Радиационные аварии в России, Украине, США и Великобритании 1 страница

1. РАЗВИТИЕ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

Первая в мире атомная электростанция (АЭС) опытно-промыш-ленного назначения электрической мощностью 5 МВт была введена в эксплуатацию в СССР, в г. Обнинске Калужской области 27 июня 1954 года. Основным ее агрегатом является реактор на тепловых нейтронах. Ядерное топливо - обогащенный уран - размещается в графитовом замедлителе, в 128 рабочих каналах. Внутри каждого из них циркулирует теплоноситель - дистиллированная вода высокой степени очистки.

Уже на первой, Обнинской АЭС были предусмотрены различные системы, обеспечивающие безопасность обслуживающего персонала. Во всех помещениях были установлены приборы контроля уровня радиоактивности, снабженные световой и звуковой сигнализацией.

Эксплуатация Обнинской АЭС дала богатый опыт для конструирования АЭС большой мощности. Однако широкое строительство энергетических АЭС было начато в Советском Союзе далеко не сразу после успешного пуска первой атомной станции. В СССР достаточно длительное время хотя и позитивно, но весьма сдержанно относились к сооружению АЭС. Открыв эру ядерной энергетики, Советский Союз начал активно развивать ее у себя лишь с середины 70-х гг.

Развитие ядерной энергетики способствует укреплению энергетической независимости отдельных стран и тем самым оказывает стабилизирующее влияние на мировую экономику. Об этом свидетельствует, в частности, опыт Франции, где на АЭС производится больше половины всей вырабатываемой в стране электроэнергии.

В Советском Союзе на начало 1989 г. насчитывалось 46 энергоблоков АЭС общей электрической мощностью 35,4 ГВт. В 1988 г. на советских атомных электростанциях было выработано 215,7 млрд. кВт×ч электроэнергии; прирост выработки электроэнергии за этот год составил 15,3%. СССР вышел на третье место в мире по данному показателю. В то же время доля АЭС в общем объеме производства электроэнергии в Советском Союзе в 1988 г. составила лишь около 12%.

Развитие ядерной энергетики в СССР первоначально основывалось на двух типах ядерных реакторов (оба типа - на тепловых нейтронах). На начальной стадии это были уран-графитовые канальные кипящие реакторы. Последним из данной серии является РБМК - реактор большой мощности канальный. Широко эксплуатируется в различных регионах страны и поставляется за рубеж другой тип реактора - ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор). К 80-м гг. началось внедрение еще одного типа ядерной энергетической установки -реактора на быстрых нейтронах. Важная особенность реакторов на быстрых нейтронах состоит в том, что они не только обеспечивают производство электроэнергии, но и воспроизводят ядерное топливо (например, плутоний-239) в результате поглощения ядрами урана-238 части быстрых нейтронов, испускаемых в процессе деления ядер исходного топлива.

В СССР разрабатывалось и частично реализовалось еще одно направление использования атомной энергии в мирных целях. Известно, что при обеспечении городов и поселков горячей водой для отопления и бытовых нужд страна расходует до 40% общего объема органического топлива. С целью экономии органического топлива и был разработан проект специальных атомных станций теплоснабжения (АСТ). Эксплуатация АСТ с двумя водо-водяными реакторами тепловой мощностью по 500 МВт позволит обеспечить горячей водой городской район с населением около 400 тыс. человек и даст возможность закрыть 270 мелких котельных.

Развитие атомной энергетики в Советском Союзе на первый взгляд не было насущной необходимостью. Действительно, СССР был обеспечен запасами органического топлива на многие годы. Однако около 90% топливных и 80% гидроэнергетических ресурсов находились в азиатской части СССР. В то же время основная доля потребления электроэнергии приходилась на европейскую часть страны, где проживало около 70% населения. Именно поэтому после исследования возможностей покрытия недостатка электроэнергии в европейских регионах страны специалисты пришли к выводу об экономической целесообразности строительства в европейской части СССР именно атомных электростанций.

Очень важно видеть и экологический аспект проблемы. По имеющимся расчетам, при сжигании органического топлива ежегодно в атмосферу выбрасывается 200 - 250 млн. т золы и около 60 млн. т сернистого ангидрида. К 2100 г. эти выбросы могут возрасти до 1,5 млрд. т и 400 млн. т соответственно. Кроме того, в атмосферу из труб тепловых электростанций попадает большое количество оксидов азота, углерода и других элементов, включая естественные токсичные и радиоактивные элементы (например, радий и полоний). Сернистый газ уже обусловливает так называемые кислотные дожди в странах Северного полушария. Оценивая степень опасности или безопасности атомной энергетики, следует помнить, что обычные тепловые электростанции примерно в 100 раз сильнее, чем атомные (при безаварийной работе), загрязняют окружающую среду вредными выбросами, в том числе и радиоактивными (изотопы из семейства урана и тория, калий-40). В частности, в угле содержится радиоактивный изотоп углерода, который при сжигании выбрасывается в составе углекислого газа.

Вслед за первой в мире советской атомной электростанцией их начали строить и в других странах. В конце 1956 г. в Великобритании (Колдер-Холл) пустили промышленную ядерную электростанцию мощностью 46 МВт с графитовым замедлителем. Тепло из реактора здесь отводилось углекислым газом. В конце 1957 г. ввели в строй атомную электростанцию мощностью 60 МВт в США (Шиппингпорт).

По данным МАГАТЭ, в 1987 г. атомные электростанции действовали в 26 странах мира. В общей сложности в конце 1987 г. в мире работало 406 атомных реакторов. При этом ядерная энергетика обеспечивала около 16% мирового электроснабжения. В этом же году насчитывалось 19 стран, в которых доля выработанной на АЭС электроэнергии составила 10% и более от общего объема ее производства. Выработка электроэнергии на атомных электростанциях во всем мире составила в 1985 г. около 1400 ТВт×ч. Именно такое количество электроэнергии было получено во всем мире в 1954г. Для выработки этого количества электроэнергии на тепловых электростанциях потребовалось бы сжигание 570 млн. т угля.

В некоторых странах доля вырабатываемой на АЭС электроэнергии по отношению к общему объему производства очень высока. Так, в 1987 г. она составила во Франции 70%, в Бельгии - 67%, в Швеции - 50%. В 1984 г. Франция в области энергообеспечения на 84% зависела от импорта электроэнергии, а в1985 г. эта зависимость сократилась до 64%. В Канаде в 1987 г. доля АЭС в производстве электроэнергии равнялась 14,7%, а в ее провинции Онтарио она составляла более 40%. В США атомная энергетика выработала в 1987 г. 16,6% всей произведенной электроэнергии, а в шести штатах этот показатель превышал 50%.

2. РАДИАЦИОННЫЕ АВАРИИ В ВЕЛИКОБРИТАНИИ И США В ПЕРИОД, ПРЕДШЕСТВУЮЩИЙ ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ КАТАСТРОФЕ

Если оценивать процесс развития мировой ядерной энергетики в целом, то, несколько утрируя, можно сказать, что начальный этап (60-е годы) был периодом эйфории. Он характеризовался высокими темпами строительства АЭС и оптимистическими прогнозами развития ядерной энергетики. На втором этапе в ряде стран происходила переоценка роли ядерной энергетики. Это было связано со снижением конкурентоспособности АЭС по отношению к другим источникам электроэнергии, росту финансовых затрат на обеспечение ядерной безопасности и разработку более совершенных моделей ядерных реакторов, а также, в немалой степени, целым рядом радиационных аварий.

Только за период с 1971 по 1985 гг. в 14 странах мира имела место 151 авария разной степени сложности с различными (в том числе и весьма тяжелыми) последствиями для людей и окружающей среды[1].

Первая в мире радиационная авария на ядерном реакторе имела место в Уиндскейле (Великобритания). Она произошла 10 октября 1957 года на одном из реакторов завода, производящего оружейный плутоний. В этом реакторе в качестве ядерного топлива использовался естественный уран, замедлителем служили графитовые блоки активной зоны. Для охлаждения реактора применялся прокачиваемый через активную зону воздух. Нагретый в процессе охлаждения реактора воздух выбрасывался в атмосферу через трубы высотой 125 м, в верхней части которых были смонтированы фильтры для задержки радиоактивных аэрозолей.

Интенсивные нейтронные потоки в данном типе реакторов обусловливают высокое энерговыделение в графите, приводящее к разогреву активной зоны. Временный перебой в системе охлаждения в сочетании с ошибками обслуживающего персонала в критической ситуации и техническими погрешностями контрольно-измерительной аппаратуры привел к резкому повышению температуры в активной зоне. В результате нарушения режима охлаждения около 150 каналов, загруженных твэлами, раскалились до температуры красного свечения металла. Оболочки отдельных твэлов разрушились, и попытка разгрузить каналы реактора оказалась безуспешной. В активной зоне вспыхнул пожар. В течение последующих двух суток активная зона реактора была охлаждена с помощью воды, но большое количество радиоактивных веществ успело выделиться в окружающую среду. Обстановка осложнилась тем, что данный реактор, построенный по одному из ранних проектов, не был размещен в герметичном сооружении, специально разработанном для локализации последствий аварии подобного вида. Кстати, защитные свойства такого герметичного сооружения, предусмотренного на случай аварии, имели большое значение для локализации последствий более поздней аварии в США на реакторе Три Майл Айленд.

Вследствие аварии в атмосферу поступило около 20000 Ки радиоактивного ¹³¹I, 600 Ки ¹³⁷Cs, 80 Ки ⁸⁹Sr и 9 Ки ⁹⁰Sr. Западный ветер разнес радиоактивность по территории Великобритании и через Северное море на Европейский континент. Данные последствия имели место не только из-за отсутствия вокруг реактора герметичного сооружения, но также и из-за отсутствия на выходе линий спецвентиляции древесно-угольных фильтров, способных задерживать радиоактивный ¹³¹I, обязательных в США для промышленных реакторов, охлаждаемых обычной водой.

При установлении факта значительного выброса радиоактивных продуктов в атмосферу была проведена оценка потенциальной опасности выброса для населения. Оценка проводилась по трем факторам: 1) внешнее облучение; 2) вдыхание радиоактивных аэрозолей; 3) попадание радиоактивных веществ в организм человека с загрязненной пищей и водой.

Результаты исследований показали, что наиболее высокий уровень мощности дозы от радиоактивного облака, перемещавшегося по направлению ветра, составил 4 мР/ч. Эта величина превышала естественный уровень радиации в 400 раз. Общая доза облучения, полученная человеком, который находился бы в течение недели на открытом воздухе в районе максимальных выпадений на почву g-излучающих радионуклидов, составила бы 30 - 50 мР.

Удельная активность воздуха в прилегающих к заводу районах в первые сутки достигала величин, в два раза превышающих допустимую для лиц профессиональной группы. В дальнейшем активность воздуха быстро понизилась.

Активность воды ближайших водохранилищ, проточных вод и водопроводной воды по ¹³¹I во всех случаях не превышала 1/6 от максимально допустимого уровня.

Во время аварии никаких значительных выпадений на почву, за исключением ¹³¹I, не произошло. Площадь территории, на которой удельная активность коровьего молока могла превышать 0,1 мкКи/л, составляла 518 км². На этой территории было временно запрещено употребление молока в пищу.

Измерения активности щитовидной железы населения, проживающего в районе Уиндскейла, показали, что максимальные дозы внутреннего облучения оказались равными 16 рад для детей, для взрослых - 9,5 рад.

Таким образом, результаты исследований по оценке последствий радиационной аварии на реакторе в Уиндскейле свидетельствуют, что в данном случае опасность внешнего переоблучения населения была невелика; дополнительное внутреннее облучение за счет попадания в организм радионуклидов через органы дыхания и с питьевой водой было незначительным; поступление же в организм радиоактивного ¹³¹I с молоком и молочными продуктами представляло несомненную потенциальную опасность внутреннего переоблучения.

Результаты исследований медико-биологических последствий радиационной аварии на реакторе в Уиндскейле имеют универсальное значение. Они совпадают с результатами аналогичных исследований при авариях на других реакторах и при проводившихся испытаниях ядерного оружия. Результаты всех этих испытаний приводят к одинаковым выводам относительно потенциальной опасности различных возможных последствий. Как и в случае аварии в Уиндскейле, они свидетельствуют о малой значимости фактора внешнего облучения. Несколько более значимым является поступление радионуклидов в организм через дыхательные пути и с питьевой водой. Наиболее высокой потенциальной опасностью внутреннего переоблучения обладает употребление загрязненных радиоактивными веществами пищевых продуктов.

На протяжении ряда лет серьезные радиационные аварии имели место в США. Еще 24 июня 1959 г. в Санта-Сюзанне (штат Калифорния) в результате выхода из строя системы охлаждения в экспериментальном энергетическом реакторе произошло расплавление части топливных элементов.

Авария реактора в районе города Айдахо-Фолс 3 января 1961 г. произошла на небольшом экспериментальном водно-кипящем реакторе, разработанном для обеспечения электричеством и теплом военных сооружений, расположенных в местах, удаленных от обычных источников энергии. Построенный по одному из первых проектов и расположенный в относительно пустынном районе, реактор не имел вокруг себя герметичного сооружения. При попытке пуска реактора после долгой остановки по невыясненной причине произошло отклонение от номинального течения процесса, вызвавшее резкое повышение давления пара в емкости реактора и последующий взрыв. Мощность дозы внутри помещения реактора, измеренная рабочими, проводящими спасательные работы, превысила 10 Зв/ч. Пребывание в поле излучения с такой мощностью дозы в течение 0,5 ч приводит к острой форме лучевой болезни четвертой степени с наиболее вероятным летальным исходом. Именно поэтому данная авария сопровождалась человеческими жертвами. Однако, несмотря на отсутствие герметичного сооружения вокруг реактора, основная часть выброшенных радионуклидов осталась внутри помещения реактора. В полумиле от границы запретной зоны мощность дозы составляла 20 мкЗв/ч. Таким образом, существенных последствий аварии за пределами помещения реактора не наблюдалось.

5 октября 1966 г. на экспериментальном реакторе "Энрико Ферми" в Детройте в результате выхода из строя системы охлаждения имело место частичное расплавление активной зоны.

Авария реактора фирмы "Tennessee Valley Authority" произошла вблизи г. Браунсферри в 1975 г. Данная энергетическая установка состояла из двух 1000-мегаваттных водно-кипящих реакторов. При техническом обслуживании одного из реакторов рабочий, проверявший с помощью свечи утечку в зоне между помещением пульта управления и герметичным сооружением реактора, нечаянно поджег изоляцию электрического кабеля. Пламя быстро распространилось по кабелю и проникло в щель, затронув пластиковое покрытие, которое начало тлеть. Происшествие длительное время оставалось незамеченным, т.к. происходило за пределами помещения пульта управления. Когда пожар заметили, реакторы были остановлены. При этом сохранялась необходимость продолжать охлаждение активной зоны водой и отводить тепло, выделяющееся в результате радиоактивного распада осколков деления урана. Осуществлять эти действия становилось все труднее, т.к. кабели системы управления горели и, соответственно, выходили из строя. Однако благодаря наличию дублирующих систем удалось поддерживать необходимый уровень охлаждения реактора, и, в конечном счете, огонь был погашен путем затопления очага пожара водой. Несмотря на сильное повреждение электрических цепей системы управления реактором, активная зона не была разрушена, выброса радионуклидов не произошло, и никто из персонала не пострадал.

Одной из крупнейших радиационных аварий в мире была авария на втором блоке АЭС Три Майл Айленд (TMI-2) c реакторной установкой PWR, происшедшая 28 марта 1979 года. Атомная станция включает два водно-опрессованных реактора. Авария произошла в результате чрезвычайно маловероятного сочетания ошибки оператора и технической неисправности. Примерная последовательность событий, приведших к аварии, такова:

1. Операторы нечаянно выключили насос, с помощью которого осуществлялась подача сконденсированного пара из турбины в парогенератор.

2. При этом автоматически должен был включиться дублирующий насос, однако его вентили, которые по регламенту работы реактора должны быть открыты, оказались закрытыми. Это также являлось ошибкой персонала реактора. Давление в реакторе возросло, в результате чего сработала система автоматической защиты. Управляющие стержни были введены в активную зону для гашения цепной реакции, а предохранительный клапан открылся для стравливания избыточного давления.

3. Когда давление вернулось к норме, предохранительный клапан не закрылся вследствие технической неисправности.

4. Регламентом работы были предусмотрены способы закрытия клапана вручную. Это могло быть выполнено, однако операторы не получили информации о технической неисправности клапана, т.к. индикатор на пульте управления показывал, что клапан закрылся.

5. В результате возникла неконтролируемая ситуация, когда в течение двух часов через открытый клапан происходила потеря пара и воды из активной зоны. Как следствие столь невероятного сочетания неоднократных ошибок персонала с множественными техническими неисправностями уровень воды в баке реактора значительно понизился и в активной зоне, частично оставшейся без охлаждения, произошло локальное расплавление оболочек части тепловыделяющих элементов.

В итоге значительное количество радиоактивных веществ вместе с паром и водой было вынесено за пределы реактора. При этом произошел и частичный выброс радиации за пределы герметичного аварийного сооружения вокруг реактора, т.к. оказалось, что последнее имело пролом.

В составе выброса из реактора в атмосферу содержалось значительное количество радиоактивных изотопов инертных газов, главным образом – ксенона и криптона. Выброс радиоактивного йода был небольшим, потому что основная его часть была задержана древесноугольными фильтрами газоочистительной системы или растворена в воде. По существу все нелетучие продукты ядерного деления остались внутри аварийного герметичного сооружения, закрывающего реактор.

В целях предотвращения медико-биологических последствий была осуществлена эвакуация населения, проживающего в прилегающих к АЭС районах. Однако вследствие того, что произошло радиоактивное заражение прилегающей к АЭС зоны лишь короткоживущими изотопами, вскоре оказалось возможным вернуть население.

Комиссия, назначенная президентом США, а также комиссия Комитета по контролю за атомными реакторами пришли к выводу, что уровни радиации, обусловленные выбросом радионуклидов в окружающую среду, слишком незначительны, чтобы вызвать какие-либо существенные последствия для здоровья населения, проживавшего вблизи АЭС.

25 января 1982 г. на реакторе "Джина" произошел разрыв трубы парогенератора и выброс радиоактивного пара в атмосферу.

30 января 1982 г. на атомной станции близ города Онтарио (штат Нью-Йорк) в результате аварии в системе охлаждения реактора произошла утечка радиоактивных веществ в атмосферу.

28 февраля 1985 г. на АЭС Самер-Плант при пуске реактора была преждевременно достигнута критичность, а значит, имел место неконтролируемый разгон.

В 1986 г. произошел взрыв резервуара с радиоактивным газом на заводе по обогащению урана в Уэбберс Фолс, в результате чего один человек погиб, восемь получили ранения.

Сами западные эксперты признавали, что в США трижды создавалась ситуация столь же критическая, как в Чернобыле.

3. КЫШТЫМСКАЯ РАДИАЦИОННАЯ АВАРИЯ 1957 г.

3.1. ХИМИЧЕСКИЙ КОМБИНАТ "МАЯК".

В период, предшествующий Чернобыльской катастрофе, ряд радиационных аварий имел место и на ядерных энергетических установках и радиохимических предприятиях СССР.

Среди них особое место занимает взрыв емкости с радиоактивными отходами, происшедший 29 сентября 1957 г. на комбинате "Маяк" близ Кыштыма (Южный Урал). Химический комбинат "Маяк" расположен в закрытом городе Озерск. До 1990 года город был известен как Челябинск-40. Город расположен примерно в 15 км на восток от города Кыштым и в 70 км севернее города-миллионера Челябинска. Приблизительно в 10 км от Озерска, в котором проживают 85000 человек, расположены ядерные реакторы. Строительство химического комбината "Маяк" началось в ноябре 1945 года, а первый реактор был пущен в июне 1948 года. Весь комплекс занимает площадь около 90 км².

Перед специалистами и рабочими, создававшими предприятие, была поставлена задача, от которой в то время зависела безопасность страны - достичь паритета с США в ядерном вооружении. Для ее решения были предоставлены значительные ресурсы, однако все технические решения принимались и осуществлялись в предельно сжатые сроки. Разработка технологических процессов шла предельно быстро, производство фактически создавалось по результатам экспериментов, и проверять принятые решения в промышленных масштабах было невозможно.

На химическом комбинате "Маяк" в эксплуатации находилось 6 реакторов, производивших плутоний для ядерного оружия. Из них 5 реакторов были уран-графитовыми и один - на тяжелой воде. Сегодня эти реакторы остановлены. Реактор на тяжелой воде был позднее реконструирован в реактор на легкой воде и сейчас находится в эксплуатации. Помимо этого, есть еще один реактор на легкой воде, который используется для производства изотопов для гражданского потребления. На "Маяке" также имеется одна установка для остекловывания концентратов жидких радиоактивных отходов (ЖРО) и около 100 емкостей, где хранятся высокоактивные ЖРО.

Пять уран-графитовых реакторов химического комбината "Маяк" находятся в двух различных областях на юго-восточном побережье озера Кызылташ. Все реакторы имели прямоточный режим охлаждения активной зоны, при котором озерная вода перекачивалась напрямую через реактор и сливалась обратно в озера.

Первый из реакторов (А-реактор) был уран-графитовым производственным реактором. 1168 каналов с природным ураном в вертикальных алюминиевых трубах были рассчитаны сначала на тепловую мощность 100 МВт. Позднее мощность была увеличена до 500 МВт. Диаметр активной зоны составлял 9,4 м, высота - 9,2 м. Верхняя часть реактора находилась в 9,3 м под землей. Реактор был построен в 1948 году, на его сооружение ушло всего 18 месяцев.

Для загрузки реактора был использован весь запас урана-235, которым располагал СССР к тому времени. 19 июня 1948 года произошел пуск реактора. Плутоний, выработанный этим реактором, был использован в первой советской атомной бомбе, испытания которой прошли 29 августа 1949 года на Семипалатинском полигоне. Реактор находился в эксплуатации 39 лет и был заглушен в 1987 году[2].

ИР-реактор использовался для производства плутония и испытаний топлива для А-реактора и реакторов типа РБМК. Это небольшой уран-графитовый реактор мощностью 65 МВт с 248 каналами. Строительство реактора было начато 18 августа 1950 года. Он был пущен 22 декабря 1951 года и "заглушен" 24 мая 1987 года после 36 лет эксплуатации.

Следующие три реактора (АВ-1, АВ-2, АВ-3) - это большие уран-графитовые реакторы, имеющие общее проектное решение. Каждый из них содержит по 2001 каналу. Активная зона АВ-2 представляет собой вертикальный цилиндр диаметром 11,8 м и высотой 7,6 м. Биологическая защита активной зоны - трехслойная. Первый слой состоит из воды с песком толщиной 1,5 м и бетонной стены толщиной 2 м; второй - из смеси песка и бокситовой руды толщиной 1,5 м и слоя бетона толщиной 3 м; третий - бассейн с водой толщиной 1,5 м.

Реактор АВ-1 был пущен в 1955 году и "заглушен" 12 августа 1989 года; АВ-2 - пущен в апреле 1951 года, "заглушен" в июле 1990 года; АВ-3 - пущен 15 сентября 1952 года, "заглушен" 1 ноября 1990 года.

Реактор на тяжелой воде, "Руслан", был следующим реактором, пущенным на х/к "Маяк". Его запуск был предположительно осуществлен в период с 1948 по 1951 год. Реактор находился в эксплуатации примерно до 1980 года. В конце 80-х он был реконструирован в реактор на легкой воде мощностью 1000 МВт и предназначался, в частности, для производства трития, который используется при создании термоядерного оружия.

Наконец, на х/к "Маяк" находился в эксплуатации еще один реактор на легкой воде мощностью 1000 МВт - "Людмила", который использовался также для производства трития и других изотопов.

Через полгода после пуска А-реактора в декабре 1948 года, на х/к "Маяк" была введена в эксплуатацию первая установка по переработке отработанного ядерного топлива. Эта установка находилась в эксплуатации до 1961 года, после чего был начат процесс ее утилизации.

Другая установка (радиохимическая установка РТ-1) была пущена в 1956 году. Изначально установка была рассчитана на переработку оружейного плутония из отработанного ядерного топлива (ОЯТ) пяти реакторов-размножителей. В 1976 году установку реконструировали для переработки в гражданских целях плутония, получаемого из отработанного ядерного топлива атомных станций, реакторов атомных подводных лодок и ледоколов, исследовательских реакторов, реакторов на быстрых нейтронах (БН-350 и БН-600). Страны восточной Европы и Финляндия поставляют сюда на переработку отработанное ядерное топливо с водо-водяных реакторов АЭС, построенных в этих странах СССР или, после 1991 г., Россией. Установка РТ-1 способна перерабатывать около 400 тонн ОЯТ в год, или от 300 до 900 топливных сборок в год. В технологии используется обработка ОЯТ трибутилфосфатом, в процессе которой извлекается 99 процентов урана и плутония, содержащегося в отработанном топливе. При переработке 1 тонны топлива образуется 45 м³ высокоактивных, 150 м³ среднеактивных и 2000 м³ низкоактивных жидких отходов, а также 7500 кг твердых радиоактивных отходов.

В период с 1976 по 1991 гг. перерабатывалось в среднем около 200 тонн ОЯТ в год. Начиная с 1991 года количество перерабатываемого отработанного топлива уменьшилось. Причиной этого являются трудности с доставкой ОЯТ из стран СНГ, а также из восточно-европейских стран - Чехословакии, Болгарии и Венгрии. В 1995 году Финляндия приняла решение о прекращении экспорта ОЯТ с электростанции Ловиса, начиная с 1996 года. Согласно имеющимся данным, за 1992 год было переработано около 120 тонн ОЯТ. Это соответствует производству 1 тонны реакторного плутония в год.

В свое время планировалось использование плутония, получаемого при переработке ОЯТ объектов гражданского назначения, в качестве топлива для реакторов-размножителей. Но из-за серьезных задержек с программой Минатома, касающейся реактора-размножителя, окись плутония () была помещена во временные хранилища. По данным 1992 года, в хранилище находилось 25 тонн реакторного плутония.

Установка по остекловыванию концентратов жидких радиоактивных отходов находится в эксплуатации с 1987 года. Производительность этой установки - 500 л/ч. Ее технология основана на преобразовании концентратов ЖРО в фосфатное стекло. Первая керамическая плавильная печь проработала 13 месяцев, после чего электроды были выведены из строя в результате высокой силы тока (2000 А). Была сконструирована новая печь, и процесс остекловывания возобновился с 25 июня 1991 года.

Полученная стекловидная масса помещается в нержавеющие емкости (диаметром 0,63 м и высотой 3,4 м) в наземном хранилище, оборудованном принудительной вентиляцией. Сегодня на х/к "Маяк" хранится около 4000 таких емкостей. Хранение предполагается осуществлять в течение 20 - 30 лет, до введения в эксплуатацию подземного могильника.

К началу 1995 года было произведено остекловывание концентратов с общей активностью 218 MКи, полученных из ЖРО объемом 8500 м³. Вес остеклованных отходов составил 1600 тонн. За пять лет существования установки в среднем в год остекловывались концентраты ЖРО с активностью около 50 MКи. Сегодня все образующиеся высокоактивные отходы остекловываются.

Кроме того, на х/к "Маяк" существовало несколько производственных установок для топлива типа МОХ (смесь урана и плутония). Две установки выведены из эксплуатации, две функционируют, создание пятой установки приостановлено. Первая экспериментальная установка находилась в эксплуатации в 60-70-х годах. Для производства экспериментальных топливных элементов, предназначенных для исследовательских реакторов-размножителей, использовалось около 1 тонны оружейного плутония. В период с 1986 по 1987 гг. в эксплуатации находилась небольшая установка по производству топлива типа МОХ для реакторов на быстрых нейтронах (типа БН). Ее производительность составляла 35 кг оружейного плутония в год (5 топливных сборок в год). С 1988 года в эксплуатации находилась установка по производству топлива типа МОХ для испытания в реакторах на быстрых нейтронах. Ее производительность составляла 70 - 80 кг оружейного плутония в год (10 сборок в год). Начиная с этого же года, в эксплуатации находилась установка по производству топливных сборок (10 сборок в год) для испытания в реакторах на быстрых нейтронах. Было также начато строительство завода по производству топлива МОХ, но работы приостановили, когда готовность завода составляла 50-70 %. Предусматривалось, что производство топлива для трех запланированных реакторов-размножителей (южно-уральский проект) будет составлять 5 - 6 тонн в год. На этой установке планировалось также производство топлива типа МОХ для реакторов ВВЭР.