом

наработки опыта в конструировании всех систем (как жизнеобеспечения, так

и боевых) и сведения к минимуму возможностей влияния «человеческого

фактора», вероятность возникновения ситуаций подобных описанным выше

(а, главное, её роль) мала.

По мнению одного из ликвидаторов аварии на «Красном Сормове»,

Александра Зайцева [34], из-за спешки монтажников (в год 100-летия со дня

рождения В.И.Ленина планировали сдать две АПЛ вместо одной) крышка

реактора не была закреплена надёжным образом и при подаче давления в

первом контуре произошла разгерметизация, запуск реактора и выход

радиоактивности порядка 75000 Ки. Начальство возложило задачу

ликвидации на работников завода.

Все отходы смывались в Волгу. Тогда не было составлено отчета ни о

количестве доз для каждого рабочего, ни о поощрении отпуском попавших

под удар радиации. Попытки перейти на другое место работы пресекались.

Работы в соседнем цехе, отделенным проницаемой для излучений стеной, не

прекращались.

24

На некоторые события налагались грифы «секретно» в 25 и более лет.

Даже когда прошел срок давности, руководство выписало себе 14

удостоверений ветеранов подразделений особого риска и 2 ордена мужества.

Что, собственно говоря, и послужило (так или иначе) попытке добиться

огласке и привлечению внимания к проблеме автором [34]. Так как из 750

ликвидаторов все были гражданскими лицами, никто не мог претендовать на

звание «участников особого риска».

Сама лодка стоила 50 млн. рублей (в ценах 1970 года), разовые

выплаты всем ликвидаторам составили, в среднем, сумму порядка 100.000

рублей - что составило 0,2% от итоговой суммы АПЛ. Это гораздо меньше

замены неисправного оборудования (крышки реактора, трубопроводов). На

2007 год из оставшихся в живых 350 ликвидаторов 150 – инвалиды 1-2 групп,

которые не могут по закону претендовать на компенсацию в 1000 рублей в

месяц, бесплатное лечение и путёвки.

Государство, которое признаёт несовершенство действующих законов

и заботится не только о здоровье своих граждан, но и о положительном

отношении к тем людям, кто делом доказал желание ценой жизни защитить

страну, работу, не подвести товарищей и сроки сдачи – только такое

государство является сильным и может извлекать уроки из ошибок

прошлого.

Результаты аварий на подлодках по-прежнему остаются одной из

серьёзных и насущных проблем наследия времен «холодной войны»,

которые предстоит решить нашему поколению. Так как проблема

воздействия радиоактивных веществ в северном регионе волнует

специалистов не только из России, то благодаря международному

сотрудничеству уже сейчас решаются вопросы о сооружении

профессионально эшелонированного биологической защитой хранилища. В

него на долговременную локализацию (сроком на 50 лет) отправятся как

контейнеры с РАО, так и части АПЛ.

Из открытых источников известно о, по крайней мере, 5 утонувших

АПЛ:

1. Проект К-8 (627А класс "Ноябрь") (1970 год) [28] В настоящее время

покоится с четырьмя ядерными торпедами на борту на глубине порядка

4680 м в 490 км северо-западнее Испании.

25

Рисунок 1.4.1 Боковой вид и продольный разрез лодки проекта 627(А)

«Кит» (1958 год).

2. Аналогичного проекта лодка К-159*.

*Затонула ночью 30 августа 2003 года вблизи острова Кильдин во

время буксировки из бухты Гремиха для утилизации на судоремонтном

заводе «Нерпа» в городе Снежногорск. Погибло 9 человек, одному —

старшему лейтенанту Максиму Цибульскому — удалось спастись [28].

3. К-219 — советская атомная подводная лодка стратегического назначения,

21-й корабль проекта 667А «Навага:

Рисунок 1.4.2. Боковой вид и продольный разрез лодки проекта 667АУ

«Навага» (модерн. «Налим» - (1972 год)) [29]

26

3 октября 1986 года на лодке произошёл взрыв баллистической ракеты

в одной из шахт. Через три дня, 6 октября, лодка затонула в Атлантическом

океане на глубине 5500 метров. Бо льшая часть экипажа была спасена[29]

4. К-278 «Комсомолец» — советская атомная подводная лодка 3-го

поколения, единственная лодка проекта 685 «Плавник».

Рисунок 1.4.3. Боковой вид с разрезами лодки проекта 685 «Плавник»

[30]

Атомная подводная лодка К-278 «Комсомолец» проекта 685

«Плавник» из состава 6-й дивизии 1-й флотилии Северного флота погибла 7

апреля 1989 года при возвращении с третьей боевой службы. В результате

возникновения пожара в двух смежных отсеках были разрушены системы

цистерн главного балласта, через которые произошло затопление лодки

забортной водой.

5. К-27 (проект 645 ЖМТ). Вступила в строй 1 апреля 1962 года. C 21 апреля

по 12 июня 1964 года совершила рекордное автономное плавание в воды

Центральной Атлантики.

До 7 сентября 1965 года числилась в боевом составе как крейсерская

подводная лодка (КрПЛ) и только впоследствии была переведена в разряд

оптовых.

27

Рисунок 1.4.4. Боковой вид и продольный разрез лодки проекта 645

ЖМТ «Кит» (1965 год) [31]

21 мая 1968 года лодка вышла в море для испытаний энергетической

установки и отработки задач боевой подготовки, на борту лодки было 147

членов экипажа (первый экипаж и большая часть второго). В процессе

похода 24 мая в 12 часов дня происходил вывод установок на режим полного

хода (80 % мощности), при этом на установке реактора левого борта

произошла авария.

В реакторе произошёл перегрев тепловыделяющих элементов с

последующим разрушением, причиной этого стало нарушение теплоотвода

от активной зоны. В результате произошёл вынос радиоактивных продуктов

в контур сплава и далее газовый контур. Произошёл выброс радиоактивного

газа в реакторный отсек и как следствие произошёл резкий рост гамма-

активности. После этого лодка была выведена из строя и добиралась до базы

на реакторе правого борта, который работал на обе турбины. Возвращение на

базу стало последним самостоятельным походом лодки.

Установка на подводную лодку ядерно-энергетической установки

(ЯЭУ) позволила установить рекорды в скорости, дальности перемещения и

автономном плавании (времени без всплытия). В составе вооружения

некоторых серий находились также атомные боеголовки. При перезарядке,

ремонте, после окончания срока эксплуатации или после аварий

оборудование, отсеки или даже целые АПЛ затапливались в акватории

Баренцева, Карского, Охотского и Японского морей.

28

Вплоть до 1972 [32] не имелось международных соглашений,

регламентирующих сброс РАО в море. Лондонская конвенция 1972 года

устанавливала критерии высокоактивных материалов, не допустимых для

сброса в море. Хотя СССР присоединился к решению конвенции в 1976 году,

однако сбросы РАО в моря продолжались без уведомления об этом

комиссии, прессы и населения, т.е. в секретном порядке.

В Советском Союзе (в основном) и России построено 278 АПЛ [19].

Говоря о наработке ими отходов при штатной эксплуатации, стоит заметить

крайне низкий вклад в общую радиационную обстановку в регионах

базирования.

Гораздо большее внимание приковано к потенциальному влиянию

отходов, в которых выступает уже как само судно при аварийных ситуациях

(зафиксированы случаи затопления субмарин как с отработавшим ядерным

топливом (ОЯТ), так и без него). Мониторинг акваторий заливов восточного

побережья Новой Земли в заливах Цивольки, Степового и Абросимова.

Данные о сброшенных контейнерах, частях АПЛ (как с ОЯТ так и без ОЯТ)

ранее не были систематизированы. Невозможно было однозначно указать

количество, категорию, вероятность загрязнения. Только последние работы

бригады исследователей, совместно с учёными России, Норвегии, Японии и

Кореи [32], позволили исследовать указанные в предыдущих отчетах поля

залегания отходов. Автор отмечает, что миграция нуклидов происходит

медленно (за 8 лет (1994-2002) фон в поверхностных водах над местом

сброса не изменился, местами даже снизился), основной вклад носят не течи

из АПЛ, а проржавевшие контейнеры. Стоит обратить внимание на ОТВС,

так как пока либо нет отработанных технологий извлечения с большой

глубины затопленных объектов, либо нет финансового обеспечения

подобных операций.

Госкорпорация «Росатом» планирует уже в ближайшее время

полностью очистить моря Северного Ледовитого океана от наследия

советского ВПК.

29

1.4.3. Промышленные уран-графитовые реакторы

В СССР промышленные (военные) уран-графитовые реакторы [35] с

высокими потоками тепловых нейтронов использовались для наработки

оружейного плутония и других делящихся нуклидов. Попутно решались ещё

две задачи: получение электроэнергии и снабжение теплом близлежащих

населенных пунктов.

Рисунок 1.4.5. Принципиальная схема промышленного уран-графитового

реактора типа АДЭ.

К военным реакторам предъявляются такие требования, как:

1. Большой коэффициент воспроизводства делящегося материала,

2. Высокая энергонапряжённость,

3. Короткое время удвоения плутония.

Исторически первыми промышленными реакторами – наработчиками

плутония – были канальные реакторы на тепловых нейтронах с графитовым

замедлителем и прямым проточным водным охлаждением (сокращённо

ПУГР – промышленный уран-графитовый реактор).

В СССР первый промышленный реактор А-1 («Аннушка») мощностью

100 МВт пущен 19.05.1948 в Челябинске-40 (Химический комбинат «Маяк»,

г. Озёрск Челябинской области). Всего на комбинате «Маяк» в разные годы

были введены в эксплуатацию 10 реакторов разной модификации, 8 из

которых остановлены до 1991 года.

30

Вторым предприятием, на котором были построены реакторы -

наработчики оружейного плутония был Сибирский химический комбинат

(СХК, г.Северск, Томской области). Реакторы ЭИ-2 и АДЕ-3 предназначены

для наработки плутония, выработки электроэнергии и теплоснабжения

Северска и Томска. Топливом служили цилиндрические ТВЭЛы на

природном (необогащённом) уране в виде металла. В качестве материала для

технологических каналов и оболочки урановых ТВЭЛов применяются

сплавы на основе алюминия. Теплоноситель — вода, для продувки

графитовых кладок использовался азот высокой чистоты.

Сроки эксплуатации АДЭ-4 и АДЭ-5 первоначально были продлены до

2020 г., с переводом их на малообогащенный уран и снижением мощности на

20%. Пониженная мощность ведет к меньшему выделению тепла и снижает

вероятность деформации графитовых стержней. Сейчас эти реакторы

остановлены.

Третьим заводом, на котором построены реакторы про наработке

плутония, был Красноярский горно-химический комбинат (Железногорск,

Красноярск-26).

Первые реакторы работали в проточном режиме, со сбросом

охлаждающей воды в реку Енисей. Проточные реакторы выведены из

эксплуатации. Третий реактор, АДЕ-2 с замкнутым контуром, пущен в

эксплуатацию в 1964. Тепло с этого атомного реактора использовалось для

выработки электрической энергии и нагрева сетевой воды, которая с 1966

подается для горячего водоснабжения и отопления жилого массива, школ,

больниц, промышленных предприятий Железногорска. С 2010 заглушен и

находится в стадии вывода из эксплуатации.

31

Таблица 1.4.3. Список остановленных промышленных реакторов

Реактор

Мощность,

МВт

Пуск в

эксплуатацию

Реактор

остановлен

Срок

службы,

полных

лет

(месяцев)

Кол-во

Pu, т

А 100/900 19.06.1948 16.06.1987 39 (468) 6,5

АВ-1 300/1200 01.04.1950 08.12.1989 39 (476) 8,9

АВ-2 300/1200 06.04.1951 14.06.1990 39 (470) 9,0

ИР-АИ 50/500 22.12.1951 25.05.1987 35 (425) 3,4

АВ-3 300/1200 15.09.1952 01.11.1990 38 (458) 6,3

И-1 600/1200 20.11.1955 21.09.1990 34 (418) 8,5

АД 1600/1800 25.08.1958 30.06.1992 34 (406) 13,5

И-2 600/1200 15.09.1958 31.12.1990 32 (387) 8,2

АДЕ-1 1600/1900 16.03.1961 29.08.1992 31 (377) 12,3

АДЕ-3 1600/1900 14.07.1961 14.08.1990 29 (349) 11,9

АДЕ-2 1600/1900 1964 16.06.2010 46 (560) 18,2 (2007)

АДЕ-4 1600/1900 26.02.1964 16.06.2010 46 (556) 17,7 (2007)

АДЕ-5 1600/1900 27.06.1965 16.06.2010 45 (540) 17,1 (2007)

Всего наработано Pu: порядка 150 т (на момент публикации в [35], в

2007 г., было наработано 141,2 т, реакторы АДЕ-2,4,5 ещё работали).

32

1.4.4. Тяжеловодные реакторы

Наработка плутония первоначально проводилась на уран-графитовых

реакторах, но впоследствии к ним подключились мощные реакторы на

тяжёлой воде [35]. Два таких реактора, предназначенные для одновременной

наработки плутония и трития, были пущены на «Маяке». Реактор ОК-180

представлял собой первый в России промышленный тяжеловодный реактор,

предназначенный для получения плутония и ряда изотопов. Строительство

реактора было начато 6 июня 1949 и закончено 23 сентября 1951. Спустя 15

лет – 3 марта 1966 года, он был остановлен.

Реактор ОК-190 представлял собой естественное продолжение и

развитие реактора ОК-180. Строительство реактора ОК-190 было начато 6

октября 1953 и закончено 29 октября 1955. Физический пуск реактора был

осуществлен 27 декабря 1955 года. Спустя 10 лет, 8 октября 1965 года

реактор ОК-190 был остановлен.

Третий реактор ОК-190М пущен в апреле 1966. Уникальные параметры

этого реактора позволяли кроме плутония получать различные

радиоактивные изотопы, используемые в народном хозяйстве и идущие на

экспорт. Спустя двадцать лет, 16 апреля 1986 года реактор ОК-190М был

заглушен и выведен из эксплуатации.

Реактор «Людмила» (Л-2) - тяжеловодный реактор с двухконтурной

схемой охлаждения.

Рисунок 1.4.6. Принципиальная схема промышленного тяжеловодного

реактора ЛФ-2.

33

Пущен на комбинате «Маяк» в 1988. Построен в шахте реактора ОК-

190, который был извлечен в 1970 году. Бак от старого реактора был залит

бетоном повышенной теплопроводности, состоящим из жидкого стекла,

кремнефтористого натрия, мелкозернистого графитового песка и

графитового порошка (графитобетон ГФБ). В отличие от предшественников,

имеет стальной корпус.

Легководный реактор Руслан пущен в эксплуатацию в 1978 году и

принципиальных отличий от реактора ЛФ-2 не имеет. Так как его

конструкция и назначение имеет военную направленность, никаких

открытых графических материалов недоступно.

Согласно «Правилам обеспечения безопасности комплексов

промышленных РУ «Руслан» и ЛФ-2» [36], пункт 4.10 – «Система хранения

изделий активной зоны и РАО» гласит:

4.10.1. На КПРУ должны быть предусмотрены хранилища свежих и

отработавших изделий активной зоны и радиоактивных отходов.

Вместимость хранилища отработавших изделий активной зоны должна

обеспечивать возможность полной выгрузки активной зоны в любое время.

Эксплуатационная документация должна содержать требования по

обеспечению безопасности при обращении со свежими и отработавшими

изделиями активной зоны и радиоактивными отходами. Должен быть

выполнен анализ безопасности хранилищ при нормальной эксплуатации,

нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии.

Обращение с ядерным топливом должно обеспечиваться в

соответствии с требованиями нормативной документации.

4.10.2. В хранилище свежих изделий активной зоны техническими и

организационными мерами должны контролироваться внешний вид изделий,

их геометрические размеры и правильность комплектации изделий перед их

загрузкой в реактор.

4.10.3. Возможность достижения критичности в хранилищах свежего и

отработавшего ядерного топлива при его размещении и движении должна

физически исключаться за счет обеспечения соответствующих характеристик

хранилищ и используемого в них оборудования.

34

4.10.4. В хранилищах отработавших изделий активной зоны

(технологических бассейнах) должны быть предусмотрены надежные

системы отвода остаточного тепла и соответствующий контролируемый и

поддерживаемый состав примесей в водной теплоотводящей среде бассейнов

для предотвращения повреждения изделий активной зоны и выхода

радиоактивных веществ в помещения КПРУ или в окружающую среду сверх

установленных проектом пределов.

4.10.5. На КПРУ должны быть предусмотрены транспортно-технологические

операции и специальные устройства для транспортирования свежих и

отработавших изделий активной зоны, в том числе устройства и

приспособления для обеспечения вывоза отработавших изделий активной

зоны с КПРУ.

4.10.6. На КПРУ должны быть предусмотрены транспортно-технологические

операции и специальные устройства для разборки, контроля, повторной

сборки и перекомплектации свежих и отработавших изделий активной зоны.

Повреждения свежих и отработавших изделий активной зоны при разборке,

контроле, повторной сборке и перекомплектации, по возможности, должны

быть исключены.

4.10.7. В проекте и эксплуатационной документации должны содержаться

результаты анализа состава и количества твердых и жидких радиоактивных

отходов и газообразных радиоактивных веществ при нормальной

эксплуатации и их оценка для проектных аварий.

Должны быть предусмотрены средства переработки, места и способы

временного и долговременного хранения радиоактивных отходов и

радиоактивных газов, системы очистки перед сбросом воздуха в атмосферу и

воды в естественные водоемы, средства транспортирования

радиоактивных отходов в пределах КПРУ и до мест хранения.

35

1.4.5. Проблемы утилизации накопленных РАО

промышленных уран-графитовых реакторов (далее - ПУГР)

Необходимо знать полный радионуклидный состав радиоактивных

загрязнений графита. Расчеты, проведенные до остановки реакторов,

показали, что при отсутствии «мокрых аварий» нуклидный состав

радиоактивных загрязнений графита ограничен несколькими

радионуклидами – , , , , которые образовались, в основном, за

счет нейтронной активации примесей графита [37].

Результаты анализов показали, что на долю приходится 95 % всей

активности облученного графита кладок. Хотя средняя удельная активность

графита кладок составляет около 6,9· Бк/кг - тем не менее, в отдельных

районах она может быть значительно выше. Только по активность

около 3,5 % объема кладок составляет Бк/кг.

Изучение распределения активности по толщине графитовых деталей

кладок показало, что на их поверхностях активность в 3...5 раз выше, чем в

объеме. Как правило, подобное различие обусловлено наличием на

поверхности радионуклидов продуктов деления и актиноидов.

Распространение продуктов деления, активации и трансурановых элементов

в графитовой кладке происходило в зависимости от индивидуальной

способности к сорбции, диффузии и миграции этих радионуклидов под

влиянием эксплуатационных факторов. В некоторых ячейках основное

радиоактивное загрязнение сосредоточено в стыках между графитовыми

блоками по высоте колонны и в различных дефектах поверхности.

Путем оценки изменений радиационных характеристик во времени

основных конструкций, а также при анализе вырезанных образцов металла

различных типов сплавов было определено, что в начальный период

выдержки активность γ-излучающих нуклидов в металлоконструкциях ПУГР

в основном определялась , и . Через 8–12 мес. основным

дозообразующим нуклидом является .

При длительной выдержке (100 лет) максимальное значение мощности

дозы в металлоконструкциях не превысит 0,01 Р/ч.

В графитовых кладках в районах локализации частиц облученного

топлива определяется γ-излучением нуклидов и , в меньшей

степени . После 50 лет выдержки радиационная обстановка будет

формироваться только γ-излучением долгоживущего продукта деления .

36

Мощность дозы в этих локальных районах спустя 100 лет выдержки

может достигать 100 Р/ч. Таким образом, после длительного периода

выдержки:

радиационная обстановка в реакторных пространствах ПУГР

значительно изменится за счет естественного распада

относительно короткоживущих продуктов активации и деления.

Остаточная активность, в основном, будет приходиться на

графитовую кладку.

Определяющую роль при этом будет играть активность

долгоживущих продуктов деления и трансурановые элементы.

Таким образом, радиационное состояние только графитовой кладки

будет влиять на выработку концепции и технического проекта снятия с

эксплуатации.

Запасенная энергия графита остановленных ПУГР с точки зрения

обеспечения безопасного хранения облученного реакторного графита несёт

потенциальную опасность. Существует возможность подъема его

температуры за счет самоподдерживающегося выделения запасенной

энергии. Величина запасенной энергии достигает наибольшего значения в

верхних и нижних частях комплектов графитовых втулок ячеек реактора.

Втулки кладки являются самыми «низкотемпературными» деталями

среди деталей графитовых кладок всех остановленных ПУГР. Результаты

показали, что для графитовых деталей самоподдерживающееся выделение

запасенной энергии возможно для графита верхней и нижней части

комплектов втулок. При этом величина запасенной энергии составляет около

220...280 ккал/кг для верхних втулок рабочих ячеек, а для верхних втулок

ячеек системы управления и защиты (СУЗ) и ячеек с обогащенным металлом

(ОМ) – около 400 ккал/кг.

По результатам исследований и оценок возможности выделения

запасенной энергии в первую очередь необходимо извлечь из кладки

• 2–3 верхние втулки из рабочих ячеек;

• полностью комплекты втулок из ячеек СУЗ и ОМ.

37

Высокое значение энергии Вигнера для верхних втулок и втулок СУЗ

обусловлено тем, что в диапазоне температур облучения 100...300 °С в

объеме графита присутствует наибольшее количество неравновесных

междоузлий и вакансий, которые и определяют изменения параметров

кристаллической решетки и соответствующих свойств графита.

Среди всех графитовых деталей остановленных ПУГР

самоподдерживающееся выделение запасенной энергии возможно для

объёмов металла от 1% массы всех втулок (ЭИ-2 и АДЕ-3) до 15% массы

всех втулок ПУГР (И-1).

Для остальной массы графита кладок остановленных ПУГР

самоподдерживающееся выделение запасенной энергии невозможно.

1.4.6. Варианты утилизации графита остановленных

промышленных уран-графитовых реакторов

Для реакторов СХК принят вариант концепции вывода из эксплуатации

– «Захоронение на месте». После полного удаления топлива, расхолаживания

реактора и проведения комплексного инженерного и радиационного

обследования реакторная установка (графитовая кладка в том числе)

приводится в состояние длительной стабильности, т. е.:

1. Демонтируется всё неактивированное оборудование.

2. Создаются дополнительные барьеры безопасности для

предотвращения выхода радионуклидов за пределы реактора:

2.1. Низ реактора бетонируется гидроизоляционным бетоном,

обеспечивая подкрепление основных несущих металлоконструкций.

2.2. Боковые металлоконструкции заполняются бетоном.

2.3. Производится герметизация всех проемов в бетонной шахте

реактора.

2.4. Все полости реакторного пространства заполняются смесями

природных материалов на основе бентонитовых глин.

3. Верх реактора герметизируется с помощью разборного

железобетонного перекрытия, обеспечивающего защиту от пожара,

воздействия взрывной волны, удара и др.

38

В таком виде реактор хранится 100 лет. Радиоактивное оборудование и

системы, находящиеся вне бетонной шахты реактора, демонтируются после

выдержки 30...50 лет.

Данное решение эквивалентно Стадии 2 по классификации МАГАТЭ.

Аналогичные решения, отличающиеся лишь продолжительностью выдержки,

приняты практически во всех странах мира. Так, например, для реакторов

Хэнфордской площадки США принят срок выдержки 75 лет, для

промышленных реакторов Великобритании – 100 лет.

Длительный период выдержки позволит выработать наиболее

оптимальные способы и методы обращения с радиоактивными

конструкциями.

В настоящее время наиболее перспективными способами обращения с

отработавшими графитовыми втулками являются сжигание и кальматаж с

помощью текучих глинистых растворов.

В настоящее время предлагаются разные способы сжигания графита: в

кипящем слое; с помощью газового лазера, а также газификация графита с

помощью перегретого водяного пара (пиролиз). По оценке специалистов,

сжигание отработанного графита даст в итоге радиоактивные отходы,

готовые для длительного захоронения, объемом 1...2 % от первоначального

объема графита. Французские исследования и разработки показали, что с

точки зрения радиационной безопасности решение о сжигании

отработавшего графита приемлемо. Была разработана и испытана пилотная

установка для сжигания в кипящем слое размолотого порошка графита

производительностью 30...50 кг/ч. Содержащиеся в графите , , ,

α-эмиттеры и другие радионуклиды могут надежно улавливаться с помощью

фильтров, а и выходят в атмосферу. При сжигании в кипящем слое

размолотого порошка графита величина выброса радиоуглерода будет на

уровне, характерном для объектов атомной промышленности.

Предполагаемая технология сжигания в кипящем слое обеспечивает

надежную изоляцию от окружающей среды практически всех

радионуклидов, содержащихся в графите, кроме . Благодаря высокой

подвижности в результате атмосферных процессов переносится на

большие расстояния и, окисляясь до , через фотосинтез вместе с

обычной углекислотой вовлекается в естественный углеродный цикл.

39

В результате образования с помощью текучих глинистых растворов

глиняной цементирующей массы можно исключить возможный выход

радионуклидов за пределы бетонных конструкций, как газообразных, так и в

ионорастворенных формах.

Обоснованы основные направления модификации технологии создания

дополнительных барьеров безопасности путем закачки в хранилище текучих

глинистых растворов применительно к существующим хранилищам РАО

реакторного производства. Установлено, что для предотвращения

самоподдерживающегося выделения запасенной энергии в первую очередь из

активной зоны ПУГР должны извлекаться 2–3 верхние графитовые втулки

рабочих ячеек, а также полный комплект втулок из ячеек СУЗ и ОМ.

Определены состав и способ приготовления композиций на основе глин

Томской области, обеспечивающих следующие свойства:

• высокую адсорбционную способность по отношению к различным

радионуклидам;

• сохранение свойств на протяжении нескольких сотен лет;

• стабильное поведение конструкционных материалов в среде

наполнителя;

• достаточную несущую способность.

40

1.5. Ежегодный прирост объёмов РАО

На сегодняшний день в нашей стране эксплуатируется 10 атомных

электростанций (в общей сложности 33 энергоблока (см. таблицу),

установленной мощностью 24,2 ГВт), которые вырабатывают около 16%

всего производимого электричества. При этом в Европейской части России

доля атомной энергетики достигает 30%, а на Северо-западе — 37% [38] .

Благодаря работе АЭС России ежегодно предотвращается выброс в

атмосферу 210 миллионов тонн углекислого газа. Всего же мировая атомная

энергетика предотвращает образование 3,4 млрд. тонн C .

Отработавшее топливо атомных электростанций является основным

источником высокоактивных радиоактивных отходов. Также, большинство

АЭС в России построены до 1986 года и вскоре потребуется массово

выводить атомные блоки из эксплуатации, что увеличит объёмы

высокоактивных отходов в ближайшем будущем.

Из 33 блоков, находящихся в эксплуатации, работают свыше 30 лет - 21

или 64%, свыше 20 лет – 8 или 24% и только 4 энергоблока имеют срок

службы от 1 до 11 лет (12%). Каждый год с 2017-го (ориентировочно) будет

выводиться из эксплуатации по одному (или даже по два) энергоблока. Это

потребует, кроме затрат на обращение с РАО от замещающих мощностей

новых энергоблоков и затрат на ликвидацию ядерного наследия, крупные

средства на программу по ВиЭ.

Имеются ввиду как ресурсы материального характера, так и большой

объём высококвалифицированных специалистов. Считаю необходимым уже

сейчас ставить перед обучающим персоналом и поступающими в

специализированные ВУЗы атомной отрасли задачи на перспективу по

выводу энергоблоков из эксплуатации.

Подготовка магистра (знания бакалавра имеют только общее

представление об атомной энергетике) по данной специальной теме занимает

6 лет. Даже если начать массовое до- и переобучение студентов завтра,

приняв на первый курс вчерашних школьников или бакалавров осенью 2012

года, то первые результаты будут ощутимы только в 2017 году (С учётом

2014-го года окончания ВУЗа и 3-х лет практики).

41

Таблица 1.5.1. АЭС России [38]

Станция

Блок

Тип

реактора

Номинальная

электрическая

мощность,

МВт

Дата

ввода

в

эксплуатацию

Срок

службы

на

текущий

момент -

06.2012г.,

лет

Балаковская

№1 ВВЭР-1000 1000 28.12.1985 36,5

№2 ВВЭР-1000 1000 08.10.1987 34,7

№3 ВВЭР-1000 1000 25.12.1988 33,5

№4 ВВЭР-1000 1000 04.11.1993 28,5

Белоярская №3 БН-600 600 08.04.1980 32,2

Билибинская

№1 ЭГП-6 12 12.01.1974 38,5

№2 ЭГП-6 12 30.12.1974 37,5

№3 ЭГП-6 12 22.12.1975 36,5

№4 ЭГП-6 12 27.12.1976 35,5

Калининская

№1 ВВЭР-1000 1000 09.05.1984 28,1

№2 ВВЭР-1000 1000 03.12.1986 25,5

№3 ВВЭР-1000 1000 16.12.2004 7,5

№4 ВВЭР-1000 1000 12.12.2011 <1

Кольская

№1 ВВЭР-440 440 29.06.1973 39

№2 ВВЭР-440 440 08.12.1974 37,5

№3 ВВЭР-440 440 24.03.1981 31,3

№4 ВВЭР-440 440 11.10.1984 27,7

42

Таблица 1.5.2. АЭС России (продолжение)

Станция

Блок

Тип

реактора

Номинальная

электрическая

мощность,

МВт

Дата

ввода

в

эксплуатацию

Срок

службы

на

текущий

момент

(06/2012г.)

лет

Курская

№1 РБМК-1000 1000 19.12.1976 35,5

№2 РБМК-1000 1000 28.01.1979 33,4

№3 РБМК-1000 1000 17.10.1983 29,5

№4 РБМК-1000 1000 02.12.1985 27,5

Ленинградская

№1 РБМК-1000 1000 12.01.1973 38

№2 РБМК-1000 1000 21.12.1975 38

№3 РБМК-1000 1000 11.07.1979 37

№4 РБМК-1000 1000 09.02.1981 36

Нововоронежская

№3 ВВЭР-440 440 27.12.1971 40,5

№4 ВВЭР-440 440 28.12.1972 39,5

№5 ВВЭР-1000 1000 31.05.1980 32

Ростовская №1 ВВЭР-1000 1000 30.03.2001 11,2

№2 ВВЭР-1000 1000 18.03.2010 2,3

Смоленская №1 РБМК-1000 1000 09.12.1982 29,5

№2 РБМК-1000 1000 31.05.1985 37

№3 РБМК-1000 1000 17.01.1990 22,5

43

1.5.1. Отработавшее ядерное топливо ВВЭР-440

Согласно [39], приложение № 2 концепции по обращению с ОЯТ и

РАО] в России действуют 6 блоков реакторов ВВЭР-440 с годовым

образованием ОЯТ 87 тонн.

Для них реализован замкнутый ЯТЦ: после выдержки в приреакторных

бассейнах в течение 3-5 лет ОЯТ ВВЭР-440 вывозится на переработку на

завод РТ-1.

В случае закрытия действующего радиохимического производства и

прекращения приема ОЯТ, хранилища ОЯТ на АЭС будут полностью

заполнены, а реакторы ВВЭР-440 через 4-5 года придется остановить.

Таблица 1.5.3. Остановленные зарубежные блоки с ВВЭР-440 [40]

Станция

(страна)

Блок,

№

Тип

реактора

Номинальная

электрическая

мощность,

МВт

Срок

службы на

текущий

момент

(06/2012г.),

лет

Состояние

Грайфсвальд

(Германия)

№1 ВВЭР-440 440 16

Остановлены,

выведены из

эксплуатации

№2 ВВЭР-440 440 15

№3 ВВЭР-440 440 12

№4 ВВЭР-440 440 11

№5 ВВЭР-440 440 23 дня

Козлодуй

(Болгария)

№1 ВВЭР-440 440 28

Остановлены

№2 ВВЭР-440 440 27

№3 ВВЭР-440 440 25

№4 ВВЭР-440 440 24

Богунице

(Словакия)

№1 ВВЭР-440 440 28

Остановлены №2 ВВЭР-440 440 28

Мецамор (Армения) №1 ВВЭР-440 440 23

44

Таблица 1.5.4. Действующие зарубежные блоки с ВВЭР-440 [40]

Станция (страна)

Блок,

№

Тип

реактора

Номинальная

электрическая

мощность,

МВт

Срок службы

на текущий

момент

(06/2012г.),

лет

Дукованы

(Чехия)

№1 ВВЭР-440 440 27

№2 ВВЭР-440 440 26

№3 ВВЭР-440 440 26

№4 ВВЭР-440 440 25

Пакш

(Венгрия)

№1 ВВЭР-440 440 29

№2 ВВЭР-440 440 28

№3 ВВЭР-440 440 26

№4 ВВЭР-440 440 25

Ловииса (Финляндия) №1 ВВЭР-440 440 35

№2 ВВЭР-440 440 32

Ровенская (Украина) №1 ВВЭР-440 440 31

№2 ВВЭР-440 440 30

Богунице

(Словакия)

№3 ВВЭР-440 440 28

№4 ВВЭР-440 440 27

Моховце

(Словакия)

№1 ВВЭР-440 440 14

№2 ВВЭР-440 440 13

Мецамор (Армения) №2 ВВЭР-440 440 32

12 энергоблоков с АЭС ВВЭР-440 остановлены, 5 из них (АЭС

Грайфсвальд) уже выведены из эксплуатации[41]. 17 энергоблоков ВВЭР-440

находятся в эксплуатации. В последнее время ограничено поступление ОЯТ

ВВЭР-440 из этих стран.

45

До 1996 года отработанное ядерное топливо АЭС Ловииса

возвращалось в Россию на комбинат «Маяк». Поправка 1994 года к

финскому закону о ядерной энергии 1987 года оговаривала, что отработанное

топливо должно оставаться в пределах страны [42].

Для решения проблемы окончательного захоронения ОЯТ Teollisuuden

Voima (TVO) и Fortum создали в 1995 году совместное предприятие Posiva

Oy. После проведённых компанией исследований в мае 2001 года, парламент

Финляндии 159 голосами против 3 проголосовал за строительство

могильника на территории коммуны Эурайоки. Планируется, что это

хранилище, имеющее название Онкало (фин. Onkalo) будет введено в

эксплуатацию к 2020 году, будет расширяться в течение XXI века и будет

законсервировано в начале XXII века [42].

Рисунок 1.5.1. Принципиальная схема глубинного могильника для ОЯТ

Онкало в Финляндии [42].

В настоящее время отработавшее ядерное топливо с украинских,

болгарских и армянской АЭС направляется на переработку в РФ [43].

46

1.5.2. Отработавшее ядерное топливо ВВЭР-1000

На 11 энергоблоках реакторов ВВЭР-1000 в России ежегодно

образуется 260 тонн ОЯТ [39].

Для реакторов ВВЭР-1000 ЯТЦ в настоящее время не является

замкнутым: ОЯТ после выдержки в течение 3-5 лет вывозится с АЭС в

централизованное хранилище на ГХК (Железногорск под Красноярском).

Решение вопроса переработки ОЯТ принято в направлении модернизации

завода РТ-1 и создания завода РТ-2.

Таблица 1.5.5. Полное число ОТВС за время эксплуатации ВВЭР-1000

Станция

Блок

Срок службы

на текущий

момент -

06.2012г., лет

Количество

ОТВС

Балаковская

№1 36,5 3.600

№2 34,7 3.400

№3 33,5 3.300

№4 28,5 2.800

Нововоронежская №5 32 3.200

Калининская

№1 28,1 2.800

№2 25,5 2.500

№3 7,5 700

№4 1 100

Ростовская №1 11,2 1.100

№2 2,3 200

Итого: 11 21,5 23.700 ОТВС

Оценка количества ОТВС, выгруженных из реакторов ВВЭР-1000 за

всё время их эксплуатации, сделана в первом приближении. При ежегодной

перегрузке выгружается треть АЗ реактора, что составляет ∼100 ОТВС.

47

Таблица 1.5.6. Действующие зарубежные блоки с ВВЭР-1000 [40]

Станция (страна)

Блок,

№

Тип

реактора

Номинальная

электрическая

мощность,

МВт

Срок службы

на текущий

момент

(06/2012г.),

лет

Запорожская

(Украина)

№1 ВВЭР-1000 1000 28

№2 ВВЭР-1000 1000 27

№3 ВВЭР-1000 1000 26

№4 ВВЭР-1000 1000 25

№5 ВВЭР-1000 1000 23

№6 ВВЭР-1000 1000 17

Ровенская

(Украина)

№3 ВВЭР-1000 1000 26

№4 ВВЭР-1000 1000 8

Хмельницкая

(Украина)

№1 ВВЭР-1000 1000 25

№2 ВВЭР-1000 1000 8

Южно-Украинская

(Украина)

№1 ВВЭР-1000 1000 30

№2 ВВЭР-1000 1000 27

№3 ВВЭР-1000 1000 23

Козлодуй

(Болгария)

№5 ВВЭР-1000 1000 25

№6 ВВЭР-1000 1000 21

Тяньваньская

(Китай)

№1 ВВЭР-1000 1000 6

№2 ВВЭР-1000 1000 7

Бушер (Иран) №1 ВВЭР-1000 1000 1

Темелин

(Чехия)

№1 ВВЭР-1000 1000 12

№2 ВВЭР-1000 1000 10

48

Перевозка и долговременное хранение ОЯТ в Россию экономически

менее выгодно, чем национальное обращение (долговременное хранение и

дальнейшая возможность переработки-захоронения).

В настоящее время отработавшее ядерное топливо украинских АЭС

направляется на длительное хранение (для энергоблоков с реакторами ВВЭР-

1000 — их в Украине 13, но отправляется топливо с семи, поскольку ЗАЭС

(Запорожская) имеет хранилище для ОЯТ на своей площадке).

Из года в год стоимость обращения с отработавшим ядерным топливом

Российская Федерация повышает… На сегодня она приближается к 1,5 тыс.

долл. за 1 кг тяжелого металла, а с середины 90-х увеличилась практически в

три раза. Государственная компания НАЭК «Энергоатом» платит «Росатому»

ежегодно от 100 до 180 млн. долл…

…строительство ЦХОЯТ для украинских АЭС отвечает национальным

интересам Украины, экономически выгодно и будет способствовать

укреплению энергетической безопасности страны. В соответствии с ТЭО

проекта, №131-р, утвержденного КМУ еще 4 февраля 2009 г. (ознакомиться с

ним можно на сайте НАЭК «Энергоатома»), обращение одного килограмма

ОЯТ в ЦХОЯТ будет стоить порядка 200 долл., т.е. практически в шесть раз

дешевле, чем это сегодня обходится «Энергоатому», отправляющему ОЯТ в

РФ. Благодаря этому хранилищу ЗАЭС экономит до 40 млн. долл. в год.

Чехия, Словакия, Венгрия, Финляндия, эксплуатирующие

энергетические реакторы советского проекта типа ВВЭР, уже давно не

отправляют ОЯТ в РФ, а хранят его на своей территории [44].

Итого: накоплено свыше 5650 тонн ОТВС в бассейнах выдержки АЭС

с РУ ВВЭР-1000, а также в централизованном мокром (сухом) хранилище на

ГХК. Поступает топливо с 11-ти отечественных и 9 зарубежных АЭС (7-

украина, 2-Болгария [45]), а это 473т ОЯТ/год (или ∼2000 ОТВС/год).

49

1.5.3. Отработавшее ядерное топливо РБМК-1000

Ежегодно на 11 российских реакторах РБМК-1000 образуется 550 тонн

ОЯТ (что соответствует 5000 ОТВС) [39]. Для реакторов РБМК реализуется

открытый ЯТЦ: ОЯТ хранится на АЭС в водной среде в приреакторных

бассейнах выдержки и отдельно стоящих ХОЯТ; переработка ОЯТ не

производится.

Таблица 1.5.7. Полное число ОТВС за время эксплуатации РБМК-1000

Станция

Блок

Срок службы

на текущий

момент -

06.2012г., лет

Количество

ОТВС

Курская

№1 35,5 16.000

№2 33,4 15.000

№3 29,5 13.300

№4 27,5 12.400

Ленинградская

№1 38 17.100

№2 38 17.100

№3 37 16.700

№4 36 16.200

Смоленская

№1 29,5 13.300

№2 37 16.700

№3 22,5 10.100

Итого: 11 =26 лет 128.000 ОТВС

Вместимость существующих хранилищ обеспечит работу блоков в

течение 5 лет. Сейчас на площадках АЭС хранится более 14.000 тонн ОЯТ. В

настоящее время ОЯТ РБМК с АЭС не вывозится. Вывоз будет осуществлен

после создания на АЭС узлов резки на два пучка ОТВС РБМК.

Все зарубежные блоки с канальными реактором остановлены [46].

50

1.5.4. Отработавшее ядерное топливо БН-600

В реакторе БН-600 [47] ежегодно образуется 6,2 тонны ОЯТ, которое,

после выдержки, перерабатывается на заводе РТ-1. Для ОЯТ данного типа

реализован замкнутый цикл по урану [39].

В работе [48] разрабатывалась методология обращения с РАО при ВиЭ

реактора БН-350, обеспечивающая приведение отходов в радиационно-

безопасное состояние за счёт снижения их объёмов и кондиционирования их

формы, пригодные для длительного хранения, а также экономичность

переработки.

В бункерном хранилище Бн-350 хранится 140т высокоактивных

отходов (ВАО) с суммарной активностью 3,5* Бк. В здании РУ на

хранении находятся чехлы, пеналы, сборки, радионуклидные источники

(РИ), фильтры, ловушки, адсорберы и т.п. Из общей массы ТРО (140т), ВАО

составляют 37,1%. Суммарная активность ловушек и адсорберов –

5,5* Бк. На предприятиях МАЭК на хранении находится около 11.000 РИ

с активностью 8,3* Бк. Всего за время эксплуатации БН-350 накоплено

∼7550т ТРО (13.000 ) с активностью 1,9* Бк.

К не перерабатываемым и специфическим ТРО отнесены:

металлический натрий, специальное оборудование, РИ и т.п.

Таблица 1.5.8. Виды специфических высокоактивных ТРО

Вид ТРО Количество

шт.

Объём,

м

Активность,

Бк

1. Адсорберы 5 10,4 2,9*

2. Ловушка цезия 7 6,2 2,6*

3. Радионуклидные источники 11375 - 9,7*

4. Нейтронные источники 3 - 1,4*

Общий объём ТРО, накопленных при эксплуатации и образующихся на

1 этапе ВиЭ ∼ 14.000м (8.240т), из них ВАО – 3-4% (330т , 560 м ).

51

С учётом величины пересчетных коэффициентов (∼2) среднегодовой

объём ЖРО на реакторе БН-600 за время эксплуатации составит:

м /реактор*год – 100-150 (при солесодержании 200-300 г/л); м /МВ *год –

0,25-0,35. За время эксплуатации БН-600 (45 лет) может быть накоплено

4500-6750 м ЖРО. Удельная активность ЖРО реакторов на тепловых и

быстрых нейтронах сравнима по величине, на 95-99% определяется

нуклидом . ЖРО всех типов реакторов близки по химическому составу.

Объёмы эксплуатационных ТРО реакторов БН сравнимы с объёмами

ТРО на реакторах РБМК.

Таблица 1.5.9. Соотношение высокоактивных ТРО [48]

Категория

ТРО

Соотношение категорий ТРО, %, для реакторов типа:

ВВЭР РБМК БН PWR, BWR

ВАО ≤1-3 2,0-4,8 2,8-4,0 0,4-0,6

Общая масса ТРО по завершению ВиЭ РУ БН почти не отличается от

количества ТРО при ВиЭ на блоках с ВВЭР и европейских энергоблоках

PWR и BWR.

С учётом затрат на безопасное хранение в течение 50 лет переработка

ТРО прессованием экономически целесообразна при наличии в составе ТРО

≥ 2.400 м прессуемых отходов; сжигание – при наличии ≥ 10.500 м

горючих отходов, а упаковка ТРО в НЗК навалом – при общем объёме

отходов ≤ 2.400 м

Одновременное использование способов прессования и сжигания

экономически оправдано при суммарном объёме отходов > 15.000-20.000 м .

Затраты на обращение с ТРО и ЖРО РУ БН-350 (с учётом хранения в

течение 50 лет), по оценкам автора [48], составят 40.000.000$ за обращение с

ТРО и 111.100.000$ за обращение с ЖРО (в ценах 2000 года). В рублёвом

эквиваленте суммарные затраты на обращение с РАО всех типов активности

составят 4.533.000.000 рублей.

52

1.5.5. Отработавшее ядерное топливо ЭГП-6

4 реактора ЭГП-6, согласно планам по продлению срока службы,

должны быть окончательно остановлены в 2022 г [50]. Специфика АЭС (тип

реактора, ОЯТ в бассейне - выдержки, конструкция ТВЭЛов аналогична

конструкции в АМБ, основной источник тепло- и электроэнергии,

расположение станции, отсутствие стабильных коммуникаций,

экстремальные климатические условия) определяет выбор захоронения на

месте как предпочтительного.

В [50] указано, что ВиЭ реакторов повлечёт за собой серьёзные траты

на поддержания жизненных условий персонала, окружающей

инфраструктуры во время работы по ликвидации объёкта. Годовой объём

этих расходов оценивается в сумму 2.000.000.000 рублей/год в ценах 2010

года.

Наименее затратный вариант, стоимостью в 8.360.000.000 рублей –

немедленный вывод и «захоронение на месте «М» с опережающим

строительством БиАЭС-II (или вводом КЛТ-40С)».

Рисунок 1.5.2. ТВС ЭГП-6 [49.2]

53

1.6. Строящиеся АЭС в России

Рисунок 1.6.1. Строительство новых энергоблоков в России на период

до 2021 года [51]

3-й и 4-й блоки Волгодонской (Ростовской) АЭС (в плане накопления

ОЯТ и РАО) принципиально не отличаются от серийных действующих

блоков проекта В-320. Согласно [52], ежегодная наработка ОТВС (и в

перспективе переработки - ВАО) составит 47,5т.

Энергоблок № 4 Белоярской АЭС с реакторной установкой на быстрых

нейтронах БН-800. Он сооружается в соответствии с Федеральной целевой

программой «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на

2007 – 2010 годы и на перспективу до 2015 года» [53]. Ориентировочные

сроки завершения строительства – 2013-2014 годы. Ввод в строй этого

энергоблока позволит провести натурные исследования расширения

топливной базу атомной энергетики (используя MOX-топливо), а также

снизить радиоактивные отходы, за счёт исследований организации

замкнутого ядерно-топливного цикла. Ежегодная наработка ОЯТ реактора

составит 8 т.

Вторая серия блоков Нововоронежской АЭС и Ленинградской АЭС

(последние - ставят своей целью заменить мощности первой очереди из 4-х

РБМК) принадлежат к проекту ВВЭР-ТОИ.

54

Согласно концепт – проекту и общей пояснительной записке [54], в

активной зоне реактора находится 163 ТВС, кампания топлива – 3*1,5 года,

срок службы реактора – 60 лет.

Нормируя наработку ОТВС на 1 год эксплуатации, получаю величину в

36 ОТВС с 1-го энергоблока проекта ВВЭР-ТОИ в год. Планируется

построить здание ХОЯТ для выдержки в течение 10 лет эксплуатации 2-х

блоков с возможностью расширения в генплане на срок до 50 лет.

Ежегодная наработка ВАО с 1 энергоблока согласно проекту

составляет 0,5 м Однако внутриреакторные детекторы и блоки

детектирования (ВАО ТРО – согласно таблице 1.5.1.7.3.1.1) не

перерабатываются (хранятся) и занимают, соответственно 3,1 и 3,2 м .

На рисунке 1.6.2. представлена функциональная технологическая схема

обращения с РАО на ВВЭР-ТОИ в 2-х вариантах. Согласно им

высокоактивные ТРО в объёме 2 м отправляются на хранение без

переработки.

55

Ри

сун

ок

1.6

.2.

56

Суммарно девять блоков на Балтийской, Ленинградской, Ростовской,

Нижегородской и Нововоронежской станции проекта АЭС-2006 с реактором

типа ВВЭР-1200 и расчетным сроком службы каждого энергоблока в 60 лет

будут построены до 2020 года.

Это означает, что к 2020-му году будет ежегодно накапливаться 324

ОТВС, 4,5 м ВАО, 18 м высокоактивных ТРО и 56,7 м внутриреакторных

детекторов и блоков детектирования.

С 2013 года планируется начать опытно-промышленную эксплуатацию

плавучей АЭС «Академик Ломоносов» в городе Вилючинск, Камчатского

края. Два энергоблока с реактором типа КЛТ-40С и электрической

мощностью 70 МВт будут поставлять тепло и электроэнергию на берег.

Рисунок 1.6.3. Реакторная установка КЛТ-40С.

1 - реактор; 2 - циркуляционный насос первого контура; 3 - защитная

оболочка; 4 - конденсационная система снижения давления в защитной

оболочке; 5 - баллоны газа высокого давления; 6 - парогенератор; 7 - бак

МВЗ.

57

1.7. Исчерпание назначенного срока службы реакторов,

продление срока службы реакторов

23 августа 1991 года Минатомом СССР утверждена концепция снятия с

эксплуатации энергоблоков АЭС [55]. В таблице 1.7.1 указаны сроки

окончания эксплуатации энергоблоков согласно проекту:

Таблица 1.7.1. Сроки исчерпания назначенного срока службы АЭС на период

до 2010 года (в России) [55]

№ Наименование АЭС Тип

реактора

Номер

блока

Мощность,

МВт (эл.)

Год

пуска

Год

останова

1. Белоярская АМБ

АМБ

Бн-600

1

2

3

100

200

600

1964

1967

1980

1981

1989

2010

2. Нововоронежская ВВЭР

ВВЭР

ВВЭР

ВВЭР

ВВЭР

1

2

3

4

5

210

365

440

440

1000

1964

1969

1971

1972

1980

1984

1990

2001

2002

2010

3. Кольская ВВЭР

ВВЭР

1

2

440

440

1976

1979

1989

1989

4. Ленинградская РБМК

РБМК

1

2

1000

1000

1973

1975

2003

2005

5. Курская РБМК

РБМК

1

2

1000

1000

1976

1978

2006

2008

6. Билибинская ЭГП-6

ЭГП-6

ЭГП-6

ЭГП-6

1

2

3

4

12

12

12

12

1974

1974

1975

1976

2004

2004

2005

2006

58

В настоящее время в России в стадии вывода из эксплуатации

(выдержка под наблюдением) находятся 4 энергоблока. Это первая очередь

Нововоронежской (ВВЭР-210 и ВВЭР-320) и Белоярской АЭС (АМБ-100 и

АМБ-200). Блоки переведены в ядерно-безопасное состояние, идут работы по

дезактивации и консервации оборудования.

Для компенсации энергомощностей уже установленных и намечаемых

к выводу из эксплуатации энергоблоков предлагается обеспечивать

современный ввод замещающих энергомощностей блоками повышенной

безопасности.

Таблица 1.7.2. Замещающие энергомощности [55]

№ Наименование АЭС Тип

реактора

Номер

блока

Мощность,

МВт (эл.)

Год

пуска

1. Нововоронежская ВВЭР

ВВЭР

6

7

1000

1000

2000

2007

2. Кольская ВВЭР

ВВЭР

5

6

1000

1000

2000

2002

3. Ленинградская ВВЭР

ВВЭР

(ВВЭР)

5

6

(7)

1000

1000

(1000)

2003

2005

(2007)

4. Белоярская БН 4 800 1997-

2000

5. Билибинская ЭГП 5

6

7

32

32

32

1998

1999

2000

Продление срока службы реактора – крайне ответственная операция,

которая (при ошибке в расчётах ресурса главного незаменяемого

оборудования первого контура) может привести к нарушению режима

эксплуатации, аварийным ситуациям, выходу радиоактивности за пределы

барьеров безопасности.

59

1.8. Вывод из эксплуатации энергоблока

с реактором РБМК-1000

Все канальные реакторы большой мощности, эксплуатируемые в

России, относятся к «поколению 2» и согласно стратегии ГК «Росатом» ввод

в строй новых реакторов канального типа не планируется.

Самому «молодому» блоку (Смоленская АЭС, э/б №3) 22 года, самому

«старшему» блоку (Ленинградская АЭС, э/б №1) 38 лет. Средний срок

эксплуатации – 26 лет.

Перед этапом консервации необходимо после осуществления выгрузки

ОТВС и удаления их в ХОЯТ опорожнить и дезактивировать

теплотехническое оборудование и трубопроводы. Весовые характеристики и

поверхностная загрязнённость систем оказывают определяющее влияние как

на этапе демонтажа, на стоимость демонтажных работ.

Общая масса основных систем реакторного блока АЭС с РБМК-1000

составляет (ориентировочно) 5000т. Основной вклад вносит контур

многократной принудительной циркуляции (82,4% или 4120т, среди которых

8 ГЦН – 1265т, 4 барабана-сепаратора - 975т, напорные коллекторы и

трубопроводы - 420т, технологические каналы – 335т, нижние водяные

коммуникации - 320т, пароводяные каналы – 310т). Внутренняя поверхность

элементов систем 46.500 , общая величина загрязнённых поверхностей

может доходить до 220 Ки (8,2* ) [55].

Величина наведённой активности технологических каналов может

достигать значения, равного общей величине поверхностного загрязнения

всех элементов системы.

Специальные мостовые краны могут иметь суммарную поверхностную

величину загрязнения порядка 2 Ки (7,4* и дезактивируются перед

демонтажём.

60

1.9. Другие источники РАО

1.9.1. ОЯТ исследовательских реакторов (ИР)

Имеется ОЯТ с топливной композицией U-Zr и U-Be, которое в

настоящее время не подлежит приему на РТ-1 из-за отсутствия

технологической линии по его переработке. В России действуют 2 стенда-

прототипа судовых ЯЭУ. ОЯТ стендов-прототипов хранится в БВ в

количестве нескольких тонн [39].

В России действовали 3 стенда-прототипа космических ЯЭУ; ОЯТ в

количестве 500 кг хранится в сухих хранилищах стендов [39]. Необходимо в

ближайшей перспективе решить вопрос переработки этого типа ОЯТ.

В России имеется 33 ИР, из которых действуют 18, на реконструкции 2,

остальные выведены из эксплуатации; кроме того, существует несколько

десятков критических и подкритических сборок [39]. В последние годы ОЯТ

как накапливалось во временных хранилищах исследовательских центров,

так и перерабатывалось.

Вследствие большого разнообразия конструкций ТВЭЛ и ОТВС,

различий топливных композиций и конструкционных материалов, для ОЯТ

каждого ИР, КС и ПКС должно быть принято решение о выборе технологии

переработки, долговременного хранения или захоронения.

Рисунок 1.9.1. Реактор МР (РНЦ КИ, остановлен в 1993 г., на стадии ВиЭ)

61

1.10. Строящиеся АЭС за рубежом

При сооружении атомных станций Атомстройэкспорт традиционно

использует легководные реакторные установки типа ВВЭР. Реактор ВВЭР

является основой для программы развития атомной отрасли России и

расширения экспорта.

Рисунок 1.10.1. Сооружение АЭС за рубежом [51]

Россия и Белоруссия заключили Межправительственное соглашение о

сотрудничестве в строительстве на территории Белоруссии атомной

электростанции. В Республике Беларусь будут построены два энергоблока

суммарной мощностью до 2400 (2х1200) МВт. Для строительства первой

белорусской АЭС выбран проект «АЭС-2006» ОАО «СПб

«Атомэнергопроект». Для размещения станции определена Островецкая

площадка в Гродненской области.

На юге Индии сооружается АЭС «Куданкулам» с двумя энергоблоками

с реакторными установками ВВЭР-1000.

Российские предприятия совместно с словацкими достраивают третий

и четвертый энергоблоки АЭС «Моховце», сооружение которых было начато

в 1987 г. и приостановлено в 1992 г. Новые планируемые сроки ввода

энергоблоков в эксплуатацию – 2012 г. и 2013 г. соответственно.

62

11 мая 2010 года подписан контракт на выполнение работ в рамках

достройки «Ядерного острова» между ЗАО «Атомстройэкспорт» и АО

«Словацкие электростанции». Контрактом предусмотрено выполнение работ,

поставка оборудования и оказание услуг по внедрению на обоих блоках

систем внутриреакторного контроля, систем измерений концентрации бора и

подсистем измерения уровня в корпусе реактора и измерения температуры на

выходе из активной зоны. Сроки проведения работ 2010-2013 г.г.

В октябре 2009 года Государственная корпорация «Росатом» и

Китайская корпорация ядерной промышленности (CNNC) подписали

протокол, в котором подтвердили желание и намерение продолжать

сотрудничество в сооружении второй очереди Тяньваньской АЭС – третьего

и четвертого блоков станции.

Третий и четвертый блоки Тяньваньской АЭС будут сооружаться

аналогично проекту первой очереди: два энергоблока российского дизайна с

реакторными установками ВВЭР-1000. Проектирование и поставку

оборудования неядерной части атомной станции будет осуществлять JNPC.

26 энергоблоков (16 – с ВВЭР-1000 и 10 – с ВВЭР-ТОИ) к 2025 году

будут ежегодно накапливать 1000 ОТВС ВВЭР-1000, 580 ОТВС ВВЭР-ТОИ,

8 м ВАО, 32 м высокоактивных ТРО и 101 м внутриреакторных

детекторов и блоков детектирования.

63

Глава 2

Опыт обращения с ОЯТ и ВАО

2.1. Обращение с ВАО в настоящее время

ВАО: 1. Высокоактивная жидкость, содержащая в основном продукты

деления, а также некоторые актиниды, которые отделяются в процессе

химической переработай облученного топлива (водосодержащие,

образующиеся в первом экстракционном цикле, и потоки жидкостей,

смешиваемые с этими отходами).

2. Отработавшее топливо реактора, если оно отнесено с отходам.

3. Любые другие отходы, уровень радиоактивности которых сравним с

активностью отходов, перечисленных в пунктах 1 и 2 [65]

Таблица 2.1.1. Классификация высокоактивных отходов

Категория

отходов

Удельная активность, кБк/кг

Тритий Бета-

излучающие

радионуклиды

(исключая

тритий)

Альфа-

излучающие

нуклиды

(исключая

трансурановые)

Трансурановые

радионуклиды

Высокоактивные Более Более Более Более

2.1.1. Графическая интерпретация

стратегии обращения с ВАО в РФ

На рисунке 2.1.1 [56] схематично представлена стратегия обращения с

ВАО в Российской Федерации. К настоящему времени разработана

«дорожная карта» создания единой государственной системы обращения с

радиоактивными отходами.

«Дорожная карта» основывается на информации о географии

образования, количестве и характеристиках накопленных отходов,

планируемой динамике их образования, производителях отходов (в том числе

регулярных), технологиях обращения с отходами, финансово-экономических

моделях и оценках, предполагаемой структуре и технологическом облике

системы. «Дорожная карта» также устанавливает систему управления

проектами.

64

Рисунок 2.1.1 Стратегия обращения с РАО в РФ [56]

Согласно план-графику работ, запланированных в рамках ФЦП ЯРБ на

2008-2015 гг., в 2008 году разработана организованно-финансовая структура

единой государственной системы обращения с РАО (ЕГСО), разработаны

перечни технологий по обращению с РАО, форма и содержание паспорта

РАО, требований к упаковкам для окончательной локализации РАО,

структуры и положения ЕГСО РАО. Также внесены изменения и дополнения

в нормативно-законодательную базу, разработаны предложения по

финансовому обеспечению функционирования ЕГСО с РАО.

Пункт временного хранения РАО

Обследование Извлекаемые РАО

Сортировка и

компактирование

Извлечение

Неизвлекаемые РАО

Дооборудование

Перевод в пункт

приповерхностного

хранения

Переработка

РАО

Короткоживущие РАО

Контейнеризация

Транспортировка

Размещение РАО в

региональном пункте

приповерхностного

хранения

Контейнеризация

Транспортировка

Долгоживущие РАО

Размещение РАО в

федеральном пункте

геологического

захоронения

65

Рисунок 2.1.2 План – график работ по обращению с РАО и ОЯТ [56]

2.1.2. Зарубежный опыт обращения с ОЯТ и ВАО

Постоянная работа по мониторингу зарубежного опыта обращения с

РАО и ОЯТ происходит в ИБРАЭ РАН. Согласно [57], в 2005-2006 годах в

России был выполнен беспрецедентный объём работ, связанный с

ратификацией Объединённой конвенции об обращении с РАО и ОЯТ,

выполнением обязательств, предусмотренных конвенцией, разработкой

национальных концепций развития ядерно-энергетического комплекса [58] и

безопасного обращения с радиоактивными отходами и отработавшим

ядерным топливом [39]. Решено в долгосрочной перспективе нарастить долю

ядерной энергетики с текущих 17 до 25% к 2020 году, снижая зависимость от

органического топлива в энергобалансе страны.

66

Становится острой проблема законодательного регулирования,

разграничения сфер ответственности бизнеса и государства, минимизация

тяжести накопленных проблем в виде военного ядерного наследия для

будущих поколений.

Основная проблема заключается в большом промежутке времени

между получением финансовой прибыли от АЭС, как от экономического

проекта и началом крупномасштабных затрат на ВиЭ и долговременное

хранение/захоронение РАО и ОЯТ вне промплощадки АЭС.

Принятая Россией концепция постулирует «честность по отношению к

будущим поколениям», законодательно накладывая на управляющую

организацию (УО) принцип «кто эксплуатирует, тот и платит».

В качестве основных предложены четыре способа накопления суммы

для работ по ВиЭ и обращению с РАО и ОЯТ:

Ежегодные отчисления в течение всего срока службы объекта,

Отчисления в период первых 20-30 лет,

Организация отчислений в общий фонд для всех энергоблоков,

Разовый платёж в начале первой стадии ВиЭ.

Операции со значительными временными масштабами (до 100 лет) и

большими финансовыми потоками (до 30% от стоимости «строительства под

ключ» нового энергоблока) накладывают серьёзные риски.

В [57] перечислены основные возможные ситуации:

Высокая вероятность за время рассматриваемого периода глобальных

финансовых потрясений,

Недооценка или ошибка в расчётах фактического объёма средств для

работ по ВиЭ,

Передача прав собственности сторонним организациям, с потерей

финансового или правового обеспечения работ,

Преждевременное прекращение работы объекта (например, в связи с

проектной аварией), что неизменно скажется на сокращении

отчислений,

Банкротство собственника радиационно-опасного объекта,

Наличие радиационно-опасных объектов, перешедших в начальную

фазу ВиЭ, до вступления в силу положений Конвенции.

67

В [57] анализируется влияние вступления в силу законодательных

актов ведущих мировых ядерных держав (США, Франция, Япония,

Великобритания, Германия, Швеция, Канада) и практика их применения на

количество РАО. Рассматриваются такие параметры, как «законодательные

акты по обращению с ОЯТ и РАО», «отношение ОЯТ к ВАО»,

«существование накопительных фондов для работ по РАО и ОЯТ»,

«централизованные фонды по обращению с РАО и ОЯТ» и т.п.

В качестве основных данных таблицы 1 главы 4 [57], обращаю

внимание на две позиции, а именно:

- национальная стратегия и практика обращения с ОЯТ,

- национальная стратегия обращения с ВАО.

Пагубное влияние плановой экономики СССР состояло в запрете самой

процедуры накопления (для эксплуатирующей организации) средств на

решение дальнейших проблем по обращению с РАО и ОЯТ. Переходный

период 90-х годов, падение финансовых вливаний в ЯЭК РФ, также не могли

способствовать улучшению ситуации. Лишь с 2008 года, благодаря принятию

ФЦП "Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на

период до 2015 года", положено начало практического решения накопленных

проблем, связанных как с военной, так и с энергетической частью комплекса.

Таблица 2.1.2. Сравнительный анализ законодательства по обращению

с ОЯТ [57]

Страна Решение

Великобритания Исходя из предпочтений эксплуатирующей организации,

коммерческих интересов

Швеция Долговременное хранение в закрытых подземных хранилищах в

геологических формациях

США Возобновление переработки ОЯТ, поиск новых методов переработки

ОЯТ

Франция Переработка ОЯТ для МОХ-топлива

Германия Одна из последних тенденций – захоронение ТВС без переработки.

Сильное влияние политики государства.

Япония Переработка всего топлива внутри страны, замкнутый ЯТЦ

Канада Переработка ОЯТ отсутствует, ЯЭУ работают на природном уране

68

Таблица 2.1.3. Национальная стратегия обращения с ВАО [57]

Страна Решение

Великобритания Разработка хранилищ для САО, сооружение и начало их

эксплуатации к 2020-му году.

Швеция Планируется ввод в эксплуатацию и начало заполнения

долговременного хранилища в 2018 году.

США Пилотный завод по изоляции трансурановых элементов WIPP

введён в эксплуатацию в 1999 году, планируемый приём отходов в

хранилище Юкка Маунтин в 2017 году под вопросом.

Дополнительные изыскания.

Франция Исследования геологических площадок для долговременного

хранения

Германия Сооружение централизованного окончательного захоронения всех

видов отходов в глубоких геологических формациях к 2030 году

Япония Создание к 2035 году долговременного хранилища для 40.000

остеклованных контейнеров с ВАО

Канада Нет программы по обращению с ВАО

В настоящее время, в планах по решению проблем с ядерным

наследием, Россия опережает стремления Германии, Японии, Франции и

Канады, наблюдается незначительное отставание от Великобритании и

Швеции. Первоочередное лидерство США в срезе обращения с ОЯТ и ВАО в

свете последних событий (возможный отказ от площадки Юкка Маунтин –

необходимы дополнительные изыскания для обеспечения безопасности)

находится под вопросом.

Стоит обратить пристальное внимание на то, что вопреки равным

темпам развития ЯЭК в середине 20-го века, первые шаги в направлении

решения накопленных проблем в России делаются много позже наших

иностранных коллег.

ФЦП является лишь первым шагом, и, по моему мнению, одна она не

сможет остановить накопление проблем в будущем. Создание целого ряда

программ должны включить решение проблем в цену себестоимости каждого

отпускаемого кВт*ч, выйти на самоокупаемость и не допускать повторения

накопления в будущем.

69

Отсутствует опыт по полному выводу из эксплуатации энергоблока

(вплоть до полного восстановления площадки), нет опыта

неприкосновенности фонда обращения с РАО и ОЯТ, существует

угрожающее энергетической безопасности страны отставание в проработке

законодательной базы.

Также стоит отметить, что финансовые оценки по претворению

программы обращения с ВАО и ОЯТ оперируют цифрами от 24,4 (Канада) до

70 (Германия) миллиардов долларов в ценах 2000-2002 года.

В проекте подпрограммы "Росатома" по обеспечению ядерной и

радиационной безопасности на 2016-2020 годы [Х] на борьбу с

радиационным наследием СССР и решением текущих задач по обращению с

ОЯТ и РАО необходимо выделить 400 миллиардов рублей (около 13

миллиардов долларов) в ценах 2012 года. Срок реализации программы - 30

лет.

2.1.3. Шведский опыт обращения с РАО и ОЯТ

В 2008 году в печать вышло 2-е, переработанное и исправленное

издание книги «Шведский опыт обращения с РАО и ОЯТ» под редакцией

И.Л. Рыбальченко [59]. В главе 9 рассматривается проект KBS-3,

окончательное захоронение ОЯТ в скальных формациях на глубине 500м.

Проект предусматривает прямое окончательное захоронение

высокотоксичного топлива с использованием мультибарьерной

трёхуровневой защиты:

Уровень 1 – изоляция. Изоляция гарантирует невозможность выхода

радионуклидов и их контакт со сферой деятельности человека.

Уровень 2 – замедление и удержание. Если изоляция нарушена, то

количество радионуклидов, которое может утекать и достигать биосферы

ограничивается следующими свойствами материалов:

Малой растворимостью вещества ОЯТ

Сорбцией и малой скоростью переноса радионуклидов в ближнем

поле

Сорбцией и малым переносом радионуклидов в окружающем

гранитном массиве

70

Уровень 3 – условия переноса и выхода (перемещения). Возможные

пути переноса в значительной мере определяются условиями, при которых

глубокие грунтовые воды могут достигать контакта с биосферой

(разбавление и т.п.).

Уровни 1 и 2 – наиболее важные. Они достигаются за счёт принятия

жёстких требований к свойствам и эффективности естественных и

инженерных барьеров при проектировании и сооружении хранилища.

Для реализации этих принципов ОЯТ помещают в специально-

разработанную контейнер – капсулу (капсулируют) с хорошими

механическим свойствами и долговременной коррозионной стойкостью

(медный контейнер-капсула с внутренней решеткой из нержавеющей стали).

Это обеспечивает стойкость конструкции на период, по крайней мере,

1000 лет, в течение которого сохраняются тепловыделения за счёт распада

и Каждый контейнер – медная капсула с плакировкой из

нержавеющей стали, содержит около 2т ОЯТ. Соседняя канистра

размещается в колодце на расстоянии 6м.

Канистра с ОЯТ опускается в тоннель на глубину около 500м и

размещается в скважине, пробуренной на дне тоннеля. Каждая канистра в

скважине заполняется и уплотняется бентонитовой глиной. Бентонитовая

глина постепенно насыщается влагой, разбухает, обеспечивая надёжный

механический и сорбционный барьер.

Тоннель после размещения канистр также заполняется смесью

измельчённой скальной породы и бентонита.

Таким образом реализуется многобарьерная система защиты

окружающей среды от ОЯТ: ТВС - капсула – бентонит – горная порода.

Особое внимание обращаю на выбор площадки и обоснование

геологических формаций: согласно [59] проект выполняется с 1976г., за

восемь лет работы компании SKB над проектом было рассмотрено и

предложено правительству Швеции 8 возможных мест размещения

могильника, из них были предварительно отобраны 3 площадки.

Основным препятствием для размещения на той или иной территории

окончательного глубинного захоронения ОЯТ в Швеции стало мнение

администрации и населения близлежащих территорий.

71

Более десяти лет исследований и детальные обоснования были в 2000г.

представлены для экспертизы надзорным органам. После года рассмотрения

национальной экспертной комиссией, документы с результатами

исследований были направлены на международную экспертизу, которая

вынесла положительный вердикт.

Так как среди критериев приемлемости этические и политические

аспекты, обеспеченность инфраструктурой, рабочей силой и т.п., SKB

планирует поэтапный подход к сооружению могильника.

На первом этапе планируется соорудить элементы для размещения 400

ёмкостей с ОЯТ, с возможностью извлечения канистр в случае

целесообразности альтернативного решения.

В рамках мировой практики поспешное стремление шведских коллег

решить проблему безопасной изоляции ядерного наследия, имеет под собой

надёжное обоснование. Первоначальные исследования геологического

захоронения ОЯТ в шахте Стрипа в начале 80-х годов прошлого века, где

была создана первая подземная лаборатория, уверенно подтвердили вариант

глубинной изоляции. В 1986 году начинаются работы по сооружению второй

подземной лаборатории близ местечка Аспо.

Тоннель сечением 25м и длиной 3600м уходит спиралями на глубину

450м. Задачи лаборатории многочисленны, это и детальные геологические

исследования скальных пород и исследования эффективности геологических

барьеров, отработка методов сооружения подземных тоннелей, отработка

технологических операций по размещению канистр с ОЯТ, методов и средств

герметизации скважин.

Технология захоронения ОЯТ производится в промышленном

масштабе, в проекте участвуют специалисты многих стран мира.

Замечу, что сейчас наблюдается всё более пристальное внимание

российских специалистов к шведскому опыту, об этом говорит конференция

шведских специалистов в ИБРАЭ РАН в марте 2011 года.

3 марта 2011 года в Москве завершилась работа трехдневного научно-

практического семинара "Классификация РАО для целей захоронения" [60].

Семинар был организован с участием Дирекции по ядерной и радиационной

безопасности Госкорпорации "Росатом" и Ростехнадзора.

72

В рамках семинара были обсуждены основные положения проекта

федерального закона "Об обращении с радиоактивными отходами"[4],

вопросы создания системы обращения с РАО в РФ, строительства пунктов

окончательного захоронения РАО и стоимости долговременного хранения.

Состоялся обмен мнениями по вопросам разработки системы классификации

РАО для целей захоронения.

О системе учета и контроля в Швеции рассказал Ян Карлссон (SKB

International AB). В соответствии с требованиями надзорного органа

учитывать все отходы, размещённые в хранилище, создаётся база данных по

обращению с отходами на объекте долговременного глубинного хранения:

Данные по упаковкам, доставленным от производителя,

Сепарация отходов по типам,

Автоматизированный учёт влияния взаимного расположения

отходов,

Создание комплекса подпрограмм для ежегодных отчётов о

количестве упаковок, фоне, размещению для анализа

безопасности, и т.п.,

Стандартизированные программы прогнозирования сроков при

потребности расширения хранилища;

Каждая упаковка с отходами содержит электронный шифр, в который

входят:

Тип отходов,

Тип упаковки (идентификационный номер, материал, вес,

предприятие-производитель, дата производства, мощность дозы),

Содержание нуклидов, активность, дата измерения, дата

следующего измерения,

Особая информация от производителя;

В перспективе планируется сразу внедрить в России единую для всех

АЭС и предприятий по долговременной локализации РАО систему

документооборота и прогноза.

Клаэс Линдберг (SKB International AB) озвучил стоимость шведского

национального проекта долговременного хранения SKR первой очереди и

второй очереди (обе очереди «без окончательного закрытия») и два варианта

пункта локализации РАО в Ленинградской области.

73

Вариант №1 - Долговременное приповерхностное хранение,

Вариант №2 – Долговременное углублённое хранение.

Стоимость углублённого объекта в Ленинградской области (в расчёте

на помещённый кубометр) в 2 раза выше приповерхностного и составляет,

ориентировочно, четыре (4) миллиарда рублей (в ценах 2010 года).

Показано положительное влияние создания «Фонда ядерных отходов»,

в котором состоят все АЭС – наблюдается уменьшение объёма отходов,

гибкость к отрицательным внутренним микро- и макроэкономическим

воздействиям.

Улла Бергстром (SKB International AB) выступила с обстоятельным

докладом "Безопасность захоронения РАО". Рассмотрены математические

модели вариантного анализа выхода радионуклидов из трёх типов отсеков

окончательного захоронения при различных вариантах нарушения барьеров

безопасности (5 моделей).

Рисунок 2.1.3. Риск выхода радионуклидов с различной степенью

проникновения во времени [60]

Учтены два (противоположных друг другу) варианта глобального

развития климата, при ранней деградации барьера 1-го уровня. Рассмотрено

влияние землетрясений различных магнитуд.

74

Пик максимальной вероятности выхода радионуклидов приходится на

6000-й год после начала консервации захоронения и не превышает , что

соответствует вероятности возникновения максимальной проектной аварии.

Переработка ОЯТ – промежуточный этап на пути удаления ВАО из

сферы деятельности человека. Выделение долгоживущих радионуклидов

позволяет сделать продукты переработки менее опасными и сократить их

объём. Продукты деления обладают высокой активностью, после 4-5 лет

хранения активность определяется в основном вкладом таких элементов, как

, , , , , с активностью от 2* [Ки/МВт

(эл.)*год] до 100 [Ки/МВт (эл.)*год]. Распад продуктов деления

сопровождается значительным энерговыделением.

Таблица 2.1.4. Мощность тепловыделения [кВт/т ОЯТ] ВВЭР и активность

[МКи/т ОЯТ] спустя 1,3 и 10 лет после извлечения из реактора [52]

Параметр

Время после извлечения из реактора

1 год 3 года 10 лет

Мощность

тепловыделения, кВт/т

9,8 3 0,9

Активность, МКи/т 2,3 0,79 0,3

В качестве примера в [52] представлен завод производительностью,

аналогичной производительности РТ-2, строительство которого согласно [50]

намечено на 2020 г. Перерабатывающее предприятие такой

производительности может обслуживать АЭС с легководными реакторами

электрической мощности 30-40 ГВт. Производительность по ОЯТ – 4т/сут

или 1000-1200 т/год.

При растворении на установках данного типа будут получаться около

1400 /сут газообразных отходов, около 2 /сут отходов конструкционных

материалов и примерно 0,2 т/сут нерастворимых осадков топлива.

Среди газообразных отходов наивысшая доля активности приходится

на ( ), в то время как доли ( ) и (0,041 )

незначительны. Конструкционные компоненты топлива также становятся

активными после продолжительного нейтронного облучения в активной

зоне. Кроме того, отходы конструкционных материалов содержат небольшое

количество нерастворённых урана и плутония. Суммарная активность этих

отходов составляет 0,5* .

75

Нерастворимые остатки топлива, содержащие плутоний, имеют

активность

Все перечисленные выше категории высокоактивных отходов

(газообразные, конструкционные материалы, нерастворимые осадки в виде

суспензии, концентрат отходов высокой удельной активности (ОВУА)

отправляются на дальнейшую переработку и захоронение).

При переходе к массовому строительству быстрых реакторов (далее -

БР) придётся столкнуться с эффектами облучения ТВЭЛ более жёстким

спектром нейтронов и значительным содержанием делящегося плутония в

ОЯТ, по сравнению с типовым легководным реактором.

Парк БР суммарной электрической мощностью 10ГВт с

коэффициентом использования установленной мощности (КИУМ) равным

0,7 - из АЗ БР должно выгружаться 166т урана и плутония, а 85т из зон

воспроизводства. В ОЯТ будет содержаться 6,45т продуктов деления.

К указанному количеству выгружаемого урана, плутония и продуктов

деления стоит добавить ещё 200кг актинидов: , , ,

, . После переработки в ОВУА останется примерно 1%

первоначального количества топлива.

В течении 20-30 лет происходит хранение ОВУА, а именно:

газообразный криптон в герметичных ёмкостях (баллонах),

конструкционные материалы в ёмкостях на складах,

заглубленные приземные хранилища нерастворимых осадков,

тритированная вода в баках с отводом избыточного тепла,

концентрат ВАО;

Затем жидкие ОВУА проходят стадию удаления жидкости -

прокаливанием при высокой температуре (900°С). Образовавшиеся нитраты

или оксиды металлов в дальнейшем направляются для включения в

стеклянную или керамическую матрицу.

В итоге от одного реактора типа ВВЭР (PWR) электрической

мощностью 1ГВт после отверждения и остекловывания будут образованы

концентрированные отходы объёмом (2,5-5) Соответственно, на 1 блок

«выработка» остеклованных ВАО будет в размере 0,10±0,03 тяжёлого

металла.

76

2.2. Перспективы обращения с ДВАО

2.2.1. Трансмутация долгоживущих отходов

Долгоживущие РАО делятся на продукты деления, актиноиды и

продукты активации. По ядерным свойствам – на делимые, нейтронно-

дефицитные, нейтронно-избыточные вещества.

Активность и тепловыделение продуктов деления на протяжении сотен

лет будет определяться, в основном, активностью и тепловыделением и

.

Таблица 2.2.1. Характеристики долгоживущих продуктов деления [52]

Радионуклид Период полураспада,

Выход ядер на

акт деления, %

Активность

разделившихся

ядер, Ки/кг

90 0,6 1000

2,13* 6,15 0,434

1,5* 5,15 0,052

2,3* 6,9 0,045

52 0,0012 0,0117

6,5* 0,045 0,0104

0,13 0,0066

6,5* 1,8 0,0042

1,6* 1,1 0,00103

В качестве не нашедших своё применение в настоящий момент

нуклидов можно выделить:

нейтроннодефицитные нуклиды,

нейтронноизбыточные нуклиды с периодом полураспада многим

больше 30 лет,

высокоактивные , ,

конструкционные материалы;

77

Таблица 2.2.2. Актиноиды, ранжирование по периоду их полураспада [52]

Радионуклид Период полураспада,

8,26*

1,56*

2,14*

3,76*

3,39*

1,1*

8532

7380

6900

6570

4730

432

285

152

87,74

18,1

14,4

78

Таблица 2.2.3. Долгоживущие продукты активации конструкционных

материалов, ранжирование по периоду их полураспада [52]

Радионуклид Период полураспада,

1,03*

9*

1,6*

1,5*

3*

7,5*

5730

3500

330

100

90

31

Исследуя возможные схемы обращения с ДВАО, стоит обратить

внимание на то, что в настоящее время предложены две схемы под редакцией

НИКИЭТ и ИТЭФ. Они различаются по нескольким параметрам, таким, как

степень фракционирования, продолжительность временного хранения и

особенности использования трансмутации нуклидов.

НИКИЭТ предлагает в качестве реактора - дожигателя использовать

проект с РУ БРЕСТ совместно с контролируемым хранением на срок до 200

лет оставшихся продуктов деления, конструкционных материалов.

ИТЭФ предлагает использовать Np, Am, Cm в топливном цикле

быстрого реактора (или реактора - дожигателя) после временного хранения

сроком в 10 лет. ДВАО претерпевают цикл полного фракционирования. На

окончательное захоронение направляются и . Также предлагается

построить установку, генерирующую поток быстрых частиц для

нейтронноизбыточных ДВАО и активированных материалов.

79

В работе «Интенсификация дожигания младших актиноидов путём

добавления в плутония в жидкий топливный элемент подкритического

тяжеловодного бланкета электроядерной установки» [61] предлагается

альтернативный вариант (по сравнению с концепт-проектом Национальной

Лаборатории Лос-Аламоса) двухконтурной установки мишень – бланкет.

Циркуляция суспензии теплоносителя ( трансурановые

элементы) происходит по новой схеме.

Предлагается в качестве источника использовать сильноточный

линейный ускоритель протонов с характеристиками, аналогичными проекту

LANL:

Таблица 2.2.4. Характеристики ускорителя [61]

Характеристика Значение

Энергия ускоренных протонов 1,6 ГэВ

Ток пучка протонов 300 мА

КПД ускорителя 50%

Мощность пучка протонов 480 МВт

Мощность электропитания ускорителя 1000 МВ

Длина ускорителя ~1 км

Замена тяжёлой воды на обычную негативно сказывается на

безопасность работы. Общая мощность всей электроядерной установки 20

ГВт, при термическом КПД в 20% электрическая мощность будет 4 ГВт,

причём затраты на собственные нужды – 1 Гвт, в сеть можно будет отдавать

3 ГВт. Расход плутония в 2-х рассчитываемых вариантах принимался на

уровне 1 т/год (2,4 т/год).

Таблица 2.2.5. Относительные концентрации изотопов малых актиноидов,

подаваемые в жидкие ТВЭЛ, в % [61]

47,8

41,8

8,7

1,7

80

Рисунок 2.2.1. Общая схема электроядерной установки [61]

Рисунок 2.2.2. Принципиальная схема отвода тепла от деления МА и

плутония для выработки электроэнергии [61]

Сепараторы и поворотные

устройства пучка протонов (n штук)

Пучок

протонов

Сильноточный линейный

ускоритель протонов

Мишень Система

очистки и

подпитки мишени

Система очистки

и подпитки

жидкого топлива

бланкета

Контур

охлаждения

бланкета

Контур

охлаждения

мишени

81

Стоит указать рекомендуемый по схеме ИТЭФ состав энергетического

плутония как добавки к подпитке малым актиноидам.

Таблица 2.2.6. Состав энергетического плутония, в % (100% - полный состав

плутония) [61]:

1,5

57,7

26,6

8,8

5,4

82

Глава 3

Возможные альтернативные методы

обращения с ДВАО

Метод окончательной глубинной локализации ДВАО не гарантирует со

100%-ной вероятностью то, что спустя определённое время отходы не

выйдут в биосферу и не начнут влиять на человечество.

Стечение нескольких негативных показателей (например, землетрясение

повышенной мощности вблизи места локализации упаковок с ВАО и

проникновение грунтовых вод в глубину вкупе с изменением

демографической картины в регионе, спустя сотни и тысячи лет после

герметизации могильника) в принципе, может спровоцировать выход и

дальнейшее распространение веществ.

Также большие объёмы отходов (миллионы ) и

необходимость мультибарьерной защитной системы значительно

увеличивают материальную нагрузку на государство, эксплуатирующую

организацию. Затраты на обращение со всеми типами РАО и вывод

энергоблока из эксплуатации оцениваются в несколько десятков процентов

(20-60) от первоначальных капиталовложений (в зависимости от типа и

эксплуатации э/б).

Именно поэтому необходимо упомянуть в работе возможные методы

обращения с РАО в будущем, позволяющие (при их реализации) либо

полностью избавиться от проблемы накопления, либо минимизировать

вероятность выхода активности в биосферу.

Каждый из описанных ниже методов имеет как свои достоинства, так и

недостатки. У всех методов разная история практического применения (от

концептуального проекта до промышленного опробования натурными

испытаниями в прошлом). Все они отличаются масштабностью технологии

(как и вопросами к каждой).

Считаю, что существует необходимость совместной проработки

технических решений каждого варианта коллективом учёных-ядерщиков из

стран мирового сообщества.

83

3.1. Захоронение подводными лавинами

Наблюдения за изменением толщи донных отложений у береговой

линии показали, что сейсмические колебания материкового склона у

подножия океанского побережья вызывают оползни осадочного материала,

увеличивая мощность слоя. Глинистые частицы, из которых в основном

состоит локализующий пласт, смогут обеспечить консервацию упаковок

контейнеров.

Рисунок 3.1.1. Варианты захоронения упаковок с ВАО на дне океанов и

морей [62]

Таблица 3.1.1. Природные масштабы лавинной седиментации [52]:

Регион

Объём

оползня,

Поверхность

лавинной

седиментации,

Средняя

толщина

слоя, м

Материковый

склон в

Норвегии

Свыше

5*

3,5*

150

Северо-западное

побережье

Африки

4*

25

84

Причём колебания по глубине слоя могут составить величины на

порядок больше своего среднего значения - в зависимости от исходного

рельефа местности, удалённости от центра колебаний и т.д.

В качестве наиболее благоприятных регионов с максимальной

толщиной осадочного слоя выделяются такие регионы, как материковые

склоны Атлантического, Индийского океанов, пологие площадки в Арктике и

Антарктике.

Глубоководные впадины Тихого океана при закрытии возможности

выхода радиоактивности на поверхность осадочными породами от

природного оползня (или после интенсификации глубинным взрывом) также

могут рассматриваться в качестве перспективных мест локализации ВАО и

даже РАО.

При выборе данного варианта, как перспективного метода, необходимо

провести комплексные вариативные исследования площадок по обоснования

безопасности захоронения, а именно:

получить точную географические и геолого-физические карты

региона,

провести бурение в целях выявления толщины осадочного слоя,

проанализировать наличие (отсутствие) полезных ископаемых,

спроектировать контейнер для РАО применительно к

исследованным условиям окружающей среды,

построить математические модели и рассчитать различные

варианты диффузии радионуклидов при разгерметизации

контейнеров в биосферу,

провести натурные испытания;

В качестве негативных факторов стоит упомянуть:

коррозионно-агрессивную среду морской воды,

малую плотность пород в начальный момент формирования

оползня (необходим расчёт–прогноз на долговременную

перспективу по изменению плотности слоя),

движение придонных слоёв воды (ускорит диффузию

радионуклидов на поверхность водного объёма);

Метод требует дальнейших практических многофакторных

исследований и обоснований, однако, по мнению [52], не может однозначно

гарантировать безопасность окружающей среды.

85

3.2. Дезинтеграция РАО подземным ядерным взрывом [52]

Дезинтеграция РАО подземным ядерным взрывом - один из

радикальных методов решения проблемы наличия ДВАО в сфере обитания

человека, имел широкое применение ранее (как в СССР, так и в США).

Комплекс представляет собой полость в породе (для ядерного заряда) и

ряд коротких штолен, расположенных под углом к полости, заполненных

контейнерами с РАО (а также ОТВС, высокоактивными загрязнёнными

конструкциями и фрагментами оборудования, не подлежащими для

дезактивации и т.п.).

Процессы последовательного сжатия, нагрева, расплавления и

испарения позволяют дезинтегрировать высокоактивную радиоактивную

загрузку и окружающие породы, образовав подобие стеклянной линзы с

толщиной стенок порядка нескольких метров. Обрушение пород завершает

захоронение.

При мощности взрыва в 100 кт тротилового эквивалента радионуклиды

распределяются в едином массиве стекла объёмом порядка , общая

площадь поверхности которого меньше площади исходной загрузки

контейнеров примерно в 40 раз. Каждый взрыв может дезинтегрировать и

захоронить несколько сотен РАО, в зависимости от сечения боковых

штолен (700 ∼сечение 10 ; 1400 ∼сечение 20 ).

Метод также позволяет значительно сократить (в 15-30 раз) общую

стоимость захоронения РАО той же активности. По оценке авторов [18], если

не учитывать работы по засыпке и транспортировке, то стоимость

захоронения методом ядерной взрывной технологии составит в ценах 1991

года 3000$/

В качестве места для осуществления проекта авторы [18] указывают в

качестве основного только архипелаг Новая Земля, как уже загрязнённую

наведённой активностью подземных (и наземных) ядерных взрывов (далее –

ЯВ) во второй половине 20-го века площадку.

86

Исследуя причины аварийных выбросов в подземных ЯВ при

испытаниях ЯО, следует отметить, что причинами были ошибки в

газосодержании пород (а также наличие необнаруженных крупных разломов

породы, недостатки забивочного комплекса, расчётное занижение энергии в

зарядной камере). Строгая отработка технологии и современный

технологический уровень позволит свести вероятность аварийного выброса к

минимуму, если не полностью его исключить.

Свойства площадки на Новой Земле:

слабая сейсмичность,

удалённость от населённых пунктов,

островное положение (архипелаг окружён Ледовитым океаном),

многолетнемёрзлые территории с проникновением температуры -4°С на

глубину до 600м,

подготовленность полигона к производству ядерных взрывов,

наличие собственной службы радиационного контроля, широкой сети

дозиметрических станций, метеорологической службы и геофизическим

подразделением,

служба по разведке и проходке штолен.

В настоящее время действует мораторий на проведение подземных ЯВ,

также для решения проблемы локализации ДВАО существует риск выхода

высокоактивных радионуклидов в атмосферу и перенос облака к районам с

населёнными пунктами Севера России.

При естественных нестационарных процессах в течение нескольких

тысяч лет преимущества архипелага могут быть нивелированы по сравнению

с глубинным захоронением ДВАО.

87

3.3. Самозахоронение ДВАО

Возможный метод удаления потенциально опасных ДВАО из

биосферы – самозахоронение. Капсулы, за счёт присущего тепловыделения,

сопровождающего процесс радиоактивного распада, погружаются в породу

под действием собственной массы. Предполагается, что процесс

проплавления породы будет происходить в скважине на глубине в 5±1 км.

Технология изготовления и конструкция многослойной бесшовной

керамической капсулы с обеспечивает процесс

самозахоронения РАО.

В расчётных исследованиях установлено, что распределение

температуры по поверхности шарообразной капсулы неравномерно и

достигает максимума в точке, диаметрально противоположной нижней точке,

соприкасающейся с породами. В связи с этим ограничен максимальный

радиус капсулы из-за требований герметичности и отсутствия расплава

барьерного материала.

Нижний предел по диаметру капсулы зависит от температуры

плавления окружающей локализующей ДВАО породы.

В качестве эксперимента в [63] приведён случай самозахоронения

высокотемпературной керамики из NbC:

Таблица 3.3.1. Параметры капсулы в эксперименте:

Параметр Значение

1. Тепловая мощность капсулы, кВт/ 130

2. Температура плавления гранита, °С 1200

3. Внешний (максимальный) радиус капсулы, м 1,22

4. Внешний (минимальны) радиус капсулы, м 0,34

5. Скорость погружения в расплав образца, м/с [м/год] 1,19* [376]

6. Средняя скорость погружения в расплав, м/год ∼250

7. Зависимость между радиусами оболочки капсулы,

0,9

88

Особенности процесса расплавления горной породы: неоднородности

по структуре (туго-/лёгкоплавкие включение, газы, поры), что может

повлиять не только на скорость, но и на траекторию погружения капсулы.

Также не исследован вопрос о максимальной глубине проплавления

породы, вероятности выхода радионуклидов на поверхность, выбора

площадки для массового самозахоронения, промышленной технологии

изготовления капсул, взаимодействия нескольких капсул на глубине.

Решающим доказательством промышленной целесообразности метода

будет полномасштабный эксперимент с капсулой, содержащей в качестве

имитатора ДВАО радионуклиды и с периодами полураспада в

5,27 и 30,2 года, соответственно.

Ограничения (как по максимальному, так и по минимальному радиусу)

означают то, что объём удалённых из биосферы ДВАО данным образом

незначителен. Это значит, что из общего объёма накопленных в России

5*1 РАО до 5% принадлежат к ВАО.

К технико - экономически оправданному методом самозахоронения

ДВАО и ВАО массово можно будет перейти только после решения вопросов

и организации глубинной локализации ВАО в федеральном (-ных)

могильниках.

89

3.4. Космическая изоляция ДВАО [52]

Наиболее радикальный метод изоляции – космическая изоляция.

Позволит при выборе данного направления направить научно-

исследовательские и опытно-конструкторские силы на решение

минимализации затрат, исключение аварийных ситуаций, техническое

обоснование безопасности программы космической утилизации.

Рисунок 3.4.1. Схема вариантов изоляции ВАО вне биосферы планеты

Земля [62]

Возможны следующие варианты изоляции РАО в космосе:

отправка контейнеров на гелиоцентрическую орбиту,

отправка контейнеров на планету солнечной системы,

отправка контейнеров на Солнце,

локализация на Луне,

отправка контейнеров за пределы солнечной системы;

Существующие темпы наработки наиболее опасных радионуклидов в

мире составляют 30т/год. К ним относятся, например такие ДВАО, как

и такие высокодиффузионные радионуклиды, как

.

90

В качестве максимальных проектных аварий должны быть

рассмотрены такие случаи, как:

взрыв ракеты-носителя и горение топлива,

столкновение с объектом,

безопасное возвращение на землю через атмосферу с большой

скоростью (вплоть до десятка км/с),

падение на скалы/мёрзлый грунт со скоростью соударения до 100м/с,

падение на водную поверхность (устройство для облегчения

поиска/повышенная плавучесть);

Для выполнения минимальной программы удаления в космос особо

потенциально опасных радионуклидов может потребоваться несколько

запусков ракеты-носителя ежегодно.

Также необходимо оценить перспективы нетрадиционных способов

вывода РАО за пределы солнечной системы с использованием

электродинамических ускорителей массы и комбинированной системы

удаления: доставка ракетой контейнеров с РАО на космическую платформу

на высоте в 1000 км и запуск ампул с РАО ускорителем для вывода их из

солнечной системы.

Таких платформ должно быть несколько, каждая из которых имеет

массу в 70т.

Данный перспективный метод должен пройти стадии испытания как

самих капсул с ДВАО, демонстрирующих устойчивость к пожару, взрыву,

свободному падению в скальный грунт и воду, так и платформы для

утилизации.

Проектная производительность одной платформы должна составить

10т по долгоживущим РАО в год. Таким образом, при наличии в

космическом пространстве флота из 10-15 платформ, проблема локализации

ДВАО (и долгоживущих РАО вообще) будет решена для всего мирового

сообщества.

Однако для этого варианта, прежде всего, необходима совместная

работа глав заинтересованных стран для выбора совместной стратегии по

решению проблемы совместного доступа к платформам-объектам, правовой

базы, распределения финансовой, научно-технической и опытно-

конструкторской нагрузки.

91

3.5. Сравнительный анализ вариантов

В качестве основных критериев для выбора площадки захоронения

ДВАО фигурируют такие параметры, как:

свойства геологической формации,

литология,

неотектоника (структура),

подземные воды,

сейсмика участка,

геотектоника,

социально – экономические условия,

доступность,

плотность населения,

демографическая тенденция,

расстояние до крупных населенных пунктов,

близость к охраняемым землям,

использование земель,

полезные ископаемые,

водные ресурсы.

Оцениваю все 3(+1) перспективных метода с точки зрения отношения к

перечисленным параметрам. В качестве дополнительного параметра

вводится ценовой фактор, единица измерения $/ . Для космической

изоляции (+1) важными будут только два параметра: социально-

экономические условия, доступность. Так как затраты на развитие

технологии идут в альтернативу уже утверждённому плану развития НИОКР

по реакторам – дожигателям и она может быть осуществлена только при

масштабировании на большинство заинтересованных в решении проблемы

удаления ДВАО стран, то из данного сводного анализа применительно

только к России она должна быть исключена.

92

Таблица 3.5.1. Сравнительный анализ перспективных методов захоронения

ДВАО с точки зрения требований к структурному блоку

Параметр

Захоронение

подводными

лавинами

Дезинтеграция

подземным

ядерным взрывом

Самозахоронение

1. Свойства

геологической

формации

+ +++ ++

2. Литология +++ ++ +

3. Неотектоника

(структура)

++ + +

4. Подземные воды - + +

5. Сейсмика участка + ++ +

6. Геотектоника +++ + +

7. Социально –

экономические

условия

- +++ +

8. Доступность + + +

9. Плотность

населения

- - -

10. Демографическая

тенденция

- - -

11. Расстояние до

крупных

населенных

пунктов

- +++ +

12. Близость к

охраняемым

землям

+ +++ -

93

Таблица 3.5.1. Сравнительный анализ перспективных методов захоронения

ДВАО с точки зрения требований к структурному блоку (продолжение)

13. Использование

земель

+ ++ +

14. Полезные

ископаемые

+++ ++ -

15. Водные ресурсы +++ + -

Итого: 19 25 11

По данному анализу наиболее безопасный перспективный для

человечества метод – самозахоронение ДВАО. Однако он является (среди

вышеперечисленных) наименее изученным на практике, также его

возможности не позволяют радикально снизить объёмы ДВАО в перспективе

при наличии проблемы ядерного наследия времён СССР.

94

Глава 4

4.1. Методология выбора площадки для ВАО

Рисунок 4.1.1. Блок-схема этапов поиска площадки для строительства,

заполнения и консервации глубинного захоронения ВАО[64]:

Целью данной главы работы является последовательный выбор

площадки с п.1. э.1 до п.4. этап 4 – «детальная характеристика местности».

1й этап

2й этап

3й этап

4й этап

5й этап

Региональное исследование

больших областей

Квалификационные

факторы

Отбор предпочтительных

площадок

Применение

нескольких

критериев выбора

Национальная территория Анализ факторов

Изучение площадки

Согласование

Выбор

Оценка

Детальная характеристика местности

Строительство/начало

эксплуатации

95

4.2. Анализ факторов (этап №1)

4.2.1. Рейтинг структурных блоков

При выборе площадки необходимо проверить её на соответствие

критериям приемлемости, затем отсеять те варианты, которые содержат в

себе факторы дисквалификации. Окончательный выбор «площадки-лидера»

можно производить, сравнивая обобщённый ИЗФ (индекс значимых

факторов).

Таблица 4.2.1. Критерии приемлемости [65]

КРИТЕРИИ ПРИЕМЛЕМОСТИ

Свойства геологической формации

Критерии выбора Диапазоны приемлемости

1. Литология и глубина

деформации

Высокая Средняя Низкая

2. Структура/неотектоника Нест. Сред. Стаб.

3. Подземные воды, м >10 1-10 <1

4. Сейсмика по шкале МСК >8 6-8 <6

5. Геотектоника Нестабильная Средняя Стабильная

6. Геоморфология, в том числе:

6.1. Эрозия Высокая Средняя Низкая

6.2. Уклоны, % >50 20-50 <20

6.3. Активность процессов Высокая Средняя Низкая

7. Гидрогеологические риски, км <1 1-5 >5

96

Таблица 4.2.1. Критерии приемлемости (продолжение)

Социально-экономические условия

Критерии выбора Диапазоны приемлемости

1. Доступность Низкая Средняя Высокая

2. Плотность

населения, чел./к

<200 <50 <10

3. Демографическая тенденция

Рост населения

Стабильная

численность

населения

Падение

численности

населения

4. Расстояние до

крупных населённых

пунктов (>1000

жителей), км

<10

10-20

>20

5. Близость к

охраняемым землям,

км

<2

2-10

>10

6. Использование земель, лет

>30 10-30 <10

7. Полезные ископаемые

Есть Нет

8. Водные ресурсы Есть Нет

97

Таблица 4.2.2. Факторы дисквалификации площадки [64]

ФАКТОРЫ ДИСКВАЛИФИКАЦИИ

Природные характеристики

1. Геология Неизвестная геология, несоответствие типу

ВАО

2. Структурная сложность дислокации Существование активных структур и

вместительных дислокаций

3. Геоморфология Оледенение, эрозия, затопление и оползни

4. Вулканизм Существование четвертичного вулканизма

5. Сейсмичность Более 6-8 баллов по шкале МСК,

максимальное ускорение грунта: 0,24g

6. Геотектоника Территория с нестабильными

характеристиками / когерентность

7. Гидрогеология Невозможно моделирование

(загрузка/разгрузка), контроль миграции

просочившейся воды / тепловых процессов

Социально-экономические характеристики площадки

1. Плотность населения Более 0,1 человека/км2

в радиусе 10 км

2. Распределение населения Населённый пункт в радиусе 2км больше

1000 жителей, в радиусе

10 км проживает суммарно

больше 2000 человек.

3. Природные ресурсы Земли сельскохозяйственного значения,

полезные ископаемые

4. Водные ресурсы Площади с соединёнными водоносными

пластами

5. Окружающая среда В зоне особой защиты

98

4.3. Региональное исследование больших областей

(этап №2)

4.3.1. Кольский полуостров, Новая Земля, Земля Франца-Иосифа

В [66], исследуются вопросы захоронения РАО и строительства

хранилищ на прилегающей территории. В частности, в статьях «О

возможности создания хранилища РАО в залежах глин ленинградской

области» [66, 1 - стр. 34-40] и «Анализ условий строительства хранилища

РАО в скальных массивах островов северного ледовитого океана»[66, 2 - стр.

41-53].

Глинистые породы для высокоактивного тепловыделяющего ОЯТ в

качестве надёжной вмещающей геологической формации, по всей

видимости, не подходят. Во 2-й статье анализируется напряжённая

радиологическая обстановка в регионе:

Взрывы ЯО на полигонах Новой Земли (1954-1963 гг.),

подземные испытания, промышленные взрывы, (1963-1989 гг.)

Военный и гражданский флот с ЯЭУ,

Хранилища ЯО, ЯТ, РАО, отработавших блоков судовых

двигателей (коррозия ёмкостей),

Работа 4-х блоков Кольской АЭС,

Перенос течениями отходов перерабатывающих заводов Англии

и Франции (до 1982 года).

Следующие требования, которым должен отвечать массив с точки

зрения размещения в нём регионального хранилища РАО:

1. Прочностные характеристики для пород, слагающих массив: для

предела прочности на одноосное сжатие ; для

предела прочности на одностороннее растяжение

2. Структурные неоднородности внутри вмещающего блока:

допускаются неоднородности не выше II порядка, внутри блока

должно быть развито не более одной крупноблоковой трещины

(длина ребра до 1,5м) и пяти мелкоблоковых трещин (длина ребра

до 0,3м).

3. Радиационно-стойкие породы минералов за период их облучения.

4. Величина максимальной компоненты тензора главных напряжений

не должна превышать 0,5 .

5. Повышенные требования к проницаемости и гидрогеологии.

99

…сформировались на основании опыта строительства горных

выработок и крупногабаритных подземных сооружений, возведённых в

скальных массивах.

Горный институт КНЦ РАН в 1989-1991 гг. проводил работу по

выявлению подходящих массивов на Кольском полуострове, на арктических

островах Северного ледовитого океана. С точки зрения организации

строительства, порядок предпочтительных районов поиска окончательного

места глубинного захоронения выглядит следующим образом: Кольский

полуостров, Новая Земля, Земля Франца-Иосифа.

Рисунок 4.3.1. Земля Франца-Иосифа (выделена маркером), Кольский

полуостров, Новая Земля [66]

Для решения проблемы доставки упаковок с ВАО и ОЯТ в суровом

северном климате авторами [66, 2] предложено использовать АПЛ с портом-

выходом главной транспортной выработки в море. Также, для уменьшения

затрат при осуществлении такого уникального масштабного строительства,

предлагается экстраполировать концепт-проект и для хранения РАО

зарубежных заказчиков-организаций, эксплуатирующие АЭС.

100

Рисунок 4.3.2. Архипелаг Новая Земля (Северный и Южный остров,

пролив Маточкин шар)[66]

Однако, аномальная для геошельфа неотектоническая активность,

отсутствие возможности безошибочного сверхдолгосрочного (десятки тысяч

лет) прогноза полей температур в регионе вечной мерзлоты (в работе [67]

прослеживается явление повышения температуры в регионе на 1°С за 100-

150 лет и на (2-8)°С за 1000 лет), крупнейший в России марганцево-рудный

район и нефтяные, газовые месторождения не позволяет использовать

вышеперечисленные районы для окончательного захоронения ВАО и ОЯТ.

Авторы [66, 1] настаивают на варианте контролируемого поверхностного

или углублённого хранилища НАО и САО.

101

4.3.2. Нижнеканский массив гранитоидов

(Южно-Енисейский кряж)

По заданию Министерства по атомной энергии Российской Федерации

в 1993г. начались исследования по поиску геологических формаций и

площадок для строительства подземного комплекса изоляции отвержденных

ВАО Горно-химического комбината (ГХК, г. Железногорск), включая

будущие отходы завода РТ-2 и не подлежащее переработке ОЯТ. Для

проведения исследований был создан коллектив специалистов,

представляющих организации Минатома, Российской академии наук, Санкт-

Петербургский и Красноярский университеты, а также геологические

организации Красноярского края. Научное руководство и координация работ

были возложены на Радиевый институт [68].

Территория поиска первоначально охватывала краевые части трёх

глобальных геологических структур: Сибирской платформы, Западно -

Сибирской плиты и Алтае - Саянской орогенической зоны. Анализ

комплексной информации по геологии, тектонике, сейсмоактивности,

природопользованию и социально - экономическим аспектам показал, что в

наибольшей степени геологической концепции и геологическим критериям

соответствуют древние магматические и метаморфические формации Южно-

Енисейского кряжа – краевого выступа кристаллического основания

Сибирской платформы.

В пределах Южно-Енисейского кряжа были выделены перспективные

площади и среди них северная часть верхнепротерозойского Нижнеканского

гранитоидного массива – одного из крупнейших в Средней Сибири.

Выполненные в пределах массива поисково-съемочные геолого-

геофизические работы определили наибольшее соответствие с требуемыми

свойствами среды изоляции двух участков – Итатского и Каменного,

площадью 15-20 км каждый, находящихся в 25-30 км от ГХК. Полученные к

настоящему времени данные геологических, геофизических, тектонических,

гидрогеологических и других исследований подтверждают обоснованность

выбора.

Проведенные в Радиевом институте исследования проб, полученных

при разбуривании скважин, показали, что минералого-геохимические

особенности гранитоидов массива способствуют удержанию и поглощению

таких радионуклидов, как цезий, плутоний, америций. По расчётам, за

длительные интервалы времени радиационный ореол миграции

долгоживущих актиноидов не выйдет за пределы ближней приконтурной

зоны подземных выработок хранилища.

102

Оценки геолого-тектонического развития и анализ палеоклиматических

реконструкций не выявили в ближайшие 100-130 тыс. лет вероятности

развития природных коллизий, негативно влияющих на условия изоляции

ВАО.

Объем имеющихся данных позволил обосновать проведение детальных

предпроектных изысканий для сооружения подземной исследовательской

лаборатории и дать предварительную оценку воздействия хранилища на

окружающую среду.

Рисунок 4.3.3. Глобальные геологические структуры [68]

Южно-Енисейский кряж имеет длительную, многоэтапную историю

своего развития, прослеживающуюся от архейской пангеосинклинали (более

2,5 млрд. лет назад) до неотектонических блочных движений в наше время.

103

Тесное пространственное совмещение различных вещественных

комплексов и резкие градиенты метаморфических преобразований

свидетельствуют о крайне сложной геологической эволюции региона.

Древние метаморфизованные структуры имеют блоково-чешуйчато-

надвиговое строение с многочисленными тектоническими нарушениями.

Весь кряж разбит на разновеликие блоки разломами и трещинами

различной ориентации и генезиса. Тем не менее, именно среди формаций

Южно-Енисейского кряжа можно было выделить перспективные участки.

Отрицательная среднегодовая температура воздуха, близкая к

изотермам, ограничивающим распространение криолитозоны (–2,0…–4,0 ºС),

дает основание допускать активное развитие сезонной мерзлоты. Глубина

сезонного промерзания (по данным Сухобузимской метеостанции) может

достигать 210-300 см, минимально 67-94 см. Полное оттаивание грунтов

заканчивается только в июле. Такая криогенная обстановка играет весьма

существенную роль в формировании подземного и поверхностного стоков.

Сезонная мерзлота выступает не только в роли временного водоупора,

усиливающего поверхностный сток весной и в начале лета, но и

существенным образом ограничивает инфильтрационное поступление

атмосферных осадков вглубь гранитоидного массива. Сезонная мерзлота

грунтов является своеобразным климатическим барьером, снижающим

подпитку зон разуплотнения и трещиноватости пород – главных каналов

миграции.

В тектонически- активных и в стабильных регионах имеются активные

тектонические нарушения на всех масштабных уровнях. В земной коре

постоянно идут процессы различного пространственно-временного уровня:

землетрясения, деформации зон разломов, дифференциальные движения

блоков и т.п. Все эти явления характерны и для Южно-Енисейского кряжа и

составляющих его структур.

Перспективные участки и Нижнеканский массив в целом по уровню и

объему целевых исследований являются первыми и наиболее вероятными

кандидатами для реализации концепции Минатома по созданию в

Российской Федерации региональных хранилищ и могильников РАО.

Необходимо завершить комплексные геологические исследования площадок

и разведку массива, обосновывающие подземное строительство хранилища.

104

Рисунок 4.3.4. Принципиальная схема инфильтрационного водообмена

долины (осевая линия «А») и водораздела (осевая линия «Б»). *1-верхний

горизонт, 2-нижний [68].

В скважине 1-К (участок Каменный) зафиксированы водопроявления в

интервале глубин:

538-549;

559-562;

686-690 м.

Прямые гидрогеологические исследования показали, что коэффициент

фильтрации в зонах трещиноватости на глубине 500 м не превышает

1 -1 м/сут.

При этом необходимо отметить, что низкоминерализованные

гидрокарбонатно-кальциевые воды со слабощелочными или нейтральными

значениями рН и близкими к буферным значениям окислительного

потенциала Еh создают в большей степени барьерные, чем миграционные

условия примесным элементам. Присутствие в зонах трещиноватости

вторичных глинистых минералов и гидроокислов железа существенно

увеличивает барьерные свойства приповерхностных участков гранитоидного

массива.

105

Образцы различных типов пород, отобранных при разбуривании

скважин (участок Итатский – интервал глубин 65,2-501,7 м, участок

Каменный – 131,3-701 м) были переданы для проведения детальных

исследований в лабораторию петрофизики и математической геологии НИИ

земной коры СПбГУ. Полученные результаты подтвердили низкие значения

проницаемости главных типов гранитоидов: от 3,7·1 до 15·1 .

Пористость исследованных образцов также имеет достаточно низкие

значения: от 0,26 до 0,52%. По имеющимся данным следует ожидать, что на

глубине проницаемость будет существенно ниже.

Сопоставление и анализ комплексных лабораторных исследований

Радиевого института и НИИ земной коры показали, что в основном объеме

гранитоидных пород под воздействием постмагматического метаморфизма

образуется система трещин и пор сложной объемной конфигурации,

содержащая вторичные мелкодисперсные минералы – природные сорбенты.

В результате весь объем трещинно-порового пространства этих пород

функционирует как структурно-минералогический геохимический барьер, а

не как система потенциальных каналов миграции радионуклидов.

Рисунок 4.3.5. Схема многобарьерной защиты подземного хранилища

ОЯТ и ВАО [68].

106

4.3.3. Альтернативная площадка для локализации ВАО

Согласно [56] и [68], к 2015 году должна быть введены: подземная

исследовательская лаборатория, опытно-демонстрационный центр по

обращению с ОЯТ, объект окончательной изоляции глубокого заложения - в

районе Горно-химического комбината, г. Железногорск, Красноярский край.

Согласно [39], большая часть объема всех образовавшихся за отчетный

год жидких отходов принадлежит трем предприятиям: Горно-химический

комбинат (ГХК) (20%), ФГУП "ПО Маяк" (22,3%) и «Сибирский химический

комбинат» (СХК) - 55,5%.

*Доля остальных предприятий составляет около 2% суммарного

объема.

Суммарная активность образующихся ТРО на 96% определяется

высокоактивными отходами ФГУП "ПО Маяк". В результате переработки

высокоактивных ЖРО на ФГУП «ПО Маяк» за год образовывается ~500 тонн

остеклованных отходов.

Согласно [69], «ежегодное число землетрясений в Красноярском крае

порой переваливает и за 100, это уже считается высоким уровнем

сейсмической активности». Это иллюстрирует следующая карта:

Рисунок 4.3.6. Очаги землетрясений различных магнитуд [69]

107

И хотя в самом Красноярске пока не зафиксировано землетрясений

свыше 4-х баллов по шкале MSK-64, для долговременного захоронения ВАО,

на мой взгляд, стоит обратить внимание на другие районы России.

Считаю, что выбор площадки для захоронения ВАО не должен

учитывать Европейскую территорию России и крайне малонаселённые

регионы (Республика Саха, Чукотский АО) из-за отсутствия технико-

экономических возможностей перемещения с предприятий - наработчиков

запасённых ВАО и противоречия социально-экономическим условиям

выбора площадки.

Челябинская область — субъект Российской Федерации, входит в

состав Уральского федерального округа, административный центр: город

Челябинск. Граничит: на севере — со Свердловской областью, на востоке —

с Курганской, на юге — с Оренбургской, на западе — с Башкортостаном, на

юго-востоке — с Казахстаном.

Томская область — субъект Российской Федерации, входит в состав

Сибирского федерального округа, административный центр — город Томск.

Граничит на западе и севере с Тюменской областью и входящим в её состав

Ханты-Мансийским автономным округом, на юге — с Кемеровской и

Новосибирской областями, на западе — с Омской областью, на востоке с

Красноярским краем.

Красноярский край — субъект Российской Федерации, расположен в

Сибирском федеральном округе, административный центр — Красноярск.

Относится к Восточно-Сибирскому экономическому району. Граничит с

Якутией и Иркутской областью на востоке, с Тувой и Хакасией на юге, с

Кемеровской и Томской областями, Ханты-Мансийским и Ямало-Ненецким

автономными округами на западе.

Для анализа выбираю такие области, как: Челябинская, Курганская,

Свердловская, Тюменская, Омская, Новосибирская, Томская, Кемеровская;

Красноярский край (направление: с запада - на восток).

Алтайский край, республика Алтай, республика Хакасия и республика

Тыва расположены в сейсмоактивной зоне.

108

4.3.3.1. Доступность

Рассматриваю социально-экономические условия, по-порядку,

согласно таблице 4.2.1.

Так как перевозка контейнеров с ВАО или ОЯТ неизбежна при любом

варианте выбора площадки для пункта окончательного захоронения, то

доступность региона оцениваю по суммарному километражу от предприятий

– наработчиков до административного центра региона на единицу

контейнеров. Причём, расстояние от Озёрска (ФГУП ПО «Маяк») до

Кыштыма (ж/д станция) – 8 км*контейнер, от Кыштыма до Челябинска – 41

км*контейнер. Суммарно – 49 км*контейнер. Расстояние от ЗАТО

«Железногорск» до Красноярска – 18 км*контейнер. Расстояние от ОАО

«СХК» до Томска – 5 км*контейнер. В порядке допущения считаю вклад 3-х

предприятий по ВАО равнозначным, итоговая сумма к каждому маршруту

по километражу – 72 км*контейнер (~70 км*кнт).

До Челябинска [(1-й регион в рассмотрении, далее – 1) от Томска (7) и

Красноярска (9), соответственно, 630 и 800 (км*контейнер). *Учитывая

равные доли поставок груза, от каждого предприятия по 1/3 суммарного

объёма] ~ 1500 км*контейнер.

До Кургана [(1)-(2)-(7)-(9)]~(70+(100+530+700))~1400 км*кнт.

До Екатеринбурга [(1)-(3)-(7)-(9)] ~(70+(80+630+800)) ~1580 км*кнт.

До Тюмени [(1)-(4)-(7)-(9)] ~(70+(140+500+700)) ~1410 км*кнт.

До Омска [(1)-(5)-(7)-(9)] ~(70+(320+310+500)) ~1200 км*кнт.

До Новосибирска [(1)-(6)-(7)-(9)] ~(70+(530+90+270)) ~960 км*кнт.

До Томска [(1)-(7)-(9)] ~(70+(630+200)) ~900 км*кнт.

До Кемерово [(1)-(7)-(8)-(9)] ~(70+(630+70+180)) ~950 км*кнт.

До Красноярского края [(1)-(7)-(9)] ~(70+(800+200)) ~1070 км*кнт.

В расчёте расстояний учтено то, что прямой путь по ж/д до Кургана от

Омска пролегает через территорию соседнего государства (Казахстан),

которое может иметь свои политические, социально-экономические взгляды

на транспортировку упаковок с ВАО по своей территории.

109

Таблица 4.3.1. Социально-экономические показатели регионов

Регион

(область)

Доступность,

км*контейнер

Плотность

населения,

человек/км

Демографическая

ситуация

(убыль/прирост)

1. Челябинская 1500 39,3 Убыль

2. Курганская 1400 12,7 Убыль

3. Свердловская 1580 22,1 Убыль

4. Тюменская 1410 2,39 Прирост

5. Омская 1200 14 Убыль

6. Новосибирская 960 15 Прирост

7. Томская 900 3,33 Прирост

8. Кемеровская 950 28,9 Убыль

9. Красноярский край 1070 1,19 Убыль

В качестве основного источника по таким данным, как «плотность

населения» (человек/к ) и «демографическая ситуация» (Прирост/Убыль) мною

использовались сравнительные данные двух последних всероссийских

переписей населения [71].

В Курганской, Свердловской, Тюменской, Новосибирской и Томской

областях не выделено заповедных земель. Существуют несколько заказников.

Параметр выбора площадки (таблица 4.2.1. «использование земель,

лет») будет выбран в п.4. этапе 4, в данной работе он не рассматривается в

качестве определяющего.

110

4.3.3.2. Полезные ископаемые

Челябинская область [72]:

Имеются крупные месторождения железных руд (Магнитогорское,

Бакальское, Златоустовское и другие месторождения), медных и никелевых

руд, минерально-строительного (особенно магнезитового и цементного)

сырья. Имеются запасы бурого угля (Челябинский бассейн). Открыто около

400 месторождений различных металлов и неметаллов («нерудное сырье»).

За два с половиной века на Бакальских рудниках добыто около 150 млн. тонн

руды. И сегодня еще её запасы составляют 1,2 млрд. тонн. Преобладают

сидеритовые руды (32 % Fe), пока еще не имеющие большого спроса.

Курганская область [73]:

Курганская область располагает богатыми минерально-сырьевыми

ресурсами. В области ведется добыча следующих полезных ископаемых:

урана, бентонитовых глин, минеральных и питьевых подземных вод,

строительных камней, кирпичных глин, строительных песков.

Благоприятные геологические предпосылки для увеличения ресурсов

урана позволяют отнести Курганскую область к одной из главных

уранодобывающих провинций в России. Из трех выявленных месторождений

урана на сегодняшний день добыча успешно ведется на Далматовском

месторождении, наиболее подготовленном к промышленному освоению.

В области имеются предварительно оцененные месторождения и

проявления железных и вольфрам-молибденовых руд, выявлены участки

титан-циркониевых россыпей.

Свердловская область [74]:

Полезные ископаемые: золото, платина, асбест, бокситы, минеральное

сырьё — железо, никель, хром, марганец и медь. Соответственно, основа

региональной экономики — горнодобывающая и металлургическая отрасли

промышленности.

111

Тюменская область [75]:

В Тюменской области сосредоточена основная часть запасов нефти и

газа страны. Общий объём поисково-разведочного бурения превысил 45 млн.

м. Добыча нефти сосредоточена в среднем Приобье. Газ добывается

преимущественно в северных районах. Крупные месторождения нефти —

Самотлорское, Приобское, Холмогорское, Красноленинское, Фёдоровское;

газа — Уренгойское, Медвежье, Ямбургское. Глубина залегания от 700 м до

4 км. Производится добыча торфа, сапропелей, кварцевых песков,

известняков. Разведано около 400 месторождений сырья для производства

строительных материалов.

Рудные полезные ископаемые и драгоценные камни открыты на

восточном склоне Приполярного и Полярного Урала (в частности,

месторождения свинца, меди, хромитов).

Область богата запасами пресной воды, которые представлены

крупными реками — Обь, Иртыш, Тобол, озёрами (650 тыс.) — Чёрное (224

км²), Большой Уват (179 км²) и др., подземными водами, в которых

содержится более половины российских запасов йода (30 млг/л) и брома

(40—50 млг/л).

Омская область [76]:

Омская область относится к группе субъектов Российской Федерации,

которые в силу своих природных особенностей, геологических условий и

геологической изученности не считаются ведущими минерально-сырьевыми

регионами. Тем не менее, в области частично разведаны месторождения

следующих основных полезных ископаемых:

- нефть и газ в северных районах области

- россыпи циркона и ильменита (минералы циркония и титана) в Тарском

районе

- минеральные соли (сульфат натрия) в озере Эбейты Москаленского и

Полтавского районов

- торф на освоенных 28-ми месторождениях

- сапропель на 174-х освоенных месторождениях

- болотные мергели (озерные карбонаты) на поймах северных рек области

112

- глины формовочные (бентонитовые) в южной части области

- строительные материалы (пески, глины, суглинки, алеврит и пр.) на 99-ти

месторождениях

- подземные воды

- лечебные грязи в озере Ульджой на территории Черлакского района.

Всего на территории Омской области известны 19 основных видов

полезных ископаемых. Все полезные ископаемые области имеют осадочное

происхождение и кайнозойский возраст.

Самым богатым является Тарский район – 11 видов сырья, самым бедным (а,

скорее, малоизученным) – Одесский район.

Новосибирская область [77]:

В общей сложности, на территории Новосибирской области

располагается 523 месторождения различных полезных ископаемых, из

которых 83 в настоящее время эксплуатируются.

На территории области разведаны запасы таких полезных ископаемых

как каменный уголь (Горловский бассейн, где добываются

высококачественные антрациты, разведанные запасы — 905 млн тонн,

прогнозные около 5,6 млрд тонн, также Завьяловское месторождение

Кузбасса с запасами коксового угля более 50 млн. тонн), тугоплавкие глины,

торф.

На северо-западе области открыты месторождения нефти и природного

газа. На территории Северного района области открыто семь нефтяных

месторождений (Верх-Тарское, Малоичское, Восточно-Тарское, Тай-Дасское,

Ракитинское, Восточное и Восточно-Межовское) и одно газоконденсатное —

Веселовское. Нефть близка по качеству к марке Brent. Средние глубины

залегания продуктивных пластов — около 2500 м. Наиболее крупным

является Верх-Тарское месторождение. С учетом предварительно оценённых

запасов, в нём содержится около 60 % всех запасов нефти области.

Остальные месторождения — небольшие. Верх-Тарское и Малоичское —

добыча около 2 млн.т в год, остальные — законсервированы. Разведанные

запасы нефти составляют ≈ 43 млн тонн, прогнозируемые — 113 млн тонн,

однако нефтегазовые месторождения постепенно выводятся из эксплуатации.

113

Запасы торфа оцениваются в 7,2 млрд тонн, однако в связи с высокими

затратами на его добычу и переработку, разработка торфяных

месторождений практически не ведётся.

На территории области обнаружено крупное месторождение руд

цветных металлов — диоксида титана (≈ 1,7 млн тонн) и диоксида циркония

(≈ 7,2 млн тонн).

Промышленные запасы золота в Новосибирской области невелики и

оцениваются в 17 тонн. Разведано одно рудное и 24 россыпных

месторождения.

Открыто 4 месторождения мрамора с запасами более 8,5 млн. м³,

причём мрамор двух из них относится к высокодекоративному,

пользующемуся повышенным спросом.

Имеются значительные ресурсы подземных пресных, термальных и

минеральных вод. Из 9,5 тыс. скважин ежесуточно извлекается более

полумиллиона кубометров воды.

Суммарная площадь лесного фонда Новосибирской области составляет

около 4 490 000 га, в том числе площадь территории, занятой хвойными

породами — 977 300 га (21,76 %). Общий запас древесины основных

лесообразующих пород оценивается в 278 800 000 м³.

Томская область [78]:

В недрах Томской области сосредоточены разнообразные полезные

ископаемые, составляющие ее ресурсный потенциал: нефть и газ,

металлические и неметаллические полезные ископаемые, бурые угли, торф и

сапропели, пресные питьевые, минеральные, термальные и промышленные

подземные воды.

Важнейшим энергетическим сырьем являются углеводороды,

обеспечивающие наиболее высокий уровень пополнение бюджета и притока

инвестиций. Томская область входит в состав Западно-Сибирской

нефтегазоносной провинции и относится к ведущим регионам России по

добыче нефти газа. В недрах перспективных земель, разделенных на пять

нефтегазоносных областей (НГО), сосредоточено до 7,5 млрд. т условных

углеводородов. Государственным балансом учтены 103 месторождения

нефти и газа.

114

Разведанные месторождения преимущественно расположены на

левобережье р. Оби на площади Александровского, Каргасокского и

Парабельского административных районов, в пределах Среднеобской,

Каймысовской, Васюганской и Пайдугинской НГО. Перспективы

правобережья р. Оби (в большей степени на газ) связываются с изучением

палеозоя Предъенисейской НГО, охватывающей северо-восток области.

Из металлических полезных ископаемых территория области

располагает большими ресурсами осадочных железных руд и циркон-

ильменитовых россыпей, составляющими основу будущего развития ее

горнодобывающей и перерабатывающей отраслей. Степень изученности

металлов различная. Разведанные запасы россыпей на Туганском и

Георгиевском месторождениях учтены государственным балансом. В рамках

начального этапа освоения Туганской россыпи на Южно-Александровском

участке организовано опытно-промышленное производство.

Площадь бассейна железных руд на территории области составляет

около 80 тыс. км 2 с общими ресурсами железных руд до 85,9 млрд. т. Для

промышленного освоения наиболее перспективны руды Бакчарского

месторождения. Их потенциальными потребителями могут стать Кузнецкий

и Западно-Сибирский металлургические комбинаты. Работы по

геологическому изучению и технологической оценке руд Бакчарского

месторождения начаты в 2005 г.

На юго-востоке области в пределах Томского выступа фундамента

установлены проявления золота, сурьмы, цинка, бокситов. Оценки их

промышленных перспектив, кроме золота, невысокие и ограничиваются

прогнозными ресурсами разной обоснованности. Основным объектом

геологического изучения из этого перечня металлов остается золото. В 1997

г. при выполнении ревизионных работ по оценке состояния минерально-

сырьевой базы на юге области выделен Томский потенциально золоторудный

район. Суммарные прогнозные ресурсы золота в пределах выделенных

золоторудных узлов определены по категории Р3 в количестве 105 т. В

настоящее время ведутся работы по поискам и оценке рудного и россыпного

золота на Халдеевской и Тугояковской площадях.

Неметаллические полезные ископаемые, являющиеся сырьевой базой

предприятий перерабатывающей промышленности, представлены

индустриальным и горно-химическим сырьем и строительными материалами.

115

Месторождения индустриального и горно-химического сырья,

учтенные государственным балансом, тяготеют к участкам неглубоко

погруженного фундамента на юго-востоке Томской области. Наиболее

представительными видами из этой группы полезных ископаемых являются

тугоплавкие глины, каолин и кварцевые стекольные пески. Месторождения

строительных материалов, составляющие группу общераспространенных

полезных ископаемых, распространены значительно шире.

По торфяным ресурсам область занимает второе место в России.

Используются они крайне ограниченно, как и сопутствующие торфу

попутные полезные ископаемые озерно-болотного генезиса - фосфаты,

карбонаты и озерный сапропель. Малоизученными и невостребованными

остаются бурые угли, представляющие собой ценное химико-

технологическое и энергетическое сырье.

Первоочередными объектами для промышленного освоения являются

Таловское и Туганское (вскрыша россыпи) буроугольные месторождения.

Большие ресурсы пресных подземных вод Западно-Сибирского

артезианского бассейна и отчасти трещинных вод протерозойско-

палеозойских образований фундамента (на юге области) служат главным

источником хозяйственно-питьевого водоснабжения. На территории области

разведано 31 месторождение пресных подземных вод, в том числе 21 - в

пределах артезианского бассейна. В глубоких горизонтах мезозойских

отложений платформенного чехла развиты минеральные и термальные воды,

а также промышленные воды нефтегазоносных отложений, содержащие

повышенные концентрации ряда ценных компонентов. Для лечебно-

куротных целей разведаны 4 месторождения минеральных вод.

Кемеровская область [79]:

В недрах области обнаружены разнообразные полезные ископаемые:

каменные и бурые угли, железные и полиметаллические руды, золото,

фосфориты, строительный камень и другие минеральные ресурсы. По

сочетанию и наличию природных богатств область можно назвать

уникальной.

116

Красноярский край [80]:

В крае сосредоточено более 95 % российских запасов никеля и

платиноидов, более 20 % золота, значительные запасы кобальта,

нефелиновых руд, магнезитов, исландского шпата, тонких кварцевых песков,

тугоплавких глин, графита, 63 вида промышленных металлов и других

полезных ископаемых.

В Красноярском крае сосредоточено большое количество российских

запасов угля. Масштабная угледобыча ведётся в Канско-Ачинском бассейне,

значительный Тунгусский каменноугольный бассейн, нефтегазовые

месторождения Юрубченского блока, крупное Ванкорское нефтегазовое

месторождение. В крае открыто 25 месторождений нефти и газа.

Одно из крупнейших в мире Горевское месторождение свинца (42 %

российских запасов). Разрабатываются Абагасское железорудное

месторождение, Курейское месторождение графита. В Маймеча-Котуйской

апатитовой провинции сосредоточен 21 % апатитового сырья России.

Перспективно крупнейшее в стране Чуктуконское месторождение

редких земель, готово к освоению Пороженское марганцевых руд,

алюминиевых (Чадобедская группа месторождений бокситов) и урановых

руд (Курагинское и Каратузское месторождения), при Енисейском заливе

месторождения газа и газоконденсата Ванкорского блока.

Всего в Красноярском крае обнаружено более 10 тысяч месторождений

и рудопроявлений различных полезных ископаемых.

Большая часть территории (43 млн га) покрыта лесами. По лесным

ресурсам область занимает третье место в Российской Федерации после

Красноярского края и Иркутской области. Общий запас древесины

оценивается в 5,4 млрд м³.

Вывод:

По предварительной оценке Челябинская, Курганская, Свердловская и

Омская области располагают меньшими, по сравнению с другими

рассматриваемыми регионами, запасами извлекаемых полезных ископаемых.

Однако, мною подчёркивается неизученность больших пространств и

возможна разработка месторождений в будущем, на что следует обратить

особое внимание.

117

4.3.3.3. Валовой региональный продукт (ВРП)

ВРП представляет собой валовой внутренний продукт (ВВП) для

отдельно взятого региона, наиболее всеобъемлюще показывая его

экономическую деятельность.

В списке представлены статистические данные за 2004/2010 годы из

Федеральной службы государственной статистики. Данные приведены в

миллионах номинальных рублей в текущих основных ценах.

Таблица 4.3.2. ВРП рассматриваемых областей [81]

Регион

(область)

ВРП

(2004 год),

млрд. рублей

ВРП

(2010 год),

млрд. рублей

Место региона

по ВРП в

России,

(2010 год)

1. Челябинская 291,180 645,930 14

2. Курганская 42,470 115,220 63

3. Свердловская 364,370 1033,750 7

4. Тюменская

(не включая

ХМАО* и

ЯМАО**)

1536,730

(-956,200;

-355,720)

224,810

3292,880

(-1976,220;

-771,770)

544,89

2 (17/18 места,

как в 2004-м,

так и в 2010-м)

5. Омская 192,880 371,220 27

6. Новосибирская 191,830 482,025 21

7. Томская 132,440 284,290 36

8. Кемеровская 244,460 622,510 17

9. Красноярский

край

365,450 1050,160 6

*Ханты-Мансийский автономный округ,

**Ямало-Ненецкий автономный округ.

118

Таблица 4.3.3. ВРП на душу населения

Регион

(область)

ВРП

(2010 год),

тысяч рублей/

человека

Место региона

по ВРП в

России,

(2010 год)

1. Челябинская 189,5 28

2. Курганская 111,3 63

3. Свердловская 214,9 22

4. Тюменская

(не включая

ХМАО и ЯМАО)

527,7 5

5. Омская 175,1 33

6. Новосибирская 174,4 34

7. Томская 242,8 15

8. Кемеровская 134,6 49

9. Красноярский

край

256,1 9

По данным Росстата [82] инфляция составляла:

В 2005 году - 10,9%,

В 2006 году – 9%,

В 2007 году - 11,9%,

В 2008 году - 13,3%,

В 2009 году - 8,8%,

В 2010 году - 8,8%.

Цены 2004 года отличаются от цен 2010 года, в среднем, в 1,814 раза.

Во всех рассматриваемых регионах рост ВРП опережает рост цен;

наименьший рост рассчитан для Омской (1,924), Томской (2,147), а также

Челябинской (2,218 раза) областях.

119

4.3.3.4. Окончательный выбор альтернативного региона для

площадки неизвлекаемого глубинного захоронения ВАО

Для исследования геофизических параметров конкретной местности

необходимо проанализировать результаты п.п. 4.3.3.1-4.3.3.3.

В таблице 4.3.1. трём первым рассматриваемым условиям

(доступность, плотность населения, демографическая ситуация) не

удовлетворяет одновременно ни одна область. Двум одновременно

удовлетворяют Томская, Кемеровская области и Красноярский край. Причём

пары (доступность-плотность, плотность-демография, доступность-

демография не повторяются).

По категорию «близость к заповедным землям»: в Курганской,

Свердловской, Тюменской, Новосибирской и Томской областях не выделено

заповедных земель.

В кратком изложении о запасах полезных ископаемых ясно, что

Челябинская, Курганская, Свердловская и Омская области располагают

меньшими, по сравнению с другими рассматриваемыми регионами, запасами

извлекаемых полезных ископаемых.

По валовому региональному продукту (аналогу ВВП для региона),

аутсайдерами (на 2010 год) являются Курганская, Омская и Томская области.

По ВРП на душу населения – Курганская, Омская и Кемеровская области. По

росту уровня ВРП на душу населения самый медленный рост по сравнению с

инфляцией наблюдается в Омской, Томской и Челябинской областях.

120

Таблица 4.3.4. Матрица областей по рассматриваемым параметрам*

Регион

(область)/параметры

№1 №2 №3 №4 №5 №6 №7 №8

1. Челябинская + + +

2. Курганская + + + + +

3. Свердловская + + +

4. Тюменская

(не включая ХМАО и

ЯМАО)

+ +

5. Омская + + + + +

6. Новосибирская + +

7. Томская + + + + +

8. Кемеровская + + +

9. Красноярский край + +

*Доступность, плотность населения, демографическая ситуация,

близость к заповедным землям, полезные ископаемые, ВРП, ВРП на душу

населения, рост ВРП по отношению к инфляции.

Пять баллов набрали 3 области: Курганская (параметры №№3-7),

Омская (параметры №№3,5-8), Томская области (параметры №№1,2,4,6,8).

Таблица 4.3.5. Матрица областей-лидеров по рассматриваемым

параметрам*

Регион

(область)/параметры

№1 №2 №3 №4 №5 №6 №7 №8

1. Курганская + + + + +

2. Омская + + + + +

3. Томская + + + + +

121

Параметр «доступность» рассчитывался из предположения о

равнодолевом вкладе поступления ВАО в объект. При вводе в

промышленную эксплуатацию с 2025 года захоронения рядом с

Нижнеканским массивом гранитоидов, площадку можно сориентировать на

ФГУП ПО «Маяк» и наиболее доступной окажется площадка в Курганской

области.

Плотность населения – 12,4 (1 миллион 19 тысяч, в 2002 году [73]) и 14

(1.977.450, в 2010 году [76]) человек на квадратный километр - в Курганской

и Омской областях, соответственно. Заметно выделяется по этому параметру

Томская область (3,33 или 1.045.500 человек [78]), однако, в отличие от

первых двух, численность населения здесь растёт.

В Омске и Омской области имеются материалы на 100 памятников

природы, с общей площадью 37 659 га, в том числе: ботанических — 69,

гидрологических — 14, геологических — 5, исторических — 9,

зоологических — 2, комплексных — 2 [76].

Организованы природный парк местного (районного) значения

«Саратово» (1.063 га) в Горьковском районе Омской области, курорт

местного значения «Красноярско-Чернолученская зона» (10.104 га)[76]. В

Омской области имеется 23 заказника, в том числе: 8 — зоологических

(охотничьих) по охране охотничьих животных; 13 — ботанических, из них 7

заказников потенциальных кедровников и 6 заказников сосновых боров; 2 —

комплексных заказника. Созданы особо охраняемые природные территории

регионального (областного) значения[11]:

зелёная зона «Сельхозакадемическая», площадь 428,47 га;

природная историко-культурная рекреационная зона «Окунево»,

площадь 14.000 га;

природная рекреационная зона «Черталы», площадь 1.050 га;

природная рекреационная зона «Ленево», площадь 1.800 га.

Эти данные (а также численность населения) исключают Омскую

область из дальнейшего рассмотрения.

Считаю первым приоритетным направлением дальнейшее

исследование Курганской области в качестве организации на её площади

исследовательской лаборатории.

122

Глава 5

Выбор площадки для глубинного захоронения ВАО в

Курганской области (Этап №3)

5.1. Геологическая история развития Курганской области

По геологическому строению территория области относится к

периферийной части Западно-Сибирской молодой эпигерцинской плиты,

имеющей два различных геоструктурных этажа: палеозойское складчатое

основание (фундамент) и мезо-кайнозойский осадочный чехол [83].

На территории области не происходило оледенения в четвертичном

периоде, осадочный чехол запада и юго-запада области составляет 100-150м,

на северо-востоке области – свыше 1000 метров.

На северо-западе области, в Катайском (7) и Далматовском (4) районах,

изверженные магматические породы выходят на поверхность. Гранит

выходит на поверхность по ограниченной территории течения рек Синара,

Чернушка (севернее д. Чернушки), в бортах синарского карьера (с. Борисово)

Катайского (7) района [83].

Коклановское молибдено-вольфрамовое рудопроявление в Катайском

районе, в 30 км к юго-западу от Катайска, состоит из гранита и интрузивных

тел.

Также известно, что леопарит (кварц и кристаллы полевых шпатов),

залегающий в синарском месторождении в 0,5 км от с. Борисово, имеет

ранне-среднетриасовый возраст, преобладает преимущественно на левом (а

также правом) берегу р. Синары.

Базальты, гнейсы (сходные по составу с гранитом) формируются в

ордовике Катайского района.

5.2. Экономическая оценка ущерба от радиационной чрезвычайной

ситуации в Курганской области [86]

Радиационная чрезвычайная ситуация в Курганской области носит

«хронический» характер, накопленные в пойме и донных отложениях рек

Теча - Исеть радионуклиды привели к выведению из водопользования речной

системы, а также пашен, пастбищ, лесов.

123

Прямым последствием радиационной чрезвычайной ситуации

является радиоактивное загрязнение экосистемы, что вызывает в ней

необратимые экологические нарушения. Для минимализации воздействия и

улучшения качества среды производится дезактивация объектов

инфраструктуры, захоранение РАО, другие мероприятия по снижению

поступления радионуклидов в окружающую среду.

Косвенным последствием загрязнения является снижение уровня

жизни, ухудшение социально-экономических условий проживания.

Прямой ущерб от радиационной чрезвычайной ситуации в Курганской

области составляет 5,352*1 рублей (в ценах 2007 г.). На 2007г. Экстренные

послеаварийные затраты в итоге составили сопоставимую сумму в 5,312*1

рублей (в ценах 2007 г.).

Косвенный ущерб, по мнению [86], состоит в: ограничении

водопользования, недоборе сельхозпродукции, капитальных затратах,

необходимых для компенсации потерь продукции, миграции населения,

исчезновении городов/ПГТ/сёл из-за миграции.

Суммарные косвенные затраты для Курганской области – 15,767*1

рублей, причём 76,6% - капитальные вложения в сельское хозяйство.

Недобор сельхозпродукции – 14%, миграционные потери – 6,15% (которые я

лично не могу отнести к потерям вообще, т.к. необходимо учесть

повышенный уровень жизни мигрантов на новом месте на территории РФ и

приток мигрантов с территорий бывшего СССР в 90-е годы в Курганскую

область).

На социальную защиту населения с 1993 года направлялось 763*1

рублей (в ценах 2007 года), что составляет только 7,15% от итоговых затрат

прямого ущерба и экстренных мер.

Уточнённый пересчёт дозы и состава сбросов (центральная

лаборатория ПО «Маяк») выявил заниженную в 2 раза ранее оценку, в связи

с чем необходим пересчёт льгот для населения и прогнозируется рост затрат.

Так как далее будут упоминаться отдельные районы области,

необходимо сделать соответствующую справку по административному

делению.

124

5.3. Административное деление Курганской области

Среди муниципальных образований области 9 городов, 6 поселков

городского типа и 24 района.

Города: Шадринск, Курган, Далматово, Катайск, Куртамыш,

Макушино, Петухово, Шумиха, Щучье.

Посёлки городского типа: Варгаши, Каргаполье, Красный Октябрь,

Лебяжье, Мишкино, Юргамыш (свыше 5000 человек).

Ниже представлена карта области. Каждой цифре соответствует свой

район.

Рисунок 5.3.1. Административное деление Курганской области [73]

Таблица 5.3.1. Районы Курганской области [73]

№

региона

Название №

региона

Название №

региона

Название

1 Альменевский 9 Куртамышский 17 Сафакулевский

2 Белозерский 10 Лебяжьевский 18 Целинный

3 Варгашинский 11 Макушинский 19 Частоозёрский

4 Далматовский 12 Мишкинский 20 Шадринский

5 Звериноголовский 13 Мокроусовский 21 Шатровский

6 Каргапольский 14 Петуховский 22 Шумихинский

7 Катайский 15 Половинский 23 Щучанский

8 Кетовский 16 Притобольный 24 Юргамышский

125

В уральском регионе Курганская область имеет самое низкое

водообеспечение [84], привозная вода поступает преимущественно в

восточные и северо-восточные районы области [Петуховский ( 66,7% воды

района не отвечает санитарно-эпидемиологическим нормам, №14),

Макушинский (11). Частоозёрский (19), Мокроусовский (13)].

Вода открытых водоёмов в Северных и Северо-Западных регионах

области [Катайский (7), Далматовский (4), Шадринский (20), Каргапольский

(6), Шатровский (21) и г. Шадринск] не может быть использована в связи с

тем, что р. Исеть, Миасс, Синара, Теча имеют сильное антропогенное

загрязнение, поступающее в эти регионы от городов Свердловской и

Челябинской областей.

В [85] рассматривается экологическая обстановка в Щучанском (23)

районе после строительства [согласно ФЦП «Уничтожение запасов

химического оружия в РФ» (1996 г.)] объекта по ликвидации химического

оружия.

5.4. Добыча урана на территории Курганской области.

Далматовский район

ЗАО «Далур» расположено в Далматовском районе Курганской

области. Предприятие ведет промышленную эксплуатацию и разработку

месторождений, относящихся к Зауральскому ураново-рудному району

(Далматовское и Хохловское) [87].

Запасы предприятия оцениваются в 11 379 тонн урана (на 01.01.2011 –

18496 тонн) [87]. Предприятие добывает уран методом скважинного

подземного выщелачивания, готовой продукцией является концентрат

природного урана («желтый кек»).

На протяжении 2009-2011 года ежегодная добыча урана составляет

около 500т, что позволит (без роста добычи) полностью выработать оба

месторождения за 37 лет (к 2048 году).

Считаю, что необходимо провести ТЭО варианта глубинной

локализации ВАО в образовавшихся полостях.

126

5.5. Подземные воды в Курганской области

Рисунок 5.5.1. Подземные воды Курганской области [88]

На рисунке видно, что практически вся (73%) территория Катайского

(7) района Курганской области покрыта областями с подземными водами,

что может негативно сказаться на скорости распространения радионуклидов

после выхода их через 3-й барьер безопасности (осадочные водоносные слои

над толщей гранитовых пород). Поэтому из анализа регионов для

захоронения ВАО в Курганской области его следует исключить полностью.

5.6. Щучанский район

Особенности формирования геологических условий, определяющих

геологическую обстановку: климат территории - континентальный,

недостаточно влажный, с большими суточными и годовыми температурами

воздуха (средняя температура января составляет −18 °C, средняя температура

июля +19 °C. Выпадает примерно 400 мм осадков в год. Среднегодовая

скорость ветра составляет 3,2 м/сек, преобладают южное и юго-западное

направления ветра [73]).

Речная сеть развита слабо, главная артерия – р. Миасс с небольшими

притоками. Облик поверхности территории – низменная слаборасчленённая

равнина с почти плоскими междуречьями. Слабая дренированность

поверхности – широкое распространение озёр и болотообразовательного

процесса.

127

Геологический разрез территории характеризуется чётко выраженным

двухъярусным строением – кристаллический фундамент территории является

восточным продолжением Уральской складчатой системы и образован

дислоцированными и метаморфизованными породами палеозоя. На нём с

размывом залегает платформенный чехол из кайнозойских отложений,

подстилаемых породами меловой системы общей мощностью до 250м.

Пресные воды расположены в северной части района на левобережье р.

Миасс, где к ним приурочено Чумляковское месторождение подземных вод.

Наблюдается повышенная минерализация, предельно допустимые

концентрации превышаются в (раз):

- 2,8-4 для бора, 3-3,5 для брома, до 5-ти для марганца, до 3,7 для

лития, до 8,6 для железа.

5.6.1. Техногенное воздействие на экологическую обстановку

района исследований [Щучанский район]

Основной фактор – предприятия г. Челябинск, недостаточная очистка

ими сточных вод. Соединения азота, меди, цинка, фенолы, ионы аммония,

нитрат-ионы, титан, ванадий и нефтепродукты попадают в р. Миасс.

Азотистое загрязнение является следствием хозяйственно-бытовой

деятельности [85].

Наличие чекан-ирбитского водоупора мощностью до 85м

воспрепятствует как попаданию загрязнителей в аварийном варианте работы

предприятия по уничтожению химического оружия на срок до 3000 лет, так и

выходу радионуклидов в воды опокового горизонта, используемого для

водоснабжения.

Наличие пирита в грунте и продуктов его окисления (гипс, ярозит,

сидерит), может негативно сказаться на скорости выхода радионуклидов.

Автор [85] предлагает при герметизации могильника (засыпке строительных

котлованов) использовать крошку известняка. Состав смеси и необходимое

содержание на единицу массы и объёма породы необходимо уточнить

экспериментально.

Так как уничтожение химического оружия происходит рядом с

городом Щучье (11000 человек [71]), а север и юг района заболочены, то из

дальнейшего рассмотрения район исключается.

128

5.7. Шадринский район

Шадринский район – второй по численности населения в регионе. В

Шадринске проживает 77744 [71], в Шадринском районе – 27361 [71]

человек. Ненаселённые территории либо заболочены (юг), либо находятся

под охраной и содержат обширную сеть водоёмов (север). Для размещения

захоронения крупная площадка (несколько квадратных километров) не

найдена.

5.8. Далматовский район

Далматовский район – юг и северо-запад заболочены (на северо-западе

цепь озёр – Бол. Атяж, Беляковское, Ичкино, Семёнова, Индисяк и т.д.) [89].

В центре района расположен г. Далматово (районный центр, 13913 жителей)

[71], протекает загрязнённая радионуклидами река Исеть [89].

На границе с Шадринским районом находится вторая вариантная

площадка – в четырёхугольнике площадью 42 км.

Рисунок 5.8.1. Вариант площадки (выделена прямыми жёлтыми линиями) для

геологических изысканий, подтверждающих возможность захоронения ВАО

в Далматовском районе

129

Глава 6

Математическая формулировка задачи

6.1. Миграция нуклидов

Анализ миграции нуклидов из инженерной барьерной системы учитывает:

1. Выход нуклидов из остеклованных радиоактивных отходов,

2. Распространение нуклидов в материалах буферного слоя,

3. Диффузию и сорбцию нуклидов в материалах буферного слоя,

4. Радиоактивный распад и прирост радионуклидов за счёт их

трансформации,

5. Выход нуклидов в окружающую горную породу.

6.1.1. Остеклованные радиоактивные отходы

Процесс миграции нуклидов из остеклованных отходов определяется:

1. Постепенным разрушением стеклянной матрицы,

2. Выщелачиванием нуклидов в резервуар по мере разрушения

матрицы,

3. Распадом/приростом нуклидов (трансформацией).

Математическая формулировка процесса миграции нуклидов [85]:

,

где:

-

-количество j-го элемента i-го нуклида в остеклованном блоке РАО к

моменту выхода из строя защитной оболочки [моль];

- - фракционная норма уменьшения объёма стекла в блоке [

- - постоянная распада, [

130

6.1.2. Контейнер

Процесс миграции нуклидов в прилегающей к отходам зоне (в

контейнере) определяется:

1. Осаждением/растворением нуклидов;

2. Распадом/трансформацией нуклидов;

3. Выходом нуклидов в буферный слой.

Математическое описание процесса миграции [85]:

где:

- - гипотетический объём поровой воды в породе [ ],

- - активность поровой воды, обусловленная j-м элементом i-го нуклида,

- t – время после рассеивания защитных свойств оболочки [лет],

- - расчетное расстояние от центра блока остеклованных ВАО [м],

- L – длина буферной зоны [м],

- - пористость материала буфера,

- - коэффициент диффузии нуклидов нуклидов в грунтовой воде [

],

- - концентрация j-го элемента i-го нуклида в материале буфера [

],

- r=rin – внутренний радиус защитной оболочки [м],

-

- количество j-го элемента i-го нуклида в остеклованном РАО [моль],

- - фракционная норма уменьшения объёма стекла в блоке [

- - постоянная распада, [

131

6.1.3. Буферный слой

Процесс миграции нуклидов в буферном слое определяется:

1. Диффузией нуклидов в материале буферного слоя,

2. Осаждением/растворением нуклидов,

3. Сорбцией нуклидов в материале буферного слоя,

4. Выходом нуклидов в прилегающую зону выработки.

Математическое описание процесса миграции [85]:

где:

- – активность буферного материала, обусловленная j-м элементом i-го

нуклида:

с учётом того, что:

- – концентрация нуклидов, сорбируемых материалом буферного

слоя [

],

- – концентрация нуклидов, осаждающихся в материале буферного

слоя [

].

6.1.4. Зона выработки

Процесс миграции нуклидов из буферного слоя в зону выработки

определяется:

1. Распадом/приростом нуклидов,

2. Перемешиванием нуклидов с поровыми водными включениями,

3. Выходом нуклидов из прилегающей зоны выработки в окружающую

горную породу.

Математическое описание процесса миграции нуклидов в зоне выработки

[85]:

где: [ ].

132

6.1.5. Расчетный код

Модель многокомпонентных отсеков в программе Amber5.0

достоверно описывает миграцию и поведение радионуклидных примесей в

расчётной системе. Код программы может быть представлен в виде [87]:

где: i,j – отсеки, N и M – активность нуклидов типа N и M [Бк] в расчётном

отсеке (N- потомок нуклида М в цепочке распада), S(t) – параметр внешнего

источника радионуклидов типа N [Бк/год], зависит от времени.

Скорости переноса и распада обозначены – постоянная распада

нуклида типа N [1/год]; - коэффициенты переноса [1/год]

соответствуют приросту и потере нуклидов типа N из отсеков i и j.

6.2. Рассматриваемые радионуклиды

Таблица 6.2.1. Список включаемых в стеклянную матрицу радионуклидов

Элемент (нуклид) Постоянные распада

λ [1/год]

Cs135 Цезий 3,01368*1

Sn126 Олово 6,93147*1

Tc99 Технеций 3,25421*1

Nb94 Ниобий 3,20901*1

Nb93 Ниобий -

Zr93 Цирконий 4,53037*1

Se79 Селен 1,06638*1

Am243 Америций 9,39224*1

Pb210 Свинец 0,0315067

Cm246 Кюрий 0,000146543

Cm245 Кюрий 8,15467*1

133

Таблица 6.2.1. Список включаемых в стеклянную матрицу радионуклидов

(продолжение)

Элемент (нуклид) Постоянные распада

λ [1/год]

Pu240 Плутоний 0,000105986

Pa233 Палладий 6,93147

I129 Йод 4,02993*1

Cf252 Калифорний -

Cm248 Кюрий 2,03867*1

Pu244 Плутоний 8,57855*1

Np236 Нептуний 4,50096*1

U237 Уран 693,147

Cm250 Кюрий 9,36685*1

Cm242 Кюрий 1,38629

Pu238 Плутоний 0,00787667

Cm247 Кюрий 4,44325*1

Np239 Нептуний 69,3147

Am242 Америций 6931,47

Am242m Америций 0,00456018

Pd107 Палладий 1,06638*1

*Постоянные распада занесены в библиотеку программы и соотносятся

автоматически с атомной массой элемента.

134

6.3. Цепочки распада радионуклидов

Для Nb93 и Cf252 не заданы постоянные полураспада, для большинства

остальных изотопов распад идёт до значения NULL. Для Am 243, Cm246,

Cm245, Pu240 цепочки распада выглядят следующим образом:

1). Am243->Pu239- >U235->Pa231->Ac227->NULL;

2). Cm246->Pu242->U238->U234->Th230->Ra226->NULL;

|->NULL.

3). Cm245->Pu241->Am241->Np237->U233->Th229->Ra225->NULL;

|->NULL.

4). Pu240- >U236->Th232->Ra228->NULL;

|->NULL.

6.4. Материал контейнера и буферного слоя

В качестве материала контейнера я выбрал нержавеющую сталь марки

12Х15Г9НД толщиной 150 мм, в качестве материала буферного слоя –

бентонит.

Натурные исследования с бентонитом проводились в Швеции,

Швейцарии, Канаде, Японии [93].

Главный компонент бентонита – высокопластичная глина, содержащая в

себе также кварц, хальцедон, доломит и пирит. Основа –

монтмориллонитовые материалы. Бентонит хорошо абсорбирует воду,

пластичен, имеет высокую ионообменную ёмкость и сорбционную

способность по отношению к широкому ряду радионуклидов.

6.5. Модель инженерной барьерной системы в программе Amber

Расчёт процессов в контейнере ведётся последовательно в 4-х

цилиндрических слоях металла (по мере потери оболочкой своих свойств), в

бентоните – в 10 объёмах. Выход радионуклидов на поверхность

рассчитывается с помощью сетки в 20м с глубины 800м, вмещающая порода

– гранит (-800÷-400м – монолитная порода, -400÷-180м – средняя

трещиноватость слоя, -180÷0 м – осадочный чехол). Учтена сорбция,

осаждение и растворимость. Каждый расчётный объём необходимо было

задать и описать связи со следующим объёмом вручную:

135

Рисунок 6.5.1. Модель инженерной барьерной системы в программе Amber,

схема в масштабе 1:4.

6.6. Расчёт выхода ВАО на поверхность

При отладке программы и проверке 197 параметров, обнаружены 2

ошибки типа Internal (обе - Read only, 1- Availability; 1- Transfer Flux).

Запуску расчёта и его проведению не препятствуют, поэтому приведены

здесь лишь для отчётности.

Расчёт заданного временного интервала в 500.000 лет длится на ПК с

характеристиками:

Процессор: Celeron® Dual-Core CPU T3100 @1.90GHz 1.90 GHz

Установленная память (ОЗУ): 2,00 ГБ

Тип системы: 32-разрядная операционная система.

9-ть минут, причём половину реального времени отнимает расчёт в

интервале с 0-30% (0,001 г ÷ 2925 лет). Что интересно, далее шаг в течение

10-ти секунд составляет не более 0,01 года, поэтому расчёт до «2926-го года»

(от начала эксплуатации захоронения) идёт в течение 2-х минут. Затем, с

2931-го расчётного года программа «наращивает скорость» и шаг по времени

увеличивается, доходя к 500-ному году до 10.000 расчётных лет/секунду.

136

6.7. Результаты расчёта

Рисунок 6.7.1. Выход радионуклидов на поверхность (уровень 0), моль

вещества за 500.000 лет

Напомню, что моль - единица измерения количества вещества.

Соответствует количеству вещества, в котором содержится Nа частиц

(молекул, атомов, ионов, или любых других тождественных структурных

частиц). Nа - постоянная Авогадро, равная количеству атомов в 12 граммах

нуклида углерода 1 . Таким образом, количество частиц в одном моле

любого вещества постоянно и равно числу Авогадро Nа.

Nа = 6,02214179(30)·1 [95].

На поверхность выйдут такие элементы, как:

1) I-129 (верхняя кривая, до 14 моль),

2) Cs-135 (вторая кривая сверху, до 1,14 моль),

3) Tc-99 (третья кривая сверху, до 0,056 моль),

4) Se-79 (вторая кривая снизу, до 5,5*1 ),

5) Pd-107 - за 300.000 лет (1,5*1 ) выход на поверхность

увеличится лишь с 1,0*1 моль.

137

Выводы по работе

В первой части первой главы «классификация и источники РАО» я

уделяю внимание последним законодательным нормам в сфере обращения с

РАО в России. Дана характеристика РАО по удельной активности. Именно в

данной работе особое внимание уделяю РАО с высоким уровнем активности

или высокоактивным отходам (ВАО).

Сравнивая действующие нормы классификации РАО в России, а также

нормы МАГАТЭ, США, Японии и Франции, можно сделать вывод о том, что

в РФ только формируется современная правовая основа для дальнейшего

обращения с ВАО.

В третьей части первой главы (в краткой, скорее даже конспективной

форме) приводятся инциденты, аварии и катастрофы, устранение

последствий которых входит в непосредственную сферу деятельности ГК

«Росатом». Это и кыштымский инцидент 1957-го года, происшествия на

ФГУП ПО «Маяк» и ОАО «Сибирский химический комбинат» (включая

графические материалы - карты местности загрязнённых областей, рек и

озёр). От исследования проблемы ВАО в Чернобыле, сложности и

многогранности подходов к её решению (тем более, на территории

иностранного государства) пришлось отказаться.

В параграфе 1.3.5 и 1.3.6 я привлекаю внимание читателя работы к

проблеме накопленного количества ядерного вооружения в РФ, проблеме

выхода РАО после подземных ядерных взрывов. Даны карты подземных

испытаний на территории СССР с краткой характеристикой достигаемых

ими целей и аварийные выходы радиоактивности на поверхность.

В четвёртой части первой главы описаны инциденты с атомными

подлодками. Основной акцент сделан на случаях с выходом радиоактивности

в биосферу, а также на затопленные и затонувшие (потенциально

радиационно-опасные!) объекты.

В параграфах 1.4.3-1.4.6 рассмотрены как 13 остановленных

промышленных уран-графитовых реактора, так и 2 действующих в

настоящее время – тяжеловодный ЛФ-2 и легководный «Руслан». Проблема

вывода из эксплуатации ПУГР и обращение с их высокоактивным (из-за

возникших в ходе эксплуатации «мокрых» аварий) графитом кладки

активной зоны должна быть решена с минимальным воздействием на

персонал.

138

Этому критерию удовлетворяет выдержка законсервированных

конструкций первого контура под наблюдением в течение длительного

времени (до 100 лет). Скорее всего, после выдержки, для всех военных

реакторов будет реализован вариант «захоронение на месте».

Проблеме ежегодного накопления неперерабатываемого ОЯТ в парке

энергетических блоков как России, так и построенных за рубежом,

посвящены главы 1.5.-1.6. Сравнительный анализ (включая экономическую

справку) работ по выводу э/б БН-350 позволяет оценить затраты на операцию

по ВиЭ и обращению с накопленными ВАО РУ БН-600 и строящегося БН-

800.

Пост-чернобыльский синдром, распад СССР и становление новых (для

страны) капиталистических отношений отодвинули проблемы обращения с

ВАО. Ввод замещающих мощностей практически не производился, лишь

доводились до энергетических пусков (заложенные ещё в начале 80-х) т.н.

«старые проекты». Политика продления срока службы энергоблока внесла

определённый ресурс прочности в ядерную энергетику России, однако к

2020-му году ожидается массовый останов блоков предыдущих (2-го и 3-го)

поколений, к чему необходимо основательно готовиться уже сегодня.

Вывод 11-ти реакторов типа БМК – отдельная научно-техническая

задача для отрасли. В главе 1.8. произведена лишь приблизительная

суммарная оценка объёмов ВАО для графитовой кладки и первого контура.

Проблема ВАО исследовательских реакторов описана вкратце и дана сугубо

для полноты картины основных источников объекта исследования.

Во второй главе исследуется проблема обращения с ОЯТ и ВАО в

России, выполненные и запланированные этапы федеральной целевой

программы по обращению с ОЯТ и ВАО, а также дана сравнительная

характеристика мировых стран с высокой долей ядерной энергетики

(Великобритании, Швеции, США, Франции, Японии, Германии и Канады).

Мною замечено, что наибольший интерес учёных России вызывает

опыт Швеции, поэтому предложения шведских учёных внимательно

исследуются в параграфе 2.1.3.

Вторая часть второй главы посвящена перспективным методам

обращения с ДВАО, а именно – дожиганию младших актиноидов линейным

сильноточным ускорителем, согласно схеме ИТЭФ.

139

Среди возможных методов обращения с ДВАО я выделяю на первое

место окончательное глубинное захоронение в глубоких (свыше 500м ниже

уровня местности) скальных формациях магматических пород, например

таких, как гранит.

Также научного обоснования требуют другие возможные методы

удаления ВАО (и/или ОЯТ) из сферы деятельности человека на

сверхдолгосрочный период (отмечаю три - захоронение подземными

лавинами, дезинтеграция ядерным взрывом, само-захоронение ВАО) или

навсегда (один - метод космической изоляции). В параграфе 3.5.1. проведён

сравнительный анализ всех возможных методов. Отдаю предпочтение

наиболее вероятному (в перспективе возможной реализации) в ближайшие 10

лет методу - глубинного захоронения.

Глава 4 посвящена методологии выбора площадки для ВАО.

Произведён рейтинг структурных блоков, добавлены для анализа площадки

социально-экономические условия. В 3-й части главы рассматриваются

наиболее возможные территории-кандидаты на локализацию в своих недрах

ВАО. Хотя с большей долей вероятности подземная исследовательская

лаборатория, опытно-демонстрационный комплекс и первый федеральный

глубинный могильник ВАО и ОЯТ будут сооружены восточнее Красноярска,

я предлагаю рассмотреть варианты альтернативной площадки. Считаю, что

выбор площадки для захоронения ВАО не должен учитывать Европейскую

территорию России и крайне малонаселённые регионы (Республика Саха,

Чукотский АО) из-за отсутствия технико-экономических возможностей

перемещения с предприятий - наработчиков запасённых ВАО, то есть

противоречия социально-экономическим условиям выбора площадки.

Последовательно рассмотрев 9 областей Западной и Восточной

Сибири, останавливаю выбор на 4-х областях; это Челябинская, Курганская,

Свердловская и Омская области. Углублённый анализ позволяет мне

утверждать, что Курганская область – лидер по всем исследуемым

параметрам.

Пятая глава целиком посвящена выбору места локализации ВАО в

Курганской области и рассматривает геологическую историю развития

региона. Согласно последней, слагающие Курганскую область

магматические породы имеют чёткую зональную направленность и

представлены в 4-х районах. В дальнейшем происходит финальный отсев и

предлагаются 2 вариантные площадки для натурных геологических

исследований.

140

Шестая глава посвящена описанию и адаптации программного

продукта фирмы Enviros –расчётного кода Amber5.1. - для исследуемой

площадки в Курганской области.

Подробно изложена математическая модель для поставленной задачи,

инженерная барьерная система разбита на 55 контрольных объёмов,

выполнен вариативный расчёт и проанализированы его результаты.

Возможен выход на поверхность земли таких элементов, как:

I-129 (до 14 моль),

Cs-135 (до 1,14 моль),

Tc-99 (до 0,056 моль),

Se-79 (до 5,5*1 ),

Pd-107 - за 300.000 лет (1,5*1 ) выход на

поверхность увеличится на порядок, с 1,0*1

моль.

141

Список литературы

1. Классификация РАО в РФ, сайт предприятия ГК «Росатом» РосРАО -

http://www.rosrao.ru/wps/wcm/connect/rosrao/rosraosite/conversion/classifi

cation/ ,

2. Классификация РАО (версия МАГАТЭ), сайт предприятия ГК

«Росатом» РосРАО -

http://www.rosrao.ru/wps/wcm/connect/rosrao/rosraosite/conversion/classifi

cation/ ,

3. Сайт комиссии по ядерному урегулированию США (NRC), раздел

«Отходы»: http://www.nrc.gov/waste.html ,

4. ФЗ № 190- «Об обращении с радиоактивными отходами и о внесении

изменений в отдельные законодательные акты Российской Федерации",

от 11.07.2011,

ФЦП "Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год

и на период до 2015 года",

5. СанПиН 2.6.1.2523-09 "Нормы радиационной безопасности (НРБ-

99/2009)" (приложение),

6. Постановление Главного государственного санитарного врача

Российской Федерации от 26.04.2010 № 40,

7. Термины атомной отрасли – INES (сайт ВНИИНМ им. А.А.Бочвара) –

http://www.bochvar.ru/guide/glossary/terms_atomic_branch/ИНЕС

8. Кыштымская авария, источник в сети интернет –

http://ru.wikipedia.org/wiki/Кыштымская_авария

9. Производственное объединение «Маяк», источник в сети интернет –

http://ru.wikipedia.org/wiki/Маяк_(производственное_объединение)

10. ОАО «Сибирский Химический Комбинат», источник в сети интернет –

http://ru.wikipedia.org/wiki/Сибирский_химический_комбинат

11. Радиологические последствия других аварий, материалы к

парламентским слушаниям на тему «О радиационной безопасности» —

Раздел 3.2. — с. 40, выложен в сети интернет по адресу -

http://www.ibrae.ac.ru/russian/chernobyl-3d/nature/index.html

12. Река Теча, источник в сети интернет –

http://ru.wikipedia.org/wiki/Теча

142

13. Озеро Карачай, источники в сети интернет –

http://ru.wikipedia.org/wiki/Карачай_(озеро) ,

http://toolserver.org/~geohack/geohack.php?language=ru&pagename=Кара

чай_(озеро)&params=55.677222232222_N_60.799444454444_E_type:wat

erbody_region:RU_scale:25000

14. Страна Росатом – «Проект Манхэттен», №8 (07.2010),

15. Страна Росатом – «Атомный проект 1/2», №12 (09.2010),

16. Страна Росатом – «Сокращение ядерных вооружений», №1 (04.2010),

17. И.А. Андрюшин, А.К. Чернышев, Ю.А. Юдин – «УКРОЩЕНИЕ

ЯДРА. Страницы истории ядерного оружия и ядерной инфраструктуры

СССР», Саров, 2003 г., (т.1)

17.2. Ядерные испытания СССР. Том 1-4/Под ред. В.Н. Михайлова.

Саров; ВНИИЭФ, 1997.

18. В.Лоборев, Л.Евтерев «Проблемы захоронения ядерных отходов»,

статья в Обозреватель-Observer,

19. Типы подводных лодок ВМФ СССР и России, источник в сети

интернет -

http://ru.wikipedia.org/wiki/Типы_подводных_лодок_ВМФ_СССР_и_Ро

ссии

20. А.С. Дьяков, В.К. Коробов, Е.В. Мясников «Утилизация атомных

подводных лодок в США и России: сравнительный анализ», доклад

опубликован в журнале «Вопросы Материаловедения» (№ 2, 1997 г., с.

29-36), в сети интернет доступен по адресу –

http://www.armscontrol.ru/subs/disposal/proe1210.htm

21. Затопленная АПЛ К-118 проекта 601, источник в сети интернет –

http://www.deepstorm.ru/DeepStorm.files/45-92/dbrs/mod629/601/k-118/k-

118.htm

22. А.М. Антонов, «Атомные подводные лодки проекта 627» , источник в

сети интернет –

http://book.uraic.ru/elib/pl/index.htm

23. О судьбе лодки К-19, источник в сети интернет –

http://k19.ru/

24. И. В. Анпилогов «Жизнеописание подводной лодки К-421», источник

в сети интернет –

http://artofwar.ru/a/anpilogow_i_w/

143

25. Утилизация атомных подводных лодок, источник в сети интернет –

http://www.rian.ru/analytics/20060515/48169661.html

http://www.armscontrol.ru/subs/disposal/rus/prom1210.htm

Центр по изучению проблем разоружения, энергетики и экологии при

МФТИ.

26. А. Емельяненков, «На Кольском авралы отменяются», источник в сети

интернет –

http://www.rg.ru/gazeta/rg/2011/11/08.html

27. "Росатом" объявил конкурс на утилизацию реакторов 12 атомных

подлодок в Мурманской обл., источник в сети интернет –

http://spb.rbc.ru/freenews/20111123104001.html

28. «Подводные лодки проекта 627 (627А) «Кит», источник в сети

интернет –

http://ru.wikipedia.org/wiki/Подводные_лодки_проекта_627(А)_«Кит»

http://ru.wikipedia.org/wiki/К-159

http://ru.wikipedia.org/wiki/К-8_(подводная_лодка)

29. К-219 — АПЛ, 21-й корабль проекта 667А «Навага» («Налим»),

источник в сети интернет –

http://ru.wikipedia.org/wiki/К-219

30. К-278 «Комсомолец» — АПЛ 3-го поколения, проекта 685 «Плавник»,

источник в сети интернет –

http://ru.wikipedia.org/wiki/Комсомолец_(подводная_лодка)

31. К-27 — АПЛ, проекта 645 ЖМТ, источник в сети интернет –

http://ru.wikipedia.org/wiki/К-27

32. А.И. Никитин – «Натурные исследования последствий сброса и

захоронения радиоактивных отходов в моря Северного и

Дальневосточного регионов Российской Федерации», Обнинск, 2009 г.

33. Список аварий на подводных лодках начиная с 1945 года

(происшествия, имевшие место после Второй мировой войны),

источник в сети интернет -

http://ru.wikipedia.org/wiki/Аварии_на_подводных_лодках_(с_1945_года)

34. Радиационная авария на заводе «Красное Сормово», источник в сети

интернет –

http://ru.wikipedia.org/wiki/Радиационная_авария_на_заводе_«Красное_

Сормово»

http://archive.russia-today.ru/2004/no_08/~08_content.htm

35. И.Н. Бекман – 14-й раздел лекций в группе экологической радиохимии

(военные реакторы), МГУ, 2007 г.

144

36. «Правила обеспечения безопасности комплексов промышленных реакторных установок РУСЛАН и ЛФ-2», утверждены Министерством

Российской Федерации по атомной энергии 14.09.2001, введены в

действие с 1 мая 2002 года,

37. М.С. Алхутов, цикл практических занятий по курсу «Вывод ЯЭУ из

эксплуатации», Москва, 2010 г.,

37-2. Колл. авторов - «Проблемы утилизации реакторного графита

остановленных…», Известия Томского ПТУ, 2007,

38. «Действующие АЭС России», информация сайта ГК «Росатом» в сети

интернет -

http://rosatom.ru/wps/wcm/connect/rosatom/rosatomsite/aboutcorporation/a

ctivity/energy_complex/electricitygeneration/

39. Приложение № 2 к распоряжению по Министерству Российской

Федерации по атомной энергии от 29.05.2003 г. № 293-Р, информация в

сети интернет - http://www.atomsib.ru/sci/ecology/

40. Атомная энергетика по странам, информация в сети интернет –

http://ru.wikipedia.org/wiki/Атомная_энергетика_по_странам

41. Немецкий опыт вывода из эксплуатации АЭС НОРД (Грайфсвальд),

источник в сети интернет –

http://ru.wikipedia.org/wiki/АЭС_Грайфсвальд

http://www.greenworld.org.ru/?q=greifsvald06

42. Обращение с ОЯТ на АЭС Ловииса, информация в сети интернет -

http://ru.wikipedia.org/wiki/Атомная_энергетика_Финляндии

http://fi.wikipedia.org/wiki/Onkalo_(tutkimustila)

43. Е. П. Велихов, Н. Ф. Глазовский, Н. Н. Клюев - «Безопасная

опасность», статья в журнале «Вокруг света», информация в сети

интернет (07.2003) –

http://www.vokrugsveta.ru/vs/number/44/

44. О. Кошарная «Хранилище отработавшего ядерного топлива: цена

вопроса», информация в сети интернет –

http://zn.ua/POLITICS/hranilische_otrabotavshego_yadernogo_topliva_tsen

a_voprosa-92408/

45. АЭС «Козлодуй», информация в сети интернет –

http://ru.wikipedia.org/wiki/АЭС_Козлодуй

46. Водографитовый реактор большой мощности канальный (проекты

РБМК-1000/1500), информация в сети интернет –

http://ru.wikipedia.org/wiki/РБМК

145

47. Быстрый натриевый реактор БН-600, информация в сети интернет –

http://ru.wikipedia.org/wiki/БН-600

48. А. И. Скворцов – «Обращение с радиоактивными отходами при

выводе из эксплуатации реактора на быстрых нейтронах», СПб, 2007,

49. Энергетический графитовый паровой реактор, информация в сети

интернет –

http://ru.wikipedia.org/wiki/ЭГП-6

50. Журнал «Росэнергоатом» - обращение с ОЯТ и РАО, 03.2011;

51. «Проблемы подготовки специалистов для ОАО «Концерн

Росэнергоатом» в ОУ ВПО, департамент по управлению персоналом,

01.02.2012,

52. М.А. Скачек - «Обращение с ОЯТ и РАО АЭС», Изд-во МЭИ, 2007,

53. ФЦП «Ядерные энерготехнологии на период до 2015(2020)г.г.», 2010,

54. ВВЭР-ТОИ, концепт-проект. Общая пояснительная записка, 2010,

55. М.А. Скачек - «Вывод из эксплуатации энергоблоков», Изд-во МЭИ,

2002,

56. Колл. авторов – «Информационный бюллетень, обращение с РАО в

России», ОИЯИ «Сосны», 2010,

57. Л. А. Большов – «Анализ зарубежного опыта финансирования работ

по долгосрочному обращению с ОЯТ, РАО», М., ИБРАЭ РАН, 2006,

58. «ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ СТРАТЕГИЯ РОССИИ на период до 2030

года», 2009,

59. И.Л. Рыбальченко,- «Шведская система обращения с РАО», 2008,

60. Колл. авторов - материалы научно-практического семинара

«Классификация РАО для целей захоронения», 2011,

61. В.Д. Казарицкий, П. П. Благоволин, Е. А. Золотарева и др. –

«Интенсификация дожигания младших актиноидов», М., ИТЭФ, 1993,

62. Беляев А.М. - «Проблемы захоронения РАО», СПбГУ, 2006,

63. Л.Я. Косачевский, Л.С. Сюи – «К вопросу о «самозахоронении»

радиоактивных отходов» //Журнал технической физики. 1999. Т.69.

Вып. 11., стр. 123.

146

64. В.Н. Морозов, А.П. Бирюков, В.П. Моисеев – «Оценка рейтинга

структурного блока земной коры при захоронении отвержденных РАО»//

Радиоактивные отходы. Проблемы и решения. М.: Ядерное общество,

1992. Ч.2., стр. 373.

65. Определение ВАО – глоссарий на сайте ВНИИНМ им. А.А. Бочвара -

http://www.bochvar.ru/guide/glossary/handling_rao/high_level_waste/

66. Колл. авторов – «Использование подземного пространства страны для

повышения безопасности ядерной энергетики», Апатиты, 1995,

67. Клименко А.В. и др. - «Сверхдолгосрочный климатический прогноз для

Кольского полуострова», 2003,

68. Колл. авторов - «Результаты поисковых и НИР по выбору площадок

для подземной изоляции РАО», Труды радиевого института им. В.Г.

Хлопина, 2006,

69. «В Красноярске в ближайшие годы возможен подъем сейсмической

активности” от 29.12.2011, http://www.dela.ru/articles/prognoz-zemletraseniy/

70. Нефтяной запас в России, информация в сети интернет –

http://cyclowiki.org/wiki/Запасы_нефти_в_России

71. Всероссийские переписи – (сводная таблица от 2002 г.);

предварительные данные всероссийской переписи 2010 г.,

72. Челябинская область – информация в сети интернет –

http://ru.wikipedia.org/wiki/Челябинская_область

73. Курганская область – информация в сети интернет –

http://ru.wikipedia.org/wiki/ Курганская_область

74. Свердловская область – информация в сети интернет –

http://ru.wikipedia.org/wiki/ Свердловская_область

75. Тюменская область – информация в сети интернет –

http://ru.wikipedia.org/wiki/Тюменская_область

76. Омская область – информация в сети интернет –

http://ru.wikipedia.org/wiki/Омская_область

77. Новосибирская область – информация в сети интернет –

http://ru.wikipedia.org/wiki/Новосибирская_область

78. Томская область – информация в сети интернет –

http://ru.wikipedia.org/wiki/Томская_область

79. Кемеровская область – информация в сети интернет –

http://ru.wikipedia.org/wiki/Кемеровская_область

147

80. Красноярский край – информация в сети интернет –

http://ru.wikipedia.org/wiki/Красноярский_край

81. Список российских регионов по ВРП, информация в сети интернет –

http://ru.wikipedia.org/wiki/Список_регионов_России_по_ВРП

Список российских регионов по ВРП на душу населения, информация

в сети интернет –

http://ru.wikipedia.org/wiki/Список_регионов_России_по_ВРП_на_душу

_населения

82. Инфляция в России, информация в сети интернет –

http://www.family-budget.su/ru/taxonomy/term/8

83. Г.Ф. Азеева - «Геологическая история развития, минералы и горные

породы Курганской области» (КГУ каф. географии и геологии,

Зауральский отдел РГС), 1996 г.,

84. А.П. Бухтояров и др. - «Проблемы охраны окружающей среды и

региональная практика экологического образования», Курган, 1999 г.,

85. С.В. Казакевич - «Влияние геологических факторов на формирование

экологической обстановки (на примере Щучанского района

Курганской области)», Пермь, 2004 г.,

86. Н.И. Козлова – «Экономическая оценка ущерба от радиационной

чрезвычайной ситуации: теория и практика», Екатеринбург, 2009 г.,

87. «Региональные геофизические исследования глубинного строения

земной коры», 1978,

88. Гидрогеология Курганской области, по состоянию на 2008 г.,

89. Региональный атлас Курганской области, издание 1-е, 2003 г.,

90. Щучанский район, информация в сети интернет –

http://ru.wikipedia.org/wiki/Щучанский_район

91. Шадринский район, информация в сети интернет –

http://ru.wikipedia.org/wiki/Шадринский_район

92. Далматовский район, информация в сети интернет –

http://ru.wikipedia.org/wiki/Далматовский_район

93. Малеки Фарсани Асгар – «Удаление высокоактивных отходов в

глубинное захоронение», Москва, 2009 г.,

148

Оглавление

Введение..……………………………………………………..………….стр. 2

Оглавление………………………………………………………………..стр. 3

Глава 1

1. Классификация и источники РАО….…………………………….стр. 6

1.1. Классификация радиоактивных отходов в России ………….стр. 6

1.2. Классификация радиоактивных отходов за рубежом……….стр. 8

1.2.1. Классификация РАО согласно критериям МАГАТЭ…....стр. 8

1.2.2. Пояснение к таблице…………………….…………………стр. 9

1.2.3. Классификация РАО в США и Японии..…………………стр. 10

1.2.4. Классификация РАО во Франции……………………....…стр. 11

1.3. Объекты исследования………….……………………………...стр. 12

1.3.1. Анализ крупных загрязнений территорий РАО.…………стр. 12

1.3.2. Происшествия на ФГУП ПО «Маяк» и ОАО «СХК».…...стр. 14

1.3.3. Река Теча………………………………………….……….. стр. 16

1.3.4. Озеро Карачай……………………………………………...стр. 18

1.3.5. Ядерное оружие: взрывы…………………………….…….стр. 20

1.3.6. Подземные взрывы…………………………………………стр. 21

1.4. Военно-промышленный комплекс..…………………..………. стр. 23

1.4.1. Атомные подводные лодки……………………….………. стр. 23

1.4.2. Анализ аварий на АПЛ…………………….……………… стр. 24

1.4.3. Промышленные уран-графитовые реакторы………….…..стр. 31

1.4.4. Тяжеловодные реакторы...………...………..........................стр. 34

1.4.5. Проблемы утилизации РАО промышленных уран-графитовых

реакторов………………………………………………….…стр. 37

1.4.6. Варианты утилизации графита остановленных ПУГР…...стр. 39

1.5. Ежегодный прирост объёмов РАО…….....................................стр. 42

1.5.1. Отработавшее ядерное топливо ВВЭР-440 ……….……...стр. 45

1.5.2. Отработавшее ядерное топливо ВВЭР-1000..…………….стр. 48

1.5.3. Отработавшее ядерное топливо РБМК-1000…..………….стр. 51

1.5.4. Отработавшее ядерное топливо БН-600………………..….стр. 53

1.5.5. Отработавшее ядерное топливо ЭГП-6…………...…….…стр. 54

1.6. Строящиеся АЭС в России………………………………….......стр. 55

1.7. Исчерпание назначенного срока службы реакторов, продление

срока службы реакторов…………………………………………стр. 59

1.8. Вывод из эксплуатации энергоблока РБМК-1000….………….стр. 61

1.9. Другие источники РАО…………….…………………………. стр. 62

1.9.1. Отработавшее ядерное топливо исследовательских реакторов (ИР)…………………………………..…………………….. стр. 62

1.10. Строящиеся АЭС за рубежом..……………………………….. стр. 63

149

Глава 2

2. Опыт обращения с РАО и ВАО............................……………..….стр. 65

2.1. Обращение с ВАО в настоящее время………………..………стр. 65

2.1.1. Графическая интерпретация обращения с ВАО в РФ…..стр. 65

2.1.2. Зарубежный опыт обращения с ОЯТ и ВАО……………стр. 67

2.1.3. Шведский опыт обращения с РАО и ОЯТ………………стр. 71

2.2. Перспективы обращения с ДВАО…………………………….стр. 78

2.2.1. Трансмутация долгоживущих отходов...………………..стр. 78

Глава 3

3. Возможные альтернативные методы обращения с ДВАО.……..стр. 84

3.1. Захоронение подводными лавинами………………...….….. стр. 85

3.2. Дезинтеграция РАО подземным ядерным взрывом ……….стр. 87

3.3. Самозахоронение ДВАО………...…………………………...стр. 89

3.4. Космическая изоляция ДВАО………………………...……..стр. 91

3.5. Сравнительный анализ вариантов.…………………………..стр. 93

Глава 4

4. Рейтинг структурных блоков…………………………...…………..стр. 94

4.1. Методология выбора площадки для ВАО……………………..стр. 94

4.2. Анализ факторов (этап №1)…………………………………….стр. 95

4.2.1. Рейтинг структурных блоков..…..………...………….……...стр. 95

4.3. Региональное исследование больших областей (этап №2)..…стр. 98

4.3.1. Кольский полуостров, Новая Земля, Земля Франца-

Иосифа………………………………………………………...стр. 98

4.3.2. Нижнеканский массив гранитоидов (Южно-Енисейский

кряж)……………………………………………………….стр. 101

4.3.3. Альтернативная площадка для локализации ВАО……...стр. 106

4.3.3.1. Доступность…………………………………………стр. 108

4.3.3.2. Полезные ископаемые………………………………стр. 110

4.3.3.3. Валовый региональный продукт…………………...стр. 117

4.3.3.4. Окончательный выбор альтернативного региона для

площадки глубинного захоронения ВАО..……………стр. 119

150

Глава 5

5. Выбор площадки для глубинного захоронения ВАО в Курганской

области (этап №3)………………………………………………….стр. 122

5.1. Геологическая история развития Курганской области…...стр. 122

5.2. Экономическая оценка ущерба от радиационной чрезвычайной

ситуации в Курганской области……………………………стр. 122

5.3. Административное деление Курганской области………...стр. 123

5.4. Добыча урана на территории Курганской области. Далматовский

район………………………………………………………….стр. 124

5.5. Подземные воды в Курганской области……………………стр. 125

5.6. Щучанский район…………………………………………….стр. 125

5.6.1. Техногенное воздействие на экологическую обстановку района

исследований [Щучанский район]……………………...стр. 126

5.7. Шадринский район…………………………………………..стр. 127

5.8. Далматовский район…………………………………………стр. 127

Глава 6

6. Математическая формулировка задачи……………………...….стр. 128

6.1. Миграция нуклидов...…...…………………………………стр. 128

6.1.1. Остеклованные радиоактивные отходы…………………стр. 128

6.1.2. Контейнер………………………………………………….стр. 129

6.1.3. Буферный слой…………………………………………….стр. 130

6.1.4. Зона выработки……………………………………………стр. 130

6.1.5. Расчётный код……………………………………………..стр. 131

6.2. Рассматриваемые радионуклиды…………………....……..стр. 131

6.3. Цепочки распада…………………………………..….……..стр. 132

6.4. Материал контейнера и буферного слоя…………………..стр. 132

6.5. Модель инженерной барьерной системы в программе

Amber………………………………………………………...стр. 132

6.6. Расчёт выхода ВАО на поверхность…………………….....стр. 133

6.7. Результаты расчёта…………………………………………..стр. 134

Выводы по работе………………..…...…………………………………...стр. 137

Список использованной литературы……………………………………..стр. 141

Оглавление…………………………………………………………………стр. 148