Опыт обращения с поврежденным отработавшим ядерным топливом

   

Л. Секе (АЭС «Пакш», Венгрия), В.П. Смирнов, С.В. Комаров, С.В. Амосов, Е.А. Звир (ООО НПФ «Сосны», Россия)

Безопасность объектов ТЭК, №1, 2012

PDF версия

С 19 по 22 марта в венской штаб-квартире МАГАТЭ прошло Международное совещание экспертов, посвященное оценке аварии на японской АЭС Фукусима-1, произошедшей год назад. Материалы к этому совещанию проходили строгий предварительный отбор. От России выступили три докладчика: В.Г. Асмолов (Росэнергоатом, WANO), С.В. Комаров (НПФ «Сосны»), П.М.Гаврилов (ФГУП «ГХК»). Все три российских доклада были высоко оценены международными экспертами и вызвали особый интерес представителей Японии, поскольку в них был представлен конкретный опыт уже реализованных проектов.

В реакторах ВВЭР-440, находящихся в Словакии, Чехии, Венгрии и Финляндии, поставляемое ОАО «ТВЭЛ» топливо работает надежно. Средний уровень разгерметизации твэлов за последние 5 лет составил 7,0.10-7, что является одним из лучших показателей в мировой атомной энергетике.

В 2002 году из-за наличия отложений в топливных кассетах реакторы 1-3 блоков АЭС «Пакш» были переведены на эксплуатацию с пониженной мощностью.

Учитывая, что большинство РК и ТВС АРК, эксплуатирующихся на данных блоках, не выработали свой ресурс, АЭС «Пакш» было принято решение о проведении отмывки кассет с отложениями в период останова блоков на ППР для последующего возвращения их в активную зону реакторов.

Для отмывки кассет с отложениями на АЭС «Пакш» была использована западная технология, основным элементом которой является бак отмывки, который был размещен в колодце №1 блока №2 АЭС «Пакш». Отмывка ОТВС, размещаемых в баке, осуществлялась специальным раствором.

В апреле 2003 года при промывке шестой партии, состоящей из 30 ОТВС, из-за нарушения в охлаждении после окончания операции химической отмывки произошел инцидент. При попытке снять крышку бака были зафиксированы значительные выбросы в спецвентиляцию, произошло увеличение мощности дозы вблизи колодца и увеличение объемной активности в воде бассейна выдержки. Обстановка с ядерной безопасностью также была неясной. По воздействию на окружающую среду событие на АЭС могло быть отнесено по международной шкале ядерных событий к Уровню 2. Однако после снятия крышки на основе анализа состояния ОТВС эксперты вынуждены были отнести данное событие к Уровню 3 – «инциденты». Эксплуатация блока была приостановлена.

17 апреля 2003 г. руководство АЭС «Пакш» обратилось в ОАО «ТВЭЛ» с просьбой о помощи в ликвидации последствий данного инцидента. Для разработки предложений по ликвидации данного инцидента в России под руководством ОАО «ТВЭЛ» была создана рабочая группа, включающая в себя ведущие предприятия отрасли: ОКБ «Гидропресс», «ГИ «ВНИПИЭТ», РНЦ «Курчатовский институт, ОАО «ГНЦ – НИИАР», Озерский завод нестандартного оборудования, ОАО «МСЗ», ООО НПФ «Сосны» и ФГУП «ПО «Маяк» (как потенциальный грузополучатель отработавшего ядерного топлива).

Исследования, проведенные на ранней стадии проекта, показали, что практически все ОТВС в той или иной степени были разрушены. Однако в отличие от АЭС TMI-2 расплавления топлива в баке не было. Наибольшему разрушению подверглись ОТВС, расположенные в центральной части бака. Это пространство представляло собой нагромождение фрагментов твэлов и топливных таблеток, выпавших из оболочек. Нижние части ОТВС не претерпели видимых разрушений.

Российские предложения по ликвидации последствий разрушения ОТВС были приняты венгерской стороной, и в сентябре 2003 года были начаты работы по разработке оборудования и технологии извлечения поврежденного топлива из бака очистки. Задача заключалась в том, чтобы, соблюдая все требования безопасности, извлечь разрушенные фрагменты ОТВС из бака и перегрузить их в специальные пеналы, пригодные для хранения под водой на АЭС «Пакш» и обеспечивающие принципиальную возможность их транспортировки на переработку или сухое хранение. Для этого необходимо было силами российских и венгерских организаций выполнить большой объем конструкторских и технологических работ.

Эскизный и рабочий проекты рабочей площадки, оборудования, инструментов и пеналов для ОЯТ разрабатывались в ООО НПФ «Сосны». Разработанный комплект разнообразного инструмента для обращения с различными типами фрагментов ОТВС, составил более 100 наименований. Был также создан комплекс вспомогательного оборудования, включающий в себя системы видеонаблюдения и системы непрерывного радиационного контроля обстановки на рабочей площадке.

Наиболее сложным элементом оборудования являлась рабочая площадка. Технический проект рабочей площадки разрабатывался в ОКБ «Гидропресс», а сама рабочая площадка и крупногабаритное оборудование были изготовлены и испытаны на Урале, на Озерском заводе нестандартного оборудования. С целью отладки технологии и обучения персонала макет рабочей площадки, необходимое оборудование и инструмент были изготовлены, смонтированы и испытаны в ОАО «ГНЦ НИИАР».

Наиболее сложным и ответственным элементом технологии перетаривания ОЯТ оказались пеналы. Первоначально предполагалось разработать герметичный пенал, предотвращающий выход продуктов деления в воду бассейна в течение всего периода хранения. Однако изучение опыта по обращению с разрушенным топливом реактора TMI-2 и проведенные расчеты скорости образования радиолитического водорода показали, что такой пенал создать невозможно. Использование катализаторов для окисления радиолитического водорода и снижения его объемной концентрации внутри пеналов также оказалось неприемлемым. В качестве компромиссного решения были разработаны негерметичные водонаполненные пеналы, внутренняя полость которых соединялась с водой бассейна выдержки с помощью специального устройства –компенсатора. Компенсатор обеспечивал отвод из пенала газообразных продуктов, образующихся при радиолизе воды и предотвращал выход растворенных в воде пенала радионуклидов в воду БВ в течение расчетного срока хранения. С его помощью также можно было обеспечить подпитку пенала водой БВ для компенсации потерь воды на радиолиз. При этом компенсатор устанавливался на крышку пенала после его размещения в бассейне выдержки. Пеналы для ОЯТ изготовили и испытали в г. Электросталь на ОАО «МСЗ».

Обучение персонала проводилось на макете рабочей площадки в ОАО «ГНЦ НИИАР» и на реальной площадке, установленной на АЭС «Пакш». Весь процесс монтажа рабочей площадки в баке отмывки блока №2 и отладки оборудования проходил при непосредственном участии и под техническим руководством российских специалистов.

После получения разрешения надзорных органов Венгрии в октябре 2006 года были начаты практические работы по разборке содержимого бака очистки. На станцию были командированы специально подготовленные сотрудники российских предприятий. Операторы, находясь на рабочей площадке, установленной в колодце, проводили работы по дистанционному удалению фрагментов ОТВС с использованием длинномерных инструментов. С помощью телекамер, установленных в зоне работ, производилось непрерывное наблюдение за ходом выполнения работ и видеозапись событий. Для обеспечения ядерной безопасности при выполнении всех операций с топливом в бассейне осуществлялся непрерывный контроль нейтронного потока и оценка подкритичности.

Топливные фрагменты ОТВС, отдельные куски твэлов, а также ОЯТ в балк-форме помещались в пеналы. Головки и хвостовики отделялись от топливной части и помещались в емкость для твердых радиоактивных отходов. В процессе работ велся строгий учет ОЯТ путем его взвешивания перед загрузкой в пеналы.

Основные этапы выполнения работ заключались в следующем:

  • В первую очередь была проведена очистка верхней плиты бака от фрагментов ОТВС и твэлов, которые перегружались пеналы. Головки ОТВС отделялись от топливной части и размещались в емкостях для ТРО.
  • Затем был проведена очистка центральной части бака от ОЯТ, представляющего собой «завал» из фрагментов твэлов, с помощью устройства типа «грейфер» и манипуляторов.
  • Далее последовательно удалялись фрагменты верхней плиты и расположенные под ними фрагменты ОТВС. На этом этапе был обеспечен доступ к нижним частям ОТВС, которые удалялись с помощью силового захвата и устанавливались в устройство резки, где производилось отделение хвостовика от топливной части.
  • Удаление ОЯТ в балк-форме и фрагментов ОТВС с нижней плиты бака очистки выполнялось также как и с верхней плиты.
  • После освобождения необходимого пространства производилось высверливание и удаление центральной части нижней плиты.
  • После удаления из-под нижней плиты ОЯТ в балк-форме были удалены все оставшиеся фрагменты ОТВС и продолжено удаление ОЯТ в балк-форме.
  • В итоге на дне бака оставалось незначительное количество ОЯТ, которое было позднее также удалено с помощью системы «водосос».

Большую сложность вызывало наличие в баке массивной дистанционирующей плиты, в которой плотно сидели распухшие после теплового удара ОТВС. Эту плиту в конечном счете разрезали на несколько фрагментов и удалили. Для окончательной зачистки бака возникла необходимость вскрыть нижнюю массивную плиту, что было сделано с помощью корончатого сверления специально разработанной пневматической сверлильной машиной.

Практические работы по ликвидации последствий инцидента в колодце №1 блока №2 АЭС «Пакш» были завершены в марте 2007 года.

В процессе выполнения практических работ контроль радиационной безопасности персонала осуществлялся в полном соответствии с нормами и правилами, действующими в России и Венгрии. Максимальная индивидуальная доза за весь период работ не превысила 10% от годового предела дозы, а средняя – не более 5%.
Работа была выполнена в запланированные сроки, в полном объеме и на высоком научно-техническом уровне. В результате работы из бака было удалено более 5 тонн ОЯТ. Блок №2 АЭС «Пакш» в конце декабря 2006 г. был выведен на минимальный контролируемей уровень, а с начала января 2007 г. был запущен на номинальную мощность.
В настоящее время дефектное ОЯТ тридцати разрушенных ТВС, загруженное в вентилируемые пеналы, размещено на временное хранение в бассейне АЭС «Пакш». Оптимальным, с учетом состояния топлива, является решение о переработке ОЯТ в России. При транспортировании влажного дефектного ОЯТ в герметичных пеналах радиолиз оставшейся в пенале воды приводит к повышению давления внутри пенала и к образованию взрывоопасной газовой смеси и, исходя из опыта обращения с разрушенным топливом на АЭС TMI-2, является одним из главных процессов, влияющих на безопасность обращения с пеналами.

Для выбора оптимальной технологии подготовки пеналов к перевозке было разработано и изготовлено экспериментальное оборудование для отработки различных схем удаления воды из пеналов и осушки ОЯТ. Отработка проводилась на уменьшенных по высоте макетах пеналов, загруженных облученным топливом ВВЭР 440, и на полномасштабных пеналах, загруженных имитаторами ОЯТ.

Для определения количества остаточной влаги в пенале, которое гарантировало бы безопасность на всех этапах обращения, проведены экспериментальные исследования, моделирующие хранение разрушенного ОЯТ в герметичном пенале после различных способов удаления воды. В экспериментах использовалось топливо из отработавших ТВС ВВЭР-440. В экспериментах получены скорости выхода водорода, кислорода и газообразных продуктов деления в свободный объем пенала в зависимости от количества оставшейся воды и температуры окружающей среды. Данные результаты являются консервативными по отношению к топливу АЭС «Пакш», загруженному в пеналы.

С учетом оценок временных затрат и дозовых нагрузок на персонал, а также количества образующихся РАО, оптимальным способом признана термовакуумная сушка без предварительного слива воды из пеналов.
В результате разработана принципиальная технология подготовки пеналов к перевозке на переработку во ФГУП «ПО «Маяк», согласно которой для обеспечения безопасных условий транспортирования пеналы с ОЯТ должны быть осушены, заполнены инертным газом и герметизированы.

В настоящие время работы по подготовке ОЯТ к вывозу с АЭС «Пакш» в Российскую Федерацию с участием российских и венгерских специалистов продолжаются.
Выводы:
Опыт обращения с разрушенным ОЯТ АЭС «Пакш» позволяет отметить следующие основные особенности:

  • технология извлечения поврежденного ОЯТ из бассейна требует разработки уникальных дистанционных инструментов в каждом конкретном случае;
  • наиболее важными являются вопросы обеспечения безопасности при выполнении работ;
  • одним из наиболее важных вопросов обеспечения безопасности при хранении и перевозке поврежденного ОЯТ является обеспечение пожаро- и взрывобезопасности;
  • для корректного обоснования пожаро- и взрывобезопасности обращения с поврежденным ОЯТ требуются экспериментальные данные.
  • Накопленный опыт может быть использован при ликвидации последствий аварии на АЭС «Фукусима».

Количество просмотров: 162

Перезвоните мне
Спасибо! Ваша сообщение отправлено, в ближайшее время мы свяжемся с Вами!