Опыт разработки транспортного упаковочного комплекта хранения отработавшего ядерного топлива

При проектировании хранилищ в соответствии с требованиями нормативной документации, учитываются возможные аварийные ситуации, связанные, как с воздействием внешних факторов (землетрясение, ураган, наводнение и т. п.), так и возникающие из-за отказов в работе оборудования систем важных для безопасности, ошибок персонала и др.

Особое внимание, с точки зрения обеспечения ядерной и радиационной безопасности, уделяется аварийным ситуациям, связанным с так называемым «зависанием» топлива (т. е. нахождением топлива свыше установленного регламентом времени в состоянии, не предусмотренном технологией хранения и вызванным отказом оборудования), или его падением при проведении операций по загрузке, перемещению и выгрузке топлива из бассейна. Рассматриваются также последствия запроектных аварий: возникновение самопроизвольной цепной реакции в хранилище, полное обезвоживание хранилища, падение технологического оборудования и строительных конструкций на перекрытия отсеков хранения и хранящееся топливо. Мокрое хранение отработавшего ядерного топлива (далее ОЯТ) осуществляется в приреакторных бассейнах выдержки, отдельно стоящих промежуточных хранилищах отработавшего ядерного топлива, расположенных на территории атомных электростанций (далее АЭС), а также в буферных хранилищах при радиохимических заводах. Общим для всех типов энергетических реакторов является размещение выгружаемых при перегрузке отработавших тепловыделяющих сборок (далее ОТВС) в приреакторном бассейне выдержки. В процессе выдержки происходит снижение радиоактивности и тепловыделения ОЯТ, что облегчает и делает более безопасным дальнейшее обращение с ОЯТ. Для ОЯТ, направляемого на радиохимические заводы, минимальное время выдержки составляет, как правило, 3 года (ВВЭР, БН-600), для ОЯТ, направляемого в промежуточное внутристанционное хранилище (РБМК-1000), минимальное время выдержки принято 1 год. В процессе эксплуатации реактора и при осуществлении перегрузки ОЯТ ведется контроль состояния герметичности твэлов. Тепловыделяющие сборки, негерметичность которых зафиксирована штатными системами контроля герметичности оболочек твэлов (далее КГО) при перегрузке или после извлечения из реактора, устанавливаются в герметичные пеналы и находятся в приреакторном бассейне в течение всего периода эксплуатации энергоблока. На всех АЭС с реакторами РБМК и на Ново-Воронежской АЭС построены промежуточные хранилища для накопления и хранения отработавшего топлива в течение более длительного времени - не менее 10 лет. Такие хранилища размещаются на площадке АЭС в отдельно стоящих зданиях. В 1986 г введено в эксплуатацию хранилище отработавшего топлива ВВЭР-1000 на заводе РТ-2. Вместимость хранилища 6000 т по урану. Проводятся работы по обоснованию возможности увеличения вместимости до 8600 т за счет использования чехлов на 16 ОТВС вместо 12-ти местных чехлов.

Накопленный в России опыт эксплуатации водоохлаждаемых бассейнов хранилищ показывает, что герметичные твэлы при средней степени выгорания (для ТВС реакторов ВВЭР-1000 - 50 МВт-сут/кги, для ТВС реакторов РБМК - 30 МВт-сут/кги) не подвергаются разрушению и проявляют высокую коррозионную стойкость в воде бассейнов в течение длительного времени (до 50 лет). Для дефектных твэлов после нескольких лет хранения также не наблюдалось заметного ухудшения их состояния.

Транспортно-упаковочный контейнер - сложное оборудование, предназначенное для транспортировки и длительного хранения ОЯТ реакторов типа ВВЭР-1000/1200. ТУК-146 - новая разработка, корпус контейнера отливается из высокопрочного чугуна с шаровидной формой графита. Контейнер вмещает 18 отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС).

Среди преимуществ ТУК-146:
- увеличенная в 1,5 раза вместимость,
- надежная защита от излучения более активного топлива (70ГВт.сут/ти против 42,3),
- сокращение срока выдержки в бассейне АЭС (5 лет вместо 9).

Ф. А. Юдин