Василий Мазокин, НИКИЭТ: «Основной объем работ по утилизации АПЛ к настоящему времени завершен»

1 января нынешнего года исполнилось 80 лет главному научному сотруднику отделения «Обращения с ОЯТ и РАО и вывода из эксплуатации ядерных и радиационно-опасных объектов» ОАО «НИКИЭТ», к.т.н. Василию Александровичу Мазокину.

Василий Александрович работает в НИКИЭТ с 1953 года. Он принимал участие в разработке проекта реакторной установки для первой АПЛ, затем занимался сопровождением и эксплуатацией этой установки на АПЛ первого поколения, участвовал в ликвидации последствий аварий реакторных установок АПЛ. В 1989 году В.А. Мазокин возглавил созданную в НИКИЭТ лабораторию по выводу из эксплуатации и утилизации АПЛ, когда НИКИЭТ стал головной организацией по обеспечению и координации этих работ. В интервью нашему корреспонденту Василий Александрович рассказал об участии НИКИЭТ в реализации программы по утилизации АПЛ и о дальнейших планах в этой области.

 

- Василий Александрович, расскажите об участии НИКИЭТ и вашем участии в работах по утилизации АПЛ.

- В НИКИЭТ работы по утилизации АПЛ были начаты давно. В 1987 году в НИКИЭТ была создана лаборатория №023 «Научно-технического и конструкторского сопровождения эксплуатации установок специального назначения» и в установленном порядке я был назначен на должность начальника этой лаборатории.

В качестве основных, перед лабораторией №023 были поставлены задачи:

  • научно-техническое и конструкторское сопровождение эксплуатации транспортных реакторных установок;
  • выполнение и координация НИОКР по разработке и обоснованию технических решений и технологий, проектно-конструкторской, нормативной и организационно-технической документации по безопасному обращению с радиационно-опасным оборудованием, конструкциями и материалами реакторных установок при снятии с эксплуатации и утилизации АПЛ.

По задаче 1 выполнялись работы по обследованию технического состояния оборудования и систем реакторных установок на АПЛ, поиску и устранению неисправностей и отказов, восстановлению работоспособности, по разработке и внедрению технических решений и технологий для устранения последствий радиационных аварий, по техническому руководству выгрузкой некондиционного ОЯТ из аварийных реакторов и др. В процессе выполнения указанных выше работ специалистами НИКИЭТ был приобретен богатый практический опыт по разработке и внедрению технических решений для обеспечения безопасного обращения с радиационно-опасным оборудованием как внутри реакторных отсеков АПЛ, так и в базовых условиях, которое по окончании эксплуатации АПЛ квалифицируется как ТРО и подлежит процедуре кондиционирования, переработке и захоронения (изоляции). Этот опыт получил широкое использование при выполнении работ по задаче 2. Были проведены технико-экономические исследования и на их основе выработаны технические и технологические решения по безопасному обращению с оборудованием реакторных установок применительно к процессу промышленной утилизации АПЛ и надводных атомных кораблей.

Наиболее остро проблема обращения с реакторными установками проявилась в процессе лавинообразного снятия с эксплуатации АПЛ в период 1989-1998 годов: в отстой ежегодно выводились по 14-17 АПЛ. В этот период ОАО «НИКИЭТ» в рамках НИР «КУРГАН» выполнил ряд технико-экономических исследований и проектных разработок с целью выбора и обоснования технических и технологических решений в области технической политики применительно к реальным экономическим условиям.

Мы разработали и согласовали с заинтересованными ведомствами и организациями комплексную программу, которая предусматривала первоочередные, неотложные мероприятия и работы для обеспечения ускорения темпов выгрузки ОЯТ из реакторов АПЛ и вывоза его из регионов на переработку, разработку необходимой проектно-конструкторской, нормативно-технической документации по передаче на утилизацию и разделке АПЛ, по модернизации (дооборудованию) существующей инфраструктуры судоремонтных заводов, по созданию дополнительных технических средств обращения с ОЯТ и РАО. Однако должной реализации эта программа не получила как вследствие ограниченных ресурсов, так и вследствие несвойственных для ВМФ функций Государственного Заказчика по утилизации кораблей и судов.

В 1998 году Государственным Заказчиком работ по комплексной утилизации АПЛ и НК с ЯЭУ Постановлением Правительства РФ был определен Минатом России, что придало резкое ускорение решениям проблем по всем ее составляющим. Выполняя функции головного исполнителя работ, возложенные на НИКИЭТ этим Постановлением, мы приступили к разработке первоочередных НИОКР, обеспечивающих выбор наиболее приемлемых вариантов направления инвестиций с учетом реальных финансово-экономических условий в стране в этот период, направленных на ускорение темпов утилизации АПЛ, на внедрение экологически чистых, экономически выгодных и безопасных технологий. Уместно будет отметить, что на начальном этапе выполнения НИР поступило много предложений от малых предприятий взять на себя разделку АПЛ. Например, АО «ЭКО-БИО», СП «Декоминжиниринг», СП «СпецАтом» и др. Их завораживало одно упоминание о количестве драгоценных и цветных металлов в оборудовании и элементах АПЛ и совершенно не смущал дилетантский подход к технологии разделки АПЛ и обращению с радиационно-опасным оборудованием реакторных установок. Результаты сравнительных технико-экономических исследований, выполненных специалистами НИКИЭТ позволяли выбирать наиболее реальные и оптимальные решения.

- Расскажите подробнее о некоторых из предложенных вами технологий.

- В то время уже имелись проектные решения по созданию хранилища для выдержки реакторных отсеков утилизированных АПЛ в виде подземного укрытия. Мы выполнили сравнительные технико-экономические исследования предлагаемых вариантов возможных мест размещения, конструктивного облика, стоимости и сроков создания хранилища (подводное, подземное, здание промышленного типа, открытая площадка). В результате мы предложили и обосновали вариант создания хранилища для выдержки реакторных отсеков в виде открытой береговой площадки. Впоследствии хранилище такого типа было создано в губе Сайда (Мурманская обл.) и заканчивается строительство аналогичного хранилища на мысе Устричный (Приморский край).

Нами была разработана технология подготовки реакторных отсеков утилизированных АПЛ, обеспечивающая радиационную и экологическую безопасность долговременного (ок. 70 лет) их хранения на береговой площадке. В последствии эта технология была оформлена в виде руководящего документа Росатома (№РД 95 10548-2000).

В нашей лаборатории с привлечением специалистов профильных отделов НИКИЭТ была разработана и обоснована принципиальная («безотходная») технология обращения с ТРО при утилизации АПЛ, которая позволила эффективно использовать принцип отсроченной утилизации оборудования реакторных установок, а именно: ТРО, появляющиеся в результате утилизации АПЛ, должны занять свое достойное место там, откуда они появились то есть в свободном объеме реакторного отсека, но только уже в упакованном виде (в контейнерах). Этот способ обращения с ТРО был регламентирован руководящим документом РД 95 10594-2005, применение которого позволило существенным образом сократить «запасы ТРО» на заводах и уменьшить риски возникновения радиологических инцидентов. К этому следует добавить разработку и внедрение в практику «захоронение» в корпусах реакторов утилизированных АПЛ отработавших гильз СУЗ с поглотителем.

НИКИЭТ разработана и внедрена в практику технология консервации аварийных реакторов твердеющим консервантом на основе фурфурола. Консервант позволяет создать дополнительный барьер безопасности для выхода радионуклидов из источника излучения.

- Принимали ли вы участие в решении проблем аварийных АПЛ?

- Да, я совместно с сотрудниками лаборатории принимал самое непосредственное участие в разработке проектно-конструкторской, организационно-технической документации, а также в научно-техническом сопровождении и координации работ по проблеме реабилитации аварийных АПЛ. При этом в качестве основной ставилась задача исключения ядерной опасности реакторов и снижение уровней ионизирующих излучений от реакторных отсеков до безопасных уровней. В настоящее время все аварийные АПЛ приведены в ядерно и экологически безопасное состояние. Из реакторов четырех АПЛ, по индивидуальным технологиям, ядерное топливо выгружено и из них сформированы трехотсечные блоки, которые временно хранятся на плаву и будут утилизированы по штатной технологии в плановом порядке.

Наиболее тяжелые последствия аварий были на АПЛ зав.№175 и №610. Разработанные конструкторские решения и мероприятия позволили снизить уровни излучений до приемлемых значений и облегчили возможность сформировать из этих АПЛ трехотсечные блоки без выгрузки ОЯТ из их реакторов. Ядерная безопасность реакторов обеспечивается размещением в крайних нижних положениях органов регулирования и механическим стопорением ручных приводов компенсирующих решеток, исключающих их перемещения. Трехотсечные блоки этих АПЛ размещены на долговременное хранение на стапельных местах выше уровня моря в специальном береговом укрытии в 2011 году.

- Какие инновационные решения принимались в этих случаях?

- Инновационные решения принимались, например, для обеспечения выгрузки ОЯТ из аварийного реактора левого борта АПЛ зав.№541. Уровни излучений в аппаратной выгородке аварийного реактора АПЛ зав.№541 существенно превышали допустимые значения и не позволяли персоналу проводить сопутствующие (подготовительные) работы для обеспечения выгрузки ОТВС из реактора (демонтаж крышки реактора, установка наводящего устройства и др.). Дело в том, что в аппаратной выгородке реактора ЛБ некоторое время находился теплоноситель аварийного реактора на уровне около 1 метра от настила, и после его дренажа на поверхностях оборудования, элементах и конструкциях выгородки остался радиоактивный осадок. Насыщенность оборудованием и особенности конструкции аппаратной выгрузки не позволили применить известные и опробованные методы дезактивации. В этой ситуации был предложен и реализован метод электролитического осаждения примесей на фильтре (аноде) из объема воды, которой предварительно была заполнена выгородка. В результате уровни излучений были снижены до допустимых, и сопутствующие работы были выполнены без переоблучения персонала.

Наиболее востребованными были решения по обеспечению выгрузки ОЯТ (ОВЧ) из реакторов на жидкометаллическом теплоносителе (ЖМТ), которые использовались на АПЛ пр.№705. Основной особенностью реакторов на ЖМТ является то, что тепловыделяющие сборки находятся в замороженном теплоносителе. Пожалуй будет уместным продемонстрировать эффективность НИР и принятие инновационных решений на примере утилизации АПЛ зав.№910 с реактором на ЖМТ. Кратко история проблемы: разгерметизация гильз СУЗ (КС-4, КС-7) реактора привела к выходу радиоактивного европия во внутреннюю полость привода и созданию в верхней части реакторного отсека крайне опасной радиационной обстановки (до 35 Зв/ч). Предварительная дезактивация приводов (укладка мешочков со свинцовой дробью) позволила снизить уровни излучений, но не обеспечивала возможности выгрузки ОЯТ из реактора. Были предложения со стороны разработчика ППУ и проектанта АПЛ квалифицировать АПЛ зав.№910 как аварийную и сформировать из нее реакторный блок для долговременного хранения на береговой площадке с ядерным топливом в реакторе. НИКИЭТ посчитал такое предложение преждевременным и организовал проведение опытных работ по разработке способа (технологии) удаления осадка европия из приводов СУЗ. ГНЦ РФ-ФЭИ активно поддержало наше предложение и провел у себя ряд экспериментальных работ по отмывке образцов от осадка европия, которые дали положительные результаты. Проверка разработанной технологии и состава промывочных растворов на реальном приводе СУЗ, доставленном в ГНЦ РФ-ФЭИ со стенда НИТИ, показала достаточную ее эффективность. Для проверки работоспособности отмывки привода в реальных условиях реакторного отсека АПЛ зав.№910 была разработана соответствующая программа и методика эксперимента, мероприятия по обеспечению безопасности проведения работ. В период 2-29 марта 2009 года была проведена отмывка приводов СУЗ реактора АПЛ зав.№910 в условиях реакторного отсека при размещении АПЛ в сухом доке СД-10 в поселке Гремиха. Результаты – 5 баллов! Проведено радиационное обследование реакторного отсека, которое показало, что уровни излучений не превышают допустимых пределов и позволяют проводить необходимые для выгрузки ОЯТ работы.

23 сентября 2009 года реактор был разогрет, из него демонтированы тепловыделяющие сборки, то есть впервые в базовых условиях произведена выгрузка тепловыделяющих сборок непосредственно из реактора, а не из отработавшей выемной части (ОВЧ), которая по штатной технологии выгружается из реактора целиком, а потом из нее извлекается ОТВС. Таким образом, АПЛ зав.№910 из «ядерно-опасного» объекта была переквалифицирована в радиационно-опасный объект и передана в технологическую схему утилизации неаварийных АПЛ. Это был огромный успех. Огромный! На основе результатов работ на АПЛ зав.№910 была пересмотрена принципиальная схема обращения с ОЯТ (ОВЧ) реакторов на ЖМТ и существенно повышена эффективность ее реализации.

13 июля 2011 года был выгружен реактор из аварийной АПЛ зав.№901 («планируемого утопленника») и в ноябре 2012 года произведена разборка ОВЧ из этого реактора. Выгруженные ранее и хранящиеся в Гремихе ОВЧ, планируется разбирать также в условиях ОАО «СЗЦ «СевРАО» и отправлять ОТВС для переработки на ПО «МАЯК». Считаю необходимым отметить вклад в решение проблемы обращения с ОЯТ реакторов на ЖМТ специалистов-энтузиастов следующих организаций: Сомов И.Е., Забудько А.Н. (ГНЦ РФ-ФЭИ), Перепеченов В.Я., Трантин С.К. (НИКИЭТ), Киселев Ю.К. (ОКБМ), Рекунов П.А., Полищук И.Н. (СевРАО).

- Какие организации являются партнерами НИКИЭТ в программе утилизации АПЛ?

- Для обеспечения безопасной, в промышленных масштабах, утилизации АПЛ потребовалась разработка дополнительных организационно-технических и нормативных документов, регулирующих этот многогранный процесс, разработка проектно-конструкторской, технологической документации для выполнения конкретных технологических операций и обоснований их безопасности, согласование принимаемых решений с надзорными и контролирующими органами, проведение анализа использования и достаточности инфраструктуры и технических средств для реализации программных мероприятий. Все эти вопросы входили и входят в компетенцию головного исполнителя НИОКР (НИКИЭТ), который осуществляет также координацию соисполнителей НИОКР и научно-техническое сопровождение их внедрения. Прежде всего, нашими партнерами были и есть проектанты АПЛ (РУБИН, МАЛАХИТ, Лазурит), проектанты реакторных установок (ОКБМ, ОКБ ГП, ГНЦ РФ-ФЭИ), специализированные технологические институты и бюро (ЦТСС, ОНЕГА, ВНИПИПТ), эксплуатирующие организации. К решению отдельных специфических вопросов мы привлекаем специализированные институты и бюро (ЦНИИ им. Крылова, ЦМКБ «АЛМАЗ», институт химии ДВО РАН, ОКТБ «Восход», ЗАО «ЭКОПОЛ», НПП «ЭКОАТОМ» и др.). Слаженная работа исполнителей НИОКР обеспечила качественное выполнение основного комплекса работ по утилизации АПЛ.

- Каково сейчас состояние дел с утилизацией АПЛ и перспективы дальнейших работ?

- К настоящему времени первоочередные, основные работы по первому этапу комплексной утилизации АПЛ завершены: было сформировано 196 плавучих реакторных блоков из 201 АПЛ, выведенной из эксплуатации. Продолжаются работы по подготовке и передаче на долговременное хранение (выдержку) реакторных отсеков утилизированных АПЛ на специальных береговых площадках в губе Сайда и на мысе Устричный. Создание регионального центра кондиционирования и долговременного хранения РАО в губе Сайда с проектным объемом хранения около 100 000 м3 позволяет активизировать работы по утилизации судов АТО и реабилитации береговых пунктов временного хранения ОЯТ и РАО (бывший БТБ ВМФ), при выполнении которых образуется большое количество ТРО. Следует отметить, что в региональном центре создаются условия для выполнения завершающего этапа утилизации АПЛ – ликвидации реакторных отсеков. Целесообразно начать разработку пилотного проекта разделки реакторного (например, зав.№539) с реализацией его в 2021-2025 годах. В ближайший период предстоит большая работа по реабилитации ПВХ в губе Андреева. На этом объекте накоплено значительное количество ОЯТ и радиоактивных отходов. Отработавшее ядерное топливо предстоит выгрузить из хранилищ и вывести на переработку, а РАО – передать в региональный центр «Сайда». В настоящее время выполняется разработка проектной и организационно-технической документации, создание инфраструктуры и технических средств для обеспечения выгрузки и вывоза ОЯТ из блоков сухого хранения. В рамках НИР «Экология» НИКИЭТ будет разрабатывать транспортно-технологическую схему и технологический регламент по выгрузке кондиционного и некондиционного ОЯТ из ячеек БСХ 3А, а также технических обоснований безопасности технологических операций. Как я уже ранее отмечал, большая работа предстоит на ПВХ Гремиха по разборке ОВЧ реакторов с ЖМТ. В 2016 году должна завершиться разработка документации по обращению с ОЯТ реакторов БМ-40А. В ближайшее время будет создан региональный центр кондиционирования и долговременного хранения в Приморском крае, что позволит активизировать работы по реабилитации ПВХ ОЯТ и РАО в регионе.

Ключевые слова: 
Хранилища РАО
Персоналии: 
Мазокин Василий
Поделиться