Измерительный комплекс для контроля состояния внутренних барьеров безопасности выводимых из эксплуатации российских промышленных уран-графитовых ядерных реакторов (ПУГР), служивших для наработки оружейного плутония, планируется создать в нынешнем году, следует из материалов на сайте закупок госкорпорации "Росатом".
В России в разные годы работало 13 промышленных уран-графитовых реакторов. Все они остановлены, в настоящее время ведутся работы по выводу этих реакторов из эксплуатации. Первым из эксплуатации будет выведен реактор ЭИ-2 на предприятии топливной компании Росатома ТВЭЛ "Сибирский химический комбинат".
Вывод из эксплуатации (ВЭ) ПУГР требует особого подхода, поскольку для этих реакторных установок при их проектировании и строительстве не предусматривались технические решения по выводу их из эксплуатации, а обеспечение безопасного ВЭ реакторов в значительной степени определяется особенностями конструкции, размещения и эксплуатации, присущими ПУГР.
Цель работ, которые будут выполняться по заказу "Опытно-демонстрационного центра вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов" (ОДЦ УГР), — разработка методического и аппаратурного обеспечения для контроля состояния внутренних барьеров безопасности в конструкциях выводимого из эксплуатации ПУГР после его захоронения на месте.
Ранее из активной зоны ЭИ-2 было удалено отработавшее ядерное топливо, шахта реактора забетонирована и загерметизирована, демонтировано оборудование и металлоконструкции реактора.
Внутренние барьеры безопасности на реакторе ЭИ-2 создаются путем бесполостного заполнения пустот в технологических помещениях и конструкциях барьерными материалами. Контроль состояния внутренних барьеров заключается в периодических измерениях параметров, отражающих изменение физического состояния барьеров и позволяющее обнаружить нарушение их целостности на ранней стадии и принять своевременные меры по восстановлению безопасности.
В ходе работ предстоит определить оптимальную конструкцию и эксплуатационные параметры зондов измерительного комплекса, затем изготовить измерительное устройство, и испытать его на макетах и непосредственно на площадке реактора ЭИ-2. Макеты должны будут имитировать изменение контролируемых параметров состояния барьеров (образование пустот, обводнение, изменение плотности и т.д.). Помимо этого, будет разработано методическое обеспечение измерительного комплекса.
Разрабатываемые технологии для реактора ЭИ-2 будут предназначены для тиражирования на другие предприятия Росатома, в том числе на ядерные реакторы АЭС после их окончательной остановки и реализации концепции "захоронения на месте".
Согласно техническому заданию на выполнение работ, они должны быть закончены до конца нынешнего года.