В таблицах 37 и 38 приведены предприятия ЯТЦ и научно-исследовательские организации, выполняющие технологические разработки, научные и материаловедческие исследования с использованием ядерных материалов.

     Таблица 37

Промышленные предприятия ядерного топливного цикла России

Наименование предприятия,его краткое обозначение,местонахождение	Год создания	Основные производства	Степень потенциальной опасности в соостветствии с СНП-77
			категория опасности для персонала	класс опасности для населения и окружающей природной среды
Сибирский химический комбинат (СХК), г. Северск	1953	Промышленные реакторы	2	2
		Радиохимическое производство	1	1
		Химико-металлургическое производство	1	1
		Производство гексофторида урана	1	2
		Производство по разделению изотопов урана	5	5
Производственное объединение "Маяк"	1948	Промышленные реакторы	2	2
		Радиохимическое производство	1	1
		Химико-металлургическое производство	1	1
		Производство изотопной продукции	1	1
Горнохимический комбинат (ГХК) г. Железногорск	1950	Промышленные реакторы	2	2
		Радиохимическое производство	1	1
		Хранение ОЯТ реакторов ВВЭР-1000	1	1
Ангарский электролизный химический комбинат (АЭХК), г. Ангарск	1954	Производство гексофторида урана	3	3
		Производство по разделению изотопов урана	3	5
Уральский электрохимический комбинат (УЭХК) г. Новоуральск	1949	Химико-металлургическое производство	1	1
		Производство по разделению изотопов урана	3	5
Акционерное общество "Машиностроительный завод (АО МСЗ) г. Электросталь (Московская обл.)	1945	Производство ядерного топлива	1	1,2
Акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" (АО НЗХК), г. Новосибирск	1949	Производство ядерного топлива	1	1,2
Химико-металлургический завод (ХМЗ), г. Красноярск	1948	Химико-металлургическое производство	3	1
Электрохимический завод (ЭХЗ), г. Зеленогорск	1955	Производство по разделению изотопов урана	3	5
Кирово-Чепецкий химический комбинат (КЧХК), г. Кирово-Чепецк	1949	Производство по получению четырехфтористого урана	3	5
Производственное объединение "Чепецкий механический завод" (ПО ЧМЗ), г. Глазов	1951	Химико-металлургическое производство	3	4
Государственное научно-производственное предприятие "Политех" (ГНПП "Политех"), г. Электросталь (Московская обл.)	1974	Опытное производство ядерного топлива	1	2

Промышленные предприятия ядерного топливного цикла России

Рис. 13. Район СХК.

Рис. 14 . Радиоактивное загрязнение территории в районе аварии на СХК (аэрогамма-съемка 12–13 апреля

     Таблица 38

Перечень научно-исследовательских организаций, выполняющих
технологические разработки, научные и материаловедческие
исследования с использованием ядерных материалов

Наименование организации и ее краткое обозначение	Год создания	Местонахождение
1 РНЦ «Курчатовский институт»	1943	г. Москва
2 Государственный научный центр «Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. академика А.А. Бочвара (ВНИИНМ)	1945	г. Москва
3 Всероссийский научно-исследовательский институт химической технологии (ВНИИХТ)	1951	г. Москва
4 Научно-производственное объединение «Радиевый институт» им.В.Г. Хлопина	1922	г. Санкт-Петербург
5 Государственный научный центр «Физико- энергетический институт» (ФЭИ)	1946	г. Обнинск
6 Государственный научный центр «Научно- исследовательский институт атомных реакторов» им.В.И. Ленина (НИИАР)	1956	г. Димитровград
7 Опытно-конструкторское бюро «Гидропресс» (ОКБ «Гидропресс»)	1946	г. Подольск Московской области
8 Российский федеральный ядерный центр «Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики» (РФЯЦ ВНИИЭФ)	1945	г. Саров Нижегородской области
9 Опытно-конструкторское бюро машиностроения (ОКБМ)	1956	г. Нижний Новгород

Анализ состояния безопасности предприятий ядерного топливного цикла в 2001 г.

Защита населения и персонала в случае ядерных и радиационных аварий является основной задачей обеспечения безопасности при эксплуатации предприятий атомной отрасли. Действия персонала при авариях предусматриваются планами ликвидации аварий. Данные планы должны разрабатываться предприятиями ЯТЦ с учетом специфики их работы. Однако на нижеперечисленных предприятиях не определены:
  • перечни возможных аварий с учетом вероятных причин и прогнозируемой радиационной обстановки;
  • требования к эксплуатации оборудования систем вентиляции в аварийных ситуациях;
  • порядок действия персонала СХК и взаимодействие с подразделениями ГХК (ГМЗ, ВВО) при возникновении аварийной ситуации в нерабочее время;
  • инструкции по «Действию персонала при срабатывании аварийной сигнализации о возникновении СЦР в здании 3» на ПО ЭХЗ требует пересмотра, так как составлена в соответствии с ПБЯ-06-10-91, утратившим силу после введения в действие ПБЯ-06-10-99;
  • пункт сбора персонала (убежище № 024) СХК залит водой, что препятствует эвакуации персонала при срабатывании САС;
  • на АЭХК пункт сбора персонала разделительного завода недостаточно укомплектован средствами дозиметрического контроля и оказания помощи пострадавшим.

Нарушения в работе на объектах ядерного топливного цикла в 2001 г.:
  • 30 октября 2001 г. (в ночь с 29 на 30 октября) на гидрометаллургическом заводе АООТ ППГХО (г. Краснокаменск Читинской обл.) произошло хищение блока гамма-источника БГИ-75 с источником гамма-излучения на основе цезия-137 с остаточной активностью на 1 января 2001 г. 0,8 Кu. Блок БГИ-75 входил в состав радиоизотопного уровнемера, контролирующего верхний уровень заполнения готовой продукцией транспортно-упаковочного контейнера в помещении затаривания. Похитители, выставив стекло из оконной рамы, проникли в помещение затаривания через окно, через которое и вынесли блок БГИ-75, масса которого 83 кг. Блок был спрятан в 20 км от города по трассе Краснокаменск–Кайластуй на склоне сопки в каменной осыпи. Он обнаружен в результате широких поисково-розыскных мероприятий 2 ноября 2001 г. и доставлен с необходимыми предосторожностями в помещение затаривания. Блок не разбирался, источник на месте.

Местонахождение блока и время его доставки туда похитителями дают основание считать, что блок не находился в контакте с другими лицами и пострадавших в результате происшествия, видимо, нет. Доза, полученная похитителями, может быть оценена после их розыска и проведения следствия. Радиоактивного загрязнения окружающей среды не произошло. Причиной нарушения явилась недостаточность мер по физической защите радиоизотопных приборов в помещении затаривания гидрометаллургического завода. Должностные лица завода, в обязанности которых входит обеспечение радиационной безопасности и физической защиты источников ионизирующих излучений, не приняли должных мер по физической защите данного источника излучения;
  • 20 февраля 2001 г. на ГХК при разгрузке по сигналу снижения расхода охлаждающей воды ТК № 44-34 реактора АДЭ-2 произошло зависание рабочих блоков. С 20 февраля по 1 марта 2001 г. проводились операции по устранению зависания. В результате устранения зависания остались неизвлеченными из ТК № 44-34 в районе разгрузочного механизма два рабочих блока, так как дальнейшие работы по извлечению блоков были связаны с большим радиационным воздействием на персонал. На основании технического решения от 28 февраля 2001 г., была разрешена эксплуатация реактора на номинальной мощности на период до (ППР) с двумя неохлаждаемыми рабочими блоками, расположенными в разгрузочном механизме ячейки № 44-34. Во время ППР (май 2001 г.) затвор разгрузочного механизма с двумя рабочими блоками был демонтирован. При ликвидации последствий зависания восемь работников получили дозу облучения, превышающую годовую контрольную (15 мЗв), и были отстранены от работ, связанных с радиационным воздействием. Причинами нарушения явились снижение расхода охлаждающей воды, а также нарушение оперативным персоналом требований регламентов и должностных инструкций во время действий по снижению расхода воды и разгрузке ТК. Причина снижения расхода охлаждающей воды в ТК № 44-34 – нарушение целостности оболочки рабочего блока, что привело к уменьшению площади проходного сечения между стенкой ТК и блоком и его зависанию. Данное событие классифицировано в соответствии с ПНАЭ Г-14-037-96 как аномалия – нарушение «1» категории. Администрация ГХК приняла меры по наказанию виновных в нарушении, а именно: приказом директора ГХК объявлены замечания заместителю главного инженера предприятия и директору реакторного завода, главный инженер завода и заместитель начальника смены предупреждены о неполном служебном соответствии, объявлены строгие выговоры начальнику и заместителю начальника реакторного цеха, освобождены от должности начальник смены цеха и инженер управления реактором. Проведена внеочередная проверка знаний оперативного персонала;
  • 3 мая 2001 г. при проведении оперативной инспекции поступления ядерного материала (диураната натрия) с ОАО «Хиагда» на ОАО «ЧМЗ» при выгрузке контейнера ТУК-107 на полиэтиленовой пленке пола контейнера 519.243.713 было зарегистрировано радиационное пятно со снимаемым загрязнением по альфа-активности – 15 част./см² мин.

Причиной загрязнения явилось нарушение целостности сварного соединения донной части ТУК-107. Неисправный ТУК-107 установлен в специально выделенное место для локализации утечки, а контейнер 519.243.713 отправлен на дезактивацию;
  • 27 августа 2001 г. на СХК на реакторе АДЭ-5 произошла внеплановая кратковременная остановка действием аварийной защиты по сигналу превышения температуры воды на входе в реактор (сигнал ТА). Перед остановкой реактор работал на максимально разрешенном уровне мощности. Причиной срабатывания аварийной защиты явилось повышение температуры воды на входе в реактор до 95оС, вызванное нарушением теплосъема в парогенераторе из-за снижения в нем уровня питательной воды. Это произошло из-за отказа линии связи нормирующего преобразователя измерительного комплекта НП-П3, автоматически регулирующего подачу питательной воды, с датчиком ДМ, что вызвало появление ложного сигнала на закрытие регулятора расхода питательной воды на парогенераторе. В результате произошло повышение температуры воды на входе в реактор. Превышения разрешенной температуры воды на выходе из реактора и вскипания теплоносителя не было, нарушений защитных барьеров не установлено, изменения радиационной обстановки не было. Развитию ситуации способствовали невнимательность оператора, не отреагировавшего на появление кратковременных сигналов, и низкая оперативность персонала по своевременному выявлению причин повышения температуры. Данное нарушение в работе классифицировано в соответствии с ПНАЭ Г-14-037-96 как аномалия – нарушение «1» категории, т.к. помимо отказа оборудования отмечены ошибки персонала;
  • 16 феврала 2001 г. на ГХК в хранилище ОЯТ при проведении регламентных работ по перегрузке ОТВС из чехла хранилища типа 01Х, установленного на отметке 2,4 м отсека перегрузки, не произошло расцепления захвата штанги типа «В» с головкой под захват чехла 02Х. Событие классифицировано в соответствии с ПНАЭ Г-14-037-96 как нарушение ниже уровня шкалы INES («0» категория);
  • 21 апреля 2001 г. на СХК на реакторе АДЭ-5 произошла внеплановая остановка реактора действием аварийной защиты по сигналу превышения мощности МА из-за отказа электронной аппаратуры измерения температуры теплоносителя. Реактор АДЭ-5 эксплуатировался на номинальном уровне мощности, и процесс управлялся автоматическим регулятором АР-3. Срабатывание защиты произошло в соответствии с проектом и требованиями регламента и обеспечило непревышение пределов безопасной эксплуатации реактора АДЭ-5; действия персонала соответствовали развитию ситуации. Завод-изготовитель разработал мероприятия по повышению надежности работы электронной аппаратуры. Нарушение в соответствии с ПНАЭ Г-14-037-96 по шкале INES оценено как нарушение ниже уровня шкалы («0» категория);
  • 30 июля 2001 г. на реакторном заводе ГХК на реакторе АДЭ-2 при переходе с ГЦН-15 на ГЦН-13 ошибочно был отключен ГЦН-13 вместо ГЦН-15. Реактор был остановлен. Нарушение классифицировано в соответствии с ПНАЭ Г-14-037-96 как нарушение ниже уровня шкалы («0» категория). Приказом директора ГХК наложены дисциплинарные взыскания на работников, виновных в нарушении, в том числе на начальника, заместителя начальника цеха и начальника смены цеха;
  • 7 сентября 2001 г. на радиохимическом заводе ГХК при передаче технологических растворов был переполнен аппарат АГ-8528, что привело к выходу радиоактивных аэрозолей в систему газоочистки цеха и в технологическую вентиляцию В-8. Суммарный выброс по радионуклиду церий-144 за 7–10 сентября составил 4,5% от годовой нормы, установленной МПР России. Дозовые нагрузки на персонал – в пределах нормы. Нарушение классифицировано в соответствии с ПНАЭ Г-14-037-96 как нарушение ниже уровня шкалы INES («0» категория). Администрацией ГХК наложены дисциплинарные взыскания на четырех работников, виновных в нарушении.

Рис. 15. Схема АСТ.

За 2001 г. на предприятиях ядерного топливного цикла и организаций, выполняющих работы и предоставляющих услуги для предприятий ядерного топливного цикла (эксплуатирующих организаций), выявлено 1936 нарушений, из которых 9 нарушений не устранены в срок (за 2000 г. не устранены в срок 32 нарушения). Основные причины нарушений – человеческий фактор, низкая исполнительская дисциплина и слабый контроль над действиями персонала со стороны администрации предприятий ЯТЦ.

Анализируя выявленные нарушения, следует отметить следующие:
  • несоблюдение сроков представления заявочных материалов на переоформление лицензии в связи с истечением ее срока действия;
  • несоблюдение порядка введения новых федеральных норм и правил;
  • отсутствие программ обеспечения качества;
  • отсутствие фонда финансирования затрат на вывод из эксплуатации объектов ядерного топливного цикла.

Дозовые нагрузки на основной и привлекаемый персонал объектов ядерного топливного цикла

Дозовые нагрузки на персонал и население за отчетный период на объектах ядерного топливного цикла не превышали установленных норм.

На некоторых предприятиях ядерного топливного цикла состояние ядерной и радиационной безопасности в 2001 г. по сравнению с 2000 г. улучшилось по таким показателям, как выбросы в окружающую среду, загрязнение воздуха и поверхностей производственных помещений, облучение персонала. Так, например, на ПО «Маяк» на промышленных реакторах за отчетный период снизилась средняя эквивалентная доза облучения персонала на 15%, на АЭХК фактические выбросы радионуклидов на 97% меньше нормативных. Данное улучшение в первую очередь связано с низкой производственной загруженностью предприятий ЯТЦ.

В то же время необходимо отметить, что на СХК периодически продолжается превышение установленных администрацией СХК и Госсанэпиднадзором контрольных уровней загрязнения поверхностей и воздушной среды в производственных помещениях зд. 901 химико-металлургического завода СХК. На АООТ ППГХО (г. Краснокаменск) доза в 20 мЗв за 2001 г. превышена у 22 работников рудника несмотря на то, что радиационная обстановка на этом объекте по сравнению с 2000 г. значительна улучшена.

Обзор состояния обращения с радиоактивными отходами

В течение 2001 г. состояние обращения с РАО на предприятиях ядерного топливного цикла и в организациях, выполняющих работы и предоставляющих услуги для предприятий ядерного топливного цикла (эксплуатирующих организаций), не претерпело существенных изменений.

Деятельность в области использования атомной энергии на большинстве объектов ядерного топливного цикла лицензирована, однако до сих пор не имеют лицензий на эксплуатацию полигона подземного захоронения (полигон «Северный») ГХК, а ПО «Маяк» – на эксплуатацию водоемов – хранилищ жидких радиоактивных отходов (Теченский каскад водоемов) и вывод из эксплуатации водоемов В-9 (озеро Карачай) и В-17.

В связи с ожидаемым в середине апреля 2001 г. весенним паводком уровень в последнем водоеме Теченского каскада достиг предельной проектной величины, на которую рассчитана плотина, служащая преградой для распространения жидких радиоактивных отходов в окружающую среду.

В 2001 г. работы по засыпке озера Карачай не проводились в связи с повышением уровня воды в водоеме из-за сильного подъема грунтовых вод и обильных осадков. Идет подсыпка заболоченных участков.

На ПО «Маяк» от переработки ОЯТ за 2001 г. образовалось:
  • жидких РАО – 1,353б103 м³ активностью 62,343б10⁶ Кu;
  • твердых РАО – 3810 м³ активностью 1040б10³ Кu.

В том числе:
  • высокоактивных жидких РАО – 15293 м³ суммарной активностью 61,387б10⁶ Кu (направлены после упаривания в емкости-хранилища комплекса);
  • среднеактивных жидких РАО – 17576 м³ суммарной активностью 952,5б10³ Кu (сброшены в озеро Карачай);
  • низкоактивных жидких РАО (направлены в промышленные водоемы-накопители).

В 2001 г. на ГХК продолжались работы по извлечению осадков из емкостей-хранилищ САО, совершенствовались оборудование и методы растворения пульп, в защитных камерах ЦЗЛ проводятся научно-исследовательские работы по остекловыванию пульп «Иммобилизация плутонийсодержащих пульп».

В отсеках хранилища ГХК находятся 6763 ОТВС, в том числе 3049 с АЭС Украины, 96 с АЭС «Козлодуй» (Болгария), 24 пенала с ТВЭЛами исследованных в ГНЦ НИИАР облученных ОТВС.

В течение 2001 г. на ГХК перевезено из ГНЦ НИИАР 18 пеналов с ТВЭЛами, совершено 5 рейсов с АЭС Украины, 1 рейс с АЭС Болгарии, 2 рейса с российских АЭС.

Транспортирование радиоактивных грузов

Состояние нормативной базы в области транспортирования радиоактивных грузов нельзя оценивать как удовлетворительное. Почти все нормативные документы в этой области устарели и требуют коренной переработки. Поэтому в качестве приоритетной задачи требуется составление новых правил транспортирования радиоактивных материалов в соответствии с требованиями статьи 45 Федерального закона «Об использовании атомной энергии». В декабре 2001 г. опубликован проект нормативного документа федерального уровня «Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов (ПБТРМ-2001)», основанного на рекомендациях МАГАТЭ «Правила безопасной перевозки радиоактивных материалов. Требования. № ST-1, МАГАТЭ, 1996».

В 2001 г. был выявлен целый ряд нарушений, которые могли привести к серьезным авариям с радиационными последствиями (более подробно см. главу «Вопросы транспортировки ОЯТ»).

Выявлены случаи радиоактивного загрязнения внутренних поверхностей вагонов и наружных поверхностей ТУК-13 при перевозке ОЯТ реакторов ВВЭР-1000. Первоначально причиной нарушения было названо нарушение грузоотправителем (АЭС Украины) инструкций по эксплуатации ТУК-13. Однако последующая практика перевозок показала, что есть еще одна причина – вода, которой при транспортировании заполняют ТУК-13.

Среди проблем, которые необходимо разрешить в ближайшее время, следует указать следующие:
  • при перевозке радиоактивных грузов железнодорожным транспортом у перевозчика (организации МПС России) отсутствует лицензия надзорных органов и, следовательно, имеет место юридическая безответственность перевозчика за нарушение правил перевозки;
  • требуется выработка критериев и процедур для принятия решений о возможности (или невозможности) эксплуатации ТУК с выработанным ресурсом времени эксплуатации. В первую очередь это коснется ТУК для перевозки ОЯТ.

Минатомом России осуществляется реформирование сложившейся инфраструктуры перевозок радиоактивных грузов. Создана система аварийно-технических центров. Однако до настоящего времени Аварийно-технический центр Минатома России не имеет соответствующей лицензии.

Фото 4. Остановка реактора на ГХК.

Не решены вопросы разграничения полномочий между Госатомнадзором России и Минобороны России по вопросам надзора за ЯРБ при транспортировании ОЯТ АПЛ. Транспортирование ОЯТ АПЛ на ПО «Маяк» осуществляется не по лицензии Госатомнадзора России, а по временному разрешению Минатома России, которое не основано на каких-либо нормативных правовых актах.

Многие эксплуатирующие организации для осуществления транспортирования ядерных материалов фактически не имеют документов, требуемых статьями 13 и 19 Федерального закона «О радиационной безопасности населения» для деятельности по перевозке ядерных материалов (документы по оценке радиационной безопасности и документы по ликвидации аварий при транспортировании).

Недостатки в обеспечении безопасности объектов ядерного топливного цикла

К существенным недостаткам в обеспечении безопасности объектов ядерного топливного цикла надо отнести следующие:
  • озеро Карачай остается потенциальным источником крупномасштабной радиационной аварии, так как из-за задержки сооружения установки отверждения продолжается сброс в озеро жидких среднеактивных отходов и при этом практически приостановлены работы по закрытию Карачая;
  • продолжается эксплуатация без лицензии гидротехнических сооружений Теченского каскада водоемов ПО «Маяк», уровень жидких низкоактивных отходов достиг предельных значений и угрожает разрушением этих гидротехнических сооружений (плотин);
  • не решен вопрос разграничения полномочий между надзорными органами по надзору за безопасностью ряда производств предприятий ядерного топливного цикла;
  • не реализуется программа переработки отвального гексафторида урана на разделительных производствах, продолжается его накопление на промплощадке;
  • на объектах ядерного топливного цикла эксплуатируется морально и физически устаревшее оборудование, важное для безопасности, в том числе транспортные упаковочные комплекты, предназначенные для транспортирования ОЯТ (например, ТУК-6), ресурс службы которых практически исчерпан, что может стать исходным событием для аварийной ситуации;
  • многие объекты, в первую очередь радиохимических производств, являются потенциальными целями террористических действий и по этой причине для них необходимы дополнительные барьеры физической защиты.

Фото 5 . ТВЭС промышленных реакторов.

Указанные проблемы решаются медленно, сроки их реализации срываются из-за отсутствия финансовых средств и нерешенных организационных вопросов.