В 2009 году Комиссией при Президенте Российской Федерации по модернизации и технологическому развитию экономики России принято решение о реализации проекта «Создание транспортно-энергетического модуля на основе ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса».
АО «НИКИЭТ» определен Главным конструктором реакторной установки. Федеральное космическое агентство выдало НИКИЭТ лицензию № 981К от 29.08.2008 на осуществление космической деятельности. Проект не имеет мировых аналогов.

ОПЫТ СОЗДАНИЯ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ И ЭНЕРГОДВИГАТЕЛЬНЫХ УСТАНОВОК КОСМИЧЕСКОГО НАЗНАЧЕНИЯ

На Семипалатинском полигоне с 1960 по 1989 год проводились работы по созданию ядерного ракетного двигателя.

Были созданы:

реакторный комплекс ИГР;
стендовый комплекс «Байкал-1» с реактором ИВГ-1 и двумя рабочими местами для отработки изделий 11Б91;
реактор РА (ИРГИТ).

РЕАКТОР ИГР

Реактор ИГР является импульсным реактором на тепловых нейтронах с гомогенной активной зоной, представляющей собой кладку из содержащих уран-графитовых блоков, собранных в виде колонн. Отражатель реактора сформирован из аналогичных блоков, не содержащих урана.

Реактор не имеет принудительного охлаждения активной зоны. Выделившееся в процессе работы реактора тепло аккумулируется кладкой, а затем через стенки корпуса реактора передается воде контура расхолаживания.

РЕАКТОР ИГР

РЕАКТОР ИВГ-1 И СИСТЕМЫ ПОДАЧИ КОМПОНЕНТОВ

НАЗЕМНАЯ ОТРАБОТКА ТВС ЯРД (ИВГ-1)

ДОСТИГНУТЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ

1962–1966 годы

В реакторе ИГР проведены первые испытания модельных твэлов ЯРД. Результаты испытаний подтвердили возможность создания твэлов с твердыми поверхностями теплообмена, работающих при температурах свыше 3000 К, удельных тепловых потоках до 10 МВт/м2 в условиях мощного нейтронного и гамма-излучений (проведен 41 пуск, испытано 26 модельных ТВС различных модификаций).

1971–1973 годы

В реакторе ИГР проведены динамические испытания высокотемпературного топлива ЯРД на термопрочность, в ходе которых реализованы следующие параметры:

удельное энерговыделение в топливе – 30 кВт/см3
удельный тепловой поток с поверхности твэлов – 10 МВт/м2
температура теплоносителя – 3000 К
скорость изменения температуры теплоносителя при увеличении и снижении мощности – от 350 до 1000 К/с
длительность номинального режима – 5 с

1974–1989 годы

В реакторах ИГР и ИВГ-1 проведены испытания ТВС различных типов реакторов ЯРД, ЯЭДУ и газодинамических установок с водородным, азотным, гелиевым и воздушным теплоносителями.

1971–1993 годы

Проведены исследования выхода из топлива в газообразный теплоноситель (водород, азот, гелий, воздух) в диапазоне температуры 400…2600 К и осаждения в газовых контурах продуктов деления, источниками которых являлись экспериментальные ТВС.

Объекты использования атомной энергии (далее сокращенно оаиэ) - это комплексное обозначение объектов атомной промышленности и энергетики, подлежащих эксплуатации, возведению, использованию в научно-технических, исследовательских, медицинских и иных целях. Основные характеристики оиаэ - это безопасность как в условиях надлежащей эксплуатации, так и при нарушениях эксплуатационного режима, техническое состояние и остаточный ресурс, определяющийся на основании комплексных обследований и экспертиз.

Определение ОИАЭ

Что такое оиаэ - определение и подробное описание этих объектов значится в ст. 3 ФЗ-170 «Об использовании атомной энергии». Согласно ФЗ, объекты использования атомной энергии это:

ядерные установки;
радиационные источники;
пункты хранения ядерных материалов и радиоактивных веществ, пункты хранения, хранилища радиоактивных отходов;
тепловыделяющая сборка ядерного реактора;
облученные тепловыделяющие сборки ядерного реактора;
ядерные материалы - материалы, содержащие или способные воспроизвести делящиеся (расщепляющиеся) ядерные вещества;
радиоактивные вещества - не относящиеся к ядерным материалам вещества, испускающие ионизирующее излучение;
радиоактивные отходы;
ядерное топливо;
отработавшее ядерное топливо, облученное в активной зоне реактора и окончательно удаленное из нее.

При определении установки, здания, агрегата как объекта использования атомной энергии надлежит руководствоваться «Положением об отнесении объектов использования атомной энергии к отдельным категориям и определении состава и границ таких объектов», утвержденным Постановлением Правительства Российской Федерации от 30 декабря 2012 г. № 1494. В частности, ядерные установки признаются ОИЭА на основании сведений в паспорте на объект, пункты хранения радиоактивных веществ и ядерных материалов - на основании сведений в эксплуатационно-технологической документации.

Радиоактивные отходы, согласно «Положению», относятся к ОИЭА при условии, что соответствуют критериям, обозначенным Постановлением Правительства РФ от 19 октября 2012 года № 1069 «О критериях отнесения твердых, жидких и газообразных отходов к радиоактивным отходам, критериях отнесения радиоактивных отходов к особым радиоактивным отходам и к удаляемым радиоактивным отходам и критериях классификации удаляемых радиоактивных отходов».

Перечень ОИАЭ, подлежащих постоянному государственному надзору

Некоторые объекты использования атомной энергии, перечень которых утверждается Правительством РФ, именно, ядерные установки, хранилища радиоактивных отходов, радиационные источники, пункты хранения ядерных материалов ввиду их стратегической, научно-технической, промышленной важности и в целях обеспечения безопасности подлежат постоянному госнадзору. Полный список таких объектов включает «Перечень объектов использования атомной энергии, в отношении которых вводится режим постоянного государственного надзора», утвержденный распоряжением Правительства Российской Федерации от 23 апреля 2012 года № 610-р.

Подлежат постоянному госнадзору ядерные установки радиационные источники, пункты хранения ядерных материалов:

филиалов АО «Концерн Росэнергоатом»;
филиалов «РосРАО»;
Курчатовского института;
Физико-энергетического института имени А.И. Лейпунского;
МИФИ;
ФГУП «Маяк»
Объединенного института ядерных исследований в Дубне;
и ряда других промышленных предприятий, научно-исследовательских центров и филиалов госкорпораций.

Реестр ОИАЭ

В целях повышения безопасности опасные промышленные и производственные объекты атомной отрасли вносятся в сводный Государственный реестр объектов использования атомной энергии, пополняемый при участии Ростехнадзора и его региональных отделов (инспекций) в округах субъектов РФ.

Они осуществляют добычу урановой руды, ее обогащение и изготовление топливных элементов для ядерных энергетических реакторов (ЯЭР), переработку радиоактивных отходов. Их хранение и окончательное размещение.

ЯТЦ делятся на 3 группы:

1. Предприятия урановой промышленности.

2. Радиохимические заводы.

3. Места захоронения радиоактивных заводов.

К предприятиям урановой промышленности относятся объекты, осуществляющие:

Добычу урановой руды (открытой разработкой или из шахт);

Обработку урановой руды, включающие предприятия по очистке урановой руды на специальных дробилках в несколько этапов
и обогащению методом газовой диффузии.

Процесс приготовления ядерного топлива включает получение порошкообразного диоксида урана, его таблетирование методом порошковой металлургии, изготовление тепловыделяющих элементов (ТВЭ) и тепловыделяющих сборок (ТВС), которые в последующем используются в ЯЭР.

Переработка отработанного топлива осуществляется на перерабатывающих предприятиях (радиохимических заводах), на которых осуществляется разделка ТВЭ, растворение топлива, химическое отделение урана, плутония, цезия, стронция, др. изотопов и изготовление различных расщепляющихся материалов (ядерного топлива в боеприпасах, источников ионизирующих излучений, индикаторов и т.д.).

Радиоактивные отходы радиохимических заводов направляются на захоронение, которое осуществляется в бетонных емкостях в естественных или искусственных полостях.

Наиболее характерными авариями на предприятиях ядерного топливного цикла являются:

Возгорание горючих компонентов и радиоактивных материа-
лов;

Превышение критической массы делящихся веществ;

Появление течей и разрывов в резервуарах-хранилищах;

Характерные аварии с готовыми изделиями.

Атомная станция (АС) - это электростанция, на которой ядерная (атомная) энергия преобразуется в электрическую и тепловую. На АС тепло, выделяющееся в ядерном реакторе, используется для получения водяного пара, вращающего турбогенератор (АЭС), и частично для подогрева теплоносителя (ACT, АТЭЦ

АС включает: ядерные энергетические реакторы, паровые турбины, системы трубопровода, конденсаторы.

АС включают: ядерные энергетические реакторы, паровые турбины, системы трубопроводов, конденсаторы, системы вывода генерируемой мощности и тепла.

В зависимости от используемого топлива, типа ядерной реакции и способа снятия тепла в мире разработано 7 основных типов ядерных энергетических реакторов. В России используются 4 типа реакторов:

Реакторы кипящего типа (ВВЭР-440) на тепловых нейтронах
с двухконтурным охлаждением реактора и съемом тепла водой;

Реакторы с водой под давлением (ВВЭР-1000);

Реакторы на быстрых нейтронах с охлаждением жидким натрием или магнием (БН);

Графитовые реакторы кипящего типа РБМК.

С точки зрения безопасности предпочтение имеют легководные реакторы типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

Основными причинами аварий на атомных станциях являются:

Нарушения технологической дисциплины оперативным персоналом АС и недостатки в его профессиональной подготовке;

Низкий уровень внимания и требовательности со стороны министерств и ведомств, организаций и учреждений, ответственных
за обеспечение безопасности АС на этапах проектирования, строительства и эксплуатации.

Объекты с ядерными энергетическими установками (ЯЭУ). Корабельные объекты с ЯЭУ оснащаются реакторами легководного и жидкометаллического типов. Принципиальными отличиями их от реакторов АС являются:

Использование в качестве топлива высокообогащенного урана;

Сравнительно малые размеры;

Высокая степень защиты (40-60 кгс/см 2 - для подводных лодок -и 10-20 кгс/см 2 -для надводных кораблей).

Специфическими причинами аварий на корабельных ЯЭУ являются: разгерметизация 1-го контура реактора и попадание забортной воды под биологическую защиту.

К войсковым атомным электростанциям (ВАЭС) относятся рециркуляцией теплоносителя. Особенностями ВАЭС являются:

Использования в качестве теплоносителя химически и пожароопасного вещества нитрина;

Отсутствие оболочки внешней защиты.

ВАЭС существуют в трех видах исполнения: плавучие, на ж.д. платформах и блочно-транспортные общим весом до 100 тонн.

Причинами аварий на ВАЭС служат:

Разгерметизация 1-го контура реактора;

Механические повреждения.

Отличительной особенностью космических ЯЭУ является их небольшой размер, что достигается использованием в качестве ядерного топлива высокоочищенного топлива с высоким содержанием стронция-90 и плутония-238. Специфические причины аварии на космических ЯЭУ: несанкционированный выход на запроектную мощность в результате удара или падения и нештатные ситуации на борту.

Ядерные боеприпасы (ЯБП) и взрывные устройства к ним в мирное время хранятся на складах в готовности к выдаче и боевому применению. Часть из них находится на боевом дежурстве. К наиболее характерным аварийным ситуациям с ЯБП относятся: столкновение и опрокидывание транспортных средств с ЯБП; пожары в сборочных помещениях, хранилищах, комплексах и воздействие грозовых разрядов.

Рассмотрим классификацию радиоактивных загрязнений при авариях на РОО.

Радиоактивные загрязнения делятся на:

1. Источники загрязнения
а) Производственные

В процессе производственной деятельности;

При снятии с эксплуатации отработавших ЯЭУ;

б). Аварийные

Затрагивающие персонал

Затрагивающие население;

в) Ядерные боеприпасы

2. По масштабы загрязнения
а) локальные

в) массовые

3. По агрегатному состоянию
а)твердое

в)газообразное

4. По особенностям загрязнений
а)первичное

б)вторичное

в)многократное

5 . По способам загрязнения

а) аэрозольное

б) контактное

6 . По видам загрязнений

а) глубинные

Общая характеристика ядерных энергетических установок судов (ЯЭУС)

В 2009 году Ростехнадзор осуществлял государственное регулирование и надзор за ядерной и радиационной безопасностью ядерных энергетических установок судов и объектов их жизнеобеспечения, а также организаций, выполняющих работы и предоставляющих услуги для эксплуатирующих организаций.

В отчетном периоде поднадзорным организациям выдано 33 лицензии (в

2008 году - 17 лицензий). Внесены изменения в условия действия выданной ранее одной лицензии (в 2008 году - 2).

Под государственным надзором находятся 10 атомных судов и 5 судов атомно-технологического обслуживания (далее - суда АТО) ФГУП «Атомфлот» Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом». Состояние атомных судов и судов АТО на 31.12.2009 приведено в табл. 21–22.

Таблица 21. Техническое состояние атомных судов

Наименование судна	Год постройки	Число реакторов	Техническое состояние
А/л «Ленин»			Выведен из эксплуатации. Активные зоны выгружены. Ошвартован у причала морского вокзала г. Мурманска как музей атомного ледокольного флота
А/л «Арктика»			В эксплуатации, активные зоны выгружены
А/л «Сибирь»			В эксплуатационном резерве. Активные зоны выгружены
А/л «Россия»			В эксплуатации
А/л «Советский Союз»			В эксплуатации
А/л «Ямал»			В эксплуатации
А/л «Таймыр»			В эксплуатации
А/л «Вайгач»			В эксплуатации
«Севморпуть»			В эксплуатационном резерве. Активная зона выгружена
А/л «50 лет			В эксплуатации

Таблица 22. Техническое состояние судов АТО

Наименование судна	Назначение судна	Техническое состояние
Плавтехбаза (птб) «Имандра»	Хранение свежего и отработавшего ядерного топлива (ОЯТ)	В эксплуатации
Птб «Лотта»	Хранение ОЯТ	В эксплуатации
Птб «Лепсе»	Хранение ОЯТ	Выведена из эксплуатации. Идет подго товка к выгрузке ОЯТ и утилизации птб
«Володарский»	Временное хранение ТРО	Выведен из эксплуатации
Спецтанкер «Серебрянка»	Транспортирование ОЯТ в контейнерах, временное хранение ЖРО	В эксплуатации

ФГУП «Атомфлот» осуществляет эксплуатацию, а также обеспечивает базирование атомных судов и судов АТО, ремонт оборудования ЯЭУ, хранение и переработку радиоактивных отходов (РАО), проведение транспортно-погрузочных и технологических операций с ядерным топливом.

Cостояние ядерной и радиационной безопасности на ФГУП «Атомфлот» соответствует требованиям федеральных норм и правил в области использования атомной энергии.

Под государственным надзором находятся судостроительные и судоремонтные заводы: ОАО «Балтийский завод», ОАО «ПО «Севмаш», ОАО «Амурский судостроительный завод» и его филиал - завод судового оборудования «Восток», ОАО «ДВЗ «Звезда» и другие предприятия, выполняющие работы и оказывающие услуги для эксплуатирующей организации (всего 16 организаций). На ОАО «ДВЗ «Звезда» осуществляется эксплуатация плавучего завода по переработке ЖРО (ПЗО-500) и временного хранилища РАО. На ОАО «Балтийский завод» ведутся работы по сооружению головного плавучего энергоблока атомной теплоэлектростанции малой мощности. На ОАО «Амурский судостроительный завод» и ОАО «ПО «Севмаш» строительство атомных судов в отчетный период не велось.

На предприятиях судостроительной отрасли уровень обеспечения ядерной и радиационной безопасности соответствует требованиям федеральных норм и правил в области использования атомной энергии.

Под государственным надзором находятся комплексы стендов-прототипов корабельных ядерных энергетических установок в организациях ФГУП «НИТИ имени А.П. Александрова» и ФГУП «ГНЦ РФ - ФЭИ». Состояние стендов-прототипов на 31.12.2009 приведено в табл. 23.

Таблица 23. Состояние стендов-прототипов на 31.12.2009

Наименование стенда-прототипа	Эксплуатирующая организация	Техническое состояние
		В эксплуатации
		В эксплуатации
		В эксплуатации в режиме окончательного остано ва с выгруженной активной зоной, находящейся в хранилище стенда
		Вывод из эксплуатации (этап консервации)
		Вывод из эксплуатации
		Вывод из эксплуатации

Нарушений федеральных норм и правил в области использования атомной энергии при эксплуатации стендов-прототипов не выявлено.

Проведение инспекций

В отчетном периоде центральным аппаратом, Северо-Европейским и Дальневосточным межрегиональными территориальными управлениями по надзору за ядерной и радиационной безопасностью Ростехнадзора проведена 101 инспекция (в 2008 году - 112 инспекций), из них 1 - комплексная, 66 - целевые, 34 - оперативные (в 2008 году - 1 комплексная, 78 целевые, 33 оперативные). Выявлено и предписано к устранению 161 нарушение (в 2008 году - 170 нарушений), в том числе:

нарушений требований норм и правил в области использования атомной энергии - 70 (в 2008 году - 58);

нарушений условий действия лицензии - 91 (в 2008 году - 112).

По выявленным нарушениям выдавались акты-предписания и/или предписания на их устранение, проводилось заслушивание руководителей структурных подразделений поднадзорных организаций. Наложен штраф за нарушение федеральных норм и правил в области использования атомной энергии на двух физических лиц. Невыполненных в установленные сроки предписаний в отчетном периоде не было. Причинами выявленных нарушений являются в основном недисциплинированность и халатное исполнение обязанностей персоналом, слабый контроль со стороны руководства. Внеплановые инспекции не проводились.

Нарушения в работе

На поднадзорных объектах использования атомной энергии аварий и аварийных происшествий в 2009 году и в 2008 году не было.

На атомных судах ФГУП «Атомфлот» Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом» зарегистрировано 13 эксплуатационных происшествий (в 2008 году - 15) по классификации Положения о порядке классификации, расследования и информации о нарушениях в работе объектов атомного флота (РД 31.20.42–93). Причинами происшествий являются: течи парогенераторов - 7; неисправности механического оборудования - 3; неисправности в контрольно-измерительных системах - 1; ошибка персонала - 2.

Течь трубной системы парогенераторов (в том числе до выработки ресурса трубной системы) остается наиболее частым эксплуатационным происшествием при эксплуатации атомных судов.

Коренные причины выхода из строя трубных систем парогенераторов в полной мере не определены. Поиск причин появления трещин в трубных системах парогенераторов продолжен с участием материаловедческих и других организаций.

На стендах ФГУП «НИТИ им А.П. Александрова» произошли 2 эксплуатационных происшествия (в 2008 году - 0) по классификации Положения о порядке расследования и учета нарушений в работе исследовательских ядерных установок (НП-027–01).

Зарегистрированные эксплуатационные происшествия к превышению пределов безопасной эксплуатации не привели и были устранены в соответствии с требованиями инструкций по эксплуатации. Радиационная обстановка при всех происшествиях оставалась в пределах нормы.

Дозовые нагрузки

Обеспечение радиационной безопасности и организация радиационного контроля в поднадзорных организациях осуществляется в соответствии с требованиями нормативных документов. В течение отчетного периода случаев переоблучения персонала не зафиксировано. Дозовые нагрузки штатного и привлекаемого персонала ниже пределов контрольных уровней. Безопасность персонала и населения с точки зрения воздействия радиационных факторов обеспечена.

Вывод из эксплуатации

Ядерные энергетические установки судов из эксплуатации в отчетном периоде не выводились.

Обращение с радиоактивными отходами и источниками ионизирующих излучений

Обращение с РАО и ИИИ осуществлялось в соответствии с требованиями нормативных документов по установленной технологической схеме с соблюдением мер радиационной безопасности. Своевременно проводятся инвентаризации РАО и ИИИ.

Несанкционированных выбросов и сбросов РАО не выявлено. На объектах и прилегающих к ним территориях радиоактивного загрязнения не зафиксировано. Степень готовности поднадзорных организаций и их соответствующих подразделений позволяет обеспечить эффективное проведение мероприятий по ликвидации радиационных аварий и их последствий.

Состояние работы с ИИИ в поднадзорных предприятиях оценивается как удовлетворительное. Эксплуатация ИИИ производится в соответствии с требованиями нормативной и эксплуатационной документации.

Анализ деятельности эксплуатирующих организаций по повышению безопасности ядерных энергетических установок судов

Проектантами атомных судов и ядерных энергетических установок (ОАО «ЦКБ «Айсберг», ФГУП «ОКБМ», ФГУП «НПО «Аврора» и РНЦ «Курчатовский институт») проведен анализ выполнения требований федеральных норм и правил «Общие положения обеспечения безопасности ядерных энергетических установок судов» (НП-022–2000), «Правила ядерной безопасности ядерных энергетических установок судов» (НП-029–01) на атомных судах, разработаны и согласованы с Ростехнадзором предложения о порядке работ в обеспечение выполнения требований указанных федеральных норм и правил. На основании анализа и предложений проектантов эксплуатирующей организацией оформлены для каждого атомного судна решения о внедрении мероприятий по повышению уровня безопасности реакторных установок, в которых определены исполнители и сроки выполнения запланированных мероприятий.

Выполнение указанных решений находится на контроле Ростехнадзора. Состояние ядерной и радиационной безопасности ядерных энергетических установок судов соответствует требованиям федеральных норм и правил и оценивается как удовлетворительное.

Состояние ядерной и радиационной безопасности

В поднадзорных организациях уровень обеспечения ядерной и радиационной безопасности соответствует требованиям норм и правил в области использования атомной энергии.

Предметом особого внимания Ростехнадзора является хранение ОЯТ на птб «Лепсе». Вследствие длительного хранения часть ядерного топлива, находящегося в хранилище птб «Лепсе», классифицируется как дефектное или аварийное. В баках хранилища высокая суммарная радиоактивность, в связи с чем экипаж птб «Лепсе» размещен в береговых помещениях, сооруженных у причала ФГУП

«Атомфлот».

В рамках международного сотрудничества по проекту комплексной утилизации птб «Лепсе» разработан и утвержден федеральными органами исполнительной власти эскизный проект вывода из эксплуатации судна. Разработка рабочего проекта комплексной утилизации птб «Лепсе», спланированная на 2009 год, не начата из-за отсутствия финансирования этих работ.

Краткая характеристика и классификация радиационно-опасных объектов

В настоящее время на многих объектах экономики, военных объектах, научных центрах и т.д. используются вещества, содержащие ядерное горючее. Отдельные системы, блоки и устройства этих объектов преобразуют энергию делящихся ядер в электрическую и другие виды энергий. Ряд предприятий используют в технологических процессах или хранят на своей территории делящиеся материалы. Все эти предприятия относятся к объектам с ядерными компонентами. Однако радиационно-опасными из них являются далеко не все.

Радиационно-опасный объект (РО ОЭ) – это объект на котором перерабатывают или транспортируют радиоактивные вещества, при аварии или разрушении которого может произойти облучение или радиоактивное загрязнение людей, сельскохозяйственных животных, растений, радиоактивное загрязнение объектов экономики и природной среды.

К радиационно-опасным объектам относятся:

Предприятия ядерного топливного цикла (ЯТЦ), предназначенные для добычи и переработки урановой руды, переработки и захоронения радиоактивных отходов: предприятия урановой промышленности, радиохимической промышленности, места переработки и захоронения радиоактивных отходов;

Атомные станции (АС): атомные электрические станции (АЭС), атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ), атомные станции теплоснабжения (АСТ);

Объекты с ядерными энергетическими установками (ЯЭУ): корабельными ЯЭУ, космическими ЯЭУ, войсковыми атомными электростанциями (ВАЭС);

Ядерные боеприпасы (ЯБП) и склады для их хранения.

Краткая характеристика радиационно-опасных объектов:

Предприятия ЯТЦ , предназначенные для добычи и переработки урановой руды, переработки и захоронения радиоактивных отходов, осуществляют добычу урановой руды, ее обогащение, изготовление топливных элементов для ядерных энергетических реакторов (ЯЭР), переработку радиоактивных отходов, их хранение и окончательное размещение. Предприятия ядерного топливного цикла можно условно разделить на 3 большие группы:

Предприятия урановой промышленности;

Радиохимические заводы;

Места захоронения радиоактивных отходов.

К предприятиям урановой промышленности относятся объекты осуществляющие:

Добычу урановой руды (открытой разработкой или из шахт);

Обработку урановой руды. Данные предприятия включают объекты по очистке урановой руды на специальных дробилках в несколько этапов и обогащения методом газовой диффузии.

После добычи урановой руды она размельчается и отделяется от пустой породы. Обычно для этого используют процесс флотации. Переработанный уран представляет собой концентрат оксида урана – U 3 O 8 .

В последующем концентрат оксида урана доставляется на специальное предприятие, на котором в результате обработки получают химическое соединение гексафторид урана – UF 6 . Это удобная форма для последующего обогащения урана с использованием процесса газовой диффузии, так как соединение UF 6 сублимируется при температуре 53 0 С.

Гексафторид урана подвергается последующему обогащению на специальных обогатительных фабриках. В результате процесса образуются два потока, содержащие соединения U 235 . Обедненный U 235 поток хранится на обогатительной фабрике в отвалах, а обогащенный превращается в диоксид урана (UО 2) и направляется на завод по производству тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) и тепловыделяющих сборок (ТВС).

1,8-4,9 % -для реакторов на тепловых нейтронах, 8 - 20 % для высокотемпературных газовых реакторов, более 20 % -для реакторов на быстрых нейтронах.

На заводах по изготовлению ТВЭЛов и ТВС диоксид урана, предназначенный для реакторов, переводят в топливные таблетки и помещают в трубки из циркалоя, получая ТВЭЛы. Определенное число трубок соединяют вместе при помощи соответствующих связывающих пластин, фитингов и прокладок, образуя ТВС. ТВС в последующем используются в ЯЭР.

Отработанное в ядерных реакторах топливо может отправляться на захоронение, но может быть переработано с извлечением необходимых компонентов и частично повторно (дополнительно) использовано. Переработка отработанного топлива осуществляется на специальных перерабатывающих предприятиях (радиохимических заводах). В ходе технологических процессов переработки осуществляется разделка ТВЭЛов, растворение топлива, химическое отделение урана, плутония, цезия, стронция и других радиоактивных изотопов и изготовление различных расщепляющихся материалов (ядерного топлива для боеприпасов, источников ионизирующих излучений, индикаторов и т.д.). При переработке отработанные топливные стержни освобождаются от оболочки и помещаются в ванну с азотной кислотой. Таблетки растворяются в кислоте и образовавшийся раствор вводят в проточную экстракционную систему, в результате чего уже в первом цикле выделения удается извлечь до 99 % продуктов радиоактивного распада. В дальнейшем осуществляется очищение и разделение плутония и урана. Конечными продуктами этой стадии обычно являются соединения UО 2 и РuО 2 , которые могут быть повторно использованы.

Разделение UО 2 и РuО 2 обычно осуществляется химическими методами. При этом полученный плутоний может быть использован на АЭС с применением быстрых нейтронов.

В настоящее время все технологии по переработке отработанного топлива и восстановления плутония приостановлены из-за подписания ряда соглашений между ведущими ядерными державами по вопросам ограничения распространения ядерного оружия и снижения его арсеналов, а также с целью предотвращения возможности его хищения в другие страны и приобретения террористическими организациями.

Радиоактивные отходы радиохимических заводов направляются на захоронение. Однако перед захоронением они нуждаются в дополнительной переработке. Низко и среднеактивные отходы (НСАО), характеризующиеся большими объемами, направляются на переработку, общей тенденцией которой является максимально возможное уменьшение их объема при помощи технологических процессов сорбции, коагуляции, выпаривания, прессовки и т.д. с последующим включением в матрицы (цемент, битум, смолы и т.д.). Хранение НСАО осуществляется в бетонных емкостях с последующим захоронением в естественных или искусственных полостях. Для хранения и переработки высокоактивных (ВАО) отходов отработаны необходимые технологии, но их практическое внедрение в странах СНГ не ведется. ВАО хранятся на территории России в временных хранилищах, которые в настоящее время переполнены.

Схематично цикл получения ядерного топлива, переработки и захоронения радиоактивных отходов представлен на рис.1.

Наиболее характерными авариями на предприятиях ядерного топливного цикла являются:

Возгорание горючих компонентов и радиоактивных материалов;

Превышение критической массы делящихся веществ;

Появление течей и разрывов в резервуарах-хранилищах;

Характерные аварии с ЯБП и готовыми изделиями.

Рис.1. Схема цикла получения ядерного топлива, переработки и захоронения радиоактивных отходов

Атомная станция (АС) - это электростанция, на которой ядерная (атомная) энергия преобразуется в тепловую, а затем и в электрическую. На АС тепло, выделяющееся в ядерном реакторе, используется для получения водяного пара, вращающего турбогенератор (АЭС), и частично для подогрева теплоносителя (АСТ, АТЭЦ).

АС включают: один или несколько ядерных энергетических реакторов (паропроизводящие установки - главная особенность АС), паровые турбины, системы трубопроводов, конденсаторы, системы вывода генерируемой мощности и тепла, ряд вспомогательных цехов, установок и производств.

В зависимости от используемого топлива, типа ядерной реакции и способа снятия тепла в мире разработано 7 основных типов ядерных энергетических реакторов. В странах СНГ АС имеют 4 типа реакторов:

Реакторы кипящего типа (ВВЭР-440) на тепловых нейтронах с двухконтурным охлаждением реактора и съемом тепла водой;

Реакторы с водой под давлением (ВВЭР-1000);

Реакторы на быстрых нейтронах с охлаждением жидким натрием или магнием (БН);

Графитовые реакторы кипящего типа (РБМК).

С точки зрения безопасности предпочтение имеют легководные реакторы типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000, что объясняется наличием у них отрицательного коэффициента реактивности, проявляющегося в уменьшении нейтронного потока при увеличении температуры теплоносителя в активной зоне реактора, трехкратным резервированием всех активных систем, а также наличием противоаварийной оболочки.

В реакторах типа РБМК проведено разделение функций теплоносителя (вода) и замедлителя нейтронов (графит). В результате появился положительный паровой эффект реактивности, который проявляется в увеличении нейтронного потока при повышении температуры воды и превращении ее в пар. В свою очередь это может привести к неконтролируемому разгону реактора при выходе из строя или отключении систем безопасности.

Отработанное на АЭС топливо первоначально, перед отправкой на радиохимические заводы, хранится на территории АЭС в специальных бассейнах. Ввиду того, что ядерное топливо является высокоактивным, в нем продолжается процесс деления, а вода служит одновременно защитной и охлаждающей средой. После нескольких лет охлаждения в бассейнах ТВС пригодны для транспортировки и дальнейшей переработки.

Основные причины аварий на атомных станциях:

Низкий уровень технологической дисциплины оперативного персонала АС и его профессиональной подготовки;

Отсутствие должного внимания и требовательности со стороны министерств и ведомств, организаций и учреждений, ответственных за обеспечение безопасности АС, на этапах их проектирования, строительства и эксплуатации.

Корабельные объекты с ядерными энергетическими установками (ЯЭУ) оснащаются реакторами легководного и жидкометаллического типов. Принципиальными отличиями их от реакторов АС являются:

Использование в качестве топлива высокообогащенного урана;

Сравнительно малые размеры;

Высокая степень защиты (40-60 кг/см 2 для подводных лодок и 10-20 кг/см 2 для надводных кораблей).

Специфические причины аварий на корабельных ЯЭУ: разгерметизация первого контура реактора и попадание забортной воды под биологическую защиту.

К войсковым атомным электростанциям (ВАЭС) относятся реакторы легководного типа модульного исполнения с естественной циркуляцией теплоносителя. Основные отличия ВАЭС:

Использование в качестве теплоносителя химически и пожароопасного вещества нитрина;

Отсутствие оболочки внешней защиты.

ВАЭС существуют в трех видах исполнения: плавучие, на железнодорожных платформах и блочно-транспортные, общим весом до 100 тонн.

Специфические причины аварий на ВАЭС: разгерметизации первого контура реактора и механические повреждения.

Отличительной особенностью космических ЯЭУ являются их небольшие размеры, что достигается использованием высокоочищенного топлива с высоким содержанием стронция–90 и плутония-238. Специфические причины аварии на космических ЯЭУ: несанкционированный выход на запроектную мощность в результате удара или падения и нештатные ситуации на борту.

Ядерные боеприпасы (ЯБП) и взрывные устройства к ним в мирное время хранятся на складах в готовности к выдаче и боевому применению. Часть из них находится на боевом дежурстве. К наиболее характерным аварийным ситуациям относятся: столкновение и опрокидывание транспортных средств с ЯБП, пожары в сборочных помещениях, хранилищах, комплексах и воздействие газовых разрядов.

Исполнение желаний