proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Авторские права
  Агентство  ПРоАтом. 27 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





PRo IT
Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС

Вышла в свет книга Б.И.Нигматулина и В.А.Пивоварова «Реакторы с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. История трагедии и фарса». Подробнее 
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия»
и сайта proatom.ru.
E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
Время и Судьбы

[04/05/2016]     Безопасность ядерной энергетики

19 апреля  2016 г. городу Сосновый Бор исполнилось 43 года. Само название Сосновый Бор появилось в декабре 1958 г. с образованием рабочего поселка Сосновый Бор для строительства нового промышленного объекта, связанного с теплоэнергетикой. Ранее на месте города располагалась деревня Устья (Ustia), впервые упомянавшаяся на карте Ингерманландии А.И. Бергенгейма, составленной по шведским материалам 1676 г. - 340 лет назад.


Сосновый Бор изначально  создавался как город-спутник атомной энергетики. Более универсального атомного города  нет на территории РФ. Здесь функционирует и Ленинградская АЭС. В городе представлена и атомная наука, крупный строительно-монтажный комплекс, который построил город и АЭС, и сейчас в качестве генподрядчика принимает участие в строительстве ЛАЭС-2. В 1961 г. начал работать Ленспецкомбинат «Радон». В 1962 г. строится филиал Института атомной энергии им. И. В. Курчатова. Сегодня это Научно-исследовательский технологический институт им. А. П. Александрова. Научный потенциал  связан не только с атомной тематикой, но и с космическим направлением – в 1963 г началось строительство филиала Государственного оптического института им. С. И. Вавилова. Ныне это Научно-исследовательский институт оптико-электронного приборостроения (ОАО «НИИ ОЭП»). В 1966 г. создаётся Северное управление строительства (СУС), главным объектом которого была Ленинградская атомная электростанция. Первый энергоблок Ленинградской АЭС с реактором РБМК-1000 был пущен 23 декабря 1973 г.

19 апреля 1973 г. — Указом Президиума Верховного Совета РСФСР рабочий посёлок Сосновый Бор был преобразован в город областного подчинения.

В Сосновом Бору имеется Центр по подготовке экипажей подводных лодок (один из 2-х в РФ). В городе функционируют 6 филиалов вузов Санкт-Петербурга. Большинство населения города – это работники атомной отрасли. В настоящее время полным ходом ведется строительство ЛАЭС-2, а это около 6000 новых рабочих мест. В городе имеется единый универсальный центр, включающий дошкольное образование, - 14 дошкольных образовательных учреждений. В 1990 г. в Сосновом Бору был пик рождаемости – родилось 743 малышей. Потом начался спад. Дно демографической ямы пришлось на 2005 г., когда родилось всего 400 детей. В 2015 г. город снова вышел на уровень 1990 г. – родилось 764 ребенка. Их надо обеспечить местами в детских садах. И это уже запланировано администрацией города.

В 2015 г. было принято решение, которое поддержал и губернатор Ленобласти А. Ю. Дрозденко, о присвоение Сосновому Бору статуса наукограда. Сейчас разрабатывается стратегия развития города как наукограда. К концу 2016 г. будут реализованы все юридические действия по присвоению этого статуса.

Вывод и пуск новых блоков – вызов для территории. Вместе с ЛАЭС администрация работает над тем, что будет на месте выведенных блоков. Комплекс хозяйства, который остается после завершения вывода из эксплуатации блоков ЛАЭС, само по себе уникальное место по инфраструктуре, помещениям. Город готов рассмотреть вариант, чтобы там размещались новые производства – крупные тепличные хозяйства, рыборазводческие комплексы.

Такова вкратце история Соснового Бора с момента основания и до сегодняшнего дня, которую представил Д. В. Пуляевский, глава Сосновоборского городского округа.

О том, как идут работы на площадке ЛАЭС и ЛАЭС-2 рассказал В.И. Перегуда, директор филиала «Концерна Росэнергоатом» «Ленинградская атомная станция». ЛАЭС на сегодняшний день имеет два направления работ. Первое – действующая АЭС с 4 энергоблоками РБМК-1000 мощностью по 1000 МВт. Численность работающих – 4 800 человек. Второе направление – строящиеся блоки замещения.



Первый энергоблок был пущен в 1973 г. В 2016 г. исполняется 43 года, как работает ЛАЭС. 4-й энергоблок был пущен в 1981 г. Срок его назначенного ресурса 2026 г.

Ленинградская АЭС является крупнейшим производителем электроэнергии на российском Северо-Западе. Вместе с Кольской АЭС мы производим более трети всей выработки электроэнергии. Доля ЛАЭС в совокупной выработке электроэнергии в регионе в 2015 г. – 27%. За годы эксплуатации Ленинградская АЭС произвела около 950 млрд кВт·ч электроэнергии, что является одним из крупнейших показателей в мире по сравнению с аналогичными энергетическими объектами. И лучший показатель среди атомных и тепловых электростанций России. За 2015 г. было выработано 27,5 млрд кВт.ч электроэнергии, отпущено тепла 687,0 тыс. Гкал, товарной продукции произведено на сумму 35,0 млрд руб.

С 2012 г. производится вывоз отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) в Красноярский химкомбинат. Наработанное за 40 лет топливо необходимо перевезти в специализированные предприятия. Перевезено с энергоблоков в Комплекс ОЯТ 1909 ОТВС. Отправлено на хранение во ФГУП «ГХК» 40 транспортных контейнеров с ОЯТ (пять эшелонов).

ЛАЭС постоянно занимается утилизацией радиоактивных отходов, появляющихся в процессе эксплуатации атомных объектов.  Увеличивается количество и эффективность оборудования для переработки РАО. Производительность переработки в 2015 г. возросла до 1 900 м3/год в год (на 50% больше, чем в 2014 г.).

По радиоактивным отходам мы должны достичь таких результатов, чтобы при выводе блоков из эксплуатации была полностью обеспечена работа с ТРО, которые будут возникать при ВЭ.
За счёт реализации ПСР-проекта анализа процессов и сокращения потерь должна быть достигнута производительность переработки ТРО — 2 000 м3.

В спецкорпусе по переработке ТРО запущена установка для измельчения и прессования отработавших воздушных фильтров. Создана система дополнительной сортировки по удельной активности ТРО (ОНАО-ОНРАО) после прессования, а также установка паспортизации контейнеров.

Сегодня ЛАЭС находится на стадии подготовки к выводу энергоблоков (ВЭ)  из эксплуатации. Первый энергоблок останавливается в ноябре 2018 г. После того, как будут выведены блоки с РБМК, начнут работать новые блоки ВВЭР-1200.

Подготовка к выводу энергоблоков из эксплуатации требует проведение:
- комплексного обследования текущего состояния э/блока №1 для получения лицензии на эксплуатацию блока, остановленного для ВЭ;

- обследования, оценки технического состояния и обоснования остаточного ресурса элементов э/блока №1, остающихся в работе после останова для ВЭ;

- разработки проектной документации на ВЭ э/блоков 1, 2

В процессе подготовки к ВЭ уже разработана часть документов. Подготовлена документации для получения лицензии на эксплуатацию блока №1, остановленного для ВЭ:

- определена эксплуатационная конфигурация э/блока № 1, остановленного для ВЭ;

- разработан технологический регламент эксплуатации э/блока № 1, остановленного для ВЭ;

- разработано обоснование безопасности э/блока № 1, остановленного для ВЭ.

В стадии разработки находится проектная документация на ВЭ

э/блоков №№ 1, 2. Утверждено Техническое задание на разработку проектной документации ВЭ э/блоков №1 и №2. К 2018 г. мы должны быть готовы к началу выгрузки топлива остановленного реактора.

Для удаления отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) предстоит:
- разделать 2 775 ОТВС;

- загрузить для отправки во ФГУП «ГХК» на хранение 35 контейнеров с ОЯТ;

- отправить на хранение в ФГУП «ГХК» 32 контейнера с ОЯТ (4 эшелона);

- загрузить и отправить в ПО «Маяк» на переработку 5 контейнеров с ОЯТ (1 эшелон);

- перевести с энергоблоков в Комплекс ОЯТ 1 672 ОТВС.

Строящиеся энергоблоки ВВЭР-1200



На ЛАЭС-2 возводится первый блок проекта ВВЭР-1200 «АЭС-2006» с тепловой мощностью 3 200 МВт, электрической мощностью 1 190 МВт, числом ТВС в активной зоне 163 шт. Сам реактор представляет собой вертикальный сосуд высокого давления, в котором размещены внутрикорпусные устройства (ВКУ), активная зона, органы регулирования и датчики системы внутриреакторного контроля (СВРК). Принципиальная схема энергетической установки представлена на рис.1.


Рис.1 принципиальная схема энергетической установки

Особенностями данного проекта является достаточное число систем безопасности.
Для предотвращения тяжелых аварий или смягчения их последствий предусмотрены пассивные системы безопасности, не требующие вмешательства персонала АЭС и подключения электропитания. Они работают автоматически без вмешательства персонала АЭС и даже при потере электропитания.

К пассивным системам безопасности относятся:

- система пассивного отвода тепла через парогенераторы;

- система пассивного отвода тепла из гермооболочки;

- система локализации расплава;

- система удаления водорода из гермооболочки;

- система химического связывания летучих форм йода;

- средства по аварийному снижению давления в 1 контуре;

- вентиляционная система для поддержания разрежения в пространстве между оболочками.

Проект ВВЭР-1200 рассчитан на обеспечение безопасности при всех внешних воздействиях.

Что сейчас происходит на строительной площадке энергоблока №1
Здание реактора


Рис.2 Здание реактора. Завершено устройство внутренней защитной оболочки, отм. +68,500.  Выполнено бетонирование наружной защитной оболочки до отм. +68,500.
Ведётся монтаж трубопроводов и прокладка кабеля.

Здание турбины


Рис.3 Турбинный зал

Выполнено закрытие цилиндров высокого и низкого давления.

Ведётся монтаж трубопроводов и вспомогательного оборудования.

Выполнен монтаж статора генератора в проектное положение.
Идёт монтаж кабельной продукции и оборудования АСУ ТП.

В здании управления приступили к монтажу оборудования блочного пульта управления.

Отсюда будет осуществляться управление основными технологическими процессами на АЭС (рис.4).


Рис.4 Помещения АСУ ТП

АСУ ТП – это тоже одна из особенностей современных проектов. Всё, что связано с управлением АЭС происходит через этот главный мозг - АСУ ТП. АСУ позволяет осуществлять управление и обеспечивать безопасность функционирования станции.

Одна из задач сегодняшнего дня – завершение строительно-монтажных работ в 2016 г.
 
По энергоблоку №1 необходимо:

- подать напряжение на секции 10 кВ от ТП110/10.

- выполнить постановку под напряжение собственных нужд от ВЛ ВЛ-330 кВ и КРУЭ-330 кВ.
Должны подойти к основным испытаниям. Начать индивидуальные опробования оборудования. Это планируется в начале 2017 г.

В здании реактора необходимо:

- завершить устройство строительных конструкций системы пассивного отвода тепла;

- завершить бетонирование купола наружной оболочки;

- установить на штатное место двигатели главных циркуляционных насосных агрегатов;
- выполнить натяжение армоканатов внутренней защитной оболочки.

В здании турбины э/блока №1 необходимо:

- выполнить постановку турбины на валоповоротное устройство. К моменту останова первого энергоблока действующей ЛАЭС (ноябрь 2018 г.) первый блок замещения должен уже быть в промышленной эксплуатации.

Более укрупнено основные этапы пуска:

- 2016 г. закончить все строительно-монтажные работы;

- с 2017 г. приступить к наладочным операциям, связанными с гидроиспытанием систем, комплексными испытаниями, с выходом на загрузку первой кассеты, физический пуск. До конца 2017 г. мы должны быть в сети.

К созданию концепции мы должны были приступить за 5 лет до начала вывода из эксплуатации, и далее – набору данных для проектирования ВЭ. Эти работы успешно выполнены. Корректировка концепции на основе поступающих данных была выполнена в 2014 г. И новая концепция предполагает не создание «зеленой лужайки», а проведение работ, связанных с «неотложенным решением», то есть уход на длительную консервацию блока не предполагается. Процесс должен завершиться выгрузкой топлива, дезактивацией энергоблока и передачей всего объекта в промышленное использование для нужд народного хозяйства.

Следующий этап (за год до останова блока) – принятие решения госкорпорацией об останове блока и перевода его в режим работы без генерации. До выгрузки топлива из реактора мы будем работать в режиме эксплуатации энергоблока без генерации. С точки зрения безопасности ничего не меняется. До выгрузки топлива (это примерно 5 лет) все системы блока будут работать.

Работы по проектированию 3 и 4-го энергоблоков не прекращались. В настоящее время проводятся геодезические изыскания. Весь процесс полготовки площадки под строительство не остановлен. «Дорожная карта» видит эти 2 блока в статусе «планируемых». А срок начала строительства будет доведен до нас позднее.

О работах в сфере обеспечения ядерной безопасности рассказал ген. директор НИТИ им. А.П. Александрова В.А.Василенко.

Фактически атомная энергетика в Сосновом Бору начиналась с НИТИ. Анатолий Петрович Александров был первым директором НИТИ. Потом на территории института рождались ядерные установки для подводных кораблей III поколения. НИТИ им. А.П. Александрова является предприятием ядерного оружейного комплекса России по выполнению научно-исследовательских, опытно-конструкторских работ по комплексной отработке и испытаниям судовых и корабельных ядерных энергетических установок, а также внедрению новых проектных, конструкторских и технологических решений при создании атомных электростанций (АЭС) и других объектов использования атомной энергии (ОИАЭ). Таким образом, институт  изначально создавался как центр безопасности ядерных установок, в котором после обширных и всесторонних испытаний рождались безопасные и надежные энергоисточники. НИТИ принимал активное участие в строительстве Ленинградской АЭС, осуществлял расчеты, связанные с загрузкой, управлением этой станции. И на начальном этапе наши специалисты вместе с физиками Курчатовского института, с ВНИПИЭТом, создавали фактически новую энергетику России.

Безопасность всегда являлась приоритетом деятельности института. Накопленный опыт испытаний и отработки на стендах-прототипах ядерных энергетических установок (ЯЭУ) и сложного наукоемкого оборудования позволяет институту решать широкий спектр задач в области атомной энергетики и в смежных областях.

Одна из главных задач, которую решает институт сегодня, это разработка импортозамещающих комплексных программ физического и тепло-гидравлического расчетов переходных и аварийных режимов реакторных установок, корабельных и стационарных для АЭС (коды САПФИР, КОРСАР и др.), в том числе, с использованием супер-ЭВМ. Эти работы ведутся в союзе с нашими проектировщиками. С 1986 г. НИТИ активно работает с проектными организациями. Работы, связанные с созданием прогнозных расчетных программ, активно внедряются в проектные работы наших коллег-проектировщиков.


Комплексы САПФИР и КОРСАР

На основе развития отечественных методов и алгоритмов нейтронно-физического расчета ядерных реакторов в НИТИ разработан, верифицирован и аттестован в Ростехнадзоре РФ комплекс программ САПФИР для расчета реакторов транспортного и стационарного назначения. САПФИР позволяет считать нейтронные поля, в том числе, и для ЛАЭС. На базе этого комплекса создаются конкретные программные модули, позволяющие осуществлять оптимальную загрузку топлива, его выгорания, создание конкретных изотопных источников, которые рождаются в теле реакторов канального направления.

С использованием этого комплекса подготовлены расчетные модели новых типов реакторов.  Комплекс САПФИР используется на ЛАЭС в технологии промышленного производства изотопа Со-60, для контроля ядерной безопасности и обоснования уплотненных схем хранения топлива в хранилищах отработавшего ядерного топлива на предприятиях Главного конструктора и других организациях.

Базовым расчетным кодом, по которому считается безопасность отечественных атомных реакторов, является код КОРСАР, также разработанный в НИТИ. Это один из лучших мировых расчетных кодов, позволяющий реально прогнозировать поведение реакторной установки как в спецификационных режимах, так и в режимах аварийных. Мы должны четко и в полном объеме представлять, как работает реакторная установка, как работает АЭС в режимах, которые позволяют генерировать энергию, и парировать любую аварию, которая может возникнуть или не возникнуть на АЭС. Эта программа дает возможность готовить специалистов к тому, чтобы аварийные ситуации были правильно парированы персоналом.

Расчетный код КОРСАР позволяет реально контролировать все теплофизические процессы, связанные с первым и вторым контурами реакторной установки.

Расчетный код КОРСАР представляет двухжидкостную многокомпонентную модель контурной теплогидравлики, а также пространственную модель кинетики реактора на основе ППП САПФИР&RC. Обеспечивает функционирование в режиме гибкой топологии, переносимость на различные ЭВМ, текстовый ввод данных, ввод данных и отображение информации графическими средствами.

Системный теплогидравлический расчетный код КОРСАР, предназначенный для численного моделирования динамики ЯЭУ и реакторных установок АЭС, по своим характеристикам не уступает лучшим зарубежным аналогам. Опыт практического применения расчетного кода КОРСАР имеется в ОКБ «ГИДРОПРЕСС»,  АО «Атомпроект», НИКИЭТ, ГНЦ ФЭИ, ЭНИЦ и других предприятиях отрасли. Код КОРСАР в НИТИ был успешно применен при обосновании безопасности испытаний головных образцов ЯЭУ корабельного назначения.

С 1960-х гг. наш институт активно работает над созданием тренажерной техники для ВМФ. Нами было создано более 27 тренажеров. Они позволяют специалистам, работающим за пультами энергетических установок, обеспечивать их безопасную безаварийную эксплуатацию. Эти тренажеры внедрены на всех флотах, в учебных центрах. Тренажерные системы также поставлены на плавучую АЭС.

Программный комплекс ТЕРМИТ

Для автоматизации создания расчётно-моделирующих комплексов и тренажёров объектов с ЯЭУ различного назначения в НИТИ были созданы программный комплекс и отечественная технология ТЕРМИТ. На базе этой высокоэффективной технологии моделирования были созданы тренажеры и тренажерные комплексы для обучения и подготовки персонала для корабельных ЯЭУ, плавучих АЭС, атомных ледоколов, АЭС и других объектов энергетики и транспорта.

Особое место в обеспечении безопасной эксплуатации ППУ атомных ледоколов занимает использование полномасштабных тренажеров (ПМТ) для обучения оперативного персонала. ПМТ представляют собой сложные программно-технические комплексы, имитирующие обстановку в центральном посту управления при работе ППУ атомных ледоколов в различных режимах, в том числе и аварийных. Полномасштабный тренажер «МГА-21Р» силовой судовой пароэнергетической установки атомного ледокола «Россия», доработанный и модернизированный специалистами НИТИ с использованием технологии ТЕРМИТ, получил высокую оценку Тренажерного центра «Мурманское морское пароходство».

Эти средства позволяют обеспечивать навыки специалистам-операторам. Кроме того, он дает возможность контролировать биофизические процессы, происходящие в головах людей, сидящих за пультами, что позволяет надежно комплектовать ту команду, контролировать слаженность экипажа, который управляет столь сложными установками.

Создана целая гамма функциональных тренажеров, позволяющих овладеть навыками понимания теплофизических и ядерных процессов, происходящих в установках. Прошедшие такую практику специалисты высоко котируются на мировом рынке.

В Санкт-Петербургском «Атомпроекте» создан виртуальный моделирующий комплекс, который позволяет моделировать работу атомных станций нового поколения. В рамках президентской программы по супер-ЭВМ и GRID-технологиям создан моделирующий комплекс для проверки и оптимизации проектных решений новых АЭС - Виртуальный энергоблок АЭС. Этот комплекс создан по технологии, которой владеет НИТИ.


Инновационные разработки по созданию досмотровых систем

Для решения проблемы борьбы с терроризмом в НИТИ разработан и изготовлен обнаружитель взрывчатых веществ (ВВ) ЧУБ, предназначенный для обнаружения следовых количеств ВВ на пальцах рук человека, проходящего через КПП предприятия, транспортного узла, пограничного пункта. При обнаружении ВВ ЧУБ подает свето-звуковой сигнал оповещения контролеру КПП с одновременной выдачей сигнала «тревога» на ЦПУ системы физической защиты. ЧУБ позволяет обнаружить следовые количества ВВ типа гексогена, октогена, тетрила и нитроцеллюлозных порохов. Среднее время контроля не превышает 6 секунд.

Системой ЧУБ оборудованы все проходные института. Также она внедрена на досмотровых пунктах АЭС. Система активно работала на Олимпиаде в Сочи.

Автоматизированная система радиационного контроля АСРК 

Институт работает в широкой сфере проблем. Работа по созданию унифицированной автоматизированной системы радиационного контроля (АСРК) легла в основу создания систем радиационного контроля проектируемых и строящихся российских АЭС.

НИТИ был назначен главным конструктором и комплектным поставщиком АСРК для Тяньваньской АЭС с реакторами ВВЭР-1000 в Китае. В 2004 г. АСРК была смонтирована, прошла комплексную проверку, наладку и введена в эксплуатацию на первом блоке Таньваньской АЭС. В 2006 г. были успешно завершены пусконаладочные работы АСРК на втором блоке АЭС, после чего она была передана китайским специалистам в опытную эксплуатацию.

Современная цифровая интегрированная АСРК, обеспечивает решение всех задач радиационного контроля на АЭС:

- обеспечено резервирование оборудования контроля параметров, важных для безопасности;

- объём радиационного контроля оптимизирован и уменьшен в 1.5 раза  по сравнению с  действующими АЭС.

В системе применены новейшие разработки:

- «интеллектуальные» средства нижнего уровня нового поколения;

- автоматические технологические спектрометры;

- «интеллектуальные» исполнительные механизмы;

- компьютерные технологии с эргономичным человеко-машинным интерфейсом.

НИТИ им. П.Александрова является Главным конструктором и Комплектным поставщиком АСРК.

Благодаря высоким технико-экономическим характеристикам системы её заказывают зарубежные специалисты, строящие станции в Индии, Китае и в других странах. Такими системами или элементами оборудованы действующие станции в России, а также АЭС нового поколения.

Комплексная технология обращения с ЖРО

В рамках федеральной целевой программы обращения с радиоактивными отходами (РАО), их утилизации и захоронения, в НИТИ реализована комплексная технология обращения с низко- и средне-активными жидкими радиоактивными отходами (ЖРО) с использованием разработанных и изготовленных в институте модульных мембранно-адсорбционных установок (ММСУ) очистки вод (рис.5).

Эти установки могут обеспечить снижение объемов ЖРО в 104 - 105 раз и по всем параметрам превосходят существующие  установки по переработке ЖРО. Они изготовлены для НИТИ и завода «СевРАО» (поселок Гремиха Мурманской обл.). В НИТИ проведен комплекс расчетных и монтажных работ, пусконаладочных испытаний и ввод в эксплуатацию ММСУ очистки хозпитьевой воды для получения воды высокой чистоты, применяемой в основных технологических контурах ЯЭУ, взамен высоко энергозатратных испарительных установок приготовления дистиллята.




Рис.5 Установка ММСУ-ВВЧ

Автоматизированные комплексы оперативного радиационного мониторинга окружающей среды

В НИТИ найдены новые решения проблем повышения оперативности и информативности методов и средств радиационного контроля внутриреакторных процессов, воздушных выбросов и водных сбросов ЯЭУ. Созданы  автоматизированные комплексы для проведения оперативного радиационного мониторинга акваторий и атмосферного воздуха. Для мониторинга радиоактивных загрязнений почв разработаны специализированные средства определения подвижных форм радионуклидов. В основе всех разработок лежат оригинальные идеи, защищенные авторскими свидетельствами и патентами. Найденные решения по своим технико-экономическим показателям превосходят известные аналоги. Они внедрены на Ленинградской, Нововоронежской, Балаковской и Тяньваньской (Китай) атомных электростанциях, на ФГУП ПО «Маяк», в составе судовых природоохранительных комплексов гражданского и оборонного назначения, вновь разрабатываемых и строящихся объектов транспортной и стационарной энергетики.


Автоматизированные системы управления подготовкой вакуумной осушки контейнеров с отработавшим ядерным топливом к хранению

В период с 1999 по 2012 гг. специалистами НИТИ для Ленинградской АЭС с реакторами РБМК-1000 был выполнен комплекс работ по созданию технологии вакуумной осушки метало-бетонных контейнеров (МБК) с отработавшим ядерным топливом и разработке автоматизированной системы управления подготовкой вакуумной осушки МБК к хранению.

По результатам экспериментальной проверки технологии вакуумной осушки на полномасштабном стенде СМ-Э332 в НИТИ создана и внедрена на ЛАЭС автоматизированная система СМ-821 для управления вакуумной осушкой МБК. С момента ввода её в эксплуатацию в 2012 г. произведена подготовка к хранению более 50 МБК. В настоящее время специалистами института проводится научно-техническое сопровождение эксплуатации системы СМ-821 на ЛАЭС, а также ведётся подготовка к внедрению аналогичной системы на Смоленской АЭС.



Рис.6 Система СМ-821 для управления вакуумной осушкой МБК


Стенд «Расплав»

Для исследования процессов взаимодействия расплава кориума с конструкционными материалами реактора в НИТИ создан стенд «Расплав-2». На основе опытно-экспериментальных работ по тяжелым авариям совместно с Санкт-Петербургским «Атомпроектом» разработаны концепция внекорпусного удержания кориума в шахте реактора АЭС и оригинальные конструкции устройств локализации расплава (УЛР) для Тяньваньской АЭС (Китай) и АЭС Куданкулам (Индия) с реакторами ВВЭР-1000. Эта разработка находит применение на всех вновь строящихся АЭС как в России, так и за рубежом.

Совместно с ИСХ РАН и РНЦ КИ разработан новый оксидный жертвенный материал, являющийся ключевым компонентом удержания кориума. Совместно с рядом организаций (СПб «Атомпроект», РНЦ КИ, ИБРАЭ РАН, ПКФ РОСЭНЕРГОАТОМ, ИХС РАН, СПб ГЭТУ, ФЭИ (Обнинск) и СПб ГТИ (ТУ)) была разработана новая ловушка тигельного типа для ВВЭР-1200.




Рис.7 Схема УЛР для реактора ВВЭР-1000         Жертвенный материал
- Диаметр ловушки:                                                5-6 м

- Глубина ловушки:                                                 4-5 м

- Масса оксидного ЖМ:                              40-60 т

- Начальная мощность в расплаве:                        17-23 МВт

- Масса кориума:                                          200 т




Рис.8 Устройство локализации расплава Тяньваньской АЭС (Китай)




Рис.9 Устройство локализации расплава АЭС Куданкулам (Индия)


Рис.10 Устройство локализации расплава ЛАЭС-2

Компактирование теплоизоляционных материалов

Эксплуатация АЭС и вывод их из эксплуатации приводит к образованию больших объемов загрязненных радионуклидами отходов теплоизоляционных материалов на основе минеральной и стеклянной ваты (ТИМ), отличающихся низкой плотностью (от 75 до 150 кг/м3).

Прессование в стальных бочках (200 л) сокращает объем радиоактивных ТИМ в 2-3 раза, но не обеспечивает надежную фиксацию радионуклидов в них. Цементирование таких отходов для надежной фиксации радиоцезия требует введения сорбционных глинистых добавок и не приводит к сокращению объема. Оптимальным решением этой проблемы является переплавка радиоактивных теплоизоляционных материалов. Кроме существенного уменьшения объёма переплавка обеспечивает и надёжную фиксацию радионуклидов.

Предложена и экспериментально проверена технология компактирования ТЛМ на установке «Расплав», способная уменьшать объем радиоактивных материалов в 20 и более раз.

Крупномасштабный теплофизический стенд

Для обоснования безопасности АЭС с реакторами ВВЭР был построен и введен в эксплуатацию крупномасштабного теплофизического стенда (стенд КМС), позволяющий проводить комплексные теплофизические и тепло-гидравлические испытания оборудования ЯЭУ с проверкой термодинамических параметров среды в контейменте.

Для отвода тепла из контейнмента АЭС-2006 при авариях с разгерметизацией первого контура реакторной установки Петербургским «Атомпроектом» был разработан проект системы пассивного отвода тепла из гермообъема защитной оболочки (СПОТ ЗО). Испытания моделей теплообменников-конденсаторов СПОТ ЗО были проведены в гермообъеме стенда КМС при подаче в него пара низкого давления. Экспериментальные данные, полученные на стенде КМС в условиях, максимально приближенных по геометрии и параметрам среды к натурным, являются уникальными и имеют чрезвычайную ценность для верификации расчетных кодов и обоснования характеристик натурной системы СПОТ ЗО, поскольку эффективность работы СПОТ ЗО определяется различными процессами, совокупное влияние которых трудно воспроизвести в локальных экспериментах.

Крупномасштабный стенд  КМС позволяет моделировать аварийные и переходные процессы, происходящие при функцинировании атомных станций, такие как:

- конвекция паро-газовой среды;

- тепловая и концентрационная стратификация среды;

- поверхностная конденсация пара в присутствии неконденсирующихся газов;

- объёмная конденсация пара;

- распространение и накопление водорода;

- распространение и локализация аэрозолей;

- аккумулирование тепла в конструкциях;

- передача тепла к конечному поглотителю.



Рис.11 КМС в НИТИ

Проблемам безопасности в развитии атомной энергетики всегда уделялось первостепенное внимание. Человечеству предстоит жить в условиях, когда одним из основных источников энергоснабжения будут АЭС. Поэтому в ряду важнейших задач энергетической стратегии государства должно стать создание безопасной, высокоэффективной по экономическим параметрам,  масштабной атомной энергетики. Ученые и специалисты Сосновоборского наукограда (хотя и не имеют пока этого статуса) уже не одно десятилетие вносят достойный вклад в повышение безопасности и надежности атомной энергетики России.


По материалам пресс-конференции ТАСС подготовила Т.А.Девятова
 

 
Связанные ссылки
· Больше про Безопасность и чрезвычайные ситуации
· Новость от Proatom


Самая читаемая статья: Безопасность и чрезвычайные ситуации:
О предупреждении аварий на сложном объекте

Рейтинг статьи
Средняя оценка работы автора: 5
Ответов: 2


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, 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: 0.05 секунды
Рейтинг@Mail.ru