Краткий обзор работ развёрнутых в России по утилизации плутония



страница9/9
Дата10.01.2018
Размер2.22 Mb.
ТипКраткий обзор
1   2   3   4   5   6   7   8   9
Рис. 11. Разрез герметичной оболочки реакторного отделения. 
1 – горизонтальный парогенератор; 2 – главный циркуляционный насос


Проблемы топливоиспользования на АЭС с реакторами ВВЭР

Затирания органов регулирования системы управления и защиты (СУЗ) на реакторах ВВЭР-1000 приняли массовый характер в начале 90-х гг., что явилось следствием перехода с двухгодичного на трехгодичный топливный цикл. При этом наблюдалось превышение допустимого времени падения (4 сек.) и застревание органов регулирования СУЗ в нижней части активной зоны. Кроме того, из-за увеличения величины межкассетных зазоров выросли локальные энерговыделения, в связи с чем Госатомнадзор России ограничил мощность блоков ВВЭР-1000 до 90% до тех пор, пока не будет разработано обоснование безопасности эксплуатации в сложившихся условиях.

На основании приказа министра Российской Федерации по атомной энергии были разработаны необходимые мероприятия и проведены работы на Балаковской и Калининской АЭС по повышению надежности работы органов регулирования СУЗ.

В соответствии с планом мероприятий во время эксплуатации энергоблоков Балаковской и Калининской АЭС проводились периодические проверки проходимости направляющих каналов ТВС (тепловыделяющих сборок) методом индивидуального сброса каждого органа регулирования СУЗ. Были также проведены работы по доработке штанг приводов СУЗ и замене поглощающих стержней СУЗ на утяжеленные. В результате проведенных работ в настоящее время все штанги приводов СУЗ Калининской и Балаковской АЭС полностью доработаны и отвечают предъявляемым к ним требованиям.

Параллельно проводилась замена обычных поглощающих стержней СУЗ на поглощающие стержни СУЗ «утяжеленной» конструкции. Эта работа также на данный момент полностью завершена на Балаковской и Калининской АЭС.

В соответствии с мероприятиями во время планово-предупредительных ремонтов на блоках ВВЭР-1000 проводились работы по измерению кривизны направляющих каналов ТВС, разновысотности положения головок ТВС, характеристик пружинных блоков ТВС и усилий перемещения поглощающих стержней СУЗ в направляющих каналах ГВС. На основании полученной информации главным конструктором и научным руководителем были разработаны обоснования безопасной эксплуатации реакторов на номинальном уровне мощности, содержащие прогноз искривления ТВС в процессе топливной кампании и дополнительные ограничения на неравномерности энерговыделения в активной зоне в связи с искривлением ТВС.

До начала проведения этой работы максимальные искривления доходили до 30 мм, а средние равнялись 12 мм, то в настоящее время средние искривления на энергоблоке 1 Балаковской АЭС составляют около 8 мм, а на энергоблоке 1 Калининской АЭС – около 3 мм.

На базе статистической обработки большого массива измерений, проведенных на АЭС России и Украины, разработана методика «обобщенного» реактора (которая направлена на экспертизу в Госатомнадзор России), позволяющая отказаться от частных обоснований и прогнозировать зазоры и дополнительные ограничения на энерговыделение расчетным путем.

В настоящее время падение органов регулирования СУЗ на блоках происходит за 3 сек., что позволило отказаться в 2001 г. от проверок времени падения органов регулирования СУЗ во время работы блока (эта проверка проводится только в начале и в конце работы). В то же время выросли усилия трения при перемещении ГВС во время разборки активной зоны (Балаковская АЭС), но безопасность их перемещения с возросшими усилиями обоснована.

Для решения задачи по выпрямлению ТВС, входящих в состав активной зоны, ОКБМ разработало ТВС альтернативной конструкции (ТВСА), обладающую повышенной изгибной жесткостью за счет введения уголков, приваренных к дистанционирующей решетке. Это позволило на энергоблоке 1 Калининской АЭС практически всю активную зону загрузить ТВСА, что дало возможность уменьшить среднюю величину прогибов с 9 до 3 мм (результаты измерений, проведенных в ходе планово-предупредительного ремонта в 2001 г.).

В процессе реализации мероприятий по уменьшению искривления ТВС реакторов ВВЭР-1000 ОКБ «Гидропресс» разработало усовершенствованную тепловыделяющую сборку (УТВС), модернизировав конструкцию пружинного блока и головки ТВС.

Для реализации четырехгодичного топливного цикла на энергоблоках ВВЭР-1000 с целью повышения уровня безопасности эксплуатации и эффективности топливоиспользования в состав УТВС и ТВСА были введены ТВЭлы (тепловыделяющие элементы), содержащие гадолиний в качестве интегрированного в топливо выгорающего поглотителя (урано-гадолиниевое топливо – УГТ).

Урано-гадолиниевое топливо в настоящее время внедряется и на блоках ВВЭР-440 (блок 4 Кольской АЭС), что обеспечит его эксплуатацию в режиме пятигодичного топливного цикла.

Следует отметить, что при эксплуатации первых опытных партий УТВС были выявлены факты смещения дистанционирующих решеток (на расстояние до 650 мм), что привело к досрочной выгрузке 12 ТВС во время планово-предупредительного ремонта в 1999 г. и потребовало дополнительных обоснований безопасности эксплуатации. Как выяснилось, смещения решеток были вызваны недостатками конструкции УТВС в части крепления дистанционирующей решетки на центральной трубке. В результате проведенных работ эти недостатки устранены, но в целом конструкция УТВС обладает меньшей по сравнению с ТВСА жесткостью и сопротивляемостью изгибу. Поэтому в настоящее время начата разработка ТВС новой конструкции – ТВС-2, которая по замыслу ОКБ «Гидропресс» будет обладать повышенной изгибной жесткостью за счет применения широких «мягких» дистанционирующих решеток и закрепления их не только на центральной трубке, но и на направляющих каналах.

По-видимому, необходимо отметить пониженную надежность топлива для ВВЭР-440. Это особенно заметно проявилось при массовой разгерметизации кассет в ходе планово-предупредительных ремонтов в 1998 г. (23 шт.), а также в 2001 г. (9 шт.).

С учетом данного обстоятельства в ОКБ «Гидропресс» для реакторов ВВЭР-440 разрабатывается кассета второго поколения на основе находящихся сейчас в опытной эксплуатации кассет с виброустойчивой конструкцией пучка ТВЭлов и кассет автоматического регулирования с модернизированным стыковочным узлом.



Проблемы эксплуатации парогенераторов ПГВ-1000.

Парогенераторы ВВЭР образуют третий физический барьер распространения радиоактивной среды и эксплуатируются в наиболее тяжелых коррозионных условиях.

В процессе эксплуатации в 1986–1991 гг. отмечены повреждения металла холодных коллекторов ПГВ-1000 в перемычках между отверстиями в перфорированной зоне. Комплекс экспериментально-исследовательских работ, выполненных в ОКБ «Гидропресс», ЦНИИТМАШе, ЦНИИКМе «Промстей», ВНИИАЭС, НИИАРе, ЦКТИ, МЭИ, решил в основном проблему коллекторов. При этом использовались различные пути ее решения:
  • реабилитация действующих парогенераторов;
  • изменения в технической документации и технологии производства;
  • новые схемные решения по реконструкции коллекторов водопитания и продувки;
  • эксплуатационные решения в части ужесточения требований к качеству теплоносителя контура II, проведение химической отмывки.

Параллельно с этим была проведена модификация конструкции парогенераторов.

За последние годы повреждения коллекторов не выявлено, однако появились случаи повреждения 111 сварных швов, являющихся наиболее нагруженными элементами конструкции парогенератора.

В последнее время отмечаются негативные результаты, полученные в результате объединения линий продувки карманов коллекторов и днища, – появление локальных зон повышенного солесодержания и шлама в районе 2–4-й решетки «горячего» канала, в карманах коллекторов парогенератора. На ряде атомных станций эта проблема решена весьма эффективно, на других АЭС ведется реконструкция линий продувки.

Для обеспечения диагностики металла парогенераторы АЭС оснащены установками вихретокового контроля для коллекторов и трубок, новыми приборами УЗК (ультразвукового контроля) для контроля коллектора.

С 1999 г. в концерне «Росэнергоатом» действуют «Нормы дефектов (критерии глушения) теплообменных трубок парогенераторов реакторной установки типа ВВЭР-1000, РД ЭО-0157-99», на основании которых глушатся трубы с износом 60–75%. Но, к сожалению, после проведения вихретокового контроля при проведении контроля плотности аквариумным методом обнаруживаются неплотные трубы. В связи с этим необходимо провести оценку достоверности вихретокового контроля, поскольку металлографическими исследованиями обнаружено несоответствие между результатами вихретокового контроля и фактической глубиной дефектов под дистанционирующими решетками и на изгибах труб. Механизм деградации труб в основном одинаков – трещины транскристаллитного характера, образующиеся от питгингов и развивающиеся с поверхности со стороны контура II.

Координационный совет по комплексному решению вопросов эксплуатации парогенераторов создан для координации деятельности научно-исследовательских, проектно-конструкторских, наладочных и ремонтных организаций при проведении работ на парогенераторах и выполнения обоснования безопасной эксплуатации парогенераторов АЭС с реакторами ВВЭР. В него входят специалисты концерна «Росэнергоатом», ОКБ «Гидропресс», ВНИИАЭС.

В 2000–2001 гг. прошло 4 заседания совета, на которых были рассмотрены вопросы продления срока службы парогенераторов Нововоронежской АЭС и исследования демонтированных парогенераторов Балаковской АЭС. Разработана и выполняется вторая редакция «Программы работ по комплексному решению вопросов эксплуатации парогенераторов действующих энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000 и ВВЭР-440». Эта программа предусматривает решение широкого спектра задач по совершенствованию конструкции парогенераторов, водно-химического режима контура II, материаловедению, остаточному ресурсу, диагностике, совершенствованию эксплуатационного контроля конденсатно-питательного тракта, замене оборудования контура II, ремонту и замене парогенераторов.

Таким образом, проведенный в последнее время комплекс работ позволил обеспечить безопасную эксплуатацию парогенераторов в течение более чем 115 тыс. часов.

Вместе с тем в ближайшее время следует продолжить работы по:


  • модернизации конструкции парогенераторов и его обвязки;
  • совершенствованию водно-химического режима;
  • модернизации оборудования контура II, исключению медьсодержащих теплообменников, переходу на титановые конденсаторы;
  • диагностике целостности трубок парогенераторов.

Для сокращения сроков контроля требуется модернизировать системы вихретокового контроля, разработать новое программное обеспечение с автоматическим распознаванием дефектов и создать центр анализа результатов вихретокового контроля и единый банк данных по результатам контроля. При этом стоит внимательно ознакомиться с разработками ОКБ «Гидропресс» в части создания оболочек для баз данных.

С целью повышения достоверности вихретокового контроля целесообразно провести комплекс работ с использованием труб, имеющих естественные и искусственные дефекты, с участием международных организаций и создать отраслевую систему аттестации персонала и установок вихретокового контроля с использованием банка тест-образцов труб.

Поскольку развитие АЭС в ближайшее время ориентировано на технологию ВВЭР, вопросы надежной эксплуатации ядерного топлива и горизонтальных парогенераторов требуют от ОКБ «Гидропресс» пристального внимания на протяжении всего срока службы АЭС, включая продлеваемый период для ВВЭР-440.



Балаковская АЭС

Ниже приведены описания наиболее серьезных инцидентов, происшедших на этой АЭС:


  • в результате халатных действий персонала станции в 1985 г. при испытании первого блока без загрузки топлива («горячая обкатка») произошел разрыв трубопровода. Погибло 13 человек;
  • в течение 1987–1991 гг. происходил массовый выход из строя парогенераторов АЭС;
  • в первом квартале 1997 г. на АЭС вследствие повреждения парогенераторов энергоблока 2 произошло локальное загрязнение кровли машинного зала выше контрольного уровня (до 180 мкРбч) общей площадью около 30 м2;
  • 26 июня 1993 г. произошло затирание одиннадцати органов регулирования (ОР) системы управления и защиты (СУЗ) при испытании активной защиты во время останова 2-го энергоблока Балаковской АЭС на ремонт (ППР). Энергоблок находился в состоянии «горячего» останова перед выводом в ППР. Температура I контура 280оС, давление 160 кгс/см2, концентрация бора составляла 16 г/л. При проведении испытаний по сбросу активной защиты произошло застревание в промежуточных положениях в нижних зонах одиннадцати ОР СУЗ. По шкале INES событие соответствует уровню 2;
  • 14 мая и 18 июня 1995 г. на блоке 1 при проведении испытаний ОР СУЗ выявлено превышение проектной величины времени падения ОР СУЗ в режиме АЗ в результате искривления каналов ПС СУЗ, вызванное конструкторскими недоработками. Уровень события – 1;
  • 19 марта 1997 г. перед остановом блока 1 для текущего ремонта проверялась работоспособность ОР СУЗ. При этом было установлено время падения трех ОР СУЗ – более 4 сек. (проектное время – 4 сек.). Были нарушены условия безопасной эксплуатации энергоблока. Уровень по шкале – 1.

Нововоронежская АЭС

Ниже приведены описания наиболее серьезных инцидентов, происшедших на этой АЭС:


  • на блоке 5 1 ноября 1996 г. на номинальном уровне мощности проверялась система безопасности СБ-1. При проверке на рециркуляцию спринклерного насоса из-за недозакрытой задвижки на его напоре были залиты водой кабельные разъемы системы управления и защиты реактора и системы внутриреакторного контроля, что привело к появлению ложной информации о состоянии РУ. Блок был остановлен и выведен в ремонт. Уровень по шкале – 1; 
  • 1 ноября 1998 г. при работе блока 5 на мощности обнаружен выход пара из-под теплоизоляции горячего коллектора парогенератора. После демонтажа теплоизоляции было выявлено парение в районе сварного шва приварки горячего коллектора к патрубку Ду1200 парогенератора. По результатам капиллярного контроля обнаружены две трещины длиной 12 и 3 мм в металле сварного шва. Уровень события по шкале INES – 1. Причина события – совместное воздействие в зоне разрушения технологических остаточных напряжений изготовления, циклических нагрузок, возникших в процессе длительной эксплуатации с влиянием коррозионно-активной среды (отклонение от требований конструкторской документации при изготовлении).

Калининская АЭС

Ниже приведены описания наиболее серьезных инцидентов, происшедших на этой АЭС:


  • 6 января 1990 г. ухудшилась радиационная обстановка на блоке 1. Через быстродействующее редукционное устройство – атмосферу (БРУ-А) парогенератора № 4 (ПГ-4) – произошел пролив воды II контура на крышу деаэраторной этажерки и частично на крыши машинного зала и спецкорпуса в количестве около 20 м3 с удельной активностью 3,0б10 Кu/л. Основная часть воды по ливнестокам поступила в общий коллектор пожарно-ливневой канализации (ПЛК) и далее в сбросный канал оз. Песьво, а часть просочилась внутрь помещений. Значения экспозиционной мощности дозы колебались от 0,1 до 1,3 млР/ч, измерения проводилось вплотную к поверхности, плотность потока достигала 1500 бета-частиц/(см2мин). Переоблучения персонала выше предельно допустимых норм не было. Данное радиоактивное загрязнение произошло по вине руководящего и оперативного персонала АЭС;
  • 1 июля 1992 г. при проведении земляных работ по разработке котлована для сооружения расширяемой части спецкорпуса 1-й очереди было обнаружено локальное радиоактивное загрязнение участка территории, примыкающей к спецкорпусу. Основная причина этого загрязнения – низкое качество работ и приемки строительных работ;
  • в 1994 г. при проведении ремонтных работ два человека превысили предельно допустимую дозу облучения (5 бэр), а двое других – контрольный уровень облучения (3 бэр);
  • 14 мая 1995 г. на блоке 1 при проведении испытаний ОР СУЗ выявлено превышение проектной величины времени падения ОР СУЗ в режиме АЗ в результате искривления каналов СУЗ, вызванное конструкторскими недоработками. Уровень события – 1;
  • 15 февраля 1997 г. на блоке 2 при проведении испытаний ОР СУЗ выявлено превышение проектной величины времени падения ОР СУЗ в режиме АЗ в результате искривления каналов СУЗ, вызванное конструкторскими недоработками. Уровень события – 1.

Планы использования МОКС-топлива на АЭС с реакторами ВВЭР-1000

Согласно планам Минатома, в каждом из них может быть потреблено от 250 до 280 кг плутония в год. На данный момент проводится НИОКР по внедрению МОКС-топлива на основе оружейного плутония на АЭС с реакторами ВВЭР-1000 и продлению срока эксплуатации реакторов ВВЭР-1000. Статус работ и результаты экономического анализа по этим реакторам приведены в табл. 34 и 35.

В программе Минатома РФ по утилизации оружейного плутония не учтены следующие затраты:


  • на международный контроль и мониторинг (зависит от числа площадок и объема перевозок);
  • на лицензирование строительства, модернизацию и эксплуатацию реакторов и установок по производству МОКС-топлива;
  • на продление сроков эксплуатации БН-600 и ВВЭР-1000 с МОКС-топливом;
  • на модернизацию хранилищ отработавшего ядерного топлива для обеспечения безопасного хранения отработавшего МОКС-топлива и/или строительство новых;
  • на удорожание производства уранового топлива в результате замещения части уранового производства на производство МОКС-топлива.

В настоящее время программа энергетического использования высвобождаемого оружейного плутония является затратной, такой она останется в течение ближайших десятилетий. Основные причины – отсутствие производства МОКС-топлива с производительностью 2 т плутония в год и более, а также наличие значительных количеств сравнительно дешевого уранового топлива.



     Таблица 34

Основные характеристики реакторов

Реактор

Потребление

плутония, кг/год

Статус работ по
обоснованию
возмож-
ности исполь-
зования
МОКС-топлива


Примечания

Бор-60

30-50
(действующий)

Обосновано
18-летней
практикой

Ведется разработка
программывозобнов-
ления использования
МОКС-топлива

БН-600
(действующий)

60-70 (18 ТВС)
240 (гибридная АЗ)
1100 (100% МОКС)

Обосновано,
лицензия. Ведется
разработка
техпроекта.
Ведутся физи-
ческие расчеты

Перевод на гибридную
активную зону
утвержден в Минатоме
РФ (январь 1997 г.).
Стоимость -
60 млн.долл.

БН-800
(строящийся)

1650 (100% МОКС)
1650 (100% МОКС)

Проект,
лицензирован
на строительство

Строительство на
площадке БелАЭС
или ЮУАЭС.
Полная стоимость-
1,45 млрд.долл.

ВВЭР-1000

250-280
(8 действующих и
2 строящихся)

НИОКР
(на 1 ВВЭР-1000,
30% МОКС)

НИОКР по внедрению
МОКС-топлива,
программа утверждена
в Минатоме РФ
(январь 1998 г.)
Полная стоимость
НИОКР - 75 млн.долл.

     Таблица 35

Основные характеристики утилизации 50 т избыточного оружейного плутония в ядерной энергетике России

Производство МОКС-топлива на основе оружейного плутония

Комплекс-300

Пилотная установка

Реакторы - потребители МОКС-топлива

1 БН-600 и 
1 БН-800
(сценарий 1)

До 10 ВВЭР-1000
(сценарий 2)

БН-600 и 
4 ВВЭР-1000

Срок утилизации 50 т оружейного плутония

2033

2032

2050

Полные затраты, в млн.USD, в том числе на утилизацию плутония, USD, млн

1600-1700 
 600-700

1800-2200
  600-1000

1100-1600 
1100-1600

Число вовлеченных площадок АЭС

 2

 5

 5

Наличие плутониевой инфраструктуры на площадках АЭС
Перевозки плутония, PU - км/год Число реакторо-лет

БН-800 
запроектирована 
БН-600 имеется 

330 
53



Нет 
5070 
187

БН-600 имеется ВВЭР-1000 нет 

1670 
187



Техническая обоснованность

Подтверждена

Требуется НИОКР

Социально-общественная приемленность

Согласие региональных властей имеется

Требуется выяснение

Доля реакторов с МОКС-топливом в полной установленной мощности АЭС (28 ГВт эл.)

~ 5%

~ 35%

~ 16%

Для реализации программы Минатома РФ требуется источник финансирования, внешний по отношению к России. При отсутствии внешнего финансирования в достаточном объеме в России будут продолжены маломасштабные работы с использованием плутония по развитию технологий замкнутого топливного цикла в атомной энергетике и реакторов на быстрых нейтронах.

К проблемам использования МОКС-топлива на действующих АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000 нужно отнести следующие:



A.

Работы по расчетно-экспериментальному обоснованию возможности использования смешанного урано-плутониевого топлива в России только разворачиваются. Ни один из тепловых реакторов (а к ним и относятся реакторы ВВЭР-1000) не проектировался с учетом возможности использования такого топлива. Показатели безопасности действующих ВВЭР даже на урановом топливе не отвечают перспективным требованиям, предъявляемым к показателям реакторов повышенной безопасности нового поколения. В силу этого вопрос о лицензировании возможности замены части урановых ТВС в действующих реакторах типа ВВЭР на ТВС со смешанным урано-плутониевым топливом, приводящим к некоторому ухудшению показателей безопасности, вызывает определенные сомнения. Кроме этого, при ориентировании на ВВЭР, например, с полной загрузкой такого топлива для утилизации оружейного плутония потребовалось бы в два раза больше таких реакторов, чем быстрых такой же мощности. Это обусловлено различиями в годовом расходе плутония на изготовление топлива для ВВЭР и быстрых. При ограничении доли смешанного топлива 1/3 загрузки активной зоны (как, например, во французских АЭС) требуемое число ВВЭР возрастает в 6 раз по сравнению с быстрыми.

B.

Изотопы плутония отличаются по своим ядерным свойствам от изотопов урана. Эти различия приводят к следующим последствиям для безопасности реактора, работающего на МОКС-топливе:
  • уменьшению поглотительной способности управляющих стержней. Это происходит из-за того, что МОКС-топливо сравнительно хорошо поглощает нейтроны низких энергий, поэтому средняя энергия нейтронов оказывается выше, а управляющие стержни поглощают быстрые нейтроны хуже, чем медленные. По той же причине падает поглотительная способность бора, добавленного в теплоноситель. Из-за этого оказывается недопустимым размещать топливные сборки с МОКС-топливом в непосредственной близости от управляющих стрежней;
  • использование МОКС-топлива в ВВЭР вносит различные важные для безопасности физико-нейтронные изменения, которые значительно влияют на поведение активной зоны в рабочем и аварийном режиме. В связи с тем, что при использовании МОКС-топлива доля запаздывающих нейтронов меньше и значения коэффициентов реактивности менее благоприятны, события, ведущие к возрастанию реактивности, рассматриваются как более серьезные для реактора на МОКС-топливе, чем для реактора с обычным UO2 топливом. Для реакторов ВВЭР наиболее важны события, связанные с охлаждением активной зоны, такие как разрыв главного циркуляционного контура. Из-за меньшей доли запаздывающих нейтронов и меньшего времени жизни мгновенных нейтронов в активных зонах с МОКС-топливом развитие некоторых аварийных ситуаций (таких, как неконтролируемое выведение стержня или избыточное охлаждение, например при срабатывании системы охлаждения активной зоны) будет более быстрым. Эта особенность будет усиливаться при увеличении доли МОХ-топлива и степени обогащения плутония, а также с увеличением глубины выгорания ядерного топлива. Таким образом, ВВЭР с МОКС-топливом приближаются по нейтронным характеристикам активной зоны к реакторам на быстрых нейтронах. Для этих типов зон наиболее опасны аварии, связанные с возрастанием мощности (с разрушением активной зоны или вводом положительной реактивности при срабатывании САОЗ );
  • ускорению износа материалов реактора. Поскольку использование МОКС-топлива приводит к повышению средней энергии нейтронов, это, в свою очередь, ускоряет процессы радиационного разрушения материалов реактора нейтронами. В результате сокращается срок службы внутрикорпусных деталей реактора, при этом наблюдается радиационное охрупчивание корпуса реактора, а также увеличивается количество продуктов коррозии в теплоносителе, что приводит к повышенной нагрузке на спецводоочистку I контура (СВО-1) и ведет к повышению радиоактивности теплоносителя; 
  • физико-технические характеристики смешанного урано-плутониевого топлива (по сравнению с урановым топливом) в случае использования его на действующих АЭС оказывают негативное влияние на уровень безопасности самой станции, а именно:
– более низкая температура плавления (ниже на 20–40оС);
– теплопроводность (ниже);
– выход газообразных продуктов деления (выше);
– выход негазообразных элементов (выше);
– повышенное образование йода, трития, актинидов.

С.

Нетривиальным является также вопрос о радиотоксичности отработавшего ядерного топлива. Известно, что присутствие в отработавшем топливе долгоживущих изотопов плутония, америция, нептуния и кюрия существенным образом усложняет, во-первых, технологию рецикла смешанного топлива, во-вторых, решение проблемы долгосрочного захоронения отходов. Во многом эти проблемы связываются с накоплением в отработавшем топливе Pu241, удельная радиотоксичность которого в 40 раз выше радиотоксичности основного изотопа Pu239. При хранении Pu241 превращается в еще более токсичный Am241 с периодом полураспада 433 года, вносящий основной вклад в радиотоксичность трансурановых элементов отработавшего топлива после распада короткоживущих продуктов деления. При работе легководных реакторов на урановом топливе из общей массы нарабатываемого энергетического плутония ~250 кг/(ГВт(эл)бгод) около 30 кг составляет Pu241. Утилизация оружейного плутония в тепловых реакторах увеличивает его годовую наработку более чем в 3 раза по сравнению с наработкой ВВЭР на урановом топливе. В условиях вынужденного длительного хранения отработавшего топлива значительная часть Pu241 превращается в Am241, что существенным образом затрудняет дальнейшее использование и захоронение отходов.

D.

Все вышесказанное негативно отразится на самой эксплуатации АЭС. На действующих энергоблоках АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000 будет необходимо изменить (или доказать, что уже существующие технологические системы могут эффективно работать с новым видом ядерного топлива) уже существующие технологические схемы и/или спроектировать (смонтировать, достроить) новые. В связи с этим необходимо изменить систему:
  • хранения, транспортировки и биологической защиты, узла приготовления «свежего» ядерного топлива;
  • контроля и управления, в том числе систему контроля радиационной безопасности (очень остро стоят вопросы индивидуальной защиты персонала, а также индивидуальной дозиметрии); 
  • хранения и транспортировки отработавшего ядерного топлива;
  • контроля герметичности тепловыделяющих сборок;
  • перегрузки ядерного топлива в части транспортно-технологической части;
  • очистки воды бассейна выдержки отработавшего ядерного топлива;
  • газовых сдувок с зеркала испарения бассейна выдержки ОЯТ;
  • сбора организованных протечек;
  • сбора и хранения трапных вод;
  • обращения с радиоактивными отходами, образующимися при эксплуатации АЭС (оборудование спецкорпуса).
Кроме этого, необходимо:
  • провести расчеты эффективности применяемых систем безопасности на АЭС (локализующих, управляющих, защитных и обеспечивающих);
  • провести соответствующие расчеты по эффективности биологической защиты I и II контуров АЭС в режимах нормальной эксплуатации, а также в аварийных режимах;
  • пересмотреть нормы водно-химического режима (ВХР) I и II контуров АЭС, а также ВХР бассейна выдержки ОЯТ;
  • провести расчеты по эффективности приточно-вытяжной вентиляции гермообъема защитной оболочки.

E.

Помимо нежелательного накопления Pu241 утилизация оружейного плутония в ВВЭР приведет также к увеличению в несколько раз массы Am, Np, Cm по сравнению с ВВЭР на уране. В результате выжигания основного изотопа Pu239при утилизации оружейного плутония в ВВЭР на ПО «Маяк» накопилось бы нуклидов общей радиотоксичностью, превышающей более чем в 3 раза радиотоксичность трансурановых элементов, накапливаемых при работе ВВЭР такой же мощности, но на уране.

F.

При использовании МОКС-топлива на АЭС выявляются новые сценарии радиационных аварий, тем самым снижается общий уровень безопасности самой АЭС.

G.

Необходимо отметить, что в России нет еще отработанной технологии изготовления МОКС-топлива для ВВЭР. Такая цепочка предусматривается на заводе РТ-2, ввод которого предполагается после 2010 г.

     Минатом разворачивает работы по утилизации российского плутония, извлекаемого из ядерного оружия, и использованию его в виде МОКС-топлива для реакторов различного типа.

В результате ограниченного использования плутония, извлекаемого из боеприпасов, и предстоящего перехода к крупномасштабным работам по разборке боеприпасов, растворению плутония, по конструированию, изготовлению МОКС-топлива, его промышленному использованию на АЭС с реакторами типа ВВЭР и БН, обращению с отработавшим МОКС-топливом и образующимися при этом РАО, а также к регулярным перевозкам плутоний-содержащих материалов отмечаем следующее:


1. Минатом России постоянно заявляет о том, что имеющийся плутоний является ценным энергетическим сырьем. С этим трудно согласиться, поскольку общего количества плутония в настоящее время недостаточно, чтобы строить на его основе долгосрочную и масштабную ядерную программу. Кроме того, оборудование для изготовления топлива из плутония требует серьезных капитальных вложений. Поэтому идея о том, что плутоний – ценное энергетическое сырье, неявно подразумевает, что, развив технологическую базу для сжигания имеющегося в наличии плутония, Минатом России получает возможность производить и сжигать плутоний. Только в этом случае можно говорить о нем как о топливе для энергетики.
2. Федеральные нормы и правила обеспечения ядерной и радиационной безопасности при реализации утилизации оружейного плутония и использования МОКС-топлива на реакторах типа ВВЭР отсутствуют.
3. Ведомственная нормативная база не может быть использована, т.к. она носит закрытый характер («секретно» и «совершенно секретно») и охватывает узкий круг технологий (оружейного характера), не предусматривающих использование оружейного плутония в качестве компонента топлива АЭС.
4. Вопрос обеспечения ядерной и радиационной безопасности при утилизации плутония (в том числе контроль состояния защиты персонала, населения, окружающей среды) изучен недостаточно. Особого внимания требует вопрос об обращении с радиоактивными отходами, содержащими соединения оружейного плутония.
5. Физико-технические характеристики смешанного урано-плутониевого топлива в случае использования его на действующих АЭС оказывают негативное влияние на уровень безопасности самой станции.
6. При использовании МОКС-топлива на действующих АЭС резко снижается безопасность ядерных реакторов типа ВВЭР. Подобные утверждения усугубляются наличием на АЭС неэффективной системы управления и защиты реактора. Именно поэтому на протяжении последних шести лет была ограничена мощность действующих энергоблоков на Балаковской и Калининской АЭС.
7. В результате сильно выраженной гетерогенности МОКС-топлива (топливных сборок и всей активной зоны) по сравнению с зонами, загруженными окисью урана, неопределенность значительно возрастает и параллельно возрастает риск появления дополнительных источников ошибок в расчетах по физике активной зоны, в частности связанных с изготовлением топлива и загрузкой активной зоны. Неопределенности в расчетах режимов работы реакторов, загруженных плутониевым топливом, пока не снижены до того уровня, который уже достигнут для активных зон, загруженных традиционным урановым топливом. В частности, использование МОКС-топлива вносит неоднородности в активную зону, которые вызывают трудности в расчете распределения мощности вблизи границ раздела между урановым топливом и ТВС с МОКС. Таким образом, применение МОКС-топлива несомненно увеличивает риск аварий по сравнению с чистым UO2 благодаря появлению новых источников и сценариев аварий. 
8. Последствия от аварий, связанных с расплавлением активной зоны, катастрофичны и для реакторов на урановом топливе. Если же реактор работает на МОКС-топливе, повышенный выброс активности приводит к тому, что для того же расстояния от реакторной установки доза оказывается в 2,3–2,5 раз выше. Во столько же раз усугубляется влияние радиации на здоровье проживающих там людей.




Каталог: upload -> mediawiki
upload -> Лекция «Здравоохранение Амурской области»
upload -> П/п Наименование образовательного учреждения
upload -> Закон о промышленной безопасности опасных
upload -> Конкурса«Учитель года Дона 2011»
upload -> Литература О. Николенко п. 1 читать, п. 2-4 конспект; читать Педро Кальдерон "Життя-це сон"
upload -> Программа «Парламентский стиль»
mediawiki -> Инструкция по возведению стен зданий из газобетонных мелкоштучных блоков автоклавного твердения Ашхабад 2011
mediawiki -> Применением


Поделитесь с Вашими друзьями:
1   2   3   4   5   6   7   8   9


База данных защищена авторским правом ©grazit.ru 2019
обратиться к администрации

войти | регистрация
    Главная страница


загрузить материал