В 2016 году два ведущих научных сотрудника в сфере разработки контейнеров для отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), Фромзель В.Н. и Шлейфер В.А. подробно обсуждали в статье «Атомку тормознут контейнеры» журнала «Атомная стратегия XXI» [1] сложное состояние в России с двухцелевыми контейнерами для ОЯТ энергетических реакторов и возможный выход из сложившейся ситуации. В это время Госкорпорацией «Росатом» уже были приняты решения об организации хранения ОЯТ российских атомных электростанций (АЭС) с реакторными установками (РУ) ВВЭР‑1000 и РБМК-1000 на базе централизованных объектов длительного хранения на ФГУП «Горно-химический комбинат» (ФГУП «ГХК»). Ввод в эксплуатацию указанного комплекса, совместно с решением о продлении эксплуатации «мокрого» централизованного хранилища ОЯТ РУ ВВЭР-1000 обеспечил российские АЭС централизованной системой хранения ОЯТ до 2045 г. Модернизация завода РТ-1 позволила осуществлять переработку как отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) ВВЭР-440 российских и зарубежных АЭС, так и ОТВС ВВЭР-1000 (с 2017 г.). Отсутствие внутреннего спроса на двухцелевые (для транспортирования и хранения) контейнеры для ОТВС реакторов ВВЭР во многом и стало причиной состояния дел, описанного Фромзелем В.Н. и Шлейфер В.А.
Ситуация кардинально изменилась с развертыванием Госкорпорацией «Росатом» нового масштабного строительства АЭС с РУ ВВЭР-1200/1300 за рубежом и началом эксплуатации таких АЭС в России и Белоруссии. Если для российских Ленинградской АЭС-2 и Нововоронежской АЭС-2, а также Белорусской АЭС требовался прежде всего транспортный контейнер, то для зарубежных АЭС, не имеющих прямого железнодорожного сообщения и/или ориентирующихся на длительное пристанционное хранение ОЯТ, требования о наличии двухцелевого транспортного упаковочного комплекта (ТУК) стало неотъемлемой частью проекта сооружения АЭС.
Еще в 2011 г. Научно-исследовательский центр (НИЦ) «Курчатовский институт» разработал требования к двухцелевому ТУК для АЭС ВВЭР-ТОИ [2]. Требования сводились к сохранению габаритов ТУК-13 (ограничения обусловлены строительными конструкциями элементов энергоблоков) с увеличением вместимости до 18 ОТВС и повышением характеристик ОТВС по выгоранию (до 70 МВт·сут/кгU) и остаточному тепловыделению (до 2,2 кВт на ОТВС). Указанное стало серьезным вызовом для отечественных конструкторских организаций. К началу 2018 г. имелось три конструкции ТУК, дошедших до стадии головных образцов – ТУК-141О (разработчик – АО «Инженерный Центр Ядерных Контейнеров», АО «ИЦЯК»), ТУК-137Д (разработчик – ФГУП «Российский федеральный ядерный центр – Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики», ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ»), ТУК-151 (разработчик – ПАО «Ижорские заводы»). Обратим внимание, что все данные ТУК, разрабатываемые как двухцелевые, фактически являлись транспортными упаковками, так как соответствующее обоснование безопасности при хранении ОТВС с оценкой поведения при внешних воздействиях в пунктах контейнерного хранения (ПКХ) отсутствовало.
В период 2013-2018 гг. были изготовлены одна ед. ТУК-141О (для ОТВС РУ ВВЭР-1000) и две ед. ТУК-140 (для ОТВС РУ ВВЭР-440). Все контейнеры были изготовлены с применением немецких заготовок корпусов из высокопрочного чугуна, модифицированного шаровидным графитом (ВЧШГ). В России были изготовлены выемные части (чехлы), выполнена комплектация и финишная сборка. Операции по глубокому сверлению и поставке нейтронной защиты не выполнялись в России. Правда, смогли выполнить «финишную» механическую обработку корпусов ТУК-140 на предприятии АО «Энерготекс», а также нанести внутреннее антикоррозионное покрытие на корпус из ВЧШГ. Интересно, что данные транспортные ТУК фактически были сконструированы с учетом немецкого опыта, в то время как в мире эволюция ТУК шла в обратном порядке – из транспортных создавались двухцелевые ТУК. Задача доработки ТУК до двухцелевого исполнения решалась увеличением вместимости и оптимизацией (удешевлением) конструкции. Наиболее очевидными конструкторскими решениями были использование гелия в качестве теплоносителя (при увеличении вместимости) и литой корпус, оптимизированный для крупносерийного производства. Эти решения не прижились для разовых и мелкосерийных задач поставки транспортных ТУК в России. Отечественная промышленность в условиях отсутствия внутреннего серийного заказа решить задачу организации производства литых корпусов контейнеров типа ТУК-141О/Castor 1000 (масса жидкого металла, необходимого для отливки корпуса из ВЧШГ около 140 тонн) на тот момент без значительных инвестиционных затрат не смогла, а инвестиции не было смысла выделять, т.к. не предвиделся серийный заказ. Пришлось идти другим путем.
Начиная с 2013 года отраслевое предприятие - ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ», обладающее колоссальным опытом в разработках ТУК и экспертизе безопасности упаковок, взялся за нелегкую задачу – инициативную разработку двухцелевого ТУК. При этом одной из основных целей была организация полностью импортонезависимого производства. Разработка получила название «ТУК 137-ой серии», конструкция корпуса выполнена из сталей 12Х18Н10Т и 09Г2С. Подробнее о достигнутых результатах и планах на будущее расскажем позднее. Отметим, что данная разработка действительно имеет важное достоинство – конструкция, можно сказать, оптимизирована под мелкосерийное производство.
На данный момент уже два российских предприятия (АО «Энерготекс» и АО «Русполимет») освоили изготовление ТУК 137-ой серии.
Еще одной интересной инициативной разработкой является ТУК-151, корпус которого изготавливается из стали 09Н2МФБА-А. В сертификате-разрешении на конструкцию упаковки заявлены очень амбициозные характеристики (суммарное тепловыделение до 36 кВт при выгорании до 70 МВт·сут/тU и вместимости 18 ОТВС ВВЭР-1000/1200). Однако никаких испытаний ТУК-151 не проходил, двухцелевое использование (равно как и у других отечественных разработок) заявлено разработчиком, но не подтверждено отчетом по безопасности конструкции упаковки (ОБКУ) в соответствии с НП-039-22. Документация на ТУК-151 и требования к станционным системам не согласованы с проектными институтами АО «Атомэнергопроект» (московский, санкт-петербургский, нижегородский). Вопросы внедрения данного контейнера в проектную документацию АЭС не прорабатывались. А по нашему опыту это более трудоемкая задача, чем разработка технического проекта на сам ТУК.
Практически все заказчики новых АЭС с РУ ВВЭР рассматривают возможность длительного хранения ОЯТ на площадке станции. Если Госкорпорация «Росатом» своевременно не разработает конкурентоспособное решение по системам длительного хранения ОЯТ для обеспечения новых строек, то велика вероятность, что эксплуатирующие организации купят зарубежные решения и вести переговоры о ввозе ОЯТ на переработку, а также обеспечить техническое сопряжение российских заводов по переработке ОЯТ с иностранными ТУК будет очень непросто.
Руководство Госкорпорации «Росатом» прекрасно понимает важность задачи. Важно, что данный проект является частью инвестиций в продуктовое направление «Сбалансированный ЯТЦ», которое продвигает АО «Техснабэкспорт» для зарубежных заказчиков с целью наиболее полного удовлетворения потребностей зарубежных клиентов в части решений по обращению с ОЯТ коммерческих АЭС, а также оптимального развития и загрузки инфраструктуры российских предприятий ядерно-топливного цикла в двухкомпонентной ядерно-энергетической системе. «Сбалансированный ЯТЦ» - концепция нового поколения по обращению с ОЯТ для зарубежных АЭС, включающая переработку ОЯТ и фракционирование ВАО с выделением «короткоживущей» Cs-Sr фракции (КФ ВАО), не требующей захоронения в глубоких геологических формациях. При этом необходимость длительного хранения ОЯТ или ВАО возникает вне зависимости от принятой первоначальной концепции обращения с ОЯТ в стране Заказчика.
Развитие системы контейнерного обращения в России
В 2016-2017 гг. АО «Техснабэкспорт» провело несколько итераций отраслевого обсуждения новых решений по длительному хранению ОЯТ для площадок зарубежных АЭС, а в декабре 2017 г. презентовало новое решение – мультифункциональный комплекс по обращению с ОЯТ/высокоактивными отходами (ВАО) на площадках зарубежных АЭС. Данное решение стало частью продуктового направления Госкорпорации «Росатом» «Сбалансированный ядерный топливный цикл (ЯТЦ)» и обеспечивает возможность перехода с концепции длительного хранения ОЯТ на площадке АЭС к концепции вывоза и переработки ОЯТ в РФ по наименее затратному сценарию (Рис. 1):
Рис. 1. Обращение с ОЯТ в Сбалансированном ЯТЦУказанное решение включено в «Комплексную программу обеспечения транспортными и двухцелевыми упаковочными комплектами эксплуатирующихся и строящихся российских и зарубежных АЭС на 2020-2025 годы и на период до 2035». Комплексная программа определила и расставила основные приоритеты в развитии систем контейнерного обращения с ОЯТ АЭС, а именно:
- Обеспечение бесперебойного вывоза ОТВС с площадок российских АЭС (эксплуатирующихся, строящихся и планируемых к выводу из эксплуатации);
- Выполнение международных и контрактных обязательств по действующим и строящимся за рубежом АЭС, включая хранение и вывоз ОТВС (в части обеспечивающих мероприятий);
- Создание конкурентоспособных решений по длительному хранению ОЯТ/ВАО в рамках реализации продуктового направления Сбалансированный ЯТЦ для зарубежных АЭС.
Для решения поставленных задач и обеспечения отечественных и зарубежных АЭС с РУ ВВЭР современными конкурентоспособными решениями контейнерного обращения с ОЯТ новая концепция включает разработку, обоснование безопасности и реферирование в Российской Федерации контейнерных систем транспортирования и длительного хранения ОЯТ/ВАО на базе двух типов контейнеров: унифицированного транспортно-перегрузочного ТУК (ТП ТУК) и упаковочных комплектов хранения повышенной вместимости (УКХ ПВ) для ОЯТ и КФ ВАО, а также соответствующих объектов инфраструктуры – пунктов контейнерного хранения (ПКХ). «Эффективная» упаковка ОЯТ/ВАО должна обеспечить экономически приемлемые показатели Сбалансированного ЯТЦ на этапе трансграничных перемещений и длительного хранения ОЯТ/ВАО, с потенциальной перспективой последующего приповерхностного или среднеглубинного захоронения РАО от переработки ОЯТ в невозвратном контейнере на территории страны заказчика услуг по переработке ОЯТ.
В 2019 году рабочая группа Госкорпорации «Росатом», проанализировав все имеющиеся на тот момент задельные разработки, рекомендовала за основу разработки ТП ТУК принять предложения ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ» с ТУК 137-ой серии (Рис. 2), на основе опыта разработки и изготовления предшественника – контейнера ТУК-109Т для ОТВС РУ РБМК-1000, проходившего натурные бросковые испытания и изготовленного в количестве 8 ед. на российских предприятиях. Принятие решения о типе контейнера обеспечило российские АЭС с РУ типа ВВЭР-1200 средствами вывоза ОЯТ, а также выполнение международных и контрактных обязательств по действующим и строящимся за рубежом АЭС, включая хранение и вывоз ОТВС.
Рис. 2 ТУК 137-ой серииОсновной задачей ТП ТУК на базе ТУК 137-ой серии является вывоз ОТВС из бассейна выдержки энергоблока в ПКХ на долговременное хранение или в Россию на переработку. Учитывая совокупность технических требований как в части обеспечения инфраструктурных ограничений при обращении с ОЯТ на энергоблоке, так и устойчивости к внешним воздействиям, требованиям по обеспечению безопасности при перевозке после хранения в нормальных и аварийных условиях, ТП ТУК – это сложное и достаточно дорогое техническое решение. Исходя из ограничений строительных конструкций энергоблока вместимость ТП ТУК не может превышать 18-19 ОТВС. Для хранения всего ОЯТ, накопившегося при эксплуатации двухблочной АЭС ВВЭР-1200/1300, потребуется более 330 таких ТУК. В этой связи использование данных ТУК для длительного хранения ОТВС рассматривается как опция по желанию заказчика, а в качестве базового решения предлагается обеспечение двухблочной АЭС транспортно-судовой партией ТУК 137-ой серии в количестве 16 ед. Для 4-х блочной АЭС поставка ТУК-137-й серии должна быть увеличена до 24 ед.
В рамках развития направления разработки ТУК 137-ой серии:
- утверждены Госкорпорацией «Росатом» дорожные карты по внедрению ТУК 137-ой серии (индексы: А1 – «головной» образец двухцелевого ТУК для АЭС «Аккую», Р – для транспортирования ОТВС российских АЭС с РУ ВВЭР-1200 и Белорусской АЭС, Е – унифицированный двухцелевой ТП ТУК) в проекты проектируемых и строящихся в России и за рубежом АЭС с РУ ВВЭР-1200/1300;
- утверждены Госкорпорацией «Росатом»/Заказчиком и согласованы заинтересованными организациями Технические задания на ТУК-137T.A1 (2019 г.), ТУК-137T.Р (2020 г.), ТУК-137Т.Е (2022 г.);
- получены сертификаты-разрешения на конструкцию упаковки ТУК-137T.A1 (2021), ТУК‑137T.Р (2022) и ТУК-137T.E (2022);
- изготовлен «головной» образец ТУК-137T.Р, проведены приемочные испытания и отраслевая комиссионная проверка готовности (Рис. 4) к его передаче на «холодные» технологические испытания на Нововоронежской АЭС-2, Ленинградской АЭС-2 и Белорусской АЭС (2024-2026 гг.).
Рис. 3 Отраслевая комиссионная проверка готовности головного ТУК-137Т.Р
- изготовлен «головной» образец ТУК-137Т.А1 для АЭС «Аккую».
Работа по подготовке обоснования безопасности контейнера ТУК-137Т.E была разделена на два основных этапа и сопутствующие мероприятия. Первый этап посвящен обоснованию безопасности ТУК-137Т.E при промежуточном транзитном хранении до 5 лет для формирования транспортной (судовой) партии. Второй этап посвящен обоснованию безопасности ТУК-137Т.E при хранении до 60 лет после заварки основных соединений и включает рассмотрение процессов старения загруженного ТУК-137Т.E при хранении ОТВС до 60 лет и обоснование устойчивости ТУК-137Т.Е к внешним воздействиям при хранении в ПКХ. На обоих этапах предусмотрены стандартные оценки безопасности при перевозке радиоактивных материалов в соответствии с SSR-6 (Rev.1) [3] и НП-053-16 [4]. Выполнение работ по доработке документации на ТУК 137-ой серии запланированы в рамках инвестиционного проекта «Разработка и реферирование систем длительного хранения ОЯТ/ВАО для зарубежных АЭС».
Для решения задачи по созданию конкурентоспособного продукта для длительного хранения ОЯТ/ВАО в рамках реализации продуктового направления Сбалансированный ЯТЦ для зарубежных АЭС, ориентируясь на развитие и тенденции мировой практики по системам длительного контейнерного хранения начаты работы по разработке упаковочного комплекта хранения повышенной вместимости (УКХ ПВ). Конструктором УКХ ПВ в 2021 г. определено АО «Опытно-конструкторское бюро машиностроения им. И.И. Африкантова» (АО «ОКБМ Африкантов»).
Для обеспечения приемлемых экономических показателей хранения данной упаковки исключена связь габаритов и технических требований с инфраструктурными ограничениями со стороны энергоблока АЭС. УКХ ПВ может вмещать 30-36 (При использовании аддитивных технологий изготовления чехла (требуются НИОКР)). ОТВС ВВЭР-1000/1200/1300, а также его планируется использовать для дальнейшего хранения КФ ВАО (с заменой чехла и после демонтажа нейтронной защиты). УКХ ПВ планируется (противоположно ТП ТУК) использовать для разовых перевозок (один раз вывезти ОТВС в Россию на переработку и один раз вернуть иностранному заказчику КФ ВАО) (Рис. 4).
Рис. 4 Предварительная конструкция УКХ ПВ с чехлом для ОЯТ и чехлом для КФ-ВАО (3 шт. в одном УКХ ПВ)В рамках развития направления разработки УКХ ПВ:
- утверждено Госкорпорацией «Росатом»/Заказчиком и согласовано заинтересованными организациями Техническое задание на УКХ ПВ (2021 г.), по которому получено положительное решение научно-технического совета (НТС) Госкорпорации «Росатом»;
- разработана транспортно-технологическая схема (ТТС) обращения с УКХ ПВ (2022 г.). Проработаны три варианта загрузки ОТВС в УКХ ПВ: с использованием перегрузочного контейнера (ПК), перегрузочной машины (ПМ); в защитной камере (ЗК);
- опираясь на предыдущий опыт разработки и изготовления ТУК-141О, не учитывавший возможности и готовность российских предприятий по созданию отливки из ВЧШГ, проведены совместно с АО «ОКБМ Африкантов» и Государственным научным центром АО «Научно-производственное объединение «Центральный научно-исследовательский институт технологии машиностроения» (АО «НПО «ЦНИИТМАШ») технические аудиты заводов, которые выявили заинтересованность и наличие технической возможности (с учетом упрощения технологических процессов изготовления корпуса из ВЧШГ по сравнению с ТУК-141О) изготовления корпуса УКХ ПВ;
- в 2023-2024 годах разработан с учетом технологических возможностей российских предприятий технический проект УКХ ПВ с чехлом для ОТВС и выполнено обоснование безопасности (расчеты);
- в дальнейшем планируется изготовить полномасштабный экспериментальный / опытный образец, провести его испытания в соответствии с требованиями НП-053-16/SSR-6 (Rev.1) и оформить сертификат-разрешение на конструкцию упаковки, а также разработать предложение по конструкции УКХ ПВ с чехлом для КФ ВАО и отчет по обоснованию безопасности двухцелевого УКХ ПВ, включая обоснование хранения ОТВС в ПКХ.
Работы, связанные с разработкой ТП ТУК и УКХ ПВ, сопровождаются формированием соответствующей российской нормативной базы. Для этого введены в действие федеральные нормы и правила НП-039-22 «Пункты контейнерного хранения ОЯТ. Требования безопасности» и утверждено руководство по безопасности РБ-035-24 «Рекомендации по структуре и содержанию программ управления ресурсом контейнеров для хранения и транспортирования радиоактивных материалов».
В 2023 году по заказу АО «Техснабэкспорт» АО «ЦПТИ» разработало концептуальный проект типового ПКХ ОЯТ (Рис.5) в соответствии с требованиями новых НП-039-22 и транспортно-технологической схемы обращения с ТП ТУК и УКХ ПВ. Концептуальный проект типового ПКХ ОЯТ представляется зарубежным потенциальным заказчикам для демонстрации возможностей организации обращения с ОЯТ/ВАО на площадках строящихся АЭС ВВЭР-1200/1300.
Рис. 5 Концептуальный проект типового ПКХ ОЯТДля проведения отработки технологии, НИОКР и реферирования прорабатывается проект создания опытного стенда контейнерного хранения на ФГУП «ГХК» (Рис. 6).
Рис. 6 Концепция опытного стенда для реферирования контейнерного храненияАнализ развития технических решений
Конструктивные проблемы, отмеченные авторами статьи 2016 года, и современные их решения изложены в Таблице 1.
Таблица 1. Конструктивные проблемы и их решения
1. Проблемы и недостатки, отмеченные в статье 2016 года | 2. Современные конструктивные решения | |
Семейство ТУК-137Т | УКХ ПВ | |
«В стране незамедлительно должны создаваться новые большегрузные контейнеры для ОЯТ ТВС ВВЭР‑1000 с повышенным начальным обогащением и большой глубиной выгорания». «Малая вместимость контейнеров» «Малая вместимость и очень малая допустимая суммарная мощность остаточного тепловыделения ОТВС в МБК, которая для самого большого МБК (ТУК‑109) составляет ≈ 6,3 кВт». | Вместимость 18 ОТВС РУ ВВЭР-1000/1200/1300. Начальное обогащение 4,95% U-235. Выгорание до 68 ГВт·сут/тU. Суммарное остаточное тепловыделение в ТУК до 30 кВт. | Вместимость 30-36 ОТВС РУ ВВЭР-1000/1200/1300 или 5,4 (54 первичных упаковок по 100 л) КФ ВАО. Начальное обогащение ТВС 4,95% U-235. Выгорание ОТВС до 68 ГВт·сут/тU. Суммарное остаточное тепловыделение ОТВС/ВАО в ТУК до 50 кВт. |
«В России с начала 90-х годов и по настоящее время не только не было налажено серийное производство современных ТУК для ОТВС реакторов типа ВВЭР‑1000, но и не был разработан проект такого ТУК с учетом его серийного изготовления на российских предприятиях из отечественных материалов». | Корпус из коррозионностойкой стали с оребрением на наружной поверхности контейнера. Изготовление освоено на нескольких предприятиях в России. Проект ТУК разработан с учетом его серийного изготовления. Решение будет принято по результатам «холодных» технологических испытаний на АЭС. | Корпус из ВЧШГ без глубокого сверления и нарезки ребер, что упрощает конструкцию корпуса и уменьшает технологическую толщину стенок отливки заготовки корпуса. Разрабатываются технологии изготовления, осваивается производство на российских предприятиях. Запланированы НИОКР по новым материалам и технологиям. |
«В контейнерах типа «CASTOR», типа TN и в двухцелевом контейнере NAC-STS (США) все каналы для прохода в полости контейнеров выполнены в крышках контейнеров, масса которых обычно не превышает 2÷3т и в десятки раз меньше массы корпусов». | Клапаны в корпусе контейнера, возможна разработка исполнения ТУК с расположением клапанов в крышках. | Клапаны только на крышке. |
«Так как при использовании прокладок «HELICOFLEX» величина протечек в сотни раз меньше, чем для спиральнонавитых прокладках, необходимо разработать в России прокладки типа «HELICOFLEX». «Использование недостаточно теплостойких герметизирующих прокладок, изготовленных из этиленпропиленовой резины, неспособной, как и все резины, предотвратить диффузию через прокладки радиоактивных газов, выходящих в полости контейнеров из негерметичных твэлов». | Способ герметизации при перевозке – традиционные прокладки из радиационно- стойкой резины, при хранении – сварка. | Способ герметизации при промежуточном хранении (при частичной загрузке) – традиционные прокладки из радиационно- стойкой резины, при хранении и перевозке – сварка, с учетом включения в конструкцию корпуса наплавки в местах сварных соединений.
|
«Следует наладить в стране производство листового (возможно и проката) борированного алюминия, который позволяет решать одновременно проблемы ядерной безопасности ТУК, обеспечивает захват тепловых нейтронов и улучшает передачу тепла от ОТВС к внутренней поверхности стенки корпуса контейнера». | Чехол – металлическая (стальная) конструкция, состоящая из шестигранных чехловых труб для установки ОТВС, дисков секционных и теплоотводящих дисков из алюминиевого сплава. Между внутренним и внешним слоями чехловых труб размещается слой нейтронно-поглощающего материала, в виде пластин из композита на основе природного (естественного) карбида бора (В4С). | Запланировано освоение производства листового проката борированного алюминия в рамках НИОКР. Как перспективный вариант рассматривается возможность изготовления чехла с использованием аддитивных технологий (3D-печати). |
«Необходимо разработать материалы для создания твердой нейтронной защиты и исследовать их свойства, т.к. теплопроводность этих материалов, содержащих обычно водород, мала по сравнению с теплопроводностью конструкционных материалов (стали, чугуны)». «Использование жидкой нейтронной защиты, которая может быть легко утрачена при авариях». | Твердая нейтронная защита – полипропилен. | Твердая нейтронная защита – композитный материал на основе минеральных вяжущих для нейтронной защиты (КМВНЗ), с возможностью демонтажа при обращении с ВАО. |
Отнесение «к упаковкам типа B(M), требующими специального согласования для движения по зарубежным магистралям.» | Тип упаковки B(U) с делящимся материалом. | Тип упаковки B(U) с делящимся материалом. |
«Стоимость корпуса из стали 06Н2М оказалась близкой к стоимости корпуса из нержавеющей аустенитной стали 12Х18Н10Т». | Стоимость выше (по сравнению с металло-бетонными контейнерами (МБК), или контейнерами с корпусом из ВЧШГ), т.к. корпус изготавливается из сталей 12Х18Н10Т и 09Г2С. | Корпус из дешевого (по сравнению со сталями) ВЧШГ, установлена целевая стоимость разработки УКХ ПВ для обеспечения конкурентоспособности с зарубежными системами длительного хранения ОЯТ. |
«Демпфирование ударных нагрузок с помощью стальных приварных ребер или шпангоутов, расположенных в полостях жидкой нейтронной защиты, т.к. рассматриваемые элементы дороги и недостаточно эффективны по сравнению с деревянными торцевыми демпферами, обычно используемыми в зарубежных ТУК». | Демпферы нижний и верхний - сварные конструкции из стали марки 12Х18Н10Т, состоящие из ребер, связанных между собой кольцами и обечайками. Более технологичные и удобные в эксплуатации. | Демпферы нижний и верхний - сварные конструкции из стали марки 12Х18Н10Т, состоящие из ребер, связанных между собой кольцами и обечайками. Более технологичные и удобные в эксплуатации. |
Открытые вопросы для дальнейшего развития российской системы контейнерного обращения с ОЯТ и ВАО
Несмотря на то, что большинство проблем в развитии отечественных контейнеров учтено и устранено в новых разработках, для дальнейшего их развития и внедрения предстоит решить еще много вопросов.
Основные вопросы, которые нуждаются в особом внимании разработчиков контейнеров, компетентных и регулирующих органов, проектировщиков АЭС и ПКХ, разработчиков ТВС, а также научного руководителя проектов РУ ВВЭР-1200/1300, на наш взгляд, следующие:
- отсутствие опыта и нормативных документов, рекомендаций по обоснованию безопасности конструкции упаковки с учетом старения материалов, оценки изменений в нормативных положениях и состоянии контейнеров после длительного хранения; отсутствие исходных данных по старению радиоактивного содержимого – ОТВС – для учета в обосновании безопасности конструкции контейнеров;
- отсутствие регламента и опыта сертификации и экспертизы документации двухцелевых контейнеров в части длительного хранения ОТВС;
- определение безопасных пределов эксплуатационных условий двухцелевых контейнеров с ОЯТ при длительном хранении: параметры осушки (минимизация времени операций, выполняемых на энергоблоке), заполнение контейнеров инертной атмосферой (азот / гелий), допустимая температура на поверхности контейнеров с ОЯТ при хранении, допустимая температура в ПКХ и способы ее обеспечения пассивными системами вентиляции, способы герметизации (уплотнения для длительного хранения), мониторинг состояния контейнеров с ОЯТ;
- оценка поведения ОТВС ВВЭР-1000/1200/1300 во время контейнерного хранения и при перевозке после хранения в нормальных и аварийных условиях. Необходимы критерии пеналирования ОТВС для длительного сухого контейнерного хранения. Необходимо обосновать возможность хотя бы краткосрочного (на несколько суток) повышения ограничения по максимальной температуре оболочек твэлов ОТВС ВВЭР-1000/1200/1300 при контейнерном хранении с 350°С до 400°С в соответствии с международной практикой;
- отсутствие нормативно-технической документации по урегулированию (ограничению) содержания кобальта в элементах ТВС и инструментальному измерению глубины выгорания ОТВС;
- технологические преимущества применения частичной загрузки с последующей дозагрузкой ОТВС в двухцелевой контейнер, возможности хранения и транспортирования ОТВС с повышенным тепловыделением, сокращенным времени выдержки в бассейне выдержки;
- технологии и обоснование безопасности обращения, хранения и транспортирования негерметичных и дефектных ОТВС в двухцелевых контейнерах для ОЯТ;
- необходимы унифицированные методические подходы и критерии обоснования безопасности использования ТУК/УКХ в ПКХ при исходных событиях проектных аварий и при запроектных авариях при хранении ОЯТ, расчетное и экспериментальное обоснование безопасности устойчивости контейнеров к внешним воздействиям (включая прямое воздействие воздушной ударной волны, падение летательного аппарата, экстремальные температуры и др.).
Заключение
Для обеспечения российских и зарубежных АЭС ВВЭР-1000/1200/1300 современными конкурентоспособными контейнерными решениями в Госкорпорации «Росатом» в рамках реализации инвестиционного проекта АО «Техснабэкспорт» «Разработка и реферирование систем длительного хранения ОЯТ/ВАО для зарубежных АЭС» организованы работы по разработке, обоснованию безопасности и реферированию в Российской Федерации новых современных, конкурентоспособных и импортонезависимых контейнерных систем транспортирования и длительного хранения ОЯТ/ВАО на базе двух типов контейнеров: семейства ТУК «137-ой серии» разработки ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ» и упаковочных комплектов хранения повышенной вместимости УКХ ПВ для ОЯТ и КФ ВАО, разработки АО «ОКБМ Африкантов», а также соответствующих объектов инфраструктуры – концептуального проекта типового пункта сухого контейнерного хранения (ПКХ).
Реализация данных разработок актуальна и необходима для выполнения приоритетов «Комплексной программы обеспечения транспортными и двухцелевыми упаковочными комплектами эксплуатирующихся и строящихся российских и зарубежных АЭС на 2020-2025 годы и на период до 2035» для обеспечения бесперебойного вывоза ОТВС с площадок российских и зарубежных АЭС, выполнения международных и контрактных обязательств по действующим и строящимся за рубежом АЭС, а также создания конкурентоспособных решений по длительному хранению ОЯТ/ВАО, в рамках реализации продуктового направления «Сбалансированный ЯТЦ» и требует координации взаимодействия разработчиков контейнеров, компетентных и регулирующих органов, научного руководителя, проектировщиков АЭС и ПКХ, разработчиков ТВС.
Результаты координируемых работ по данному направлению позволят обеспечить своевременный безопасный вывоз ОТВС с российских и зарубежных АЭС и предоставить эксплуатирующим организациям зарубежных АЭС современные решения по организации (при необходимости) промежуточного и длительного хранения ОЯТ и ВАО от переработки ОЯТ.
Авторы
- Гусаков-Станюкович И.В., Комаров С.В., Буду М.Е., АО «Техснабэкспорт»
Список использованной литературы
[1] Фромзель В.Н., Шлейфер В.А., «Атомку тормознут контейнеры», журнал «Атомная стратегия XXI», 2016 год, №117/2016, стр.14-22.
[2] НИЦ «Курчатовский институт», «Технические требования. Двухцелевой упаковочный комплект для транспортирования и хранения отработавшего ядерного топлива реакторов ВВЭР-ТОИ», 2012 год, инв.№32/1-127-412.
[3] МАГАТЭ, «Правила безопасной перевозки радиоактивных материалов», SSR-6 (Rev.1), МАГАТЭ, Вена, 2018 год.
[4] Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору (Ростехнадзор), «Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов» НП-053-16, Москва, 2016 год.