Приреакторные хранилища ОЯТ
Приреакторные хранилища ОЯТ ВВЭР-1000
Хранение облученного топлива ВВЭР-1000 первые 3-5 лет осуществляется в приреакторном бассейне, расположенном в центральном зале реакторного блока в непосредственной близости от реактора.
Перегрузка ОЯТ в приреакторный бассейн выдержки производится на остановленном реакторе через специальный бассейн перегрузки, который функционирует только в период остановки реактора, и перед началом плановой перегрузки бассейн перегрузки заполняется борированой водой и соединяется с бассейном хранения и реактором. Перегрузка осуществляется с использованием перегрузочной машины, которая под защитным слоем воды извлекает сборки из активной зоны реактора и передает их в хранилище. Принципиальная компоновочная схема приреакторного бассейна выдержки ОЯТ ВВЭР-1000 представлена на рисунке 2.
Общий объем приреакторного бассейна выдержки ОЯТ ВВЭР-1000 составляет 1100 м3 и разделен на 3 отсека. Первый отсек и половина второго заняты основным стеллажом для ОТВС. Кроме того, во втором отсеке размещается стеллаж для свежих сборок, куда они помещаются перед загрузкой в реактор. В третьем отсеке устанавливается запасной стеллаж для аварийной выгрузки активной зоны. При проектировании суммарная емкость бассейна выдержки принята исходя из возможности одновременного размещения в нем 2,5 активных зон реактора (три годовых перегрузки плюс аварийная выгрузка зоны)
165 т урана. Отработавшие герметичные ТВС устанавливаются в ячейки стеллажей бассейна выдержки. В стеллажах предусмотрены ячейки для установки в них герметичных пеналов с дефектными (негерметичными) ТВС. Шаг между ячейками 400 мм по равностороннему треугольнику [2].
Качество воды в бассейне определяется установленными нормами. Вели-чина рН должна быть выше 4,3, концентрация хлор- и фтор-ионов не должна превышать 100 мкг/кг, концентрация борной кислоты (при перегрузках ОЯТ ВВЭР) не менее 12 г/л. Двухступенчатая система водоочистки поддерживает прозрачность воды на уровне не менее 90% [2].
Рисунок 2. Принципиальная компоновочная схема приреакторного бассейна выдержки ОЯТ ВВЭР-1000.
1 — кран круговой электрический г/п 320+160/2+70;
2 — траверса контейнера для отработавшего топлива;
3 — штанга для контейнера; 4 — транспортный контейнер;
5 — стеллажи бассейна выдержки; 6 — перегрузочная машина.
Приреакторные хранилища ОЯТ РБМК-1000
Бассейн выдержки для ОТВС РБМК-1000 состоит из двух изолированных по воде отсеков, каждый из которых представляет собой открытую ёмкость из железобетона объёмом
750м3 с габаритными размерами (10700 х 4200 х 17520) мм, облицованную с внутренней стороны листовой нержавеющей сталью марки XI8HI0T толщиной 3 мм, а снаружи – углеродистой сталью. В каждом из отсеков имеется по 71 щели длиной 2 м, для установки в них ОТВС. Принципиальная компоновочная схема приреакторного бассейна выдержки ОЯТ РБМК-1000 представлена на рисунке 3.
Рисунок 3. Принципиальная компоновочная схема приреакторного бассейна выдержки ОЯТ РБМК-1000.
1 – реактор; 2 – разгрузочно-загрузочная машина; 3 – мостовой кран;
4 – бассейн выдержки; 5 – пеналы для хранения отработавшего топлива;
6 – вагон-контейнер ТК-8 для вывоза ОЯТ из БВ; 7 – вагон-контейнерная;
8 – загрузочная шахта; 9 – центральный зал.
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
Очевидно, что для дальнейшего развития атомной энергетики при отсутствии решения о переработке или окончательном удалении отработавшего ядерного топлива из сферы человеческой деятельности, необходима рациональная и эффективная инфраструктура хранения ОЯТ.
Создание АЭС с реакторами нового типа и использованием ТВС нового поколения со значительным увеличением выгорания потребует проведение дополнительных исследований, связанных с определением минимального времени выдержки в мокрых хранилищах (обеспечение безопасности при транспортировании), а также определением допустимых безопасных сроков мокрого и сухого хранения ОЯТ.
При любом возможном сценарии развития атомной энергетики в России до начала радиохимической переработки и/или захоронении ОЯТ, хранение ОЯТ будет оставаться ее обязательным и необходимым условием [1].
Источник
ХРАНЕНИЕ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ ПРЕПРИНТ
1 ГОСУДАРСТВЕННАЯ КОРПОРАЦИЯ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ «РОСАТОМ» Открытое акционерное общество «ВОСТОЧНО-ЕВРОПЕЙСКИЙ ГОЛОВНОЙ НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ И ПРОЕКТНЫЙ ИНСТИТУТ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ ТЕХНОЛОГИЙ» (ОАО «ГОЛОВНОЙ ИНСТИТУТ «ВНИПИЭТ») В.И. Калинкин, В.Г. Крицкий, А.И. Токаренко, Н.С. Тихонов, Н.В. Размашкин, А.Л. Серова, А.Н. Балицкая ХРАНЕНИЕ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ ПРЕПРИНТ Санкт-Петербург 2009
2 РЕФЕРАТ 2 Обзор содержит 124 стр., 51 рис., 9 табл., 33 лит. ссылки. Ключевые слова: отработавшее ядерное топливо (ОЯТ), отработавшие ТВС, обращение с ОЯТ, накопление ОЯТ, хранение ОЯТ, хранение в водозаполненных бассейнах (мокрое хранение), сухое хранение ОЯТ, контейнеры для транспортирования и хранения ОЯТ, приреакторные хранилища, отдельностоящие хранилища ОЯТ, сухие контейнерные хранилища, сухое хранилище камерного типа. В обзоре представлены принципиальные схемы обращения с отработавшим ядерным топливом энергетических реакторов после выгрузки его из реактора, приведена оценка накопления ОЯТ для российских АЭС. Подробно рассмотрена технология хранения ОЯТ в водозаполненных бассейнах на примере российских АЭС. Обзор основных технологий сухого хранения ОЯТ проведен на основе отечественной и зарубежной литературы. Принципиально выделены следующие основные типы технологий сухого хранения ОЯТ: технология контейнерного хранения и технология камерного хранения. Рассмотрены различные типы контейнеров для сухого хранения и варианты камерных хранилищ. Обозначены проблемы и намечены перспективы перевода ОЯТ энергетических реакторов АЭС Российской Федерации с мокрого на сухое хранение.
3 СОДЕРЖАНИЕ 3 ОБОЗНАЧЕНИЯ И СОКРАЩЕНИЯ. 4 ВВЕДЕНИЕ ОБРАЩЕНИЕ С ОЯТ. ПРИНЦИПИАЛЬНЫЕ РЕШЕНИЯ НАКОПЛЕНИЕ ОЯТ ХРАНЕНИЕ ОЯТ В ВОДОЗАПОЛНЕННЫХ БАССЕЙНАХ Приреакторные хранилища Приреакторные хранилища ОЯТ ВВЭР Приреакторные хранилища ОЯТ РБМК Приреакторные хранилища ОЯТ БН Приреакторные хранилища ОЯТ АМБ Приреакторные хранилища ОЯТ ЭГП Отдельностоящие хранилища ОЯТ Промежуточное хранилище ОЯТ ВВЭР-1000 на Нововоронежской АЭС Промежуточное хранилище отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ) на АЭС с ректорами РБМК Хранилище ОЯТ на площадке ПО «Маяк» Хранилище отработавшего топлива ВВЭР-1000 (ХОТ-1) ФГУП «ГХК» СУХОЕ ХРАНЕНИЕ ОЯТ Основные технологии сухого хранения ОЯТ Сухое контейнерное хранение Хранение ОЯТ в камерах Реализация на практике технологии сухого хранения ПЕРСПЕКТИВЫ И ПРОБЛЕМЫ ПЕРЕВОДА ОЯТ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ С МОКРОГО НА СУХОЕ ХРАНЕНИЕ СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ. 120
4 ОБОЗНАЧЕНИЯ И СОКРАЩЕНИЯ 4 АМБ — атомный мирный большой; АЭС — атомная электрическая станция; БВ — бассейн выдержки; БН — реактор на быстрых нейтронах; БОС — барабан отработавших сборок; ВВЭР — водо-водяной энергетический реактор; ГХК — Горно-химический комбинат; ЗДК — защитно-демпфирующий кожух (составная часть ТУК-109); ЗЯТЦ — замкнутый ядерный топливный цикл; КГО — контроль герметичности оболочек; КИПиА — контрольно-измерительные приборы и автоматика; ЛАЭС — Ленинградская АЭС; МАГАТЭ — международное агентство по атомной энергии; МБК — металлобетонный контейнер; МОКС — смешанное оксидное (уран-плутониевое) топливо; МЭД — мощности экспозиционной дозы; НВ АЭС — Нововоронежская АЭС; ОСХОТ — Отдельно стоящее хранилище отработавшего топлива; ОТВС — отработавшая ТВС; ОЯТ — отработавшее ядерное топливо; ПД — продукты деления; ПС СУЗ — поглощающий стержень системы управления и защиты; ПТ — пучок твэлов; РАО — радиоактивные отходы; РБМК — реактор большой мощности канальный; РЗМ — разгрузочно-загрузочная машина; РТ — регенерация топлива; РУ — реакторная установка; РФ — Российская Федерация; СВП — стержни выгорающего поглотителя; СУЗ — система управления защитой; СРК — система радиационного контроля; ТВС — тепловыделяющая сборка; Твэл — тепловыделяющий элемент;
5 ТК — транспортный контейнер; ТУК — транспортный упаковочный комплект; УКХ — упаковочный комплект хранения; ФЦП — Федеральная целевая программа; ХОТ — хранилище отработавшего топлива (на ГХК); ХОЯТ — хранилище отработавшего ядерного топлива (на АЭС); ЦЗ — центральный зал; ЦКХ — централизованное контейнерное хранилище; ЭГП — энергетический графитовый петлевой реактор; ЯТЦ ядерный топливный цикл; ЯЭУ ядерная энергетическая установка 5
6 ВВЕДЕНИЕ 6 Федеральная целевая программа «Развитие атомного энергопромышленного комплекса на годы и на перспективу до 2015 года» ориентирована на дальнейшее развитие атомной энергетики на базе энергоблоков с реакторами ВВЭР. Согласно базовому варианту этой программы осуществляется достройка и ввод в действие блоков высокой степени готовности, проводятся мероприятия по модернизации энергоблоков и продлению их срока эксплуатации на 15 лет. Начиная с 2013 года, предполагается ежегодный ввод 2 ГВт установленной мощности АЭС на базе оптимизированных серийных энергоблоков с РУ типа ВВЭР. В 2012 г. предусмотрен ввод в эксплуатацию быстрого реактора БН-800 в качестве пилотной установки для освоения МОКС топлива и для отработки отдельных элементов замкнутого ядерного топливного цикла. На сегодняшний день в России функционируют 10 атомных станций, основная часть которых расположена в европейской части страны. Действующие энергоблоки поставляют для внутреннего и внешнего рынка около 17% всей производимой в стране электроэнергии. Остановлены для вывода из эксплуатации 1 и 2 энергоблоки с реакторами типа ВВЭР-440 на Нововоронежской АЭС и 1 и 2 энергоблоки с реакторами АМБ на Белоярской АЭС. Отработавшее ядерное топливо энергетических реакторов РФ включает в себя ОЯТ реакторов РБМК-1000, ВВЭР-1000, ВВЭР-440, БН-600, ЭГП и АМБ. Для ОЯТ реакторов ВВЭР-440 и БН-600 реализован замкнутый топливный цикл. Осуществляется временное хранение в течение 3 лет в приреакторных бассейнах, а затем вывоз с территории АЭС для переработки на ПО «Маяк». Для ОЯТ остальных реакторов (ВВЭР-1000, РБМК-1000, АМБ, ЭГП) принято отложенное решение [1]. Хранение ОЯТ осуществляется в приреакторных бассейнах выдержки, пристанционных хранилищах, в централизованном хранилище на «ГХК» (ВВЭР-1000). Ведется строительство централизованного сухого хранилища камерного типа на «ГХК» (для долговременного — 50 лет — хранения ОЯТ РБМК-1000 и ВВЭР-1000). ОТВС РБМК-1000 хранятся на АЭС в водной среде в приреакторных БВ и отдельно стоящих ХОЯТ. В настоящее время на хранении в приреакторных бассейнах и ХОЯТ находятся ОТВС с выгоранием от нескольких сотен МВт сут/тu до МВт сут/тu. Для перспективных модификаций ОТВС РБМК-1000 проектная глубина выгорания будет составлять МВт сут/тu, а максимальная проектная глубина выгорания топлива (в точке) МВт сут/тu.
7 7 ОТВС ВВЭР-1000 после работы в реакторе выгружаются на хранение в приреакторные бассейны выдержки, а затем, после определенного времени выдержки, транспортируются в мокрое хранилище ХОТ-1 ФГУП «ГХК». В основном, в настоящее время из реактора выгружаются ОТВС ВВЭР с начальным обогащением топлива по урану- 235 (3,53; 3,90; 4,23) мас.% с глубиной выгорания ГВт сут/тu. Техническими условиями на новые типы ТВС установлено максимально допустимое выгорание топлива 55 ГВт сут/тu. Согласно проектным данным по новым типам ТВС обогащение топлива по урану-235 может достигать 5,0 мас.%, глубина выгорания 68 ГВт сут/тu, масса топлива в ТВС 549,3 кг. В перспективном проекте реакторной установки «АЭС-2006» максимальная глубина выгорания принята 70 ГВт сут/тu. Хранение ОТВС реакторов АМБ осуществляется как в приреакторных бассейнах выдержки Белоярской АЭС так и в хранилище ОЯТ на ПО «Маяк». Хранение ОТВС на ПО «МАЯК» в количестве 2227 шт. осуществляется в БВ (зд.101а) в 131 чехле тип К чехлов изготовлены из углеродистой стали (Ст.3) и 3 чехла из нержавеющей стали. С 1999 по 2002 г. все чехлы из углеродистой стали были помещены в защитные пеналы из нержавеющей стали. На Белоярской АЭС отработавшие ТВС реакторов АМБ хранятся в двух бассейнах выдержки. ОТВС хранятся в БВ-1 и БВ-2 в 17 местных и/или 35 местных чехлах (кассетах) и одноместных пеналах ( 73 и 133 мм). Хранение выгруженных из реакторов ОТВС реакторов ЭГП осуществляется в трех, реконструированных под уплотненное хранение, общестанционных бассейнах выдержки суммарной вместимостью 6520 мест хранения. Согласно принятой технологии загрузка ОТВС из реактора производится последовательно в каждый из трех БВ. После полного заполнения и выдержки в течение года бассейн выдержки осушается и дальнейшая загрузка осуществляется в следующий БВ. ОТВС для хранения в БВ помещаются в сухие пеналы 108х4 мм. Пеналы с ОТВС заполнены азотом. Перегрузка топлива из реактора в БВ выполняется на остановленном реакторе. Бассейны выдержки расположены в центральном зале между шахтами реактора. Каждый бассейн имеет длину 11,4 м; ширину 5,0 м и глубину 10,5 м. Энерговыработка выгружаемых ТВС с композицией UMo составляет 230±30 МВт сут/твс; энерговыработка выгружаемых ТВС с композицией UO 2-350±50 МВт сут/твс. Максимальная мощность выгружаемых ТВС квт. Остаточное тепловыделение через 1 год, 3 года и 10 лет после выгрузки из реактора составляет, соответственно, 65, 35 и 22 Вт.
8 1 ОБРАЩЕНИЕ С ОЯТ. ПРИНЦИПИАЛЬНЫЕ РЕШЕНИЯ 8 Обращение с отработавшим ядерным топливом в России определяется действующими российскими законами, нормативной документацией в области атомной энергии с учетом рекомендаций и правил МАГАТЭ: Федеральный закон «Об использовании атомной энергии» с дополнениями; Федеральный закон «Об охране окружающей природной среды» с дополнениями; Федеральный закон «О радиационной безопасности населения»; Федеральный закон «О санитарно — эпидемиологическом благополучии населения»; Федеральный закон «О недрах»; Федеральный закон «О специальных экологических программах реабилитации радиационно-загрязненных участков территорий»; Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века (одобрена Правительством РФ, протокол 17 от г.); Концепция развития здравоохранения и медицинской науки в Российской Федерации (одобрена постановлением Правительства РФ от ); Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99), СП [2]; Нормы радиационной безопасности (НРБ-99), СП [3]; Общие положения обеспечения безопасности объектов ядерного топливного цикла (ОПБ ОЯТЦ), НП [4]; Правила безопасности при хранении и транспортировании ядерного топлива на объектах использования атомной энергетики, НП [5]; Пункты сухого хранения отработавшего ядерного топлива. Требования безопасности, НП [6]. Схема обращения с ОЯТ энергетических установок, реализуемая в настоящее время предусматривает: радиохимическую переработку ОЯТ реакторов ВВЭР-440, БН-600 на заводе РТ-1 ПО «Маяк» после мокрого хранения на АЭС; временное хранение ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 в централизованном хранилище «мокрого» типа на ФГУП «ГХК» после выдержки на АЭС;
9 9 временное хранение ОЯТ реакторов РБМК-1000 в хранилищах «мокрого» типа и в контейнерах на территории АЭС; временное хранение ОЯТ реакторов ЭГП-6 Билибинской АЭС и АМБ Белоярской АЭС на территории АЭС. ВВЭР-440 БН-600 Бассейны выдержки ВВЭР-1000 Бассейны выдержки РБМК-1000 ЭГП-6 Бассейны выдержки на АЭС ХОЯТ-1 ПО «МАЯК» Бассейны выдержки МОКРОЕ СУХОЕ ХОТ-1 ГХК Реконструкция с 6000 до 8600 тu ХОЯТ АЭС Отделения разделки на АЭС Отделения разделки на АЭС ГХК Пусковой комплекс 8600 тu Первая очередь тu Вторая очередь тu Контейнерные площадки на АЭС ПО «МАЯК» Завод РТ-1 ХОЯТ тu ГХК Завод по переработке ОЯТ Современное состояние проблемы обращения с ОЯТ можно назвать как неполная реализация частично замкнутого топливного цикла. В 2006 г. принята Федеральная целевая программа «Развитие атомного энергопромышленного комплекса на годы и на перспективу до 2015 года», ориентированная на дальнейшее развитие атомной энергетики на базе энергоблоков с реакторами ВВЭР. Одновременно с ней должна выполняться и программа обращения с ОЯТ, входящая составной частью в ФЦП «Ядерная и радиационная безопасность России на г.г. и на перспективу до 2020 г.», утвержденная Правительством в 2007 г. Схема обращения с ОЯТ энергетических реакторов представлена на рисунке 1 [7]. Опытнодемонстрационный центр АМБ 100 АМБ 200 Бассейны выдержки на АЭС Объекты подземной изоляции Рисунок 1 — Схема обращения с ОЯТ энергетических реакторов
10 10 Переработка уранового ОЯТ российских АЭС с реакторами типа ВВЭР-440, БН-600 осуществляется на заводе РТ-1 ФГУП «ПО «Маяк». Все операции по обращению с ОЯТ реакторов РБМК-1000 и ВВЭР-1000 предусматривается сосредоточить на ФГУП «ГХК», где с 1985 г. эксплуатируется мокрое хранилище емкостью 6 тыс. тонн и ведется строительство сухого хранилища емкостью 38 тыс. тонн. Для логического завершения этой технологической цепочки планируется строительство опытно-демонстрационного центра для отработки технологии нового завода по переработке ОЯТ с производством МОКС-топлива. Для этого проекта в России разрабатывается технология переработки ОЯТ, принципиально отличающаяся от известных технологий. Для уранового ОЯТ российских АЭС с реакторами типа ВВЭР-440, БН-600 не будет существовать проблем с переработкой на заводе РТ-1 ФГУП «ПО «Маяк» как до, так и после модернизации последнего. Наиболее значимые объемы ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 и РБМК-1000 в настоящее время не перерабатываются и находятся на хранении в приреакторных бассейнах выдержки, промежуточных хранилищах на АЭС и централизованном хранилище в здании 1 на ГХК, которые близки к заполнению. Предел емкости этих хранилищ может наступить к 2010 году. Особенно острой проблемой является хранение отработавшего топлива реакторов РБМК.
11 2 НАКОПЛЕНИЕ ОЯТ 11 В России действуют 6 блоков реакторов ВВЭР-440 с годовой выгрузкой ОЯТ 87 тонн (что соответствует
700 ОТВС). Для них по урану реализован замкнутый ядерный топливный цикл (ЗЯТЦ): после выдержки в приреакторных бассейнах (БВ) в течение 3-5 лет ОЯТ ВВЭР-440 вывозится в транспортных упаковочных комплектах ТУК-6 на переработку на завод РТ-1 в соответствии с темпами образования ОЯТ. Количество ОТВС ВВЭР-440, хранящихся в БВ на блоках, не превышает 20-25% от емкости БВ. Негерметичные ОТВС ВВЭР-440 (количество которых в настоящее время составляет 60 штук) хранятся в отдельных пеналах в БВ на АЭС. В реакторе БН-600 ежегодно образуется 6,2 тонны ОЯТ (
120 ОТВС), которое после выдержки направляется на переработку на завод РТ-1. Для ОЯТ данного типа также реализован ЗЯТЦ по урану. В настоящее время в БВ АЭС хранится 41 тонна ОЯТ (765 ОТВС),
4 ОТВС негерметичны. Два реактора АМБ остановлены в 1989г. ОЯТ выгружено из реакторов и в настоящее время хранится в чехлах в приреакторных БВ (190 тонн ОЯТ в 5000 ОТВС) и в хранилище ПО «Маяк» (76 тонн ОЯТ, 2000 ОТВС). На 7 блоках реакторов ВВЭР-1000 в России ежегодно образуется 190 тонн ОЯТ (что соответствует
380 ОТВС). Для реакторов ВВЭР-1000 ядерный топливный цикл не является замкнутым: ОЯТ после выдержки в течение 3-5 лет в приреакторных бассейнах вывозится (в ТУК-10 или ТУК-13В) с АЭС в централизованное хранилище на ГХК. Решение вопроса о переработке ОЯТ связано с модернизацией завода РТ-1 и созданием завода РТ-2. Негерметичные ОТВС ВВЭР-1000 в количестве 50 штук хранятся в отдельных пеналах в приреакторных бассейнах. Ежегодно на 11 российских реакторах РБМК-1000 образуется тонн ОЯТ (что соответствует ОТВС). Для реакторов РБМК реализуется открытый ЯТЦ: ОЯТ хранится на АЭС в водной среде в приреакторных БВ и отдельно стоящих ХОЯТ; переработка ОЯТ не производится.
12 12 Согласно принятой технологии обращения с ОЯТ энергетических реакторов на всех станциях существуют приреакторные хранилища, в которых осуществляется предварительная выдержка ОЯТ (до 3 лет). После чего в зависимости от типа ОЯТ осуществляется передача ОЯТ либо на переработку (ОЯТ реакторов БН-600 и ВВЭР-440), либо на дальнейшее хранение. Отработавшее ядерное топливо реакторов ВВЭР-1000 вывозится на хранение в мокрое хранилище ХОТ-1 (ФГУП «ГХК»), либо в промежуточное хранилище ОЯТ, расположенное на территории АЭС (ОТВС ВВЭР блока Нововоронежской АЭС). Отработавшее ядерное топливо реакторов ЭГП находится на хранении в приреакторных бассейнах Билибинской АЭС; ОЯТ реакторов АМБ находится на хранении в двух бассейнах выдержки Белоярской АЭС, а также в хранилище ОЯТ на ПО «Маяк». Данные о типах и количестве ОТВС в хранилищах ОЯТ на АЭС приведены в таблице 1. В мокром хранилище ОЯТ (ХОТ-1) на ГХК на хранении находится около ОТВС ВВЭР-1000, из них более 5200 ОТВС с зарубежных АЭС (Украина, Болгария).
13 13 Таблица 1 — Типы и количество ОТВС в хранилищах ОЯТ на АЭС АЭС Обогащение, % Блок 1 Количество ОТВС в хранилищах ОЯТ, шт. Блок Блок Блок Блок ХОЯТ Количество негерметичных ОТВС, шт. Балаковская АЭС 1,6 4, на Белоярская АЭС* Блок 3-4 на Билибинская АЭС 3 3, на Волгодонская АЭС 2,4 3, на Калининская АЭС 1,3 4, на Кольская АЭС** 1,6 4, на Курская АЭС 1,8 3, на Ленинградская АЭС 1,6 2, на Нововоронежская АЭС*** 2,4 4, на Смоленская АЭС 2,0 2, на * Отгружено на НПО «Маяк» за год 347 ОТВС, из них 172 негерметичных. ** Отгружено на НПО «Маяк» за год 219 ОТВС, из них 26 негерметичных. *** Отгружено на НПО «Маяк» за год 176 ОТВС, из них 29 негерметичных.
14 3 ХРАНЕНИЕ ОЯТ В ВОДОЗАПОЛНЕННЫХ БАССЕЙНАХ 14 Хранение отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) является одним из завершающих этапов топливного цикла АЭС. Хранение ОЯТ должно обеспечивать снятие остаточного тепловыделения ОТВС, защиту персонала и окружающей среды от ионизирующего излучения и выхода радиоактивных веществ в окружающую среду, физическую защиту отработавшего топлива. Этим требованиям в полной мере отвечает хранение ОЯТ в водной среде (мокрый способ хранения), при котором происходит снижение остаточного тепловыделения до 2 10 квт на ОТВС (уровень при котором возможно дальнейшее обращение с отработавшим топливом) и распад наиболее активных короткоживущих радионуклидов, таких как иод-131, ксенон-133 и др. Время необходимое для этого составляет 1 3 года в зависимости от типа ядерного топлива. Мокрое хранение ОЯТ энергетических реакторов осуществляется в приреакторных бассейнах выдержки, промежуточных хранилищах и отдельно стоящих хранилищах ОЯТ. Многолетний опыт мокрого хранения ОЯТ доказал его надежность и удобство, особенно для уменьшения уровня радиационных нагрузок и тепловыделения отработавшего топлива непосредственно после выгрузки из реактора. Мокрое хранение позволяет осуществлять непосредственный контроль состояния топлива, его наличие. Параметры воды поддерживаются с помощью простых и надежных технологий. Вода обеспечивает необходимую биологическую защиту при хранении ОЯТ и выполнении технологических операций по загрузке топлива и выгрузке его из бассейнов. Все мокрые хранилища ОЯТ в России — это железобетонные конструкции, облицованные нержавеющей сталью. Топливо в них хранится либо на дне бассейна (в чехлах или стеллажах ОЯТ ВВЭР и БН), или подвешено на металлическом перекрытии (ОЯТ РБМК). Основные требования, предъявляемые в России ко всем типам хранилищ [8] — обеспечение ядерной безопасности при хранении и проведении транспортнотехнологических операций с отработавшим топливом; — обеспечение радиационной безопасности персонала и защита окружающей среды; — контроль отвода остаточного тепловыделения, гарантия целостности топливной оболочки и сохранности топлива в хранилище. Кроме этого, в соответствии с действующей в Российской Федерации нормативной документацией по безопасности к хранилищам ОЯТ предъявляются следующие технологические требования:
15 15 — контроль за сохранением топлива, организация охраны, обеспечение гарантии сохранности топлива в хранилище; — исключение выброса радиоактивных веществ за пределы хранилищ в окружающую среду; твэлами. — возможность вывоза топлива из хранилищ; — рациональная организация хранения отработавшего топлива с дефектными Наряду с общими требованиями, предъявляемыми к хранилищам ОЯТ, к мокрым хранилищам предъявляются дополнительные требования: — охлаждение воды в хранилище до температуры, не превышающей 50 С, с отводом остаточного тепла от ОЯТ; — очистка воды от радиоактивных веществ, попадающих в воду с поверхностными загрязнениями продуктами коррозии, а также продуктами деления из поврежденных (негерметичных) твэлов; — обеспечение необходимой прозрачности при проведении дистанционных перегрузочных операций под водой; — предотвращение возможности утечки воды в окружающую среду и организованный сбор возможных протечек. Радиационная безопасность и охрана окружающей среды обеспечиваются также: — размещением хранилища в санитарно-защитной зоне АЭС или радиохимического завода; — зональной компоновкой помещений хранилища с организацией санпропускника и саншлюза; — сбором и удалением жидких и твердых радиоактивных отходов; — системой дезактивации транспортно-технологического оборудования; — радиационным контролем внутри и за пределами хранилища. При проектировании хранилищ в соответствии с требованиями нормативной документации, учитываются возможные аварийные ситуации, связанные, как с воздействием внешних факторов (землетрясение, ураган, наводнение и т.п.), так и возникающие из-за отказов в работе оборудования систем важных для безопасности, ошибок персонала и др. Особое внимание, с точки зрения обеспечения ядерной и радиационной безопасности, уделяется аварийным ситуациям, связанным с так называемым «зависанием» топлива (т.е. нахождением топлива свыше установленного регламентом времени в состоянии, не предусмотренном технологией хранения и вызванным отказом оборудования), или его
16 16 падением при проведении операций по загрузке, перемещению и выгрузке топлива из бассейна. Рассматриваются также последствия запроектных аварий: возникновение СЦР в хранилище, полное обезвоживание хранилища, падение технологического оборудования и строительных конструкций на перекрытия отсеков хранения и хранящееся топливо. Мокрое хранение ОЯТ осуществляется в приреакторных бассейнах выдержки, отдельно стоящих промежуточных хранилищах отработавшего ядерного топлива, расположенных на территории АЭС, а также в буферных хранилищах при радиохимических заводах. Общим для всех типов энергетических реакторов является размещение выгружаемых при перегрузке ОТВС в приреакторном бассейне выдержки. В процессе выдержки происходит снижение радиоактивности и тепловыделения ОЯТ, что облегчает и делает более безопасным дальнейшее обращение с ОЯТ. Для ОЯТ, направляемого на радиохимические заводы, минимальное время выдержки составляет, как правило, 3 года (ВВЭР, БН-600), для ОЯТ, направляемого в промежуточное внутристанционное хранилище (РБМК-1000), минимальное время выдержки принято 1 год. В процессе эксплуатации реактора и при осуществлении перегрузки ОЯТ ведется контроль состояния герметичности твэлов. Тепловыделяющие сборки, негерметичность которых зафиксирована штатными системами контроля герметичности оболочек твэлов (КГО) при перегрузке или после извлечения из реактора, устанавливаются в герметичные пеналы и находятся в приреакторном бассейне в течение всего периода эксплуатации энергоблока. На всех АЭС с реакторами РБМК и на Ново-Воронежской АЭС построены промежуточные хранилища для накопления и хранения отработавшего топлива в течение более длительного времени не менее 10 лет. Такие хранилища размещаются на площадке АЭС в отдельно стоящих зданиях. В 1986 г введено в эксплуатацию хранилище отработавшего топлива ВВЭР-1000 на заводе РТ-2. Вместимость хранилища 6000 т по урану. Проводятся работы по обоснованию возможности увеличения вместимости до 8600 т за счет использования чехлов на 16 ОТВС вместо 12-ти местных чехлов. Накопленный в России опыт эксплуатации водоохлаждаемых бассейнов хранилищ показывает, что герметичные твэлы при средней степени выгорания (для ТВС реакторов ВВЭР МВт сут/кгu, для ТВС реакторов РБМК 30 МВт сут/кгu) не подвергаются разрушению и проявляют высокую коррозионную стойкость в воде бассейнов в течение длительного времени (до 50 лет). Для дефектных твэлов после нескольких лет хранения также не наблюдалось заметного ухудшения их состояния.
17 3.1 Приреакторные хранилища 17 Мокрое хранение ОЯТ осуществляется в приреакторных бассейнах выдержки, отдельностоящих промежуточных хранилищах отработавшего ядерного топлива, расположенных на территории АЭС, а также в буферных хранилищах при радиохимических заводах Приреакторные хранилища ОЯТ ВВЭР-1000 [9] Хранение облученного топлива ВВЭР-1000 первые 3-5 лет осуществляется в приреакторном бассейне, расположенном в центральном зале реакторного блока в непосредственной близости от реактора (рисунок 2). Перегрузка ОЯТ в приреакторный бассейн выдержки производится на остановленном реакторе через специальный бассейн перегрузки, который функционирует только в период остановки реактора, и перед началом плановой перегрузки бассейн перегрузки заполняется борированой водой и соединяется с бассейном хранения и реактором. На АЭС с ВВЭР-1000 принят «мокрый» способ перегрузки с использованием перегрузочной машины, которая под защитным слоем воды извлекает сборки из активной зоны реактора и передает в расположенное рядом хранилище. В режиме перегрузки топлива, когда бассейн выдержки соединен с бассейном перегрузки и реактором, требования к качеству воды в значительной степени ужесточаются как по содержанию борной кислоты, так и по химическому составу. Приреакторный бассейн выдержки отработавшего ядерного топлива ВВЭР-1000 общим объемом 1100 м 3 разделен на 3 отсека. Первый отсек и половина второго заняты основным стеллажом для ОТВС. Кроме того, во втором отсеке размещается стеллаж для свежих сборок, куда они помещаются перед загрузкой в реактор. В третьем отсеке устанавливается запасной стеллаж для аварийной выгрузки активной зоны. При проектировании суммарная емкость бассейна выдержки принята исходя из возможности одновременного размещения в нем 2,5 активных зон реактора (три годовых перегрузки плюс аварийная выгрузка зоны)
165 т урана. Отработавшие герметичные ТВС устанавливаются в ячейки стеллажей бассейна выдержки. В стеллажах предусмотрены ячейки для установки в них герметичных пеналов с дефектными (негерметичными) ТВС. Шаг между ячейками 400 мм по равностороннему треугольнику. Качество воды в бассейне определяется установленными нормами. Величина рн должна быть выше 4,3, концентрация хлор- и фтор-ионов не должна превышать 100 мкг/кг, концентрация борной кислоты (при перегрузках ОЯТ ВВЭР) не менее 12 г/л. Двухступенчатая система водоочистки поддерживает прозрачность воды на уровне не менее 90%.
18 кран круговой электрический г/п /2+70; 2 — траверса контейнера для отработавшего топлива; 3 — штанга для контейнера; 4 — транспортный контейнер; 5 — стеллажи бассейна выдержки; 6 — перегрузочная машина. Рисунок 2 — Приреакторный бассейн выдержки отработавшего топлива ВВЭР-1000
19 19 Водно-химический режим в бассейнах выдержки поддерживается вводом необходимых химреагентов, а также очисткой воды системой спецводоочистки. Необходимость ввода химреагентов и включения установок спецводоочистки определяются результатами химанализов. Очистка воды производится по двухступенчатой схеме. На первой ступени очистки вода очищается от взвешенных продуктов коррозии, на второй от растворенных солей, на обеих ступенях одновременно производится очистка от радиоактивных загрязнений. Для контроля состояния сборок во время хранения используются промышленные телевизионные установки. Косвенный контроль осуществляется с помощью измерения удельной радиоактивности и анализа радиохимического состава воды. Для отвода тепла от ОТВС в приреакторном хранилище имеется система охлаждения, которая периодически включается, поддерживая температуру воды в бассейне до 30 0 С. Контроль герметичности оболочек (КГО) твэлов ТВС ВВЭР-1000 выполняется как во время эксплуатации, так и на остановленном реакторе при перегрузке активной зоны. КГО твэлов во время работы реактора проводится посредством измерения радиоактивности реперных ПД в теплоносителе первого контура; КГО на остановленном реакторе осуществляется в специальном стенде. При проведении операций по обнаружению дефектных (негерметичных) ТВС, они последовательно одна за другой выгружаются из реактора и устанавливаются поштучно в четыре пенала стенда, из которых после герметизации по специальной методике отбираются пробы газа и воды. Возможную разгерметизацию сборки определяют по изотопному составу газа и содержанию продуктов деления в пробе воды. Выявленные негерметичные сборки загружаются в герметичные пеналы для дальнейшего хранения. Пеналы устанавливаются в бассейн выдержки Приреакторные хранилища ОЯТ РБМК-1000 [9] Бассейн выдержки для ОТВС РБМК-1000 (рисунок 3) состоит из двух изолированных по воде отсеков, каждый из которых представляет собой открытую ёмкость из железобетона объёмом
750м 3 с габаритными размерами (10700 х 4200 х 17520) мм, облицованную с внутренней стороны листовой нержавеющей сталью марки XI8HI0T толщиной 3 мм, а снаружи углеродистой сталью. В каждом из отсеков имеется по 71 щели длиной 2 м, предназначенных для установки в них ОТВС.
20 20 1 реактор; 2 разгрузочно-загрузочная машина; 3 мостовой кран; 4 бассейн выдержки; 5 пеналы для хранения отработавшего топлива; 6 вагон-контейнер ТК-8 для вывоза ОЯТ из БВ; 7 вагон-контейнерная; 8 загрузочная шахта; 9 центральный зал. Рисунок 3 — Размещение приреакторного бассейна выдержки отработавшего топлива РБМК-1000
21 21 Номинальный уровень воды в отсеках бассейна поддерживается системой заполнения и подпитки. Температура воды — не выше 50 С — поддерживается системой охлаждения бассейнов выдержки, обеспечивающей также подачу воды на очистку от радиоактивных и механических загрязнений. В целях предотвращения выхода паров воды, газов и аэрозолей в ЦЗ бассейны имеют щелевое перекрытие, щели которого закрыты крышками, а из надводного пространства производится отсос воздуха с очисткой его на аэрозольных фильтрах и дальнейшим выбросом в атмосферу через вентиляционную трубу высотой 150 метров. Каждый отсек бассейна имеет свои трубопроводы отбора нагретой и возврата охлажденной воды, снабженные ручной регулирующей арматурой. В бассейне выдержки для развески на хранение ОТВС предусмотрены двутавровые стальные консольные балки (консоли), закрытые щелевым перекрытием. Нахождение активной части ОТВС под защитным слоем воды при хранении и транспортировке по БВ обеспечивается конструкцией щелевого перекрытия, конструкцией пеналов, напольной машиной и применением специальных строп (при проведении операций краном центрального зала). По первоначальному проекту отработавшие ТВС в БВ должны находиться в одноместных пеналах. Ёмкость одного отсека бассейна выдержки при хранении отработавших ТВС в одноместных пеналах составляет 850 пеналов. Суммарная ёмкость бассейна выдержки при этом составляет 1700 пеналов. Дефектные ОТВС хранятся в герметичных пеналах. Перегрузка отработавшего топлива из каналов реактора в бассейн выдержки производится разгрузочно-загрузочной машиной (РЗМ), которая осуществляет указанные операции без остановки реактора. Расстановка отработавших ТВС на место хранения в бассейне производится с помощью напольной кран-балки г/п 1т. Кран-балка имеет ограничение высоты подъёма, что обеспечивает нахождение под защитным слоем воды топливной части ОТВС. Пеналы с отработавшими ТВС устанавливаются на балках металлического перекрытия бассейна. Проектный шаг размещения пеналов с ОТВС равен 160 х 250 мм. Выгружаемые из реактора ОТВС устанавливаются в пеналы не менее чем на 8 суток с целью снижения остаточного тепловыделения и уменьшения гамма-излучения от ОТВС. При необходимости производится контроль герметичности ОТВС по повышению удельной активности нуклидов в воде пеналов. Негерметичные ОТВС, ТВС аварийной выгрузки, или ТВС, подлежащие возврату в реактор на дожигание хранятся в пеналах по прямоугольной решетке с шагом 160 х 250 мм,
22 22 который обеспечивается диаметром фланца крышки пенала (160 мм) и шагом между балками щелевого перекрытия (250 мм). Хранение герметичных ОТВС можно осуществлять как в пеналах, так и без пеналов. В настоящее время беспенальное хранение герметичных ОТВС, организованное с целью увеличения вместимости отсеков (так называемое уплотненное хранение), осуществляется по прямоугольной решетке с шагом 90х250 мм с установкой их на П-образных скобах на балки щелевого перекрытия. Возможны и другие варианты беспенального уплотненного хранения герметичных ОТВС, например, по треугольной решетке с шагом 100х100х120 мм. Уплотненное беспенальное хранение герметичных ОТВС РБМК-1000 осуществляется во всех приреакторных хранилищах на АЭС с РБМК-1000 (Ленинградская, Курская, Смоленская АЭС). Бассейн выдержки энергоблока обслуживается транспортно-технологическим оборудованием и рядом систем, обеспечивающих нормальное его функционирование, а также контроль за обеспечением радиационной безопасности. К этому оборудованию и системам относятся: оборудование транспортно-технологической части, с помощью которого осуществляется загрузка ОТВС в пеналы, перемещение и установка на хранение пеналов, выгрузка ОТВС из пеналов и установка их на беспенальное хранение; центрального зала; система охлаждения, подпитки и очистки бассейна выдержки; система заполнения и опорожнения бассейна выдержки; система вентиляции надводного пространства бассейна выдержки; система электроснабжения разгрузочно-загрузочной машины (РЗМ) и крана система радиационного контроля. В состав оборудования транспортно-технологической части входят: разгрузочнозагрузочная машина, кран центрального зала грузоподъемностью 50/10 т, машина напольная грузоподъемностью 1 т, узел выгрузки ОТВС из РЗМ в пеналы, пеналы с крышками для хранения ОТВС, пеналы с крышками для хранения дефектных ОТВС, консольные балки щелевого перекрытия и ряд вспомогательного оборудования. Система охлаждения и очистки воды БВ предназначена для отвода тепла, выделяемого ОТВС, находящимися в БВ после выгрузки из реактора, с поддержанием температуры воды в бассейнах не более 50 0 С. Система охлаждения бассейнов выдержки относится к системам нормальной эксплуатации, важным для безопасности. Система охлаждения является общей для двух отсеков бассейна выдержки одного блока.
23 23 При циркуляции воды по замкнутому контуру вода из верхней зоны БВ по системе трубопроводов подается одним из насосов к теплообменнику, где охлаждается технической водой, и далее по трубопроводу возврата поступает в БВ в верхнюю его зону. Для уменьшения коррозии конструкционных материалов ТВС, металлоконструкций, облицовки бассейнов и обеспечения нормальной радиационной обстановки качество воды при хранении ОЯТ РБМК нормируется по следующим показателям [6]: — ph. 5,5 8,0 — концентрация галогенов, мкг/кг, не более удельная электрическая проводимость, мксм/см, не более. 3 К контролируемым показателям относятся: — концентрация продуктов коррозии железа, мкг/л, не более массовая концентрация масла, мкг/л, не более Контроль нормируемых показателей проводится еженедельно, а контролируемых показателей ежемесячно. Обеспечение требуемого качества воды достигается путём очистки. Очистка производится по двухступенчатой схеме: на первой ступени вода очищается на механических фильтрах от взвешенных продуктов коррозии, на второй ступени вода очищается от растворимых солей на ионообменных фильтрах. В этих условиях достигается прозрачность воды бассейна, обеспечивающая видимость предметов размером (100 х 100) мм на глубине 7,5 м. Система вентиляции надводного пространства приреакторных БВ относится к системам, не влияющим на безопасность, и предназначена для обеспечения в нормальных условиях эксплуатации концентрации водорода под перекрытиями БВ ниже предела воспламенения водорода в воздухе, который составляет 4 объем. %. Система радиационного контроля (СРК) предназначена для осуществления постоянного контроля за основными радиационными параметрами при обращении с ОТВС и радиационной обстановкой во всех режимах, включая контроль за дозой облучения персонала. Система радиационного контроля относится к системе нормальной эксплуатации, важной для безопасности, выполняющей контрольные функции радиологической защиты персонала и населения. Система радиационного контроля, осуществляющая контроль радиационной обстановки в приреакторном хранилище, является частью общей СРК энергоблока, в котором расположено приреакторное хранилище.
24 3.1.3 Приреакторные хранилища ОЯТ БН-600 [9] 24 Бассейн выдержки ОЯТ реактора БН-600 (рисунок 4) выполнен из монолитного железобетона и облицован листами из нержавеющей стали. Бассейн заполнен химически обессоленной водой до отм , дно бассейна на отм При достижении установленных проектом реактора параметров ТВС активной зоны, зоны воспроизводства и стержни СУЗ подлежат выгрузке из реактора и замене свежими. Перегрузка реактора подразделяется на два типа: I тип включает перегрузку
207 ТВС (из них 162 из активной зоны) и проводится через каждые 150 суток работы реактора на номинальной мощности. II тип перегрузки предусматривает перегрузку
317 ТВС (в т.ч. 162 из активной зоны) и проводится в каждую 4-ю плановую перегрузку. Загрузка в реактор свежих ТВС и выгрузка отработавших осуществляется при остановленном реакторе. Количество и состав перегружаемых сборок, с учетом фактической нагрузки реактора по мощности, уточняется программой очередной перегрузки. Выгружаемые ТВС активной зоны переставляются во внутриреакторное хранилище (за зоной воспроизводства), где происходит первичное охлаждение ТВС в течение одной кампании. Во время плановой остановки, одновременно с выполнением операций по загрузке свежих ТВС в реактор, механизмом передачи ТВС производится извлечение отработавших ТВС из внутриреакторного хранилища и передача их в барабан отработавших сборок (БОС), где ОТВС находятся еще одну кампанию. По мере накопления партии ОТВС выполняется их передача из БОС в обмывочные гнезда для отмывки от натрия, после чего они направляются в бассейн выдержки. Отработавшие ТВС хранятся в бассейне выдержки в чехлах. Загрузка ОТВС в чехлы может быть выполнена как в пеналах, так и без них. Проектом предусмотрено хранение негерметичных ОТВС в отдельном чехле в герметичных пеналах. Положение чехлов в отсеках и ОТВС в чехлах вертикальное. Дальнейшие транспортные операции с отработавшими ТВС осуществляются под слоем воды ручными или электрифицированными дистанционно управляемыми захватами с помощью крана. Бассейн выдержки состоит из трех отсеков. Уровень воды в каждом из трех отсеков постоянно контролируется по трем датчикам уровня. В состав бассейна выдержки входят также отделение перегрузки и транспортный коридор. Для поддержания чистоты воды БВ и снятия тепла остаточного тепловыделения отработавших ТВС действует система охлаждения и очистки воды. Контроль качества воды в отсеках проводится один раз в неделю.
25 мостовой кран; 2 — зона действия мостового крана; 3 — место хранения отработавших ТВС; 4 — вагон-контейнер ТК-11. Рисунок 4 — Схема бассейна выдержки ОЯТ БН-600
26 26 Во время нормальной эксплуатации бассейна выдержки все три отсека объединены. При возникновении необходимости опорожнения и проведения ремонтных работ в одном отсеке последний отделяется от двух других гидрозатворами. Два отсека БВ служат для хранения чехлов с отработавшими ТВС. Средний (приемный) отсек служит как для хранения чехлов с ОТВС, так и для проведения следующих операций: приемки ОТВС на хранение в БВ из БОС после отмывки от натрия, выходной инспекции (осмотр, обмер), а также для комплектации чехлов с ОТВС при отправке на переработку. Отправка ОТВС на завод РТ осуществляется с размещением их в индивидуальных пеналах. В приемном отсеке для проведения транспортных операций с ОТВС имеется приямок с уровнем дна на отм , облицованный нержавеющей сталью. Проектная емкость бассейна выдержки рассчитана на размещение 90 чехлов при загрузке в каждый 35 отработавших ТВС. Проектный срок хранения ОТВС в бассейне выдержки составляет 3 года. Рабочая емкость бассейна выдержки составляет 67 чехлов с отработавшими ТВС. Часть ОТВС поступает на исследование в «горячую» камеру. Разделанные в «горячей» камере ОТВС после исследований хранятся в герметичных пеналах. Требования к качеству воды бассейна следующие: — прозрачность, % рн 6,5-7,5 — электропроводимость, мкс/см..5 — содержание хлоридов, мкг/кг удельная активность, Бк/л 3,7х Приреакторные хранилища ОЯТ АМБ Отработавшие ТВС реакторов АМБ-100, АМБ-200 хранятся в двух бассейнах выдержки БВ-1 и БВ-2 (рисунки 5, 6). Бассейны имеют одинаковую конструкцию, представляют собой железобетонную ванну прямоугольного сечения с габаритными размерами 15000х9650х14000 мм. Объем воды в каждом бассейне составляет
1400 м³. Бассейны выдержки облицованы металлическими листами из стали 3 толщиной 8 мм. На поверхность металлической облицовки бассейнов нанесено защитное эпоксидное покрытие. Бассейны выдержки имеют щелевое перекрытие, образуемое балками и металлическими крышками.
27 Рисунок 5 — БВ-1 Белоярской АЭС 27
28 Рисунок 6 — БВ-2 Белоярской АЭС 28
29 29 Отработавшие ТВС хранятся в БВ в 17-ти местных или 35-ти местных чехлах и в одноместных пеналах наружным диаметром 133 x 6 мм. Чехлы представляют собой систему герметичных по воде труб, соединенных между собой, с общей съемной крышкой. Чехлы с ОТВС устанавливаются на дно бассейна выдержки между балками под щелевым перекрытием. Для осуществления транспортно-технологических операций, в БВ предусмотрено следующее оборудование: мостовой кран зала бассейна выдержки грузоподъёмностью 10 т; грузовая тележка; таль. Полная загрузка одного БВ составляет: 35-местных чехлов — 85 шт; 17-местных чехлов- 55 шт., из них 7 чехлов из нержавеющей стали; пеналов, диаметром 133 x 6 мм, в которых может находиться по одной ОТВС — 15 шт. Хранение пеналов производится в специальной щели в БВ. Шаг размещения пеналов мм. Отдельные твэлы разделанных ОТВС устанавливаются в пеналы диаметром 73 x 2 мм (один пенал для твэлов из одной ОТВС). Пенал с твэлами устанавливается в какой-либо чехол с другими ОТВС. Шаг размещения чехлов в БВ равен 1000 x 600 мм. При хранении ОТВС температура воды в БВ поддерживается не выше 30-40º С. Расположение 35 местных и 17 местных чехлов в БВ относительно друг друга не регламентируется и они расположены произвольным образом Приреакторные хранилища ОЯТ ЭГП Хранение выгруженных из реакторов ОТВС осуществляется в трех, реконструированных под уплотненное хранение, общестанционных бассейнах выдержки суммарной вместимостью 6520 мест хранения. Согласно принятой технологии загрузка ОТВС из реактора производится последовательно в каждый из трех БВ. После полного заполнения и выдержки в течение года бассейн выдержки осушается и дальнейшая загрузка осуществляется в следующий БВ. ОТВС для хранения в БВ помещаются в сухие пеналы 108 х 4 мм. Пеналы с ОТВС заполнены азотом. Перегрузка топлива из реактора в БВ выполняется на остановленном реакторе. Бассейны выдержки расположены в центральном зале между шахтами реактора. Каждый бассейн имеет длину 11,4 м; ширину 5,0 м и глубину 10,5 м. Энерговыработка выгружаемых ТВС с композицией UMo составляет 230±30 МВт сут/твс; энерговыработка выгружаемых ТВС с композицией UO 2 —
30 30 350±50 МВт сут/твс. Максимальная мощность выгружаемых ТВС квт. Остаточное тепловыделение через 1 год, 3 года и 10 лет после выгрузки из реактора составляет соответственно 65, 35 и 22 Вт, соответственно. 3.2 Отдельностоящие хранилища ОЯТ Промежуточное хранилище ОЯТ ВВЭР-1000 на Нововоронежской АЭС [9] Промежуточное хранилище на Нововоронежской АЭС (рисунок 7) предназначено для хранения отработавших ТВС реакторов ВВЭР го энергоблока АЭС. Вместимость хранилища определена из условия хранения отработавших ТВС, поступающих в течение не менее 10 лет, и составляет 770 ОТВС (
330 т урана). Хранение отработавших ТВС, ПС СУЗ и СВП осуществляется под слоем воды в стеллажах с шагом 400 мм по треугольной решетке. Отсеки хранения отработавшего топлива располагаются в один ряд по обе стороны от отсека приема контейнеров с отработавшими ТВС. Кроме того, в состав хранилища входят: отсек дезактивации, отсек дозиметрического контроля и отделение технологического обеспечения. Отсек дезактивации включает в себя шахту и стенды дезактивации и нанесения покрытий. Отсек приема контейнеров с отработавшими ТВС выполнен ступенчатым, с двумя посадочными гнездами под контейнер. При установке контейнера на верхнее посадочное гнездо производится раскрепление крышки, на нижнем посадочном гнезде производится разгрузка (загрузка) контейнера. Отсеки хранения связаны между собой проемами, закрываемыми гидрозатворами. Для хранения поглотителей предусматривается отсек, аналогичный отсеку отработавших ТВС. Всего в хранилище 8 отсеков, из которых 5 предназначены для хранения отработавших ТВС, 1 для приема контейнеров, 1 для хранения поглотителей, 1 резервный. Отсеки представляют собой железобетонные конструкции прямоугольной формы с двойной облицовкой и организованной системой сбора протечек из межоблицовочного пространства. Габариты отсека 6200х4400х16400 мм. Отработавшие ТВС поступают в хранилище в контейнерах ТК-10 (6 ОТВС) или в контейнерах Castor WWER-1000 (12 ОТВС).
31 отсек хранения СВП; 2 — отсек хранения отработавших кассет; 3 — приемный отсек; 4 — резервный отсек; 5 — транспортный коридор; 6 — шахта дезактивации; 7 — стенд дезактивации; 8 — кран г/п 160/32 т; 9 — траверса; 10 — кран-балка г/п 10 т; 11 — перегрузочная машина; 12 — отработавшая ТВС; 13 — стеллаж; 14 — контейнер (ТК-13); 15 — транспортное средство. Рисунок 7 — Промежуточное хранилище ОЯТ реакторов ВВЭР-1000
32 Промежуточное хранилище отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ) на АЭС с ректорами РБМК-1000 [9] Компоновочная схема отдельно стоящего хранилища ОЯТ на АЭС с РБМК-1000 представлена на рисунке 8. Функционально ХОЯТ состоит из транспортно-технологической и химикотехнологической частей. Транспортно-технологическая часть ХОЯТ предназначена для выполнения следующих операций: прием отработавшего ОЯТ с энергоблоков в вагоне-контейнере ТК-8; выгрузка чехла с ОТВС из вагона-контейнера ТК-8 в приемный отсек; перегрузка ОТВС из транспортного чехла в пеналы; передача пеналов с ОТВС из приемного отсека в отсеки бассейна хранения; расстановка пеналов с ОТВС в отсеках бассейна хранения. Химико-технологическая часть ХОЯТ предназначена для выполнения следующих операций: охлаждение воды; очистка воды от продуктов коррозии и радионуклидов; поддержание уровня воды в бассейнах ХОЯТ на установленном проектом уровне, обеспечивающем безопасность. Отделение приема и перегрузки отработавшего топлива (рисунок 9) состоит из помещения вагон-контейнерной (транспортный въезд) и главного зала (зал перегрузок), а также вспомогательных помещений: операторской, машинного отделения, отсеков перегрузки и хранения чехлов, транспортного каньона. Главный зал хранилища представляет собой защитное помещение с бетонными стенами и перекрытием, обеспечивающими безопасность персонала при проведении перегрузок ОЯТ из вагона-контейнера в бассейн. Отделение хранения состоит из бассейна для хранения отработавшего топлива и зала бассейна. Бассейн выполнен в виде пяти одинаковых отсеков, которые соединяются между собой по воде через каньон. Четыре отсека являются рабочими, один резервный, он используется в случае ремонта какого-либо из рабочих отсеков. При необходимости опорожнения одного из отсеков проем со стороны каньона перекрывается гидрозатвором. Каждый из отсеков представляет собой емкость объемом
1600м³ с габаритными размерами (26600 х 11300) мм, облицованную с внутренней стороны нержавеющей сталью марки Х18Н10Т толщиной 3 мм на стенах и 5 мм на днище. Емкость одного отсека отработавших ТВС, суммарная емкость рабочих отсеков составляет отработавших ТВС. Отработавшие ТВС хранятся в одноместных пеналах с целью исключения их случайного повреждения, а также с целью уменьшения загрязнения воды бассейна.
33 33 1 зал бассейна выдержки; 2 пеналы с ОТВС; 3 бассейн выдержки; 4 тросовая тележка; 5 кран мостовой г/п 20/5 т; 6 чехол; 7 главный зал; 8 тележка передаточная; 9 отсек перегрузки; 10 наводящее устройство; 11 транспортный коридор; 12 вагон-контейнер. Рисунок 8 — Промежуточное хранилище отработавшего топлива реактора РБМК [10]
34 тросовая тележка г/п 15 т; 2 — кран мостовой г/п 20/5 т; 3 — захват г/п 5 т; 4 — чехол транспортный для ОТВС РБМК-1000; 5 — наводящее устройство; 6 — вагон-контейнер ТК-8; 7 — кран-балка г/п 1 т; 8 — механизм продольной выверки; 9 помещение 802; 10 помещение 801; 11 пульт защитный, пом. 501; 12 главный зал; 13 вагон-контейнерная, помещение 136. Рисунок 9 — Промежуточное хранилище отработавшего топлива реактора РБМК. Приемное отделение
35 35 Проект второй очереди ХОЯТ предусматривал также строительство отделения подготовки и отправки ОТВС на переработку, включавшее в себя блок «горячих» камер, предназначенных для разделки отработавших ТВС на две половинки (на два ПТ), и систему удаления твердых отходов. Вывоз отработавших ТВС после их разделки в «горячих» камерах предусматривался в транспортных чехлах 32 (вместимость каждого чехла ПТ), загружаемых в вагоныконтейнеры ТК-11. Доставка отработавшего топлива из приреакторных бассейнов выдержки в ХОЯТ осуществляется по внутристанционным железнодорожным путям в вагоне-контейнере ТК-8 с помощью тепловоза. Перегрузочные операции в хранилище осуществляются краном г/п 20/5 т главного зала и подвесных кран-балок г/п 1 т в помещении вагон-контейнерной и в зале бассейна. Доставленный с энергоблока вагон-контейнер ТК-8 подается тепловозом в помещение вагон-контейнерной и фиксируется с помощью механизма продольной выверки. Открываются створки крыши и двери вагона и производится подсоединение его механизмов к источнику энергопитания. Контейнер поворачивается в вертикальное положение. С его горловины снимается крышка. На горловину контейнера опускается подвижная защита наводящего устройства. Тросовой тележкой г/п 15 т при помощи захвата г/п 5 т через наводящее устройство чехол с ОТВС извлекается из контейнера, транспортируется тросовой тележкой от узла выгрузки по главному залу к бассейну хранения транспортных чехлов и опускается в шахту под защитный слой воды. Управление и наблюдение за дистанционными операциями осуществляется из помещения операторской. В отсеке с помощью тросовой тележки от ОТВС отсоединяется пробка-захват и устанавливается в свободные гнезда порожнего чехла. На крюк тележки тросовой одеваются динамометр и захват, который подсоединяется к хвостовику ОТВС. Подстраховка ОТВС от падения осуществляется с помощью чалки (троса). Дистанционно тележкой тросовой ОТВС извлекается из чехла, переносится и устанавливается в пенал. Отсоединяется страховочная чалка, с пенала снимается загрузочная воронка и присоединяется траверса г/п 500 кг. С помощью мостового крана г/п 20/5 т пенал транспортируется по воде в каньон, где устанавливается на перекрытие. При этом высота подъема верхней части пенала над щелевым перекрытием составляет не более 300 мм. Для передачи пенала с ОТВС из каньона в отсеки хранения предусмотрено специальное передающее устройство по одному на отсек. Установленные на щелевом перекрытии пеналы с ОТВС с помощью мостового крана г/п 20,5 т поштучно устанавливаются в каретку передающего устройства, которое перевозит пеналы с ОТВС из каньона в отсек бассейна.
Источник