ОТЧЕТ О ДЕЯТЕЛЬНОСТИ ФЕДЕРАЛЬНОЙ СЛУЖБЫ ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ И АТОМНОМУ НАДЗОРУ (2011 год)

Таблица 10

Величины радиоактивных выбросов ИРГ

и аэрозолей на АЭС России в 2010 г. с оценкой по отношению к годовым ДВ,

установленным СП АС-03

АЭС

ИРГ

I-131

Co-60

Cs-134

Cs-137

ТБк (% ДВ)

МБк (% ДВ)

АЭС с ВВЭР-1000 и ВВЭР-440

Балаковская

Ниже чувст-

Ниже чув-

8,1 (0,1)

0,03 (0,003)

1 (0,05)

вительности

ствительно-

прибора

сти прибора

Калининская

9,4 (1,4)

979 (5,4)

0,9 (0,01)

0,9 (0,1)

1,8 (0,1)

Нововоронежская

37 (5,3)

180 (1)

350 (4,8)

95 (9,6)

180 (9)

Ростовская

10,4 (1,5)

9 (0,05)

2,2 (0,03)

0,3 (0,03)

0,4 (0,02)

Кольская

Ниже чувст-

11 (0,1)

Ниже чувст-

вительности

прибора

АЭС с РБМК-1000

Курская

611 (16,5)

3462 (3,7)

324 (13)

18,8 (1,3)

68,5 (1,7)

Ленинградская

91,3 (2,5)

22,4 (0,02)

133 (5,3)

1,9 (0,1)

30,2 (0,8)

Смоленская

49 (1,3)

100 (0,1)

53,9 (2,2)

Ниже чувст-

1,7 (0,04)

вительности

прибора

АЭС с АМВ-100, АМБ-200 и БН-600

Белоярская

3,7 (0,5)

Ниже чув-

0,5 (0,01)

Ниже чувст-

24 (1,2)

ствительно-

вительности

сти прибора

прибора

АЭС с ЭГП-6

Билибинская

375 (18,8)

Ниже чувст-

≤14,6*

вительности

прибора

* Содержание Co-60, Cs-134 и Cs-137 в выбросах Билибинской АЭС ниже минимальной детектируемой актив-

ности. Поэтому в таблице представлена суммарная активность долгоживущих радионуклидов в выбросах.

За отчетный период газоаэрозольные выбросы АЭС были ниже ДВ и не пре-

вышали по ИРГ 18,8 % (Билибинская АЭС), I-131 — 5,4 % (Калининская АЭС),

Со-60 — 13 % (Курская АЭС), Сs-134 — 10,6 % (Нововоронежская АЭС) и Сs-137 —

9 % (Нововоронежская АЭС).

Объемы жидких сбросов в окружающую среду и поступление радионуклидов в

поверхностные воды по отношению к допустимому сбросу (ДС), рассчитанному и

утвержденному для каждой АЭС, сведены в табл. 11.

Таблица 11

Объемы жидких сбросов в окружающую среду и поступление радионуклидов

в поверхностные воды в 2010 г. по отношению к ДС

АЭС

Объем сброшенной воды, м³

Поступление радионуклидов,

МБк (% ДС)

АЭС с ВВЭР-1000 и ВВЭР-440

Балаковская*

17 640

6,6 (4,1)

Калининская

5376

6,7 (0,2)

Нововоронежская

41 000

5,1 (0,1)

Ростовская*

40 150

37,2 (5)

Кольская

7115

1 (0,001)

АЭС с РБМК-1000

Курская

59 260

4,8 (0,2)

Ленинградская**

3150

Ниже чувствительности

прибора

Смоленская

55301

4,5 (0,1)

АЭС с АМБ-100, АМБ-200 и БН-600

Белоярская

73096

96 (0,6)

АЭС с ЭГП-6

Билибинская

2383

1 (0,002)

* Дебалансные воды Балаковской и Ростовской АЭС поступают в брызгальные бассейны.

** Дебалансные воды Ленинградской АЭС поступают на градирни Ленинградского специализированного ком-

бината «Радон».

Данные для всех АЭС, кроме Билибинской, приводятся по Cs-137, который дает

основной вклад (до 70 %) в суммарную активность сбросной воды. Для Билибин-

ской АЭС данные о радиоактивности сбросной воды приводятся по Со-60, вклад

которого в суммарную активность сброса составляет 75 %.

Фактические значения активностей радионуклидов в жидких сбросах АЭС мень-

ше допустимых и не превышали 5 % величины ДС (Ростовская АЭС).

Радиоактивные отходы

Информация о заполнении хранилищ жидких (ХЖО) и твердых (ХТО) РАО на

АЭС России по состоянию на 31.12.2011 приведена в табл. 12-13.

Таблица 12

Информация о заполнении ХЖО радиоактивных отходов

на АЭС России по состоянию на 31.12.2011

АЭС

Вместимость ХЖО,

Количество ЖРО,

Заполнение ХЖО, %

м³

АЭС с ВВЭР-1000 и ВВЭР-440

Балаковская

3800

1411

37,3

Калининская

3436

2415

70,5

Нововоронежская

17 891

6820

38,1

Ростовская

800

435

54,4

Кольская

8896

6381

71,7

АЭС с РБМК-1000

Курская

70 400

41 845

59,4

Ленинградская

18720

16951

90,6

АЭС

Вместимость ХЖО,

Количество ЖРО,

Заполнение ХЖО, %

м³

Смоленская

19400

16321

84,1

АЭС с АМБ-100, АМБ-200 и БН-600

Белоярская

6050

4189

69,2

АЭС с ЭГП-6

Билибинская

1000

679

67,9

Степень заполнения ХЖО на АЭС в среднем составляла 64,3 %. Однако ХЖО

Ленинградской и Смоленской АЭС заполнены на 90,6 % и 84,1 % соответственно.

Таблица 13

Информация о заполнении ХТО радиоактивных отходов на АЭС России по состоянию

на 31.12.2011

АЭС

Вместимость ХТО,

Количество ТРО, м³

Заполнение ХТО, %

м³

АЭС с ВВЭР-1000 и ВВЭР-440

Балаковская

42500

17350

40,8

Калининская

21302

10480

49,2

Нововоронежская

55955

45466

81,3

Ростовская

8678

625

7,2

Кольская

47068

12145

25,8

АЭС с РБМК-1000

Курская

34985

29590

84,6

Ленинградская

50242

44280

88,1

Смоленская

16060

13143

81,8

АЭС с АМБ-100, АМБ-200 и БН-600

Белоярская

22160

14881

67,2

АЭС с ЭГП-6

Билибинская

6330

3923

Степень заполнения ХТО на АЭС в среднем составляла 58,8 %. Однако ХТО Ле-

нинградской и Курской АЭС заполнены на 88,1 % и 84,6 % соответственно.

Дозовые нагрузки на основной и привлекаемый персонал

Коллективная и средняя индивидуальная дозы облучения персонала и лиц, ко-

мандированных на АЭС России, приведены в табл. 14.

Таблица 14

Коллективная и средняя индивидуальная дозы облучения персонала и лиц,

командированных на АЭС России

АЭС

Число контролируемых

Коллективная доза

Средняя индивидуаль-

лиц

облучения, чел.-Зв

ная доза облучения, мЗв

АЭС с ВВЭР-1000 и ВВЭР-440

Балаковская

Персонал

2113

0,62

0,29

Командир.

1573

1,3

0,83

Итого:

3686

1,92

0,52

АЭС

Число контролируемых

Коллективная доза

Средняя индивидуаль-

лиц

облучения, чел.-Зв

ная доза облучения, мЗв

Калининская

Персонал

2378

1,08

0,45

Командир.

1308

0,72

0,55

Итого:

3686

1,8

0,49

Нововоронежская

Персонал

1933

3,51

1,82

Командир.

2185

1,93

0,88

Итого:

4118

5,44

1,32

Кольская

Персонал

1456

1,36

0,93

Командир.

815

0,55

0,67

Итого:

2271

1,91

0,84

Ростовская

Персонал

1002

0,08

Командир.

1132

0,2

0,18

Итого:

2134

0,28

0,13

АЭС с РБМК-1000

Курская

Персонал

3365

5,13

1,53

Командир.

3429

10,19

3,02

Итого:

6794

15,32

2,25

Ленинградская

Персонал

3982

5,95

1,53

Командир.

2416

3,6

1,49

Итого:

6308

9,55

1,51

Смоленская

Персонал

2974

5,21

1,75

Командир.

3372

4,56

1,35

Итого:

6346

9,77

1,54

АЭС с АМБ-100, АМБ-200 и БН-600

Белоярская

Персонал

1346

0,79

0,59

Командир.

622

0,18

0,29

Итого:

1968

0,97

0,49

АЭС с ЭГП-6

Билибинская

Персонал

516

2,25

4,36

Командир.

277

0,66

2,38

Итого:

793

2,91

3,67

Максимальные индивидуальные дозы облучения за отчетный период при ремон-

тах оборудования получил основной персонал Билибинской АЭС (4,36 мЗв) и при-

влекаемый (3,02 мЗв) персонал на Курской АЭС.

Случаев превышения среднего значения предела дозы персонала группы А за

любые последовательные пять лет, установленного НРБ-99/2009 и равного 20 мЗв в

год, на АЭС России за отчетный период не зарегистрировано.

Общая оценка состояния безопасности атомных станций

По результатам лицензирования, итогам проведенных инспекций, результатам

контроля за выполнением условий действия выданных лицензий, анализа отчетной

информации МТУ ЯРБ, а также годовых отчетов эксплуатирующей организации о

текущем состоянии безопасности атомных станций состояние ядерной, радиаци-

онной и технической безопасности энергоблоков АЭС характеризуется в целом как

удовлетворительное.

Вместе с тем по результатам анализа произошедшего 11.03.2011 внешнего воздей-

ствия на АЭС Фукусима-Дайичи (Япония) Ростехнадзор признал необходимым вы-

полнение дополнительной проверки безопасности действующих российских атом-

ных станций по следующим направлениям:

защищенность от внешних экстремальных воздействий природного и техноген-

ного происхождения, в том числе от воздействий с интенсивностью, превышающей

проектные основы АЭС, а также защищенность от сочетаний внешних воздействий;

готовность к управлению запроектными авариями с полным обесточиванием

собственных нужд АЭС;

готовность к управлению авариями с потерей конечного поглотителя тепла;

готовность к управлению тяжелыми авариями на АЭС (авариями, при которых

произошло повреждение топлива сверх проектных пределов).

В марте — апреле 2011 г. по поручению Правительства Российской Федерации Ро-

стехнадзор провел внеплановые инспекции действующих российских АЭС по ука-

занным выше направлениям. ОАО «Концерном Росэнергоатом» также были про-

ведены проверки действующих российских АЭС и внеплановые противоаварийные

тренировки персонала всех АЭС по действиям в условиях аварий, вызванных внеш-

ними воздействиями.

В июне 2011 г. Ростехнадзор предложил ОАО «Концерну Росэнергоатом» выпол-

нить дополнительный анализ защищенности АЭС от внешних экстремальных воз-

действий (в том числе от землетрясений и наводнений), а также готовности к управ-

лению запроектными авариями, в том числе тяжелыми. Требования Ростехнадзора

к объему и содержанию дополнительного анализа были установлены с учетом фор-

мата «стресс-тестов», разработанного Ассоциацией западноевропейских ядерных

регуляторов (WENRA) и предложенного к применению Европейской группой ор-

ганизаций, регулирующих ядерную безопасность (ENSREG) для операторов атом-

ных станций, расположенных на территории стран Европейского Союза.

По результатам дополнительных оценок безопасности российских блоков атом-

ных станций, находящихся в эксплуатации («стресс-тестов»), Ростехнадзором сде-

ланы следующие основные выводы:

на АЭС, находящихся в эксплуатации в Российской Федерации, соблюдаются

действующие российские требования по ядерной и радиационной безопасности, не

требуется немедленной остановки ни одной действующих российской АЭС;

разработанные ОАО «Концерн Росэнергоатом» краткосрочные, среднесрочные

и долгосрочные мероприятия по повышению безопасности АЭС признаны обосно-

ванными и достаточными, их выполнение взято Ростехнадзором на контроль;

целесообразно выполнение дополнительного анализа защищенности от экстре-

мальных внешних природных и техногенных воздействий сооружаемых и размеща-

емых российских АЭС;

целесообразна доработка нормативной базы в части требований к противоаварий-

ной документации, требований к учету внешних воздействий природного и техноген-

ного характера в проектах АЭС, требований к выбору площадок размещения атомных

станций, требований к отчетам по обоснованию безопасности атомных станций в ча-

сти реализации на блоках АЭС концепции безопасности «Течь перед разрушением».

События, произошедшие на АЭС «Фукусима», еще раз продемонстрировали

всему миру особую важность вопросов безопасности при использовании атомной

энергии и необходимость более внимательного отношения государств к этим во-

просам, включая деятельность национальных органов регулирования ядерной и

радиационной безопасности. Учитывая вышесказанное, проблема слабой социаль-

ной защищенности работников Ростехнадзора и, как следствие, недостатка ква-

лифицированных специалистов атомного надзора стоит в настоящее время осо-

бенно остро. Данный вопрос осложняется еще и тем, что возраст многих высоко-

профессиональных сотрудников Ростехнадзора, и прежде всего инспекторского

состава, приближается к пенсионному, а их замена новыми кадрами затруднена

ввиду значительной разницы в оплате труда специалистов Ростехнадзора по срав-

нению со специалистами аналогичной квалификации, работающими на поднад-

зорных объектах.

2.2.2. Объекты ядерного топливного цикла

В течение 2011 г. под надзором Ростехнадзора находилось 17 промышленных

предприятий ядерного топливного цикла (ПЯТЦ), 109 научно-исследовательских,

проектных организаций, организаций, выполняющих работы и предоставляющих

услуги ПЯТЦ, в том числе осуществляющих перевозки, хранение ядерных материа-

лов и выполняющих иные работы для предприятий ядерного топливного цикла, на

деятельность которых выдавались лицензии центральным аппаратом Ростехнадзора.

В число поднадзорных объектов входили:

15 промышленных реакторов, из которых один — в стадии эксплуатации; один —

на капитальном ремонте до 15.12.2011, три — в режиме окончательного останова и

10 — в стадии вывода из эксплуатации;

26 ядерных установок по переработке ядерных материалов (добыча и переработ-

ка природного урана, сублиматное производство, разделение изотопов урана, хи-

мико-металлургическое и радиохимическое производства, производство ядерного

топлива, переработка отработавшего ядерного топлива);

14 ядерных установок для проведения НИОКР с использованием ядерных мате-

риалов;

39 пунктов хранения ядерных материалов, отработавшего ядерного топлива и ра-

диоактивных отходов, в том числе три пункта подземного захоронения жидких ра-

диоактивных отходов.

За отчетный период центральным аппаратом Ростехнадзора выдано 38 лицензий

на право осуществления деятельности в области использования атомной энергии на

объектах ядерного топливного цикла (в 2010 г. — 95 лицензий).

МТУ ЯРБ в 2011 г. выдано 166 лицензий на право осуществления деятельности

в области использования атомной энергии на объектах ядерного топливного цикла

(в 2010 г. — 127).

В соответствии со сроками, установленными в Плане проведения плановых про-

верок юридических лиц и индивидуальных предпринимателей Ростехнадзором на

2011 г., были организованы и проведены проверки выполнения федеральных норм

и правил в области использования атомной энергии и условий действия лицензий,

выданных Открытому акционерному обществу «Техснабэкспорт» (ОАО «Техснабэк-

спорт»), Федеральному государственному унитарному предприятию «Производст-

венное объединение «Маяк» (ФГУП «ПО «Маяк»), Открытому акционерному об-

ществу «Машиностроительный завод» (ОАО «МСЗ»), Открытому акционерному

обществу «Хиагда» (ОАО «Хиагда»), Открытому акционерному обществу «Гидроме-

таллургический завод» (ОАО «ГМЗ»), Федеральному государственному унитарно-

му предприятию «Научно-исследовательский институт — Научно-производствен-

ное объединение «Луч» (ФГУП «НИИ НПО «Луч»).

Всего в 2011 г. центральным аппаратом Ростехнадзора проведено шесть проверок

(в 2010 г. проведены шесть проверок) ПЯТЦ. В 2011 г. проверки структурных подраз-

делений МТУ ЯРБ не проводились.

За отчетный период МТУ ЯРБ на предприятиях ядерного топливного цикла про-

ведено 412 проверок, из них 267 целевых, 145 оперативных. При проведении прове-

рок выявлено 534 нарушения норм и правил в области использования атомной энер-

гии и 111 нарушений условий действия лицензий, на устранение которых оформле-

но 573 пункта предписаний.

Результаты надзорной деятельности МТУ ЯРБ приведены в табл. 15.

Таблица 15

Результаты инспекционной деятельности МТУ ЯРБ

Показатели

ВМТУ

СМТУ

СЕМТУ

УМТУ

ЦМТУ

ДМТУ

Всего

Проведено инспекций на

179

412

ПЯТЦ

В том числе:

комплексных

целевых

179

267

оперативных

145

внеплановых

Инспекции эксплуатиру-

109

—

238

ющих организаций, при

этом выявлено наруше-

ний:

ФНП

211

136

405

УДЛ

Инспекции организа-

138

ций, выполняющих ра-

боты и предоставляющих

услуги, при этом выявле-

но нарушений:

ФНП

129

УДЛ

Выдано пунктов предпи-

279

206

573

саний

Предупреждения

Приостановка работ

Наложено штрафов, чел.

Переданы материалы в

правоохранительные ор-

ганы, чел.

За отчетный период подлежало выполнению 573 пункта предписаний. Не выпол-

ненных в установленные сроки пунктов нет.

Наибольшее число нарушений федеральных норм и правил в области использо-

вания атомной энергии приходится на нарушения, связанные с техническим обслу-

живанием и ремонтом оборудования, состоянием технической документации, со-

стоянием организационно-распорядительных документов и с обеспечением ради-

ационной безопасности. Анализ причин нарушений федеральных норм и правил в

области использования атомной энергии показывает, что в основном нарушения

допущены в связи с низкой исполнительской дисциплиной персонала и являют-

ся следствием недостаточного ведомственного контроля со стороны технических

служб и отделов администраций предприятий, а также обусловлены ненадлежащим

исполнением должностных обязанностей.

Характер выявленных нарушений за последние годы не претерпел существен-

ных изменений.

Динамика лицензионной и надзорной деятельности за последние пять лет отра-

жена в табл. 16.

Таблица 16

Динамика лицензионной и надзорной деятельности за период 2002-2011 гг.

Год

Число

Выдано

Проверки

Нарушения

Пред-

Штраф,

объектов

лицен-

писа-

тыс. руб.

ПЯТЦ

зий

ния

2011

166

267

145

534

111

573

9 чел./25,0

6 предпр./ 102,0

2010

127

152

558

564

158

596

8 чел/24,0

3 предпр./80,0

2009

211

213

624

587

245

707

5 чел/14,5

2008

231

682

657

355

1041

6 чел./19,0

2 предпр./60,0

2007

104

234

719

850

324

948

17 чел./39,0

3 предпр./90,0

Показатели лицензионной и надзорной деятельности за рассматриваемый пе-

риод в целом достаточно стабильны. Число нарушений в работе ПЯТЦ, нарушений

норм и правил в области использования атомной энергии и условий действия, вы-

даваемых Ростехнадзором лицензий, равно как и количество предписаний, выдава-

емых по фактам нарушений, в целом имеют тенденцию к снижению в течение по-

следних трех лет.

По всем выявленным нарушениям выданы предписания и акты-предписания,

определены сроки устранения нарушений, велся контроль устранения нарушений.

Предписания в основном выполнялись в установленные сроки.

В 2011 г. аварий на ПЯТЦ не было. В течение года произошло девять нарушений

в работе ПЯТЦ, классифицированных «0» уровнем по Международной шкале ядер-

ных событий INES — «не существенно для безопасности». Радиационных послед-

ствий нарушений зафиксировано не было.

По сравнению с 2010 г. характер нарушений существенно не изменился.

Техническими причинами были вызваны шесть из девяти нарушений на пред-

приятиях ядерного топливного цикла, три нарушения произошли в результате оши-

бочных действий персонала.

На ФГУП «ПО «Маяк» произошло пять нарушений в работе промышленного

уран-графитового реактора «Руслан» по техническим причинам (в том числе три —

по причине нарушения электроснабжения).

Также в результате технических причин произошло возгорание санпропускника

на территории ЗАО «Далур».

Причиной трех нарушений, зафиксированных при проведении погрузочно-раз-

грузочных работ на ОАО «УЭХК», ФГУП «ГХК», ФГУП «ПО «Маяк», стали ошиб-

ки персонала.

Вывод из эксплуатации промышленных уран-графитовых ядерных реакторов

В настоящее время выводятся из эксплуатации 10 промышленных уран-графи-

товых ядерных реакторов (ПУГР).

Все выводимые из эксплуатации ПУГР приведены в ядерно-безопасное состоя-

ние и находятся в стадии подготовки к длительной выдержке. После выгрузки то-

плива были получены соответствующие заключения о ядерной безопасности гра-

фитовых кладок этих реакторов.

Радиационная обстановка за последние годы на выводимых из эксплуатации

ПУГР характеризуется стабильностью и отсутствием превышений эффективной

дозы облучения работников свыше установленных пределов.

Нарушений в работе систем и оборудования, важных для безопасности, не за-

фиксировано.

Выводимые из эксплуатации реакторы АД и АДЭ-1 остаются в стадии продолже-

ния работ II этапа (подготовка реакторных установок к длительной выдержке). Де-

монтажные работы по выводу из эксплуатации реакторов не проводились.

Дозовые нагрузки на персонал не превышают установленных на предприятии

контрольных уровней.

Эксплуатация, техническое обслуживание, контроль, проверки и испытания си-

стем, важных для безопасности, осуществляется в соответствии с установленными

процедурами.

Контроль параметров реакторов АД и АДЭ-1 организован и соблюдается в соот-

ветствии с требованиями производственной документации.

Случаев отклонения параметров от нормы в течение года не зарегистрировано.

Температура графитовой кладки реакторов в течение последних лет составляет 20-

25 °С.

Нарушений в работе систем и оборудования, важных для безопасности останов-

ленных реакторов, не зафиксировано. Контроль состояния основных металлокон-

струкций реакторов АД и АДЭ-1 проводится в соответствии с требованиями ин-

струкции предприятия. В 2011 г. проведены измерения толщины элементов метал-

локонструкций.

В 2011 г. проведены измерения стрелы прогиба колонн графитовых кладок ре-

акторов АД и АДЭ-1. По результатам работ сделан вывод, что изменение значения

стрелы прогиба колонн графитовых кладок реакторов АД и АДЭ-1 за время конт-

роля лежит в пределах погрешности измерения, что свидетельствует о стабильном

и устойчивом состоянии графитовой кладки реакторов АД и АДЭ-1.

14.04.2010 на ФГУП «ГХК» остановлен для вывода из эксплуатации ПУГР АДЭ-2,

предназначенный для наработки оружейного плутония и эксплуатировавшийся да-

леко за пределами назначенных ресурсных сроков.

Эксплуатация промышленного реактора АДЭ-2 на ФГУП «ГХК» в режиме окон-

чательного останова в целях подготовки вывода его из эксплуатации осуществлялась

на основании лицензии № ГН-03-106-2402 от 30.07.2010, выданной Ростехнадзором.

Для подготовки к проведению комплексного инженерно-радиационного обсле-

дования оборудования и площадки размещения реактора АДЭ-2 произведен отбор

кернов из кладки реактора.

Нарушений радиационной безопасности при организации и выполнении работ

по нарядам-допускам зарегистрировано не было.

После окончательного останова реактора АДЭ-2 была изменена структурная схема

завода и скорректирована численность персонала. Создан цех эксплуатации, ремонта

и демонтажа оборудования остановленных реакторов, в состав которого вошел ранее

созданный участок эксплуатации и ремонта оборудования реакторов АД и АДЭ-1.

Нарушений пределов и условий безопасной эксплуатации при эксплуатации ре-

актора АДЭ-2 в режиме окончательного останова не зарегистрировано.

Существующая система обеспечения ядерной и радиационной безопасности при

эксплуатации промышленного реактора АДЭ-2 в режиме окончательного остано-

ва за отчетный период в основном соответствует требованиям действующих норм и

правил в области использования атомной энергии, условиям действия лицензии и

оценивается как удовлетворительная.

Реакторный завод ОАО «СХК» в отчетный период осуществлял деятельность по

выводу из эксплуатации промышленных реакторов И-1, ЭИ-2 и АДЭ-3. В период

приведения реакторов И-1, ЭИ-2, АДЭ-3 в состояние долговременной стабильности

функционируют системы дозиметрического контроля уровня мощности дозы гам-

ма-излучения в производственных помещениях, система отбора проб воздушной и

газовой среды из производственных помещений и вентиляционных систем. Про-

ведение измерений проводится находящимися в эксплуатации проектными стаци-

онарными системами дозиметрического контроля комплексов зданий реакторов.

Непрерывно контролируется активность воздуха в промбассейнах и производствен-

ных помещениях, а также производится измерение выбросов суммы бета-активных

нуклидов с периодом полураспада более суток.

По данным оперативного журнала температура графитовой кладки реактора

АДЭ-4 составляет 18-19 °С, реактора АДЭ-5 — 17-18 °С, что ниже контрольного

уровня (50 °С).

На ФГУП «ПО «Маяк» выводятся из эксплуатации пять промышленных уран-

графитовых ядерных реакторов А, АИ, АВ-1, АВ-2 и АВ-3.

Системы обеспечения ядерной и радиационной безопасности на выводимых из

эксплуатации промышленных реакторах за отчетный период соответствовали тре-

бованиям действующих федеральных норм и правил в области использования атом-

ной энергии, условиям действия лицензий. Случаев отклонения параметров от нор-

мы не зарегистрировано. Дозовые нагрузки на персонал не превысили установлен-

ных на предприятии контрольных уровней. Состояние радиационной обстановки

на рабочих местах за 2011 г. по сравнению с 2007-2010 гг. не ухудшилось.

В 2011 г. на реакторах АВ-1, АВ-2, АВ-3, А и АИ проводился штатный контроль

параметров, предусмотренный регламентом. Планы организационно-технических

мероприятий по обеспечению и повышению уровня радиационной безопасности в

2011 г. выполнены.

Вывод из эксплуатации объектов ядерного топливного цикла

ФГУП «ГХК» осуществляло деятельность по выводу из эксплуатации открытого

бассейна-хранилища жидких радиоактивных отходов (354 объекта) в соответствии

с лицензией № ГН-04-303-1658 от 28.04.2007, выданной Ростехнадзором.

В отчетном периоде на объекте выполнена программа комплексного мониторин-

га и оформлено санитарно-эпидемиологическое заключение.

В соответствии с графиком выполнения работ по программе объектового мо-

ниторинга на 2011-2016 гг. ФГУП «ГХК» осуществляло контроль за состоянием

подземной гидросферы в районе бассейна-хранилища путем обора проб из сква-

жин, пробуренных по периметру бассейна, и анализа вод на содержание радиону-

клидов. Согласно протоколам измерений проб воды из наблюдательных скважин

превышения установленных пределов отобранных проб воды в 2011 г. зафиксиро-

вано не было.

В ОАО «ГМЗ» осуществлялся вывод из эксплуатации хвостохранилища РАО быв-

шего уранодобывающего предприятия в соответствии с проектом, прошедшим го-

сударственную экологическую экспертизу. По результатам проводимого в 2011 г. ра-

диационного контроля превышений, установленных Нормами радиационной без-

опасности значений контролируемых параметров, зафиксировано не было.

На ОАО «НЗХК» работы по выводу из эксплуатации объектов производства стан-

дартных урановых блочков для промышленных уран-графитовых реакторов прово-

дились в рамках условий действия лицензии № ГН-05-115-2527 от 30.06.2011, вы-

данной Ростехнадзором. Проводилась дезактивация оборудования, переработка и

кондиционирование радиоактивных отходов (загрязненного металла).

Деятельность по выводу из эксплуатации (консервация) бассейнов Б-1, Б-2 на

Радиохимическом заводе ОАО «СХК», осуществлялась в соответствии с лицензией

Ростехнадзора № ГН-04-303-2008 от 11.02.2009.

На бассейне Б-2 в 2011 г. осуществлялся завершающий этап основных строитель-

ных работ по консервации. Выполнено наращивание горловин водоприемных ко-

лодцев, продолжались работы по отсыпке выравнивающего слоя из песчаного грун-

та с укладкой по верху глиняного экрана и отсыпке поверх глиняного экрана защит-

ного слоя из песчаного грунта с учетом глубины промерзания.

На акватории бассейна Б-1 в зимний период 2010-2011 гг. начата отсыпка разде-

лительных дамб по акватории бассейна, перекрыто 20 % акватории Б-1.

В 2011 г. закончены следующие работы: разработаны глиняный и песчаный ка-

рьеры с площадками для отстоя транспорта; построены участок дезактивации тех-

ники и дополнительный санпропускник; обустроены скважины Д-3 и Д-4; постро-

ена новая дорога к песчаному карьеру и расширена существующая автодорога; рас-

ширена перегрузочная площадка; проведен артводовод; приобретен и подготовлен

к работам защищенный транспорт; на дамбе обвалования бассейна Б-1 установлена

переносная защитная смотровая будка; в обваловке бассейна Б-1 организован про-

ран шириной 35-45 м в северо-западной части бассейна.

Обращение с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ)

За отчетный период ввоз ОЯТ зарубежных АЭС проводился в соответствии с По-

ложением, утвержденным постановлением Правительства Российской Федерации от

11.07.2003 № 418, Порядком приема для последующей переработки на российских

предприятиях отработавшего ядерного топлива зарубежных атомных электростан-

ций и возврата образующихся при его переработке радиоактивных отходов и мате-

риалов, утвержденным постановлением Правительства Российской Федерации от

29.07.1995 № 773, Изменениями и дополнениями к Порядку, утвержденными поста-

новлением Правительства Российской Федерации от 10.07.1998 № 745, и на основа-

нии разрешений Ростехнадзора на ввоз и дальнейшую переработку облученных те-

пловыделяющих сборок. Прием ОЯТ осуществлялся в соответствии с ежегодно со-

ставляемым графиком и утвержденным лимитом ввоза ОЯТ.

ФГУП «ПО «Маяк» хранение ввозимого ОЯТ осуществлял в хранилище бассей-

нового типа с последующей его переработкой на радиохимическом заводе предпри-

ятия в соответствии с лицензией № ГН-03-115-2312 от 01.03.2010, выданной Ростех-

надзором.

За отчетный период нарушений пределов безопасной эксплуатации не отмечено.

ФГУП «ГХК» осуществляло хранение облученных тепловыделяющих сборок

(ОТВС) ядерных реакторов типа ВВЭР-1000 в соответствии с лицензией № ГН-03-

301-1625 от 31.12.2006, выданной Ростехнадзором на эксплуатацию стационарно-

го сооружения, предназначенного для хранения ядерных материалов — хранилища

ОТВС ядерных реакторов типа ВВЭР-1000, содержащих ОЯТ.

ОТВС поступают на хранение с атомных станций России, Украины, Болгарии.

Реконструкция хранилища ОТВС ядерных реакторов типа ВВЭР-1000 осуществ-

ляется на основании внесенных в условия действия лицензии изменений. В соот-

ветствии с требованиями нормативных документов предприятием подготовлены

документы: «Программа пуско-наладочных работ в узле примыкания» и «Програм-

ма комплексного опробования оборудования после реконструкции «мокрого» хра-

нилища ОЯТ».

Завершены работы по реконструкции здания 1 и узла примыкания здания 1 к зда-

нию 2, проведены индивидуальные испытания и пуско-наладки систем и элемен-

тов, важных для безопасности.

С целью подтверждения проектных параметров технологического процесса по-

сле проведенной реконструкции в здании 1 и узле примыкания разработана и вы-

полнена «Программа комплексного опробования оборудования после реконструк-

ции «мокрого» хранилища ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 на заводе РТ-2».

Ежеквартально выполняется отбор проб для контроля уровня загрязненности

грунтовых вод у здания 1 из 23 наблюдательных скважин. Результаты ежегодно офор-

мляются отчетом.

За отчетный период нарушений пределов безопасной эксплуатации не отмечено.

Существующая система обеспечения ядерной и радиационной безопасности в хра-

нилище облученных тепловыделяющих сборок ядерных реакторов типа ВВЭР-1000,

содержащих отработавшее ядерное топливо, за отчетный период в основном соот-

ветствует требованиям действующих норм и правил в области использования атом-

ной энергии, условиям действия лицензии и оценивается как удовлетворительная.

На ФГУП «ГХК» осуществляется сооружение комплекса объекта «сухого» храни-

лища ОЯТ по утвержденному проекту в соответствии с лицензией № ГН-02-301-1232

от 07.05.2004 на сооружение стационарного сооружения, предназначенного для хра-

нения ЯМ — «сухого» хранилища отработавшего ядерного топлива реакторов типа

РБМК-1000 и ВВЭР-1000. Государственный строительный надзор за сооружением

комплекса осуществляет Железногорский отдел инспекций СМТУ ЯРБ Ростехнад-

зора.

В отчетном периоде на объектах пускового комплекса завершены строительно-

монтажные работы, проведены рабочие комиссии по приемке объектов, выполне-

ны пуско-наладочные работы и комплексное опробование технологического обо-

рудования.

По результатам итоговой проверки выполнения мероприятий по устранению на-

рушений, выявленных в ходе проведения итоговой проверки, выдано заключение

от 27.12.2011 о соответствии пускового комплекса требованиям технических регла-

ментов и проектной документации.

За отчетный период нарушений пределов безопасной эксплуатации не отмечено.

Производство ядерного топлива топливной компанией ОАО «ТВЭЛ» на

ОАО «МСЗ», ОАО «НЗХК» и ОАО «ЧМЗ»

Деятельность ОАО «ТВЭЛ» и его дочерних предприятий ОАО «МСЗ»,

ОАО «НЗХК» и ОАО «ЧМЗ» осуществлялась в рамках выданных Ростехнадзо-

ром лицензий: № ГН-05-115-1677 от 30.05.2007, № ГН-03-115-1613 от 30.11.2006,

№ ГН-03-115-1594 от 30.10.2006 соответственно. Случаев аварийных отклонений

работы технологического оборудования от заданных режимов, отказов схем авто-

матики и контроля, вследствие которых могло бы произойти превышение норм ра-

диационной и ядерной безопасности, не было.

В 2011 г., как и ранее, на предприятиях по производству ядерного топлива инци-

дентов, способных повлиять на обеспечение радиационной безопасности персонала,

населения и окружающей среды зафиксировано не было. Контроль радиационной

обстановки осуществлялся в соответствии с утвержденными планами радиацион-

ного контроля. Дозовые нагрузки на персонал, уровни радиоактивного загрязнения

оборудования, территории, мощность дозы на прилегающей территории не превы-

сили пределов, установленных НРБ-99/2009.

В 2011 г. после проведения испытаний и пусконаладочных работ ОАО «МСЗ» вы-

дано разрешение на опытно-промышленную эксплуатацию производства «А» по пе-

реработке сырья и оборотов обогащением по урану-235 до 5 % в здании 205/3, кото-

рое должно заменить устаревшее производство, размещенное в корпусе 242.

В 2011 г. в рамках выполнения планов технического перевооружения ОАО «НЗХК»

центральная заводская лаборатория и научно-экспериментальный цех переведены в

новый комплекс зданий. В цехе производства ТВЭЛ и ТВС для исследовательских

реакторов проведена реконструкция, продолжилось обновление оборудования с за-

меной плоских емкостей. На участке по переработке урана обогащением до 5 % вы-

полнен монтаж и технологическое опробование линии производства таблеток в ча-

сти освоения таблетоукладчиков и транспортных коридоров. Проведено испытание

установки контроля внешнего вида таблеток.

Существующая система обеспечения ядерной и радиационной безопасности в

ОАО «МСЗ», ОАО «НЗХК» и ОАО «ЧМЗ» за отчетный период в основном соответствует

требованиям действующих норм и правил в области использования атомной энергии

и условиям действия лицензий Ростехнадзора и оценивается как удовлетворительная.

Эксплуатация промышленных реакторов

На ФГУП «ПО» Маяк» в 2011 г. на реакторе ЛФ-2 продолжался капитальный ре-

монт. С 15.12.2011 после капитального ремонта начался функциональный подъем

мощности. Системы контроля работали удовлетворительно. Замечаний по работе

основного оборудования не было.

ФГУП «ПО «Маяк» имеет лицензию Ростехнадзора на эксплуатацию промыш-

ленного реактора ЛФ-2 — № ГН-03-106-2446 от 01.11.2010.

Случаев нарушений пределов безопасной эксплуатации на реакторной установ-

ке «Руслан» в 2011 г. также не зафиксировано.

Случаев нарушений норм и условий обеспечения ядерной безопасности и ава-

рийного дозиметрического контроля на реакторных заводах ФГУП «ПО «Маяк» в

2011 г. зафиксировано не было.

Общее состояние ядерной и радиационной безопасности на промышленных ре-

акторах и других заводах ФГУП «ПО «Маяк» в 2011 г. можно охарактеризовать как

удовлетворительное.

На ОАО «СХК» два промышленных уран-графитовых реактора АДЭ-4 и АДЭ-5

эксплуатируются в режиме окончательного останова, в соответствии с лицензией

№ ГН-03-106-1912 от 31.10.2008, выданной Ростехнадзором.

Температура графитовой кладки реактора АДЭ-4 составляет 18-19 °С, реактора

АДЭ-5 — 17-18 °С, что значительно ниже контрольного уровня (50 °С).

По результатам проводимого в 2011 г. радиационного контроля превышений уста-

новленных Нормами радиационной безопасности значений контролируемых пара-

метров, зафиксировано не было.

Радиохимическое и химико-металлургическое производства

Радиохимические заводы (РХЗ) ОАО «СХК» и ФГУП «ГХК» осуществляли свою

деятельность в области использования атомной энергии в соответствии с условия-

ми действия лицензии Ростехнадзора. За отчетный период условия действия лицен-

зий в основном выполнялись.

Эксплуатация установок и оборудования велась в соответствии с действующей

нормативно-технической документацией. Замечаний по работе установок, обору-

дования, приборов контроля, средств автоматики не выявлено. Отклонений пара-

метров технологического процесса от установленных значений за отчетный период

не выявлено, технологическое оборудование работало без нарушений.

За отчетный период полученные дозовые нагрузки на персонал заводов и сто-

ронних организаций не превышали допустимых значений и находились ниже конт-

рольных уровней. Среднегодовые значения активности радиоактивных аэрозолей

в воздухе рабочей зоны, среднегодовые значения поверхностного радиоактивно-

го загрязнения контролируемых поверхностей не превышали установленных конт-

рольных уровней.

За отчетный период фактические значения выбросов радиоактивных веществ не

превышали нормы.

Существующая система обеспечения ядерной, радиационной безопасности за

отчетный период соответствует требованиям действующих норм и правил в обла-

сти использования атомной энергии и условиям действий лицензий и оценивается

как удовлетворительная.

Химико-металлургический завод (ХМЗ) ОАО «СХК» осуществляет свою деятель-

ность в соответствии с лицензией Ростехнадзора.

Ядерная и радиационная безопасность ХМЗ обеспечивались в соответствии с тре-

бованиями норм и правил в области использования атомной энергии.

Состояние существующей системы обеспечения ядерной и радиационной без-

опасности на ХМЗ ОАО «СХК» за отчетный период в основном соответствует тре-

бованиям действующих норм и правил в области использования атомной энергии и

условиям действия лицензии Ростехнадзора и оценивается как удовлетворительное.

Дозовые нагрузки на персонал не превышают основных пределов по

НРБ-99/2009. За отчетный период сбросы и выбросы радиоактивных веществ не

превышают установленных уровней.

Деятельность заводов ФГУП «ПО «Маяк» осуществлялась на основании выдан-

ных Ростехнадзором лицензий в соответствии с условиями их действия.

В 2011 г. на ФГУП «ПО «Маяк» разработаны «Контрольные уровни выбросов

вредных веществ в атмосферный воздух для заводов ПО «Маяк» на 2011 год».

Выпущены «Нормы сбросов предприятия в специальные промышленные водо-

емы на 2011 год», утвержденные техническим директором и согласованные с руко-

водителем РУ № 71 ФМБА России.

Введены в действие Контрольные уровни допустимой объемной активности воз-

духа, радиоактивного загрязнения поверхностей, индивидуальных доз облучения и

мощности дозы ионизирующего излучения на период до 01.01.2015 и нормы обра-

зования ТРО в подразделениях ФГУП «ПО «Маяк» на 2011 г.

Утверждены контрольные уровни радиоактивного загрязнения объектов окружа-

ющей среды зоны наблюдения за счет деятельности на период до 01.01.2013.

На заводе № 20 (химико-металлургическом) ФГУП «ПО «Маяк»:

в Ростехнадзоре получено изменение к лицензии завода № 20 № ГН-03-115-1639

от 28.02.2007 на эксплуатацию комплекса с ядерными материалами, предназначен-

ного для химико-металлургической переработки ядерных материалов — сооруже-

ние установки по переработке вод спецканализации и вод, содержащих среднеак-

тивные отходы;

с 01.05.2009 прекращен сброс ЖРО в водоем В-9 в соответствии с решением

№ ПТО-2793 от 06.04.2009, утвержденным директором по радиохимическому про-

изводству;

прекращен сброс гидратно-шламовой пульпы в водоем В-17.

На заводе № 22 ФГУП «ПО Маяк»:

действующих могильников нет;

в 2011 г. проводились работы по повышению состояния радиационной безопа-

сности при обращении с РАО и по сокращению сбросов ЖРО.

На заводе № 45 ФГУП «ПО «Маяк»:

в рамках решения задач по реконструкции системы обращения с ЖРО продол-

жались работы по НИОКР;

в рамках обращения с ТРО получено санитарно-эпидемиологическое заключе-

ние на транспортирование контейнеров с радиоактивными материалами и тверды-

ми РАО;

введены требования ОСПОРБ-99/2010 по обращению с ТРО;

уточнены требования по объему проведения экологического мониторинга за со-

стоянием подземных вод вокруг здания 212.

На заводе № 156 ФГУП «ПО «Маяк»:

проводились комиссионные осмотры могильников и хранилищ в соответствии с

графиками проверок технического состояния могильников и хранилищ ТРО;

проводился обязательный радиационный контроль при обращении с РАО;

проведены работы по реабилитации территорий хранилищ силами экологиче-

ской бригады завода № 22 и силами работников завода в соответствии с распоря-

жением от 29.08.2011 № В-120 «О создании бригады по реабилитации территории

хранилищ и могильников»;

составлен «План мероприятий по улучшению радиационной обстановки и по-

вышению уровня обеспечения радиационной безопасности», работы выполняются

в соответствии с установленными сроками.

На заводе № 235 ФГУП «ПО «Маяк»:

разработана и введена в действие приказом «Программа производственного контроля

опасных и вредных производственных факторов завода № 235. ПР 235.Д.005-2011»;

разработаны «Контрольные уровни допустимой объемной активности воздуха,

радиоактивного загрязнения поверхностей, индивидуальных доз облучения и мощ-

ности дозы ионизирующего излучения. КУРБ-235-2010»;

разработана и введена в действие новая производственная инструкция «Обраще-

ние с ТРО производства и эксплуатация могильников. ИП 235.Т.018-2010»;

на основании «Контрольных уровней выбросов радионуклидов и вредных хими-

ческих веществ в атмосферный воздух для предприятия в целом и для структурных

подразделений на 2011 год» выпущено распоряжение «Об установлении контроль-

ных уровней для структурных единиц завода на 2011 год».

Производства разделения изотопов

В 2011 г. ОАО «ПО «ЭХЗ» осуществляло свою деятельность по переработке ядер-

ных материалов в рамках лицензии Ростехнадзора № ГН-03-115-2014 от 11.02.2009.

В 2011 г. новые технологические процессы с использованием в них ядерных ма-

териалов не вводились.

ОАО «ПО ЭХЗ» выбрано в качестве производственной площадки для наработки

обогащенного уранового продукта для реакторов типа БН (ОУП-БН).

Все оборудование схемы наработки ОУП-БН размещено на производственных

участках, входящих в зону контроля блоков детектирования, имеющейся в зданиях

системы аварийной сигнализации о возникновении самоподдерживающейся цеп-

ной реакции (СЦР), удовлетворяющей требованиям ПБЯ-06-10-99.

Радиационный контроль при проведении работ по наработке ОУП-БН разрабо-

тан в соответствии с требованиями действующих норм и правил.

Работы по получению ОУП-БН не потребовали изменения установленного в по-

дразделениях ОАО «ПО ЭХЗ» класса работ с ураном и его соединениями.

На ОАО «ПО ЭХЗ» эксплуатируется установка по обесфториванию обедненного

гексафторида урана (ОГФУ).

Установка обесфторивания переводит ОГФУ в более безопасную для долговре-

менного хранения форму — закись-окись урана, что позволяет снизить темпы на-

копления отвального гексафторида урана на промышленной площадке ОАО «ПО

ЭХЗ».

В цехах и отделах проводится организационная работа по вопросам обеспечения

ядерной безопасности, разрабатываются планы организационно-технических ме-

роприятий по улучшению состояния ядерной безопасности. Проводится обследо-

вание рабочих мест и проверка выполнения персоналом норм и требований ядер-

ной безопасности при проведении работ, хранении урансодержащих веществ и ма-

териалов.

Радиационная безопасность на предприятии обеспечивается выполнением тре-

бований нормативной документации на всех стадиях обращения с источниками

ионизирующего излучения.

ОТЧЕТ О ДЕЯТЕЛЬНОСТИ ФЕДЕРАЛЬНОЙ СЛУЖБЫ ПО ЭКОЛОГИЧЕСКОМУ, ТЕХНОЛОГИЧЕСКОМУ И АТОМНОМУ НАДЗОРУ (2011 год) - часть 4