НИИАР. СПРАВКА

НИИАР(Димитровград, Ульяновская обл)

История создания. Структурные подразделения

Научно-исследовательский институт атомных реакторов (НИИАР) расположен вблизи города Димитровграда Ульяновской области. Годом создания НИИАР считается 1956 год. Именно тогда в соответствии с Постановлением Совета Министров СССР здесь начали строить опытную станцию для испытания новых научно-исследовательских и опытных реакторов. Спустя три года, 21 июля 1959 года, руководство страны приняло постановление «О создании опытных атомных реакторов и развитии научно-исследовательской базы реакторов Главного управления по использованию атомной энергии при Совете министров СССР», в соответствии с которым опытной станции было присвоено наименование «Научно-исследовательский институт атомных реакторов».

Один из первых крупных объектов НИИАР – реактор на промежуточных нейтронах СМ-2 – вступил в строй в октябре 1961 года. Он предназначен для облучения образцов реакторных материалов, исследования свойств материалов в процессе облучения трансурановых элементов. В частности, «на этом реакторе с очень высокой плотностью потока нейтронов можно исследовать поведение керамического и металлического топлива на основе урана и плутония при глубоком выгорании в зависимости от конструкции, технологичности топлива и его теплонапряженности» [28].

20 декабря 1965 года в НИИАР был выведен на номинальную мощность реактор ВК-50 водо-водяного типа, кипящий с контуром естественной циркуляции воды внутри корпуса. В декабре 1988 года вступил в строй материаловедческий исследовательский реактор, имеющий сокращенное название МИР. «Это гетерогенный реактор на тепловых нейтронах канального типа, погруженный в бассейн с водой. Он предназначен для испытания ТВЭЛов проектируемых энергетических реакторов» » [28].

Здесь же, в НИИАР, в специально построенных корпусах проводятся исследовательские работы в области материаловедения и радиохимии. Лаборатория для работы с радиоактивными материалами была введена в эксплуатацию в январе 1964 года. Радиохимический отдел приступил к работе с радиоактивными продуктами в 1965 году.

В начале 1969 года в НИИАР был осуществлен физический пуск реактора БОР-60 на быстрых нейтронах проектной тепловой мощностью 60 МВт, а в декабре 1969 года – энергетический пуск этого реактора.

В 2008 году НИИАР был преобразован в акционерное общество - ОАО «Государственный научный центр – Научно-исследовательский институт атомных реакторов» и вошел в состав ОАО «Атомэнергопром» со 100% государственным капиталом. В настоящее время, по информации с официального сайта НИИАР, считается «крупнейшим в России научно-исследовательским экспериментальным комплексом гражданской атомной энергетики. В институте действуют 6 исследовательских ядерных реакторов, крупнейший в Европе комплекс для послереакторных исследований элементов активных зон промышленных реакторов, комплекс установок для НИОКР в области ядерного топливного цикла, радиохимический комплекс и комплекс по обращению с радиоактивными отходами».

Проектные сроки эксплуатации большинства ныне действующих в НИИАРе реакторов, введенных в 60-е годы прошлого столетия, завершились. Однако время службы некоторых объектов продлено, существуют планы продлевать эти сроки и в дальнейшем. Так, для реактора БОР-60 на быстрых нейтронах был продлен срок эксплуатации до 2010 года. По заявлению генерального директора НИИАР Александра Бычкова, руководство института «активно работает по продлению эксплуатации до 2015 года… Представители предприятия не исключают, что «БОР-60 потребуется эксплуатировать ещё год-два после 2015 года» [5].

Подобная ситуация складывается и в отноршении других реакторов НИИАРа, действующим более сорок лет – сроки эксплуатации некоторых из них продлевались неоднократно.

2.1. Аварии и инциденты

Согласно официальным источникам, «данные радиационного контроля позволяют сделать вывод о том, что эксплуатация атомных установок безопасна для работников НИИАРа и окружающего населения» [2]. Тем не менее, в открытых источниках можно найти информацию, которая опровергает подобные утверждения. Известно о том, что в 1977 году «на реакторе МИР-М1 (НИИАР) произошло расплавление ТВС в петле реактора, приведшее к разгерметизации петлевого канала, загрязнению помещений здания реактора и повреждению кладки реактора»; а также о том, что «на реакторе ВК-50 (НИИАР) 17.07.94 г. имел место случай превышения предела активности суточного выброса йода-131 в 1,7 раза (5,65 мКu/сут при ПДВ 3,3 мКu/сут) вследствие негерметичности ТВС и отключения установки подавления радиоактивности при выводе реакторной установки в ремонт» [21].

31 января 1996 года произошел выброс радиоактивной парогазовой смеси в атмосферу на реакторе ВК-50. Информация стала известна благодаря сотруднику местной инспекции Госатомнадзора, который стал очевидцем вырывавшегося над зданием реактора парового облака. Следующим утром НИИАР был вынужден провести пресс-конференцию, после которой журналистов газет, радио и телевидения допустили к месту происшествия - зданию реактора ВК-50, в том числе, к образовавшемуся радиоактивному следу от частично выпавшей парогазовой смеси. Приборы в этот момент показывали до 485 микрорентген в час, а накануне мощность экспозиционной дозы составляла около 11 тысяч мкр/ч, что примерно в тысячу раз выше фоновых показателей [30]. Но даже после ЧП ни одно подразделение института не прерывало работы. Руководители института уверяли, что прекращать деятельность и эвакуировать людей нет никакой необходимости.

В ходе расследования комиссия Димитровградской инспекции Госатомнадзора, установила, что происшествию на реакторе ВК-50 способствовало «ослабление технической дисциплины и халатное отношение эксплуатационного персонала к своим обязанностям» [31]. В атмосферу было выброшено около 4 тонн радиоактивной парогазовой смеси. Никаких серьезных наказаний персонал атомного центра не понёс.

Летом следующего года на реакторе МИР произошел повышенный выброс в атмосферу радиоактивного йода-131, который продолжался в течение трех недель! Установленный предел выброса этого радиоактивного вещества, опасного для щитовидной железы, в некоторые дни превышался в 15-20 раз. Никакой информации об этом инциденте и мерах по защите от радиоактивного поражения для населения распространено не было. [33].

Ульяновская область является зоной дефицита стабильного йода, поэтому здесь радиоактивный йод-131 особенно опасен. Хотя инциденты происходят в НИИАРе регулярно, должные меры по защите жителей города Димитровграда и близлежащих к этому объекту населенных пунктов не принимаются. Большая часть населения не знает, как бороться с йододефицитом, как проводить йодную профилактику в случае повышенного выброса, а также не обеспечено средствами для йодной профилактики. При этом планируется расширение НИИАР, которое повлечет увеличение выбросов йода-131.

Полигон жидких радиоактивных отходов

Полигон начал действовать с пуском «опытной установки в 1966 году, в недра удалялось до 500 кубометров жидких РАО в сутки» [46]. В последующем объемы закачек жидких РАО в недра увеличились. К настоящему времени объем достиг около 3 миллионов кубометров [32].

Представители атомного ведомства уверяют, что полигон не представляет никакой опасности для окружающей среды. Некоторые представители НИИАР иногда даже заявляют, что полигон «может служить примером удачного размещения РАО в проницаемых пластах, и выбора территории для удаления с поверхности небезопасных для человека отходов» [13]. Однако есть основания утверждать, что негативные факты в отношении полигона замалчиваются.

Закачка жидких радиоактивных отходов ведется в водоносные пласты. Какой будет траектория движения воды, начиненной радиоактивными веществами, никто из экспертов сказать точно не может. Есть предположение, что «возможным районом разгрузки закачанных радиоактивных отходов могут стать Жигули в 140 километрах от объекта. [32]. Согласно данным местной общественной организации «Центр содействия гражданским инициативам», закачанные на большую глубину отходы уже проникли в расположенный выше водоносный комплекс (в документации полигона именуется четвертым). С недавнего времени жидкие радиоактивные отходы закачиваются на меньшую глубину, чем прежде. Пласты, под которые жидкие радиоактивные отходы нагнетаются под большим давлением, оказались ненадежными, вопреки заявлениям специалистов ВНИПИпромтехнологии (проектировщики подземной части полигона).

Ненадежность полигона НИИАРа подтверждается исследованиями, выполненными независимыми от атомного ведомства организациями. В частности, «в результате исследований, проведенных специалистами ЦНИИгеолнеруда из города Казани, на основе дешифрования снимков из космоса в районе полигона НИИАРа была выявлена густая сеть нарушений рельефа, связанных с глубинными разломами. В связи с этим эксперты утверждают, что, рассекая осадочные толщи, эти разломы вполне могут способствовать вертикальной миграции жидких радиоактивных отходов. Также специалистами ЦНИИгеолнеруда обнародована карта, на которой обозначено два тектонических разлома, пересекающихся недалеко от полигона НИИАРа. Причем, один из разломов пересекает Черемшанский залив Волги. По мнению казанских специалистов, именно в этом месте закаченные радиоактивные отходы, скорее всего, уже выходят из глубинных пластов, загрязняя Волгу». [32]. Вместе с этим, «в 2-2,5 километрах от полигона действует подземный источник водоснабжения … для западной части города с населением около 50 тысяч человек» [34].

Известно, что прямое захоронение жидких радиоактивных отходов более опасно, чем твердых. О мировой тенденции отказа от захоронения жидких радиоактивных отходов идет речь и в принятых в 1996 году рекомендациях МАГАТЭ [40]. К сожалению, это не привело к изменению сложившейся в НИИАРе практики.

2.3. Использование плутония
Первые работы по применению плутония в составе топлива в реакторах на быстрых нейтронах в НИИАРе начали проводиться около 40 лет назад. Именно в тот период в одном из специально построенных корпусов была создана и смонтирована автоматизированная линия для изготовления ТВЭЛов из смешанного уран-плутониевого топлива, называвшаяся ранее установкой «Орел». Согласно бюллетеню Центра общественной информации по атомной энергии (ЦНИИатоинформ Минатома России), «Создание установки «Орел» - автоматизированной линии для изготовления ТВЭЛов из смешанного уран-плутониевого топлива началось в 1969 г. в ГДР. Работы по созданию оборудования всех четырех комплексов установки «Орел» проводились в Центральном институте ядерных исследований Академии наук ГДР (ЦИЯИ). В этом академическом институте был построен Специальный стендовый корпус, в котором осуществлялась отработка технологии изготовления ТВЭЛов из виброуплотненного уранового топлива».

Немецкая сторона работала только с имитаторами плутония. Было показано, что по длине ТВЭЛа может быть сильная неоднородность в распределении ядерного горючего в виброуплотненном топливе. После этого работы продолжились в НИИАРе, уже с использованием плутония.

Таким образом, «с участием специалистов из ГДР была отлажена работа комплекса, и из виброуплотненного уранового топлива была изготовлена активная зона для реактора БОР-60. Затем на установке была осуществлена реконструкция, и уже без немецких специалистов были изготовлены ТВЭЛы и ТВС из виброуплотненного уран-плутониевого топлива, и ими впоследствии был загружен реактор БОР-60» [7].

Одновременно с 70-х годов НИИАР совместно с другими институтами разрабатывает технологический подход к утилизации и рециклу плутония различного качества для быстрых реакторов, в основу которого положены две технологии: пироэлектрохимическая (для переработки и изготовления МОКС-топлива в расплавах солей) и виброуплотнение (для изготовления ТВЭЛов быстрых реакторов). Именно эти технологии позже были применены НИИАРом для смешанного уран-плутониевого топлива, вырабатываемого из оружейного плутония и предназначенного для быстрых реакторов.

В своем выступлении на Первом международном энергетическом Форуме JNC «Энергообеспечение и окружающая среда в XXI веке» в 1999 году, директор НИИАР А.Ф.Грачев в своем докладе сообщил, что схема процесса пирохимической переработки сплава позволяет на выходе процесса произвести или порошок PuO2, или смешанное топливо. Именно эта особенность процесса и позволила легко адаптировать его к задаче утилизации военного плутония» [12].

Деятельность по производству МОКС-топлива в последнее десятилетие представляется руководству НИИАР, как перспектива развития предприятия, сулящая большие финансовые выгоды. Это прежде всего касается работ, связанных с использованием высвобождающегося оружейного плутония в таблеточном МОКС-топливе. Такая работа планировалась в рамках межправительственных соглашений об утилизации официально заявленных излишков оружейного плутония в России и США – по 34 тонны с каждой стороны.

«Задача, которую предполагает взять на себя НИИАР, - сообщил директор НИИАРа А.Ф.Грачев, включает разработку технологии таблеточного МОКС топлива, которую в дальнейшем можно было бы передать на завод. И исследовательские работы по лицензированию этого топлива для реакторов ВВЭР. Безусловно, важнейшими разделами планируемых работ является обоснование безопасности, вопросы экологии, учет и контроль в зоне материального баланса плутония, и многие другие, которые будут решаться в системе требований действующего законодательства и нормативных документов. Именно с этого и будет начата работа, если будет определено финансирование» [6]. Однако разработка технологии таблеточного МОКС топлива для реакторов ВВЭР не была развернута в планируемых широких масштабах по причине отсутствия финансирования.

В 1999 году в интервью «Российской газете» директор НИИАРа А.Ф.Грачев утверждал, что НИИАРу «удалось найти режим стопроцентного сжигания плутония в быстрых реакторах. Это и есть ноу-хау» [37]. Однако оказалось, что данная информация не соответствует действительности. А на реакторе «БОР-60» вместо «стопроцентного сжигания плутония» осуществлялась дополнительная наработка плутония, в частности, за счет так называемого «воспроизводящего» экрана.

В ответ на запрос местных экологов, А.Ф.Грачев сообщил, что в своем интервью корреспонденту «Российской газеты» он «говорил не о стопроцентном сжигании плутония в быстрых реакторах, а, видимо, о возможностях осуществления замкнутого топливного цикла, корреспондент трактовал это по-своему, и эта трактовка ошибочна» [35].

За период производства топлива для реакторов на быстрых нейтронах через НИИАР прошел большой объем плутония. Так, нынешний генеральный директор НИИАР А.В.Бычков в одном из интервью сообщил: «…мы за всё время сделали около 7 тонн топлива для БОР-60, БН-600, БН-350, БФС, и из этого количества порядка 4 тонн составляет МОКС-топливо» [5]. Он также назвал объемы использованного НИИАРом для производства МОКС-топлива оружейного плутония, сказав следующее: «В 90-ые годы, конечно, был сильный спад, но, тем не менее, мы сумели …адаптировать эту технологию к оружейному плутонию. Михайлов тогда нам выделил 50 кг реального оружейного металлического плутония, а Е.О.Адамов ещё 100 кг, и мы из него сделали ряд ТВС для БОР-60 и серию опытных ТВС для БН-600…Мы за всё время сделали около 7 тонн топлива для БОР-60, БН-600, БН-350, БФС, и из этого количества порядка 4 тонн составляет МОКС-топливо»» [5].

В последнее время руководство НИИАР предпринимает активные усилия для развертывания работ по производству у себя виброуплотненного МОКС-топлива и использованию его в реакторах БОР-60 в НИИАРе и БН-600 на Белоярской АЭС.

«…Отрицательной стороной технологии, предложенной НИИАРом, является то, что радиоактивные отходы, которые образуются в процессе переработки, хотя и количественно намного меньше, чем в других технологиях, и качественно наиболее безопасны, однако они все-таки есть... При солевом цикле эта величина составляет 200 г солей на 1 кг плутония или 200 кг на 1 т. По объему это составляет 100 л.» [35]. Тем не менее, руководство атомной промышленности не дает ответа на один из важнейших вопросов - о дальнейшей судьбе отходов. Где они будут храниться, где их захоранивать, в какую сумму обойдется весь цикл дальнейшей работы с ними?

Отдельным вопросом является конкурентноспособность плутониевой энергетики по сравнению с урановым циклом. Вот позиция НИИАР: «Что касается стоимости кВт-часа электроэнергии при использовании оружейного плутония, то все определяется позицией государства - собственника оружейного плутония, к этому продукту. Если оружейный плутоний рассматривать как сырье по себестоимости его производства, то стоимость кВт-часа безусловно дороже кВт-часа, получаемого от традиционного уранового топлива, т.к. в природе плутония не существует и его получение связано с большими затратами. Если же оружейный плутоний рассматривать как вредный продукт, реально существующий в мире в больших количествах, стоимость одного лишь хранения которого растет со временем, и от которого в целях безопасности нужно избавляться, то его стоимость должна быть сведена к минимуму. Тогда стоимость кВт-часа может быть ниже, чем от уранового топлива. Сейчас, когда ведутся научно-исследовательские работы по утилизации оружейного плутония, в нашей стране пока нет нормативных документов, устанавливающих стоимость плутония при использовании его в МОКС-топливе. На стадии промышленной его утилизации это обязательно будет сделано» [35].

Очевидно, что технологии, связанные с МОКС-топливом разрабатываются не только для утилизации избыточного оружейного плутония, принадлежащего США и России. Когда закончится оружейный плутоний – в ход пойдет энергетический (выделенный в результате переработки отработавшего ядерного топлива), ведь атомная промышленность планирует последующее масштабное использование МОКСа в гражданских реакторах для производства электроэнергии. Поэтому, справедливым является первый подход, в котором считается себестоимость производства плутония, как сырья для производства электроэнергии. Таким образом, при справедливом подходе к учету затрат, плутониевая энергетика экономически невыгодна и это признает атомная промышленность. Тем не менее, плутониевая программа развивается.

В НИИАРе развернуты работы по расширению производства МОКСа для быстрых реакторов с использованием технологии виброуплотнения. Выступая в газете «Димитровград» 31 декабря 2008 г., генеральный директор института А.В.Бычков сообщил, что «… работы по созданию установки намечены на следующий год, продлятся они и в 2010-м. Потом начнутся пуско-наладочные работы, а пуск установки запланирован на январь 2011 года».

В институте также запланировано строительство нового реактора на быстрых нейтронах, который имеет условное название МБИР, что расшифровывается как «Многоцелевой быстрый исследовательский реактор». По словам представителей НИИАРа, он не будет являться точной копией БОР-60. Если характеризовать его в упрощенном сравнении с российскими исследовательскими реакторами, то он представляется своего рода «смесью» БОР-60 с реактором МИР - натриевый реактор, имеющий ряд петлевых установок. На них можно будет проводить широкий спектр исследований – например, с тяжёлыми теплоносителями (свинец, свинец-висмут), с гелием и др. В петлях нового реактора станет возможным создавать те же условия, что и в водо-водяных установках с тепловым спектром нейтронов.

А.В.Бычков отмечает, что «новый реактор должен сразу работать в замкнутом топливном цикле. НИИАР имеет большой запас облучённого топлива реактора БОР-60 на основе высокообогащённого урана и МОКС-топлива, и опытные установки по неводной переработке такого топлива… К моменту пуска нового реактора они должны быть подготовлены для регулярной работы» [5].

Источник: Доклад «Российская плутониевая программа» («Экозащита!», 2010)