На 1 января 2000 г. загрязненные радионуклидами территории имелись на 22 предприятиях Минатома, которые находятся в 16 субъектах Российской Федерации. Общая загрязненность территорий составляет 480 км2, в том числе земли – 376 км2, водоемы – 104 км2. Из них промплощадки – 63 км2, в санитарно-защитных зонах – 220 км2, в зонах наблюдения – 197 км2. Территории с уровнем загрязнения, соответствующим мощности доз более 2 мкр/час, занимают около 6 км2. Наибольшее количество загрязненных территорий имеют пять предприятий, в том числе «Сибирский химический комбинат» – 10,4 км2, Приаргунское производственное горнохимическое объединение – 8,5 км2, Горнохимический комбинат – 4,7 км2, Чепецкий механический завод – 1,35 км2, Гидрометаллургический завод – 1,34 км2.

В 1999 г. предприятиями ЯТЦ в атмосферу было выброшено 92 тыс. т вредных химических веществ (ВХВ), в том числе первого класса опасности – 0,0001%, второго – 21,1%, третьего – 44,7%. Превышение предельно допустимых нормативов имело место на 25 предприятиях по 47 наименованиям загрязняющих веществ. Сверхнормативные выбросы составили около 600 т. Наибольшую долю в них составляют вещества третьего класса опасности. Практически без улавливания выбрасываются в атмосферу сернистый ангидрид, оксид углерода, углеводороды.

В 1999 г. 46 предприятий Минатома сбросили в поверхностные водоемы 298 млн м3 загрязненных ВХВ сточных вод, в том числе в бассейны Азовского и Черного морей – 9,5 (3 предприятия), Арктических морей – 124,8 (20 предприятий), Балтийского моря – 91,4 (5 предприятий), Каспийского моря – 59 (16 предприятий), Тихого океана – 13,1 (2 предприятия).

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

На предприятиях Минатома по состоянию на 1 января 2000 г. было 20 млн т токсичных отходов, в том числе: первого класса опасности – 218 т, из которых ртутьсодержащих – 184 т, второго класса опасности – 94 тыс. т, четвертого класса опасности – 19,8 млн т.

Тяжелейшая радиоэкологическая ситуация в России, сложившаяся в зоне воздействия ЯТЦ, связана прежде всего с используемой на предприятиях жидкостных технологий в уран-плутониевом цикле и в экстрагировании трансурановых элементов, представляющих постоянный источник радиоактивных и других отходов, порождая вечную проблему водоемов-накопителей, емкостей-хранилищ. Переход на принципиально иные виды технологий не планируется. Следовательно, будет продолжаться интенсивное загрязнение окружающей среды.

Суммарное число РАО, находящихся на предприятиях Минатома на
1 января 2000 г. с учетом предшествующей деятельности, составило – 8,2б1019 Бк (2,2 млрд Кu), из них ЖРАО – 7,1б1019 Бк, в том числе высокоактивных – 4,0б1019; твердых – 1,1б1019 Бк. Основное количество РАО сосредоточено на трех предприятиях ЯТЦ России: ПО «Маяк», СХК и ГХК.

Большое количество накопленных некондиционированных радиоактивных отходов, недостаточность технических средств для обеспечения безопасного обращения с ними, отсутствие надежных хранилищ для их длительного хранения (захоронения) повышают риск возникновения радиационных аварий и создают реальную угрозу радиоактивного загрязнения окружающей природной среды.

Экологические проблемы при захоронении и переработке РАО обусловлены, в первую очередь, наличием высокой степени потенциальной опасности нанесения ущерба окружающей природной среде в связи с возможностью радиационного заражения гидросферы, атмосферы, почв и причинения вреда биологическим ресурсам в процессе производства работ.

Эта опасность связана с возможным выходом радиоактивных веществ, которые в аварийной ситуации или, к примеру, при неисправности упаковочного контейнера могут попасть в окружающую среду и создать уровни загрязнения и концентрации радионуклидов в воде, на почве или в окружающем воздухе сверх допустимых значений.

Кроме этого, потенциальная опасность предприятий атомной энергетики обусловлена еще и тем, что в 30-километровых зонах АЭС и в непосредственной близости к объектам ЯТЦ расположено 1300 населенных пунктов, в которых проживает около 4 млн человек.

Сравнение потенциальной опасности предприятий ЯТЦ можно провести на основе параметров, приведенных в Приложении 2, сравнение же риска здоровья людей от эксплуатации ядерных установок и радиационных источников приведено в таблице 12.

     Таблица 12

Поясним причину выбора этих параметров и прокомментируем их различие для выбранных элементов ЯТЦ.

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

Количество радионуклидов, находящихся на объектах. Данный показатель характеризует потенциальную опасность конкретного предприятия ЯТЦ. Из Приложения 2 видно, что этот диапазон составляет несколько порядков. Реальную опасность представляют максимально возможные выбросы радиоактивности при тяжелых авариях, а также их качественный состав.

Возможность развития самоподдерживающейся цепной ядерной реакции (СЦЯР). Предотвращение такой реакции было и остается предметом первоначальных забот обеспечения безопасности предприятия ЯТЦ. В большинстве из рассмотренных элементов ЯТЦ возникновение неуправляемой цепной ядерной реакции потенциально возможно.

С 1953 по 2000 г. произошло 13 ядерных аварий на различных предприятиях Минатома, 11 из них произошли до 1979 г. В 1997 г. произошла одна авария: на НЗХК без переоблучения персонала и выброса радиоактивности в окружающую среду.

Наибольшее количество аварий (10) произошло на установках химико-металлургических заводов, производящих и перерабатывающих металлические изделия и отходы из плутония и высокообогащенного урана. Подавляющее число аварий (12) произошло при обращении с растворами, пульпами ядерных материалов. Главными причинами являлись использование ядерно-опасного оборудования, ошибки, нарушения персонала, недостатки в учете и контроле ядерных материалов при их передачах и подготовке к загрузке в аппараты.

К настоящему времени накоплен достаточный опыт для того, чтобы сформулировать принципы, требования и нормы ядерной безопасности, позволяющие избежать образования критических систем при обращении с делящимися материалами в условиях промышленного производства.

К провоцирующим моментам можно отнести использование разных единиц измерения массы, содержания или концентрации делящихся материалов в пределах одной установки. Провоцирующим моментом является также ошибочное отнесение оборудования к безопасному.

Авария в г. Томске-7 в 1993 г. и авария в 1997 г. в г.Новосибирске произошли на оборудовании, которое называлось безопасным, но не являлось таковым на самом деле, хотя в аварию в г. Новосибирске внесли свою лепту и деформация аппаратов, и плохие с точки зрения ядерной безопасности технологические решения.

К провоцирующим моментам можно отнести и выполнение технологической операции на одном рабочем месте одновременно несколькими операторами.

Аварии подтверждают, во-первых, очевидное положение о том, что ядерная безопасность, учет и контроль ядерных материалов – два важнейших, взаимодополняющих вида деятельности, направленные на предотвращение аварий на ядерных установках, т.е. необходимость интегрированного равнозначного подхода к обеспечению безопасности.

Анализ имевших место аварий позволяет провести классификацию делящихся материалов по их опасности: наибольшую опасность представляют обогащенный уран и плутоний, а по агрегатному состоянию – их водные растворы или водородсодержащие смеси (из 13 аварий 12 произошли в водородсодержащих системах).

Осциллирующий характер СЦР в растворах приводит еще к одному важному моменту – необходимости внешнего вмешательства для прекращения СЦР и для перевода системы в подкритическое состояние.

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

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

Рис. 3. Схема размещения урановых месторождений.

Балансовые месторождения. Стрельцовский урановорудный район: Стрельцовское, Лучистое, Широндукуевское, Тулукуевское, Октябрьское, Дальнее, Новогоднее, Юбилейное, Пятилетнее, Весеннее, «Антей», Аргунское, Мартовское, Малотулукуевское, Жерловое. Зауральский урановорудный район: Далматовское. Забалансовые месторождения. Ергенинский урановорудный район: 1 – Степное. Зауральский урановорудный район: 3 – Добровольное. Республика Хакассия; 5 – Приморское. Республика Бурятия, Витимский урановорудный район: 6 – Хиагдинское; 7 – Радионовское; 8 – Витлауское; 9 – Количикан; 10 – Джилиндинское; 11 – Тетрахское; 12 – Вершинное; 13 – Неточное; 14 – Кореткондинское; 15 – Намару; 16 – Дыбрын. За пределами Витимского района: 17 – Имское; 18 – Буяновское. Читинская область: 19 – Горное; 20 – Березовое; 22 – Дурулгуевское. Стрельцовский урановорудный район: 23 – Цаган-Торон; 24 – Юго-Западное; 25 – Широндукуевское; 26 – Безречное. Республика Саха–Якутия, Эльконский урановорудный район: 27 – Южное; 28 – Северное; 29 – Центральная зона; 30 – Весенняя зона; 31 – Агдинская зона; 32 – Пологая зона; 33 – Невская зона; 34

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

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

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

Уязвимость к внешним воздействиям. К внешним воздействиям, способным привести к разрушению барьеров на пути выхода радиоактивных веществ, будем относить сейсмическую активность и особенности геологической площадки (С и Г), метеорологические условия (М), включающие ураган, обильные осадки и т.п., и вызванные человеческой деятельностью воздействия (ДЧ), в том числе падение самолета, взрывы на соседних предприятиях, диверсии и т.п. Как показывают события, произошедшие 11 сентября 2001 г. в США, последний фактор является наиболее значимым для обеспечения безопасности предприятий ЯТЦ.

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

Возможная площадь загрязнения при авариях. Этот показатель характеризует масштабы возможных последствий аварий для окружающей среды и определяет необходимость реализации планов по защите населения.

Для иллюстрации опасностей, которые могут возникнуть при нарушениях работы оборудования, ошибках персонала и внешних воздействиях, рассмотрим основные процессы, способные привести к выбросу радионуклидов за контролируемые границы.

Для горнохимического комбината – ветровой износ пыли на отвалах «пустой» породы; попадание неочищенных шахтных вод, содержащих Ra226, в грунтовые и поверхностные воды.

В г. Лермонтов (Ставропольский край), где с 1954 по 1991 г. годы производилась добыча и переработка урановых руд, отходы производства сбрасывались в хвостохранилище, площадь которого в настоящее время составляет 81,2 га. На нем складировано 12,3 млн м3 отходов уранового производства суммарной активностью 45,6 тыс. Кu.

Минатом разработал и утвердил проект рекультивации хвостохранилища, который будет реализован в течение 8 лет. Необходимо отметить, что выделение радона и образование дочерних продуктов его распада являются глобальными природными явлениями, происходящими особенно в горных и ураноносных районах. Поэтому повышенный природный радоновый фон имеет место не только в г. Лермонтове, но и во всем регионе Кавказских Минеральных Вод.

Предприятия ЯТЦ России имеют 184,42 га загрязненных территорий. Загрязнения связаны главным образом с хвостохранилищами, которые сооружались на начальном этапе деятельности предприятий без устройства противофильтрационных защитных мер. Негативное влияние хвостохранилищ на окружающую среду сохраняется и в настоящее время из-за продолжения их эксплуатации на МСЗ, ЧМЗ и НЗХК. За последние годы обострилась обстановка на НЗХК, связанная сэксплуатацией хвостохранилища, дамба которого не отвечает гидротехническим и строительным требованиям. На МЗП требуется реабилитация склона берега Москвы-реки из-за его оползневого характера. В п. Балей Читинской обл. имеются загрязнения жилого фонда и зданий соцкультбыта.

Россия занимает 7-е место в мире по разведанным запасам урана в недрах (около 180 тыс. т). Первые места занимают: Австралия (более 894 тыс. т), Казахстан (681 тыс. т) и Канада (507 тыс. т).

На 1 января 1999 г. государственным балансом запасов урана России учтены запасы 16 месторождений, из которых 15 сосредоточены в одном районе – Стрельцовском в Забайкалье (Читинская обл.) и пригодны под горный способ добычи. Одно месторождение, расположенное в Зауралье (Курганская обл.), пригодно для добычи способом скважинного подземного выщелачивания.

Запасы месторождений Стрельцовского района рассматриваются как рентабельные при цене на уран 80 долл/кг. В их числе выделены «активные» запасы, рентабельные при цене 40 долл/кг, составляющие около 42%. Формально при современном уровне добычи эти запасы создают 20-летнюю обеспеченность сырьем действующего уранодобывающего предприятия (АООТ «Приаргунское производственное горнохимическое объединение»). Однако числящиеся запасы подсчитаны по кондициям, не переутверждавшимся с 60-х гг. Реальное состояние обеспеченности запасами уранового сырья в районе и стране значительно хуже.

Месторождения Стрельцовского района эксплуатируются уже более 30 лет, и их сырьевая база существенно истощена. На сегодняшний день это единственный объект в мире, эксплуатация которого продолжается с 1968 г. Одно из лучших месторождений (Тулукуевское) с запасами богатых руд для открытой добычи практически отработано. В значительной части погашены запасы других наиболее богатых месторождений (Стрельцовское, Октябрьское, «Антей»). Запасы в недрах, числящиеся в настоящее время как «активные», примерно равны погашенным.

Рис. 4. Разрез полигона «Северный» по захоронению ЖРАО в пласты-коллекторы на ГХК.

Однако среднее содержание в погашенных запасах – 0,377%, в то время как в утвержденных на начало эксплуатации – 0,250%. В последние годы тенденция к погашению лучших запасов месторождений резко усилилась. Так, в 1998 г. погашались запасы со средним содержанием 0,419%. Остающиеся в недрах запасы с таким содержанием составляют всего 54% от числящихся по балансу в качестве «активных», и фактическая обеспеченность сырьем АООТ «ППГХО» не превышает 15 лет. Эта обеспеченность может оказаться еще ниже, если произвести пересчет остающихся запасов по уточненным на современном уровне кондициям (пересчет запасов не производился с момента их первого утверждения в ГКЗ).

Следует отметить, что, несмотря на выборочное погашение запасов наиболее богатых руд на месторождениях Стрельцовского района, рентабельность получения здесь 1 кг урана при установленной в 1999 г. внутренней закупочной цене (570 руб./кг) остается весьма невысокой.

На единственном учтенном государственным балансом месторождении урана, пригодном для отработки способом подземного выщелачивания (Зауралье, Далматовское месторождение), в 1999 г. введена в эксплуатацию опытно-промышленная установка ПВ с планируемой производительностью на 1999 г. 50 т урана. Максимальная годовая производительность АООТ «ППГХО» – 2,5 тыс. т урана.

Государственным балансом учтены также запасы 38 урановых месторождений, относимые к забалансовым. Среди последних выделяются запасы Эльконского и Ергенинского урановорудных районов, рассматриваемые как резервные. Так, в Эльконском районе в Республике Саха–Якутия запасы урана (более 200 тыс. т) количественно превосходят все балансовые запасы в стране, но из-за рядового качества руд они могут стать рентабельными только при цене на уран, превосходящей 80 долл./кг.

На некоторых месторождениях оценка не завершена. Это Зауральский урановорудный район: 2-Хохловское. Западно-Сибирский урановорудный район: 4-Малиновское. Источник: С.С. Наумов. Положение России на мировом рынке урана: реалии и перспективы//«Горный журнал», 1999, № 12.

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

Для транспортировки ядерного топлива

Водозаполненные контейнеры – развитие неконтролируемой СЦЯР при нарушении геометрии расположения ТВС в контейнере, разгерметизация контейнера в результате взрыва радиолитического водорода, замерзание или утечка в нем теплоносителя – воды, повышение нейтронного поля вне контейнера при утечке воды, выдавливание загрязненной радионуклидами воды через поврежденные уплотнения, выброс радиоактивных аэрозолей через поврежденные уплотнения.

Сухие контейнеры – выброс радиоактивных аэрозолей через поврежденные уплотнения, повышение нейтронного поля вне контейнера при повреждении нейтронной защиты, развитие СЦЯР при нарушении геометрии расположения ТВС в контейнере, его перегрев, разгерметизация в результате механических повреждений при транспортных авариях.

Для радиохимического завода

Отделение резки – возгорание пирофорных опилок при обрезке хвостовиков ТВС; выделение окклюдированных и адсорбированных радиоактивных благородных газов и летучих соединений радионуклидов; отделение растворения – взрыв водорода, образующегося при растворении металла (если перерабатываются металлические твэлы); отгонка трития, радиоактивных газов и летучих соединений радионуклидов, «зацикливание» трития вследствие процессов изотопного обмена, протечки высокоактивной жидкости вследствие коррозии оборудования.

Хранилища отработанного ядерного топлива – взрыв радиолитического водорода при нарушении системы вентиляции, развитие СЦЯР при нарушении геометрии расположения отработанных ТВС, коррозионное или механическое повреждение оболочек твэлов и выход радиоактивности в воду хранилища, разлив радиоактивной воды из бассейна при повреждении системы водообмена.

Узел экстракции – развитие СЦЯР. Пожар в результате вспышки паров экстрагента и разбавителя, взрыв радиолитического водорода, протечки радиоактивной жидкости вследствие коррозионного повреждения оборудования, взрыв в результате автокаталитической реакции с газовыделением в жидкой фазе.

Отделение упаривания – протечки высокоактивной жидкости при коррозионном повреждении оборудования, выброс радиоактивных паров и аэрозолей при нарушении системы газоочистки.

Отделение получения товарного продукта. Урановая ветвь – пожар в результате вспышки паров экстрагента и разбавителя, взрыв твердых нитратов в результате автокаталитической реакции с газовыделением в твердой фазе, протечки в результате коррозионного повреждения оборудования.

Плутониевая ветвь – узел экстракции, отделение упаривания, взрыв при термическом разложении гидразина, пыль диоксида плутония при денитрации, развитие СЦЯР.

Получение нептуния – см. узел экстракции.

Отделение хранения и переработки радиоактивных растворов и пульп – развитие локальной СЦЯР, рост давления газа в результате нагрева радиоактивного раствора теплом ядерного распада и выделение радиолитических газов, технологические причины, прорыв сжатого газа в аппараты, предназначенные для работы «под налив», «обратная» диффузия радиоактивной паровоздушной смеси из свободных аппаратов хранилищ, взрыв газообразных продуктов радиолиза жидких радиоактивных отходов и паров компонентов отходов, автокаталитическая химическая реакция с газовыделением в жидкой фазе, взрыв твердого остатка после выпаривания отхода, протечки высокоактивной жидкости вследствие коррозионного повреждения оборудования.

Отделения отверждения (остеклования) жидких отходов – протечки в результате прогорания свода печи, на стадии кальцинации или при розливе плава, выброс аэрозолей и летучих соединений радионуклидов при нарушении системы газоочистки, взрыв в результате автокаталитической реакции с газовыделением в жидкой фазе, взрыв твердых нитратов.

Полигоны подземного захоронения жидких отходов – протечки в результате коррозионного или механического повреждения «больших» трубопроводов для передачи радиоактивных растворов с завода на полигоны, развитие СЦЯР, аварии на нагнетательных скважинах и в пласте: разрыв труб в результате коррозии или механического повреждения и выброс жидкости из скважины, газообразование и повышение давления в пласте и скважинев результате жизнедеятельности анаэробных бактерий и выброс (фонтан), выброс жидкости из скважины в результате радиационно-химического газовыделения в пласте, перегрев пласта вследствие чрезмерной радиационной нагрузки, непредвиденное гидрогеологами движение радиоактивной жидкости в пласте по разломам и вынос в горизонты, соединяющиеся с поверхностью.

Согласно опубликованным данным сотрудников Лос-Аламосской национальной лаборатории (Лос-Аламос, Нью-Мексико, США) Ч.Д. Боумэна и Ф. Веннери «Подземная сверхкритичность плутония и других делящихся материалов», доказывается, что некоторые широко одобренные решения проблемы долгосрочного распоряжения плутонием из оружия и другими отходами делящихся ядерных материалов включают в себя помещение порций материала под землей при подкритических концентрациях. В данной работе отмечается, что при этих концентрациях подкритический делящийся материал, находясь под землей, может достигнуть критичности, которая окажется самовозрастающей (автокаталитической). Такая критичность могла бы наступить при распространении материала в окружающую среду в результате естественных процессов и внешней деятельности, а также при переносе делящегося материала в другие места, где он может сформировать иные автокаталитические критические конфигурации. Под землей, где материал находится в ограниченном пространстве и вокруг него нет среды, замедляющей нейтроны, результатами подобных отклонений к сверхкритичности могли бы стать энерговыделения от умеренных величин до нескольких сот ГДж (десятки и сотни тонн тротилового эквивалента) в одном событии. В отсутствие воды потребуется 50–100 кг делящегося материала для достижения автокаталитической критичности. При наличии воды автокаталитическая критичность может наступить при небольших массах, порядка 2 кг. В той или иной степени все категории отходов с делящимися актинидами, как представляется, поддаются таким отклонениям критичности. В их число входят остеклованные плутоний из оружия, отработанное топливо от исследовательских реакторов и военных программ Министерства энергетики, а также отработанное топливо коммерческих реакторов, включая МОКС-топливо.

Для справки: по данным иностранной печати, процессы, о которых идет речь в этой работе, были зафиксированы на полигонах подземного захоронения РАО в г. Томске-7 и НИИАРе. Кроме того, подтверждением вышеуказанной информации является то, что температура некоторых нагнетательных скважин на СХК, используемых для закачки ЖРАО с начала 60-х гг. прошлого века, достигает 165оС. По состоянию на 14 марта 2000 г. со стороны СХК отсутствовало достаточно обоснованное заключение по ядерной и радиационной безопасности, учитывающее наличие возможных неоднородностей в распределении ядерно-опасных делящихся нуклидов в пластах-коллекторах, т.е. не обоснована возможность образования критических значений параметров (массы, концентрации и т.д.) указанных радионуклидов в результате физико-химических процессов, происходящих при взаимодействии закачиваемых растворов с породообразующими веществами пластов-коллекторов.

В результате возможного возникновения СЦР при дальнейших закачках ЖРАО, проводимых СХК, может произойти залповый выброс радиоактивных веществ в водоносные горизонты, что может в дальнейшем изменить гео- и гидрообстановку, а также оказать воздействие на безопасную эксплуатацию ядерных реакторов АДЭ-4,5. Кроме этого, подобное явление может возникнуть и при возможном землетрясении.

Несмотря на то что сама площадка расположения СХК относится к асейсмичному району, следует иметь в виду, что землетрясения силой 3–4 балла в г. Томске фиксировались. Так, в июне 1990 г. ощущались отдельные толчки после землетрясения в районе оз. Зайсан (Казахстан). Землетрясение силой 3,5 балла с эпицентром в 180 км на восток от г. Томска зафиксировано в 1979 г. Сейсмические подвижки интенсивностью 6–7 баллов фиксировались в районе г. Новокузнецка в начале ХХ в. (см. Состояние окружающей среды и здоровья населения в зоне влияния СХК г. Томск-94/Под. ред. А.М. Адама).

Бассейны и открытые водоемы, содержащие среднеактивные отходы, – протечки «больших» трубопроводов для передачи радиоактивных растворов с завода к водоему или бассейну, ветровой разнос радиоактивных аэрозолей с водной поверхности, ветровой разнос пыли, образующейся при оголении и разогреве донных осадков, разнос активности водоплавающими птицами и насекомыми, проникновение радионуклидов в водоносные горизонты.

Наличие физических барьеров безопасности. На обогатительных заводах реально существует один барьер – границы герметичного оборудования. На заводах по изготовлению ядерного топлива реально физические барьеры отсутствуют. При транспортировке как свежее, так и отработанное ядерное топливо имеет только два собственных физических барьера: матрицу делящегося материала и оболочку твэлов и герметичный контейнер, т.е. реально наличие двух независимых физических барьеров безопасности не обеспечивается. На радиохимическом заводе требование герметичности при переработке ОЯТ с высокой активностью привело к наличию не менее трех реальных физических барьеров. Полигоны захоронения высокоактивных отходов – подземные сооружения, содержащие герметичные емкости, реально имеют не менее одного барьера.

Ядерная и радиационная безопасность предприятий ЯТЦ.
В настоящее время ядерная и радиационная безопасность регламентируется в соответствии с нормативными документами Минатома России, которые формируют в основном требования к предотвращению СЦЯР. Радиационная безопасность регламентирована главным образом для нормальной эксплуатации предприятий ЯТЦ и оптимальных проектных решений с точки зрения экономических показателей.

Требования и параметры безопасности для отдельных видов производств регламентированы отраслевыми стандартами, правилами и технологическими инструкциями. Порядок организации работ по обеспечению безопасности определен соответствующими отраслевыми положениями. Главный недостаток этой системы состоит в отсутствии требований к параметрам и коэффициентам запаса для взрывопожароопасных процессов, производств, установок. В настоящее время эту функцию частично выполняют технологические инструкции и заключения (рекомендации) отраслевых институтов.

Слабо применяется «принцип единичного отказа», не используется принцип «внутренней самозащищенности», согласно которому потенциально опасные установки должны обладать определенными физико-химическими свойствами, исключающими возможность возникновения тяжелых аварий. Не прослеживается четкое выполнение требования обеспечения единого государственного подхода к учету ядерных материалов.