Десятилетний опыт реализации программы RRRFR

А.В. Смирнов, С.В. Комаров, Б.А. Канашов, С.Н. Комаров

Журнал "Безопасность ядерных технологий и окружающей среды", №1, 2013

PDF версия

Программа возврата топлива исследовательских реакторов российского производства (RRRFR) является частью Глобальной инициативы по снижению ядерной угрозы. Ее основная цель – предотвращение распространения ядерных материалов путем консолидации и ликвидации накопленных запасов высокообогащенного урана и перевода исследовательских реакторов на низкообогащенное ядерное топливо.

Опасность появления в руках террористов ядерного оружия массового уничтожения заставила правительство США организовать вывозы высокообогащенного уранового (ВОУ) топлива из Казахстана (в 1994 году), Ирака (в 1993-1994 годах) и Грузии (в 1998 году). Эти события, а также понимание серьезности проблемы привело к разработке в 1999 году совместной российско-американской программы возврата ядерного топлива, произведенного в РФ.
К данной программе присоединились 14 государств из 17, имеющих на своей территории исследовательские реакторы (ИР), построенные по российским проектам. Страна, желающая вернуть топливо в Россию, должна была либо остановить их, либо перевести на работу с низкообогащенным (НОУ) топливом. Россия, в свою очередь, взяла на себя обязательства обеспечить физзащиту, учет и контроль ввезенного топлива и не использовать его в военных целях.
В 1999-2002 годах специалисты МАГАТЭ, России и США проделали большую работу по подготовке ИР к участию в программе RRRFR. 28 мая 2004 года между Россией и США было подписано соглашение о сотрудничестве по ввозу в РФ ядерного топлива ИР, произведенного в Российской Федерации, которое стало правовым основанием для реализации программы.
В программе RRRFR приняли участие многие российские организации. Все проекты выполнялись и выполняются под управлением Госкорпорации «Росатом» и контролем Ростехнадзора.

Возврат необлученного топлива

Еще до подписания соглашения между правительствами РФ и США о сотрудничестве начался возврат необлученного ядерного топлива. В августе 2002 года по инициативе МАГАТЭ впервые была проведена операция по вывозу необлученного топлива реактора RA из института «Винча» (Югославия, ныне Сербия), в ходе которой в РФ возвращено около 50 кг урана, в том числе и ВОУ. Основным оператором этой перевозки, обеспечившим разработку, согласование и утверждение всех необходимых документов в России, была НПФ «Сосны». С тех пор совершено еще 20 перевозок необлученного ядерного топлива в российских контейнерах ТК-С14, ТК-С15 и ТК-С16. Все перевозки выполнялись с использованием воздушного транспорта, поскольку это снимает проблемы, связанные со странами транзита: упрощает логистику и таможенные процедуры, облегчает задачу обеспечения физзащиты. В России груз принимали ОАО «ГНЦ НИИАР» и ФГУП «НИИ НПО «Луч».
В результате этой работы к концу 2012 года за пределами Российской Федерации практически не осталось сколь-нибудь значимых и представляющих террористическую опасность количеств высокообогащенного урана или плутония российского происхождения.

Возврат ОЯТ ИР

Ввоз ОТВС в Российскую Федерацию сопряжен с необходимостью решения других, гораздо более серьезных задач (правовых, экономических, технических, организационных), и требует тесного взаимодействия всех организаций-участников. Российское законодательство выдвигает очень жесткие требования к подобным проектам. В частности, согласно нормативным документам, после ввоза ОЯТ на территорию перерабатывающего предприятия экологическая обстановка в регионе должна не только не ухудшиться, но стать более безопасной за счет реализации специальных экологических программ. Доказательства общего снижения риска радиационного воздействия и повышения уровня экологической безопасности излагаются в материалах единого проекта, которые готовит уполномоченная организация – ФГУП «ФЦЯРБ». Единый проект обязан пройти согласование в компетентных органах и государственную экологическую экспертизу, при положительном решении которой возможно заключение и реализация внешнеторгового контракта (ВТК).
При подготовке ВТК на оказание услуг по обращению с ОТВС ИР серьезной проблемой является согласование условий возврата РАО в страну поставщика. В соответствующих документах должны быть представлены номенклатура, состав, физическая форма, количество, вид упаковки продуктов переработки, подлежащих возврату. По существующей технологии радиохимического завода ПО «Маяк» жидкие технологические РАО от переработки ОТВС реакторов различных типов и поставщиков перед кондиционированием накапливаются и временно хранятся совместно. Поэтому невозможно получить кондиционированные РАО, которые содержат радионуклиды, в точности соответствующие конкретной партии переработанных ОТВС.
Необходимо, чтобы количество возвращаемых продуктов переработки определялось по согласованным методикам, исходя из условия эквивалентности активности ввезенных облученных сборок и продуктов переработки. Критерии такой эквивалентности должны согласовать поставщик ОТВС и грузополучатель (радиохимический завод). Специалисты НПФ «Сосны» предложили оригинальную методику определения условий эквивалентности активностей, которая впервые была использована при подготовке проекта по ввозу ОЯТ ИР из Чехии и в дальнейшем адаптирована для проектов ввоза ОЯТ из других стран.
В перевозках облученного ядерного топлива использовались российские контейнеры ТУК-19 и чешские ТУК SKODA VPVR/M. Были задействованы все возможные виды транспорта: автомобильный, железнодорожный, речной, морской и воздушный. В ходе выполнения проектов программы были созданы или усовершенствованы транспортные контейнеры, оборудование для загрузки ОТВС, транспортные средства, а также транспортно-технологические схемы перевозок.

Технология и оборудование для загрузки ОТВС в ТУК-19Б

При подготовке к вывозу ОТВС румынского реактора ВВР-С (IFIN-HH, Магуреле) возникла необходимость создания перегрузочного контейнера. Для обеспечения уровня безопасности загрузки ОТВС в ТУК-19, соответствующего требованиям румынского регулирующего органа, была разработана специальная технология. При использовании перегрузочного контейнера, оснащенного автоматическим захватом, процедура загрузки-выгрузки чехла типа 50 с ОТВС занимает около часа с момента извлечения порожнего чехла до установки крышки на ТУК-19.После успешного использования в Румынии перегрузочный контейнер был адаптирован и применен на площадке сербского реактора RA при вывозе ОЯТ из института «Винча» в 2010 году.
В настоящее время разработан перегрузочный контейнер для загрузки ОЯТ в ТУК SKODA VPVR/M. Новая технология предполагает применение специальной плиты для обеспечения безопасности работ по перемещению ОТВС из перегрузочного контейнера в транспортный контейнер SKODA VPVR/M. До этого ТУК SKODA VPVR/M можно было загружать только снизу, для чего требовалось устанавливать контейнер над бассейном.

Вентилируемый пенал для временного хранения и перевозки поврежденного ОЯТ

Транспортирование поврежденного топлива требует разработки специальных средств. При реализации проекта по вывозу ОТВС реактора RA из Сербии возникла необходимость поместить ОЯТ в транспортные пеналы, предназначенные для временного хранения в бассейне реактора, транспортирования и технологического хранения на перерабатывающем заводе.
Для обеспечения безопасности перевозки и хранения ОЯТ нужно было решить две серьезных задачи: исключить опасные концентрации «гремучей смеси» (водород + кислород) при накоплении радиолитического водорода и предотвратить утечку радиоактивных веществ из топливной матрицы в окружающую среду. Для перевозки ОЯТ реактора RA были разработаны специальные негерметичные пеналы, обеспечивающие необходимый уровень взрыво- и пожаробезопасности. Конструкция пенала позволяет образующемуся водороду беспрепятственно выходить наружу, дает возможность периодически вентилировать внутренний объем пеналов во время нахождения их в ТУК, а также заменять газовую среду. Данное техническое решение было согласовано с эксплуатирующей организацией, владельцами контейнеров (NRI Rez и ПО «Маяк») и грузополучателем (ПО «Маяк»).
Для предотвращения утечки радиоактивных веществ в окружающую среду была создана система очистки воды, обеспечивающая необходимый уровень радиационной безопасности во время хранения негерметичных пеналов в бассейне института «Винча».
Осенью 2010 года были закончены загрузка пеналов с ОЯТ в контейнеры ТУК-19 и SKODA VPVR/M и подготовка контейнеров к перевозке, оформлены необходимые разрешительные документы. Транспортный маршрут проходил через три страны и включал автомобильный, железнодорожный и морской участки. В декабре 2010 года ОЯТ было благополучно доставлено в ПО «Маяк».

Совершенствование транспортных средств и маршрутов

Существенные временные затраты, требующиеся для оформления транзитных межправительственных соглашений на перевозки железнодорожным транспортом, заставили задуматься о разработке новых маршрутов и новых транспортных средств. В частности, при вывозе ОЯТ ИР из Института исследования атомной энергии Венгерской академии наук (Будапешт) впервые в программе RRRFR использовался морской транспорт – датское судно LYNX класса ОЯТ-2, оснащенное в соответствии с требованиями Международного кодекса по безопасной перевозке отработавшего ядерного топлива, плутония и высокорадиоактивных отходов в таре на судах (Кодекса ОЯТ). Надзор за выполнением данных требований осуществлял российский концерн «АСПОЛ-Балтик». Поскольку большая часть морского пути протекала вне российских территориальных вод, в российский сертификат-разрешение было включено условие использования международных аварийных карт в соответствии с требованиями правил Международного морского кодекса по опасным грузам. Особое внимание уделялось вопросу передачи ответственности за физзащиту: была разработана и утверждена специальная процедура.
После успешного завершения первой морской перевозки было решено привлечь к участию в программе RRRFR отечественных перевозчиков. В 2008 году в ЦНИИ им. академика А.Н. Крылова начались работы по подготовке проекта переоборудования судна «MCL-Trader» концерна «АСПОЛ-Балтик». После разработки и утверждения проекта на эстонской судоверфи под наблюдением местных представителей Российского морского регистра судоходства (РМРС) данное судно было переоборудовано и сертифицировано по классу ОЯТ-2. Выполнен большой объем работ по разработке и утверждению всей необходимой судовой документации, персонал судна прошел специальное обучение и получил разрешения на соответствующие работы. «MCL-Trader» был использован при вывозе ОЯТ польских реакторов «Ева» и «Мария» в 2009 году; последующие перевозки ОЯТ из Польши выполнялись российским судном «Михаил Дудин».

Транспортный пакет для обеспечения мультимодальных перевозок ТУК-19

Российские контейнеры ТУК-19 традиционно перевозились по железной дороге в вагонах-контейнерах ТК-5, а их доставка на железнодорожную станцию требовала разработки специальных технических средств. Чтобы унифицировать транспортно-технологические операции с ТУК-19, необходимо было разместить его в грузовом контейнере.
Эта задача была решена в рамках проекта по вывозу ОТВС из Румынии. В основу транспортного пакета для перевозки ТУК-19 был положен специализированный грузовой крупнотоннажный 20-футовый контейнер (СГКК), удовлетворяющий требованиям ISO-стандартов, международным конвенциям и отраслевым нормам перевозки опасных грузов различными видами транспорта. СГКК был оснащен комплектом оборудования для раскрепления в нем ТУК-19.
В течение 2008 года на предприятии «Абаканвагонмаш» был изготовлен первый экземпляр (прототип), проведены испытания и получено свидетельство-сертификат Главного управления РМРС. Конструкция упаковки ТУК-19 в составе транспортного пакета прошла экспертизу во РФЯЦ-ВНИИЭФ на соответствие российским и международным требованиям при транспортировании радиоактивных материалов.
Создание транспортного пакета позволило в июне 2009 года осуществить первую перевозку ОЯТ воздушным транспортом из Румынии. В ходе подготовки к ней был проделан большой объем работ по обоснованию безопасности не только конструкции упаковки, но и транспортирования в целом. Впоследствии транспортные пакеты были использованы при реализации воздушных перевозок ОЯТ в ТУК-19 из Ливии (в 2009 году) и Узбекистана (в 2012 году), а также морских перевозок из Сербии (в 2010 году) и Польши (в 2009, 2010 и 2012 годах).

ТУК для воздушных перевозок радиоактивных материалов

Создание транспортного пакета позволило перевозить по воздуху ограниченные количества облученных ТВС в упаковках типа B. Для обеспечения возможности воздушных перевозок радиоактивных материалов без дополнительных ограничений по активности в ходе программы RRRFR была разработана упаковка типа С на базе контейнера SKODA VPVR/M. В отличие от упаковки типа B, конструкция упаковки типа С должна удовлетворять требованиям по сохранению прочности и герметичности при усиленных испытаниях.
Разработка упаковки началась в 2009 году. Предварительные оценки возможности ее создания на основе различных вариантов динамической защиты были выполнены экспертами РФЯЦ-ВНИИЭФ. На первом этапе разработки было принято концептуальное решение о создании разборной динамической защиты на основе полых сфер из титанового сплава, помещенных в цилиндрическую оболочку, внутри которой находится контейнер SKODA VPVR/M. Это решение было закреплено в техническом задании на разработку упаковки типа С, получившей обозначение ТУК-145/С. Натурные испытания макета ТУК 145/С на столкновение с мишенью при скорости 90 м/с, требуемые для сертификации упаковок типа С, были проведены на ракетном треке РФЯЦ-ВНИИЭФ.
В апреле 2012 года был получен сертификат-разрешение на конструкцию упаковки ТУК-145/С. По конструкторской документации, подготовленной специалистами НПФ «Сосны», на уральском предприятии «ВСМПО-АВИСМА» был изготовлен первый экземпляр защитно-демпфирующего кожуха.
В июне 2012 года проведены испытания в аэропорту «Ульяновск-Восточный», которые продемонстрировали возможность перегрузки ТУК-145/С с автомобильного транспорта в самолет Ан-124-100 двумя способами: на автомобильном полуприцепе и с использованием роликовой системы и автокрана.

Распространение программы RRRFR на российские объекты

Логичным продолжением программы RRRFR является ее распространение на российские ядерные установки, работающие с высокообогащенным топливом, что полностью соответствует Глобальной инициативе по снижению ядерной угрозы. Десятилетний опыт, приобретенный в ходе выполнения проектов программы, вполне может быть использован и на российских площадках, а созданные оборудование и технологии уже используются для внутрироссийских перевозок. Примером может служить организация «пилотного» вывоза ОЯТ ИР из ГНЦ РФ – ФЭИ. На площадке института хранится значительное количество топлива, использовавшегося в исследовательских реакторах и критических стендах, испытанного в «горячих» камерах и потому находящегося зачастую в негерметичном или поврежденном состоянии.
Для подготовки ОТВС к перевозке на переработку были разработаны, поставлены и введены в эксплуатацию несколько видов оборудования и систем, включая:
– герметичные пеналы для размещения в контейнерах ТУК-19 деформированных и недеформированных ОТВС типа ВМ;
– герметичные пеналы для размещения в контейнерах ТУК-108/1 твэлов ОТВС типа АМ;
– комплекс оборудования защитной камеры для обращения со штатными чехлами, выгрузки из них ОЯТ, обрезки верхних концевиков ОТВС типа ВМ под габарит, пеналирования ОТВС типа ВМ, а также герметизации пеналов.
Работы по подготовке к вывозу ОЯТ с площадки ГНЦ РФ – ФЭИ начались в 2009 году. В первую очередь, был определен перечень ОЯТ, которое ПО «Маяк» может принять и переработать без корректировки штатной технологии. Актуализирована транспортно-технологическая схема обращения с контейнерами ТУК-19. Выбор транспортной схемы (перевозка на автомобилях до перегрузочной площадки и затем по железной дороге – в ПО «Маяк») был обусловлен неудовлетворительным состоянием подъездных железнодорожных путей от станции Обнинское до территории промплощадки ФЭИ. В настоящее время ведутся работы по подготовке к восстановлению подъездных железнодорожных путей.
Другой пример – работы в Объединенном институте ядерных исследований (Дубна). Для подготовки к вывозу находящихся там ядерных материалов была проведена их инспекция и проанализированы варианты способов перевозки. Используя наработки программы RRRFR, предложено загружать ОТВС, находящиеся в приреакторном хранилище, в контейнеры ТУК-19, а те, в свою очередь – в 20-футовые ISO-контейнеры. С учетом физического состояния ВОУ-материалов (стружка, обрезки) и для повышения безопасности транспортирования как в нормальных, так и аварийных условиях необходимо поместить их в специальные герметичные пеналы.
Стоит отметить, что в России находится более десятка организаций разной отраслевой принадлежности, имеющих исследовательские реакторы и критические стенды (всего 117 установок), на которых накоплено значительное количество ОЯТ. Для организации его вывоза и переработки необходима координация деятельности эксплуатирующих организаций, поскольку для оптимизации бюджетных расходов и графика переработки ОЯТ желательно использовать единую систему управления проектами, унифицированное оборудование и транспортно-технологические схемы, единую разрешительную документацию.

***
В результате выполнения программы RRRFR общее количество ВОУ-топлива, вывезенного в Российскую Федерацию, составило около 1930 кг. Из Латвии, Болгарии, Румынии, Ливии, Сербии и Украины было вывезено все высокообогащенное топливо.
Десять лет, прошедших с момента старта программы, показали, что задача консолидации высокообогащенного уранового топлива в международном масштабе является выполнимой при объединении усилий всех заинтересованных организаций.