Атомный «Маяк» – проблема на века. Третье издание переработанное и дополненное

1.3.5. Система водоснабжения реакторов

Для охлаждения каждого реактора необходимо огромное количество пресной холодной воды. На «Маяке» одновременно работали несколько реакторов, требовавших десятки тысяч тонн воды в сутки. Вода для этих целей забиралась из озера Кызылташ. В него же обратно сбрасывалась нагретая после прохождения через активную зону реакторов вода. В результате происходило повышение температуры воды в озере, что отрицательно сказывалось на его экосистеме. Что ещё хуже – из-за недостаточной герметичности оболочек урановых «блочков» в охлаждающую воду попадали радиоактивные вещества.

Каждый реактор имел автономную систему водоснабжения, состоящую из труб большого диаметра и мощных насосов. Кроме того, имелась система аварийного охлаждения реактора, которая включалась в случае возникновения нештатных ситуаций – например, прекращения подачи электроэнергии. В этом случае могли отключиться насосы, прогоняющие воду через активную зону, и тогда вступала в действие система аварийного охлаждения – вода самотеком поступала в реактор. Для этого приходилось постоянно хранить большой запас воды, поднятый выше уровня реакторов, располагавшийся в огромном, специально для этого построенном здании.

1.3.6. Растворение «блочков» на радиохимическом «заводе Б»

Технология выделения «оружейного» плутония и урана предусматривала растворение облучённых «блочков», со всеми содержащимися в них радиоактивными веществами, в азотной кислоте. Это делалось на «заводе Б». Затем по висмуто-фосфатному методу из полученного раствора выделялся химически чистый Pu-239, пригодный для военных целей. В основу технологии его очистки от примесей и продуктов радиоактивного деления был положен окислительно-восстановительный процесс ацетатного осаждения уранил-триацетата урана. В ходе реакции использовалась марганцевая кислота (H2MnO4), азотно-кислая ртуть (Hg (NO3) 2), бихромат калия (K2Cr2O7), бисульфат натрия (NaHSO3), фтор (F2). Технологический процесс требовал огромного количества воды, которая в ходе производства насыщалась радиоактивными элементами, а также токсичными и ядовитыми веществами (Круглов, 1993).

В то же время, согласно частному сообщению Е. И. Сапрыкиной, рецензировавшей рукопись книги перед публикацией, висмут-фосфатный метод был опробован только в лабораторных условиях. В производственных условиях химически чистый Pu-239 получали по лантан-фторидному методу, позже заменив его «схемой ББ», заключавшейся в дублировании окислительного и восстановительного ацетатного осаждения на конечной стадии процесса.

О расходе реагентов, их коррозийной агрессивности и крайней токсичности можно судить по тому, какие вещества и в каком количестве требовалось для переработки 1 тонны урановых «блочков». Данные об этом приведены в Таблице 1.3.

Полученный на радиохимическом заводе концентрированный раствор плутония подвергался дополнительной очистке с целью уменьшения его бета- и гамма- активности. После чего он поступал на «завод В» для дальнейшей металлургической обработки.

1.3.7. Выделение плутония на химико-металлургическом «заводе В»

На «заводе В» («завод 20») производились процессы, связанные с выделением плутония из раствора, переведение его в металлическое состояние и изготовление деталей ядерного заряда для бомбы. Поскольку все эти технологические этапы заметно различались между собой, на «заводе 20» работали несколько отделений и цехов:

– химическое отделение;

– металлургическое отделение;

– литейно-механический цех.

Последний этап производства – литейно-механический цех – был завершающим звеном во всей длинной цепи процессов, служивших цели создания атомного оружия. Он настолько засекречен в течение всех лет существования, что даже работники завода, в состав которого входил цех, определенно не знали – что там производится.

Кроме плутония в конце технологической цепочки производился также уран. Недоиспользованный и регенерированный уран тщательно очищали от следов плутония и высокоактивных продуктов деления, после чего отправляли на следующий этап переработки. Из него предполагалось производить другой вид ядерной взрывчатки – высокообогащенный U-235. С этой целью в поселке городского типа Верхне-Нейвинский на Среднем Урале был построен специализированный «комбинат №813».

Все эти сложнейшие реакции, требовавшие огромного количества дорогостоящих и крайне опасных для здоровья людей, и окружающей среды веществ, осуществлялись ради того, чтобы выделить примерно 100 г плутония и еще 115 г радиоактивных продуктов деления урана из каждой тонны облученных урановых «блочков» (Круглов, 1993).

1.3.8. «Завод РТ»

Завод по переработке тепловыделяющих элементов (отработавшего ядерного топлива) РТ-1, способный перерабатывать 400 т ОЯТ в год, был построен на базе первого радиохимического завода по производству оружейного плутония. Его приняли в эксплуатацию в марте 1977 г. К тому времени было накоплено большое количество отработанных ТВЭЛов с АЭС и атомных подводных лодок, которые требовалось где-то хранить и перерабатывать.

В общих чертах схема обращения с ОЯТ включает следующие этапы. Сперва привезенное на «Маяк» отработавшее топливо выдерживается в специальном хранилище под слоем воды в течение 5—7 лет для распада короткоживущих радионуклидов. После этого оно измельчается и растворяется в концентрированной азотной кислоте. В результате этого процесса получаются очищенные оксиды металлов и их соли.

Выделенный таким способом уран в смеси с ураном более высоких степеней обогащения – в виде уранил-нитрата направляется на изготовление топлива для реакторов РБМК, а двуокись плутония – в хранилища на территории завода. В дальнейшем его предполагается использовать для изготовления топлива для реакторов на «быстрых» нейтронах. Оптимисты от атомной энергетики рассматривают этот процесс как перспективный путь для будущего «замкнутого» ядерного топливного цикла с полной утилизацией урана и плутония (Радиационная обстановка…, 1996).

Решение о строительстве на «Маяке» завода для переработки ОЯТ от АЭС и атомных подводных лодок было принято в августе 1966 г. Оно было подписано министром «Министерства среднего машиностроения» Ефимом Павловичем Славским (1898—1991). Против этого решения выступили ряд заместителей министра и руководителей отрасли. Они обратились с докладной запиской в ЦК КПСС, в которой утверждали, что из-за сильной загрязненности радиоактивностью «завода Б» его реконструировать невозможно.

Однако, необходимость в срочном строительстве завода по переработке ОЯТ и хранилища была очень велика – места хранения ОЯТ на АЭС и в местах базирования АПЛ ВМФ СССР были практически заполнены. Поэтому в сжатые сроки все детали были согласованы и 26 июня 1967 г. вышло соответствующее постановление Совета Министров СССР, подготовленное военно-промышленной комиссией при правительстве. Этим постановлением были определены источники финансирования и сроки ввода объекта в строй.

В соответствии с проектным заданием, сырьем для «завода РТ» должны служить отработавшие тепловыделяющие сборки (ОТВС) от АЭС с реакторами ВВЭР-440, РБМК-1000, РБМК-1500, АМБ, КС, АТЭЦ, БН-350, БН-600, а также «транспортные сборки» ЯЭУ ледокольного и подводного флотов и научно-исследовательских реакторов.

ОЯТ в виде ОТВС привозится на завод в «спецвагонах» по железной дороге. По прибытии «сборки» разгружаются в хранилище, представляющее собой бассейн, заполненный водой, очищенной от солей. В пересчете на уран, ёмкость хранилища, составляет около 600 т. После выдержки под слоем воды, сборки переносятся манипулятором на специальное ложе, где происходит отрезка «концевиков» – элементов тепловыделяющей «сборки», не содержащих облученного топлива. Затем «сборка» измельчается и растворяется в азотной кислоте.

После растворения азотнокислый раствор, содержащий уран, плутоний, нептуний, трансурановые элементы и другие радионуклиды направляется на переработку с использованием экстракционных методов их разделения и очистки от радионуклидов. Вначале отделяется уран, который после этого в виде плава гексагидрата нитрата уранила направляется на завод для изготовления топлива для реакторов РБМК.

Плутоний в виде диоксида плутония, как готовая продукция завода, направляется «по назначению» – для производства ядерного оружия. Диоксид нептуния, как конечный продукт завода тоже направляется «по назначению» – проще говоря, на хранение. Специалисты признают, что весь процесс переработки ОЯТ является очень сложным и опасным (Творцы ядерного щита, 1998).

К началу 1997 г. на «заводе РТ» были переработано около 3.400 т ОЯТ, в том числе 3.100 т – ОЯТ от атомных электростанций с реакторами ВВЭР-440. Кроме ОЯТ от российских реакторов там перерабатывалось топливо от зарубежных АЭС – «Пакш» (Венгрия), «Ловииса» (Финляндия), «Норд» и «Грайсфальд» (Германия), «Козлодуй» (Болгария), «Дукованы» и «Ржеж» (Чехия), «Богунице» (Словакия), «Ровенская» (Украина) (ПО «Маяк», без даты).

Вместе с «заводом РТ-1», созданным на «Маяке», на ГХК в Красноярске-26 было начато строительство «завода РТ-2». Предполагалось, что темпы развития атомной энергетики в бывшем СССР и государствах-членах Совета экономической взаимопомощи будут увеличиваться. Это потребует дополнительных перерабатывающих мощностей. Строительство «завода РТ-2» было прекращено в 1992 г. из-за недостаточного финансирования и снизившихся темпов развития атомной промышленности.

1.3.9. «ЦЗЛ» и «ОНИС»

«Центральная заводская лаборатория» («ЦЗЛ») была организована в 1947 г. Первоначально она размещалась на площадке строящегося реакторного завода и занималась решением проблем, связанных с водоподготовкой и анализом поступающих химикатов. В 1948 г. «ЦЗЛ» разместилась в здании, построенном в самом центре города. Там же располагался кабинет И. В. Курчатова, в котором он проводил совещания.

После пуска комбината «ЦЗЛ» превратилась в связующее звено между академическими институтами и конструкторскими бюро, вовлеченными в круг проблем получения плутония, и самим плутониевым производством. Там велись многие исследования – от нейтронной спектроскопии до внешней дозиметрии, занимавшейся контролем окружающей среды на предмет её загрязненности радиоактивностью.

В настоящее время «ЦЗЛ» занимается вопросами текущего радиационного контроля, решением проблем, связанных с обеспечением технологической безопасности при эксплуатации действующих объектов – реакторов «Руслан» и «Людмила», радиоизотопного завода, «завода РТ». Также на неё возложены функции по ведомственному контролю состояния окружающей среды в зоне влияния комбината «Маяк» (Творцы ядерного щита, 1998).

«Опытная научно-исследовательская станция» («ОНИС») была создана в 1958 г. для проведения исследований и решения проблем, связанных с последствиями выброса радиоактивности из хранилища высокоактивных жидких отходов 29 сентября 1957 г. В настоящее время эти два подразделения объединены, поскольку в течение последних лет финансирование «ОНИС» было практически прекращено.

1.3.10. Радиоизотопный завод

Радиоактивные изотопы широко применяются в медицине и промышленности. Их производство является сложным и дорогостоящим делом. На «Маяке» были созданы подходящие условия для развития изотопного производства – организация производства «оружейного» плутония дала базу для развития этого направления.

Работающий на «Маяке» радиоизотопный завод в качестве сырья использует продукцию, производимую двумя действующими реакторам – «реактором Руслан» и «реактором Людмила». Известно, что этот завод является одним из крупнейших в мире поставщиком радиоактивных источников и радионуклидных препаратов. В числе его заказчиков – известные фирмы Великобритании, Франции, США, Германии (Фетисов, 1996; Творцы ядерного щита, 1998).

В частных беседах руководители комбината «Маяк» сообщают, что наработка плутония в настоящее время не ведётся, а производимые изотопы используются преимущественно для целей медицинской промышленности. Хотя, разумеется, работы военного характера на предприятии также ведутся.

1.3.11. Приборный завод

Приборный завод был предназначен для разработки и изготовления средств измерения и автоматизации, обеспечивающих контроль и управление реакторами, радиохимическим производством и сопутствующими производствами (Фетисов, 1996).

1.3.12. Жидкие радиоактивные отходы

Получаемое в результате описываемых производственных процессов огромное количество жидких радиоактивных отходов (ЖРАО) надо было где-то хранить и как-то перерабатывать. По степени радиоактивности все ЖРАО делились на три группы:

– низкоактивные (с активностью менее 0,003 Ки/л).

– среднеактивные (с активностью от 1 Ки/л до 0,003 Ки/л);

– высокоактивные (с активностью более 1 Ки/л);

Одной из важнейших проблем ядерного топливного цикла является переработка и захоронение высокоактивных жидких отходов. Они представляют наибольшую опасность, поскольку содержат до 99% продуктов деления, образующихся в результате работы реакторов, все трансплутониевые элементы, а также уран, нептуний и плутоний, которые не удалось извлечь в процессе химической переработки. Как можно быстрее перевести их в твердую фазу – одна из главных проблем, стоящих сегодня перед атомщиками (Творцы ядерного щита, 1998).

Имеющиеся на «Маяке» ёмкости (также называемые «банки») для хранения высокоактивных ЖРАО содержат более 900 млн. Ки радиоактивности. Сейчас старые «банки» выведены из эксплуатации – они освобождены и отмыты от радиоактивности (дезактивированы), а их содержимое помещено в новые, более надежные хранилища. По принятой в бывшем СССР классификации эти ёмкости имеют максимальный индекс опасности – 10 баллов (Заключение объединенной экспертной группы…, 1991)

Среднеактивные отходы, суммарная радиоактивность которых составляет 153 млн. Ки, частично поступали в «банки» – хранилища из нержавеющей стали. Другая часть этих отходов сливалась в бывшее озеро Карачай («водоём 9»), содержащее в настоящее время примерно 0,4 млн. куб. м ЖРАО, с активностью более 120 млн. Ки, и в так называемое «Старое Болото» («водоём 17») содержащее примерно 0,3 млн. куб. м, с общей активностью 2 млн. Ки. За весь период эксплуатации водоёма «Старое Болото» в него было сброшено примерно 10 млн. куб. м ЖРАО, имеющих суммарную активность не менее 15 млн. Ки. Индекс опасности этих естественных радиоактивных водоемов – 8 баллов.

Именно с берегов озера Карачай в 1967 г. произошел катастрофический разнос высохших донных отложений с суммарной радиоактивностью около 0,6 млн. Ки (Заключение объединенной экспертной группы…, 1991; Стукалов, 2000).

В настоящее время5 суммарный годовой объём образующихся среднеактивных ЖРАО составляет до 20 тыс. куб. м и имеет активность около 1 млн. Ки. С целью прекращения сбросов в озеро Карачай ведется строительство первой очереди комплекса для их переработки, включающего узлы подготовки, упаривания и отверждения растворов, а также дальнейшего хранения отвержденного продукта (Отчёт о состоянии экологической безопасности…, 1997).

Низкоактивные отходы сбрасывались в искусственный «водоём 4» и в «Старое Болото» («водоём 17»). Суммарный объём сброшенных в эти водоемы отходов составляет по разным оценкам от 380 до 407 млн. куб. м, а их сегодняшняя активность – не менее 2 млн. Ки. Хозяйственно-бытовые воды до настоящего времени сбрасываются в озеро Кызылташ (3 млн. куб. м в год), называемое также «водоём 2» и в искусственный «водоём 4» (2,5 млн. куб. м в год), соединяющиеся с искусственными «водоёмом 10» и «водоёмом 11». Индекс их опасности составляет 6—7 баллов (Заключение объединенной экспертной группы…, 1991). Данные о количестве накопленных на «Маяке» высокоактивных ЖРАО по состоянию на 1 января 1997 г. представлены в Таблице 1.4.

1.3.13. Печь для остекловывания жидких радиоактивных отходов

В январе 1987 г. на комбинате «Маяк» была пущена первая на территории бывшего СССР печь для переработки жидких высокоактивных отходов методом остекловывания. Метод заключается в термической обработке (выпаривании) отходов при температуре около 1.000 градусов С, которые после этого обжигаются вместе со специальным составом, в результате приобретая стекловидное состояние. После этого они закладываются на «вечное» хранение здесь же, в специально оборудованном зале.

Первая экспериментальная печь отработала 13 месяцев и в феврале 1988 г. была остановлена. За это время было остекловано около 1.000 куб. м ЖРАО, полученных при переработке высокообогащенного ядерного топлива транспортных реакторов. Произведено 160 т фосфатного стекла с суммарной активностью 4 млн. Ки. Остановка печи произошла из-за разгерметизации токопроводов варочной зоны (Творцы ядерного щита, 1998).

Цех остекловывания ЖРАО на базе второй печи начал работу в июне 1991 г. Установка отработала два проектных срока и к моменту остановки основные элементы печи работали нормально. За 6 лет эксплуатации было остекловано 11.000 м3 высокоактивных ЖРАО и получено свыше 2.000 т фосфатного стекла. Радиоактивность остеклованных отходов на январь 1997 г., когда эта печь была остановлена, составляла 285 млн. Ки. (в других источниках могут приводиться несколько иные цифры). В процессе остекловывания объем радиоактивных отходов, закладываемых на длительное хранение, уменьшается в 10—15 раз. Примерно 30% накопленных ЖРАО плутониевого производства уже остеклованы. По показателям производительности (до 500 л/ч) и длительности срока службы печь не имела аналогов в мировой практике обращения с радиоактивными отходами (Творцы ядерного щита, 1998).

С третьей и четвертой печами для остекловывания высокоактивных ЖРАО возникли некоторые осложнения. Они должны были вступить в строй в первом квартале 2000 г. Однако, при пуско-наладочных работах были выявлены серьезные ошибки в исполнении сливных устройств, которые оказались нестойкими к той среде, в которой их предполагалось эксплуатировать. Пуск печей был отложен.

Проблема заключалась в том, что традиционно для строительства в атомной промышленности в качестве отделочного материала использовались определенные сорта нержавеющей стали. Они устойчивы к азотной кислоте, являющейся главным растворителем ОЯТ на «Маяке». Сливные устройства, по которым должен подаваться высокоактивный расплав фосфатного стекла, были выстланы нержавеющей сталью, устойчивой к азотной кислоте, но оказавшейся нестойкой к компонентам расплава. При испытаниях началась сильная коррозия и сливные устройства вышли из строя. К счастью, это произошло до того момента, когда по ним должен был начать подаваться радиоактивный расплав.

Дело в том, что после начала работы печи, из-за очень высоких уровней активности, никакой ремонт был бы невозможен. Так что, случись коррозия немного позже, печи пришлось бы остановить и начать строить новые в другом месте, а старые – разрушить или законсервировать.

1.3.14. Твердые радиоактивные отходы

Современная концепция безопасного развития атомной промышленности и энергетики предусматривает «вечное» хранение долгоживущих радиоактивных отходов. Тем самым подразумевается, что вся будущая история человечества связана с проблемой переработки хранения произведённых ранее радиоактивных отходов, произвести которые сравнительно просто, избавиться от них навсегда невозможно.

Для «вечного» хранения радиоактивных отходов предлагаются различные технологии, среди которых в нашей стране наибольшее признание получило их остекловывание и помещение в специальные хранилища. Не обсуждая здесь экономическую и экологическую стороны проблемы, следует упомянуть, что такая технология появилась значительно позднее того времени, когда атомная промышленность начала производство радиоактивных отходов.

Кроме жидких радиоактивных отходов при работе реактора образуется большое количество твердых радиоактивных отходов (ТРАО), включающих отработанное оборудование реакторов и радиохимического завода, расходные материалы, прочие компоненты и элементы производства, которые слишком дорого отмывать и дезактивировать после нахождения в условиях высоких уровней радиоактивности.

Суммарная радиоактивность ТРАО оценивается примерно в 224 млн. Ки (Обращение с РАО, 1997). Учёт накапливаемых ТРАО с записью в паспорте предприятия начал производиться только в 1981 г. В последнее время предпринимаются попытки инвентаризовать все могильники и места хранения ТРАО, хотя некоторые из них до сих пор не найдены.

Всего на территории комбината «Маяк» существует 231 «могильник» для хранения ТРАО, из которых только 25 «могильников» капитальные, исключающие проникновение атмосферных осадков и выход радиоактивности за пределы мест хранения (Обращение с РАО, 1997). Из них 13 действуют в настоящее время, остальные заполнены и законсервированы. Во всех «могильниках» содержится примерно 500 тыс. т отходов. Из-за отсутствия установок по переработке и измельчению ТРАО, все они хранятся в «могильниках» разных типов и размеров (по всей видимости, в зависимости от формы и размера того изделия, которое нужно было «захоронить»). Средняя плотность размещения таких «могильников» (мест хранения ТРАО) составляет 6,6 единиц на один гектар (Заключение объединенной экспертной группы…, 1991).

По массе накопленные ТРАО распределяются следующим образом:

– высокоактивные ТРАО – 25.000 т – хранятся в железобетонных «могильниках»;

– среднеактивные ТРАО – 300.000 т – места хранения точно не установлены;

– низкоактивные ТРАО – 150.000 т – хранятся в «могильниках» траншейного типа с глиняным уплотнением стенок (Заключение объединенной экспертной группы…, 1991).

Каждый завод, входящий в технологическую схему комбината «Маяк», производит захоронение ТРАО в собственную систему «могильников» – в соответствии со степенью их активности – по принципу «чем ближе к заводу – тем лучше», чтобы свести к минимуму расстояние транспортировки. В результате подходящих мест для захоронения дополнительного количества ТРАО на территории «Маяка» практически не осталось.

Как становится ясно из всего вышесказанного, большинство «могильников» в настоящее время уже заполнены. Контрольно-измерительными приборами и сигнализацией о происходящих в них опасных процессах оборудованы только те «могильники», которые содержат высокоактивные ТРАО. Кстати, не следует забывать, что именно из-за неисправности контрольно-измерительных приборов в 1957 г. произошёл мощный взрыв на хранилище высокоактивных ЖРАО, в результате которого в окружающую среду было выброшено не менее 20 млн. Ки радиоактивных изотопов. Индекс опасности ТРАО, хранящихся в могильниках, оценивается в 4—5 баллов (Уточнение радиологической обстановки…, 1993).

1.3.15. Газообразные радиоактивные отходы

Газообразные радиоактивные отходы (ГРАО), выделяющиеся при работе реакторов и радиохимического завода, состоят из смеси короткоживущих радиоактивных инертных газов – Kr-85, Xe-135, Ar-40 и более опасных аэрозолей долгоживущих радиоактивных элементов, включающих I-131, Sr-90, Cs-137.

В связи с этим, особенно важной задачей для руководства радиохимического завода было создание эффективной вентиляции производственных помещений. Уже на первых этапах его работы было известно, что для снижения количества особо опасного изотопа I-131, содержащегося в облученных «блочках» и имеющего период полураспада примерно 8 дней, их обязательно надо выдерживать под слоем воды. Но этого было недостаточно – хотя за время выдержки активность снижалась в 15—30 раз, полный распад этого радионуклида произойти не успевал.

Для снижения концентрации I-131 в 1.000 раз облученный уран требовалось выдерживать под слоем воды в течение 120—140 дней. За это время общая активность наработанной смеси радионуклидов снижалась бы в сотни раз, однако руководители проекта создания советской атомной бомбы сочли этот процесс слишком продолжительным для тех темпов, которыми велись работы. Поэтому было решено образующиеся радиоактивные газы выпускать в атмосферу через высокие вентиляционные трубы. Предварительные расчёты показали, что такого разбавления радиоактивных отходящих газов свежим воздухом должно быть достаточно. А проверялись расчеты уже самой жизнью.

Промышленные реакторы и радиохимический завод оснащены трубами, высота которых достигает 150 м. Это позволяло рассеивать ГРАО далеко за пределы промзоны «Маяка». Однако совсем они не исчезали, а разносились ветрами – преимущественно в восточном направлении, где оседали на поверхность земли и водоемов.

Достоверные сведения о величине газовых выбросов реакторов-наработчиков плутония пока не опубликованы нигде в мире. Поэтому можно привести лишь весьма приблизительную оценку этих выбросов по аналогии с действующими реакторами АЭС. Энергетический реактор типа ВВЭР мощностью 1.000 МВт выбрасывает в атмосферу 3—5 тыс. Ки радиоактивности в год. При этом он имеет весьма совершенные фильтры для улавливания радиоактивных изотопов.