proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Журналы Атомная стратегия 2017 год
  Агентство  ПРоАтом. 20 ЛЕТ с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





Обсудим?!
Резюмируя по выбросу радиоактивного рутения-106:
это не мы
мы, но не специально
специально, но не сильно
сильно, но не вредно
вредно, но недолго
почему в 1986 можно, а в 2017 нельзя?

Результаты
Другие опросы
Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия» и сайта proatom.ru. Информация: (812) 438-32-77, E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
PRo Рекламу

[13/12/2017]     Проблемы с РАО на АЭС России: ситуация может быть улучшена


В. Н. Фромзель,
к. т. н. 

В. А. Шлейфер,
к. т. н.

В июне 2016 г. в НОУ ДПО «ЦИПК РОСАТОМ» прошёл 7-ой Всероссийский семинар-совещание «Система государственного учёта и контроля РВ и РАО и обращения с РАО». Основные положения семинара, изложенные в материале, подготовленном Т.А.Девятовой, под названием «Контроль и учёт РАО. Чьи отходы дороже?» [1]. В материале среди множества проблем обращения с РАО рассматривается сложная ситуация с РАО на АЭС России, что побудило нас подготовить статью, предлагаемую Вашему вниманию.



Следует отметить, что непростая ситуация с переработкой на АЭС РАО возникла отнюдь не в последнее время. Так в статье сотрудника ГК «РОСАТОМ» А.С.Корзуна «Обращение с РАО на российских АЭС: проблемы и пути решения» [2], опубликованной в 2009г., утверждалось: «Хранилища РАО, размещённые на территории станций, всё больше и больше заполняют свободные площади в пределах АЭС. Кроме того, работа с возросшим количеством РАО приводит к привлечению к этому процессу всё большего количества персонала и ухудшению экологической обстановки как на площадках АЭС, так и в регионах их размещения».

«В конечном итоге это может привести к тому, что проблемы обращения с РАО на АЭС превратятся в главенствующие, а выработка электроэнергии во вспомогательную функцию АЭС».

Выдержки из статьи в комментариях не нуждаются. При этом следует помнить, что она была опубликована в 2009г., когда вывод АЭС из эксплуатации, приводящий к существенному увеличению количества РАО, казался достаточно далёким. Однако эта ситуация не помешала её автору высказать негативное мнение об обращении с РАО на отечественных АЭС.

То, что ситуация с радиоактивными отходами на наших АЭС и в настоящее время остаётся весьма сложной, свидетельствуют оценки, сделанные главным экспертом Технологического филиала АО «Концерн Росэнергоатом» Б.С. Зиннуровым, которые приведены в разделе «Переработка и хранение РАО на атомных станциях» материала [1].

«На многих станциях заполнение пристанционных хранилищ РАО достигает 90%. С началом вывода станции из эксплуатации объём образования РАО возрастает в разы. Размещать отходы будет негде».

Для более чёткого представления о реальном положении дел необходимы сведения об объёмах РАО, возникающих при работе АЭС и при снятии АЭС с эксплуатации. Приведенные ниже данные взяты нами из книги «Безопасность атомных станций. Снятие с эксплуатации Ядерных Энергетических Установок», опубликованной А.В. Носовским, В.Н. Васильченко, А.А. Ключниковым, Я.В. Ященко в 2005г., Киев [3]. Это одна из известных нам работа, в которой есть отдельная глава 6 «Обращение с радиоактивными отходами» (30 стр.), где рассматриваются:

  • виды радиоактивных отходов, образующихся на атомных станциях;

  • классификация радиоактивных отходов;

  • сбор и переработка радиоактивных отходов;

  • хранение и захоронение отходов;

  • транспортировка радиоактивных отходов,

    что свидетельствует о серьёзном отношении авторов к проблеме РАО.

    В [3] утверждается, что объёмы РАО (кроме высокоактивных), образующихся при работе и снятии с эксплуатации АЭС с ВВЭР-1000, примерно равны, хотя соотношение среднеактивных отходов (САО) и низкоактивных (НАО) различны.

    При работе АЭС:

    Общий объём РАО ≈90·103м3, из них

                              САО - 65·103м3;

                              НАО - 25·103м3.

    При снятии АЭС с эксплуатации:

    Общий объём РАО ≈100·103м3, из них

                              САО - 12·103м3;

                              НАО - 88·103м3.

    Если на блоках АЭС с РБМК-1000 указанные выше цифры заметно лучше, то следует помнить, что объёмы радиоактивного графита на одном блоке с РБМК-1000 очень велики (≈1700 м3) и единого мнения, что делать с графитом при окончательной остановке блока на настоящее время нет.

    Если ориентироваться на худший вариант:

  • заполнение пристанционных хранилищ РАО составляет 90%;

  • при снятии АЭС с эксплуатации общий объём РАО примерно равен объёму, возникшему при работе АЭС,

то для продолжения работы АЭС и одновременной подготовке АЭС к снятию с эксплуатации необходимо уже в ближайшее время начать вывоз РАО с АЭС в Пункты Захоронения Радиоактивных Отходов (ПЗРО).

Сообщения, сделанные на семинаре-совещании ведущими специалистами Подразделений и Организаций, входящих в ГК «РОСАТОМ», позволяют предположить, что отечественные АЭС ещё долго не смогут передавать РАО на ПЗРО, хотя захоронение всех РАО определено существующей системой обращения с радиоактивными отходами.

Так как нами рассматривается болезненный для отечественной Атомной Энергетики вопрос об обращении и состоянии с РАО на АЭС и высказано предположение о невозможности организовать в приемлемые для АЭС сроки передачу РАО с АЭС на ПЗРО, то далее в статье приводятся в основном цитаты из выступлений участников семинара или сокращённое их содержание, где сохранены основные положения и выводы, позволившие предположить, что отечественные АЭС ещё долго не будут передавать РАО на ПЗРО (цитаты и выводы взяты из [1]).

Руководителем Проектного офиса «Формирование ЕГС (Единая Государственная Система) обращения с РАО ГК «РОСАТОМ» Дорофеевым А.Н отмечено:

«Пока существует единственный ПЗРО в московском «Радоне». Ожидается, что в 2016г. начнутся работы по проектированию ПЗРО при «СХК» (Томская обл., ЗАТО «Северск») и ПО «МАЯК» (Челябинская обл., г. Озерск)».

Учитывая ограниченные возможности ПЗРО «Радон» и его расположение, трудно предположить, что этот ПЗРО будет принимать заметное количество РАО от АЭС.

Что касается ПЗРО при СХК и ПО «МАЯК», то об их вводе в эксплуатацию пока говорить рано. Об этом свидетельствует выступление зам. гендиректора ФГУП «Рос РАО» Брыкина С.Н., в котором рассматриваются критерии преемственности радиоактивных отходов для захоронения.

«Различные ПЗРО будут отличаться геологическими условиями, инженерными барьерами и др., то есть для каждого ПЗРО должны существовать некие иные критерии преемственности».

«Когда ПЗРО будут построены, появятся критерии преемственности для этих конкретных пунктов захоронения».

«Таким образом, федеральные нормы и правила НП-093-14 «Критерии приемлемости радиоактивных отходов для захоронения» необходимо пересматривать. Судя по изложенным в [1] выступлениям участников семинара-совещания, вероятен вынужденный возврат к изначально отвергнутой в России «французской модели» подготовки «критериев приемлемости РАО для захоронения», которая в соответствии с выступлениями г-на Брыкина С.Н., такова:

«…создаётся ПЗРО, исследуются его характеристики и затем определяется набор характеристик РАО, которые приемлемы для размещения в этом пункте и создаются соответствующие технологии, приводящие к этому диапазону характеристик».

Из этого следует, что РАО ещё длительные сроки могут оставаться на действующих АЭС. Недостаток на АЭС помещений для размещения контейнеров с РАО может заставить искать решения, позволяющие существенно сократить потребность в помещениях, необходимых для расстановки уже используемых защитных контейнеров, а также контейнеров, которые потребуются для размещения РАО вплоть до момента остановки АЭС.

Наиболее просто это может быть осуществлено за счёт уменьшения объёма низкоактивных прессуемых твёрдых отходов, если их состояние будет соответствовать требованиям, предъявляемым к РАО, предназначенному к промежуточному хранению и захоронению.

В основной части статьи нами будет подробно рассматриваться широко используемый за рубежом Суперкомпактор «FAKIR», который при совместной работе с Осушающей Установкой «PETRA» (обе установки разработаны фирмой GNS), обеспечивают многократное уменьшение объёма (до 15-ти раз) твёрдых низкоактивных отходов. Существенной особенностью процесса является то, что отходы, прессуемые совместно с содержащей отходы тонкостенной металлической ёмкостью (обычно стандартная бочка), полностью отвечают высоким и оперативно контролируемым требованиям, предъявляемым за рубежом к захораниваемым РАО.

На АЭС, где используются установки «FAKIR» и «PETRA», к началу 1988г. было компактировано несколько сотен тысяч металлических бочек с твёрдыми низкоактивными отходами.

Вне зависимости от теперешнего состояния с РАО на действующих и уже остановленных блоках АЭС (речь идёт о Белоярской и Ново-Воронежской АЭС и об АЭС, намеченных к выводу из эксплуатации) в какой-то момент контейнеры с радиоактивными отходами придётся транспортировать по железным, а возможно и автомобильным дорогам общего назначения, преодолевая зачастую большие расстояния между АЭС и ПЗРО.

При осуществлении перевозок контейнеры с РАО должны отвечать требованиям НП-053-04 (ПРАВИЛА БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ТРАНСПОРТИРОВАНИИ РАДИОАКТИВНЫХ МАТЕРИАЛОВ), включая мощности доз на поверхностях упаковок и нормируемых удалениях от упаковок в нормальных и аварийных ситуациях.

Таким образом, защитные свойства контейнеров с РАО, а именно толщины стенок корпуса и толщины его крышек, определяются требованиями НП-053-04.

Что касается задач, выполняемых ПЗРО, то они, очевидно, должны обеспечить сохранение защитных свойств контейнеров весь срок функционирования ПЗРО.

Трудно оставить без внимания высказывание г-на Брыкина С.Н. по поводу использования невозвратных железобетонных контейнеров при захоронении РАО, которое приведено в разделе «Проблемы обращения РАО» материала [1]. Для того, чтобы уйти от обвинения о неправильном его толковании, мы полностью приводим ниже обсуждаемый отрывок.

«Решение «Росэнергоатома» использовать при захоронении НЗК (контейнер защитный невозвратный железобетонный для радиоактивных отходов из конструкционных материалов на основе бетона) рушит всю концепцию захоронения РАО. Если обосновывалось, что захоронение на глубинах будет безопасным и дешёвым именно потому, что вмещающие породы будут обеспечивать защиту, то теперь функция защиты переносится на инженерный барьер. Сама затея получается бессмысленной и дорогой, потому что эти контейнеры содержат огромный объём чистого железобетона, а платить при захоронении РАО надо по внешним габаритам».

Полагаем, что рассматривать серьёзно утверждение о том, что вмещающие породы ПЗРО будут обеспечивать защитные свойства контейнера с РАО, можно было бы только при перемещении упаковки с РАО от АЭС на ПЗРО по мановению волшебной палочки. Т.к. на это рассчитывать нельзя, то не исключена неточность в тексте обсуждаемого отрывка.

Значительно более важной является фраза, завершающая рассматриваемый раздел:

«В настоящее время Концерн «РЭА» разрабатывает несколько иную концепцию, пытаясь разрабатывать другой тип контейнера, отвечающий экономическим требованиям Концерна».

Не пытаясь обсуждать экономические требования, исходим далее из того, что в России нет в настоящее время современных контейнеров типа «MOSAIK» (обычно работают совместно с осушающей Установкой «FAVORIT»), созданных в Германии для захоронения РАО, возникающих при работе АЭС и их снятии с эксплуатации. Учитывая уже отмеченные ранее утверждения г-на Брыкина С.Н. о фактическом отсутствии в России критериев приемлемости РАО для захоронения и сроки, необходимые для организации массового производства контейнеров (судя по зарубежному опыту, речь пойдёт о сотнях штук), рассчитывать на появление в ближайшие годы контейнеров оригинальной отечественной разработки для захоронения РАО высокой и средней активности не следует.

В связи с этим в статье рассматриваются идеи, заложенные фирмой GNS при разработках серии контейнеров типа «MOSAIK», предназначенных для промежуточного хранения и захоронения высокоактивных жидких РАО, возникающих на АЭС с PWR и BWR, а также конструктивное оформление идей, принятых при разработках. Всего GNS было создано 9-ть основных типов «MOSAIK» и несколько специальных типов для стран с особыми требованиями. К концу 1993 года в Германии было изготовлено и передано на АЭС стран с развитой атомной энергетикой более 8000шт. различных «MOSAIK» (на АЭС Германии – более 3000шт.), имеющих разные полезные объёмы, толщины стенок корпусов, системы крышек и другие особенности.

Ниже перечислены основные характеристики контейнеров «MOSAIK».

  1. Корпуса контейнеров отливаются совместно с днищем из ковкого чугуна (чугун с шаровидным графитом), который был предложен и успешно использован GNS при изготовлении контейнеров «CASTOR», предназначенных для транспортирования и промежуточного хранения ОЯТ АЭС, исследовательских реакторов и ядерных установок, а также для возврата в Германию остеклованных отходов, возникающих при переработке ОЯТ германских АЭС во Франции и Великобритании. Данные о 17-ти типах «CASTOR» приведены в нашей статье «Атомку тормознут контейнеры», журнал «Атомная стратегия XXI», №117, август, 2016г. [4].

  2. Масса незагруженного «MOSAIK» обычно не превышает 10т.

  3. Упаковка, использующая любой «MOSAIK», будет отвечать требованиям, предъявленными Правилам МАГАТЭ к перевозкам радиоактивных материалов (российские НП-053-04).

  4. Значительная часть контейнеров «MOSAIK» многоцелевые и могут использоваться для размещения осушенных солевых концентратов, отработавших ионообменных смол, а также компонентов активных зон, имеющих наведенную активность.

  5. Для обеспечения многоцелевого использования контейнеры «MOSAIK» при необходимости могут дооборудоваться дополнительными внутренними свинцовыми стаканами, увеличивающими до нужного уровня защиту контейнера от γ-излучения.

  6. Следует отметить, что необходимая осушка солевых концентратов и отработавших ионообменных смол, а также удаление влаги с поверхностей компонентов активных зон, возникающей при резке активированных элементов под слоем воды, осуществляется с помощью вакуумной сушки после размещения РАО в контейнерах «MOSAIK» и закрытия их крышек.

    Одновременно с осушением содержимого «MOSAIK» осуществляется удаление влаги с внутренних чугунных поверхностей контейнера и обращённой внутрь контейнера поверхности его крышки, что предотвращает возникновение коррозии при захоронении контейнеров.

    С этой целью полости контейнеров, уже загруженных РАО, с помощью штуцеров на крышках контейнеров, соединяются шлангами с Осушающей Установкой «FAVORIT», разработанной GNS. Одновременно к Осушающей Установке, которая рассматривается далее в нашей статье, может быть подключено до 6-ти контейнеров «MOSAIK». Весьма вероятно, что других типов защитных контейнеров для РАО, которые до их перевозок на захоронение используются для кондиционирования на АЭС высокоактивных жидких отходов, за рубежом не существует.

    Что касается известных нам отечественных контейнеров, используемых для размещения и последующего захоронения РАО, возникающих на АЭС (выпускаются ОАО «345 механический завод», ООО «Новые экологические технологии» и др.), то они не приспособлены для проведения процесса осушения РАО непосредственно в защитных контейнерах. Можно предположить, что такая задача не ставилась ни Концерном «Росэнегоатом», ни руководителями АЭС перед разработчиками обсуждаемых контейнеров, или заказчики пошли на поводу у изготовителей.

    Уделяя особое внимание контейнерам «MOSAIK», мы надеемся на то, что разработка и массовое изготовление подобных контейнеров могут быть организованы в России. Речь при этом должна, безусловно, идти о контейнерах с корпусами из чугуна с шаровидным графитом. Залогом успеха является успешная разработка НПО ЦКТИ им. И.И. Ползунова и РФЯЦ ВННИЭФ технических проектов двух типов защитных контейнеров ЗК для хранения на Кольской АЭС элементов с высокой наведенной активностью и успешное изготовление контейнеров на АО «Петрозаводскмаш». Более полная информация о создании защитных контейнеров содержится:

  • в статье В.Н.Фромзеля «Контейнеры. Объективный взгляд», журнал «Атомная стратегия XXI», №119, октябрь, 2016г. [5] ;

  • в статье Н.А.Ионова «На АЭС мелочей не бывает», журнал РЭА, №2, 2012г. [6].

Подводя итог рассмотренной выше части представляемой вашему вниманию статьи, отмечаем следующее. В её основной части на основании имеющихся у нас многочисленных технических материалов GNS и GNB (дочерняя фирма GNS) будет дана подробная информация о следующих разработках, которые позволили решить многие проблемы обращения с РАО на действующих и выводимых из эксплуатации зарубежных АЭС:

  1. Контейнеры типа «MOSAIK» с корпусами из ковкого чугуна, используемые для кондиционирования, а затем транспортирования и захоронения изначально жидких или влажных высокоактивных отходов АЭС.

  2. Осушающая установка «FAVORIT», обеспечивающая глубокую осушку изначально жидких РАО, включая высокоактивные.

  3. Гидравлический Суперкомпактор «FAKIR», обеспечивающий многократное (до 15 раз) уменьшение объёмов прессуемых твёрдых отходов низкой активности.

  4. Осушающая установка «PETRA», используемая на АЭС совместно с Суперкомпактором «FAKIR» обеспечивает пригодность прессованных отходов для достаточно длительного промежуточного хранения на АЭС и захоронения на ПЗРО, продолжительность которого будет составлять десятки (возможно сотни) лет.

  5. «MARS» - устройство для резки металла.

Далее даётся информация о перечисленных выше изделиях (разработаны фирмой GNS), которые выпускались в Германии около 20 лет. Эта информация может быть полезной, если в России при разработке отечественных конструкций будут использованы некоторые идеи,  заложенные GNS в обсуждаемые изделия.

В связи с этим считаем необходимым сообщить, что все используемые нами немецкие технические материалы, которые содержат более сотни страниц, были переданы Фромзелю В.Н. по указанию бывшего 20 лет (1980÷2000г.) Исполнительного директора GNS док. Клауса Янберга. Передача этих материалов, а также знакомство с фирмой GNS и её филиалами осуществлялись целый ряд лет при посещениях специалистами  НПО «ЦКТИ» им. И.И. Ползунова Германии в ходе  успешной разработки и организации серийного производства металлобетонных контейнеров для хранения и транспортирования ОЯТ RBMK-1500 Игналинской АЭС.

Наши добрые отношения с г-ном Янбергом и многими сотрудниками GNS и GNB не были прекращены после завершения больших совместных работ, и продолжаются по сей день.

Об этом свидетельствуют:

  • Подготовленное по нашей инициативе, поддержанной д.т.н., проф. Федоровичем Е.Д., интервью доктора Клауса Янберга, данное им Главному редактору журнала «Атомная стратегия XXI» (№123, февраль, 2017г. [7]). Актуальность интервью, содержание которого отвечает названию «Конечно, я поддерживаю сотрудничество», особенно возросла в связи с введением дополнительных антироссийских санкций.

  • Статья «Сухое промежуточное контейнерное хранение отработавшего ядерного топлива, как альтернатива его переработке (опыт Германии и США)» Клаус Янберг, Фрэнк фон Хиппель – физик-атомщик, профессор Принстонского университета США; журнал «Атомная стратегия XXI», №127, 2017г. [8]).

    Учитывая большой объём предлагаемых Вашему вниманию Технических Материалов, они разделены на РАЗДЕЛЫ, которые завершаются РЕЗЮМЕ. В отдельном разделе рассматривается сходное по назначению оборудование (например, контейнеры «MOSAIK»), обычно имеющее близкие линейные размеры и массы, что упрощает проведение транспортно технологических операций (ТТО) на АЭС и других местах, где используется это оборудование, а также при его перевозках.

    Так как в статье рассматривается передовое оборудование, то даётся сравнение его основных характеристик с российским оборудованием (если этот тип выпускается), причём при возможности указывается его разработчик и изготовитель.

    Необходимость снижения стоимости оборудования при массовом его производстве требует представления сведений о числе единиц оборудования или о количестве обработанного с его помощью продукта, что косвенно свидетельствует о массовости использования этого оборудования.

    Если предполагается, что рассматриваемый тип оборудования должен эксплуатироваться с конкретными Установками, то резюме даётся после описания этого оборудования и Установок. С учётом этого объединены контейнеры «MOSAIK» и Установка «FAVORIT» для осушения полости загружаемых в них изначально влажных продуктов

    «MOSAIK»  +  «FAVORIT».

    Объединены также Суперкомпактор «FAKIR» и Осушающая установка «PETRA», обеспечивающая подготовку прессуемых совместно с металлическими барабанами-бочками твёрдых отходов к промежуточному хранению и захоронению на ПЗРО

    «FAKIR» +  «PETRA».

     

РАЗДЕЛ 1.  Контейнеры «MOSAIK».

Для компактного размещения, транспортирования, промежуточного и окончательного хранения высокоактивных отходов (ВАО), образующихся в процессе эксплуатации АЭС, фирмой GNS разработана и изготавливалась большая серия контейнеров «MOSAIK» с корпусами из ковкого чугуна с шаровидным графитом (см. рис.1).

Более 10-ти типов контейнеров «MOSAIK»разработаны и изготовлены в Германии в рамках программы «REACTOR - SERVICE», обеспечившей эффективную связь германских АЭС с фирмой GNS, создавшей основное оборудование для обращения с различными радиоактивными отходами. Речь идёт об отходах, возникающих при эксплуатации АЭС, и особенно при их подготовке к отключению от электрической системы Германии (намечена на 2022г.).

Далее приводятся рисунки, где показаны основные типы «MOSAIK», и даются таблицы с их техническими характеристиками, а также несколько фотографий, иллюстрирующих действия с «MOSAIK» на АЭС.

На рис.1 показаны контейнеры «MOSAIK» одного типа, причём число «MOSAIK» основных типов, изготовленных к настоящему времени в Германии, очень велико (сотни и зачастую тысячи штук).

Рис.1. Один из типов контейнеров «MOSAIK».

Для того чтобы наилучшим образом соответствовать требованиям, предъявляемым к различным типам радиоактивных отходов (РАО), контейнеры «MOSAIK» имеют разные полезные объемы, толщины стенок корпусов и системы крышек. При необходимости контейнеры оборудуются дополнительными свинцовыми внутренними стаканами и специальными фильтрующими системами.

Контейнеры «MOSAIK» изначально были разделены на три основные группы – I, II, III.

Контейнер MOSAIK I предназначен для размещения активированных компонентов из активных зон ядерных реакторов типа PWR и BWR. Компоненты получаются при подводной резке элементов с помощью специального оборудования. На рис.2 показан контейнер MOSAIK I, загружаемый под водой разрезанными компонентами активной зоны.

Рис.2. Контейнер «MOSAIK», загружаемый под водой разрезанными компонентами активной зоны.

Удаление воды из контейнера и осушка его полости осуществляются после закрытия контейнера, для чего последний имеет элементы, обеспечивающие подключение к осушающей системе «FAVORIT». На рис.3 показаны контейнеры «MOSAIK» в процессе вакуумной сушки жидких отходов с помощью системы кондиционирования «FAVORIT».

Рис.3. Контейнеры «MOSAIK» в процессе вакуумной сушки жидких отходов с помощью осушающей системы «FAVORIT».

Разработанная фирмой GNS система «FAVORIT», которая используется также при обращении с многоцелевыми  контейнерами типа MOSAIK II, рассмотрена далее в отдельном разделе статьи.

Многоцелевые контейнеры MOSAIK II (несколько типов) используются в основном для размещения осушенных солевых концентратов и ионообменных смол. Отходы кондиционируются (осушаются) прямо в контейнерах и пригодны для окончательного захоронения.

Контейнеры MOSAIK II могут также использоваться для размещения компонентов активных зон реакторов.

Контейнеры MOSAIK III предназначены для размещения солевых концентратов, которые не прошли процесс глубокого осушения.

Основные типы контейнеров «MOSAIK», загруженные РАО, были лицензированы как упаковки типа B(U). Только в Германии к концу 1993г. использовалось свыше 3000 контейнеров «MOSAIK». Кроме того контейнеры «MOSAIK» (более 8000 шт.) применялись во Франции, Швеции и других странах, использующих атомную энергетику.

Потребность в подобных контейнерах многократно возрастает при снятии с эксплуатации АЭС и любых ядерных установок.

На рис.4 показаны контейнеры MOSAIK ǀ , MOSAIK ǀǀ-KfK, MOSAIK ǀǀ-12, MOSAIK ǀǀ-16 и MOSAIK ǀǀǀ-12.

Рис.4. Контейнеры MOSAIK ǀ, MOSAIK ǀǀ-KfK, MOSAIK ǀǀ-12, MOSAIK ǀǀ-16 и
 MOSAIK ǀǀǀ-12.

Характеристики этих контейнеров приведены в табл. 1.

Таблица1.

Основные характеристики

М0SАIК

 ǀ

 

М0SАIК

ǀǀ-КfК

М0SАIК

ǀǀ-12

М0SАIК

ǀǀ-16

М0SАIК

ǀǀǀǀ-12

Высота контейнера наружная, мм

1150

1365

1500

1500

1240

Диаметр наружный, мм

900

1060

1060

1060

1000

Высота полости  контейнера, мм

810

930

1145

1170

900

Внутренний диаметр корпуса, мм

600

630

820

740

760

Толщина стенки корпуса, мм

150

 

215

120

160

120 *

Объем полости контейнера, л

200

290

590

500

400

Масса контейнера,  кг

3350

6400

5000

6530

4290

Примечание. Судя по рисунку 4, MOSAIK ǀǀǀ-12,  фактическая толщина стенки корпуса контейнера равняется ≈180 мм.

В двух более поздних рекламных проспектах по контейнерам «MOSAIK»  дана информация ещё о 4 контейнерах, относящихся к группе II. Речь идет о контейнерах М ǀǀ-15 и М ǀǀ-15U, М ǀǀ-15 Т ISAR, М ǀǀ-15 KKI 1, имеющих одинаковые высоту и наружный диаметр чугунного корпуса контейнера, высоту и диаметр полости корпуса, а также толщину его стенки (см. табл. 2). Эти контейнеры, а также большой контейнер марки М80Т/66, показаны на рис. 5.

Рис.5. Контейнеры «MOSAIK» группы II и большой контейнер М80Т/66.

Основные характеристики контейнеров приведены в таблице 2.

Таблица 2.

Основные

характеристики

Mǀǀ-15 ТипB(U)

Mǀǀ-15U Tип B(U)

Mǀǀ-15T ISAR Tип B(U)

Mǀǀ-15KKI 1 Tип A

M80 T/66 Typ B(U)

Высота контейнера наружная, мм

1500

1500

1500

1500

5000

Диаметр  контейнера наружный, мм

1060

1060

1060

1060

2225

Высота полости  контейнера, мм

1140

1140

1140

1140

4365

Внутренний диаметр корпуса, мм

740

740

740

740

1640

Толщина стенки корпуса, мм

160

160

160

160

290

Свинцовая вставка

min-max, мм

0-140

0-140

0-80

 

Масса незаруженного контейнера min-max, кг

.

5650-9450

5650-9450

5650-9450

5650

71850

Наполняемый объем

max, дм3

490-130

490-130

490-250

490

930

 

MOSAIK 80Т (М 80Т/66)

MOSAIK 80Т был разработан для транспортирования компонентов активных зон от реакторов BWR и PWR на оборудование для кондиционирования, расположенное вне территории АЭС. MOSAIK 80Т используется подобным образом для перевозки компонентов активных зон на завод по переработке металлического лома MAW, расположенный в исследовательском центре
г. Карлсруэ. При необходимости MOSAIK 80Т может быть использован для промежуточного хранения компонентов активных зон перед их кондиционированием. Контейнеры MOSAIK 80Т, загруженные РАО, могут быть лицензированы, как упаковки B(U).

Контейнер  MOSAIK 80Т для транспортирования и хранения РАО, подготовленный к перевозке на специальном транспортёре, показан на рис. 6.

Рис.6. Контейнер MOSAIK 80Т на транспортёре.

Примечание. Не исключено, что контейнеры «MOSAIK» могут быть использованы для транспортирования радиоактивных источников.

При рассмотрении многоцелевых контейнеров MOSAIK II уже указывалось, что все они, наряду с контейнером MOSAIK I, могут быть использованы для размещения активированных компонентов активных зон реакторов, получаемых путем резки элементов под водой. На этом ещё раз акцентируется внимание, когда речь идет о контейнере М ǀǀ-15U. Отмечается наличие на крышке контейнера двух штуцеров 7), которые позволяют после загрузки в контейнер активированных компонентов и закрытии крышки удалить из контейнера воду и осушить его полость. Для этого контейнер подключается с помощью шлангов к системе «FAVORIT» (см. рис.7). Осушающая установка «FAVORIT» рассматривается далее.

Рис.7. Соединение контейнера «MOSAIK» с установкой «FAVORIT».

Кроме вышеназванных основных контейнеров фирмой GNS были разработаны и изготовлены контейнеры «MOSAIK» специального назначения:

-  MOSAIK-CLAB/Швеция для хранения фильтров;

- MOSAIK-MIC/Франция для автоматизированной загрузки активированных стальных частей.

Несмотря на массовое применение контейнеров типа «MOSAIK» на зарубежных АЭС, информация о ценах на рассматриваемые контейнеры в использованных нами материалах, к сожалению, отсутствует. Это не является проблемой для возможных заказчиков.

Отсутствие сведений о ценах в технических материалах может быть связано с разнообразием разработанных фирмой GNS контейнеров «MOSAIK» и с возможностью декларированного разработчиком изменения комплектации конкретного типа контейнера по желанию заказчика.

Хотя по доступной нам информации контейнеры типа «MOSAIK» в России не применяются, мы полагаем, что для обращения с ВАО, причём не только на АЭС, в нашей стране будут вскоре разрабатываться и изготавливаться контейнеры, подобные «MOSAIK». Эта уверенность определяется очевидной выгодой их применения, о чём свидетельствует массовое использование «MOSAIK» на зарубежных АЭС.  

Изготовление контейнеров типа «MOSAIK» может быть осуществлено на АО «Петрозаводскмаш», где десятки лет проводилась отливка из российского чугуна с шаровидным графитом сложных массивных изделий, многие из которых поставлялись зарубежным заказчикам.

О современном состоянии производства изделий из ковкого чугуна на АО «Петрозаводскмаш» речь шла в статьях авторов [4, 5]. Ранее на АО были успешно изготовлены контейнеры ТУК-128 и ТУК-128/1 для транспортировки ОЯТ от российских исследовательских реакторов и ТУК-135 для перевозок блочков, содержащих плутоний, от промышленных реакторов-наработчиков плутония на ПО «Маяк».

На АО «Петрозаводскмаш» были изготовлены и переданы Заказчику (Кольская АЭС) пять защитных контейнеров ЗК для хранения на АЭС двух видов ВАО, возникающих при эксплуатации реакторов ВВЭР-440. Контейнеры, после успешной загрузки отходов и перемещения в специально созданное хранилище, получили высокую оценку руководства АЭС [6].

Генеральным директором АО «Петрозаводскмаш» тогда был В.З. Сомин, а его заместителем по литейному производству А.Н.Капилевич, благодаря действиям которых были проведены комплексные исследования чугуна (включая технологические), позволившие изготовить ТУКи, о которых шла речь выше. Работы, позволившие подготовить и согласовать Технические условия
ТУ 11306-004-00212179-2002 на чугун высокопрочный с шаровидным графитом для отливок упаковочных комплектов хранения и транспортирования радиоактивных материалов, были начаты по предложению В.Н. Фромзеля и А.А. Зубкова, работавших тогда в ОАО «НПО ЦКТИ», которым руководил Ю.К. Петреня (сейчас генеральный директор ПАО «Силовые машины»).

Учитывая возможности АО «Петрозаводскмаш», организация в Карелии производства контейнеров типа «MOSAIK» позволит полностью обеспечить потребности России в таких контейнерах и может увеличить валютные поступления, если будет организована их продажа в страны, где Россией строятся АЭС типа ВВЭР-1000.

(Окончание)

 

 
Связанные ссылки
· Больше про Обращение с РАО и ОЯТ
· Новость от Proatom


Самая читаемая статья: Обращение с РАО и ОЯТ:
Снятие АЭС с эксплуатации: проблемы и пути решения

Рейтинг статьи
Средняя оценка: 2
Ответов: 9


Пожалуйста, проголосуйте за эту статью:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 6 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: Проблемы с РАО на АЭС России: ситуация может быть улучшена (Всего: 0)
от Гость на 13/12/2017
Написать столько глупостей ради того, чтобы прорекламировать MOSAIK?
--единственный ПЗРО в московском «Радоне».  Щито????
вспомнили НЭТ, почивший еще в 2014 году, а уж чушь про критерии даже комментировать не хочется.
Рябятки, вернитесь в реальность! 


[ Ответить на это ]


Re: Проблемы с РАО на АЭС России: ситуация может быть улучшена (Всего: 0)
от Гость на 14/12/2017
Отчётность, потом скажут: "Статью опубликовали".


[ Ответить на это ]


Re: Проблемы с РАО на АЭС России: ситуация может быть улучшена (Всего: 0)
от Гость на 14/12/2017
чем плох этот контейнер?


[
Ответить на это ]


Re: Проблемы с РАО на АЭС России: ситуация может быть улучшена (Всего: 0)
от Гость на 14/12/2017
Цитируя участников семинара, авторы соглашаются с наличием проблем (заполненность хранилищ АЭС, отсутствие должного количества ПЗРО, несовершенство критериев приемлемости и т.д.) и обещают (в названии статьи) возможность улучшить ситуацию.
А что в статье?
Реклама дорогих контейнеров для ВАО и САО, которые тоже надо куда-то размещать! Куда?

И ещё. Не стоит путать требования к безопасному транспортированию и требования к размещению в ПЗРО. Транспортный контейнер можно использовать многократно для перевозки РАО, упакованных в контейнеры, соответствующие требованиям ПЗРО


[ Ответить на это ]


Re: Проблемы с РАО на АЭС России: ситуация может быть улучшена (Всего: 0)
от Гость на 15/12/2017
Информированность авторов просто потрясает. Им даже не известно, что существует достаточно большое  количество учебной литературы, в которой проблема РАО рассмотрена достаточно подробно. Самое обидное для авторов заключается в том, что с конца 70-х годов прошлого века в подходах к обращению с радиоактивно загрязненными водами АЭС ничего не изменилось (спасибо МинАтому и РосАтому), что и привело к сложившейся ситуации. Пиарить чужие разработки проще, чем продвигать и развивать свои, например каменное литье.


[ Ответить на это ]


Re: Проблемы с РАО на АЭС России: ситуация может быть улучшена (Всего: 0)
от Гость на 01/01/2018
"Учет и контроль ЯМ" и "контроль и учет РАО" - должны стать документами единой системой учета специальных материалов, и по ним должен сводиться баланс.        По документам УИК никаких потерь ЯМ не наблюдается, а активность альфа-излучателей присутствует в окружающей среде. Этого разногласия не должно быть. Убыль ЯМ на потери в окружающую среду должна быть учтена.             Документы УИК должны ставить на учет ЯМ и в единицах массы, и в единицах активности. И не только свежих ТВС, но и ОТВС. Массы без активности не бывает, как активности без массы не бывает.            Сегодня мы имеем учет ЯМ в единицах массы, а учет РАО в единицах активности. Это принципиальный методический недостаток системы учета, не позволяющий делать адекватные выводы о имеющихся потерях ЯМ.      Перефразируя Ленина, можно сказать - что ядерная и радиационная безопасность - это правильный учет и контроль, и только потом технологии.            Дементий Башкиров


[ Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(812)438-3277
E-mail: info@proatom.ru, webmaster@proatom.ru. Разрешение на перепечатку.
Сайт построен на основе технологии PHP-Nuke. Открытие страницы: 0.12 секунды
Рейтинг@Mail.ru