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»

Опыт ФГУП «ГХК» в транспортировании и хранении ОЯТ реакторов ВВЭР-1000

Материалы из архива