23 апреля 2012

Юрий Драгунов: «Замкнутый ЯТЦ – будущее атомной энергетики»

Atomic-Energy.ru

Проблемы отработавшего ядерного топлива изначально стояли перед атомной энергетикой и последовательно решались по мере развития технологий. Современным подходам к обращению с ОЯТ посвящено интервью директора – генерального конструктора ОАО «НИКИЭТ» Юрия Драгунова.

– Юрий Григорьевич, выделите, пожалуйста, наиболее актуальные задачи, стоящие сегодня в России по обращению с ОЯТ.

– Во всех развитых странах основой современной экономической и энергетической политики является более полное использование сырьевых ресурсов, или ресурсосбережение. Ресурсы вторичного сырья в ядерной энергетике велики, как нигде – в топливе ядерных реакторов после однократного использования сохраняется примерно 99% начального энергетического потенциала. Россия имеет современные ядерные технологии, способные переработать ОЯТ и извлечь из него ценные элементы.

Обращение с ОЯТ в целом является сложной многофакторной задачей, что обусловлено различием видов топлива, его физических и технических характеристик, а также фактическим состоянием. По моему мнению, самые главные задачи на сегодняшний момент в этой области – это освобождение бассейнов выдержки ОЯТ на АЭС с реакторами РБМК и строительство централизованного «сухого» хранилища ОЯТ. Важным направлением считаю также создание системы обращения с некондиционным и дефектным ОЯТ, просыпями топлива.

Безусловным приоритетом является обеспечение безопасности персонала и населения, защита окружающей среды на всех этапах обращения с ОЯТ.

– Расскажите о деятельности Вашего института в этой области.

– В НИКИЭТ накоплена масштабная база знаний и опыта, востребованная в настоящее время.

В 1998 году Постановлением Правительства РФ институт был определен головным исполнителем работ по комплексной утилизации АПЛ и экологической реабилитации объектов для обеспечения их ядерной и радиационной безопасности. Приоритет такого научно-технического подхода был закреплен на государственном уровне, что, безусловно, стало переломным моментом в ходе утилизации АПЛ. Уже к концу 1999 года среднегодовые темпы выгрузки ОЯТ из реакторов и утилизации подлодок выросли в 3,5 раза, что привело к резкому сокращению числа ядерно опасных объектов.

Значительный эффект в области обеспечения ядерной безопасности имело обоснование ОАО «НИКИЭТ» и ОАО «ОКБМ Африкантов» осушения реактора перед началом потенциально ядерно опасных работ. Это позволило полностью исключить вероятность возникновения самоподдерживающейся цепной реакции деления при массовом проведении операций по выгрузке ОЯТ из реакторов АПЛ, полностью нивелируя человеческий фактор в виде возможных ошибок персонала. Как результат, ни одного случая ядерной или радиационной аварии при выгрузке ОЯТ из утилизируемых АПЛ в России не было.

Наш институт также принял активное участие в работах по выгрузке ОЯТ из реакторов трех аварийных АПЛ, двух в Северо-Западном и одной в Тихоокеанском регионе, что позволило обеспечить последующее обращение с ними по обычным технологиям.

Наряду с утилизацией АПЛ НИКИЭТ осуществляет научно-техническое обеспечение экологической реабилитации радиационно-опасных объектов. Так, институт разработал и согласовал с надзорными органами транспортно-технологическую схему и регламент вывоза двух партий ОЯТ из контейнеров старых типов с территории пунктов временного хранения ОЯТ и РАО в поселке Гремихе.

Детальная проработка этих документов позволила безопасно провести весь комплекс работ, что, в свою очередь, доказало правильность выбранных подходов и оправданность технических решений, в том числе и по вопросам обеспечения безопасности.

В настоящее время ведется подготовительная работа к вывозу ОЯТ из контейнеров и хранилищ ОЯТ и РАО в губе Андреева, а также к вывозу отработавших выемных частей реакторов с жидкометаллическим теплоносителем АПЛ класса «Альфа» из хранилищ в Гремихе.

Большой комплекс работ по обращению с ОЯТ выполняется на объектах мирной ядерной энергетики. В институте проводятся достаточно интенсивные НИОКР, целью которых является поиск технически и экономически оправданных технологий.

– На каких гражданских объектах ведутся основные работы по обращению с ОЯТ?

– ОАО «НИКИЭТ» оказывает ряд услуг ГК «Росатом» и концерну «Росэнергоатом» по научно-техническому обеспечению подготовки к выводу из эксплуатации канальных водографитовых реакторов АМБ на площадке Белоярской АЭС (блоки №1 и №2) для перевода энергоблоков в ядерно и радиационно безопасное состояние.

Мы провели большую работу по техническому обоснованию безопасности при хранении и обращении с ОЯТ реакторов АМБ. Совместно с концерном «Росэнергоатом» и другими организациями – ФГУП «ГНЦ РФ ФЭИ», ОАО «СПбАЭП» и т.д. – оценено текущее состояние безопасности хранения ОЯТ, выявлены дефициты безопасности, предложены технические и организационные меры по ее повышению.

В 2008-2009 годах ОАО «НИКИЭТ» подготовил и согласовал в надзорных органах обоснование ядерной и радиационной безопасности мероприятий по снижению рисков при хранении ОЯТ реакторов АМБ на Белоярской АЭС. Для проведения таких работ нами была спроектирована, изготовлена и поставлена на Белоярскую АЭС система нейтронного и гамма-сканирования кассет и дна бассейна выдержки в районе узла загрузки, использующаяся для обнаружения просыпей топлива в случае их выхода из кассет, подвергшихся значительной коррозии.

Составлен реестр просыпей в оборудовании, проведены обследования, разработан проект и осуществлены работы по герметизации реакторных пространств ­энергоблоков.

В настоящее время на Белоярской АЭС по проекту ОАО «НИКИЭТ» монтируется система контроля реакторных пространств блоков, основное назначение которой – получение сведений о ядерной безопасности путем определения наличия просыпей топлива в реакторных пространствах, а также данных по условиям хранения графита.

В рамках работ по подготовке к вывозу ОЯТ институт осуществляет проектирование оборудования и устройств по очистке от РАО, включая высокоактивный графит и просыпи топлива, реакторных шахт, использующихся в технологии удаления ОЯТ. Разработаны проекты и изготовлены опытные образцы инструмента по дистанционной разгрузке шахт и рубке длинномерных изделий для размещения в контейнерах.

Разработана система радиационного мониторинга работ, а также паспортизации контейнеров с РАО. Проводится отработка процесса разделки длинномерных контейнеров, содержащих высокоактивные отходы реакторного графита с просыпями топлива.

Кроме того, по заказу ФГУП «ФЦ ЯРБ» проводится проектирование и обоснование безопасности разделки в защитных помещениях Белоярской АЭС кассет с ОЯТ для дальнейшей переработки на ПО «Маяк». В случае успеха применение данной технологии способно значительно ускорить процесс вывоза ОЯТ на переработку. Оборудование, которое необходимо создать для реализации процесса разделки ОЯТ и обращения с РАО, можно будет повторно использовать при организации работ по демонтажу блоков №1 и №2.

ОАО «НИКИЭТ» в 2009 году приступил к разработке робототехнических средств для работы с ОЯТ в осушенных бассейнах выдержки. С помощью специалистов МГУ им. М.В. Ломоносова предложены уникальные роботы, которые полностью заменят человека при сложных операциях по разгрузке осушенных бассейнов Билибинской и Белоярской АЭС, а также на других объектах атомной энергетики.

– В РФ планируется развертывание программ по замыканию ядерного топливного цикла. Как будет организовано обращение с ОЯТ в рамках замкнутого ЯТЦ? В частности, какие технологии переработки ОЯТ будут использоваться?

– Однозначных решений по обращению с ОЯТ в будущем пока не принято. Я полагаю, что в ближайшие 20-30 лет наиболее рациональным подходом было бы централизованное хранение ОЯТ в «мокром» и «сухом» хранилищах в Красноярском крае.

За 15-20 лет в России должна быть создана инфраструктура замкнутого топливного цикла. Опытно-промышленная отработка элементов этой инфраструктуры должна быть проведена до 2020 года в рамках недавно принятой ФЦП «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года». Должны быть разработаны быстрые реакторы нового поколения, отвечающие требованиям широкомасштабной энергетики, и ключевые элементы замкнутого топливного цикла – производство топлива для быстрых реакторов, установки для регенерации ОЯТ, технологии обращения с РАО. К моменту развертывания системы быстрых реакторов в Красноярском крае должен быть построен завод для переработки ОЯТ современных тепловых реакторов и производства стартовых загрузок быстрых реакторов. В замкнутый топливный цикл быстрых реакторов будет передан для сжигания плутоний, минорные актиниды и некоторые долгоживущие продукты деления, выделенные из ОЯТ тепловых реакторов.

Существуют различные мнения по организации замкнутого топливного цикла быстрых реакторов. Одна группа специалистов предлагает организовать переработку и фабрикацию топлива на одном крупном заводе, возможно, также в Красноярском крае. Однако при достаточно большом масштабе системы быстрых реакторов (50-100 и более блоков по 1000 МВт) организовать безопасную ежегодную перевозку около 1000 т ОЯТ очень высокой радиоактивности с АЭС на завод и обратно будет трудной и дорогостоящей задачей. Также сложно сократить до одного-трех лет внереакторную часть топливного цикла, как это неизбежно потребует экономика АЭС с быстрыми реакторами.

Другое предложение – станционный замкнутый ЯТЦ. Весь комплекс производств замкнутого цикла расположен на АЭС с четырьмя-восьмью блоками, топливо не покидает площадку станции, следовательно, нет длительных перевозок. Однако очевидно, что капитальные затраты на такой ЯТЦ в целом по отрасли будут выше, чем в первом случае; кроме того, не до конца проработаны вопросы безопасности. Для принятия решения о пути развития замкнутого ЯТЦ быстрых реакторов требуются комплексные исследования обоих вариантов.

При переработке ОЯТ быстрых реакторов не требуется глубокой очистки топлива от продуктов деления, а если добиться полного воспроизводства топлива в активной зоне, то не нужно будет и разделения урана и плутония. Эти обстоятельства дают возможность принципиально по-новому взглянуть на технологию переработки ОЯТ и отказаться от водных химических технологий в пользу «сухих» – как химических (электролиз в расплавах солей, газофторидная переработка и т.д.), так и физических (например, плазменной сепарации элементов). В рамках реализации ФЦП «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года» такие технологии должны быть разработаны до уровня опытно-промышленных ­установок.

Какая из этих технологий будет принята в качестве базовой для замкнутого ЯТЦ быстрых реакторов, покажет будущее. При принятии решения должны быть учтены экономические аспекты, вопросы безопасности и нераспространения, сопрягаемость с технологией окончательного захоронения РАО от переработки ОЯТ. Очевидно, что проблемы обращения с ОЯТ оказывают существенное влияние на состояние окружающей среды, безопасность населения в целом. А потому вопросы обеспечения ядерной, радиационной, экологической безопасности для нас являются приоритетными.

Беседу вела Алена ЯКОВЛЕВА