proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Журналы Атомная стратегия 2021 год
  Агентство  ПРоАтом. 24 года 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?!
Способствует ли безопасности атомной отрасли закрытость (усиление режима)?
Да
Нет
Сильнее влияют другие факторы

Результаты
Другие опросы
Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
Вышло в свет второе издание двухтомника Б.И.Нигматулина. Подробнее
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.
Время и Судьбы

[09/03/2007]     Опыт ФГУП «ГХК» в транспортировании и хранении ОЯТ реакторов ВВЭР-1000

К.Г.Кудинов, Д.Б.Клешнин, Ю.В.Барцева, ФГУП «Горно-химический комбинат»

Первая перевозка отработавшего топлива на ГХК была осуществлена с V блока Ново-Воронежской АЭС в 1985 году. Транспортирование ОЯТ с перегрузкой во введенное в эксплуатацию в конце 1985 года хранилище ОЯТ по проектной транспортно-технологической схеме производится с 1986 года.

В настоящее время на хранение ОЯТ поступает с 3 российских (Ново-Воронежская, Балаковская, Калининская), 3 украинских (Южно-Украинская, Хмельницкая, Ровенская) атомных станций, и с болгарской АЭС «Козлодуй» (с Запорожской АЭС ОЯТ поступало с 1989 г. по 2002 г.; прекращено в связи с пуском «сухого» хранилища на АЭС).

Транспортирование ОЯТ осуществляется по железной дороге литерными вагон-контейнерными поездами в составе локомотива, вагонов сопровождения для размещения вооруженной охраны и персонала завода, вагонов прикрытия и вагонов-контейнеров с ОЯТ. Типы вагонов-контейнеров определяются при формировании вагон-контейнерного поезда, исходя из условий транспортирования, количества и типа отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС), намечаемых к перевозке в каждом конкретном случае.

Основная составляющая вагон-контейнерного поезда – «вагон-контейнер», который состоит из железнодорожного транспортера и собственно вагон-контейнера, в котором установлен транспортный упаковочный комплект (защитный контейнер, транспортный чехол с ОТВС). Расположение ТУК в вагоне – горизонтальное. В вагоне устанавливается одна упаковка. В настоящее время для транспортирования топлива используются 7 вагонов-контейнеров типа ТК-10 (вместимость контейнера – 6 сборок) и 21 вагон-контейнер типа ТК-13 (вместимость контейнера – 12 сборок).

Вывоз ОЯТ производится по ежегодным графикам, составляемым на основании заявок АЭС с утверждением в Федеральном агентстве по атомной энергии. Условия передачи ОТВС, организация перевозок и финансовые вопросы отражаются в договорах с российскими атомными станциями, в контрактах с АЭС «Козлодуй» и украинскими атомными станциями, заключаемыми с нашим предприятием. Украинские атомные станции представляет Национальная атомная энергогенерирующая компания – «Энергоатом».

По состоянию на 1 января 2006 года выполнено 160 рейсов по доставке ОЯТ с атомных станций, в т.ч:
По атомным станциям:
По годам:
Ново-Воронежская
 21
1985 1
1993 7
2002 11
Калининская
 26
1986 3
1995 13
2003 9
Балаковская  
 32
1987 5
1996 9
2004 14
Южно-Украинская
 33
1988 2
1997 12
2005 12
Запорожская 
 30
1989 7
1998 12
 

Ровенская     
   7
1990 6
1999 7
 

Хмельницкая
   5
1991 10
2000 12
 

Козлодуй      
   6
1992 3
2001 5
 


Дополнительно к перевозкам ОЯТ с атомных станций нашим предприятием оказана помощь ГНЦ РФ НИИАР в доставке на исследование 25 ОТВС, перевезено из ГНЦ РФ НИИАР после исследования 24 пенала с твэлами исследованных ОТВС и 3 исследованных ОТВС. На 01.01.2006 г. в ХОЯТ ГХК находится:

– 9914 ОТВС: в том числе:

– 3969 ОТВС из Украины;

– 672 ОТВС из Болгарии.

За время эксплуатации хранилища завода РТ-2 выполнено 993 вагоно-рейсов, общий пробег вагон-контенеров ТК-10, ТК-13 составил – 2,5 млн. км и ~ 5,0 млн. км соответственно. Срок эксплуатации ТУК составляет 20 лет и по многим из них скоро истекает. Необходимо продлять срок эксплуатации имеющихся или изготавливать новые ТУК. На данный момент продлен срок эксплуатации 7-ми ТУК (ТК-10).

Продолжительность рейса, включая время предрейсового технического обслуживания, составляет в среднем 50 суток, при этом время нахождения спецпоезда в пути от 12 до 16 суток, время загрузки одного вагон-контейнера на атомной станции 1-2 суток, время разгрузки одного вагон-контейнера - 1 сутки.

Перевозимое с АЭС ОЯТ характеризуется следующими данными:

- начальное обогащение по U – 235, % – от 1,6 до 4,4

- глубина выгорания, МВт•сут/т – от 5 500 до 50 000

- остаточное тепловыделение, кВт/сборка – от 0,1 до 1,5

Радиационная безопасность населения, персонала и окружающей среды при транспортировании ОЯТ обеспечивается конструкцией транспортного защитного контейнера, который изготовлен из высокопрочной стали. Толщина стенок корпуса – 350 мм. В качестве нейтронной защиты используется охлаждающая низкозамерзающая жидкость ОЖ-65 с температурой кристаллизации минус 650С. Максимальная мощность эквивалентной дозы ионизирующих излучений на наружной поверхности ТУК при норме 200 мбэр/час составляет для ТК-10 – 50 мбэр/час, для ТК-13 – 10 мбэр/час, т.е. радиационная обстановка при транспортировании ОЯТ соответствует требованиям нормативных документов.

Ядерная безопасность при транспортировании ОЯТ обеспечивается конструкцией, и материалом транспортного чехла. (Тип 37 – боросодержащая сталь; тип 30, 46 – поглотители из карбида бора).

В течение 20 лет при транспортировании ОЯТ аварийных ситуаций, инцидентов не отмечено. Основной неисправностью транспортных средств является быстрый износ колесных пар вагонов-контейнеров. Причина отбраковки колесных пар – повышенный износ реборд.

По прибытию вагон-контейнерного поезда на площадку хранилища ОЯТ производится мойка водой внешней поверхности вагонов-контейнеров от механических загрязнений, после чего вагоны-контейнеры подаются для разгрузки в железнодорожный коридор хранилища ОЯТ (здание 1). Выгрузка транспортного контейнера с ОТВС из вагона производится краном грузоподъемностью 160/32 тс с помощью траверсы.

Хранилище ОЯТ - инженерное сооружение, включающее в себя отсек перегрузки, 15 отсеков хранения, соединенных между собой транспортным коридором, и ряд систем, обеспечивающих безопасное хранение отработавшего топлива. Общая проектная емкость хранилища – 6 000 тонн, т.е. примерно 14 000 сборок. На данный момент хранилище заполнено на 70%.

Хранение ОТВС производится в чехлах хранилища вместимостью 12 и 16 сборок в отсеках бассейна под слоем очищенной и обессоленной воды. Общий объем воды в хранилище ~ 33 000 м3.

С 2001 г. разработана, испытана и внедрена в эксплуатацию конструкция 16-ти местного чехла, что позволит увеличить емкость хранилища. После перегрузки сборок из 12-ти местных чехлов в 16-ти местные и завершения строительства узла примыкания к действующему хранилищу емкость хранилища будет увеличена до 8600 тонн.

Отсек перегрузки, отсеки хранения и транспортный коридор облицованы коррозионно-стойкой сталью. Толщина облицовки стен – 3 мм, днища – 4 мм. Отсек перегрузки и отсеки хранения могут быть изолированы от транспортного коридора с помощью гидрозатворов (шандор). Транспортный коридор и отсеки хранения имеют щелевое перекрытие со створками для транспортирования чехлов. Герметичность облицовки отсеков контролируется с помощью системы сбора протечек.

Операции снятия крышки транспортного защитного контейнера, операция перегрузки ОТВС и все последующие операции с чехлом хранилища производятся под слоем воды при минимальном уровне не менее 2,5 м над ОТВС, что обеспечивает полную биологическую защиту персонала.

Установлены следующие нормы для воды хранилища ОТВС:

- рН – 5,5-8,0

- хлорид-ион, мг/л, не более – 0,1

- удельная электропроводность, мкСм/см, не более – 3

- нефтепродукты, мг/л, не более – 0,1

- взвешенные вещества, мг/л, не более – 1,5

- содержание радионуклидов, Бк/л, не более – 3,7x103

Для поддержания установленных норм качества воды бассейна проводится очистка воды путем фильтрации на намывных перлитных фильтрах от продуктов коррозии и взвешенных частиц и на ионообменных фильтрах от растворенных радиоактивных продуктов и солей (катионит КУ-2х8 и анионит АВ-17). Объем воды, очищенной на схеме, составляет около 400 000 м3 в год. Анализ проб воды бассейна, отбираемый 1 раз в месяц из каждого отсека, подтверждает соответствие качества воды установленным нормам. Развернутый анализ проб воды, проводимый 2 раза в год из каждого отсека, имеет следующие результаты по содержанию радионуклидов:

Мn-54 - 10 - 100 Бк/л

Со-60 -10 - 250 Бк/л

Zn-65-50 -150 Бк/л

Cs-134 -10-200 Бк/л

Cs-137 -100-1000 Бк/л

Еu-152 - 50-100 Бк/л

Еu-154 - 50-100 Бк/л

Для отвода остаточных тепловыделений от отработавших тепловыделяющих сборок постоянно осуществляется охлаждение воды отсеков системой кожухотрубчатых теплообменников. Максимальная допустимая температура воды бассейна 500С в течение 20 лет не превышалась.

Для удаления водорода, образующегося за счет радиолиза воды, производится продувка надводного пространства с помощью вентиляторов с расходом 120000 м3/час. Потери охлаждающей воды с продуваемым воздухом составляют от 1000 м3 до 2000 м3 в месяц и восполняются специальной системой подпитки.

Радиоактивность газовоздушных выбросов обусловлена цезием-137 (до 7х10-3 Бк/м3), кобальтом-60 (до 5х10-3 Бк/м3), стронцием-90 (до 1,5х10-3 Бк/м3). Суммарная активность альфа-излучающих нуклидов менее 2x10-6 Бк/м3. При годовом объеме вентиляционного воздуха из надводного пространства бассейна до 109 м3 суммарный выброс не превышает по альфа – 5x10-8 Ки/год, по бета – 2x10-4 Ки/год.

В процессе эксплуатации хранилища проводятся плановые осмотры отсеков не реже 1 раза в 15 лет.

За время эксплуатации проведено обследование 10 отсеков.

Коррозионное обследование облицовки отсеков показало отсутствие коррозии и целостность оборудования. Состояние облицовки днища и стен удовлетворительное, на балках для щелевого перекрытия, листах настила, на облицовке стен из углеродистой стали (сталь 3) высотой 800 мм внутри отсека местами отслоилось антикоррозионное покрытие и имеются следы коррозии на площади около 5%. При опорожнении отсеков отбирались пробы илов. Основу илов составляет диоксид кремния (40%), соединение железа, алюминия, хрома. Толщина слоя данных отложений в отсеках составляет 1-5 мм или около 0,15м3.

Для определения влияния излучения ОТВС, находящихся в соседнем отсеке, дополнительно были проведены замеры мощности дозы гамма-излучения у стены пограничного отсека. Мощность дозы составила не более 3,5 мкР/с и поэтому не возникло необходимости удаления чехлов с ОТВС из этого отсека.

Отсеки предварительно были освобождены от чехлов с отработавшими тепловыделяющими сборками, затем от воды с помощью гидроэлеватора и переносного насоса. Мощность дозы от днища опорожненного от воды отсека составляла от 2 до 24 мкР/с, нейтронное излучение отсутствовало, что свидетельствовало об отсутствии просыпи отработавшего ядерного топлива.

Отмывка отсека от шлама проводилась с помощью устройства, представляющего собой скребок с перфорированной трубой для подачи воды с одновременной откачкой. Аэрозольного загрязнения воздуха помещения и пола щелевого перекрытия при этом не наблюдается.

Физическая защита для предотвращения несанкционированного использования ОЯТ обеспечивается хранением его в зоне особой важности с ограничением доступа персонала и посещением помещений по правилу «двух лиц в зоне». Операции по движению ОТВС осуществляются по письменному заданию и подписью исполнителей за их выполнение.

Ядерная, радиационная, взрывобезопасность при транспортировании, выгрузке и хранении ОЯТ обеспечивается комплексом технических и организационных мер, что подтверждено соответствующими заключениями компетентных органов. Аварий и серьёзных отклонений от установленных норм с начала эксплуатации хранилища ОЯТ на ГХК не отмечено.

По материалам Международной конференции «Стратегия безопасности использования атомной энергии»  

 
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 работы автора: 4
Ответов: 1


Проголосуйте, пожалуйста, за работу автора:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 0 Комментарии
Спасибо за проявленный интерес





Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(921)9589004
E-mail: info@proatom.ru, webmaster@proatom.ru. Разрешение на перепечатку.
За содержание публикуемых в журнале информационных и рекламных материалов ответственность несут авторы. Редакция предоставляет возможность высказаться по существу, однако имеет свое представление о проблемах, которое не всегда совпадает с мнением авторов Открытие страницы: 0.25 секунды
Рейтинг@Mail.ru