Работа выполнена в рамках программы возврата топлива исследовательских реакторов российского происхождения (RRRFR) и в связи с подготовкой радиационно-технологического комплекса АО «Фотон» (г. Ташкент, Узбекистан), в состав которого входил исследовательский реактор (ИР) ИИН-3М, к выводу из эксплуатации.
После остановки реактора в 2013 году жидкое ОЯТ (ЖОЯТ) – водный раствор уранил-сульфата с обогащением 90% по урану-235 – хранилось в его корпусе (около 23 л), а, кроме того, в емкостях, размещенных в сейфе изотопохранилища (около 1 л).
Несмотря на наличие в России других растворных реакторов, технологии перевозки ЖОЯТ не существовало. Кроме того, оно не входило в номенклатуру топлива, которое перерабатывает ФГУП «ПО «Маяк».
Для осуществления первого ввоза в Россию жидкого ОЯТ было заключено и ратифицировано новое межправительственное соглашение между Узбекистаном и Россией, в котором был определен нормативно-правовой порядок единовременного ввоза ЖОЯТ реактора ИИН-3М. В соглашении установлено, что «ввоз облученного ядерного топлива осуществляется в порядке и на условиях ввоза в Российскую Федерацию из иностранных государств облученных тепловыделяющих сборок ядерных реакторов для целей временного технологического хранения c последующей переработкой и оставлением радиоактивных отходов, образовавшихся в процессе переработки, на территории Российской Федерации, установленных законодательством Российской Федерации».
В ходе подготовки к вывозу и переработке жидкого ОЯТ реактора ИИН-3М специалистами НПФ «Сосны» были выполнены следующие работы:
- разработка, изготовление и испытания оборудования для слива жидкого ОЯТ из реактора в емкости временного хранения;
- слив жидкого ОЯТ из реактора в емкости временного хранения и аттестация ОЯТ;
- разработка, изготовление и испытания оборудования для перегрузки жидкого ОЯТ в транспортные пеналы;
- разработка, изготовление и испытания в UJV Rez (Чешская Республика) и на площадке реактора ИИН-3М оборудования для загрузки транспортных пеналов с ЖОЯТ в ТУК SKODA VPVR/M;
- разработка, изготовление и испытания оборудования для приемки жидкого ОЯТ на ФГУП «ПО «Маяк»;
- научно-исследовательские работы для определения и корректировки технологических процессов переработки, разработка обоснования безопасности и лицензирование ФГУП «ПО «Маяк» для приемки и переработки жидкого ОЯТ.
На всех стадиях проекта особое внимание было уделено вопросам обеспечения безопасности выполнения работ с ЖОЯТ.
Для выгрузки раствора уранил-сульфата из реактора и его временного хранения был разработан и изготовлен комплекс оборудования выгрузки и временного хранения ЖОЯТ, предназначенный для выполнения следующих задач:
- порционная выгрузка топлива из корпуса реакторной установки в шесть емкостей временного хранения с одновременным измерением объема выгружаемого топлива;
- временное хранение топлива перед транспортированием на переработку;
- порционная выгрузка топлива из ёмкостей временного хранения в пеналы для транспортирования.
Оборудование комплекса обеспечивает ядерную безопасность, защиту персонала от ионизирующего излучения, а также исключает несанкционированный доступ к раствору уранил-сульфата при его временном хранении.
При разработке комплекса оборудования было проведено тщательное обоснование безопасности, включая анализ радиационной и ядерной безопасности, пожаро- и взрывобезопасности (по накоплению водорода), рассмотрены возможные аварийные ситуации. Получено заключение по ядерной безопасности экспертов ФГУП «ГНЦ РФ–ФЭИ», а также экспертная оценка регулирующего органа Узбекистана ГИ «Саноатгеоконтехназорат», подтверждающая соответствие документации действующим в республике нормам и правилам.
С помощью комплекса оборудования выгрузки и временного хранения по специально разработанной процедуре в сентябре 2014 года был произведен слив раствора уранил-сульфата из активной зоны реактора и измерение его объема. Извлеченное топливо было размещено в емкостях временного хранения. Дозы облучения персонала при выполнении данных операций были существенно ниже допустимых значений.
Для размещения жидкого ОЯТ в упаковке во время перевозки был разработан транспортный пенал. Корпус пенала представляет собой герметичный сосуд цилиндрической формы, детали которого соединены между собой с помощью сварных соединений. В верхней части внутренней полости корпуса установлена свинцовая пробка, которая защищает персонал от ионизирующего излучения ЖОЯТ во время установки/снятия крышки, подключения пенала к системам заполнения или слива жидкого ОЯТ и контроля герметичности. В горловине пенала установлены два штуцера: топливный и газовый. Газовый штуцер предназначен для вакуумирования пенала при заполнении его жидким ОЯТ, замены в нем газовой среды и контроля герметичности пенала после заполнения топливом.
Конструкция пенала для транспортирования жидкого отработавшего топлива запатентована (патент на полезную модель № 171174 РФ).
Проведенный расчет по оценке состояния пенала, загруженного ЖОЯТ, при аварийном механическом воздействии, вызванном вертикальным осевым падением пенала дном на жесткое основание с высоты 1,7 м (максимально возможная высота падения пенала при загрузке пеналов в ТУК), позволил сделать вывод, что при этом сохраняется целостность и герметичность пенала, что, в свою очередь, исключает выход жидкого ОЯТ из пенала.
Для транспортирования пеналов с ЖОЯТ был использован ТУК-145/С, ранее применявшийся для перевозки ОЯТ ИР из Вьетнама и Венгрии воздушным транспортом. Для данной перевозки в конструкцию ТУК была добавлена система специальных полиэтиленовых демпферов четырех типов, которые устанавливаются в свободные ячейки чехла контейнера SKODA VPVR/M, а также сверху и снизу каждого пенала, обеспечивая дополнительную динамическую защиту опасного радиоактивного содержимого упаковки.
Для обоснования выбранной конструкции была проведена серия численных расчетов по анализу процессов взаимодействия упаковки ТУК-145/С, загруженной пеналами с жидким ОЯТ, с жесткой преградой при столкновении со скоростью 90 м/с. Установлено, что во всех рассмотренных случаях столкновений (осевом, боковом и угловом) пеналы с жидким ОЯТ, находящиеся внутри контейнера SKODA VPVR/M, сохраняют свою целостность и герметичность, что исключает выход жидкого ОЯТ из пеналов и попадания его в полость контейнера SKODA VPVR/М в случае авиационной аварии.
Ядерная безопасность конструкции и перевозки подтверждена заключениями ОЯБ ФГУП «ГНЦ РФ-ФЭИ».
Для загрузки жидкого ОЯТ реакторной установки ИИН-3М в ТУК была разработана технология, включающая:
- порционную загрузку водного раствора уранил-сульфата из емкостей временного хранения в транспортные пеналы с помощью комплекса оборудования выгрузки и временного хранения;
- проверку герметичности транспортных пеналов и их массы;
- загрузку пеналов с ЖОЯТ в контейнер SKODA VPVR/M с помощью перегрузочного контейнера.
Для реализации этой технологии частично было применено оборудование, использованное ранее для загрузки ОТВС на площадке далатского исследовательского реактора во Вьетнаме – площадка обслуживания, перегрузочная плита с кондуктором и направляющими. Часть оборудования была разработана специально для этой перевозки, включая транспортные пеналы, перегрузочный контейнер, захваты, демпферы.
В октябре 2014 года в Чехии на предприятии UJV Ржеж были проведены испытания оборудования на совместимость с контейнером SKODA VPVR/M и с оборудованием, использованным при вывозе ОТВС из Вьетнама.
После испытаний оборудование было отправлено в Ташкент, куда в это же время была перевезена вторая партия оборудования, разработанного НПФ «Сосны»: пандусы, самоходная тележка, пост контроля герметичности, буферная ёмкость, устройство для взвешивания, а также транспортные пеналы. После того, как оборудование было смонтировано в реакторном зале, было проведено обучение персонала реактора с оформлением сертификатов. В марте 2015 года после проведения испытаний оборудование было введено в эксплуатацию.
Безопасность оборудования для загрузки жидкого ОЯТ в транспортный контейнер и его соответствие действующим в Республике Узбекистан нормам и правилам были подтверждены соответствующими анализами и экспертными заключениями.
Для того, чтобы на ФГУП «ПО «Маяк» можно было принять новый вид облученного топлива, в 2013 году была разработана транспортно-технологическая схема приемки, временного хранения и переработки жидкого ОЯТ; проведена оптимизация экстракционных параметров процесса выделения урана, разработаны мероприятия по компенсации воздействия коррозионно-активного раствора на оборудование и уточнены параметры получаемых радиоактивных отходов после переработки жидкого ОЯТ и технологии обращения с РАО.
Для реализации данной схемы было разработано специальное оборудование: захват и фиксатор для выгрузки ЖОЯТ из транспортного пенала и линия перекачки жидкого ОЯТ в технологический аппарат для переработки. В рамках обоснования безопасности разработанного оборудования были проведены расчеты прочности, пожаро- и взрывобезопасности, радиационной и ядерной безопасности. Ядерная безопасность была подтверждена ОЯБ ФГУП «ГНЦ РФ–ФЭИ». После разработки технологических регламентов и инструкций для персонала ФГУП «ПО «Маяк», а также экспертизы, выполненной специалистами ФБУ «НТЦ ЯРБ», было получено разрешение (лицензия) Ростехнадзора на приемку, временное хранение упаковки и переработку на ФГУП «ПО «Маяк» жидкого ОЯТ исследовательского реактора ИИН-3М АО «Фотон».
По конструкторской документации, разработанной ООО НПФ «Сосны», в течение 2014 года было изготовлено оборудование для приемки, временного хранения и обращения с ЖОЯТ на ФГУП «ПО «Маяк». Изготовленное и смонтированное оборудование после проведения заводских испытаний было введено в эксплуатацию.
В сентябре 2015 года на площадке реактора ИИН-3М были выполнены работы по загрузке пеналов с ЖОЯТ в транспортный контейнер, после чего облученное жидкое топливо воздушным транспортом в упаковке ТУК-145/С было перевезено в Россию для переработки на радиохимическом заводе ФГУП «ПО «Маяк».
Публикации:
Вестник ДИТИ НИЯУ МИФИ ,№ 1(1), 2013: Разработка безопасной технологии выгрузки ОЯТ жидкосолевых реакторов
Вестник ДИТИ НИЯУ МИФИ ,№ 1(1), 2013: Оценка доз внешнего облучения персонала при производстве работ по выгрузке жидкого ОЯТ из активных зон жидкосолевых исследовательских реакторов
Количество просмотров: 3247
