Обращение с отработавшим ядерным топливом. Отработавшее ядерное топливо, извлечнное из реакторов атомных подводных лодок и надводных кораблей, обладает высокой накопленной активностью. В одной тонне ОЯТ на момент извлечения из реактора содержится 950-980 кг урана-235 и урана-238, 5,5-9,6 кг плутония, а также небольшое количество альфа излучателей нептуний, америций, кюрий и другие трансурановые радионуклиды, активность которых в момент выгрузки достигает 26 тысяч Кюри на килограмм ОЯТ. Средняя удельная активность ОЯТ, которое находится в хранилищах Северного флота, по проверенным данным, составляет примерно 750 Кюри на килограмм.
На конец 2000 года на береговых и плавучих технических базах Северного флота сосредоточено 118 активных зон и ещ 130 активных зон находятся в реакторах АПЛ, выведенных из эксплуатации. Таким образом, на Северном флоте накоплено 248 активных зон, что составляет 99 тонн ОЯТ, активность которого равна около 74,5 млн. Кюри. Первоначально, по существующей концепции замкнутого топливного цикла, извлечнное из активной зоны реакторов ОЯТ выдерживалось в течение 5-10 лет в хранилищах бассейнового типа мокрых хранилищах, после чего загружалось в транспортные контейнеры и отправлялось на ПО Маяк для переработки на заводе РТ-1. Хранилищ бассейнового типа на Северном флоте было два в Гремихе и губе Андреевой.
После того, как оба хранилища были выведены из эксплуатации, ОЯТ хранится в сухих баках хранения и контейнерах в губе Андреевой, в Гремихе, на технологических судах, а также в реакторах АПЛ, выведенных из эксплуатации.
В Гремихе хранится также шесть активных зон, выгруженных из реакторов с ЖМТ, которые не подлежат переработке. В соответствии с принятой в бывшем СССР концепцией замкнутого цикла, вс корабельное отработанное ядерное топливо предполагалось перерабатывать. Технология этого процесса предусматривала растворение топливных стержней в специальном кислотном растворе, выделение урана и плутония.
В дальнешем уран использовался для производства свежего топлива для энергоблоков АЭС с реакторами типа РБМК. С целью создания перерабатывающего комплекса в середине 60-х годов был утверждн проект производства по регенерации ОЯТ на территории химкомбината Маяк, и началось строительство упомянутого выше завода РТ-1. В 1976 году состоялся пуск первой технологической линии по переработке ОЯТ энергетических реакторов типа ВВЭР, БН, некоторых научно-исследовательских установок, а также ОЯТ транспортных установок АПЛ и атомных ледоколов.
Подвоз топлива на РТ-1 осуществлялся железнодорожным транспортом, и первый эшелон от Северного флота в составе 9 вагонов был отправлен в Челябинск-65 из Мурманска в 1973 году впоследствии состав эшелонов доходил до 22 вагонов. Хранилища отработанного ядерного топлива находились в губе Андреевой и Гремихе, железнодорожного сообщения с которыми не существовало. Поэтому для организации вывоза топлива на хк Маяк было необходимо провести следующие мероприятия 1. Организовать пункты перегрузки контейнеров с отработанным ядерным топливом на суда технологического обслуживания Северного флота. 2. Подготовить суда технического обслуживания для доставки контейнеров с отработанным ядерным топливом из Гремихи и губы Андреевой в пункт перевалки.
В качестве возможных мест перевалки рассматривалось 4 варианта. В итоге, остановились на районе г. Мурманска нижней Росте территория флотского склада воинской части 31326. Этому в немалой степени способствовало наличие запасных железнодорожных путей, примыкающих к воинской части 31326 завода Севморпуть, и интерес развивающейся поблизости 92-ой базы Мурманского морского пароходства ныне РТП Атомфлот.
V.