СХОЯТ Запорожской АЭС. В глобальном масштабе хранение отработавшего ядерного топлива атомных электростанций предусматривает создание постоянных долговременных хранилищ. Они должны полностью обеспечивать хранение отработавшего ядерного топлива на несколько тысяч лет: в течение этого времени топливо утратит свою остаточную радиоактивность.
План размещения СХОЯТ на промплощадке ЗАЭС. 1 — реакторное отделение, 2 — турбинное отделение, 3 — дизель-генераторные, 4 — блочные насосные станции, 5а, 5б — спецкорпус №1 и 2, 6 — хранилище радиоактивных отходов, 7 — объединенно-вспомогательный корпус, 8а, 8б — лабораторно-бытовой корпус № 1 и 2, 9 — административный корпус, контрольно-пропускной пункт №1, 10 — контрольно- пропускной пункт № 2, 11 — площадка СХОЯТ,12 — подводящий канал,13 — сбросной канал, 14 — брызгальные бассейны,15 — полномасштабный тренажер,16 — учебно-тренировочный центр
Но сегодня еще ни одно государство в мире не имеет полноценного постоянного хранилища, хотя работа над их созданием ведется. Это обстоятельство вынудило начать поиск вариантов хранения отработавшего топлива до тех пор, пока не будут сооружены постоянные хранилища.
Проектными решениями АЭС с ВВЭР-1000 был предусмотрен вывоз отработавшего ядерного топлива (после 3-х летней выдержки в бассейнах выдержки) в стационарное хранилище (Россия). Однако, еще при СССР стало ясно, что из-за ограниченных возможностей хранилища, отсутствия возможности его расширения, а также отсутствия возможности на ближайшую перспективу строительства завода по переработке отработавшего ядерного топлива возникнут проблемы с поддержанием жизнеспособности АЭС при неукоснительном обеспечении безопасной эксплуатации.
Законодательством России запрещен ввоз на ее территорию отработавшего ядерного топлива с АЭС иностранных государств для захоронения. Хранение продуктов переработки потребует создания специального хранилища, более дорогостоящего, чем проект СХОЯТ из-за дополнительных условий обеспечения безопасности хранения
Вывоз отработавшего ядерного топлива в Россию нецелесообразен также по причине необходимости возврата на Украину радиоактивных продуктов переработки отработавшего ядерного топлива.
В 1992 году начались поиски радикального изменения складывающейся ситуации для крупнейшей АЭС Украины — Запорожской, т. к. по прогнозам специалистов, из-за дефицита свободных ячеек в бассейнах выдержки уже к 1998 году пришлось бы остановить блоки ЗАЭС и таким образом оставить без электроэнергии четвертую часть населения и предприятий Украины. По согласованию с Госкоматомом Украины Запорожская АЭС объявила международный конкурс на лучший проект временного хранилища отработавшего топлива, и после тщательного анализа был выбран проект, основанный на технологии сухого вентилируемого контейнерного хранения компаний «Siera Nuclear Corporation» и «Duke Engineering & Services» (DE&S).
На основании сравнительного анализа возможных технологий хранения ОЯТ была избрана система сохранения топлива в бетонных вентилируемых контейнерах, установленных на бетонированной площадке (система ВКХ- ВВЭР), являющаяся адаптацией системы промежуточного хранения контейнеров VSC-24, использующейся на АЭС США и лицензированной Комиссией ядерного регулирования США. Данный выбор был обусловлен рядом весомых причин.
Технология фирмы DE&S была признана самой экологически безопасной, практичной, эффективной, рентабельной и наиболее отвечающей специфическим потребностям ЗАЭС, а именно:
1. Проект фирмы DE&S лицензирован в надзорных органах США и уже реализован на двух АЭС США.
2. Данный проект учитывает возможность изготовления компонентов СХОЯТ на предприятиях Украины из отечественных материалов (например, на Энергодарском заводе НСОиТ). Тип хранилища был утвержден решением Научно-технического Совета Госкоматома 12.01.95 г.
Обеспечение безопасности — основной принцип проектирования и эксплуатации системы СХОЯТ. При проектировании системы СХОЯТ был использован следующий подход:
— пассивное охлаждение. Охлаждение отработавших тепловыделяющих сборок при хранении в многоместных вентилируемых корзинах осуществляется за счет естественной конвекции воздуха;
— низкие уровни мощности доз излучении на площадке СХОЯТ.
— низкие индивидуальные дозы облучения.
— минимизация потенциального распространения радиоактивного загрязнения.
Минимизация потенциального распространения радиоактивного загрязнения достигается за счет того, что транспортно-технологические операции по загрузке и герметизация многоместных вентилируемых корзин выполняется в реакторном отделении энергоблока. Кроме того, при операциях с отработавшими тепловыделяющими сборками в системе вентилируемого контейнерного хранения для водо-водяных энергетических реакторов используется штатное транспортно-технологическое оборудование энергоблоков АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000. Данное транспортно- технологическое оборудование хорошо зарекомендовало себя в эксплуатации, надежно обеспечивает безопасность выполнения перегрузочных операций.
Простота технологических операций и процедур минимизирует возможность ошибки персонала. Дополнительное обеспечение безопасности достигается тем, что хранению в системе вентилируемого контейнерного хранения для водо-водяных энергетических реакторов подлежат только герметичные отработавшие тепловыделяющие сборки, то есть сборки, не имевшие выхода радиоактивности за пределы оболочек тепловыделяющих элементов выше установленных пределов за время работы в активной зоне и хранения в бассейне выдержки. Дальнейшие воздействия на оболочки тепловыделяющих элементов в процессе длительного сухого хранения в инертной гелиевой среде значительно ниже, чем при нахождении тепловыделяющих сборок в ядерном реакторе.
Транспортировка многоместных вентилируемых корзин в пределах реакторного отделения блока осуществляется в специальном перегрузочном контейнере, выполняющем следующие функции:
— биологическая защита персонала, участвующего в транспортировке;
— защита многоместных вентилируемых корзин от механических воздействий при транспортировке;
— защита наружной поверхности многоместных вентилируемых корзин от радиоактивного загрязнения, содержащегося в воде бассейна выдержки.
Многоместная вентилируемая корзина помещается в вентилируемый бетонный контейнер, который выполняет следующие защитные функции:
— отвод избыточного тепла от корзины;
— защита корзины от внешних климатических, механических и тепловых воздействий;
— биологическая защита персонала, обслуживающего СХОЯТ;
— обеспечение устойчивого вертикального размещения корзины с отработавшими тепловыделяющими сборками при транспортировке и хранении.
Загруженный вентилируемый бетонный контейнер устанавливается на специальной площадке хранения, которая располагается на охраняемой территории АЭС, имеет свой защитный рубеж (рис. 27.2) и обеспечивает следующие условия:
— предотвращение свободного доступа посторонних лиц в зону радиационного влияния СХОЯТ;
— устойчивость транспортных и грузоподъемных средств, используемых при транспортно-технологических операциях с контейнерами;
— отвод дождевых вод от СХОЯТ.
В соответствии с Контрактом между американской компанией DE&S, НАЭК «Энергоатом» и ОП ЗАЭС об оказании технических услуг СХОЯТ предназначено для хранения отработавшего ядерного топлива только Запорожской АЭС. Согласно требований контракта ОП ЗАЭС не имеет права принимать на хранение отработавшее ядерное топливо с других АЭС и передавать третьей стороне технологию хранения отработавшего ядерного топлива в СХОЯТ.
Площадка хранения с установленными бетонными контейнерами с ОТВС.
Согласно технологии вентилируемого контейнерного хранения на специальной бетонной площадке (фундаментной плите) размещаются контейнеры с отработавшим ядерным топливом. Каждый контейнер, в свою очередь, состоит из двух контейнеров-внутреннего и внешнего (рисунок ниже).
Внутренний контейнер — это многоместная герметичная корзина, рассчитанная на установку в нее 24 отработавших топливных сборок. Оболочка корзины имеет цилиндрическое сечение и выполнена из котловой углеродистой стали повышенной прочности толщиной 25,4 мм. Герметичность корзины достигается приваркой двух крышек: верхней и нижней. Контроль качества сварных швов проверяется путем проведения гидравлических испытаний, а также использованием современных методов диагностики. После удаления воды из корзины и ее окончательной сушки в корзину подается инертный газ- гелий. Инертная среда, полное отсутствие влаги и герметичность корзины надежно обеспечивают возможность длительного хранения отработавшего топлива.
Внешний контейнер — это вентилируемый бетонный контейнер, в который загружается многоместная герметичная корзина с отработавшим топливом.
Затем контейнер устанавливается на площадку хранения. Контейнер изготавливается по специальной технологии и представляет собой металлический цилиндр (облицовка) с бетонной оболочкой толщиной 686 мм. Бетонный контейнер выполняет защитные функции, обеспечивает теплоотвод от герметичной корзины с отработавшим топливом.
Схема системы хранения ОТВС в ВКХ-ВВЭР.
Для обеспечения контроля за безопасной эксплуатацией контейнеров на площадке хранения производится постоянный радиационный контроль.
Система вентилируемого контейнерного хранения обладает следующими преимуществами перед другими системами хранения отработавшего топлива в бетонных контейнерах:
— возможность хранения в корзине до 24 отработавших топливных сборок;
— легкость приспособления американской конструкции для хранения топливных сборок ВВЭР;
— пассивная конструкция. После того, как бетонные контейнеры с находящимися внутри отработавшими топливными сборками вынесены на наружную площадку хранения, отпадает потребность оснащения их какими- либо двигателями, насосами и клапанами, которые нужно будет своевременно включать и обслуживать. Единственное, что требуется-регулярный осмотр контейнеров;
— применение недорогих, широко распространенных материалов для бетонных контейнеров и корзин хранения. В конечном счете накопленный персоналом ЗАЭС опыт работы с системой позволит изготавливать их непосредственно на месте;
— минимальная подверженность персонала воздействию радиации. Так, перегрузку топливных сборок в корзину хранения, а затем в вентилируемый контейнер можно проводить в герметичном реакторном здании;
— вертикальное устройство вентилируемого контейнера хранения повышает эффективность естественной вентиляции;
— гибкость размещения. Американский вариант системы является единственной модификацией системы сухого хранения в бетонных контейнерах, допущенной Комиссией США по ядерному регулированию к применению на основании общей лицензии, привязанной к конкретной площадке.
Испытания транспортера для перевозки контейнеров с ОТВС фирмы «Duke Engineering & Services» на Запорожской АЭС.
В соответствии со статьей 40 Закона Украины «Об использовании ядерной энергии» было проведено 13 государственных экспертиз по ядерной и радиационной безопасности материалов и рабочего проекта СХОЯТ.
В соответствии с законодательством Украины также выполнены следующие экспертизы:
— санитарно-гигиеническая;
— на соответствие нормативным актам по пожарной безопасности;
— по охране труда;
— экологическая и т. д.
По всем государственным экспертизам получены положительные заключения.
В сентябре 1999 года Главной Государственной инспекцией по надзору за ядерной безопасностью была проведена проверка готовности СХОЯТ перед вводом в эксплуатацию, составлен Акт от 03.09.99 г.
Специалистами ОП ЗАЭС были разработаны мероприятия для устранения указанных в Акте замечаний, выполнялась периодическая отчетность по их устранению. По состоянию на сегодняшний день устранены все замечания.
В мае 2000 года после детального рассмотрения и анализа документов по обоснованию безопасности СХОЯТ Департаментом ядерного регулирования Министерства экологии и природных ресурсов Украины проект СХОЯТ Запорожской АЭС признан соответствующим существующим нормам и правилам ядерной и радиационной безопасности и современным мировым подходам по обеспечению ядерной и радиационной безопасности. На основании вышеизложенного Департамент счел возможным выдачу ОП ЗАЭС лицензии на эксплуатацию СХОЯТ.
Цикл транспортных операций по перемещению ОТВС из бассейнов выдержки энергоблоков на площадку промежуточного сухого хранения.
Действие лицензии определено в 2 этапа:
1-й этап действия лицензии — опытно-промышленная эксплуатация СХОЯТ на протяжении не менее 1 года при загрузке не более 3-х контейнеров.
2-й этап — промышленная эксплуатация, условием перехода к которой будут положительные результаты откорректированного по результатам опытно-промышленной эксплуатации отчета по безопасности СХОЯТ, технических обоснований безопасности энергоблоков ЗАЭС и полное успешное завершение сертификации оборудования СХОЯТ.
По результатам рассмотрения представленных материалов в соответствии с п. 1 решений Протокола заседания Государственной приемочной комиссии был составлен Акт готовности к вводу в эксплуатацию (комплексному опробованию по программе опытно-промышленной эксплуатации) пускового комплекса СХОЯТ Запорожской АЭС.
В случае реализации проекта СХОЯТ затраты ОП ЗАЭС на хранение отработавшего ядерного топлива снизятся более чем в 10 раз. Сэкономленные финансовые средства могут быть направлены на повышение безопасности и модернизацию оборудования энергоблоков ЗАЭС, на решение социально- бытовых вопросов города Энергодара.
Следует заметить, что ходе лицензирования ХОЯТ ЗАЭС, которое в соответствии с украинским законодательством проводилось на основе законов, норм и правил, действующих в Украине, выяснилось, что определенные требования норм и правил Украины и США различаются между собою. Кроме того, различается и практика применения аналогичных положений и требований в данных станах.
Несмотря на аналогичность требований правил США и Украины в отношении обеспечения ядерной безопасности систем хранения ОЯТ и требований к анализу ядерной безопасности таких систем существуют определенные различия, которые могут привести к существенным отличиям в реализации аналогичных проектов.
Различия в нормативных условиях обеспечения подкритичности ядерного топлива, загружаемого в контейнер хранения, привели к определенным осложнениям при лицензировании ХОЯТ Запорожской АЭС.
Необходимо при адаптации проектов объектов ЯТЦ и других ядерных установок, спроектированных в иных странах, уделять достаточное внимание процессу подтверждения того, что проект установки будет обеспечивать уровень безопасности не ниже, чем это требуется на основании законодательных и нормативных положений тех стран, в которых предполагается эксплуатация соответствующей установки.
СХОЯТ (ХОЯТ-2) Чернобыльской АЭС. На Чернобыльской атомной станции (ЧАЭС) хранение отработавших ТВС осуществляется в хранилище мокрого типа (ХОЯТ-1), в реакторах и в приреакторных бассейнах выдержки ОЯТ. Основываясь на текущих эксплуатационных процедурах, существующее промежуточное хранилище отработавшего ядерного топлива реакторов РБМК-1000 (ХОЯТ-1) в настоящее время полностью заполнено. Следует также учесть что проектный ресурс существующего хранилища ХОЯТ-1 истекает в 2016 году. В связи с этим возникла необходимость сооружения нового хранилища отработавшего ядерного топлива, которое обеспечит безопасное хранение отработавших тепловыделющих сборок (ОТВС) реакторов РБМК и поглощающих стержней.
Основной целью проекта является строительства промежуточного хранилища отработанного ядерного топлива реакторов ЧАЭС (ХОЯТ-2) для хранения там 25 000 ОТВС и 3 000 поглощающих стержней сроком до 100 лет. В состав проекта входят работы по проектированию, лицензированию, строительству, поставка оборудования, монтажные и пусконаладочные работы, испытания, разработка эксплуатационной документации и подготовка персонала. В объемы поставок включены расходные материалы для обеспечения эксплуатации объекта в течение 2 лет.
В 2003 году планируется завершение работ по этому проекту.
На конец 2000 года выполнены следующие этапы:
— поставлена, согласована и утверждена техническая документация;
— проведен тендер и заключен контракт с концерном-победителем;
— проектно-изыскательские работы по выбору площадки под строительство;
— разработана и проходит экспертизу технико-экономическая документация по выбору площадки под строительство;
— разработана программа лицензирования и сертификации;
— разработана техническая документация по подготовке площадки под строительство;
— начаты строительные работы по сооружению объекта.
В соответствии с комплексной программой вывода Чернобыльской АЭС из эксплуатации, сооружение и ввод ХОЯТ-2 является необходимым условием перехода ко второму этапу останова станции и окончательной выгрузке топлива из реакторов и приреакторных бассейнов выдержки.
Основанием для начала работ по проведению проекта являются: Меморандум о взаимопонимании между правительствами стран «Большой семерки», Комиссией Европейского Сообщества и Правительством Украины о закрытии Чернобыльской АЭС» от 20 декабря 1995 года, Соглашение о Гранте (Проект ядерной безопасности Чернобыльской АЭС) между Европейским банком реконструкции и развития, Правительством Украины и Чернобыльской атомной электростанцией» от 12 ноября 1996 года (ратифицировано Законом Украины «Про ратифікацію Угоди про грант…» от 18 марта 1997 года № 147/97-ВР), Контракт между Национальной атомной энергогенерирующей компанией «Энергоатом» и консорциумом во главе с фирмой FRAMATOME, в который также входят фирмы CAMPENON BERNARD и BOUYGUES, от 07 июля 1999 года № С-2/2/033 на сооружение ХОЯТ-2 на условиях «под ключ».
Проект финансируется организацией доноров из фонда «ядерной безопасности». Управление фондом осуществляется ЕБРР. Согласно требования ЕБРР фирмой FRAMATOME выбрана технология NUMOMS фирмы TRANSNUCLEAR Inc.
Контракт предусматривает соответствие украинским нормам и стандартам (НиС). При использовании американской технологии и оборудования, часть которого была спроектирована и изготовлена в Украине, были достигнуты согласования следующим образом:
– Для оборудования, спроектированного во Франции и изготовленного в Украине — использование западных спецификаций с подтверждением возможности их применения на Украине и при необходимости открытие «code case».
– Для оборудования, спроектированного и изготовленного во Франции — согласование с помощью украинских институтов.
– Для оборудования, спроектированного и изготовленного в Украине — применение непосредственно украинских НиС и подтверждение западной стороной возможности использования данной конструкции в проекте.
Принципиальная схема обращения с ОТВС и СУЗ на ХОЯТ-2.
На рисисунке выше показана принципиальная схема обращения с отработавшим ядерным топливом (ОТВС) и поглощающими стержнями на ХОЯТ-2 Чернобыльской АЭС.
С самого начала структура консорциума была ориентирована на вовлечение местной промышленности Украины (50 %):
— участие КИАЭП в исследованиях;
— строительные работы;
— изготовление контейнеров на заводе им, Фрунзе в г. Сумы;
— прочие виды работ.
Площадка сооружения ХОЯТ-2 расположена на расстоянии 2,5 км к юго-востоку от промплощадки ЧАЭС. При составлении контракта предусмотрены следующие проектные требования к ХОЯТ-2:
— сооружение «под ключ»;
— технология — «сухое» хранение;
— хранение ОТВС — 25 000 штук;
— хранение ОДП — 3 000 штук;
— срок хранения — 100 лет;
— производительность — не менее 2 500 ОТВС/год;
— срок службы строительных конструкций технологического здания — 100 лет;
— ресурс оборудования — 20 лет;
— соответствие требованиям нормативной документации, действующей в Украине.
Установка для обработки отработавшего ядерного топлива с проектным ресурсом 20 лет для подготовки отработавшего топлива к хранению обеспечивает выполнение следующих операций:
— отработавшие тепловыделяющие сборки (ОТВС) разрезают на верхний и нижний пучки, которые помещаются в герметичные картриджи, которые впоследствии загружаются в сухие экранированные контейнеры МШОМЗ;
Размещение катриджей в герметичном пенале. 1 — внешняя закрывающая крышка, 2 — внутренняя закрывающая крышка, 3 — защитная плита, 4 — кольцо захвата, 5 — оболочка сухого пенала, 6 — сборка патронов, 7 — дистанцирующая решетка, 8 — поддерживающий стержень.
— поглощающие стержни помещаются в картриджи и хранятся до отправки на хранение в хранилище радиоактивных отходов установки для обработки отработавшего ядерного топлива с проектным ресурсом 100 лет;
— подвесные штанги после отделения от ТВС или поглощающих стержней разрезаются на мелкие кусочки и складываются в стальные бочки.
После разрезки ОТВС на пучки ОЯТ помещается в герметично завариваемые картриджи. Затем картриджи помещаются в герметично завариваемую и заполненную инертным газом сухой пенал из нержавеющей стали. Таким образом обеспечиваются два барьера на пути распространения радиоактивных элементов в окружающую среду.
После упаковки отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) транспортируется в зону хранения ХОЯТ-2 и закладывается на хранение в бетонный модуль хранения (БМХ), который является третьим защитным барьером и обеспечивает защиту ОЯТ от внешних воздействий и уменьшает до допустимых пределов излучение от ОЯТ.
Схематичный вид бетонного модуля хранения (БМХ). 1 — вентиляционный канал, 2 — защитная дверь, 3 — ячейка пенала, 4 — пенал сухого хранения, 5 — опоры сухого пенала, 6 — плита-основание, 7 — вентиляционный канал.
Бетонные модули хранения (БМХ) скомпонованы по четыре в отдельных блоках, но в каждом обеспечивается независимая система теплоотвода остаточного энерговыделения ОЯТ за счет естественной конвекции воздуха, т. е. система охлаждения ОЯТ при хранении в БМХ пассивная и не зависит от электрического или механического оборудования. На рис. рис. 27.8 изображен схематичный вид бетонного модуля хранения (БМХ), а на рис. 27.9 внешний вид блока из 4-х модулей хранения.
С появлением проблемы выбора типа контейнера для длительного хранения ОТВС на АЭС Украины профессором Суховым А. С. из Севастопольского филиала Института поддержки эксплуатации АЭС была разработана альтернативная конструкция контейнера (рис. 27.10) на базе GNB — ЦКТИ, с системой пассивного отвода тепла от ОТВС окружающему воздуху на базе низкотемпературных тепловых труб. Указанная система позволила увеличить отвод тепла окружающему воздуху в четыре раза по сравнению со штатной системой теплоотвода.
Внешний вид блока из 4-х модулей хранения.
Указанная эффективность теплоотвода позволяет (как показали расчеты) не только увеличить вместимость контейнера до 24 и более ОТВС, но и осуществить загрузку ОТВС прямо из реактора а контейнер, без использования БВ, с последующим вывозом заполненного контейнера на открытую площадку-хранилище, находящуюся на территории АЭС.
В рассматриваемой технологии по использованию пассивной системы охлаждения (ПСО) предусматриваются два режима отвода тепла:
Первый режим — «мокрый». Это режим форсированного отвода тепла, когда в качестве теплоносителя между наружной поверхностью ОТВС и испарительной зоной НТТ используется вода, которой было заполнено межканальное пространство контейнера перед загрузкой ОТВС. Одновременно вода — теплоноситель выполняет функцию дополнительной биологической защиты.
Второй режим — «сухой». Это режим, когда после удаления воды- теплоносителя из контейнера методом вытеснения, последний заполняется газом-теплоносителем.
«Мокрый» режим используется на первом этапе хранения ОТВС. когда остаточные тепловыделения каждой сборки составляют Q= (6—2) кВт.
«Сухой» режим — при Q ≤ 2 кВт. Отвод тепла из контейнера осуществляется за счет естественной циркуляции теплообменивающихся сред.
Как показали исследования НАЭК «Энергоатом» производственная база на Украине позволяет изготавливать контейнеры согласно конструктивной схемы GNB — ЦКТИ, а с установкой на них предлагаемой системы ПСО не только упрощается и удешевляется хранение ОТВС, но и сокращаются перегрузочные операции. Доклад автора контейнера получил одобрение на Международной конференции МАГАТЭ в г. Вена 12 октября 1994 г. был признан как альтернативный контейнер для длительного хранения ОТВС, одновременно получен патент Украины №-20683А от 02. 09. 97 г.
Контейнер системой пассивного отвода тепла от ОТВС окружающему воздуху на базе низкотемпературных тепловых труб (НТТ).
Ключников А. А. и др. Радиоактивные отходы АЭС и методы обращения с ними. — 2005
