Вопросы утилизации апл by 0887632

ВОПРОСЫ УТИЛИЗАЦИИ АПЛ NPS DISMANTLING ISSUES

1(24) 2013

Председатель редакционного совета докт. техн. наук, проф. В.С. Никитин Главный редактор А.А. Захарчев

The Chairman of the Editiorial Board Ph.D, Professor V. Nikitin The Editor-in-Chief A. Zakharchev

ЗАО «Издательство АТОМЭНЕРГОИЗДАТ» Е-мail: aeizdat@mail.ru

Содержание Content

Масштабная эра утилизации АПЛ заканчивается А.А. Захарчев

The large-scale era of NPS disposal comes to an end A.А. Zakharchev

—4—

Содержание

Критерии реабилитации бывших технических баз Военно-Морского Флота РФ С.Г. Ряснянский А.И. Миронов А.В. Соколов

Criteria for rehabilitation of the former technical bases of the Russian Navy S. Ryasnyansky A.I. Mironov A.V. Sokolov

— 10 — Практические работы по выгрузке и разборке ОВЧ В.В. Еременко

The SRP defueling and dismantling practices V.V. Eremenko

— 38 — Работы по формированию реакторных блоков в бухте Разбойник. Р.С. Котенко

Reactor unit formation operations in Razboinik Bay. R. Kotenko

— 44 — «Золотая рыбка» – последний поход В.С.Никитин Е.В. Баранов

”The Goldfish” – The Last Cruise V.Nikitin E. Baranov

— 52 —

Customization of the TUK-108/1 casks for placing and moving-out for reprocessing the SNF from the dismantled NPS-900 defueled reactor N.I. Gontsaryuk R.V. Kucher G.V. Korotkov A.N. Sivkov

— 66 — Научно-техническое сопровождение выгрузки ОЯТ из плавучего блока 900 А.Н. Забудько И.Е. Сомов

Research and technical supervision over SNF defueling from floating unit 900 A.N. Zabudko I.E. Somov

— 76 — Утилизация АПЛ с реакторами на жидкометаллическом теплоносителе В.А. Мазокин С.Г.Ряснянский В.Я. Перепеченов

Dismantling of NPS with liquid metal reactors V.A. Mazokin S. Ryasnyansky V.Ya. Perepechonov

— 86 — Принципиальные решения по утилизации cудов с ЯЭУ К.Н. Куликов Р.А. Низамутдинов А.Н. Абрамов

Сonceptual solutions concerning decomis— sioning and dismantling of Civil Nuclear Powered Ships K.N. Kulikov R.A. Nizamutdinov A.N. Abramov

— 94 —

3 Content

Адаптация контейнеров ТУК-108/1 к размещению и вывозу на переработку ОЯТ, выгружаемого из реактора утилизированной АПЛ зав. № 900 Н.И. Гонцарюк Р.В. Кучер Г.В. Коротков А.Н. Сивков

1 (24), 2013

Масштабная эра утилизации АПЛ заканчивается

А.А. Захарчев, Руководитель Проектного офиса проекта «Комплексная утилизация АПЛ» Госкорпорации «Росатом»

Масштабная эра утилизации АПЛ заканчивается

Завершается третий год действия Подпрограммы «Промышленная утилизация атомных подводных лодок, подводных кораблей с ядерными энергетическими установками, судов атомного технологического обслуживания и реабилитация радиационно-опасных объектов на 2011 – 2015 годы и на период до 2020 года» Федеральной целевой программы «Промышленная утилизация вооружения и военной техники ядерного комплекса на 2011 – 2015 годы и на период до 2020 года». О том, каковы основные результаты, достигнутые за прошедший (2011 – 2 013 гг.) период действия Подпрограммы, рассказывает руководитель Проектного офиса «Комплексная утилизация АПЛ» Госкорпорации «Росатом» Анатолий Александрович Захарчев. В ходе реализации Подпрограммы «Промышленная утилизация атомных подводных лодок, подводных кораблей с ядерными энергетическими установками, судов атомного технологического обслуживания и реабилитация радиационно-опасных объектов на 2011 – 2015 годы и на период до 2020 года» главные усилия российских предприятий этого сектора были направлены на вывоз отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) с площадок Северо-Запада

и Дальнего Востока России. Большое количество ранее накопленного ОЯТ было подготовлено к отправке. За период 2011 – 2013 гг. из Дальневосточного региона на производственное объединение «Маяк» для дальнейшей переработки вывезено 12 эшелонов ОЯТ. Начало этой работе было положено в 2011 г. В том же году на Дальнем Востоке были завершены работы по созданию укрытия №2 берегового пункта изоляции аварийных атомных подводных лодок и размещению в нем аварийного реакторного блока АПЛ зав.№ 610. Туда же годом ранее была поставлена АПЛ заказ № 175. Таким образом, одна из самых «больных» тем, касающихся изоляции двух аварийных АПЛ на Дальнем Востоке, закрыта окончательно. В 2011 г. на Дальнем Востоке было утилизировано две АПЛ, одна из них на средства международной технической помощи. В том же году была продолжена утилизация большого разведывательного корабля (БРЗК) «Урал». На Северо-Западе было сформировано восемь одноотсечных реакторных блоков, семь из которых уже размещены на долговременное хранение в береговом пункте губы Сайда. Пока задача по формированию

1 (24), 2013

The Large-Scale Era of NPS Disposal Comes to an End

Anatoly Zakharchev: Manager of the Design Office of the project «NPS complex disposal» of the State Corporation «Rosatom»

5 The large-scale era of NPS disposal comes to an end

The third year of implementation of the Subprogram “Industrial Disposal of Nuclear Submarines, Nuclear Powered Surface Ships, Nuclear Maintenance Vessels and Rehabilitation of Radiation Hazardous Facilities in 2011–2015 and for the Period up to 2020“ of the Federal Target Program ”Industrial Disposal of Weapons and Military Hardware of the Nuclear Complex in 2011–2015 and for the Period up to 2020“ is coming to an end. Head of the Project Office “Com pre hensive Dismantlement of Nuc lear Submarines” of the State Atomic Energy Corporation ROSATOM Anatoly Zakharchev tells of the results achieved within the previous period (2011–2013) of the Subprogram implementation. In the course of implementation of the Subprogram “Industrial Disposal of Nuclear Submarines, Nuclear Powered Surface Ships, Nuclear Maintenance Vessels and Rehabilita tion of Radiation Hazardous Facilities in 2011–2015 and for the Period up to 2020” the main efforts of the Russian enterprises in this industrial sector were focused on the removal of spent nuclear fuel (SNF) from the sites of the North-West and the Far East of the Russian Federation. A large amount of previously accumulated SNF was prepared for shipment. In the period of 2011 – 2013 twelve trains with

SNF were sent from the Far East region to the Production Association Mayak for its further reprocessing. The work started in 2011. In the same year the construction of the shelter No. 2 at the on-shore facility for isolation of damaged nuclear submarines (NPS) was completed in the Far East and the damaged reactor unit of NPS No.610 was placed there. The year before

семи реакторных блоков в год решается успешно. Надеемся, что в ближайшие годы число формируемых «однотсечников» достигнет 15 единиц в год. Задача по размещению одноотсечных реакторных блоков в губе Сайда (Северо-Запад) и б. Разбойник, м. Устричный (Дальний Восток) была поставлена изначально. Значимым событием 2012 г. стал подъем первого реакторного трехотсечного блока на стапельную плиту в бухте Разбойник на Дальнем Востоке. Это состоялось 24 сентября. В октябре этого же года был поднят и второй блок. Иными словами, можно сказать, что на Дальнем Востоке началась эра формирования «одноотсечников».

пельную плиту к ее размещению. Эта работа осуществляется на средства международной технической помощи. На Северо-Западе России на средства международной технической помощи Италии в 2012 г. было завершено строительство укрытий 201–202 комплекса хранения твердых радиоактивных отходов (ТРО) в губе Андреева. Там же завершена установка биологической защиты на хранилищах ОЯТ, что позволяет начать строительство основного здания, обеспечивающего обращение с ОЯТ в ближайшие годы. Рассчитываем, что с 2016 г. начнется выемка отработавшего ядерного топлива их хранилищ БСХ. Это одна из очень тяжелых и важных задач, вы-

Забегая вперед, скажу, что в 2013 г. поднят и третий трехотсечный блок. Более того, в этом году поставлена задача впервые сформировать три одноотсечных реакторных блока на Дальнем Востоке. Таким образом, дальнейшая утилизация на Дальнем Востоке будет иметь нарастающий характер. Одним из важных событий 2012 г., имеющим большое значение, стал перевод плавтехбазы (ПТБ) «Лепсе» с акватории ФГУП «Атомфлот» в акваторию судоремонтного завода (СРЗ) «Нерпа» для дальнейшего продолжения работ по подготовке к основному этапу – выгрузке отработавшего ядерного топлива. К концу 2013 г. планируется поставить ПТБ « Лепсе» к причальной стенке и начать первый этап ее утилизации, т. е. убрать надстройку и подготовить ста-

полнение которой можно будет рассматривать как большое достижение. В 2012 г. с привлечением средств международной технической помощи Франции был окончательно завершен вывоз дефектного топлива транспортных водо-водяных реакторов из пос. Гремиха в Мурманскую область. В том же году приступили к разборке первой отработавшей выемкой части ( ОВЧ) реактора с жидкометаллическим теплоносителем. Но об этом чуть ниже. В губе Сайда впервые было поднято два трехотсечных реакторных блока для последующего формирования одноотсечных реакторных блоков на стапельной плите. Ранее это делали на СРЗ «Нерпа». Теперь мы хотим включить вторую технологическую линию по разделке и формированию одноот-

Масштабная эра утилизации АПЛ заканчивается

in SNF storage facilities was also finished that allows to begin the construction of the main building to provide the SNF handling in the coming years. We expect that in 2016 the retrieval of spent nuclear fuel from the dry storage units (DSU) will start. This is one of the very challenging and important tasks, the fulfillment of which can be considered a great achievement of our colleagues. In 2012 with the financial and technical support of France the shipment of damaged spent fuel of transport water-cooled reactors from Gremikha to the Murmansk region was finally completed. In 2012 we proceeded with the disassembling of the first spent core of the liquid metal cooled reactor. We will discuss it just bellow. Two three-compartment reactor units were lifted at Saida Bay for the first time to form subsequently one-compartment reactor units on the slipway. Previously this operation was done at Nerpa Shipyard. Now we want to build the second technological line for dismantlement and formation of one-compartment units directly at Saida Bay in order to reduce the time of NPS final rehabilitation in the North-West, although these works will be also continued at Nerpa. And again, looking ahead, I want to say that in 2013 another two three-compartment reactor units will be lifted at Saida Bay. Inclusive of 56 already lifted units in total 64 reactor units will be lifted for further rehabilitation. It is more than 53% of all decommissioned nuclear submarines. In 2012 a very complicated and interesting work was fulfilled on the fuel of the liquid metal cooled (LMC) reactor No. 900. After the coolant draining the reactor was dismantled into assemblies under Gremikha conditions. The fuel from the reactor has been already delivered to the accumulation pad of FSUE Atomflot for temporary intermediate storage with its subsequent shipment for reprocessing at PA Mayak. PA Mayak is to get the license for uranium-beryllium fuel reprocessing and the reprocessing starting. In this case, the entire transportation/ technological line for all uranium-beryllium fuel reprocessing will be created. One of the challenges of 2013 is to finalize the project on decommissioning of a large nuclear reconnaissance ship “Ural”, which has been suspended due to the lack of funding. In 2014 its final dismantlement will begin. This year we proceeded with the dismantling of the nuclear maintenance

7 The large-scale era of NPS disposal comes to an end

NPS Order No. 175 was delivered there. As the result one of the most pressing issues related to isolation of two damaged submarines in the Far East was taken off from the table. In 2011 two nuclear submarines were dismantled in the Far East, one of them at the expense of international technical aid. In the same year dismantlement of a surface ship was continued. Eight one-compartment reactor units were formed in the North-West, seven of which have already been placed for a longterm storage in the on-shore facility of Saida Bay. So far the objective to form seven reactor units per year is being solved successfully. We hope that in the coming years the number of formed one-compartment units will reach 15 items per year. The task to place one-compartment reactor units in Saida Bay (the North-West), Razboynik Bay and Cape Ustrichny (the Far East) was set from the very beginning. A significant event of 2012 was the lift of the first three-compartment unit on the slipway in Razboynik Bay in the Far East. This happened on September 24. In October of the same year the second unit was also lifted. In other words the era of one-compartment units formation in the Far East began. Running ahead of the story, I should tell that in 2013 the third three-compartment unit was also lifted. Moreover, in 2013 the task was set for the first time to form 3 onecompartment reactor units in the Far East. Thus, the further dismantlement scale in the Far East will be growing. One of the important events of 2012 was the transportation of the floating technical base (FTB) Lepse from the water area of FSUE «Atomflot» to the water area of Nerpa Shipyard to continue the work for preparation for the main stage – removal of the spent nuclear fuel. By the end of 2013 we are planning to place Lepse in the mooring berth and to proceed with the first stage of its dismantling, i.e. to remove the topside and to prepare the slipway for its placement. This work is financed from the funds of the international technical aid. In the Russain North-West the construction of shelters 201-202 in the complex for solid radioactive waste (SRW) storage at Andreeva Bay was completed in 2012 with the international financial and technical aid of Italy. The installation of biological shielding

сечных блоков непосредственно в губе Сайда в целях сокращения времени окончательной реабилитации АПЛ на Северо-Западе, хотя и на «Нерпе» эти работы будут продолжены. И снова забегая вперед, хочу сказать, что в 2013 г. в губе Сайда будет поднято еще два трехотсечных реакторных блока. С учетом уже имеющихся поднятых 56 блоков в целом для дальнейшей реабилитации будет подготовлено 64 реакторных блока. В процентном отношении это составляет больше 53% всех выведенных из эксплуатации АПЛ. Десять лет назад это значение равнялось нулю. В 2012 г. была выполнена очень сложная и интересная работа с топливом ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем (ЖМТ) АПЛ зав. № 900. После слива теплоносителя реактор был разобран по

Масштабная эра утилизации АПЛ заканчивается

кассетам в условиях пос. Гремиха (более подробно об этой операции вы сможете прочитать на страницах этого бюллетеня). Топливо с него уже доставлено на накопительную площадку ФГУП «Атомфлот» на временное промежуточное хранение с последующей его транспортировкой на переработку на ПО «Маяк». ПО «Маяк» должно получить лицензию на переработку уран-бериллиевого топлива и приступить к его переработке. В этом случае сформируется вся транспортно технологическая линия по переработке всего уран-бериллиевого топлива. Одна из задач 2013 г. состоит в том, чтобы закончить проект утилизации большого атомного разведывательного корабля «Урал», который был приостановлен в связи с дефицитом финансирования. В 2014 г. начнется его окончательная утилизация.

В этом году приступили к утилизации судна АТО «Володарский» ФГУП «Атомфлота», и в следующем году планируется окончательно завершить ее. Это первое судно АТО в России, реабилитация которого будет доведена до конечного результата. На текущий период судно АТО «Володарский» готовится к подъему на стапельную плиту для последующей разделки. Мы контролируем этот процесс, по необходимости выезжаем в командировки, чтобы на месте принимать необходимые решения. На Северо-Западе в губе Сайда в текущем году будет поднято еще два трехотсечных блоков на стапельную плиту. В 4 квартале произойдет буксировка семи трехотсечных реакторных блоков с СРЗ «Нерпа» в губу Сайда. Решен вопрос перевозки 20 единиц двадцатифутовых контейнеров с ТРО из губы Андреева в губу Сайда автомобильным транспортом. Таким образом, мы готовимся к тому, что в 2015 г. начнет функционировать центр кондиционирования и переработки твердых радиоактивных отходов, загрузку которого мы должны подготовить заранее. Поэтому сейчас решаются вопросы доставки ТРО водным и автомобильным транспортом в губу Сайда . В свое время была осуществлена доставка шести двадцатифутовых контейнеров с помощью судна «Серебрянка». И сегодня уже ясно, что мы можем доставлять ОЯТ, ТРО и ЖРО из любых точек региона Северо-Запада. Постоянно и в необходимых объемах идет переработка ЖРО и ТРО. В следующем году будет продолжена разделка судов АТО на Дальнем Востоке. А на Северо-Западе, как уже отмечалось, планируем поставить на стапельную плиту СРЗ «Нерпа» судно « Лепсе» и начать формирование блок-упаковок, а также готовить инфраструктуру и само судно « Лепсе» под выгрузку ОЯТ. Продолжится утилизация АПЛ и на Камчатке, и в Приморье. В настоящее время из состава Военно-Морского Флота выведено 200 АПЛ, из них утилизировано 195. Одна АПЛ находится в стадии утилизации на Северо-Западе (это последняя лодка) и четыре атомные субмарины ждут утилизации на Дальнем Востоке. Многие проблемы уже решены, но впереди еще большая работа.

Плавучая техническая база «Лепсе» Floating technical base The ship “Lepse”

will be continued. In the North-West we are planning to place FTB Lepse on the slipway of Nerpa Shipyard and to start the formation of large storage packages, as well as to prepare the infrastructure and the ship “Lepse” for SNF removal. NPS dismantling will go on both in Kamchatka and Primorsky Region. Currently 200 naval NPSs have been decommissioned, 195 of them have been dismantled, one NPS is at the stage of dismantlement in the NorthWest (this is the last submarine there), and four nuclear submarines are waiting for dismantlement in the Far East. Many problems have already been solved, but plenty of work still lies ahead. Пленарное заседание КЭГ МАГАТЭ открывает губернатор М. Ковтун. Мурманск, 9 октября 2013 г. The Governor M. Kovtun opens the Plenary Meeting of the Contact Expert Group of IAEA. Murmansk, October 9, 2013

9 The large-scale era of NPS disposal comes to an end

vessel “Volodarsky” which belongs to FSUE Atomflot, and the next year we are planning to complete it. This is the first nuclear maintenance vessel in Russia. Currently “Volodarsky” is being prepared for lifting on the slipway and subsequent dismantlement. We are monitoring the process, and visit the site, if necessary, in order to determine in-situ the line of actions and to take necessary decisions. This year another two three-compartment units will be lifted on the slipway in the North-West at Saida Bay. In Q4 seven threecompartment units will be towed from Nerpa Shipyard to Saida Bay. The truck delivery of twenty 20-foot containers with SRW from Andreeva Bay to Saida Bay has begun. Thus, we are getting ready to start the operation of the center for solid radioactive waste conditioning and storage on January 1, 2015, and we should prepare its workload in advance. Therefore, the issues of SRW delivery to Saida Bay by water and by road are being settled now. The delivery of six 20-foot containers by “Serebrianka” vessel was carried out in due course. And today it’s clear that we are able to deliver SNF, SRW and LRW from any sites of the North-Western region. LRW and SRW treatment is carried out constantly and in necessary amounts. The next year the dismantlement of nuclear maintenance vessels in the Far East

1 (24), 2013

Критерии реабилитации бывших технических баз Военно-Морского Флота РФ С.Г. Ряснянский, А.И. Миронов, А.В. Соколов, ОАО «НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля»

Критерии реабилитации бывших технических баз Военно-Морского Флота РФ

Вывод из эксплуатации радиационно-опасных объектов, каковы бы ни были причины этому, является обязательным этапом их жизненного цикла и требует для своей реализации подходов, содержащих определенные критерии. До настоящего времени единых международных согласованных подходов к выводу из эксплуатации радиационно-опасных объектов и их реабилитации не разработано. Актуальность решения этих вопросов приобретает особую значимость в связи с необходимостью реабилитации загрязненных территорий и ликвидации локальных участков загрязнения на бывших технических базах Военно-Морского Флота РФ, созданных в 60-е годы прошлого столетия для обеспечения эксплуатации атомных подводных лодок и осуществлявших прием и хранение отработавшего ядерного топлива, твердых и жидких радиоактивных отходов. Функционирование этих баз по приему радиоактивных веществ было прекращено, и распоряжением Правительства Российской Федерации в 2001 года базы были переданы в ведение Минатома России с целью их реабилитации. Береговые технические базы переименованы в пункты временного хранения (ПВХ) отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) и радиоактивных

отходов (РАО) и находятся в ведении Федерального государственного унитарного предприятия «РосРАО». Данные ПВХ расположены в закрытых административных территориальных образованиях: • на Кольском полуострове – в ЗАТО г. Заозерск и в ЗАТО г. Островной; • на Камчатском полуострове – в ЗАТО г. Вилючинск; • в Приморье – в ЗАТО г. Фокино. В период функционирования по прямому предназначению их территории подверглись значительному радиоактивному загрязнению. Отсутствие своевременных решений по обеспечению безопасных условий хранения привели к тому, что часть ОЯТ и упаковок РАО за время хранения деградировали, и значительное количество радионуклидов проникло в грунт на глубину нескольких метров. Потенциал распространения этого загрязнения и других возможных загрязнений формирует дополнительные риски как локального, так и регионального масштаба. В соответствии с Федеральной целевой программой «Промышленная утилизация вооружения и военной техники (2005 — 2010 годы)» и ее фактическим продолжением – Федеральной целевой программой «Промышленная утилизация

1 (24), 2013

Criteria for Rehabilitation of the Former Technical Bases of the Russian Navy S. Ryasnyansky, A.I. Mironov, A.V. Sokolov, JSC "N.A. Dollezhal Scientific Research and Design Institute of Energy Technologies" (NIKIET)

• o n t h e K o l a P e n i n s u l a – i n the CATE Zaozersk and in the CATE Ostrovnoy; • on the Kamchatka peninsula – in Vilyuchinsk; • in Primorye — in the CATE Fokino. During their operation for the intended purpose their territories were subject to a significant radioactive contamination. The absence of timely decisions to ensure safe storage conditions resulted in the degradation of a part of SNF and several RW packages and in the penetration of a considerable amount of radionuclides in the soil to a depth of several meters. The potential risk of radioactive and other contamination propagation gives rise to additional risks both on local and regional scales. In compliance with the Federal target program "Industrial disposal of weapons and military equipment (in the years 2005 — 2010)" and its actual extension – the Federal target program "Industrial disposal of weapons and military equipment of the nuclear complex in the years 2011 — 2015 and in the period up to 2020", the problem of ITSFs rehabilitation is recognized as one of the main. Consequently, the facility decommissioning option should be evaluated by the following criteria:

11 Criteria for rehabilitation of the former technical bases of the Russian Navy

Decommissioning of radiation hazardous facilities, no matter what the reasons are for it, is an obligatory stage of their life cycle and requires the implementation of approaches, containing certain criteria. Up to the present time internationally approved common approaches to the decommissioning of radiation hazardous facilities and to their rehabilitation have not been developed. The actuality of these issues becomes increasingly important in view of the need for rehabilitation of contaminated territories and liquidation of local contaminations at the former technical bases of the Russian Navy, built in the 1960s of the last century to support the operation of nuclear submarines that received and stored the spent nuclear fuel and the solid and liquid radioactive waste. The operation of these bases receiving radioactive materials was stopped, and by the Decree of the Government of the Russian Federation in 2001 the bases were put under the supervision of the Ministry for Atomic Energy of the Russian Federation with the purpose of their rehabilitation. The coastal technical bases were renamed into Interim Term Storage Facilities (ITSF) for spent nuclear fuel (SNF) and radioactive waste (RW) storage and report now to the Federal State enterprise "RosRAO". These ITSFs are located in closed administrative territorial entities (CATE):

Критерии реабилитации бывших технических баз Военно-Морского Флота РФ

вооружения и военной техники ядерного комплекса на 2011 – 2015 годы и на период до 2020 года» проблема реабилитации ПВХ признана одной из основных. Соответственно, вариант вывода объекта из эксплуатации должен оцениваться по следующим показателям: • срок реализации вывода из эксплуатации; • ожидаемая коллективная доза; • ожидаемый объем радиоактивных отходов; • необходимость дополнительной инфраструктуры; • сложность технологий и необходимость разработки нового оборудования; • ожидаемое воздействие на окружающую среду; • потребность в трудовых ресурсах; • стоимость варианта вывода объекта из эксплуатации. Основными проблемами обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации радиационно-опасного объекта будут являться: • ядерная безопасность при обращении с ОЯТ; • радиационная безопасность персонала и населения; • экологическая безопасность окружающей среды. С учетом этого проектная документация должна содержать, в первую очередь, следующие сведения: • полное описание ситуации на объекте; • данные об актуальном и планируемом использовании объекта; • данные по объемам загрязненных сред, зон реабилитации; • описание процедуры и технологии, предлагаемых для реабилитации, с обоснованием их пригодности; • последующие мероприятия (долговременный надзор и эксплуатация систем очистки, программы мониторинга и т.д.); • мероприятия по защите окружающей среды и здоровья работников в процессе работ (организация разделения на «чистую» и «загрязненную» области с системой охраны, организация мытья шин, организация площадок временного складирования загрязненных грунтов и материалов, частичная или полная охрана,

проведение медицинского обследования персонала, план поведения на случай возникновения экстремальной ситуации и т. д.); • график проведения санации, укрупненных показателей расходов и плана организации работ; • список требуемых согласований и разрешений. В соответствии с Концепцией вывода из эксплуатации ядерных установок, радиационных источников и пунктов хранения ГК «Росатом» обязательным условием приемлемости варианта вывода ядернорадиационно-опасного объекта (ЯРОО) из эксплуатации является достижение его конечного состояния как минимум «коричневая лужайка» (см. табл. 3). Указанной Концепцией принято следующее. Вывод из эксплуатации ЯРОО направлен на освобождение объекта из-под регулирующего надзора и контроля и представляет собой комплекс организационных и технических мероприятий, осуществляемых после окончательного останова ЯРОО, исключающих его использование по целевому проектному назначению и направленных на обеспечение безопасности работников (персонала), населения и окружающей среды, вплоть до достижения обоснованного и определенного проектом вывода из эксплуатации конечного безопасного состояния объекта. Показатели и характеристики конечного состояния ЯРОО после вывода из эксплуатации должны обеспечить возможность освобождения объекта из-под контроля органов государственного регулирования в части ядерной и радиационной безопасности. Базовыми вариантами конечных состояний объекта являются: • ликвидация ЯРОО – вариант его вывода из эксплуатации, предусматривающий дезактивацию оборудования, зданий и сооружений, ликвидацию радиоактивных загрязнений до приемлемого в соответствии с нормами уровня, демонтаж оборудования, систем, конструкций и строительных сооружений, содержащих радиоактивные вещества и материалы, удаление всех радиоактивных отходов с площадки объекта,

The given Concept provides for the following. The NRHF decommissioning is aimed at the release of the facility from the regulatory control and supervision and represents a complex of organizational and technical measures, implemented after the final shutdown of NRHF, excluding its use for the intended design purpose and aimed at the organization of the safety of workers (personnel), public and environment up to the achievement of well-grounded and determined by the decommissioning project final safe condition of the facility. Parameters and characteristics of the NRHF final condition after decommissioning must guarantee a possible release of the facility from the control of the governmental regulation authorities in the field of nuclear and radiation safety. The basic options of the facility final conditions are: • NRHF liquidation is an option of its decommissioning, providing for decontamination of the equipment, buildings and facilities, elimination of radioactive contamination up to a permissible level in accordance with the prescribed values, dismantling of the equipment, systems, constructions and building structures, containing radioactive substances and materials, removal of all radioactive waste from the site of the facility, as well as its rehabilitation for the further use; • NRHF conservation is its decommissioning option, providing for localization of contaminated radioactive components of the equipment, building structures or RW on-site with creation of required physical barriers, excluding unauthorized access into the localization area and uncontrolled discharge of radioactive materials in the environment; • NRHF conversion is a set of organizational and technical actions, designed to change the intended use of structures, buildings, engineering systems and the equipment of the facility for other types of practical activities, including the use of nuclear energy; • for complex NRHF combinations and modifications of basic options can be used as the final condition. The specific

13 Criteria for rehabilitation of the former technical bases of the Russian Navy

• terms of decommissioning imple mentation; • expected collective dose; • expected amount of radioactive waste; • need for additional infrastructure; • complexity of technologies and need for new equipment development; • expected impact on the environment; • need for manpower; • cost of facility decommissioning option. The main problems of the safe decommissioning of radiation hazardous facilities will be: • nuclear safety during SNF management; • radiation safety of the staff and the population; • ecological safety of the environment. Based on the above said, the project documentation shall contain, first of all, the following information: • detailed description of the situation on the site; • data about actual and planned use of the facility; • data on the amount of contaminated environments, rehabilitation areas; • d e s c r i p t i o n o f t e c h n o l o g y a n d procedures, proposed for rehabilitation, with justification of their feasibility; • subsequent actions (long-term super vision and operation of cleaning systems, monitoring programs, etc.); • measures to protect the environment and the health of workers in the course of works (organization of division into "clean" and "contaminated" areas with a security system, organization of bus washing, organization of temporary storage sites for contaminated soils and materials, partial or full supervision, staff health survey, plan of behavior in case of emergency situation, etc.); • schedule of rehabilitation, consolidated costs indices and plan of works organization; • list of required approvals and permits. In compliance with the Concept of decommissioning of nuclear facilities, radiation sources and storage facilities of SC "Rosatom" the primary prerequisite for the acceptablity of decommissioning option for nuclear and radiation hazardous facility (NRHF) is the achievement of its final condition corresponding to at least "brown lawn" (see table 3).

Критерии реабилитации бывших технических баз Военно-Морского Флота РФ

а также ее реабилитацию в целях дальнейшего использования; • консервация ЯРОО – вариант вывода его из эксплуатации, предусматривающий локализацию радиоактивно загрязненных компонентов оборудования, строительных конструкций или РАО на месте с созданием необходимых физических барьеров, исключающих несанкционированный доступ в зону локализации и нерегламентированный выход радиоактивных веществ в окружающую среду; • конверсия ЯРОО – комплекс организационных и технических мероприятий, направленных на изменение целевого назначения основных сооружений, зданий, инженерных систем и оборудования объекта для ведения иных видов практической деятельности, в том числе в области использования атомной энергии; • для сложных ЯРОО в качестве конечного состояния могут быть использованы сочетания и модификации базовых вариантов. Конкретный выбор варианта определяется и обосновывается совокупностью инженерных, экономических, экологических и иных факторов; • вывод из эксплуатации ЯРОО может осуществляться на этапной основе и предусматривать этап длительного безопасного хранения ЯРОО с целью снижения уровня опасности объекта за счет распада радиоактивных веществ при поддержании на должном уровне состояния барьеров безопасности. • вывод из эксплуатации ЯРОО может включать в себя несколько этапов выполнения работ, характеризуемых различными промежуточными состояниями объекта, достигаемыми при завершении этапа. Выводу из эксплуатации предшествуют следующие мероприятия: • подготовка к выводу из эксплуатации ЯРОО; • окончательный останов ЯРОО для вывода из эксплуатации. Конечное состояние ЯРОО после вывода из эксплуатации – обоснованное и определенное проектом вывода

из эксплуатации его состояние, при достижении которого работы по выводу объекта из эксплуатации прекращаются. Показатели и характеристики конечного состояния ЯРОО должны обеспечить возможность освобождения объекта из-под контроля органов государственного регулирования в части ядерной и радиационной безопасности. Основными этапами вывода ЯРОО из эксплуатации являются: • приведение ЯРОО в состояние, исключающее его потенциальную ядер ную опасность в нормативно установленный период после его останова (удаление ядерных материалов, топлива, ОЯТ); • подготовка и сохранение ЯРОО под наблюдением в течение длительного времени (при соответствующем обосновании необходимости и целесообразности); • перевод ЯРОО в радиационно-безопасное состояние; • перевод ЯРОО в состояние, не требующее контроля органов государственного регулирования ядерной и радиационной безопасности. Согласно основному документу в области обеспечения радиационной безопасности населения – Федеральному закону «О радиационной безопасности населения» – защита населения в районе расположения радиационно-опасных объектов осуществляется путем вмешательства на основе принципов безопасности, имея в виду, что при прекращении эксплуатации радиационно-опасных объектов и проведении реабилитационных работ индивидуальная доза облучения населения от техногенных источников не должна превышать 0,01 мЗв/ год. В таком случае этот объект считается радиационно-безопасным и на него не распространяется действие нормативных документов. Достижение величины 0,01 мЗв/год на практике требует значительных экономических затрат. Кроме того, эта величина по мощности эффективной дозы облучения составляет 1/200 от естественного фона и в этой связи затруднительна для измерения существующей аппаратурой (средний естественный фон по России составляет 0,1–0,2 мкЗв/ч). В рекомендациях МКРЗ и МАГАТЭ для техногенных источников предложена доза облучения населения 0,3–1,0 мЗв/год.

• bringing the NRHF in a radiation safe condition; • bringing the NRHF in the condition, which does not require the control of the governmental bodies regulating nuclear and radiation safety. According to the main document concerning the guarantee of the public radiation safety – the Federal law "On the public radiation safety" – protection of the population in the area of radiation hazardous facilities location is carried out through the intervention based on the principles of safety, taking into account that the individual dose of the public exposure from technogenic sources after decommissioning of radiation hazardous facilities and during the performance of rehabilitation procedures must not exceed 0.01 mSv/ year. In that case the facility is considered to be radiation safe and the requirements of regulatory documents are not applied thereto. The achievement of the value of 0.01 mSv/ year in practice requires significant economical resources. In addition, this value as per the effective exposure dose rate corresponds to 1/200 of the natural background and therefore its measurement by the existing instrumentation is challenging (the average natural background in Russia makes 0.1÷0.2 µSv/h). The recommendations of ICRP and IAEA related to technogenic sources provide for the public exposure dose of 0.3÷1.0 mSv/year. The main criterion to make the decision about intervention during decommissioning of radiation hazardous facilities as for gamma-emitting radionuclides is the permissible value of the equivalent dose rate (EDR) of gamma emitters; as for alpha-, beta-emitting and transuranic radionuclides it is advisable

Table 1. Recommended criteria for termination of decontamination operations on contaminated territories and in local areas of industrial buildings

Criterion of radiation effect

Objects of control and radiation criteria values Soil and territory

Industrial premises

EDR of gamma-radiation due to natural and technogenic radionuclides, exceeding the background values, typical for the region, µSv/h

0,4

0,6

Content of technogenic radionuclides, Bq/kg

1/20 LSSA

1/10 LSSA*

Content of natural radionuclides, Аeff, Bq/kg

370

1500

* Where LSSA is the least significant specific activity according to RSS-99/2009.

15 Criteria for rehabilitation of the former technical bases of the Russian Navy

selection of the option is determined and substantiated by a set of engineering, economic, ecological and other factors; • NRHF decommissioning can be carried out by stages and envisage the stage of NRHF long-term safe storage in order to reduce the level of facility danger due to the decay of radioactive materials through the maintenance of the safety barriers at an adequate level. NRHF decommissioning may include several stages of works, characterized by different intermediate conditions of the facility achieved at the end of the stage. The decommissioning is preceded by the following actions: • preparation for NRHF decommissioning; • NRHF final shutdown for decom missioning. The NRHF final condition after decommissioning is the proved and determined by the decommissioning project condition, with the achievement of which the facility decommissioning stops. The parameters and the characteristics of the final NRHF condition must allow for the release of the facility from the control of the governmental regulation bodies for nuclear and radiation safety. The main stages of NRHF decommissioning include: • bringing the NRHF in condition, excluding its potential nuclear danger during legislatively prescribed period after its shutdown (removal of nuclear materials, fuel, SNF); • NRHF preparation and surveillance during a long period of time (with appropriate justification of the need and the feasibility);

Основным критерием для принятия решения о вмешательстве при выводе из эксплуатации радиационно-опасных объектов для гамма-излучающих радионуклидов является допустимое значение мощности эквивалентной дозы (МЭД) гамма-излучателей; для альфа-, бета-излучающих и трансурановых радионуклидов целесообразно использовать величину удельной активности содержания техногенных и природных радионуклидов (см. табл. 1). При уровнях загрязнения, не превышающих табличных значений, мер вмешательства не требуется. При превышении указанных критериев загрязнения проводят дезактивационные работы до заданного уровня МЭД гамма-излучения. Применение допустимых уровней (ДУ) радиоактивного загрязнения объектов и территорий на практике позволит принимать решения по целесообразности,

объему и завершенности дезактивационных мероприятий. Доза 0,3 мЗв/год может быть использована для радиационно-опасных объектов, расположенных в удалении от населенных пунктов и имеющих санитарнозащитную зону и зону наблюдения. В этом случае МЭД гамма-излучения повысится на 1,8·10-2 мкЗв/ч, что находится в пределах погрешности аппаратуры. При таких предполагаемых пределах доз риск возникновения отрицательных эффектов для населения будет составлять 0,7·10-6 (для 0,1 мЗв/год) и 2·10-6 (для 0,3 мЗв/год) случаев в год, что практически совпадает с пренебрежимым риском 1·10-6. Критериями оценки состояния территории при выведении из эксплуатации радиационно-опасных объектов могут быть значения радиационных факторов, указанных в табл. 2.

Табл. 1. Рекомендуемые критерии прекращения дезактивационных работ на территориях и локальных участках загрязнения производственных зданий

16 Критерии реабилитации бывших технических баз Военно-Морского Флота РФ

Объекты контроля и значения радиационных критериев

Наименование критериев радиационного воздействия

Почва и территория

Производственные помещения

МЭД гамма-излучения за счет природных и техногенных радионуклидов, превышающая фоновые значения, присущие данной местности, мкЗв/ч

0,4

0,6

Содержание техногенных радионуклидов, Бк/кг

1/20 МЗУА

1/10 МЗУА*

Содержание природных радионуклидов, Аэф, Бк/кг

370

1500

* МЗУА – минимально-значимая удельная активность согласно НРБ-99/2009.

Табл. 2. Критерии комплексной оценки состояния территории при выведении из эксплуатации радиационно-опасных объектов Территория в районе расположениия радиационно-опасного объекта №

Объекты контроля

ЗСР 1

СЗЗ 2

РФ*

ХФ*

РФ

ЗН ХФ

РФ

ХФ

Почва

0,1 МЗУА

ПДК

0,1 МЗУА ПДК/ВДУ*3

1/20 МЗУА КУзн

Донные отложения

1/10 МЗУА

ПДК

0,1 МЗУА

ПДК/ВДУ

1/20 МЗУА КУзн

Вода поверхност ных водоемов

УВ*4

ПДК

КУсзз

ПДК/ВДУ

КУзн

Талая вода (снег)

УВ

ПДК

КУсзз

ПДК/ВДУ

КУзн

Атмосферные аэрозоли

КУзер

ПДКсс

КУсзз

ПДКcc

КУзн

МЭД, мкЗв/ч

0,6

0,4

0,3

РФ*1 — радиационный фактор; ХФ*2 — химический фактор; ВДУ*3 — временно допустимые уровни; УВ*4 — уровни вмешательства.

Table 2. Criteria of complex evaluation of the territory condition during decommissioning of radiation hazardous facilities №

Subject of the control

Territory in the area of radiation hazardous facility location SAA

SPA

RF*1

ChF*2

ChF

Soil

0,1 LSSA

mpc

0,1 LSSA

MPC/TPL*3

1/20 LSSA

CLsa

Bottom sediments

0.1 LSSA

mpc

0,1 LSSA

MPC/TPL

1/20 LSSA

CLsa

Waters of surface basin

IL*4

mpc

CLspa

MPC/TPL

CLsa

Melt water (snow)

mpc

CLspa

MPC/TPL

CLsa

Atmospheric aerosols

CLsaa

MPCda

CLspa

MPCda

CLsa

EDR, µSv/h

0,6

0,4

0,3

RF*1 – radiation factor; ChF*2 – chemical factor; TPL*3 – temporary permissible levels; IL*4 – intervention level; LSSA – least significant specific activity; MPC – maximum permissible concentration; MPCda – MPC daily average; SAA – strict access area; SPA – sanitary protection area; SA – supervized area; CL – control level.

The choice of rehabilitation scenarios shall be carried out taking into consideration the planned use of the facility in the future. To choose the specific technology it is necessary to prove its feasibility. The following priorities should be considered to determine the sequence of works: • priority to guarantee the safety of the personnel, the public and the environment over the issues of economic profit taking; • priority of works, ensuring maximum reduction of environmental risk with regard to the level of the real hazard and consequences of the effects on humans and the environment, as well as with regard to demographic, social, ecological, geographical, geological and meteorological factors with equal material and time expenditures; • priority of decommissioning facilities in higher risk category; • priority of works, closest to the completion, that ensure direct and immediate guarantee of the health and the environment safety. Taking into account that radiation situation on the site after the rehabilitation should ensure its safe use under prescribed conditions, it is requied to identify previously a set of requirements for it depending on the intended purpose. The given set of requirements (hereinafter referred to as rehabilitation criteria)

17 Criteria for rehabilitation of the former technical bases of the Russian Navy

to use the value of the specific activity of contained technogenic and natural radionuclides (see table 1). With the contamination, not exceeding the values indicated in the tables, the intervention measures are not required. If the indicated contamination criteria are exceeded, the decontamination works are performed up to the achievement of the prescribed EDR value of gamma radiation. The use of permissible levels (PL) of radioactive contamination of facilities and sites in practice will enable to make decisions about feasibility, amount and completion of decontamination activities. The dose of 0.3 mSv/year can be used for radiation hazardous facilities, distant from populated areas and having sanitary protection and surveillance zones. In this case EDR of gamma-radiation increases by 1.8·10-2 μSv/h that is within the limits of instrumentation error. With such suggested dose limits the risk of negative effects on the public makes 0.7·10-6 (for 0.1 mSv/year) and 2·10-6 (for 0.3 mSv/year) events per year that practically coincides with negligible risks of 1·10-6. Radiation factors, indicated in the table 2, can serve as evaluation criteria for assessment of the territory condition during decommissioning of radiation hazardous facilities. According to the article 39 of the Federal law "On the Environmental Protection", the facility decommissioning requires development, approval by regulatory bodies and implementation of actions aimed at the territory rehabilitation.

Критерии реабилитации бывших технических баз Военно-Морского Флота РФ

Согласно статье 39 Федерального закона «Об охране окружающей среды», при выводе из эксплуатации объектов должны быть разработаны, согласованы с надзорными органами и реализованы мероприятия по реабилитации территорий. Выбор сценариев реабилитации осуществляется с учетом планируемого использования объекта в дальнейшем. При проведении выбора конкретной технологии необходимо обосновать её пригодность, а для определения очередности работ следует руководствоваться следующими приоритетами: • приоритет обеспечения гарантий безопасности персонала, населения и окружающей среды над вопросами получения экономической прибыли; • приоритет работ, обеспечивающих максимальное снижение экологического риска с учетом степени реальной опасности и последствий воздействия на человека и окружающую среду с учетом демографических, социальных, экологических, географических, геологических и метеорологических факторов при равных материальных и временных затратах; • приоритет вывода из эксплуатации объектов с более высокой категорией опасности; • приоритет работ, которые наиболее близки к завершению и обеспечивают прямые и немедленные гарантии безопасности человека и окружающей среды. Учитывая, что радиационная обстановка на объекте после реабилитации должна обеспечивать его безопасное использование в заданном режиме, возникает необходимость предварительно идентифицировать совокупность требований, предъявляемых к ней в зависимости от выбора последнего.

Указанная совокупность требований (далее – критерии реабилитации) служит составной частью основы для разработки проекта реабилитации объекта, позволяя оценить необходимость в тех или иных мерах по приведению радиационной обстановки на реабилитированном объекте к заданным требованиям, если такая потребность будет выявлена. Специальное законодательство, устанавливающее порядок принятия решений по вопросам реабилитации, равно как и критериев самой реабилитации, отсутствует. В этой связи для их разработки представляется целесообразным использовать концептуальные положения по выводу из эксплуатации ядерно - и радиационно-опасных объектов, принятые Госкорпорацией «Росатом», и нормы радиационной безопасности, установленные ФМБА России для реабилитации ПВХ, изложенные ниже. Состояние реабилитированного объекта в зависимости от уровня регулирующего контроля может представлять собой по принятой в атомной отрасли терминологии (табл. 3): • «коричневую лужайку» – состояние, при котором объект пригоден для нужд атомной энергетики (достигается демонтажем не предназначенных для дальнейшего использования объектов, а в некоторых случаях дополнительно вывозом всего ОЯТ и РАО); • «зеленую лужайку» – состояние, при котором объект может быть выведен из-под регулирующего контроля (достигается полным демонтажем имеющихся объектов, вывозом всего ОЯТ и РАО, реабилитацией территории).

Табл. 3. Конечные состояния объекта по завершении реабилитации Конечное состояние объекта

Степень регулирующего контроля

«Коричневая лужайка»

Регулирующий контроль осуществляется в объеме:

площадка для радиационно-опасного объекта

соответствия всем требованиям к радиационно-опасным объектам

площадка для объекта общепромышленного использования

соответствия отдельным требованиям к радиационной безопасности населения

«Зеленая лужайка»

Полное отсутствие регулирующего контроля

is an integral basic part for the development of the site rehabilitation project, allowing to assess the need of certain measures that will permit to bring the radiation situation at the rehabilitated site to the assigned requirements, if such need arises. Special legislation, establishing the decision making procedure on rehabilitation issues and on rehabilitation criteria, is missing now. In this context for their development it seems appropriate to use conceptual regulations on nuclear and radiation hazardous facilities decommissioning, adopted by the State Corporation "Rosatom", as well as radiation safety standards, set by the Russian Federal Bio-Medical Agency (FBMA) for ITSF rehabilitation, given bellow.

The condition of the rehabilitated facility, depending on the level of the regulatory control, can represent according to the terminology, adopted in the nuclear industry (Table 3): • a "brown lawn" – condition, at which the facility is suitable for the needs of the nuclear power industry (achieved by dismantlement of facilities not intended for further use, and in some cases by additional removal of all SNF and RW); • a "green lawn" – condition, at which the facility can be released from the regulatory control (achieved by full dismantlement of existing facilities, removal of all SNF and RW and rehabilitation of the territory).

Table 3. Final facility conditions after the rehabilitation completion Regulatory control extent

«Brown lawn»:

The regulatory control is realized in the scope of:

– territory of radiation hazardous facility

– compliance with all requirements for radiation hazardous facilities

– territory of general purpose industrial facility

– compliance with individual requirements for public radiation safety

«Green lawn»

Complete absence of regulatory control

Table 4. Strategy of facility rehabilitation Final condition of rehabilitated facility «Brown lawn»

Territory of radiation hazardous facility

(including facility for final disposal)

Territory of general purpose industrial facility

«Green lawn»

Territory without special conditions of the use

Rehabilitation strategy Facility renovation

Partial dismantlement and decontamination of constructions. Restoration of facility components properties. SNF and RW removal. Territory rehabilitation within SPA.

Facility conservation

Partial dismantlement and decontamination of constructions. SNF and RW removal and disposal of remaining materials with fixed contamination (secondary RW) on site. Territory rehabilitation within SPA.

Facility conversion

Partial dismantlement and decontamination of constructions. SNF and RW removal. Territory rehabilitation within SPA.

Facility liquidation

Full dismantlement of constructions. SNF and RW removal Territory rehabilitation within SPA.

Facility conversion

SNF and RW removal. Territory rehabilitation within SPA.

Facility liquidation

Full dismantlement of constructions. SNF and RW removal. Territory rehabilitation within SPA.

19 Criteria for rehabilitation of the former technical bases of the Russian Navy

Facility final condition

Конечное состояние реабилитированного объекта достигается на вариантной основе реализуемых стратегий, базовыми из которых являются: a.а) ликвидация объекта – прекращение его использования с последующим полным демонтажем; a.б) конверсия объекта – изменение его проектного назначения; a.в) консервация объекта – создание на его основе объекта окончательной изоляции радиоактивных отходов; a.г) реновация объекта – восстановление утраченных свойств элементов объекта или их обновление. Каждый вариант сопровождается приданием реабилитированному объекту свойств, обеспечивающих его потенциальную радиационную безопасность. Стратегия реабилитации объекта, закладываемая при этом в проект реабилитации, определяется для ПВХ, как ниже указано (табл. 4). Для сложного объекта в целом могут быть использованы сочетания и модификации базовых вариантов реабилитации, когда

Критерии реабилитации бывших технических баз Военно-Морского Флота РФ

для каждого его элемента или группы их выбирается свой вариант. Вывод объекта из эксплуатации может предусматривать этап его длительного хранения с целью снижения уровня опасности объекта за счет распада радиоактивных веществ при поддержании на должном уровне состояния барьеров безопасности. Конкретный выбор варианта реабилитации объекта определяется техническим заданием на данную работу, исходя из предполагаемого его использования, обоснованного совокупностью инженерных, экономических, экологических и иных факторов. На основании выбранного варианта реабилитации объекта, с учетом этапа его реновации (см. далее), формируются критерии его реабилитации. Выполнение критериев реабилитации должно быть подтверждено результатами радиационного обследования, проведенного после завершения реабилитационных мероприятий. Алгоритм достижения заданного варианта реабилитации объекта приведен ниже (рис. 1, критерии реабилитации

Табл. 4. Стратегия реабилитации объекта Конечное состояние реабилитированного объекта «Коричневая лужайка»

Площадка для радиационноопасного объекта

(в т.ч. – объект окончательной изоляции)

Площадка для общепромышленного объекта

«Зеленая лужайка»

Территория без особых условий ее использования

Стратегия реабилитации

Реновация объекта

Частичный демонтаж и дезактивация сооружений. Восстановление свойств элементов объекта. Удаление ОЯТ и РАО. Реабилитация территории в пределах СЗЗ

Консервация объекта

Частичный демонтаж и дезактивация сооружений. Удаление ОЯТ и РАО и захоронение оставшихся материалов с фиксированным загрязнением (вторичных РАО) на месте. Реабилитация территории в пределах СЗЗ

Конверсия объекта

Частичный демонтаж и дезактивация сооружений. Удаление ОЯТ и РАО. Реабилитация территории в пределах СЗЗ

Ликвидация объекта

Полный демонтаж сооружений. Удаление ОЯТ и РАО Реабилитация территории в пределах СЗЗ

Конверсия объекта

Удаление ОЯТ и РАО. Реабилитация территории в пределах СЗЗ

Ликвидация объекта

Полный демонтаж сооружений. Удаление ОЯТ и РАО. Реабилитация территории в пределах СЗЗ

• a site for radiation process facility; • a site for general purpose industrial facility. Requirements for final condition of facilities are given bellow (Table 5). According to the results of the decision making on the selection of an option for further use of the facility it is necessary to develop a project for its decommissioning in order to bring ITSF to the approved final condition. The main regulations on decommissioning options for these facilities (former naval CMB) are included in the approved concepts of the Russian MinAtom: • for Northwest region – Concept No.2.2809К; • f o r P a c i f i c r e g i o n – C o n c e p t No.2.2813К. As a guideline document for the development of a facility decommissioning project sanitary rules SP 2.6.1.23-05 "Radiation safety guarantee during assembling enterprise decommissioning" (SPVE-CP-05) can be used; the facilities similarity allows to use the approaches of these Rules for ITSF decommissioning and rehabilitation projects. ITSF rehabilitation according to the mentioned Concepts requires a renovation – a restoration of facility infrastructure with a view to ensure the safe execution of radiation hazardous technological operations and the compliance with existing standards and regulations to protect the personnel and the environment. Therefore: • complex engineering and radiation inspections, as well as development of projects, including rehabilitation feasibility studies for ITSF in the whole and for individual components of its infrastructure, should be carried out; • SNF, stored at ITSF, is subject to removal for reprocessing; • further operation of ITSF for receipt of SNF and RW from operational naval ships is not envisaged; • ITSF rehabilitation should be carried out up to the level, excluding the potential risk of radioactive contamination of water and air environment (up to the level of a "brown lawn"); ITSF ecological rehabilitation should be carried out in two stages: 1) at the first stage the ITSF infrastructure, necessary to ensure nuclear, radiation and ecological safety of the environment

21 Criteria for rehabilitation of the former technical bases of the Russian Navy

The final condition of the rehabilitated facility is achieved on the basis of implementation of strategic options, the basic of which are: a) facility liquidation – termination of its use with subsequent full dismantling; b) facility conversion – change of its design purpose; c) facility conservation – creation of facility for final disposal of radioactive waste on its base; d) facility renovation – restoration of lost properties of facility components or their renovation. Each option is accompanied by giving to the rehabilitated facility the properties that ensure its potential radiation safety. The facility rehabilitation strategy, to be included in the rehabilitation project, is determined for ITSF, as described bellow (Table 4). For complex facility as a whole combinations and modifications of basic rehabilitation options can be used, when a special option is chosen for each of its components or group. Facility decommissioning may involve a phase of its long-term storage in order to reduce the facility risk level through the decay of radioactive materials with the maintenance of the safety barriers condition at an adequate level. The choice of a particular facility rehabilitation option is determined by technical instructions for the work on the basis of expected use of the facility, justified by a set of engineering, economic, ecological and other factors. Criteria of facility rehabilitation are formed on the basis of the selected facility rehabilitation option and taking into account the stage of its renovation (see bellow). Fulfillment of rehabilitation criteria must be confirmed by the results of the radiation safety survey, carried out after the completion of rehabilitation activities. Algorithm for selection of facility rehabilitation option is given bellow (figure 1, rehabilitation criteria are given as generalized category – criteria of correspondence (CC). Basic decisions on ITSF rehabilitation should be tailored with regard to the particularities of its location, amount of accumulated SNF and RW, as well as taking into consideration the storage conditions, the content and the state of the infrastructure. Options of ITSF final condition, based on their planned use, can represent:

Критерии реабилитации бывших технических баз Военно-Морского Флота РФ

указаны обобщенной категорией – критерии соответствия (КС)). Принципиальные решения по реабилитации ПВХ должны разрабатываться с учетом особенностей мест их расположения, количества накопленного ОЯТ и РАО, а также условий их хранения, состава и состояния инфраструктуры. Варианты конечного состояния ПВХ, исходя из предполагаемого их использования, могут представлять собой: • площадку для объекта радиационнотехнологического назначения; • площадку для объекта общепромышленного использования. Требования к конечному состоянию объектов представлено ниже (табл. 5). По результатам принятия решения о варианте использования объекта для приведения ПВХ к утвержденному конечному состоянию целесообразна разработка проекта вывода их из эксплуатации. Основные положения по вариантам вывода из эксплуатации этих объектов (бывших БТБ ВМФ) установлены в утвержденных Минатомом России: • для Северо-Западного региона – Концепция №2.2809К; • для Тихоокеанского региона – Концепция №2.2813К. В качестве руководящего документа по разработке проекта вывода объекта из эксплуатации возможно использование санитарных правил СП 2.6.1.23-05 «Обеспечение радиационной безопасности при выводе из эксплуатации комплектующего предприятия» (СПВЭ-КП-05); родствен-

ность объектов позволяет использовать подходы данных Правил к проектам вывода из эксплуатации и реабилитации ПВХ. Для проведения работ по реабилитации ПВХ согласно указанным Концепциям требуется реновация – восстановление инфраструктуры объекта, обеспечивающей безопасное выполнение радиационно-опасных технологических операций и соблюдение действующих норм и правил защиты персонала и окружающей среды. При этом: • должны быть произведены комплексные инженерно-радиационные обследования и разработка проектов, включающих ТЭО реабилитации ПВХ в целом и отдельных элементов инфраструктуры; • ОЯТ, хранящееся на ПВХ, подлежит вывозу на переработку; • дальнейшая эксплуатация ПВХ по приему ОЯТ и РАО от действующих кораблей ВМФ не предусматривается; • реабилитация ПВХ должна производиться до уровня, исключающего потенциальную опасность радиоактивного загрязнения акватории и воздушной среды (до уровня «коричневой лужайки»); • экологическая реабилитация ПВХ должна производиться в два этапа: а) на первом этапе должна быть восстановлена инфраструктура ПВХ, необходимая для обеспечения ядерной, радиационной и экологической безопасности окружающей среды и персонала при подготовке и проведении реабилитационных работ, а также

Табл. 5. Конечное состояние основных объектов ПВХ Объекты ПВХ

Требования к объекту

Ликвидируемые объекты

Соответствие требованиям по ограничению облучения населения при использовании территории и объектов в общепромышленных целях

Объекты конверсии

Соответствие требованиям по ограничению облучения населения и персонала от остаточного загрязнения объекта и территории после проведения мероприятий по конверсии и от новой деятельности с источниками ионизирующего излучения

Объекты консервации

Соответствие требованиям по ограничению техногенного облучения персонала и населения при нормальных условиях эксплуатации хранилищ РАО

Объекты реновации

Соответствие требованиям по ограничению техногенного облучения персонала и населения при нормальных условиях эксплуатации хранилищ ОЯТ и РАО

Примечание – Проектом вывода ПВХ из эксплуатации может быть принят иной вариант (отвечающий выявленной востребованности), с иными (соответствующими выбранному варианту) требованиями к объекту.

Выбор направления реабилитации БТБ и ее территории Selecting the direction of CMB and its territory rehabilitation Критерии соответствия (Кс) состояния БТБ выбранному направлению реабилитации после проведенных работ Criteria of correspondence (CC) of the CMB condition to the selected rehabilitation direction after the works execution Обследование территории Territory inspection

Консервативная оценка радиационного, экологического и технического состояния Conservative assessment of radiation, ecological and technical condition

Изменение направления реабилитации Change of rehabilitation direction

Да

Соответствует состояние Кс? Does the condition correspond to CC? НЕТ

Yes

Развернутое обследование и дополнительная оценка Detailed examination and additional assessment

Да

Соответствует состояние Кс? Does the condition correspond to CC? NO

Проведение реабилитации Rehabilitation execition

Обследование после проведенных работ Examination after performance of works

Соответствует состояние Кс? Does the condition correspond to CC? НЕТ Да Yes

Дополнительные работы возможны? Are the additional works possible? НЕТ

Да Yes

Данных достаточно для принятия решения? Are the data sufficient to make the decision? НЕТ

Рис. 1 Алгоритм достижения заданного варианта реабилитации Fig. 1 Algorithm for selection of assigned rehabilitation option

Да Yes

Получение санитарноэпидемиологического заключения о состоянии территории и возможности ее использования по выбранному направлению Obtainment of sanitary and epidemiological inspection report about the territory condition and possibility of its use according to the selected direction

Criteria for rehabilitation of the former technical bases of the Russian Navy

НЕТ

Yes

Критерии реабилитации бывших технических баз Военно-Морского Флота РФ

осуществлена изоляция существующих хранилищ ОЯТ и РАО от контакта с грунтовыми водами и атмосферными осадками; б) на втором этапе должна производиться реализация проектов реабилитации ПВХ с учетом результатов технико-экономических обоснований (ТЭО). Реабилитация зданий, сооружений и территорий ПВХ может выполняться по следующим вариантам: а) ликвидация; б) конверсия; в) консервация; г) реновация. Выбор варианта для конкретных зданий и сооружений должен производиться по результатам комплексных инженерно-радиационных обследований и разработанных ТЭО. Критерии реабилитации представляют собой свод норм санитарно-эпидемиологической безопасности населения, сформированный применительно к целям проекта. В качестве их количественных значений приняты допустимые уровни показателей, установленных НРБ-99/2009: • мощность дозы гамма-излучения; • радиоактивное загрязнение наружных поверхностей сооружений; • уровни радиоактивного загрязнения объектов окружающей среды. Критерии реабилитации установлены в виде ограничения нормативов радиационного воздействия на человека и окружающую среду по завершении реабилитации ПВХ, а именно: • пределов годовых эффективных доз и эквивалентных доз в хрусталике глаза, коже, кистях и стопах от техногенного облучения для персонала и критической группы населения; • граничных годовых эффективных доз для персонала и критической группы населения в результате облучения от остаточного техногенного загрязнения территории и объектов и облучения от новой деятельности с источниками ионизирующего излучения; • допустимых уровней радиоактивного техногенного загрязнения поверхностей помещений и находящегося в них оборудования; • допустимой удельной активности техногенных радионуклидов в морских продуктах;

• допустимой объемной активности техногенных радионуклидов в подземных водах. Установленные ограничения нормативов облучения и загрязнения являются их максимальными значениями, подлежащими снижению по принципу оптимизации с учетом условий использования реабилитированных территорий и объектов. Оптимизированные значения нормативов являются основой для определения конкретных уровней очистки территории и объектов (в единицах удельной активности почвы, мощности дозы в помещениях и т.п.). Принятый проектом реабилитации вариант конечного состояния объекта в общем случае будет определять различные требования к радиационной обстановке. Так, при полной или частичной ликвидации ПВХ для приведения параметров радиационной обстановки к заданным требованиям должны быть проведены реабилитационные работы на объектах и территориях с целью: • снижения доз облучения населения при использовании территории и объектов в общепромышленных целях; • предотвращения облучения людей в будущем; • предотвращения или снижения воздействия техногенных радионуклидов на окружающую среду. Для площадок общепромышленного назначения, созданных в результате ликвидации объекта, устанавливаются следующие требования: • граничная доза облучения критической группы населения от остаточного техногенного загрязнения при нахождении на объекте не должно превышать 1 мЗв/год; • значение мощности дозы гамма-излучения в помещениях, оставшихся на территории объекта сооружений для дальнейшего использования в качестве производственных помещений, не должно превышать 0,5 мкЗв/ч, включая мощность дозы от естественных радионуклидов и космического излучения. • уровни фиксированного радиоактивного загрязнения поверхностей оставшихся на территории сооружений и находящегося в них оборудования бета-активными нуклидами

lens, skin, hands and feet from technogenic exposure of the personnel and the critical group of the public; • the limit values of annual effective doses for the personnel and the critical group of the public as the result of exposure from residual technogenic contamination of territories and facilities and from new activities involving the use of ionizing radiation sources; • the permissible levels of radioactive technogenic contamination of room surfaces and of the equipment therein; • the permissible specific activity of technogenic radionuclides in the seafood; • the permissible volumetric activity of technogenic radionuclides in underground waters. The established standard limitations for exposure and contamination are their maximum values, subject to reduction by optimization principle, taking into account the conditions of the use of rehabilitated territories and facilities. Optimized values of standards are the basis for determination of specific levels for territories and facilities cleaning (in the units of specific activity of the soil, dose rate in the rooms, etc.). Rehabilitation option for the facility final condition, adopted by the project, will determine in general various requirements for the radiation environment. Thus, during full or partial ITSF liquidation the following rehabilitation works on facilities and territories

Table 5. Final condition of the main ITSF systems ITSF

Requirements for facility

Liquidated facilities

Compliance with the requirements for limiting the public exposure during the use of territories and facilities for general industrial purposes.

Facilities for conversion

Compliance with the requirements for limiting the public and the personnel exposure from residual contamination of the facility and the territory after completion of conversion activities, as well as from new activities involving the use of ionizing radiation sources.

Facilities for conservation

Compliance with the requirements for limiting the technogenic exposure of the personnel and the public under normal operation conditions of RW storage facilities.

Facilities for renovation

Compliance with the requirements for limiting the technogenic exposure of the personnel and the public under normal operation conditions of SNF and RW storage facilities.

Note. The project of ITSF decommissioning can include another option (corresponding to identified need) with other requirements (conform to the selected option) to the facility.

25 Criteria for rehabilitation of the former technical bases of the Russian Navy

and the personnel during preparation and performance of rehabilitation operations, should be restored along with the isolation of existing SNF and RW storage facilities from the contact with ground waters and atmospheric precipitations; 2) at the second stage ITSF rehabilitation projects based on the results of feasibility studies (FS) should be implemented. Rehabilitation of ITSF buildings, constructions and territories can be performed in compliance with the following options: 1) liquidation; 2) conversion; 3) conservation; 4) renovation. The selection of option for individual buildings and constructions should be realized according to the results of complex engineering/radiation inspections and FS. Rehabilitation criteria represent a set of standards related to sanitary and epidemiologic safety of the public, developed with respect to the project. Permissible levels, prescribed by RSS-99/2009, are adopted as their quantitative values: • gamma-radiation dose rate; • radioactive contamination of outer surfaces of constructions; • levels of radioactive contamination of background objects. Rehabilitation criteria are set as standard limitations of radiation effects on the human health and the environment upon ITSF rehabilitation completion, namely: • the limits of annual effective doses and equivalent doses in the eye crystalline

Табл. 6. ДУ удельной активности в морепродуктах

Группа продуктов

Допустимые уровни по радионуклидам 137Cs

по радионуклидам 90Sr

Рыба

130 Бк/кг

100 Бк/кг

Моллюски, ракообразные

200 Бк/кг

100 Бк/кг

Водоросли морские

200 Бк/кг

100 Бк/кг

Табл. 7. ДУ граничных доз облучения

Нормируемые величины

Пределы доз персонал (группа А)

персонал (группа Б)

критическая группа населения в ЗН

3 мЗв/год

1 мЗв/год

0,1 мЗв/год

Граничная доза

Табл. 8. ДУ радиоактивного загрязнения

Критерии реабилитации бывших технических баз Военно-Морского Флота РФ

Объект загрязнения

Альфа-активные нуклиды

Бета-активные нуклиды

Поверхности помещений постоянного пребывания персонала и находящегося в них оборудования

1 част/(см2·мин)

300 част/(см2·мин)

Поверхности помещений периодического пребывания персонала и находящегося в них оборудования

7,5 част/(см2·мин)

1500 част/(см2·мин)

Примечание. Для поверхностей, загрязненных альфа-активными радионуклидами, нормируется снимаемое (нефиксированное) загрязнение.

Табл. 9. Значения МЭД от загрязнения Персонал

Группа А Группа Б

Назначение помещений и территорий

Продолжительность облучения, ч/год

МЭД, мкЗв/ч

Постоянного пребывания

1700

1,75

Временного пребывания

850

3,5

Помещения и территория СЗЗ

2000

0,5

Табл. 10. ДУ граничных доз облучения Пределы доз Нормируемые величины

Граничная доза

персонал (группа А)

персонал (группа Б)

критическая группа населения в ЗН

7 мЗв/год

1 мЗв/год

0,15 мЗв/год

Ai, техногенные

УВi, техногенные

Ai, природные УВi, природные

1. technogenic; 2. natural

where Аi – specific activity of i-radionuclide in the water; УВi – appropriate intervention level.

• the value of specific activity of technogenic radionuclides in the seafood of the adjacent aquatic area that takes into account the total content of 90Sr and 137Cs therein according to SanPiN 2.3.2.1078-01 shall not exceed the bellow mentioned PL (Table 6). Criterion for territories release from the regulatory control during ITSF liquidation is the dose limit for the critical group of the public exposure from residual contamination equal to 0.3 mSv/year. In case of ITSF conversion the removal of SRW from the site followed by partial dismantling of structures, as well as by cleaning of constructions and the territory is envisaged in order to convert the facility to another radiation technology end-use. For facilities, created as the result of conversion, the following requirements, limiting the public and the personnel exposure from residual technogenic contamination and new activities involving the use of ionizing radiation sources (IRS), are set: • with respect to residual technogenic contamination: • exposure dose limit shall not exceed the bellow mentioned PL (Table 7). • levels of radioactive contamination of surfaces of the rooms and of therein contained equipment shall not exceed the bellow mentioned PL (Table 8). The reference values of EDR from residual technogenic contamination of territories and facilities after conversion are given in Table 9.

Table 6. PL of specific activity in the seafood

Group of products

Permissible levels for radionuclides 137Cs

for radionuclides 90Sr

Fish

130 Bq/kg

100 Bq/kg

Mollusks, crustaceans

200 Bq/kg

100 Bq/kg

Seaweeds

200 Bq/kg

100 Bq/kg

27 Criteria for rehabilitation of the former technical bases of the Russian Navy

have to be carried out to bring the radiation environment parameters to the established requirements in order to: • reduce the doses of the public exposure during the use of territories and facilities for general industrial purposes; • prevent the exposure of the people in the future; • prevent or reduce the impact of technogenic radionuclides on the environment. For the sites of general industrial purpose, created as the result of facility liquidation, the following requirements are established: • the dose limit for the exposure of the critical group of the public from residual technogenic contamination during the presence at the site shall not exceed 1 mSv/year; • the value of the gamma-radiation dose rate in the rooms of buildings, remained on the site and intended for a further use as production rooms, shall not exceed 0.5 µSv/h, including the dose rate from radionuclides and cosmic radiation. • the levels of fixed radioactive contamination of the surfaces of structures, remained on the territory, and of the equipment, contained therein, by beta-active nuclides shall not exceed 100 parts/(cm2·min), the removable contamination of surfaces is not allowed. • the content of technogenic radionuclides in the soil and road pavements shall not exceed 0,1 LSSA, specified by RSS99/2009. • the underground waters, taking into consideration the specific activity of technogenic and natural radionuclides, shall meet the following requirement:

Табл. 11. ДУ радиоактивного загрязнения Объект загрязнения

Альфа-активные нуклиды

Бета-активные нуклиды

Поверхности помещений постоянного пребывания персонала и находящегося в них оборудования

1,5 част/(см2·мин)

700 част/(см2·мин)

Поверхности помещений периодического пребывания персонала и находящегося в них оборудования

17,5 част/(см2·мин)

3500 част/(см2·мин)

Табл. 12. Значения МЭД от загрязнения Персонал

Назначение помещений и территорий

Продолжительность облучения, ч/год

МЭД, мкЗв/ч

Постоянного пребывания

1700

4,15

Временного пребывания

850

8,3

Помещения и территория СЗЗ

2000

0,5

Группа А

Критерии реабилитации бывших технических баз Военно-Морского Флота РФ

Группа Б

Табл. 13. ДУ граничных доз облучения Пределы доз Нормируемые величины

Граничная доза

персонал (группа А)

персонал (группа Б)

критическая группа населения в ЗН

10 мЗв/ год

2 мЗв/год

0,25 мЗв/год

Примечание. Для критической группы населения парциальный вклад в дозу облучения от выбросов не должен превышать 0,10 мЗв/год, а от сбросов в прибрежную акваторию – 0,05 мЗв/год.

Табл. 14. ДУ радиоактивного загрязнения Объект загрязнения

Альфа-активные нуклиды

Бета-активные нуклиды

Поверхности помещений постоянного пребывания персонала и находящегося в них оборудования

2,5 част/(см2·мин)

1000 част/(см2·мин)

Поверхности помещений периодического пребывания персонала и находящегося в них оборудования

25 част/(см2·мин)

5000 част/(см2·мин)

Table 7. PL of exposure dose limits Dose limits Normalized values

personnel (group А)

personnel (group B)

critical group of the public in SA

3 mSv/year

1 mSv/year

0,1 mSv/year

Dose limit

Table 8. PL of radioactive contamination Contaminated object

Alpha-active nuclides

Beta-active nuclides

Surfaces of the rooms for permanent presence of the personnel and of the equipment contained therein

1 part/(сm2·min)

300 parts/(cm2·min)

Surfaces of the rooms for periodic presence of the personnel and of the equipment contained therein

7,5 parts/(сm2·min)

1500 parts/(cm2·min)

Note.The values of removable (non-fixed) contamination of surfaces, contaminated with alpha-active radionuclides, are normalized.

Table 9. EDR values from contamination

Group А Group B

Purpose of rooms and territories

Length of exposure, h/year

EDR, Sv/h

For permanent presence

1700

1,75

For temporary presence

850

3,5

Rooms and territories of SPA

2000

0,5

Table 10. PL of exposure dose limits Dose limits

Normalized values personnel (group А)

personnel (group B)

critical group of the public in SA

7 mSv/year

1 mSv/year

0,15 mSv/year

Dose limit

Table 11. PL of radioactive contamination Contaminated object

Alpha-active nuclides

Beta-active nuclides

Surfaces of the rooms for permanent presence of the personnel and of the equipment contained therein

1,5 parts/(cm2·min)

700 parts/(cm2·min))

Surfaces of the rooms for periodic presence of the personnel and of the equipment contained therein

17,5 parts/(cm2·min)

3500 parts/(cm2·min)

Note. The values of removable (non-fixed) contamination of surfaces, contaminated with alpha-active radionuclides, are normalized.

29 Criteria for rehabilitation of the former technical bases of the Russian Navy

Personnel

не должны превышать 100 част/ (см2·мин), снимаемое загрязнение поверхностей не допускается. • содержание техногенных радионуклидов в почве и дорожных покрытиях не должны превышать 0,1 МЗУА, установленных НРБ99/2009. • подземные воды должны с учетом удельной активности техногенных

и природных радионуклидов удовлетворять требованию i

Ai, техногенные УВi, техногенные

Ai, природные УВi, природные

где Аi – удельная активность i-го радионуклида в воде; УВi – соответствующий уровень вмешательства.

• удельная активность техногенных радионуклидов в морепродуктах

Табл. 15. Значения МЭД от загрязнений при конверсии (полное) Персонал

Назначение помещений и территорий

Продолжительность облучения, ч/год

МЭД, мкЗв/ч

Постоянного пребывания

1700

5,9

Временного пребывания

850

11,8

Помещения и территория СЗЗ

2000

1,0

Группа А

Группа Б

Табл. 16. Критерии определения низкоактивных жидких отходов Удельная активность, кБк/кг

Критерии реабилитации бывших технических баз Военно-Морского Флота РФ

Бета-излучающие радионуклиды

Альфа-излучающие радионуклиды (исключая трансурановые)

Трансурановые радионуклиды

менее 103

менее 102

менее 101

Табл. 17 ДУ доз облучения Нормируемые величины

Пределы доз персонал (группа А)

население

Эффективная доза за год

не более 50 мЗв

не более 5 мЗв

Эффективная доза средняя за любые последовательные 5 лет

не более 20 мЗв

не более 1 мЗв

- в хрусталике глаза

не более 150 мЗв

не более 15 мЗв

- в коже

не более 500 мЗв

не более 50 мЗв

- в кистях и стопах

не более 500 мЗв

не более 50 мЗв

Эквивалентная доза за год:

Примечания. 1. Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам. 2. Все допустимые уровни облучения персонала группы Б равны 1/4 значений для персонала группы А. 3. Значения эквивалентной дозы за год в хрусталике глаза относятся к дозе на глубине 300 мг/см2. 4. Значения эквивалентной дозы за год в коже относится к среднему по площади в 1 см2 значению в базальном слое кожи, указанным пределом допускается облучение всей кожи человека при условии, что в пределах усредненного облучения любого 1 см2 площади кожи этот предел не будет превышен (предел дозы при облучении кожи лица обеспечивает непревышение предела дозы на хрусталик от бета-частиц).

With respect to new activities involving the use of IRS: • the exposure dose limit shall not exceed the levels given in Table 10. • the levels of radioactive contamination of surfaces of the rooms and of therein contained equipment shall not exceed the levels given in Table 11. The reference values of EDR from contamination of territories and facilities as a result of new activities involving the use of IRS after their conversion are given in Table 12. Summary values of radiation parameters as a result of conversion are given in Table 13. The reference values of EDR from summary contamination (residual contamination and contamination related to new activities involving the use of IRS) are given in Table 15. Underground waters, taking into account the specific activity of technogenic and natural radionuclides, shall meet the following requirement:

Ai, техногенные УВi, техногенные

Ai, природные УВi, природные

1. technogenic; 2. natural

where Аi – specific activity of i-radionuclide in the water; УВi – appropriate intervention level.

For conservation of ITSF facilities the norms for radiation and radiation/ecological conditions at the facilities and on the territory around them, as well as for the exclusion (limitation) of potential risk of radioactive contamination of water and air environment as the result of facility conservation should be established. Upon completion of activities for ITSF systems (system) conservation the following requirements have to be fulfilled: • the personnel exposure dose limit during the work on the territory of the mothballed facility and inside it should not exceed 2 mSv/year;

Table 12. EDR from contamination Purpose of rooms and territories

Length of exposure, h/year

EDR, Sv/h

For permanent presence

1700

4,15

For temporary presence

850

8,3

Rooms and territories of SPA

2000

0,5

Group А Group B

Table 13. PL of exposure dose limits Dose limits Normalized values

Dose limit

personnel (group А)

personnel (group B)

critical group of the public in SA

10 mSv/year

2 mSv/year

0,25 mSv/year

Note. For critical group of the public the partial contribution to the exposure dose from emissions shall not exceed 0,10 mSv/year, and from discharges into the coastal waters –0,05 mSv/year.

Table 14. PL of radioactive contamination Contaminated object

Alpha-active nuclides

Beta-active nuclides

Surfaces of the rooms for permanent presence of the personnel and of the equipment contained therein

2,5 parts/(cm2·min)

1000 parts/(cm2·min)

Surfaces of the rooms for periodic presence of the personnel and of the equipment contained therein

25 parts/(cm2·min)

5000 част/(cm2·min)

31 Criteria for rehabilitation of the former technical bases of the Russian Navy

Personnel

Критерии реабилитации бывших технических баз Военно-Морского Флота РФ

в прилегающей акватории по показателю, учитывающему суммарное содержание в них 90Sr и 137 Cs согласно СанПиН 2.3.2.107801, не должна превышать приведенные в табл. 6 ДУ. Критерием вывода территорий из регулирующего контроля при ликвидации ПВХ является граничная доза для критической группы населения от остаточного загрязнения, равная 0,3 мЗв/год. В случае конверсии для ПВХ предполагается удаление с объекта ТРО с последующим частичным демонтажем сооружений, а также очисткой сооружений и территории объекта с целью его перепрофилирования на иное использование радиационно-технологического назначения. Для объектов, созданных в результате конверсии, устанавливаются требования, ограничивающие облучение населения и персонала от остаточного техногенного загрязнения и от новой деятельности с источниками ионизирующего излучения (ИИИ), как далее следует: • применительно к остаточному техногенному загрязнению: • граничная доза облучения не должна превышать приведенные в табл. 7. • уровни радиоактивного загрязнения поверхностей помещений и находящегося в них оборудования не должны превышать приведенные в табл. 8. Справочные значения МЭД от остаточного техногенного загрязнения на территории и объектах после конверсии приведены в табл. 9.

Применительно к новой деятельности с ИИИ: • г р а н и ч н а я д о з а о б л у ч е н и я н е должна превышать приведенные в табл. 10 ДУ. • уровни радиоактивного загрязнения поверхностей помещений и находящегося в них оборудования не должны превышать приведенные в табл. 11 ДУ. Справочные значения МЭД от загрязнения территории и объектов вследствие новой деятельности с ИИИ после конверсии приведены в табл. 12. Суммарные значения радиационных параметров при конверсии приведены в табл. 13. Справочные значения МЭД от суммарного загрязнения (остаточного загрязнения и загрязнения вследствие новой деятельности с ИИИ) приведены в табл. 15. Подземные воды должны с учетом удельной активности техногенных и природных радионуклидов удовлетворять требованию: i

Ai, техногенные УВi, техногенные

Ai, природные УВi, природные

где Аi – удельная активность i-го радионуклида в воде; УВi – соответствующий уровень вмешательства.

При консервации объектов ПВХ должны быть проведены работы по нормализации радиационной и радиационноэкологической обстановки на объектах и территории вокруг них и исключению (ограничению) потенциальной опасности

Табл. 18. ДУ радиоактивного загрязнения

Объект загрязнения

Альфа-активные нуклиды

Бета-активные нуклиды

Поверхности помещений постоянного пребывания персонала и находящегося в них оборудования

2000

Поверхности помещений периодического пребывания персонала и находящегося в них оборудования

10000

Table 15. EDR values related to the contamination from conversion (full)

Personnel

Group А Group B

Purpose of rooms and territories

Length of exposure, h/year

EDR, µSv/h

For permanent presence

1700

5,9

For temporary presence

850

11,8

Rooms and territories of SPA

2000

1,0

Table 16. Determination criteria for liquid low-level waste

Specific activity, кBq/kg

Beta-emitting radionuclides

Alpha-emitting radionuclides (excluding transuranic)

Transuranic radionuclides

less than 103

less than 102

less than 101

Table 17. PL of exposure doses Dose limits personnel (group А)

public

Effective dose per year

less than 50 mSv

less than 5 mSv

Average effective dose for any consecutive 5 years

less than 20 mSv

less than 1 mSv

- for the crystalline lens of the eye

less than 150 mSv

less than 15 mSv

- for the skin

less than 500 mSv

less than 50 mSv

- for hands and feet

less than 500 mSv

less than 50 mSv

Annual equivalent dose:

Notes. 1. Simultaneous exposure up to all specified limits for all normalized values is allowed. 2. All permissible levels for the exposure of the personnel of the group B are equal to 1/4 of values for the personnel of the group А. 3. The values of the annual equivalent dose in the crystalline lens of the eye refer to the dose at the depth of 300 mg/cm2. 4. The values of the annual equivalent dose for the skin refer to the average value for the surface of the skin basal layer equal to 1 cm2; the specified limit allows the exposure of all human skin, provided that this limit is not exceeded within the limits of the averaged exposure of any 1 cm2 of the skin surface (the dose limit for the exposure of the face skin guarantees the nonexceedance of the dose limit for the crystalline lens of the eye exposure from beta-particles).

• the removable (non-fixed) contamination of surfaces inside facility rooms, where the works can be carried out, and of surfaces of the equipment contained therein that may be used to perform the works, should not be allowed;

• the levels of fixed radioactive contamination of surfaces inside the rooms of mothballed facilities, where the works can be carried out, and of surfaces of the equipment contained therein that may be used to perform the works, should not exceed 1/10

33 Criteria for rehabilitation of the former technical bases of the Russian Navy

Normalized values

водиться работы, и находящегося в них оборудования, с которым могут проводиться работы, не допускается; • уровни фиксированного радиоактивного загрязнения поверхностей внутри помещений законсервированных объектов, в которых могут проводиться работы, и находящегося в них оборудования, с которым могут проводиться работы, не должны превышать 1/10 значений допустимых уровней радиоактивного загрязнения для помещений пери-

радиоактивного загрязнения акватории и воздушной среды в результате консервации объекта. По окончании мероприятий по консервации объектов (объекта) ПВХ должны выполняться следующие требования: • граничная доза облучения персонала при работах на территории законсервированного объекта и внутри него не должна превышать 2 мЗв/год; • снимаемое (нефиксированное) загрязнение поверхностей помещений объектов, в которых могут про-

Табл. 19. Критерии определения низкоактивных жидких отходов

Удельная активность, кБк/кг Бета-излучающие радионуклиды

Альфа-излучающие радионуклиды (исключая трансурановые)

Трансурановые радионуклиды

менее 103

менее 102

менее 101

Критерии реабилитации бывших технических баз Военно-Морского Флота РФ

Табл. 20. Граничные дозы для различных вариантов реабилитации Граничная доза, мЗв/год Вариант реабилитации

Ликвидация

Конверсия

Консервация

Реновация

Категория лиц

от остаточного загрязнения

от новой деятельности с ИИИ

суммарная

Предел дозы

Население (на объекте)

Население (вне объекта)

0,1

Персонал группы А

Персонал группы Б

Население (вне объекта)

0,1

0,15

0,25

Персонал группы А

Персонал группы Б

Население (вне объекта)

Table 18. PL of radioactive contamination

Contaminated object

Alpha-active nuclides

Beta-active nuclides

Surfaces of rooms for permanent presence of the personnel and of the equipment contained therein

2000

Surfaces of rooms for periodic presence of the personnel and of the equipment contained therein

10000

Note. The values of removable (non-fixed) contamination of surfaces, contaminated with alpha-active radionuclides, are normalized.

Table 19. Determination criteria for liquid low-level waste

Specific activity, кBq/kg

Beta-emitting radionuclides

Alpha-emitting radionuclides (excluding transuranic)

Transuranic radionuclides

less than 103

less than 102

less than 101

Dose limit, mSv/year Rehabilitation option

People category

for residual contamination

for new activities involving the use of IRS

summary

Dose limit

Public (on the site)

Public (outside the site)

0,1

Personnel of the group А

Personnel of the group B

Public (outside the site)

0,1

0,15

0,25

Personnel of the group А

Personnel of the group B

Public (outside the site)

Liquidation

Conversion

Conservation

Renovation

Criteria for rehabilitation of the former technical bases of the Russian Navy

Table 20. Dose limits for various rehabilitation options

Критерии реабилитации бывших технических баз Военно-Морского Флота РФ

одического пребывания персонала, установленных в НРБ-99/2009; • эффективная доза от радиоактивных выбросов не должна превышать 10 мкЗв/год; • загрязнение грунтовых и подземных вод в результате миграции радионуклидов из законсервированных объектов должно быть ниже уровней для низкоактивных жидких отходов, приведенных в табл. 16. В случае реновации объекта, целью которой является обновление и восстановление свойств сооружений и инфраструктуры ПВХ, обстановка на территории и объектах ПВХ определяется преимущественно излучением от ОЯТ и РАО. При эксплуатации ПВХ по прямому назначению после проведения реновации дозы облучения персонала будут формироваться также в основном при обращении с ОЯТ и РАО, а дозы облучения населения – при выбросах и сбросах в результате обращения с ОЯТ и РАО. В этой связи ограничения доз облучения персонала и населения от остаточного загрязнения отдельно не устанавливаются.

Для объектов, созданных в результате реновации, должны выполняться требования по ограничению техногенного облучения персонала и населения при нормальных условиях эксплуатации: • суммарные дозы облучения персонала и населения в результате эксплуатации ПВХ и от остаточного загрязнения не должны превышать приведенные в табл. 17 ДУ. • суммарные уровни радиоактивного загрязнение поверхности помещений и находящегося в них оборудования не должны превышать приведенные в табл. 18 ДУ. • загрязнение грунтовых и подземных вод в результате миграции радионуклидов из сооружений должно быть ниже уровней для низкоактивных жидких отходов, приведенных в табл. 19. В том случае, когда для вывода из эксплуатации объекта (или любого его элемента) используются сочетания и модификации базовых вариантов, следует выбирать из всей совокупности установленных для этих вариантов требований их максимальные значения (табл. 20, 21).

Табл. 21. Радиационные параметры загрязнения и активности Радиационный показатель

Загрязнение наружных поверхностей сооружений постоянного пребывания β-част/(см²·мин) α-част/(см²·мин

Удельная плотность радиоактивного загрязнения в поверхностном слое почвы, Бк/м²

Среднегодовая объемная активность грунтовых вод, Бк/л

Среднегодовая объемная активность воздуха, Бк/м³

Ликвидация

≤ 100 Не допускается

Фоновое значение

≤ 11 по Сs-137 ≤ 5 по Sr-90

≤ 270 по Сs-137 ≤ 2,7 по Sr-90

Конверсия

≤ 1000 ≤ 2,5

≤ 3,7.10 по Сs-137 ≤ 1,11.10 по Sr-90

Не нормируется

≤ 1700 по Сs-137 ≤ 53 по Sr-90

Консервация

≤ 150 i

≤ 3,7.10 по Сs-137 ≤ 1,11.10 по Sr-90

Не нормируется

≤ 425 по Сs-137 ≤ 13 по Sr-90

Реновация

≤ 2000 ≤5

≤ 3,7.10 по Сs-137 ≤ 1,11.10 по Sr-90

Не нормируется

≤ 1700 по Сs-137 ≤ 53 по Sr-90

Вариант реабилитации

For facilities, created as a result of renovation, the following requirements to limit personnel and public technogenic exposure doses under normal operation conditions should be observed: • summary personnel and public exposure doses as the result of ITSF operation, as well as from residual contamination shall not exceed the bellow mentioned PL (Table 17). • summary levels of radioactive contamination for surfaces of rooms and of the equipment contained therein shall not exceed the bellow mentioned PL (Table 18). • contamination of ground and underground waters as the result of radionuclides migration from constructions should be lower than the levels for liquid low-level waste, given bellow (Table 19). In the case when combinations and modifications of basic options are used for facility (or any of its components) decommissioning, the maximum values should be selected from the sum of requirements set for these options (Tables 20, 21).

Table 21. Radiation parameters of contamination and activity Radiation parameter

Contamination of outer surfaces of the rooms for permanent presence β-part/(cm²min) α-part/(cm²min)

Specific density of radioactive contamination of the surface soil, Bq/m²

Annual average volumetric activity of ground waters, Bq/l

Annual average volumetric activity of air, Bq/m³

Liquidation

≤ 100 Not allowed

Background value

≤ 11 for Сs-137 ≤ 5 for Sr-90

≤ 270 for Сs-137 ≤ 2,7 for Sr-90

Conversion

≤ 1000 ≤ 2,5

≤ 3.7.10 for Сs-137 ≤ 1.11.10 for Sr-90

Not normalized

≤ 1700 for Сs-137 ≤ 53 for Sr-90

Conservation

≤ 150 i

≤ 3.7.10 for Сs-137 ≤ 1.11.10 for Sr-90

Not normalized

≤ 425 for Сs-137 ≤ 13 for Sr-90

Renovation

≤ 2000 ≤5

≤ 3.7.10 for Сs-137 ≤ 1.11.10 for Sr-90

Not normalized

≤ 1700 for Сs-137 ≤ 53 по Sr-90

Rehabilitation option

37 Criteria for rehabilitation of the former technical bases of the Russian Navy

of permissible radioactive contamination values for rooms for periodic presence of the personnel, prescribed by RSS-99/2009; • the effective dose from radioactive emissions should not exceed 10 µSv/year; • the contamination of ground and underground waters as the result of radionuclides migration from mothballed facilities should be lower than the levels for liquid low-level radioactive waste, given in Table 16. In case of facility renovation, which aims to update and to restore ITSF constructions and infrastructure properties, the situation on the territory and the condition of ITSF systems are determined essentially by radiation from SNF and RW. During ITSF operation within its intended purpose after the renovation completion the personnel exposure doses will be formed mainly by SNF and RW management and the public exposure doses from emissions and discharges as the result of SNF and RW management. In this context, the limits of personnel and public exposure doses from residual contamination are not specially established.

1 (24), 2013

Практические работы по выгрузке и разборке ОВЧ В.В.Еременко, «СевРАО» филиал ФГУП «РосРАО»

Практические работы по выгрузке и разборке ОВЧ

АПЛ класса «Альфа» зав. № 900, введенная в эксплуатацию в 1970 г., была первой в серии кораблей проектов 705 и 705К, имеющих реактор с жидкометаллическим теплоносителем (ЖМТ). В связи с выходом из строя части вспомогательного оборудования первого контура и невозможности его ремонта, в 1972 г. она была выведена из эксплуатации. Реакторный отсек был вырезан из АПЛ, свободные полости первого контура заполнены консервантом на основе фурфурола и по всей поверхности верхней палубы реакторного отсека, включая крышку реактора, уложен слой битума высотой до 1000 мм. Было принято решение о затоплении отсека в районе архипелага Новая Земля , но оно не было осуществлено в связи с вступлением СССР в Международную конвенцию о запрещении захоронения в море радиоактивных отходов. В 2010 г. специалистами ФГУП «СевРАО» была успешно выполнена работа по извлечению отработавшей выемной части (ОВЧ) из реактора аналогичной аварийной АПЛ класса «Альфа» заказ 910. После неоднократных совещаний с проектантами реактора, активной зоны, атомной подводной лодки было принято решение приступить к подготовке и выгрузке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) из реактора зав. № 900.

Невозможность извлечения ОВЧ из реактора АПЛ зав. № 900 по штатной технологии была обусловлена несколькими причинами : • корпус реактора отсечен от первого контура путем среза патрубков и установки заглушек; • активная зона находилась в «замороженном» состоянии в сплаве; • свободный объем корпуса реактора выше уровня теплоносителя заполнен твердеющим консервантом; • из реакторного отсека демонтировано все оборудование; • реакторный отсек на 90% заполнен специальным битумом. В связи с изложенным выше, выгрузить ОВЧ из реактора зав. № 900 с использованием унифицированного перегрузочного оборудования (УПО), как это выполнялось на предыдущих АПЛ класса «Альфа», не представлялось возможным. Специалистами ОАО «ОКБМ Африкантов», ГНЦ «РФ-ФЭИ» им. А.И. Лейпуновского, ОАО «НИКИЭТ», СЗЦ «СевРАО» – филиала ФГУП «РосРАО» была разработана принципиально новая технология по извлечению ОЯТ из реактора зав. № 900. В связи с тем, что никогда ранее такие работы не выполнялись, на каждый

1 (24), 2013

The SC Defueling and Dismantling Practices

V.V. Eremenko, “SevRAO” – Branch of FSUE «RosRAO»

standard procedure was dictated by several reasons: • the reactor vessel was isolated from the primary circuit by cutting off connecting pipes and plugs fixing; • the core was brought into the alloy “frozen” condition; • the free space of the reactor vessel above the coolant was filled with a solidifying conserving agent; • the entire equipment was stripped from the reactor compartment; • the reactor compartment was filled with a special bitumen by 90%. The above stated determined the impossibility of SC removal from the NPS-900 reactor making use of standardized transfer equipment (STE), as it had been done previously in class “Alpha” NPS. Specialists of JSC Afrikantov OKBM, A.I. Leypunsky SRC RF IPPE, JSC NIKIET, NWC SevRAO – FSUE RosRAO subsidiary – have developed a fundamentally new technology of SNF removal from the NPS-900 reactor. As these operations had never been performed before, a special process was to be developed for each stage of the work. In September 2010 the NPS-900 reactor unit was brought to Gremikha. In October 2010 the unit was placed into the SD-10 dry dock for

39 The SC defueling and dismantling practices

Class “Alpha” NPS No. 900 commissioned in 1970 was the first in the series of ships projects 705 and 705K with a liquid metal coolant (LMC) reactor. Since a part of the primary circuit auxiliary equipment failed and its repair proved to be impossible, in 1972 it was taken out of service. The reactor compartment was cut out from the NPS, hollow cavities in the primary circuit were filled with furfurol-base conserving agent and a bitumen layer, up to 1000m high, was applied over the entire surface of the reactor compartment upper deck, the reactor cover inclusive. The decision was made to dump the reactor compartment in the Novaya Zemlya archipelago water area, though it was never implemented as the USSR joined the International Convention prohibiting radioactive waste dumping in the seas. In 2010 the specialists of FSUE SevRAO successfully implemented the retrieval of the spent core (SC) from the reactor of a similar class “Alpha” damaged NPS, No. 910. After repeated meetings with the submarine reactor and reactor core designers it was decided to start the preparation for the removal and the removal itself of the spent nuclear fuel (SNF) from the NPS-900 reactor. The impossibility of the SC retrieval from the NPS-900 reactor based on the

Практические работы по выгрузке и разборке ОВЧ

этап работ приходилось разрабатывать отдельную технологию. В сентябре 2010 г. блок зав. № 900 был доставлен в п. Гремиха. В октябре 2010 г. блок был поставлен в сухой док СД-10 для проведения работ по подготовке к выгрузке реактора и последующего извлечения из него ядерного топлива. Первым шагом необходимо было освободить отсек от залитого в него битума. Битум использовался для создания барьера между реактором и морской водой при условии ее попадания в отсек. С этой целью в битум были введены добавки, обеспечивающие его повышенную текучесть и низкую температуру замерзания. За 30 лет нахождения битума, обладающего высокой текучестью, в отсеке он проник во все, даже самые незначительные и мелкие трещины и полости. В связи с ограниченным объемом отсека работы выполняли вручную с использованием отбойных молотков. Из-за большой текучести битума работы вели в условиях отрицательных температур с обязательным применением средств защиты органов дыхания, а также мобильной защиты от ионизирующего излучения, что значительно затрудняло выполнение операции. Эта работу проводили в течение пяти месяцев. Всего из отсека было извлечено около 120 т битума. После очистки отсека от битума, демонтажа защитного барабана и крепления реактора к опорному фланцу была произведена транспортировка реактора из отсека и установка его в береговое хранилище на стенд для последующей разборки и выгрузки ОЯТ. В связи с конструктивными особенностями разборку реактора можно было выполнить, только предварительно развернув его на 180 градусов, т.е. по сути перевернув. Для этой цели был спроектирован и изготовлен стенд кантователь. До переворота реактора необходимо было срезать задвижки и удалить консервант из патрубков реактора. Для выполнения всех операций, которые по сути дела проводились впервые, необходимо было спроектировать и изготовить специальное оборудование и специальные инструменты. В 2012 г. были начаты работы по разборке реактора. Выгрузка топлива реактора является опасной в ядерном и радиаци-

онном отношении операцией, требующей строгого соблюдения норм и требований радиационной и ядерной безопасности в соответствии с НРБ99/2009 и ОСПОРБ 99/2010. Несоблюдение норм и требований радиационной и ядерной безопасности могли привести к повышенному облучению персонала. Поэтому при выполнении работ по выгрузке топлива необходимо было принять меры по защите персонала от радиационного воздействия, которые определялись временем проведения работы и теневой защитой. Вначале была срезана рубашка парового обогрева реактора. В связи с повышенными уровнями ионизирующего излучения для защиты персонала от ионизирующего излучения была изготовлена биологическая защита, через которую производили рез обечайки. После демонтажа рубашки парового обогрева была выполнена резка и демонтаж днища корпуса реактора, монтаж системы разогрева и слива жидкого металлического теплоносителя из корпуса реактора. Разогрев реактора проводили горячей водой до температуры около 80°С, а затем паром до температуры (150–160) °С. В процессе разогрева реактора и слива теплоносителя осуществляли постоянный контроль изменения реактивности реактора и контроль температуры сплава. Демонтаж систем разогрева и слива сплава проводили после полного естественного расхолаживания реактора. После выполнения этих операций приступили к монтажу опорных колец для установки оборудования для разборки ОВЧ, выполняющих одновременно роль защиты от ионизируюшего излучения. Затем были выполнены работы по разборке ОВЧ, демонтажу фильтра, нижней плиты, срезки обечайки и другого оборудования. В связи с тем, что работы выполнялись впервые, на всех этапах осуществлялось научно-техническое сопровождение со стороны проектантов ОКБМ, ФЭИ, НИКИЭТ. Часть работ выполнялись по отдельным совместным техническим решениям, принимаемым уже в процессе исполнения операции. Поэтому при выполнении наиболее ответственных операций на месте выполнения работ всегда находились представители проектных институтов.

preparation of the reactor for removal and its subsequent defueling. The first step was aimed at emptying the unit of the bitumen poured in it. The bitumen was used for creating a barrier between the reactor and the sea water in the event of its penetration into the compartment. For this purpose certain additives were introduced into the bitumen providing its improved fluidity and low freezing point. Throughout 30 years of the bitumen staying in the compartment its high fluidity caused its penetration into all even insignificant and small racks and cavities. Due to a limited volume of the compartment the operations were performed manually using jack-hammers. Owing to the bitumen high fluidity the operations were conducted at

the compartment and installed on the coastal storage rack for subsequent dismantlement and SNF removal. In view of the reactor design features, its dismantling could be done solely with its preliminary rotation by 180 degrees, i.e. basically overturn. With this in view a tilting stand was designed and manufactured. The reactor overturning necessitated the gates cutting off and the removal of conserving agent from the reactor connections. It was necessary to design and to manufacture a special-purpose equipment and specialized tools for coping with all the operations, which were performed basically for the first time. In 2012 the reactor dismantling operations were started. The reactor defuel-

The SC defueling and dismantling practices

Погрузка ТУК-108 с ОЯТ на т/х «Серебрянка» Loading of TUK-108 with SNF on the borad of m/s «Serebryanka»

negative air temperatures with mandatory use of protective respiratory means, as well as of mobile protection against ionizing radiation, which significally hampered the operations. The work was performed for five months. About 120 t of bitumen were removed from the compartment. After the bitumen removal from the compartment, dismantling of the reactor protection drum with its attachments to the bearing flange the reactor was retrieved from

ing is a hazardous operation from nuclear and radiation standpoint, as it necessitates the strict compliance with the regulations and requirements of radiation and nuclear safety as per NRB‑99/2009 and OSPORB 99/2010. Failure to meet the regulations and requirements of radiation and nuclear safety could give rise to increased radiation exposure of the personnel. Therefore, the defueling operations necessitated the measures aimed at the personnel protection against

В ноябре 2012 г.после завершения всех подготовительных работ приступили к завершающей стадии – выгрузке отработавшего ядерного топлива из реактора. Выгрузку ОЯТ производили в соответствии с Технологической инструкцией по выгрузке кассет активной зоны из ОВЧ реактора блока зав. № 900 с использованием специально изготовленного оборудования.

Выгрузка кассет с ОЯТ Removal of spent fuel assemblies

Практические работы по выгрузке и разборке ОВЧ

Операция выгрузки ОЯТ из реактора являлась технически сложной и наиболее опасной в ядерном отношении, требующей строгого соблюдения норм и требований ядерной и радиационной безопасности, четкой организации работ, высокой квалификации персонала. Мероприятиями по обеспечению ядерной безопасности предусматривалось исключение возможности попадания в активную зону воды и несанкционированных смещений топливных элементов относительно рабочих органов системы управления защиты (СУЗ). Для обеспечения измерения параметров ядерной безопасности были установлены три канала регистрации плотности потока нейтронов. Результаты этих измерений использовались для определения подкритичности реактора.

12 ноября 2012 г. работы по извлечению ОЯТ из реактора блока зав. № 900 были успешно завершены. В декабре 2012 г. пеналы с топливом были загружены в специально модернизированные транспортные контейнеры ТУК-108/1 и на т/х «Серебрянка» вывезены для временного хранения на ФГУП «Атомфлот». После подготовки производства по переработке данного типа ОЯТ топливо будет направлено для переработки на ПО «Маяк». Выполнению работы по выгрузке ОЯТ из реактора блока зав. № 900 способствовали: 1) разработка нормативно-технической и конструкторско-технологической документации, выполненной в обоснование безопасности и проведения работ по подготовке к выгрузке ОЯТ; 2) опыт, накопленный в ЦО РАО — отделении Гремиха СЗЦ «СевРАО» — филиала ФГУП «РосРАО» при проведении подобных работ. Благодаря успешно завершенной работе по выгрузке ОЯТ из реактора блока зав. № 900 Государственной корпорацией «Росатом» было принято решение о выгрузке ОЯТ из девяти ОВЧ, ранее выгруженных из реакторов АПЛ класса «Альфа» в п. Гремиха специалистами ЦО РАО – отделения Гремиха СЗЦ «СевРАО» – филиала ФГУП «РосРАО». Это решение приведет к значительной экономии бюджетных средств. Ведь при выполнении работ будут использованы оборудование и оснастка, разработанные и изготовленные для реактора блока зав. № 900. В соответствии с Государственным оборонным заказом на 2013 г. начаты работы по подготовке к выгрузке ОЯТ из ОВЧ блока зав. № 910, которая планируется к выполнению в 2014 г . В дальнейшем предполагается проводить по две выгрузки в год, что позволит уже к 2019 г. полностью выгрузить ОЯТ из ОВЧ реакторов АПЛ класса «Альфа».

organizational management and high qualification of the personnel. The measures aimed at nuclear safety assurance precluded the water ingress into the reactor core and an unauthorized fuel element displacement against the control and protection system (CPS) actuators. Three channels for neutron flux density recording were provided to guarantee the measurement of the nuclear safety parameters. The results of the measurements were used to determine the reactor subcriticality. On November 12, 2012 the work aimed at the SNF removal from the NPS-900 reactor was completed successfully. In December 2012 the canisters with the fuel were placed in specially retrofitted TUK-108/1 casks and by “Serebryanka” motor ship they were shipped for an interim storage to FSUE Atomflot. When the SNF reprocessing process will be available, the fuel will be shipped to PA Mayak for reprocessing. The following factors promoted the SNF removal from the NPS-900 reactor compartment: 1) development of regulatory, technical, design and process documentation for justification of the safety and the feasibility of SNF removal; 2) experience gained by CO RAO, Gremikha division of NWC SevRAO – subsidiary of FSUE RosRAO – in implementation of similar operations. Owing to the successful completion of efforts aimed at SNF removal from the NPS900 reactor, the State Corporation “Rosatom” made the decision to remove SNF from nine SC, previously dismantled from class “Alpha” NPS in Gremikha by the specialists of CO RAO – Gremikha division of NWC SevRAO – subsidiary of FSUE RosRAO. This approach will result in essential budgetary savings, as the equipment and the rigging developed and manufactured for the NPS-900 reactor will be used in the course of operations. Pursuant to the State Defense Order of the year 2013 operations aimed at preparation for SNF removal from SC of NPS-910 were started, which completion is planned for the year 2014. Later two removal operations per year are contemplated, which will permit the complete removal of SNF from SC of class “Alpha” NPS reactors by the year 2019.

43 The SC defueling and dismantling practices

radiation effects, which were dictated by the duration of operations and the shadow shielding. First the reactor steam heating jacket was cut off. Due to increased ionizing radiation levels a biological shielding for cutting the shell was manufactured to protect the personnel against ionizing radiation. After the reactor steam heating jacket dismantling the reactor vessel bottom was cut off and dismantled, and the system for heating up and draining the liquid metal coolant from the reactor vessel was mounted. The reactor was heated up by hot water up to a temperature of 80°C, and then by steam up to (150-160)°C. The reactor reactivity variation and the alloy temperature were constantly monitored in the course of the reactor heating up and the coolant draining. The alloy heating up and draining systems were dismantled after complete natural cooling down of the reactor. After the operations fulfillment the support rings for installation of the SC dismantling equipment acting simultaneously as an ionizing protection, were mounted. Then SC, filter, lower plate, shell and other equipment were dismantled. As the work has been performed for the first time, the research and technical supervision on the part of the designers of OKBM, IPPE, NIKIET was carried out at all stages. Certain operations were based on specific joint technical decisions made in the course of the work. Therefore, representatives of design institutes always attended the work site during the most crucial operations. In November 2012 after completion of all preparatory operations the final stage, i.e. the retrieval of the spent nuclear fuel from the reactor, started. The SNF removal was carried out on the basis of Operation Instructions on fuel assemblies removal from the NPS-900 reactor SC using specially manufactured equipment. The SNF removal from the reactor was a complicated procedure from technical viewpoint, being the most nuclear hazardous operation, which necessitated the strict compliance with the rules and requirements of nuclear and radiation safety, clear-cut

1 (24), 2013

Работы по формированию реакторных блоков в бухте Разбойник Р.С. Котенко, Отделение Фокино Дальневосточного центра по обращению с радиоактивными отходами – филиала ФГУП «РосРАО» ДВЦ «ДальРАО»

Работы по формированию реакторных блоков в бухте Разбойник

В период 2001 — 2012 гг. ДВЦ «ДальРАО» — филиалом ФГУП «РосРАО» принято на временное хранение 54 плавучих блока утилизированных АПЛ, сформированных на судоремонтных заводах Приморского края, 19 трехотсечных блоков, изготовленных ОАО «СВРЦ», находятся на Камчатке, начало их буксировки в Приморский край планируется на 2017 год. Для производства работ по формированию одноотсечных блоков и обеспечения их безопасного наземного хранения в 2012 году завершено строительство 1-й очереди Пункта долговременного хранения реакторных отсеков (ПДХ РО) на 28 блоков РО. Завершение строительства полного развития на 100 реакторных отсеков намечено в 2015 году. В бухте Разбойник 18 мая 2012 года состоялась торжественная церемония открытия Пункта долговременного хранения реакторных 1-й очередь Пункта долговременного хранения реакторных отсеков (ПДХ РО) 1st line of the Long-Term Storage Point for Reactor Compartments (LSP RC)

отсеков утилизированных АПЛ ДВЦ «ДальРАО» (филиал ФГУП «РосРАО»). Мероприятие было проведено в рамках соглашения о сотрудничестве между Правительствами РФ и Японии и во исполнение Соглашения между Госкорпорацией «Росатом» и японским Комитетом по сотрудничеству в целях содействия в области ликвидации ядерного оружия. В рамках соглашения о сотрудничестве между Правительствами РФ и Японии японская сторона передала на ПДХРО плавучий док «Сакура», буксир и два портальных крана грузоподъемностью 10 и 32т.

1 (24), 2013

Reactor Unit Formation Operations in Razboinik Bay

R. Kotenko, Fokino Branch of the Far-East Center for Radioactive Waste Management – FSUE «RosRAO» Branch of FEC«DalRAO»

In the framework of the agreement on cooperation between the Government of the RF and Japan the Japanese partner donated the floating dock “Sakura”, a tugboat and two gantry cranes of 10 t and 32 t, to the LSP RC. Pursuant to the Agreement between the RF Atomic Energy Ministry and FRG Ministry of Economics and Labour the German partner supplied a track-type transport system for heavy-weight cargos consisting of 28 travel mechanisms, 7 lift-table transfer mechanisms, a power supply unit and equipment for shipment of the NPC units. The long-term storage point for RC units and maintenance ship (ATO) large storage packages (LSP RC) is located in Ustrichny cape of Razboinik Bay, closed administrative-territorial unit (ZATO) Fokino in the Maritime Territory. The Ustrichny long-term storage point of reactor compartments includes the following facilities: • Stock No.1; • Stock No.2; • Transshipment quayside with a landing for cutting the hull structures; • Transshipment quayside with a drawout track; • Long-term storage pad for the reactor compartment units;

45 Reactor unit formation operations in Razboinik Bay.

In the period of 2001 — 2012 FEC “DalRAO”, the FSUE “RosRAO” subsidiary, accepted for temporary storage 54 floating units of decommissioned NPS formed at shipyards of the Maritime Territory, 19 threecompartment reactor units fabricated by JSC SVRC are stored in Kamchatka, the start of their towing to the Maritime Territory is contemplated in 2017. For execution of the work aimed at formation of single-compartment reactor units and at assuring their safe land storage the construction of the first phase of a long-term storage for reactor compartments (LSP RC), which can host 28 RC units, was completed in 2012. Completion of the full growth construction, that will permit placing 100 reactor compartments for storage, is scheduled in 2015. A high-profile ceremony of opening the long-term storage point for reactor compartments from decommissioned NPS of FEC DalRAO (a FSUE RosRAO subsidiary) took place on May 18, 2012. The action was arranged in the framework of the agreement on cooperation between the Governments of the RF and Japan and pursuant to the Agreement between the State Corporation “Rosatom” and Japanese Cooperative Committee for assistance in the field of nuclear weapons liquidation.

Церемония открытия Пункта долговременного хранения реакторных отсеков Ceremony of the opening of the Long-Term Storage Point for Rector Compartments

Работы по формированию реакторных блоков в бухте Разбойник

В соответствии с соглашением между министерством РФ по атомной энергии и Федеральным министерством экономики и труда ФРГ германской стороной была поставлена рельсовая транспортная система тяжеловесных грузов в составе 28 механизмов передвижения, 7 подъемных столов, блока питания и оборудования для транспортирования блоков АПЛ. Пункт долговременного хранения блоков РО и блок-упаковок судов АТО (ПДХ РО) расположен на мысе «Устричный» б. Разбойник, ЗАТО г. Фокино Приморского края. В состав Пункта долговременного хранения реакторных отсеков «Устричный» входят следующими объекты: • стапельное место №1; • стапельное место №2; • перегрузочный причал с площадкой разделки корпусных конструкций; • передаточный причал с вытяжными путями; • площадка долговременного хранения блоков реакторных отсеков; • газовое хозяйство для разделки реакторных отсеков АПЛ (площадка газификации жидкого кислорода, площадка открытого склада ацетилена и углекислого газа в баллонах);

• транспортно - передаточный плавдок «Сакура» ; • корпус подготовки и окраски РО. • помещение для хранения судовозного оборудования; • производственно-бытовой корпус Для обеспечения радиационной безопасности в составе производственно-бытового корпуса предусмотрены помещения санпропускника, лаборатории РХЛ и контроля внешней среды, пункт дезактивации автотранспорта. Стапельное место № 1 Предназначено для разделки плавучих блоков АПЛ и формирования одноотсечных блоков РО (кроме нанесения антикоррозийной защиты), разделки судов АТО и формирования блок-упаковок. На стапельном месте предусматривается одновременная постановка двух блоков РО АПЛ или одного судна АТО. Стапельное место № 1 оборудовано портальным краном грузоподъемностью 32 т, системами газоснабжения, пожаротушения, пунктами подключения электроэнергии. Длина стапельного места № 1 — 90 м, ширина — 43 м. Стапельное место №2 с вытяжными путями Предназначено для долговременного хранения фрагментов (блокупаковок) судов АТО и надводных кораблей с ЯЭУ.

Рельсовая транспортная система тяжеловесных грузов Rail transport system for heavy cargos

Stock No. 1 The stock is intended for cutting the NPS floating units and forming single-compartment RC units (except for anticorrosion coating application), cutting the ATO ships and forming large storage packages. Simultaneous placement of two NPS RC units or one ATO ship is provided on the Stock. The Stock No. 1 is equipped with a 32 t gantry crane, a gas supply system, a fire extinguishing system, electric power plugin points. The Stock No. 1 is 90m long and 43m wide. Stock No. 2 with the draw-out track. The stock is designed for long-term storage of fragments (large storage packages) of ATO and surface ships with nuclear propulsion system. The length of the Stock No. 2 is 108.0m. Transshipment quayside with a landing for cutting the hull structures.

The total length of the quayside, inclusive of its inter-linkage sections, is 135m, its width is 10m, the landing for cutting the hull structures, also used for storage of metal scrap made ready for sale, has a concrete cover, its length is 100m, its width is 20m, the transshipment quayside is fitted out with a 10t gantry crane, gas supply and fire extinguishing systems, electric power plug-in points. The transshipment quayside with the draw-out track is 40.0m long, the length of the draw-out track being 23m. Gas supply system The gas supply system integrates: a liquid oxygen gasification pad and a gasifier, a 20-cylinder acetylene header, a compressor plant, pipelines for centralized feed of oxygen, acetylene and compressed air. • • • • • •

Transport-transfer dock “Sakura” Weight-handling capacity 3500t Maximum length 76m Length across the dock floor 65m Maximum width 34.10m Inboard width 23.32m Pier width 11m

Building for RC preparation and painting The building for RC preparation and painting is designed for applying anticorrosion protection on outside hull structures of the reactor sections from the dismantled NPS. The production building includes two shops (shot-blasting and painting ones) and auxiliary rooms. The production and amenities building is equipped with all necessary life-support systems.

Плавучий док «Сакура», буксир и два портальных крана Floating stock «Sakura», tug and two portal cranes

47 Reactor unit formation operations in Razboinik Bay.

• Gas supply system for cutting the NPS reactor compartments ((liquid oxygen gasification pad, open storage for acetylene and carbon dioxide cylinders); • Transport/transfer floating dock “Sakura”; • Building for RC preparation and painting. • Room for the ship-carrying equipment; • Production and amenities building. A personnel decontamination room, a radiochemical laboratory for environmental monitoring, a motor vehicle decontamination point are provided within the production and amenities building for radiation safety assurance.

Длина стапельного места №2 108,0 м. Перегрузочный причал с площадкой разделки корпусных конструкций. Общая длина причала с участками сопряжения составила 135 м, ширина 10 м, площадка разделки корпусных конструкций, используемая также и для складирования подготовленного к реализации металлолома, имеет бетонное покрытие, длина площадки 100 м, ширина 20 м, перегрузочный причал оборудован портальным краном грузоподъемностью 10 т, системами газоснабжения, пожаротушения, пунктами подключения электроэнергии. Передаточный причал с вытяжными путями имеет длину 40,0 м, длина вытяжных путей 23 м. Газовое хозяйство В состав газового хозяйства входят: площадка газификации жидкого кислорода с газификатором, разрядная рампа ацетилена на 20 баллонов, компрессорная, трубопроводы централизованной подачи кислорода, ацетилена, сжатого воздуха.

Работы по формированию реакторных блоков в бухте Разбойник

48 • • • • • •

Транспортно-передаточный док «Сакура» Грузоподъемность 3500 т Длина наибольшая 76 м Длина по стапель-палубе 65 м Ширина наибольшая 34,10 м Ширина между внутренними бортами 23,32 м Ширина эстакады 11 м

Корпус подготовки и окраски РО Корпус подготовки и окраски РО предназначен для нанесения антикоррозионной защиты на наружные корпусные конструкции реакторных отсеков утилизируемых АПЛ. Производственный корпус включает два цеха (цех дробеструйной очистки и цех окраски) и вспомогательные помещения. Производственно-бытовой корпус оборудован необходимыми системами жизнедеятельности. В 2012 году для производства работ по формированию блоков реакторных отсеков из трехотсечных блоков АПЛ, утилизации смежных с реакторным отсеков, формированию блок-упаковок судов АТО в ДВЦ «ДальРАО» была создана служба утилизации трех- и многоотсечных блоков

АПЛ, судов АТО и длительного хранения одноотсечных реакторных блоков. Основные задачи службы утилизации трех- и многоотсечных блоков АПЛ, судов АТО и длительного хранения одноотсечных реакторных блоков: • формирование одноотсечных блоков реакторных отсеков из трех (много) отсечных блоков АПЛ; • разделка смежных отсеков блока АПЛ на куски, пригодные к дальнейшей переработке; • утилизация судов АТО, формирование блок-упаковок; • разделка смежных с блок-упаковкой частей судов АТО на куски, пригодные к дальнейшей переработке; • обеспечение безопасного и безаварийного хранения блоков РО, блокупаковок судов АТО на площадке длительного хранения; • обеспечение радиационной безопасности при производстве работ и длительном хранении реакторных отсеков и блок-упаковок в ПДХ РО; • техническое обслуживание реакторных отсеков и блок-упаковок судов АТО в соответствии с Инструкцией по обслуживанию; • осуществление контроля над ходом выполнения работ по формированию одноотсечных реакторных блоков контрагентами; • обеспечение учета и контроля твердых радиоактивных отходов, загруженных в реакторные блоки в соответствии с требованиями нормативных документов; • проведение комплекса мероприятий по приведению реакторных отсеков и блок-упаковок в соответствии с требованиями нормативных документов; • приведение в соответствие с требованиями руководящих документов рабочих мест службы утилизации трех (много) отсечных блоков АПЛ, судов АТО и длительного хранения одноотсечных реакторных блоков (ПДХ РО). В сентябре-октябре 2012 года через п/д «Сакура» были подняты и поставлены на стапель трехотсечные блоки зав. № 224, 227. К концу 2012 года сформирован основной состав производственного персонала, приобретено оборудование и инструмент. С января по март 2013 года на трехотсечных блоках были развернуты работы

the reactor compartments and large storage packages in LSP RC. • Maintenance of the reactor compartments and ATO ship large storage packages based on the Service Instructions. • Supervision over the progress of the work performed by contractors and aimed at formation of singlecompartment reactor units. • Account and control of solid radioactive waste loaded into the reactor units based on the regulatory documentation requirements. • Complex of measures to bring reactor compartments / large storage packages in accordance with the regulatory documentation requirements. • Adaptation of workstations of the service for dismantlement of three(multi-) compartment NPS units, ATO ships and for a long-term storage of single-compartment reactor units to the guiding documentation requirements. Three-compartment units of NPS Nos. 224, 227 were lifted and placed on the stock via the floating dock “Sakura” in September–October, 2012. By the end of 2012 the main production personnel was recruited, the relevant equipment and tools were purchased.

49 Reactor unit formation operations in Razboinik Bay.

A service for dismantling three- and multi-compartment NPS units, ATO ships and long-term storage of single-compartment reactor units was set up in 2012 for formation of reactor compartment units from three-compartment NPS units, dismantlement of compartments adjacent to the reactor compartment, formation of ATO ship large storage packages at FEC DalRAO. The objectives set for the service for dismantlement of three- and multi-compartment NPS units, ATO ships and for long-term storage of single-compartment reactor units are: • Formation of single-compartment reactor units from the three- (multi-) compartment NPS units; • Cutting of the NPS reactor adjacent compartments into fragments fit for further processing; • Dismantling of ATO ships, formation of large storage packages; • Cutting of ATO ship parts adjoining the large storage package into fragments fit for further processing; • Assurance of safe and failure-free storage of the RC units, ATO ships large storage packages on the long-term storage pad; • Radiation safety assurance in the course of operations and long-term storage of

Два блока РО поставленые на долговременное хранение Two RC units placed for a longterm storage

Работы по формированию реакторных блоков в бухте Разбойник

по формированию систем ТОС и ТОБУТ, трехотсечные блоки в марте были подготовлены к огневым работам. 30 июля 2013 года в бухте Разбойник завершился первый этап работ по формированию блоков реакторных отсеков утилизированных АПЛ. На долговременное хранение поставлены первые два блока РО. В 2013 году в рамках ГОЗа произведена разрезка трехотсечных блоков на одноотсечные. Изготовлены и смонтированы опорные фундаменты и дополнительные переборки, сформированы и установлены на площадку долговременного хранения одноотсечные реакторные блоки АПЛ зав. №224, 227. Для достижения этой цели был выполнен следующий состав работ. ПД «Сакура» транспортируется буксирами на место погружения, в погруженный док заводится трехотсечный блок. После всплытия док вместе с блоком транспортируется к передаточному причалу ПДХ РО. Далее при помощи рельсовой транспортной системы тяжеловесных грузов с использованием 28 механизмов передвижения, блока питания и оборудования для транспортирования блоков АПЛ трехотсечный блок перемещается на стапельное место №1. После чего трехотсечный блок оснащается лесами, выгораживается зона режима радиационной безопасности, очищается от обрастания, оснащается системами ТОС и ТОБУТ, удаляется резиновое покрытие легкого корпуса, размечается и очищается от изоляции линия реза. По линиям реза трехотсечный блок разрезается на реакторный и смежные отсеки, которые отодвигаются от реакторного отсека при помощи судовозной транспортной системы. Дальше одновременно производятся работы по

формированию одноотсечного реакторного блока и утилизации (разделки) смежных отсеков на металлолом, согласно ГОСТ 2787-86 на куски форматом 5А. Для формирования реакторного отсека производятся следующие работы. С реакторного отсека снимается легкий корпус и все элементы наружного насыщения. Изготавливаются и устанавливаются на прочном корпусе биологическая защита, зашивные листы, опорные фундаменты, дополнительные переборки, трапы и площадки. Прочный корпус и межпереборочное пространство проверяются на герметичность. После выполнения этих работ сформированный реакторный блок при помощи судовозного оборудования перемещается и устанавливается на длительное хранение (до 70 лет) на опорные боковые стулья на площадке долговременного хранения. После сдачи в эксплуатацию цеха покраски в 2014 году реакторные блоки будут перемещены для производства работ по дробеструйке и покраски. Трехотсечный блок АПЛ зав. №226 30 июля 2013 года поднят и установлен на стапельное место № 1. В настоящее время ведутся работы по формированию одноотсечного блока и разделки конструкций смежных отсеков. Окончание работ 15.12.2013 года. Проектная мощность ПДХ РО позволяет подготовить пять реакторных блоков в год, что обеспечит утилизацию трехотсечных блоков в течение 10 — 15 лет. Введение второй очереди и оснащение стапельного места №2 позволит выйти на производительность восемь блоков, что сократит процесс утилизации до 8 — 10 лет.

Работы по формированию систем ТОС и ТОБУТ Formation of TOS and TOBUT systems

the reactor compartment using the shipcarrying transport system. Then the formation of single-compartment reactor unit and the dismantlement (cutting) of the adjacent compartments into metal scrap as 5A size fragments according to GOST 2787-86 were performed simultaneously. The following operations are carried out for the reactor compartment formation. The outer shell is removed from the reactor compartment along with all external outfitting elements. The biological shielding, cladding plates, bearing bases, additional bulkheads, gangways and landings are manufactured and installed on the strong hull. The strong hull and the inter bulkhead space are tested for tightness. After operations completion the formed reactor unit by means of the ship-carrying equipment is moved and placed for a long-term storage (up to 70 years) on the bearing side seats of the long-term storage pad. After making operational the painting shop in 2014 the reactor units will be moved for shot blasting and painting. On July 30, 2013 the three-compartment unit of NPS-226 was lifted and placed on the stock No. 1. At present operations are underway to form single-compartment units and to cut adjacent compartment structures. The work will be completed on December 15, 2013. The LSP RC design holding capacity permits to prepare five reactor units per year, which will provide for dismantling of three-compartment units within 10—15 years. The introduction of the second line and the equipment of the stock No. 2 will permit to reach the output of 8 units, which will reduce the dismantlement process to 8—10 years.

51 Reactor unit formation operations in Razboinik Bay.

Throughout January – March, 2013 the operations aimed at the ship maintenance system (TOS) and working safety system (TOBUT) formation started, and the threecompartment units were prepared for hot works in March. The first stage of operations aimed at formation of reactor compartment units from the dismantled NPS was completed on July 30, 2013 in Razboinik Bay. The first two RC units were placed for a long-term storage. In 2013 within the State Defense Order the three-compartment units were cut into single-compartment ones. The bearing bases and additional bulkheads were mounted, singlecompartment reactor units from NPS Nos.224, 227 were formed and placed on a long-term storage pad. With this in view the following work was done. FD “Sakura” was transported by a tugboat to the submersion place, and the three-compartment unit was brought to the submerged dock. After surfacing the dock with the unit was transported to the LSP RC transfer quayside. Then using the rail track transport system for heavyweight cargos and 28 travel mechanisms, the power supply unit and the equipment for the NPS units shipment, the threecompartment unit was moved to the stock No. 1. After that the three-compartment unit was provided with scaffoldings, the radiation hazardous zone was fenced, cleared from fouling and equipped with TOS and TOBUT systems, the outer casing rubber coating was removed, the cutting line was marked and cleared from insulation. The 3-compartment unit was cut along cutting lines into the reactor and adjacent compartments, which were moved aside from

1 (24), 2013

«Золотая рыбка» – последний поход

В.С. Никитин, Е.В. Баранов, ОАО «ЦС «Звездочка»

«Золотая рыбка» — последний поход

1. «Золотая рыбка» – один из самых амбициозных проектов в истории мирового кораблестроения История уникальной «Золотой рыбки» началась в декабре 1959 года с постановления партии и правительства «О создании скоростной подводной лодки, новых типов энергетических установок и НИОКР для подводных лодок». Задача ставилась конкретная — увеличить в два раза глубину и скорость подводного хода по сравнению с атомными подводными лодками первого поколения. Также намечалось использование новых конструкционных материалов, создание новой энергетической установки уменьшенных габаритов, использование нового противокорабельного комплекса с подводным стартом и новых торпед. Фактически новая подлодка создавалась с чистого листа. Боевым назначением лодки являлась борьба с авианосцами и скоростными кораблями охранения противника. Для воплощения данного проекта в жизнь в Советском Союзе создавалась принципиально новая отрасль металлургической промышленности, связанная с технологиями титановых сплавов, невиданных доселе в мире. Для работы

с титаном на Северном машиностроительном предприятии потребовалось создание специальных цехов и других помещений. Разработало субмарину в конце 50-х годов Ленинградское морское бюро машиностроения «Малахит». Проектирование атомной подводной лодки с крылатыми ракетами (ПЛАРК) проекта 661 осуществлялось под руководством главного конструктора Н.Н. Исанина, позже его сменил Н.Ф. Шульженко. Шесть лет рабочие и специалисты «Севмашпредприятия» строили первую в мире АПЛ из титанового сплава. Эти сроки определялись в первую очередь тем, что в 60-х годах в нашей стране титан выплавляли небольшими партиями в основном для космической промышленности (на начало 1960-х гг. производство титана в СССР составляло всего полторы тысячи тонн в год). А в данном случае в Северодвинске впервые создавался гигантский боевой подводный корабль массой 5200 тонн. Эта работа была колоссальной и проходила она в условиях особой секретности. В результате подводная лодка, получившая тактический номер К-162, была спущена на воду лишь 21 декабря 1968 г. 13 декабря 1969 г. она вышла на заводские ходовые испытания. В создании опытной ПЛАРК К-162 участвовало свыше 400 организаций

1 (24), 2013

”The Goldfish” – The Last Cruise

V. Nikitin, E. Baranov, JSC SR «Zvezdochka»

The history of the unique ”Goldfish” began in December 1959 with the Decree of the Party and the Government “On the Creation of High Speed Submarine, New Types of Power Installations and Submarine Research and Development”.The task was specific - to double the submerged depth and speed as compared to nuclear submarines of the first generation. It was also planned to use new structural materials, to create new , more compact power installations, to use a new submarine-launched antiship weapon system and new torpedoes. In fact, the new submarine was created from scratch. The purpose of the submarine was to combat enemy aircraft carriers and high-speed escort vessels. To bring this project to life, a fundamentally new branch of metallurgy dealing with innovative titanium alloys technologies was created in the Soviet Union. To work with titanium, the Northern Machine-Building Enterprise required a purpose-built workshops and other premises. The submarine was developed in the late 50s by Leningrad Naval MachineBuilding Bureau “Malachite”. The design of cruise-missile-carrying nuclear submarine

(SSGN)) project 661 was implemented under the direction of the Chief Designer N. N. Isanin who was later replaced by N.F. Shulzhenko. For six years the workers and the specialists of the “Sevmash” enterprise had been building the world’s first NPS with a titanium alloy hull. These timescales were determined primarily by the fact that in the sixties titanium in our country was produced in small quantities mainly for the aerospace industry (at the beginning of the 1960s the titanium production in the USSR was only one and a half thousand tons per year). And in this context a giant combat submarine weighing 5200 tons was created in Severodvinsk for the first time ever. It was an enormous work that was carried out in special secrecy conditions. Finally, the submarine, which received the tactical number К-162, was launched only on December 21, 1968, and underwent manufacturer’s sea trials on December 13, 1969. Over 400 organizations and enterprises of our country took part in the creation of the pilot SSBN К-162. The creation of NPS project 661 (“Anchar”) costed our country 240 million rubles. It means that each citizen of the Soviet Union paid his ruble to build this submarine. For information of the readers, after the monetary reform carried out in the Soviet Union in 1961 the gold standard of 1 ruble was equal to

53 «Goldfish» — the last cruise

1.”The Goldfish” – One of the Most Ambitious Projects in the History of the World Shipbuilding

Рис. 1 АПЛ «Золотая рыбка»

«Золотая рыбка» — последний поход

и предприятий нашей страны. Создание АПЛ проекта 661 («Анчар») обошлось стране в 240 миллионов рублей. Т.е каждый житель Советского Союза заплатил за эту подводную лодку свой рубль. К сведению читателей, после денежной реформы, проведенной в СССР в 1961 году, золотое обеспечение 1 рубля составляло 0,98 грамма, поэтому сами создатели полушутя называли свое творение «золотой рыбкой». В соответствии с проектом корабль должен был развивать максимальную подводную скорость не менее 37–38 узлов, что превосходило скорость любого боевого корабля ВМС США. «Золотая рыбка» имела на вооружении 10 крылатых ракет «Аметист». Торпедные аппараты обеспечивали беспузырную стрельбу торпедами с глубин погружения АПЛ до 200 м. Основные тактико-технические характеристики, вооружения и принципиальная схема АПЛ представлены на рис. 2. На испытаниях при мощности реактора в 80% АПЛ достигла скорости 42 узла, что превысило расчетную скорость в 38 узлов. После всплытия лодки обнаружилось, что при такой скорости потоком воды была сорвана дверь в рубке, несколько лючков и обтекатель аварийного буя. Общая мощность энергетической установки подлодки составляла 80000 л. с. на валах. Номинальная тепловая мощность двух атомных реакторов водо-водяного типа составляла 177,4 МВт, а паропроизводительность ППУ при нормальной мощности реактора – 2 х 250 тонн пара в час. Реакторы, разработанные для лодки проекта 661, имели ряд оригинальных особенностей. В частности, прокачка теплоносителя первого контура осуществлялась по схеме «труба в трубе», что обеспечивало

Fig. 1 NPS «Goldfish»

компактность ЯЭУ при высокой тепловой напряженности. При этом реакторы работали не только на тепловых нейтронах, но и с участием реакции деления на быстрых нейтронах. До проведения испытаний никто не мог сказать, как поведет себя на большой глубине стометровый стальной снаряд весом 6 тысяч тонн, несущийся со скоростью без малого 90 километров в час. Ведь к этому времени еще ни один обитаемый подводный снаряд не разрезал морскую толщу столь стремительно. Но подлодка, разумеется, сооружалась вовсе не для того, чтобы бить рекорды на трассе морского марафона Европа – Америка. Но, тем не менее, интересен такой исторический факт: 19 декабря 1969 года Л.И. Брежневу вручили шифрограмму следующего содержания: ««Голубая лента» в руках советских подвод ников». Конечно, строилась она, прежде всего, для Атлантического океана как подводный хищник, способный догнать самую быстроходную надводную жертву, например авианосец, и столь же проворно оторваться потом от преследователей. Но вместе с тем, уже в 1971 году в Белом море на мерной миле АПЛ обновила свой рекорд скорости до 44,7 узлов, что до настоящего времени является абсолютным рекордом скорости в подводном положении. «Золотая рыбка» в значительной степени представляла собой своеобразную лабораторию, где оружейники и корабелы испытывали новые разработки и вооружения. Многое из того, что было создано для этой опытной подводной лодки, в дальнейшем было использовано на новых кораблях других проектов. Ветераны флота сейчас еще хорошо помнят, как много

18 19

Основные тактико-технические характеристики подводной лодки К-162 проекта 661: • водоизмещение нормальное – 5197 т; • скорость надводная – 16 узлов; подводная – более 38 узлов; • вооружение: 10 крылатых ракет комплекса «Аметист», 4 аппарата для торпед калибром 533 мм, 12 торпед, навигационный комплекс «Сигма-661», перископ, радиолокационная станция обнаружения надводных целей РЛК-101, ответчик радиолокационной станции опознавания «Нихром», гидроакустический комплекс «Рубин», гидроакустические станции; • энергетическая установка – 2 реактора В-5 мощностью 177 МВт, главный турбозубчатый агрегат 618 – 2 по 40 тыс. л.с., турбогенератор ОК-3 – 2 по 3 тыс. кВт; • предельная глубина погружения – 400 м, • автономность – 70 суток; • длина – 106,9 м, ширина наружного корпуса – 11,5 м, ширина по стабилизаторам – 16,7 м, высота по крышу ограждения рубки – 14,5 м, осадка – 8 м, • экипаж – 75 чел. На схеме цифрами обозначено: 1 – носовые торпедные аппараты, 2 – запасные торпеды, 3 – носовой отсек, 4 – третий отсек, 5 – прочная рубка, 6 – всплывающая спасательная камера, 7 – центральный пост, 8 – аварийно-погрузочный люк, 9 – главные турбозубчатые агрегаты, 10 – турбогенераторы, 11 – отсек вспомогательных механизмов, 12 – отсек рулевых механизмов, 13 – вертикальный руль, 14– гребные винты, 15 – гиропост, 16 – гидроакустическая аппаратура, 17 – выгородка гидроакустиков, 18 — ракетные контейнеры, 19 — носовые выдвижные горизонтальные рули.

Main tactical and technical characteristics of the submarine К-162 project 661: • normal displacement — 5,197t, • surface speed — 16 knots, underwater speed – more than 38 knots, • armament: 10 cruise missiles of «Amethyst» complex, 4 tubes for torpedoes of 533mm caliber, 12 torpedoes, navigation system «Sigma-661», periscope, radar station to detect surface targets RLK-101, transponder of radar detection station «Nichrome», sonar system «Rubin», sonars MG-509 - MGS-29; • power generating plant – two V-5 reactor of 177 MW, main geared-turbine unit 618 – two of 40h.p. each, turbine-generator ОК-3 - two of 3 MW each; • maximum submergence depth — 400m, • autonomy — 70 days; • length — 106. 9m, width of outer hull — 11.5m, width with stabilizers — 16.7m, height from the roof of conning tower fairwater — 14.5m, draft — 8m, • crew — 75 people. The numbers on the diagram of the nuclear submarine project 661 designate: 1 – bow torpedo tubes, 2 — spare torpedoes, 3 — bow compartment, 4 – 3rd compartment, 5 — conning-tower pressure hull, 6 — emerging rescue chamber, 7 — central post, 8 – emergency/loading hatch, 9 – main geared-turbine units, 10 — turbine generators, 11 — auxiliary machinery compartment, 12 — steering mechanisms compartment, 13 — vertical steering wheel, 14 — propellers, 15 – gyro station, 16 — sonar equipment, 17 – A/S compartment, 18 — missile containers, 19 – retractable bow planes.

Рис. 2 Основные тактико-технические характеристики, вооружение и принципиальная схема АПЛ пр. 661 «Анчар» зав. №501, класс НАТО «Papa» Fig. 2 Main tactical and technical characteristics, armament and schematic arrangement of NPS «Anchar» project 661 No. 501, NATO class «Papa»

55 «Goldfish» — the last cruise

«Золотая рыбка» — последний поход

хлопот доставляла наша новая подлодка «условному противнику» даже во время ее опытной эксплуатации, которая началась в 1970 году и закончилась в декабре 1971 года. В сентябре 1971 года АПЛ вышла на первую боевую службу, в ходе которой корабль прошел от Гренландского моря до Бразильской впадины, в район экватора, выполняя ряд задач совместно с другими подлодками и надводными кораблями. Например, велось сопровождение ударного авианосца ВМС США «Саратога». «Золотая рыбка» легко настигла авианосец и несколько дней играючи гонялась за ним. При этом американский корабль неоднократно пытался оторваться от подводной лодки, развивая скорость более 30 узлов, однако достичь желаемого результата ему не удалось. Более того, наша АПЛ, осуществляя маневры, иногда опережала авианосец, потому что могла развивать скорость подводного хода более 44 узлов. При этом надо особо отметить, что за два с половиной месяца, проведенных в океанском походе, лодка всплывала на поверхность всего один раз. К сожалению, в те годы не принято было сообщать в СМИ ни об авариях на наших подлодках, ни о подобных победах на фронтах «холодной войны». После завершения опытной эксплуатации К-162 прошла ремонт в Северодвинске и в 1974г. вновь вернулась в боевой состав флота. Предполагалось, что последует закладка еще 10 серийных кораблей этого типа. Однако позднее решили ограничиться постройкой одного атомохода пр. 661. В значительной степени это объяснялось нехваткой в стране титана. Данный факт, а также ряд других недостатков, выявленных в ходе эксплуатации корабля, послужили основанием для отказа серийного выпуска АПЛ на основе 661-го проекта. К-162 находилась в строю Северного флота до 1988 г., после чего была выведена в резерв, а в дальнейшем передана на утилизацию к причалу предприятия, со стапелей которого была спущена в далеком декабре 1968 года. 23 июля 2009 года от причальной стенки родного предприятия под торжественные «гудки» АПЛ четвертого поколения «Золотая рыбка» отправилась в свой последний поход. Именно в этот день легендарную АПЛ с соблюдением военно-морских традиций, гражданский экипаж «ПО «Севмаш» передал гражданскому экипажу «ЦС «Звездочка» для последующей утилизации.

2. «Врагу не сдается…» Такой уникальный корабль, как «Золотая рыбка», рожденный вопреки всем трудностям и уровню развития технологий в свое время, должен обладать и уникальным, твердым характером, который как раз проявился на новом для себя жизненном цикле – утилизации. Длительное нахождение АПЛ на плаву без ремонта отрицательно сказывалось на ее техническом состоянии. За период отстоя практически не осталось исправных штатных систем, обеспечивающих ее непотопляемость и взрывопожаробезопасность. Системы обеспечения плавучести АПЛ со временем деградируют, что может привести к несанкционированному затоплению АПЛ, при котором в результате химических процессов, обусловленных активностью титана, будет происходить интенсивное разрушение оборудования и трубопроводов, в том числе, и ППУ, изготовленных из стали и меди, что в свою очередь могло подвергнуть разрушению конструктивных барьеров и распространению радиоактивности. Находясь в неудовлетворительном техническом состоянии на акватории г. Северодвинска и в непосредственной близости к городу с населением около 250 тысяч человек, АПЛ являлась потенциальным источником ядерного и радиационного загрязнения окружающей среды, что вызывало беспокойство у населения региона. Принимая во внимание техническое состояние АПЛ, в 2010 году за счет средств Федерального бюджета по Государственному контракту между Государственной корпорацией «Росатом» и «Центром Судоремонта «Звездочка» специалистами предприятия выполнены работы по утилизации носовой и кормовой оконечностей корабля, формированию трехотсечного блока реакторного отсека для его дальнейшего безопасного хранения на плаву. И снова уникальность АПЛ сыграла с корабелами злую шутку по причине «золотой» стоимости работ по выгрузке ОЯТ, обусловленной пресловутой уникальностью как энергетической установки, так и комплекта перегрузочного оборудования к ней. На изыскание источников финансирования работ по выгрузке ОЯТ у предприятия и ГК «Росатом» просто не было времени. Учитывая данные обстоятельства, работы по утилизации АПЛ

“TheGoldfish” represented to a wide extent a unique laboratory where weaponsmiths and shipbuilders tested new engineering developments and weapons. Much of what had been created for this pilot submarine was later used on new ships of other projects. Nowadays, the Navy veterans still remember how much trouble our new submarine caused to “simulated enemy” even during her trial runs that began in 1970 and ended in December 1971. In September 1971, the NPS started her first active service, during which the ship covered the distance from the Greenland Sea to the Brazil Trench and the equator area, and fulfilled a number of tasks together with other submarines and surface ships. For example, she followed up the attack aircraft carrier “Saratoga” of the U.S. Navy. “The Goldfish” easily reached the aircraft carrier and chased after it some days as if playing. In these circumstances the American ship tried repeatedly to shake off the submarine moving at the speed over 30 knots; however, she failed to achieve the desired result. Moreover, our maneuvering NPS sometimes left the aircraft carrier behind because she could develop the submerged speed over 44 knots. It should be noted that during the two and a half months spent in the ocean cruise the submarine raised to the surface only once. Unfortunately, in these years it was not allowed to report in the media neither of accidents on our submarines, nor of any submarines’ victories on the fronts of the “cold war”. After the completion of the trial operation the submarine K-162 was renovated in Severodvinsk in 1974 and returned to the service in the fleet. It was planned to build ten more serial ships of this type. Later, however, it was decided to build only one nuclear-powered submarine project 661. To a large extent this was due to the lack of titanium in the country. This fact, as well as a number of deficiencies identified during the ship operation, was the reason for refusing from the mass production of submarines project 661. К-162 was in the service at the Northern Fleet till 1988, then she was placed in reserve and later on sent for disposal to the pier of the enterprise, from the stocks of which she was launched in the far December of 1968. On July 23, 2009, the fourth-generation NPS “Goldfish» left the mooring wall of the home enterprise under solemn “beeps” for her last cruise. That day the civil crew of

57 «Goldfish» — the last cruise

0.98 grams, so the designers half-jokingly called their creation “The Goldfish”. In accordance with the project the ship was to reach the maximum underwater speed of at least 37–38 knots that exceeded the speed of any warship of the U.S. Navy. “The Goldfish” was armed with 10 cruise missiles “Amethyst”. Torpedo tubes provided bubble free torpedo firing from the operational depth of 200 m. Basic tactical and technical characteristics, armament, and schematic arrangement of NPS are shown in Fig. 2. During the tests at 80% reactor power, the speed of NPS reached 42 knots that exceeded the design speed of 38 knots. After the submarine surfacing it was found that at such speed the water flow broke the door in conning-tower, some hatches, and emergency buoy fairwater. The total shaft power of the submarine power generating plant was 80.000 h.p. The nominal thermal power of two pressurized water nuclear reactors was 177.4 MW and the SGP steam generating capacity at nominal reactor power – 2 х 250 tons of steam per hour. The reactors designed for submarines project 661 had a number of original features. In particular, the pumping of primary coolant was based on “pipe-in-pipe” principle, which ensured the NPP compactness at a high thermal load. In this case the reactors operated not only on thermal neutrons, but also with the involvement of fast-neutron fission reaction. Before the tests nobody could tell how the hundred-meter steel missile weighing 6,000 tons, hurtling at the speed of nearly 90  kilometers per hour, will behave in deep waters. After all, by this time no one manned underwater missile could cut the thickness of the sea so rapidly. However, it goes without saying that the submarine was constructed not for setting records on the route of the sea marathon from Europe to America. But nevertheless an interesting historical fact is worth mentioning: On December 19, 1969, the Soviet leader L.I. Brezhnev received the following coded telegram: The “blue ribbon” is in the hands of the Soviet submariners. Of course, she was built primarily for the Atlantic as an underwater predator, able to catch up the most high-speed surface victim, such as an aircraft carrier, and then equally as quickly to shake off the pursuers. But at the same time, in 1971 the NPS renewed her speed record to 44.7 knots in the White Sea at measured distance which is to date an absolute speed record in a submerged condition.

«Золотая рыбка» — последний поход

Рис. 3 АПЛ пр. 661 зав. №501 в ПД-52. Перед началом работ по утилизации носовой и кормовой оконечностей

Рис. 4 Сформированный трехотсечный блок утилизированной АПЛ зав. №501

Fig. 3 NPS No. 501 project 661 in FD-52 before the beginning of fore and aft ends disposal

Fig. 4 Formed three-compartment unit of dismantled NPS No. 501

пришлось выполнять с невыгруженным из реакторов ядерным топливом. С момента окончания утилизации носовой и кормовой оконечностей АПЛ зав. №501 и по настоящее время предприятие осуществляет временное хранение реакторного блока указанной АПЛ с невыгруженным ОЯТ на своей акватории с выполнением всех необходимых мероприятий по поддержанию взрывопожаробезопасности, ядерной и радиационной безопасности. Выгрузка ОЯТ из реакторов АПЛ пр. 661 также в своем роде уникальна, так как ее реактор и комплект перегрузочного оборудования были созданы в единственном экземпляре, предназначенном исключительно для «Золотой рыбки». Срок службы перегрузочного оборудования истек более 15 лет назад. После перезарядки реакторов в 1979–80-х годах длительное хранение перегрузочного оборудования и оснастки надлежащим образом организовано не было. В итоге часть оборудования и оснастки пришла в негодность, а часть была безвозвратно утеряна. Сохранившаяся часть оборудования и оснастки была доставлена на территорию ОАО «ЦС «Звездочка» с целью проведения ремонта и изготовления недостающей оснастки с проверкой всего оборудования на испытательных стендах. Восстановление работоспособности оборудования и оснастки, создание нештатного участка для размещения оборудования и оснастки, дооборудование ПТБ, выгрузка ОЯТ и утилизация АПЛ требуют больших

финансовых средств, которых в настоящее время и в обозримом будущем в российском бюджете нет. Тем не менее, благодаря усилиям Государственной корпорации «Росатом и его предприятию – ФГУП «ФЦЯРБ» («Федеральный центр ядерной и радиационной безопасности») удалось договориться включить проект по выгрузке ОЯТ из реакторов АПЛ класса «Папа» в перечень проектов Фонда поддержки «Экологическое партнерство «Северное измерение», созданного под эгидой Европейского банка реконструкции и развития (ЕБРР). В мае 2012 года ФГУП «ФЦЯРБ» в рамках Рамочного соглашения о многосторонней ядерно-экологической программе в Российской Федерации и на средства Фонда поддержки «Экологическое партнерство «Северное измерение» был объявлен двухэтапный конкурс на право заключения Контрактного соглашения на выполнение работ, обозначенных как «Выгрузка отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) из реакторов атомной подводной лодки класса «Папа» зав. №501». На этапе подготовки конкурсной заявки на участие в конкурсе проявилась связь времен – для успешной реализации проекта по выгрузке ОЯТ из реакторов АПЛ, как и при ее создании, необходимо привлечь научные и проектные организации, расположенные по всей стране. Что и говорить: всей страной строили, всей страной предстоит и утилизировать. При этом следует отметить, что, несмотря на производственную загрузку и острую

2. “Shall Never Surrender to the Enemy …» Such a unique ship as “The Goldfish” born in spite of all difficulties and the existing level of technological development at that time, must have a unique, strong character which was shown during a new life cycle – disposal. Keeping the NPS afloat for a long time without repair affected negatively its technical condition. During anchorage period practically no fault-free regular systems that guaranteed her insubmersibility and fire and explosion safety remained. Systems providing NPS buoyancy degrade over time. It can lead to unauthorized flooding of NPS, during which an intensive destruction of the equipment and pipelines, including SGP made of steel and copper, can take place as a result of chemical processes caused by titanium activity. In its turn, that can induce the destruction of structural barriers and radioactive contamination. Being in a poor technical condition in the water area of the town of Severodvinsk and in close proximity to the city with a population of about 250,000 people, the NPS was a potential source of nuclear and radioactive contamination of the environment, which caused concerns among the region residents. Taking into account the technical condition of the submarine, in 2010 at the expense of the Federal budget under the State contract between the State Corporation “Rosatom “ and Zvezdochka Shipyard the specialists of the enterprise fulfilled the works on dismantling fore and aft ends of the vessel, formation of a three-compartment reactor unit for its

Рис. 5 Реакторный блок «Золотой рыбки» с невыгруженным ОЯТ на временном хранении на плаву у спецнабережной JSC «ЦС «Звездочка» Fig. 5 «Goldfish» reactor unit with not removed SNF at the temporary storage afloat on the special berth of JSC «SR «Zvezdochka»

further safe storage afloat. And once again the uniqueness of NPS played an evil joke with the shipbuilders because of the “gold” cost of SNF removal caused by the mentioned uniqueness of the power installation, as well as of the set of fuel handling equipment for it. The enterprise and “Rosatom” simply had no time to dig up the sources of funding defueling works. In these circumstances, the dismantling of nuclear submarine had to be performed with nuclear fuel in the reactors. Defueling reactors of NPS project 661 is also in its way an exclusive procedure because the NPS reactor and the set of fuel handling equipment were designed solely and exclusively for “The Goldfish”. The service life of fuel handling equipment expired more than 15 years ago. After reactors refueling in 1979–1980 a long-term storage of handling equipment and accessories was not properly organized. As a result part of the equipment and accessories became a unfit for use, and the other part was irreversibly lost. The remaining part of the equipment and accessories was delivered on the territory of JSC Zvezdochka Shipyard for repair, manufacture of missing accessories and testing of all equipment at test benches. The restoration of operability of the equipment and accessories, creation of an

59 «Goldfish» — the last cruise

“PA “Sevmash”, in compliance with the naval traditions passed the legendary submarine to the civil crew of Zvezdochka Shipyard for further dismantling.

«Золотая рыбка» — последний поход

нехватку специалистов, почти все организации приняли предложение «ЦС «Звездочка» участвовать в утилизации уникального корабля, к созданию которого многие из этих организаций имели непосредственное отношение. Все организации наряду с «ЦС «Звездочка» прошли сложную процедуру квалификации со стороны ЕБРР на предмет способности выполнить предусмотренные проектом мероприятия по выгрузке ОЯТ и разработке соответствующего комплекта проектно-организационной документации. Ниже представлен перечень основных, ведущих в своих областях, научнопроектных организаций: 1. Открытое акционерное общество «Научно-исследовательский институт энерготехники им. Доллежаля» – технический проектант реакторов АПЛ класса «Папа»; 2. Открытое акционерное общество «Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И. Африкантова», ведущая организация по проектированию, эксплуатации ядерных реакторов и имеющая лицензированный учебный центр по подготовке специалистов; 3. АНО «Аспект-Конверсия» – организатор и координатор разработки комплектов проектно-организационной и технологической документации; 4. Открытое акционерное обществ о «Восточно-Европейский головной научно-исследовательский и проектный институт энергетических технологий» – разработчик технологической документации (транспортно-технологические схемы, технологические регламенты, технические обоснования безопасности, сертификаты разрешения на перевозку ОЯТ, по обращению с ОЯТ утилизируемых АПЛ с использованием защитных контейнеров ТК-18, ТУК-108/1); 5. Открытое акционерное общество «Научно-исследовательское проектно-технологическое бюро «Онега» – проектант технологической оснастки и разработчик технологического процесса выгрузки ОЯТ; 6. Открытое акционерное общество «Центр технологии судостроения и судоремонта» – проектант БКВ ОЯТ; 7. Федеральное государственное унитарное предприятие «Крыловский

государственный научный центр». Выдача заключения о готовности предприятия, трехотсечного блока с ЯЭУ, БКВ и персонала ОАО «ЦС «Звездочка» к выгрузке ОЯТ. На основании итогов конкурса в адрес предприятия поступило Извещение о принятии предложения со стороны Заказчика (ФГУП «ФЦЯРБ») и проект Контракта, который был подписан со стороны «ЦС «Звездочка» 22 мая 2013 года. Основными этапами работ по данному контракту являются: • постановка блока РО в плавучий док. Впервые за все время существования Берегового комплекса выгрузки ОЯТ «ЦС «Звездочка» выгрузка топлива будет происходить из корабля, находящегося на «твердом» основании; • доработка оборудования для выгрузки ОЯТ, включая межведомственные испытания; • разработка документации на подготовку к выгрузке и выгрузку ОЯТ; • подготовка инфраструктуры; • выгрузка ОЯТ; • обращение с РАО и подготовка 3РБ к хранению на плаву. Срок окончания работ по контракту запланирован на май 2015 года. В рамках указанного проекта свой вклад в его успешную реализацию внесет и ГК «Росатом». По отдельному контракту из средств Федеральной целевой программы «Росатом» обеспечит вывоз выгруженного ОЯТ на «ПО «Маяк», а также часть работ, связанных с обращением с твердыми радиоактивными отходами. В завершении проекта за счет средств Российской Федерации подготовленный к длительному хранению блок РО утилизированной АПЛ зав. №501 с выгруженными реакторами будет доставлен к месту своего последнего пристанища – в пункт длительного хранения блоков РО в Сайде-Губе Мурманской области. В настоящее время предприятием и проектными организациями выполнена часть работ по разработке комплекта проектно-организационной документации. Выполнен восстановительный ремонт перегрузочного оборудования, необходимого для выгрузки реакторов АПЛ пр. 661, проведено освидетельствование на предмет его работоспособности.

Joint Stock Company “Afrikantov 2. Experimental Design Bureau for Mechanical Engineering” – the leading organization for the design and operation of nuclear reactors that has a licensed training center for specialists training. 3. ANO “Aspect Conversion” – the organizer and coordinator of the preparation of design, organizational and technical documentation; 4. Joint Stock Company “Eastern European leading Research and Design Institute for Energy Technologies” – the developer of technical documentation (transport and process flow charts, process procedures, technical safety assessments, certificates and permits for SNF transportation, management of SNF from dismantled NPS with the use of radiation protective casks TK-18, TUK-108/1); 5. Open Joint Stock Company “Research and Development Technological Bureau “Onega»” – the designer of technological equipment and developer of SNF removal technological process; 6. Open Joint Stock Corporation “Shipbuilding & Shiprepair Technology Center”– the designer of coastal SNF unloading complex; 7. Federal State Unitary Enterprise “Krylov State Scientific Center ». Issuance of expert report on the readiness of the enterprise, three-compartment unit with nuclear power installation, coastal SNF unloading complex and the personnel of Zvezdochka Shipyard for SNF removal. Pursuant to the results of the tender the enterprise received the Notice of the acceptance of the offer by the Customer (FSUE “FCNRS») and the draft Contract that was signed by Zvezdochka Shipyard on May 22, 2013. The main stages of the works under the given contract are: • placement of RC unit into a floating dock. For the first time of the existence of the Zvezdochka Shipyard on-shore complex for SNF removal the fuel unloading will be carried out from the vessel placed on the solid foundation (see figure 6);

61 «Goldfish» — the last cruise

adjunct area to store the equipment and accessories, FTB refitting, SNF removal and NPS dismantling require large financial resources that are missing now and not foreseeable in the future in the Russian budget. However, thanks to the efforts of the State Atomic Energy Corporation “Rosatom» and its enterprise – FSUE FCNRS (“Federal Centre for Nuclear and Radiation Safety”), the agreement was reached to include the project on defueling of Papa-class NPS in the list of projects of the Northern Dimension Environmental Partnership Support Fund established under the auspices of the European Bank for Reconstruction and Development. In May 2012, FSUE FCNRS announced a two-stage tender for the Contract Agreement for the performance of works designated as “Defueling of Papa-class nuclear submarine No. 501” under the Framework Agreement on the multilateral nuclear and environmental program in the Russian Federation and at the expense of the Northern Dimension Environmental Partnership Support Fund. At the preparatory stage of the offer for participation in the tender the link of times became apparent – to successfully implement the project for SNF removal from NPS reactors, it is necessary to involve scientific and design organizations all over the country just as it was during the vessel creation. There’s no doubt about: all the country has built the submarine and all the country will dispose of it. Thus, it should be noted that despite the production load and an acute shortage of specialists almost all organizations accepted the offer of Zvezdochka Shipyard to participate in the disposal of the unique vessel, in the creation of which many of these organizations were directly involved. All organizations along with Zvezdochka Shipyard underwent a complicated EBRD qualification procedure to determine the capability of performing activities specified in the project on defueling and development of an appropriate set of design and organizational documentation. The list of the main leading research and design organizations is given below. 1. Joint Stock Company “N.A. Dollezhal Scientific Research and Design Institute of Power Technologies” – the technical designer of Papa-class NPS reactors;

Рис. 6 Принципиальная схема выгрузки ОЯТ из блока реакторных отсеков АПЛ пр. 661 Fig. 6 Schematic diagram of SNF removal from reactor compartments unit of NPS project 661

«Золотая рыбка» — последний поход

Указанные выше работы должны производиться в полном соответствии с требованиями российского законодательства, нормативной документации, международных и государственных стандартов. Поскольку реакторы АПЛ 501 уникальны и планируемая выгрузка ОЯТ будет проводиться впервые за 30 лет после последней перегрузки реакторов, а выгрузка ОЯТ является потенциально-опасным мероприятием, то на получение у органов надзора разрешительных документов может потребоваться больше времени, чем планировалось первоначально. Вследствие длительного хранения в реакторах фактическое состояние ОЯТ также неизвестно. Любые изменения геометрии топлива или его механических свойств могут привести к усложнению процедуры выгрузки ОЯТ. Кроме того, реакторы АПЛ 501 и перегрузочное оборудование являются

несерийными изделиями, вследствие чего могут возникать нештатные ситуации в ходе как испытаний оборудования, так и выгрузки ОЯТ, что потребует дополнительных ресурсов на доработку и ремонт оборудования и (или) внесение изменений в документацию. Данные обстоятельства могут вызвать увеличение сроков выгрузки ОЯТ. Вместе с тем ОАО «ЦС «Звездочка» обладает необходимой для выполнения работ квалификацией и опытом в области утилизации АПЛ, в том числе по международным программам. На предприятии за счет средств Российской Федерации, США, Норвегии, Франции и Канады создана уникальная инфраструктура комплексной промышленной утилизации АПЛ, которая соответствует российским и мировым требованиям обеспечения ядерной, радиационной и экологической безопасности. Рис. 7 Пункт длительного хранения блоков РО «Сайда-губа» Fig. 7 Long-term storage facility for RC units at Sayda Bay

• finalization of the equipment for SNF removal, including interdepartmental tests; • elaboration of documentation for preparation for defueling and for the defueling itself; • infrastructure preparation; • SNF unloading; • radioactive waste management and preparation of a three-comparment reactor unit for storage afloat. The completion date of the works under the contract is planned for May2015. Within the frames of the project Rosatom will also make its contribution to the successful implementation of the project. Under a separate contract and using the funds of the Federal Target Program Rosatom will provide for the delivery of removed SNF to «PA «Mayak», as well as a part of works, related to the management of solid radioactive waste. At the last stage of the project the RC unit of dismantled NPS No. 501 with defueled reactors, which are prepared for the long-term storage, will be transported to its final resting place – to the long-term storage facility for RC units at

Saida Bay in Murmansk Region. This stage will be funded by the Russian Federation. Now, the enterprise and the design organizations have completed a part of works to prepare a set of design and organizational documentation. The refurbishment of handling equipment, necessary for defueling the reactors of NPS project 661, is finished; the check of its efficiency is fulfilled. The abovementioned works are to be performed in full compliance with the requirements of the Russian legislation, regulatory documentation, international and national standards. Taking into account the fact that NPS 501 reactors are unique and that the planned SNF removal will be carried out for the first time after the last reactor refueling 30 years ago, and that the SNF removal is a potentially hazardous procedure, getting the necessary approvals from supervisory authorities can take longer than originally planned. Due to a long in-reactor storage the real condition of SNF is also unknown. Any changes in the geometry of the fuel or in its mechanical properties can complicate the procedure of SNF removal.

«Goldfish» — the last cruise

Пробка гильз Cartridge plug

Захватывающие устройства кассет (гильз) и направляющие конуса/Clamps for assemblies (cartridges) lifting and cone guides

Оборудование для демонтажа исполнительных механизмов СУЗ и КГ / Equipment for RCSS and CG actuators dismantling

Опора Support

Рис. 8

Восстановленные компоненты перегрузочного оборудования И-1006

Fig. 8

Refurbished components of the handling equipment I-1006

Рис. 9 Восстановленное, очищенное и проверенное на работоспособность в объеме паспорта устройство для подрыва крышки реактора и имитатор крышки реактора Fig. 9 Reactor head simulator and reactor head exploder restored, cleaned and function tested in the volume of the passport

«Золотая рыбка» — последний поход

С 1993 года ОАО «ЦС «Звездочка» выполнило комплексную утилизацию более 40 АПЛ, включая выгрузку ОЯТ из реакторов этих АПЛ. ОАО «ЦС «Звездочка» имеет достаточный опыт выполнения технически сложных комплексных проектов (в том числе международных), координации работ субподрядчиков, разработки и согласования документации. Очевидно, что это предприятие в настоящий момент является единственным в Российской Федерации, способным успешно и безопасно реализовать указанный проект, без угроз для населения и окружающей среды г. Северодвинска и Архангельской области и других соседних регионов, а также бассейнов Белого и Баренцево морей. ОЯТ будет удалено и передано на ПО «Маяк», радиоактивные материалы будут переработаны и размещены на хранение. Реакторный блок с выгруженным ОЯТ

будет подготовлен к буксировке в пункт длительного хранения трехотсечных блоков в Мурманскую область. Таким образом планируется осуществить «последний поход» уникального корабля. Не так много времени остается у предприятия, чтобы выполнить все мероприятия по выгрузке ОЯТ из реакторов и подготовить блок реакторного отсека в «последний путь». Но в тесной кооперации с ведущими проектными организациями страны, при поддержке координатора работ по утилизации Государственной корпорации «Росатом» и финансовом обеспечении со стороны Заказчика работ в лице ФГУП «ФЦЯРБ», предприятие надеется с честью исполнить свою роль в судьбе такой уникальной, легендарной, вместе с тем грозной АПЛ, носящей такое нежное имя – «Золотая рыбка».

Рис. 10 Восстановленные компоненты перегрузочного оборудования И-1006 Fig. 10 Refurbished components of the handling equipment I-1006

Координатно-направляющее устройство Coordinate guiding device

Приемно-центрирующее устройство Centering receiver

the town of Severodvinsk and Arkhangelsk Region, as well as of other neighboring areas and the basins of the White and Barents seas. SNF will be removed and transferred to PA ”Mayak“, radioactive materials will be treated and conditioned and put into storage. The defueled reactor unit will be prepared for towage to the long-term storage facility for three-compartment units in Murmansk Region. Thus, it is planned to carry out the «last cruise » of this unique vessel. The enterprise does not have much time to perform all actions for SNF removal from the reactors and to prepare the reactor compartment unit for the «final journey». But in close cooperation with the leading national design organizations, with the support of the coordinator of dismantling works – the State Corporation «Rosatom» – and the financial support from the Customer – FSUE FCNRS – the enterprise hopes to play with honor its role in the fate of such a unique, legendary and at the same time dangerous NPS bearing such a tender name – «The Goldfish». При подготовке данной статьи использованы материалы из статьи Ю. Анциферова «Любимая АПЛ Главкома СССР», опубликованная в газете «Корабел» от 18.03.2006 г./This article was prepared on the basis of materials from the article of Yu. Antsiferov “Favorite NPS of USSR Commander-In-Chief», published in the newspaper “Korabel» dated 18.03.2006.

Участники проекта в ходе ознакомительной экскурсии по музею ОАО «ЦС «Звездочка» Participants in the project visit the museum of JSC Zvezdochka Shipyard

65 «Goldfish» — the last cruise

In addition, NPS 501 reactors and the handling equipment are custom-made products, so emergency situations may arise both in the course of the equipment tests, as well as during SNF removal, which will require additional resources to finalize and to repair the equipment and (or) to introduce changes in the documentation. These circumstances may increase the time-frame of SNF removal. At the same time JSC Zvezdochka Shipyard has the necessary skills to perform the works and expertise in the field of NPS dismantling, including those under international programs. Funding provided by the Russian Federation, the USA, Norway, France and Canada made it possible to create the unique infrastructure for complex industrial dismantling of NPS corresponding to the Russian and international requirements on nuclear, radiation, and environmental safety. Since 1993, JSC Zvezdochka Shipyard has carried out the complex dismantling of more than 40 NPS, including reactor defueling. JSC Zvezdochka Shipyard has sufficient experience in execution of technically problematic complex projects (including international projects), in coordination of subcontractors’ activities, documentation preparation and approval. It is evident that currently only this enterprise in the Russian Federation is capable to implement the project successfully and safely, without risks for the population and the environment of

1 (24), 2013

Адаптация контейнеров ТУК-108/1 к размещению и вывозу на переработку ОЯТ, выгружаемого из реактора утилизированной АПЛ зав. № 900 Н.И. Гонцарюк, Р.В. Кучер, ОАО «НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля» Г.В. Коротков, А.Н. Сивков, ОАО «КБСМ»

Адаптация контейнеров ТУК-108/1 к размещению и вывозу на переработку ОЯТ...

После завершения эксплуатации атомных подводных лодок (АПЛ) с жидкометаллическим теплоносителем (ЖМТ) отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) в составе отработавших выемных частей (ОВЧ) было полностью выгружено из реакторов АПЛ. В настоящее время ОВЧ, выгруженные из реакторов АПЛ проекта 705, размещены на временное хранение в специальных хранилищах пункта временного хранения (ПВХ) отработавшего ядерного топлива и радиоактивных отходов (РАО) в ЗАТО Островное (п. Гремиха) Мурманской области. Особенностью обращения с ОВЧ АПЛ проекта 705 заводский номер 900, является реакторный отсек, который после аварии атомной паропроизводительной установки был вырезан из корпуса АПЛ и в виде особым образом созданного плавучего блока реакторного отсека подготовлен к затоплению. Однако в результате ратификации Советским Союзом в 1979 году Лондонской конвенции по затоплению отходов (London Dumping Convention) 1972 года затопление плавучего реакторного блока АПЛ зав. № 900 (далее – блок 900) не состоялось. Выгрузка ОВЧ из реактора плавучего реакторного блока АПЛ зав. № 900,

в связи с заполнением реакторного отсека специальными смесями при подготовке его к затоплению, по существующим технологиям выгрузки ОВЧ из реакторов АПЛ проекта 705 в этом случае не представлялась возможной. В 2008 году на основе положительных результатов исследований о возможности выгрузки ОЯТ блока 900, проведенных ведущими научными организациями (ОАО «НИКИЭТ», ОАО «ОКБМ Африкантов», ФГУП «ГНЦ РФ – ФЭИ») и СЗЦ «СевРАО» – филиал ФГУП «РосРАО», возможности выгрузки ОЯТ из реактора плавучего блока АПЛ зав. № 900, Госкорпорацией «Росатом», было принято решение о выгрузке реактора с ОВЧ из корпуса плавучего блока утилизированной АПЛ зав. № 900. Для обеспечения выполнения решения Госкорпорации «Росатом» была разработана индивидуальная технология выгрузки кассет с твэлами из реактора с использованием созданного стапеля в здании 1А ПВХ ОЯТ и РАО в ЗАТО Островное. Для выполнения указанной операции потребовались контейнеры, которые ранее для ОЯТ реакторов с ЖМТ не создавались.

1 (24), 2013

Customization of the TUK-108/1 Casks for Placing and Moving-out for Reprocessing of the SNF from the Dismantled NPS-900 Defueled Reactor N.I. Gontsaryuk, R.V. Kucher, JSC “N.A. Dollezhal Scientific Research and Design Institute of Energy Technologies” (NIKIET) G.V. Korotkov, A.N. Sivkov, JSC KBSM

ity of the NPS-900 SNF removal conducted by leading research organizations (JSC NIKIET, JSC Afrikantov OKBM, FSUE SRC RF – IPPE and NWC SevRAO, i.e. affiliated branch of FSUE RosRAO) the State Corporation “Rosatom” made the decision to remove the reactor with SC from the floating unit 900 body. Pursuant to the decision made by the State Corporation “Rosatom” an individual process for fuel assembly removal from the reactor making use of specially constructed stock in building 1A of the SNF and RAW ISP in ZATO Ostrovnoe was developed. The above-mentioned operation necessitated containers, which had not been previously manufactured for SNF of LMC reactors. Analysis of technical and radiationshielding characteristics of the available series of containers for SNF of transport reactors showed the possibility of TUK-108/1 shipping cask customization for placing and moving-out for reprocessing the SNF removed from the NPS-900 reactor. The State Corporation “Rosatom” through the international cooperation under the Cooperative Threat Reduction Program sponsored by the US Department of Defense proposed to appoint JSC NIKIET

67 Customization of the TUK-108/1 casks for placing and moving-out for reprocessing...

After decommissioning of nuclear-powered submarines (NPS) with a liquid-metal coolant (LMT) the spent nuclear fuel (SNF) contained in spent cores (SC) was completely removed from NPS reactors. At the moment the SC removed from the NPS project 705 have been placed for temporary storage at special interim storage points (ISP) for spent nuclear fuel (SNF) and radioactive waste (RAW) in the closed administrative-territorial entity (ZATO) Ostrovnoe (Gremikha settlement) in the Murmansk region. The reactor compartment, which was cut out from the NPS hull and as a specially created floating reactor unit was prepared for dumping, is a specific feature of handling the SC of NPS No. 900 project 705. Meanwhile, as the Soviet Union ratified the London Dumping Convention (1972) in 1979, the floating reactor unit of NPS No. 900 (hereinafter unit 900), was never sunk. It turned to be impossible to remove the SC from the floating reactor unit of NPS-900 based on the available processes of SC removal from NPS project 705 reactors in this case, as the reactor unit was filled with special compounds in the course of its preparation for sinking. In 2008 based on positive results of the studies aimed at confirming the feasibil-

Адаптация контейнеров ТУК-108/1 к размещению и вывозу на переработку ОЯТ...

Выполненный анализ технических и радиационно-защитных характеристик существующего ряда защитных контейнеров для ОЯТ транспортных реакторов показал возможность адаптации ТУК-108/1 для размещения и вывоза на переработку ОЯТ, выгружаемого из реактора утилизированной АПЛ зав. № 900. В соответствии с предложением Госкорпорации «Росатом» о выполнении в рамках международного технического сотрудничества по Программе совместного уменьшения угрозы (СУУ) по заказу Министерства обороны Соединенных Штатов Америки для выполнения работ по проекту адаптации контейнеров ТУК-108/1 к размещению и вывозу на переработку ОЯТ, выгружаемого из реактора утилизированной АПЛ зав. № 900, в качестве управляющей организации было определено ОАО «НИКИЭТ». В декабре 2011 года был подписан контракт между ОАО «НИКИЭТ» и Агентством по уменьшению угрозы безопасности США на выполнение работ по проекту «Адаптация контейнеров ТУК-108/1 к размещению и вывозу на переработку ОЯТ, выгружаемого из реактора утилизированной АПЛ зав. № 900». Организационная схема взаимодействия заинтересованных организаций представлена на рис. 1. Основанием для заключения контракта явилось Соглашение между Российской Федерацией и Соединенными Штатами Америки относительно безопасных и надежных перевозки, хранения и уничтожения оружия и предотвращения распространения оружия от 17 июня 1992 года, с учетом Протоколов от 15—16 июня 1999 г. и 16 июня 2006 г. Данный проект осуществлялся в составе проекта по ОЯТ, проводимого Отделением совместного снижения опасности (CTR) Агентства по уменьшению угрозы безопасности (АПУУ) Министерства обороны США в рамках программы глобальной ядерной безопасности. Область применения проекта по ОЯТ — перевозка ОЯТ с выведенных из эксплуатации российских атомных подводных лодок на охраняемые площадки в России для хранения и/или на перерабатывающие предприятия. Российская Федерация определила, что лучшим способом является

транспортировка ОТВС из активной зоны плавучего блока утилизированной АПЛ зав. № 900 в пяти модифицированных контейнерах ТУК-108/1. Контейнеры необходимо было доработать, поскольку вследствие геометрии этих ОТВС их невозможно должным образом поместить в существующие контейнеры. Контейнер ТУК-108/1 представляет собой металлобетонный контейнер, во внутренней полости которого установлена дистанционирующая решетка, имеющая семь ячеек: шесть периферийных и одну центральную по оси. В первоначальной конструкции в каждую ячейку можно поместить один чехол, предназначенный для установки семи неповрежденных ОТВС АПЛ с ЯЭУ на базе ВВЭР. ОТВС с АПЛ зав. № 900 невозможно сгруппировать таким образом. Вместо этого их необходимо загрузить сначала во внутренние пеналы, которые должны быть загружены в чехлы, размещаемые в ячейки дистанционирующей решетки (рис. 2). АПУУ МО США в данном проекте финансировало в качестве безвозмездной технической помощи модификацию пяти контейнеров ТУК-108/1, необходимых для хранения и транспортировки ОЯТ с АПЛ зав. № 900. Работы по проекту включали в себя проектирование и изготовление 28 чехлов с соответствующими прокладками, заглушками и комплектом запчастей (рис. 3). Это оборудование было перевезено в Мурманск на площадку ФГУП «Атомфлот», а затем в п. Гремиха. После проведения межведомственных приемочных испытаний ОЯТ блока 900 было загружено в пять модифицированных контейнеров ТУК-108, которые были доставлены т/х «Серебрянка» на накопительную площадку ФГУП «Атомфлот» (рис. 4 и 5). ОАО «НИКИЭТ» выполняло поставленные задачи в соответствии с общими критериями Министерства обороны США (МО) по прозрачности, верификации требований и заключению контракта. Для выполнения поставленных задач ОАО «НИКИЭТ» заключило договоры субподряда с российскими организациями, одобренными Госкорпорацией «Росатом». По согласованию с Проектным офисом «Комплексная утилизация АПЛ»

СЗЦ «СевРАО» — филиал ФГУП «СевРАО» NWC SevRAO – FSUE SevRAO subsidiary

По мере необходимости As and when necessary

Defense Threat Reduction Agency

Fig. 1 Organization chart of interaction pattern within the project

ASC ROSATOM

Conferences, e-mail, business letters

NIKIET (Managing Company)

Разработка и выдача Сертификата-разрешения на конструкцию и перевозку модернизированного ТУК-108/1 Development and granting a certificate authorizing the design and shipment of the retrofitted TUK-108/1

Участие в приемочных испытаниях и транспортирование ТУК-108/1 с ОЯТ блока 900 водным путем из п. Гремиха на накопительную площадку ФГУП «Атомфлот» Taking part in the acceptance tests and shipment of the TUK-108/1 with SNF from unit 900 by sea from Gremikha to a FSUE Atomflot collecting pad

Изготовление и поставка на ФГУП «Атомфлот» комплектующих и ЗИП модернизированого ТУК-108/1 Manufacture and supply of components and ZIP for the retrofitted TUK-108/1 to FSUE Atomflot

Разработка технологической документации по обращению с модернизированным ТУК-108/1 Development of process documents on handling the retrofitted TUK-108/1

Обоснование безопасности модернизированного ТУК-108/1 с ОЯТ блока 900 Justification of the safety of the retrofitted TUK-108/1 with SNF of the unit-900

RF NC VNIIEF

Разработка: Дополнения к техническому проекту ТУК-108/1; Рабочей и конструкторской документации на модернизацию ТУК-108/1; Программ приеимочных испытаний модернизированного ТУК-108/1; Исходных данных на разработку и выдачу Сертификата-разрешения на конструкцию и перевозку модернизированного ТУК-108/1; Авторское сопровождение работ по модернизации ТУК-108/1; Обеспечение приемочных испытаний модернизированного ТУК-108/1 Development of: Supplement to the TUK-108/1 detail design; Service and design documentation on the TUK-108/1 customization; Programs of the retrofitted TUK-108/1 acceptance tests; Input data for development and granting a certificate authorizing the design and shipment of the retrofitted TUK-108/1; Supervision over the РФЯЦ TUK-108/1 customization effort; - Arrangement of the retrofitted TUK-108/1 acceptance tests «ВНИИЭФ»

Взаимодействие внутри ОАО «НИКИЭТ» опредляет Приказ директора-Генерального конструктора от 16 декабря 2011 г. № 185 о создании рабочей группы по данному проекту The teamwork inside NIKIET is dictated by the Director - Designer General ORDER No. 185 dated December 16, 2011 on setting up the project task group

ГК «Росатом»

Совещания, электронная почта, деловые письма

НИКИЭТ (Управляющая компания)

Customization of the TUK-108/1 casks for placing and moving-out for reprocessing...

FSUE Atomflot

ФГУП «Атомфлот»

JSC PA Sevmash

ОАО «ПО Севмаш»

ОАО «ГИ ВНИИПЭТ» (Проектная организация) JSC LI VNIPIET (Design Organization)

ГНЦ РФ «ФЭИ» (Проектная организация) SRC RF IPPE (Design Organization)

ОАО «КБСМ» (Проектная организация) ОJSC KBSM (Design Organization)

Conferences, audioconferencing, e-mail, business letters

Совещания, телефонные конференции, электронная почта, деловые письма

Совещания, телеконференции, электронная почта, деловые письма Conferences, teleconferences, e-mail, business letters

АППУ МО США

Рис. 1 Организационная схема взаимодействия по проекту

Крышка наружная/Outside cover Крышка внутренняя/Inside cover Цапфа/Pivot pin Стержень анкерный/Anchoring rod Пояс демпфирующий (противоударный)/ Shock-absorbing (shockproof) hoop Оболочка экранирующая/Shielding Оболочка силовая/Pressure shell Оболочка внутренняя/Inner shell (insert) Стакан внутренний/Inner cup Чехол СМ-887/SM-887 canister

Центральный демпфирирующий (противоударный) шпангоут/ Central shock-absorbing (shockproof) stiffening ring

Опорный фланец/Bearing flange

Адаптация контейнеров ТУК-108/1 к размещению и вывозу на переработку ОЯТ...

Основной бетонный наполнитель ОПБСТ В90 Д4100/Main concrete filler OPBST V90 D4100 Решетка дистанционирующая/ Spacer grid

Армокаркас/Reinforcement cage Экранирующая бетонная прослойка ОПБСТ В80 Д3400/ Shielding concrete interlayer OPBST V80 D3400

Днище/Bottom

Рис. 2 Комплект упаковочный ТУК-108/1 комплектация 4 Fig. 2 TUK-108/1 packaging set, configuration 4

Пробка/Plug

Рис. 3 Чехол СМ-887 Fig. 3 SM-887 canister

Днище/ Bottom

as a managing company to carry out the work under the project of TUK-108/1 cask customization for placing and moving-out for reprocessing the SNF removed from the dismantled NPS-900. In December 2011 a contract between JSC NIKIET and US Threat Reduction Agency on the work im-

plementation under the project “Customization of the TUK-108/1 casks for placing and moving-out for reprocessing the SNF from the defueled NPS-900” was signed. The functional organization diagram is presented in Figure 1. The Agreement between the United States of America and the Russian Federation concerning the Safe and Secure Transportation, Storage and Destruction of Weapons and the Prevention of Weapons Proliferation, dated June 17, 1992, as amended and extended by the Protocols dated June 15-16, 1999 and June 16, 2006, was a rationale for the conclusion of the contract. The mentioned project within the SNF project was implemented by the Collective Threat Reduction Division of the Defense Threat Reduction Agency of the US Department of Defense under the Global Nuclear Safety Program. The SNF project field of application covers the SNF shipment from the decommissioned Russian nuclear powered submarines to the Russian safeguarded sites for storage and/ or to reprocessing enterprises. The Russian Federation determined that the best method is the transportation of spent fuel assemblies (SFA) from the floating unit 900 reactor core in 5 retrofitted TUK-108/1 casks. There was a need for these casks improvement, as the SFA geometry prevented their proper arrangement within the existing casks. The TUK-108/1 cask is a metal-concrete container with a 7-cell (6 peripherical and 1 axial) spacer grid placed into the inner cavity. According to the initial design each cell can host one canister intended for installation of seven undamaged SFA from NPS with a nuclear power generating plant based on VVER reactor. The SFA from NPS-900 cannot be grouped in this way. Instead they are to be first loaded into inner overpacks that are to be placed into canisters arranged in the spacer grid cells (Figure 2).

71 Customization of the TUK-108/1 casks for placing and moving-out for reprocessing...

Труба/Tube

Рис. 4 Общий вид теплохода «Серебрянка» на акватории ФГУП «Атомфлот» Fig. 4 General view of m/s «Serebryanka» in the FSUE Atomflot water area

Адаптация контейнеров ТУК-108/1 к размещению и вывозу на переработку ОЯТ...

Дирекции по ядерной и радиационной безопасности Госкорпорации «Росатом» для выполнения работ по проекту ОАО «НИКИЭТ» привлекло в качестве соисполнителей работ следующие ведущие российские организации: ОАО «КБСМ», ФГУП «ГНЦ РФ – ФЭИ», ОАО «ПО «Севмаш», ОАО «ГИ «ВНИПИЭТ», ФГУП «Атомфлот». Данный выбор был связан с тем, что: 1. ОАО «КБСМ» является разработчиком и держателем подлинников РКД на ТУК-108/1, осуществляет авторский надзор за эксплуатацией контейнеров указанного типа. В этой связи для выполнения контракта по адаптации ТУК-108/1 ОАО «КБСМ» привлекалось в качестве подрядчика для выполнения следующих работ: • доработки и выпуска дополнения к Техническому проекту ТУК-108/1 (этап 2 контракта); • разработки и выпуска РКД на модернизированный ТУК-108/1 (этап 3 контракта); • разработки и выпуска Программ приемочных испытаний модерни-

зированного ТУК-108/1 (этап 3 контракта); • технического сопровождения изготовления модернизированного ТУК-108/1 на ОАО «ПО «Севмаш») (этапы 4 и 5); • разработки и выпуска сертификата-разрешения на конструкцию и перевозку модернизированного ТУК-108/1 (этапы 6 и 7 контракта); • организации приемочных испытаний модернизированного ТУК108/1 (этап 9 контракта). 2. ФГУП «ГНЦ РФ – ФЭИ» является научным руководителем использования делящихся материалов в реакторах с жидкометаллическим теплоносителем АПЛ, осуществляет расчеты и обоснования ядерной и радиационной безопасности реакторов с жидкометаллическим теплоносителем АПЛ, в том числе реактора блока 900 при проведении работ по подготовке к выгрузке и при выгрузке ОЯТ из реактора блока 900. В этой связи для выполнения контракта по адаптации ТУК-108/1 ФГУП «ГНЦ РФ – ФЭИ» привлекалось в каче-

Рис. 5 Портальный кран KONE переносит загруженный ТУК-108/1 на накопительную площадку ФГУП «Атомфлот» Fig. 5 The KONE portal crane transfers the loaded TUK-108/1 to the FSUE Atomflot collecting pad

1. JSC KBSM is the developer and the right holder of the TUK-108/1 service and design documentation (SDD), providing author’s supervision over the operation of this type of containers. Accordingly, in the course of implementing the contract aimed at TUK-108/1 customization JSC KBSM was involved as a contractor for performing the following operations: • finalization of the detail documentation and preparation of a supplement to the TUK-108/1 Detail Design (stage 2 of the Contract); • development and release of DDD on retrofitted TUK-108/1 (stage 3 of the Contract); • development and release of the Acceptance Test Programs for retrofitted TUK-108/1 (stage 3 of the Contract); • technical supervision over manufacture of retrofitted TUK-108/1 at JSC PA Sevmash (stages 4 and 5 of the Contract); • development and release of a certificate authorizing design and transportation of retrofitted TUK-108/1 (stages 6 and 7 of the Contract); • organization of retrofitted TUK108/1 acceptance tests (stage 9 of the Contract).

73 Customization of the TUK-108/1 casks for placing and moving-out for reprocessing...

Within the framework of project DTRA DoD by way of gratuitous technical assistance financed the retrofitting of five TUK-108/1 casks required for storage and transportation of SNF from unit 900. The project effort included the design and manufacture of 28 canisters with appropriate gaskets, plugs and kit of spares (Figure 3). The equipment was shipped to the FSUE Atomflot site in Murmansk and then to Gremikha settlement. After interdepartmental acceptance tests the SNF from unit 900 was placed into five retrofitted TUK-108/1 casks, which were delievred to the FSUE Atomflot collecting pad by m/s “Serebryanka” (Figures 4 and 5). JSC NIKIET coped with the tasks set in compliance with general criteria of the US Department of Defense (DoD) in terms of transparency, verification of requirements and contracting. For implementing the tasks set JSC NIKIET concluded subcontracts with the Russian organizations approved by the State Corporation “Rosatom”. As agreed with the Design Office “NPS Comprehensive Dismantlement” of the Directorate for the State Supervision Over Nuclear and Radiation Safety of the State Corporation “Rosatom” JSC NIKIET for coping with the project task engaged the following Russian organizations as co-executors: JSC KBSM, FSUE SRC RF – IPPE, JSC PA Sevmash, JSC LI VNIPIET, FSUE Atomflot. The choice was dictated by the following:

Адаптация контейнеров ТУК-108/1 к размещению и вывозу на переработку ОЯТ...

стве подрядчика для выполнения следующих работ: • обоснования ядерной и радиационной безопасности при обращении с модернизированным ТУК-108/1 с загруженным в него ОЯТ блока 900 (этап 2 контракта); • выпуска заключения по обоснованию ядерной безопасности при обращении с модернизированным ТУК-108/1 с загруженным в него ОЯТ блока 900 (этап 2 контракта). 3. ОАО «ПО «Севмаш» является изготовителем 60 ТУК-108/1 и комплекта ЗИП по Программе совместного уменьшения угрозы, финансирование работ осуществляло МО США. В этой связи для выполнения контракта по адаптации ТУК-108/1 ОАО «ПО «Севмаш» привлекалось в качестве подрядчика для выполнения следующих работ: • изготовления 28 чехлов, калибра чехла, семи защитных пробок, двух технологических пробок и поставки изделий на ФГУП «Атомфлот» (этап 4 контракта); • изготовления одного комплекта ЗИП и закупки 8 спирально-навитых прокладок (СНП) уплотнения главного разъема ТУК-108/1 и поставки ЗИП и СНП на ФГУП «Атомфлот» (этап 5 контракта). 4. ОАО «ГИ «ВНИПИЭТ» привлекалось в качестве подрядчика для разработки технологической документации по обращению с модернизированным ТУК-108/1 с ОЯТ блока 900 при загрузке пеналов в ТУК-108/1, транспортировке ТУК-108/1 на ФГУП «Атомфлот» и размещении упаковок на накопительной площадке (этап 7 контракта). 5. ФГУП «Атомфлот» является предприятием Госкорпорации «Росатом» и единственным предприятием СевероЗапада России, у которого имеются специализированные суда атомного технологического обслуживания, оборудованные постами загрузки ОЯТ в контейнеры ТУК-108/1 и ТК-18 (т/х «Серебрянка» и ПТБ «Лотта»), грузовыми трюмами для транспортирования указанных контейнеров с радиоактивными материалами (т/х «Серебрянка», ПТБ «Лотта» и т/х «Россита»). На ФГУП «Атомфлот»

оборудована накопительная площадка емкостью на 19 контейнеров ТУК-108/1 и ТК-18. ФГУП «Атомфлот» имеет все необходимые лицензии и разрешения для выполнения работ по контракту. ФГУП «Атомфлот» привлекалось в качестве подрядчика для выполнения следующих работ: • доставки пяти модернизированных ТУК-108/1 и оборудования для обеспечения загрузки в ТУК108/1 пеналов с ОЯТ блока 900 из г. Мурманск в п. Гремиха (этап 8 контракта); • участия в приемочных испытаниях модернизированного ТУК-108/1 (этап 9 контракта); • доставки пяти модернизированных ТУК-108/1 с ОЯТ блока 900 и оборудования для обеспечения загрузки в ТУК-108/1 из п. Гремиха в г. Мурманск (этап 10 контракта). В результате работы по проекту стало возможным провести уникальные работы по разборке отработавшей выемной части реактора АПЛ зав № 900 и в декабре 2012 года доставить и разместить пять модернизированных ТУК-108/1 с ОЯТ на накопительной площадке ФГУП «Атомфлот». Необходимо отметить слаженную работу всех участников, принимавших участие в адаптации ТУК-108/1. В дальнейшем планируется выполнить разборку ОВЧ (выгрузить кассеты с твэлами) АПЛ проекта 705 и АПЛ проекта 665 в ПВХ ОЯТ и РАО в ЗАТО Островное с упаковкой кассет с твэлами в адаптированные для этой цели упаковочные комплекты ТУК-108/1 и вывоз их на ФГУП «ПО «Маяк». В данный момент ведутся переговоры с АПУУ Министерства обороны США об адаптации 15 ТУК-108/1 для последующего вывоза ОЯТ АПЛ с жидкометаллическим теплоносителем. Следует также отметить, что при условии выполнения работ по адаптации ТУК-108/1 имеются широкие возможности по их дальнейшему применению для вывоза: • уран-циркониевого топлива; • высокоактивного ТРО; • гильз СУЗ транспортных реакторов.

maintenance base), cargo holds for shipping the above-mentioned casks with radioactive materials (m/s “Serebryanka”, “Lotta” FMB and m/s “Rossita”). A collecting pad accommodating 19 TUK-108/1 and TK18 casks was arranged at FSUE Atomflot. FSUE Atomflot has all the necessary licenses and permits for coping with the contractual operations. FSUE Atomflot was engaged as a contractor for the following work: • delivery of 5 retrofitted TUK-108/1 and equipment for loading the overpacks with SNF from unit 900 into TUK-108/1 from Murmansk to Gremikha settlement (stage 8 of the Contract); • participation in retrofitted TUK108/1 acceptance tests (stage 9 of the Contract); • delivery of 5 retrofitted TUK-108/1 and equipment for loading the overpacks with SNF from unit 900 into TUK-108/1 from Gremikha settlement to Murmansk (stage 10 of the Contract). The project effort permitted to perform unique operations aimed at the dismantlement of the spent core of the NPS900 reactor, as well as to deliver and to place 5 retrofitted TUK-108/1 with SNF at FSUE Atomflot collecting pad in December 2012. Concerted efforts of all those involved in the TUK-108/1 customization are worth mentioning. Hereafter it is contemplated to dismantle the SC (to retrieve the fuel assemblies) of NPSs projects 705 and 665 at the SNF and RAW ISP in ZATO Ostrovnoe with the fuel assemblies packing into TUK-108/1 packaging sets customized for this purpose and to transport them to FSUE PA Mayak. Currently, the customization of 15 TUK-108/1 for subsequent removal of SNF from NPS with a liquid metal coolant reactor is negotiated with the US DoD Threat Reduction Agency. It is also noteworthy that TUK-108/1, provided the implementation of works aimed at its customization, has broad opportunities for further removal of: • uranium-zirconium fuel; • high-level SRW; • transport reactor CPS sleeves.

75 Customization of the TUK-108/1 casks for placing and moving-out for reprocessing...

2. FSUE RF SRC – IPPE is a scientific supervisor over the use of fissionable materials in NPS with liquid metal coolant reactors that makes calculations and proves the nuclear and radiation safety of NPS with liquid metal coolant reactors, including unit 900 reactor, in the course of preparatory operations for SNF removal and during SNF removal from unit 900 reactor itself. To that end, for implementation of the contract aimed at TUK-108/1 customization, FSUE SRC RF – IPPE was involved as a contractor to fulfill the following operations: • justification of nuclear and radiation safety when handling retrofitted TUK108/1 with SNF from unit 900 (stage 2 of the Contract); • release of expert’s opinion on justification of nuclear safety during handling retrofitted TUK-108/1 with SNF from unit 900 (stage 2 of the Contract). 3. JSC PA Sevmash is a manufacturer of 60 TUK-108/1 and of a kit of spares, tools and accessories (ZIP) under the Cooperative Threat Reduction Program, the work was financed by the US DoD. Therefore, for implementing the contract aimed at the TUK-108/1 customization JSC PA Sevmash was involved as a contractor of the following work: • manufacture of 28 canisters, canister fixed gage, seven safety plugs, two service plugs and their delivery to FSUE Atomflot (stage 4 of the Contract); • manufacture of ZIP and purchase of 8 spiral-wound gaskets of the TUK108/1 main joint and their delivery to FSUE Atomflot (stage 5 of the Contract). 4. JSC LI VNIPIET was involved as a contractor for the development of process documentation on handling retrofitted TUK108/1 containing SNF from unit 900 when overpacks loading into TUK-108/1, transportation of TUK-108/1 to FSUE Atomflot and installtion of packages on the collecting pad (stage 7 of the Contract). 5. FSUE Atomflot is an enterprise of the State Corporation “Rosatom” and the sole enterprise in the Russian NorthWest having specialized nuclear maintenance ships equipped with stations for SNF loading into TUK-108/1 and TK-18 casks (m/s “Serebryanka” and “Lotta” floating

1 (24), 2013

Научно-техническое сопровождение выгрузки ОЯТ из плавучего блока 900

А.Н. Забудько, И.Е. Сомов, ФГУП «ГНЦ РФ-ФЭИ имени А.И. Лейпунского»

Научно-техническое сопровождение выгрузки ОЯТ из плавучего блока 900

В первое десятилетие ХХI века были сделаны решительные шаги по ликвидации ядерного наследия АПЛ с ТЖМТ. Важнейшие и приоритетные проекты в этом направлении: • восстановление береговой инфраструктуры для выгрузки отработавших выемных частей (ОВЧ); • создание безопасных условий хранения ОВЧ; • выгрузка ОВЧ из оставшихся АПЛ заказа 105 и плавучего блока 120; • дезактивация и выгрузка ОВЧ из  аварийной АПЛ заказа 910; • разработка транспортно-технологической схемы и необходимого оборудования для безопасного обращения с ОВЧ и ОЯТ АПЛ с  ТЖМТ. Эти работы выполнялись большим коллективом заинтересованных предприятий Росатома и осуществлялись при активной технической и финансовой поддержке зарубежных стран (Франции, Италии, США) и Европейского банка реконструкции и развития ( ЕБРР) в рамках программы Глобальное партнерство. На всех этапах работ по ликвидации ядерного наследия АПЛ с ТЖМТ важное внимание уделялось их научно-

техническому сопровождению, которое осуществлялось силами ГНЦ РФ-ФЭИ, НИЦ «Курчатовский институт», ОКБМ, ОКБ «Гидропресс», НИКИЭТ и ГИ ВНИПИЭТ. Существенным вкладом в эту работу была и помощь технических экспертов со стороны стран-доноров, прежде всего из AREVA (Франция). Первостепенная роль научно-технического сопровождения этих работ обусловлена прежде всего тем, что активная зона этих реакторов перегружается (выгружается) и хранится целиком в виде отработавшей выемной части. ОВЧ, по своей сути, на заключительных этапах своего жизненного цикла (до разборки ее на ОТВС) остается «живым» реактором. Роль и важность научно-технического сопровождения особенно наглядно проявилась при выгрузке ОЯТ из реактора плавучего блока 900. Плавучий блок 900 был сформирован из головной АПЛ (класса «Альфа») проекта 705 зав. № 900. Реактор этой АПЛ отработал всего около 10 % своего энергоресурса. Блок был подготовлен к затоплению по технологии, аналогичной технологии затопления аварийной АПЛ проекта 645 (К-27), но остался на плаву в связи с вступлением СССР в Междуна-

1 (24), 2013

Research and Technical Supervision over SNF Removal from Floating Unit 900

A.N. Zabudko, I.E. Somov, FSUE SRC RF – IPPE named after A.I. Leypunsky

NIKIET and LI VNIPIET. Assistance rendered by technical experts on the part of donor countries, AREVA Co. (France) above all, essentially contributed to this work. The paramount importance of research and technical supervision of the activities stems first of all from the fact that the reactor core is transferred (removed) and is stored in one piece as a spent core. The SC at the final stages of the life cycle (prior to SFAs dismantling) remains essentially “alive”. The role and significance of research and technical supervision was clearly demonstrated during SNF removal from the floating unit 900 reactor. The floating unit 900 was formed from pilot NPS project 705 (“Alpha” class) No. 900. The NPS reactor used only about 10% of its energy resources. The unit was prepared for sinking by a technology similar to that used for dumping the damaged NPS (K-27, project 645), though it remained afloat, since the USSR entered the International Convention on Prohibition of the Emplacement of Radioactive Waste on the Sea-bed and the Ocean Floor. For a long period the unit remained afloat in the Nerpa Shipyard water area and its technical condition deteriorated with every passing year.

77 Research and Technical Supervision over SNF Removal from Floating Unit 900

In the first decade of the XXI century resolute steps were made aimed at liquidation of such nuclear legacy as NPS with HMLC reactors. The most important and high-priority projects in this focus area are: • Restoration of the coastal infrastructure permits to remove spent cores (SC); • Providing safe conditions for SC storage; • SC removal from the remaining NPS105 and floating unit 120; • Decontamination and removal of SC from damaged NPS-910; • Development of a process flow diagram and of the necessary equipment for the safe handling of SC and SNF from NPS with HMLC reactors. The work was performed by a largeteam of Rosatom stakeholders and was carried out with an active technical and financial support of foreign countries (France, Italy, USA) and European Bank for Reconstruction and Development (EBRD) within the Global Partnership Program. At all stages of the effort aimed at liquidation of such nuclear legacy as NPS with HMLC reactors the close attention was paid to their research and technical supervision provided by SRC RF – IPPE, NRC Kurchatov Institute, OKBM, OKB Gidropress,

Рис. 1 Общий вид выгруженного реактора АПЛ зав. № 900 Fig. 1 General view of the NPS-900 retrieved reactor

Научно-техническое сопровождение выгрузки ОЯТ из плавучего блока 900

родную конвенцию о запрещении захоронения в море радиоактивных отходов. Блок в течение длительного времени находился на плаву в акватории СРЗ «Нерпа», и его техническое состояние ухудшалось с каждым годом. Технология консервации блока включала в себя обездвиживание и фиксацию всех стержней СУЗ в нижнем крайнем положении, поддренирование части теплоносителя из реактора, отстыковку реактора от первого контура по входным и выходным патрубкам трубопроводов, заполнение всех свободных полостей внутри реактора специальным консервантом на основе фурфурола и карбида бора, заполнение реакторного отсека битумом и т. п. Считалось, что извлечь ОЯТ из законсервированного таким образом реактора невозможно, и блок необходимо поставить на длительное контролируемое хранение на берегу, например, в ПДХ РАО в губе Сайда. Однако, уже в 2009 г. ОКБМ, ГНЦ РФ-ФЭИ и СевРАО разработали и обосновали перед Росатомом и иностранны-

ми партнерами по программе Глобальное партнерство (прежде всего, перед КАЭ Франции) технологию выгрузки ОТВС из реактора 900. Она включала в себя расконсервацию реакторного отсека, извлечение реактора из отсека, перемещение его на кантователь и переворот его вверх днищем, удаление рубашки парового разогрева реактора вместе с консервантом, срез днища корпуса реактора, установку нештатной системы разогрева и расплавления теплоносителя в реакторе, разогрев реактора и слив теплоносителя. Далее после остывания реактора предусматривалось его перемещение на специальный стапель разборки, где последовательно через технологическую плиту и плиту наведения производилось удаление днища реактора, фильтра и опорной решетки активной зоны, а затем и само извлечение ОТВС. Основными задачами научно-технического сопровождения всех этих работ были: • обоснование ядерной безопасности на всех этапах технологического процесса обращения с реактором,

Calculations of the reactor critical state and radiation fields for each process situation were made using modern three-dimensional codes (MCNP – to calculate radiation transmission, KAMOD – to calculate radiation sources due to fission products, activation, radioactive decay and fuel burnup) and constants support (ENDF-IV). Demothballing of the reactor compartment of the floating unit 900 began in the late 2010 in Gremikha division of NWC SevRAO. About 120 t of bitumen were removed from the reactor compartment, a portion of the lead-water protection tank structures was dismantled and the reactor fastening was removed. On July 13, 2011 the effort aimed at the reactor retrieval from the reactor compartment, its transfer and placing on a special tilter proved a success. The transfer of the reactor (Fig. 1), weighing about 50t, was made in compliance with the nuclear and radiation safety requirements. Dose burdens on the personnel engaged in the process of the reactor retrieval from the reactor compartment and its placing on the tilter did not exceed permissible limits. The reactor retrieval was a very important stage, which permitted to start the planned operations aimed at the removal of SNF contained in the spent fuel assemblies (SFA) of the reactor core. General condition of the reactor prior to the SNF removal was characterized by the following: • the reactor was shut down, rods of the control and protections system actuators (CPS actuators) were in shrouds with frozen alloys on bottom limit switches, the drives of the CPS actuators were dismantled, vacant space in the shrouds and racks were filled with conserving agents; • the reactor subcriticality prior to its heating up made approximately 5,1βef (Kef ~ 0,97); • the reactor contained “frozen” lead-bismuth alloy; • the reactor power output did not exceed 10%; • energy release was 0,5 kW at most; • the reactor steam heating jacket, inlet and outlet reactor chambers, all vacant spaces in CPS shrouds and actuators were filled with conserving agent; • neutron source rate due to (α,n)- and

79 Research and Technical Supervision over SNF Removal from Floating Unit 900

The technology of the unit mothballing consisted in immobilization and fixing of all CPS rods in their lower end position, draining of a portion of the coolant from the reactor, disconnection of the reactor from the primary circuit with inlet and outlet connections, filling all vacant cavities inside the reactor with a special conserving agent based on furfurol and boron carbide, filling the reactor compartment with bitumen, etc. It was assumed to be unpractical to retrieve SNF from the reactor, which was mothballed in this way and it was planned to place the unit for a long-term controlled storage ashore, e.g. in RAW LSP in Sayda Bay. However, in 2009 OKBM, SRC RFIPPE and SevRAO developed and justified for Rosatom and foreign partners within the Global Partnership Program (CEA of France, first of all) the technology of SFA removal from unit 900 reactor. It consisted in demothballing of the reactor compartment, retrieval of the reactor from the compartment, its transfer to a tilting device and its overturn bottom-up, removal of the reactor steam heating jacket along with the conserving agent, cutting off the reactor vessel bottom, mounting a special in-reactor coolant heating and melting system, the reactor heating and the coolant draining. Then after the reactor cooling down it was planned to transfer it for dismantling to a special stock, where the reactor bottom, filter and the core support grid were to be removed in succession via process and guide plates and then to remove SFA themselves. The main targets of the research and technical supervision over the operations were: • Justification of nuclear safety at all stages of the technological process of reactor handling, reactor heating, coolant draining, reactor dismantling and SFA retrieval; • Forecast of the radiation situation to organize a safe process of reactor retrieval from the compartment, its transfer, preparation for dismantling and directly during the reactor dismantling and SFA retrieval as such; • Justification of the safe heating up of the moth-balled and prepared reactor for coolant draining; • Instrumental support of constant monitoring of the reactor condition in terms of nuclear and radiation safety at all stages of the technological process.

Научно-техническое сопровождение выгрузки ОЯТ из плавучего блока 900

разогрева реактора и слива теплоносителя, разборки реактора и извлечения ОТВС; • прогноз радиационной обстановки для организации безопасного производственного процесса при извлечении реактора из отсека, его перемещении, подготовке к разборке и непосредственно при разборке и извлечении ОТВС; • обоснование безопасного разогрева законсервированного и препарированного реактора для слива теплоносителя; • инструментальное обеспечение постоянного мониторинга состояния реактора по ядерной и радиационной безопасности на всех этапах технологического процесса. Расчеты критического состояния реактора и радиационных полей для каждой технологической ситуации проводили с использованием современных трехмерных кодов (MCNP – для расчета прохождения излучений, КАМОД – для расчета источников излучений от продуктов деления, активации, радиоактивного распада и выгорания топлива) и константного обеспечения (ENDF-IV). Расконсервация реакторного отсека плавучего блока 900 началась в конце 2010 г. в отделении Гремиха СЗЦ «СевРАО». Из реакторного отсека было удалено около 120 т битума, демонтирована часть конструкций бака свинцово-водной защиты и сняты крепления реактора. 13 июля 2011 г. была успешно произведена выгрузка реактора из реакторного отсека, его перемещение и установка на специальный кантователь. Перемещение реактора (рис. 1) общей массой около 50 т было произведено с соблюдением требований по ядерной и радиационной безопасности. Дозовые нагрузки на персонал при проведении технологических операций по выгрузке реактора из реакторного отсека и его установке на кантователь не превысили допустимых пределов. Выгрузка реактора представляла важный этап, позволивший приступить к запланированным работам по выгрузке ОЯТ, содержащегося в отработавших тепловыделяющих сборках (ОТВС) активной зоны.

Общее состояние реактора перед выгрузкой ОЯТ характеризовалось следующими показателями: • реактор заглушен, стержни ИМ СУЗ (исполнительных механизмов системы управления и защиты) находятся в чехлах с замороженным сплавом на нижних концевых выключателях, приводы ИМ СУЗ демонтированы, свободные пространства чехлов и стоек заполнены консервантом; • подкритичность реактора до его разогрева примерно 5,1βэф (Кэф ~ 0,97); • в реакторе находится «замороженный» сплав свинец—висмут; • энерговыработка реактора – не более 10%; • энерговыделение – не более 0,5 кВт; • рубашка для парового разогрева реактора, входная и выходная камеры реактора, все свободные пространства чехлов СУЗ и исполнительных механизмов заполнены консервантом; • Мощность источника нейтронов за счет (α,n)- и (үn)-реакций на бериллии – около 5.108 нейтр./с . Для контроля критичности вокруг корпуса реактора были установлены датчики каналов регистрации плотности потока нейтронов, а для регистрации мощности дозы гамма-излучения – датчики системы аварийной сигнализации (САС) СЦР. Радиационную обстановку контролировала служба радиационной безопасности с использованием АСКРО и переносных дозиметрических приборов. Для снижения мощности доз гаммаизлучения вокруг реактора были установлены специальные защитные блоки, а в местах проведения работ дополнительно использовали мобильную защиту, изготовленную из свинцовых листов. На кантователе была выполнена доработка реактора, включая срезку шести задвижек на трубопроводах, удаление консерванта из входной и выходной камер реактора, заварку заглушек на срезанных трубопроводах со специальными устройствами для термометрических преобразователей и слива сплава, перекантовка реактора на 180° днищем вверх. После этого перекантованный реактор был перемещен и установлен на

Рис. 2 Переворот реактора на кантователе: а – переворот реактора; b – перенос реактора на стапель; c – реактор на стапеле Fig. 2 Turning the reactor bottom-up

(γ,n)-reactions on beryllium was about 5.108 neutron/s. Sensors recording neutron flux density were arranged around the reactor vessel for monitoring its criticality and sensors of the self-sustained chain reaction (SCR) emergency alarm system were provided for recording the gamma radiation dose rate. The radiation situation was monitored by the radiation safety service using ASKRO automated system for radiation monitoring and portable dosimeters. Special shielding blocks were installed around the reactor to reduce gamma radiation dose rates, and in the points of work performance a mobile shielding made of lead plates was used in addition. The reactor finishing was done on the tilter, including cutting off six gates in the pipelines, the conserving agent removal from the reactor inlet and outlet chambers, plugs welding on the cut-off pipelines with special devices for thermometric transducers and alloy draining, reactor overturn by 180° bottom-up. After that the face-down reactor was transferred and installed on a special dismantling stock (Fig. 2). Biological shield-

ing and sensors for measuring the neutron flux density and the gamma radiation dose rate were arranged around the stock along with the SCR emergency alarm system. Engineering operations for dismantling the standard jacket of the reactor steam heating, removal of conserving agent from the surface of the reactor vessel, notching the reactor vessel bottom up to the alloy, mounting and connection of the heated alloy temperature measurement system. Then a nonstandard reactor heating system, a physical control system, a gas sampling system and an alloy draining system were mounted (Fig. 3). During the operations the equivalent dose rate (EDR) and characteristics of neutron and gamma radiation fields around the reactor were measured and the obtained experimental results were compared with calculations for further improvement of technical and organizational measures to ensure the safe execution of the work. In June 2012 the reactor was heated up and the coolant was drained. The heating up of the HMLC reactor from the “frozen” to the liquid state of the coolant is a very challenging operation. A special procedure and the equipment for water-steam heating were used

81 Research and Technical Supervision over SNF Removal from Floating Unit 900

on the tilting device: a – reactor turning; b – reactor transfer to the stock; c – reactor on the stock

Рис. 3 Надрез корпуса реактора (а) и нештатная система разогрева (b, c) Fig. 3 Notching of the reactor vessel (a) and nonstandard heating up system (b, c)

Научно-техническое сопровождение выгрузки ОЯТ из плавучего блока 900

специальный стапель разборки (рис. 2). Вокруг стапеля были размещены биологическая защита и датчики для измерения плотности потока нейтронов и мощности дозы гамма-излучения, а также система аварийной сигнализации СЦР. На стапеле были выполнены технологические работы по демонтажу штатной рубашки парового обогрева реактора, удалению консерванта с поверхности корпуса реактора, надрезу днища корпуса реактора до сплава, установке и подключению системы измерения температуры сплава при разогреве. Затем был произведен монтаж нештатной системы разогрева реактора, системы физического контроля, системы отбора газа и системы слива сплава из реактора (рис. 3). Во время этих работ проводили измерения МЭД и характеристик полей нейтронного и гамма-излучений вокруг реактора и сравнение полученных экспериментальных результатов с расчетами для последующего уточнения технических и организационных мероприятий для безопасного выполнения работ. В июне 2012 г. был осуществлен разогрев реактора и слив теплоносителя. Разогрев реактора с ТЖМТ из «замороженного» состояния теплоносителя до

жидкого состояния — очень ответственная операция. Для разогрева реактора 900 использовали специальную процедуру и оборудование водо-парового разогрева. Контроль температурного состояния активной зоны осуществляли с помощью специальной системы термодатчиков путем сравнения реализовавшегося и расчетного температурного состояния реактора. Разогрев реактора проводили до температуры 1700С непрерывно в течение 12 сут при скорости разогрева не более 0,80С/ч и перепаде температур по активной зоне не более 100С. Темп разогрева реактора и организацию продвижения фронта расплава при расплавлении теплоносителя (сверху вниз) обосновывали специальными 3D-расчетами. Эти особенности разогрева реактора обеспечили снижение термомеханических напряжений в оболочках твэлов и ПЭЛ, сохранение их герметичности и обеспечение ядерной и радиационной безопасности технологического процесса непосредственно при выгрузке ОЯТ. После слива сплава и остывания реактора был произведен демонтаж системы разогрева и контроля температуры сплава, монтаж четырех защитных опор, демонтаж днища реактора с боковыми

Рис. 4 Вид на реактор после удаления днища (а), фильтра (b) и работа на плите наведения (c) Fig. 4 Reactor view after dismantlement of the bottom (a), filter (b) and operations on the guiding plate (c) c

were removed one at a time. The sequence of SFA removal is shown in Fig. 5. Simulators were installed instead of the removed fuel assemblies so as to maintain the reactor core geometry. The retrieved fuel assembly was placed into a transfer cask using special gripping devices and shipped to the reloading station for its placing into an overpack to be installed in the cask type 6. After the fuel assembly installation into the overpack the latter was sealed and then moved to the reloading station for installation into TUK-108/1, which has been specially customized and finished for shipment and a longterm storage of the fuel prior to its reprocessing. For safe arrangement of SFAs five TUK-108/1 were required, four of them housed 12 fuel assemblies each, and one 7 fuel assemblies. Special attention was paid to assure the nuclear and radiation safety, to monitor the defueling process and to the personnel readiness for coping with potentially hazardous operations. Nuclear safety during the preparation for removal and the removal of SFAs was provided by reduction of the reactor Kef from operation to operation (from the initial value of 0.97 to 0.80 after the alloy draining and the bottom and baffles disconnection). A method for the reactor state (criticality) identification

83 Research and Technical Supervision over SNF Removal from Floating Unit 900

to heat up the NPS-900 reactor. The reactor core temperature was monitored using a special system of thermal sensors by comparing the reactor actual and calculated temperature states. The reactor was continuously heated up to a temperature of 1700C for 12 days at a heating rate of no more than 0.80C/h and with a temperature drop over the reactor core of 100C at most. The reactor heating rate and the advance of the melt coolant front due to coolant melting (top-down) were justified by special 3D-calculations. These specific reactor heating features ensured the reduction of thermomechanical stress in the fuel and absorber element claddings, maintenance of their leak tightness and the nuclear and radiation safety of the technological process directly throughout the SNF removal. After alloy draining and reactor cooling down the heating system and the alloy temperature monitoring system were dismantled, four protective supports were mounted, the reactor bottom with the side beryllium and steel baffles was dismantled, the filter and its lower plate fixing studs were disconnected, the process and the guiding plates were mounted, etc. (Fig. 4). The SNF was removed from the reactor in November 2012. The fuel assemblies

Научно-техническое сопровождение выгрузки ОЯТ из плавучего блока 900

бериллиевым и стальным отражателями, демонтаж фильтра и шпилек его крепления к нижней плите, монтаж технологической плиты и плиты наведения и т.п. (рис.4). Выгрузка ОЯТ из реактора была осуществлена в ноябре 2012 г . Ее производили покассетно. Последовательность выгрузки ОТВС показана на рис. 5. Для сохранения геометрии активной зоны вместо выгруженных кассет устанавливали их имитаторы. С помощью специальных захватных устройств извлекаемую кассету размещали в транспортном контейнере и транспортировали на пост перегрузки в пенал, устанавливаемый в контейнер типа 6. После установки кассеты в пенал проводили его герметизацию с последующим перемещением на пост перегрузки в ТУК-108/1, который был специально адаптирован и доработан для транспортирования и долговременного хранения топлива до его переработки. Для безопасного размещения ОТВС потребовалось пять ТУК-108/1, в четырех из которых было размещено по 12 кассет, а в одном – семь кассет. Особое внимание уделялось обеспечению ядерной и радиационной безопасности, контролю технологического процесса выгрузки и готовности персонала к выполнению потенциально ядерноопасных работ. Ядерная безопасность при выполнении работ по подготовке к выгрузке и при выгрузке ОТВС обеспечивалась тем, что Кэф реактора уменьшалось от операции к операции (с начального значения 0,97 до 0,80 после слива сплава и выгрузки днища с отражателями). Для контроля ядерной безопасности была разработана методика определения состояния реактора (критичности) при выполнении всех операций по технологическому процессу. Радиационная обстановка определялась нейтронным и гамма- излучением. На начальных этапах работ суммарная мощность дозы излучения в разных точках вокруг корпуса реактора составляла от 6,0 до 42 мЗв/ч . После слива теплоносителя и извлечения днища реактора с боковыми экранами максимальная мощность дозы вблизи корпуса реактора достигала 3000 мЗв/ч , а после монтажа

опор защитных и технологических плит мощность дозы за защитой не превышала 0,2 мЗв/ч . После завершения выгрузки ОТВС в обратном порядке были выполнены операции по размещению в реакторе всех крупногабаритных ТРО после разборки. Образовавшиеся полости в активной зоне были заполнены бетоном специального состава. Фильтр, решетка, днище реактора с экранами и отражателем были установлены в корпусе реактора и заварены. После этого реактор со стапеля разборки был перемещен на кантователь, перекантован и перемещен в плавучий блок на свое штатное место. Плавучий блок был законсервирован и отбуксирован в губу Сайду для постановки на долговременное хранение в ПДХ РАО. В конце декабря 2012 г. пять контейнеров ТУК-108/1 с 55 ОТВС реактора на специальном судне «Серебрянка» были вывезены в Мурманск и размещены на длительное хранение на накопительную площадку ФГУП «Атомфлот». Так была успешно завершена эпопея по ликвидации проблемного объекта ядерного наследия АПЛ с ТЖМТ – законсервированного и подготовленного к затоплению плавучего блока 900 с реактором с невыгруженным ОЯТ. При выполнении этих работ коллектив СевРАО (основной исполнитель работ), специалисты ОКБМ, ГНЦ РФ-ФЭИ, НИКИЭТ, ООО «ТехИнвест», Атомфота и др. проявили высочайший профессионализм, дисциплину и самоотверженность. В результате выполнения этой работы были созданы научно-методические основы, производственная база, специальная оснастка и оборудование для разборки в п. Гремиха всех оставшихся ОВЧ, а кооперация предприятий и персонал, участвовавший в работах, получили бесценный опыт безопасного выполнения сложных технических работ с высокоактивными ОЯТ и ТРО.

Загрузка ОТВС в пенал/Transfer cask

КБ 651К

ТУК-108/1 № 1

Перегрузочный контейнер/SFA

ОТВС

Реактор АПЛ №900/NPS-900 reactor

Контейнер тип 6 55 шт.

ПЗП

55 шт.

3БМ-5

ТУК-108/1 № 5

Рис. 4 Схема выгрузки ОТВС Fig. 4 SFA removal flow diagram

In late December 2012 five TUK108/1 casks containing 55 SFAs removed from the reactor were brought to Murmansk by special motor ship “Serebryanka” and placed for a long-term storage on the FSUE Atomflot collecting pad. In this way the epic of challenging liquidation of such nuclear legacy as NPS with HMLC reactor, i.e. the floating unit 900 moth-balled and prepared for dumping with the reactor and SNF, was completed successfully. During the operations the personnel of SevRAO (the main executor of the work), the specialists of OKBM, SRC RF – IPPE, NIKIET, TekhInvest LLC, Atomflot, etc. demonstrated their high professional competence, discipline and selflessness. The execution of the work permitted to lay research and methodological foundations, to create the production base, the special rigging and the equipment for dismantling the remaining SCs in Gremikha, while the cooperation of the enterprises and the personnel involved in the work permitted to gain priceless experience of safe coping with complicated technical operations during handling high-level SNF and SRW.

85 Research and Technical Supervision over SNF Removal from Floating Unit 900

was developed to control the nuclear safety in the course of all operations envisaged by the technological process. The radiation situation was dictated by neutron and gamma radiation. At initial stages of the work the total radiation dose rate in different points around the reactor vessel varied from 6,0 to 42 mSv/h. After the coolant drainage and the reactor bottom removal along with the side baffles the maximum dose rate near the reactor vessel reached 3000 mSv/h, whereas after the mounting of protective supports and process plates the dose rate beyond the shielding did not exceed 0,2 mSv/h. After completion of SFAs removal the operations aimed at loading all largesize SRW generated during the dismantling were performed in reverse order. The cavities formed in the reactor core were filled with concrete of special composition. Filter, grid, reactor bottom with the screens and baffle were placed in the reactor vessel and welded up. After that the reactor was transferred from the dismantling stock to the tilter, overturned and placed into the floating unit at its standard place. The floating unit was moth-balled and hauled to Sayda Bay for a long-term storage at RAW LTS.

1 (24), 2013

Утилизация АПЛ с реакторами на жидкометаллическом теплоносителе В.А. Мазокин, С.Г.Ряснянский, В.Я. Перепеченов, ОАО «НИКИЭТ им. Н.А Доллежаля»

Утилизация АПЛ с реакторами на жидкометаллическом теплоносителе

В составе Военно-Морского Флота нашей страны в период 1963 – 1996 гг. находились восемь АПЛ с реакторами на жидкометаллическом теплоносителе (ЖМТ). Одна из особенностей реакторных установок этих АПЛ – необходимость постоянного поддержания теплоносителя в расплавленном состоянии в межпоходовых периодах и его регенерации. Для обеспечения технологического обслуживания АПЛ с реакторами на ЖМТ к 1985 г. на береговой технической базе (БТБ) в п. Гремиха был построен комплекс для выполнения технологических операций по перегрузке ядерного топлива и хранения отработавших выемных частей (ОВЧ) реакторов. В течение 1989 – 1992 гг. четыре АПЛ проекта 705, 705К были утилизированы с выгрузкой и размещением ОВЧ реакторов в ячейках хранилища здания 1Б и формированием одноотсечных блоков реакторных отсеков. Остальные АПЛ с реакторами на ЖМТ имели следующее техническое состояние: • АПЛ проекта 645 (К-27) была приведена в экологически безопасное состояние (ОВЧ не выгружены, регулирующие органы расположены в крайних нижних положениях, теплоноситель «заморожен», свободные пространства в реакторах и рубашки обогрева

заполнены твердеющим консервантом, реакторный отсек заполнен битумом) и плановым порядком затоплена в Карском море на глубине 30 м. • Из АПЛ зав. № 900 ОВЧ не выгружены, реакторный отсек вырезан из корпуса АПЛ и законсервирован по специальной технологии, подготовлен к затоплению и с 1985 по 2010 г. хранился на плаву. • АПЛ зав. №910 с 1988 г. находилась в отстое, ОВЧ не выгружена, теплоноситель «заморожен». Радиационная обстановка в реакторном отсеке этой АПЛ характеризовалась как крайне опасная: уровень излучения от локальных источников достигал 1 Зв/ч. • АПЛ зав.№105 с 1996 г. находилась в отстое, ОВЧ не выгружена, теплоноситель заморожен. • Реакторный блок АПЛ зав.№120 с 1983 г. хранился на плаву, ОВЧ не выгружена, теплоноситель заморожен. До 2002 г. БТБ в п. Гремиха находилась в ведении Министерства обороны (ВМФ). В этот период плановые и ремонтные работы по поддержанию в работоспособном состоянии систем, зданий, сооружений БТБ практически не проводились, и ее инфраструктура находилась в плачевном состоянии.

1 (24), 2013

Dismantling of NPS with Liquid Metal Reactors

V.A. Mazokin, S. Ryasnyansky, V.Ya. Perepechonov, JSC “N.A. Dollezhal Scientific Research and Design Institute of Energy Technologies” (NIKIET)

out from the NPS hull and mothballed by special technology, prepared for flooding and kept afloat from 1985 up to 2010. • NPS No. 910 was non-operational since 1988 with SC not removed and coolant «frozen». The radiation environment in the reactor compartment of this NPS was characterized as extremely dangerous: the level of radiation from local sources amounted to 1 Sv/h. • NPS No.105 was non-operational since 1996, with SC not removed and coolant “frozen”. • The reactor unit of the NPS No. 120 was kept afloat since 1983 with SC not removed and coolant “frozen”. Till 2002 the CTB in Gremikha reported to the Ministry of Defence (Navy). During this period scheduled and repair works to maintain CTB systems, buildings and facilities in operational condition were not practically carried out and its infrastructure was in a deplorable condition. In accordance with the Decree of the Government of the Russian Federation dated 28 May 1998 in 2002 the CTB in Gremikha was placed for ecological rehabilitation under the supervision of Minatom. By this Decree the FSUE “NIKIET” was designated as the head executor of works (on Nuclear and

87 Dismantling of NPS with liquid metal reactors

The Navy of our country in the years 1963-1996 comprised eight submarines with liquid metal cooled reactors (LMR). One of the peculiarities of the submarine reactor facilities was the need for constant maintenance of the coolant in the molten state between cruises and its regeneration. To provide technological services to NPS with LMR a complex was built by 1985 at the coastal technical base (CTB) in Gremikha to realize technological operations for removal of nuclear fuel and storage of reactor spent cores (SC). During the years 1989–1992 four NPSs projects 705 and 705K were dismantled with removal and disposal of reactor SCs in the storage cells of 1B building and formation of single-compartment units of reactor compartments. The other NPS with LMRs had the following technical condition: • NPS (К-27) project 645 was brought in an environmentally safe condition (SCs not removed, regulators located in the lowest positions, coolant «frozen», free spaces in reactors and heating jackets filled with a solidifying conserving agent, reactor compartment filled with bitumen) and flooded routinely in the Kara sea at a depth of 30m. • SCs were not removed from NPS No. 900, the reactor compartment was cut

Рис. 1 АПЛ проекта 705 Fig. 1 NPS project 705

Утилизация АПЛ с реакторами на жидкометаллическом теплоносителе

В соответствии с Постановлением Правительства Российской Федерации от 28 мая 1998 г. БТБ п. Гремиха в 2002 г. была передана для экологической реабилитации в ведение Минатома. Этим Постановлением на ФГУП «НИКИЭТ» были возложены функции головного исполнителя работ (по ядерной и радиационной безопасности) при утилизации АПЛ, надводных кораблей с ЯЭУ, судов АТО, реабилитации радиационно-опасных объектов ВМФ. Выполняя функции головного исполнителя, ФГУП «НИКИЭТ» обеспечил разработку организационно-технической, проектно-конструкторской и технологической документации, необходимой для выполнения работ по завершению утилизации АПЛ с реакторами на ЖМТ. С учетом приоритетности работ по выгрузке отработавшего ядерного топлива из реакторов АПЛ, хранящихся в отсеке на плаву, были разработаны и согласованы технические решения, организационно-техническая документация, перечень первоочередных работ по восстановлению работоспособности той части инфраструктуры БТБ п. Гремиха, которая необходима для безопасного выполнения ядерно- и радиационно-опасных технологических операций по выгрузке ОВЧ (ОЯТ) из реакторов АПЛ проектов 705, 705К. Восстановление инфраструктуры и подготовку берегового комплекса выгрузки ОВЧ осуществляли в период с 2001 по 2005 г. Выполнены обследование, ремонт и аттестация комплекса унифицированного перегрузочного оборудования (УПО), проведены ревизия и ремонт основных и резервных источников и систем электроснабжения, разработан проект и создана система разогрева теплоносителя в реакторе с помощью технологической котельной, создана система контроля подкритично-

сти активной зоны реактора и радиационной обстановки, а также система по обеспечению скорости разогрева теплоносителя (сплава) в реакторе около 10С/ч. Кроме того, был выполнен ремонт дока СД-10 и его систем (подъемных кранов, подкрановых путей, эстакады). В разработке проекта восстановления инфраструктуры и подготовки БТБ к выгрузке ОВЧ участвовали ОАО «НИКИЭТ», ОАО «ОКБ «Гидропресс» (главный конструктор реакторной установки БМ-40А на АПЛ проекта 705К, унифицированного перегрузочного оборудования), ОАО «ОКБМ Африкантов» (главный конструктор реакторных установок ОК-550, ОК-550КМ), ФГУП «ГНЦ РФ ФЭИ» (научный руководитель реакторных установок на ЖМТ), ФГУП «Сев РАО» (исполнитель работ). ОАО «НИКИЭТ» разработаны нормативные документы «Положение о береговом комплексе выгрузки ОВЧ в п. Гремиха», «Положение об организации выгрузки ОВЧ на береговом комплексе выгрузки в п. Гремиха», которые регламентируют технологический процесс, состав и основные характеристики используемых технических средств, взаимодействие и ответственность организаций, участвующих в реализации проекта, обязанности должностных лиц при проведении ядерно- и радиационно-опасных работ, организацию подготовки и допуска персонала к выполнению работ. НИКИЭТ осуществлял координацию и контроль выполнения принятых технических решений, разработав и обосновав перечень первоочередных работ и мероприятий. В начале 2005 г. работы по подготовке берегового комплекса выгрузки ОВЧ были завершены. К этому времени наименьшая продолжительность хранения АПЛ с ЖМТ в отстое с «замороженным» теплоносителем в первом контуре и реакторе была у АПЛ зав. № 105 (с реакторным блоком 125) – 9 лет. Было решено возобновить выгрузки ОВЧ именно из нее. АПЛ была установлена в док СД-10 на твердое основание, и в сентябре 2005 г. ОВЧ из реактора была успешно выгружена в ячейку временного хранилища в здании 1А и затем перенесена в хранилище здания 1Б. Все технологические операции по подготовке и выгрузке ОВЧ были выполнены в соответствии с требованиями проектно-конструкторской и эксплуатационной документации, ядерная и радиационная безопасность полностью обеспечена.

to ensure the heating rate of the coolant (alloy) in the reactor of about 10С/h were developped. In addition, the repair of SD-10 dock and its systems (cranes, crane runways, rack) was fulfilled. In the development of the project aimed at the infrastructure restoration and the preparation of the CTB for SCs removal took part JSC “NIKIET”, JSC “OKB “Hydropress” (chief designer of BМ40А reactor facility at NPS project 705К, unified handling equipment), JSC “OKBM Afrikantov” (chief designer of reactor facilities ОК-550, ОК-550КМ), FSUE “Russian Research Center Institute for Physics and Power Engineering” (scientific supervisor of reactor facilities with liquid metal coolant), FSUE “SevRAO” (contractor). JSC “NIKIET” has developed regulatory documents “Regulations on the coastal complex for SCs removal in Gremikha”, “Regulations on SCs removal organization at the coastal unloading complex in Gremikha”, which regulate the technological process, the composition and the main characteristics of the used technical tools, the interaction and the responsibility of organizations, involved in the project implementation, the functions of officials during nuclear and radiation hazardous operations, the organization of personnel training and access for performance of works. NIKIET coordinated and controlled the fulfillment of adopted technical solutions

Рис. 2 Установка выгрузочного скафандра для извлечения ОВЧ из реактора АПЛ зав. №105, размещенной в СД-10 на твердом основании Fig. 2 Installation of unloading scaphandre for SC removal from the reactor of NPS-105 placed in SD-10 on solid foundation

89 Dismantling of NPS with liquid metal reactors

Radiation Safety) for dismantlement of NPS, surface ships with NPPs, NES vessels, rehabilitation of naval radiation hazardous facilities. As the head executor the FSUE «NIKIET» ensured the preparation of organizational, technical, engineering design and technological documentation necessary to perform the works for completion of NPS with LMR dismantling. Taking into account the priority of works on spent nuclear fuel removal from NPS reactors, stored afloat in the compartment, technical solutions, organizational and technical documentation, list of priority works to restore the operability of a part of CTB in Gremikha infrastructure, necessary for the safe performance of nuclear and radiation hazardous technological operations for SCs (SNF) removal from reactors of NPSs projects 705, 705К were developed and approved. The infrastructure restoration and the preparation of the coastal complex for SCs removal were carried out in the period from 2001 to 2005. Inspection, repair and certification of the set of unified handling equipment (UHE) were implemented, inspection and repair of primary and standby power supply sources and systems were carried out, the design was developed and the system for the coolant heat-up in the reactor by the technological boiler was created, the system to control the reactor core subcriticality and radiation environment, as well as the system

Утилизация АПЛ с реакторами на жидкометаллическом теплоносителе

В 2006 г. началась подготовка к выгрузке ОВЧ из реакторного блока №120, который был вырезан из корпуса АПЛ зав. № 105 в 1983 г. В июне 2006 г. операция по выгрузке ОВЧ из этого блока была также успешно выполнена и реакторный отсек, утративший статус ядерно-опасного объекта, был передан в типовую систему обращения с реакторными отсеками утилизированных АПЛ. К этому времени на плаву остались два ядерно-опасных объекта рассматриваемого типа: АПЛ зав. № 910 и реакторный отсек с ОВЧ, вырезанный в 1985 г. из АПЛ зав. № 900 и подготовленный к захоронению в море. Однако эта процедура была отменена в связи с присоединением России к международной Конвенции о запрещении захоронении в море радиоактивных отходов. Реакторный отсек АПЛ зав. № 900 предусматривалось разместить на долговременное хранение на береговой площадке, отведенной для обращения с ядерно-опасными объектами. Техническое состояние реакторного отсека АПЛ зав. № 910 оценивалось как исправное, поверхностные загрязнения оборудования и реакторного отсека практически отсутствовали, но крайне опасная радиационная обстановка (до 35 Зв/ч) наблюдалась в районе исполнительных приводов СУЗ (КС-4, КС-7), что не позволяло проводить работы по подготовке и выгрузке ОВЧ из реактора. Проектант АПЛ (ОАО «СПМБМ «Малахит») и проектант ППУ (ОАО «ОКБМ Африкантов») предлагали сформировать из АПЛ зав. № 910 реакторный блок без выгрузки ОВЧ и в последующем разместить его на береговой площадке совместно с реакторным отсеком АПЛ зав. № 900. ОАО «НИКИЭТ» такое решение расценивал как преждевременное и недостаточно обоснованное: необходимо разработать и испытать возможные варианты дезактивации реакторного отсека и на основе полученных результатов принять окончательное решение. ФГУП «ГНЦ РФ ФЭИ» активно поддержал такую позицию и по заданию ОАО «НИКИЭТ» выполнил на своем стенде опытно-экспериментальную работу по выбору способа и отработки технологии дезактивации на макетах и на приводе СУЗ, доставленном со стенда КМ1. В лабораторных условиях были получены положительные результаты: осадок европия как основной источник радиоактивности в реакторном отсеке АПЛ зав. №910 из по-

лости привода СУЗ может быть удален. На основании положительных результатов экспериментальной работы было принято решение о подготовке и проведении опытной дезактивации механизмов СУЗ в реальных условиях реакторного отсека АПЛ зав. №  910, в соответствии с которым были разработаны методика и соответствующая технология отмывки. Дезактивацию исполнительных механизмов СУЗ провели в начале 2009 г., изотопы европия из внутренней полости удалили (методом отмывки), мощность эквивалентной дозы гамма-излучения на крышке реактора существенно снизилась, временную биологическую защиту вокруг исполнительных механизмов демонтировали. Это позволило выполнить работы по подготовке выгрузки ОВЧ, 23 сентября 2009 г. она была извлечена из реактора и размещена в баке хранения. Полученный положительный опыт разработки и внедрения научно-исследовательских разработок и конструкторских работ научными организациями (ОАО «НИКИЭТ», ФГУП «ГНЦ РФ ФЭИ», ОАО «ОКБМ Африкантов»), удачная реализация технологии по подготовке и выгрузке ОВЧ специалистами СЗЦ «Сев РАО» вызвали прилив энтузиазма у участников проведения работ. Были востребованы предложения по возможности выгрузки ОВЧ из «несостоявшегося утопленника» – реакторного блока АПЛ зав. № 900. ОАО «НИКИЭТ» организовал разработку принципиальной технологии обращения с реактором и ОЯТ из реактора, транспортно-технологической схемы и технико-экономической оценки предлагаемых работ. Результаты работ были рассмотрены на межведомственном совещании в ОАО «НИКИЭТ» 04.03.2010 г. (протокол №2.3829ПС), решением которого для дальнейшей разработки был принят следующий вариант: выгрузка корпуса реактора с ОВЧ из реакторного отсека, размещение реактора на специальном кантователе, поворот реактора на 180° (днищем вверх), срезка днища и выгрузка из ОВЧ кассет с ОЯТ. Ориентировочная стоимость работ была оценена в 700 млн. руб. Разработка организационнотехнической и конструкторско-технологической документации проводилась в период 2011 — 2012 гг. специалистами организаций ОАО «НИКИЭТ», ФГУП «ГНЦ РФ ФЭИ», ОАО «ОКБМ Африкантов», ОАО «КБСМ», ОАО «ГИ ВНИПИЭТ». В частности, ОАО

(JSC «SPMBM “Malachite”) and the steam generation plant (SGP) designer (JSC “OKBM Afrikantov”) suggested to form the reactor unit from NPS No. 910 without SC removal and to place it then at the on-shore site together with the reactor compartment of NPS No. 900. JSC «NIKIET» envisaged such decision as premature and insufficiently justified: in its opinion it was necessary to develop and to test possible options of reactor compartment decontamination and on the basis of the results obtained to make the final decision. FSUE “Russian Research Center Institute for Physics and Power Engineering” supported actively this position and on the instructions of JSC “NIKIET” performed at its stand an experimental work to choose the procedure and to test the decontamination technology on mockup models and RCSS drive delivered from the stand КМ-1 . Positive results were obtained under laboratory conditions: the europium precipitate as the main source of radioactivity in the reactor compartment of NPS No.910 can be removed from the RCSS drive cavity. On the basis of positive results of the experimental work it was decided to prepare and to perform an experimental decontamination of RCSS mechanisms in real conditions of the reactor compartment of NPS No. 910, according to which the methodology and the appropriate cleaning technology were developed. The decontamination of RCSS actuators was carried out at the beginning of 2009, the isotopes of europium were removed from the internal cavity (by a washing method), the equivalent dose of gamma radiation on the reactor cover decreased significantly, the temporary biological protection around the actuators was dismantled. This allowed to fulfill preparatory works for SC removal. On September 23, 2009 it was removed from the reactor and placed into a storage tank. The resulted positive experience in the development and the implementation of research and design efforts of scientific organizations (JSC “NIKIET”, FSUE “Russian Research Center Institute for Physics and Power Engineering”, JSC “OKBM Afrikantov”), successful implementation of technology for preparation and unloading of SC by the specialists of NWC “SevRAO” raised a surge of enthusiasm among the participants in the works. Proposals concerning the feasibility of SC removal from a “might-have-been drowned block” — the reactor unit of NPS No. 900 –were called for. JSC “NIKIET” organized the development of fun-

91 Dismantling of NPS with liquid metal reactors

on the basis of the developed and proved list of priority works and activities. At the beginning of 2005 the preparatory works at the coastal complex for SCs removal were completed. By this time the NPS No. 105 (with reactor unit 125) had the shortest length of storage (9 years) for decommissioned liquid metal cooled NPS with «frozen» coolant in the primary circuit and the reactor. It was decided to resume the SC removal just from it. The NPS was placed in the dock SD-10 on solid foundation, and in September 2005 the SC was successfully removed from the reactor and placed in the cell of the interim storage facility in the building 1А and then it was transferred to the storage facility in the building 1B. All technological operations on SC preparation and removal were fulfilled in accordance with the requirements of engineering design and operational documentation, the nuclear and radiation safety was fully ensured. In 2006 the preparation for SC removal from the reactor of the unit No.120, which was cut out from the hull of NPS No. 105 in 1983, began. In June 2006 the SC removal from this unit was also successfully completed and the reactor compartment that had lost the status of nuclear dangerous object was transferred to the standard system for reactor compartments of dismantled NPS handling. By this time two nuclear dangerous objects of the above mentioned type remained afloat: NPS No. 910 and the reactor compartment with SC, cut out in 1985 from NPS No. 900 and prepared for sea disposal. However, this operation was cancelled due to Russia’s adherence to the International Convention on the prohibition of radioactive wastes sea dumping. It was envisaged to place the reactor compartment of NPS No. 900 for a long-term storage at the on-shore site, rendered suitable for management of nuclear dangerous objects. Technical condition of the reactor compartment of NPS No. 910 was proved to be good, surface contamination of the equipment and of the reactor compartment was practicably absent, but extremely dangerous radiation environment (up to 35 Sv/h) was observed in the area of reactor control and safety system (RCSS) actuators (KS-4, KS-7) that prevented the performance of works aiming at SC preparation and removal from the reactor. The NPS designer

Утилизация АПЛ с реакторами на жидкометаллическом теплоносителе

«НИКИЭТ» разработало транспортнотехнологическую схему, технологический регламент, техническое обоснование безопасности технологических операций с кассетами ОЯТ, а также организационно-техническую документацию. Для обеспечения запланированных работ были изготовлены кантователь для реактора, стапель для обрезки штатной рубашки разогрева реактора, нештатная система разогрева и слива теплоносителя, опора для технологической плиты, плита наведения, скафандр перегрузочный для кассет ОЯТ, 55 комплектов пеналов для кассет с ОЯТ и др. Работы по расконсервации реакторного отсека (удаление битума, демонтаж съемного листа прочного корпуса реакторного отсека, части конструкций бака свинцово-водной защиты, креплений реактора к баку свинцово-водной защиты) были начаты в 2010 г. после размещения реакторного блока в доке СД-10 в п. Гремиха. В июле 2011 г. реактор (массой около 50 т) с помощью мостовой эстакады мостового крана МК-75/20 был поднят из реакторного отсека и перемещен в помещение 118 и установлен на кантователе. Дозовые нагрузки персонала, которые контролировала служба радиационной безопасности с использованием АСКРО и переносных дозиметрических приборов, не превысили допустимых пределов. Для контроля критичности реактора были установлены три датчика для регистрации плотности потока нейтронов и два датчика для регистрации мощности гамма-излучения. В последующем был выполнен ряд технологических операций

Рис. 3 Транспортировка реактора АПЛ зав. №900 из реакторного отсека на кантователь, размещенный в помещении 118 здания 1А Fig. 3 Transportation of NPS-900 reactor from the reactor compartment to the tilter located in the room 118 of the building 1A

(монтаж на реакторе нештатной системы разогрева, разогрев и слив теплоносителя, демонтаж днища реактора с отражателем, демонтаж фильтра, узлов крепления кассет, установка плиты наведения), необходимых для обеспечения выгрузки ОЯТ из реактора. С помощью перегрузочного контейнера КБ-651 из ОВЧ были поочередно извлечены кассеты с ОЯТ (55шт.), размещены в специальных пеналах, которые устанавливались в технологические контейнеры типа 6 на временное хранение в зоне баланса материалов №5 около дока СД-10. В ноябре 2012 г. выгрузка кассет из ОВЧ реактора АПЛ зав. № 900 была успешно завершена. В декабре 2012 г. кассеты с ОЯТ из контейнеров типа 6 были перегружены на борт т/х «Серебрянка» (в транспортные контейнеры ТУК-108/1 по 12 шт, в два яруса), размещенного в доке СД-10. В январе 2013 г. контейнеры ТУК108/1 с кассетами ОЯТ были доставлены морским путем в г. Мурманск и размещены на временное хранение (около двух лет) на накопительной площадке ОАО «Атомфлот». Передача контейнеров на ФГУП «ПО «Маяк» планируется на 2015 г. после завершения работ по созданию на нем соответствующих элементов инфраструктуры для переработки топлива реакторов с ЖМТ. Успешное выполнение технологии выгрузки кассет с ОЯТ из ОВЧ реактора АПЛ зав. №900 в условиях ПВХ «Гремиха» позволяет принять решение о разборке всех хранящихся на ней ОВЧ (выгрузке кассет с ОЯТ), а также ОВЧ реактора ОК-550КМ после доставки ее со стенда КМ-1 (г. Сосновый Бор). Внедрение такого решения позволит существенно упростить проблему доставки ОЯТ на переработку: исключить создание транспортно-защитных контейнеров для ОВЧ, исключить проблему утилизации крупногабаритного ТРО (крышки реактора, приводов СУЗ, элементов защитных конструкций ОВЧ и др.), использовать типовую, действующую систему вывоза ОЯТ на ФГУП «ПО «Маяк». Таким образом, в 2012 г. успешно завершен основной этап утилизации АПЛ с ЖМТ: все АПЛ утилизированы с формированием реакторных блоков, которые переданы в систему организации их берегового долговременного хранения. ОЯТ из всех реакторных блоков выгружено.

were installed. Subsequently a series of technological operations (installation of emergency heating system on the reactor, heating and draining of the coolant, dismantling of the reactor bottom with a reflector, dismantling of filter, assemblies attachment fittings, installation of guide plate), necessary to remove SNF from the reactor. With the use of a reloading cask KB651 SNF assemblies (55 pcs) were removed one-by-one from SC, placed in special canisters, installed in process containers type 6 for temporary storage in the material balance area No. 5 near the dock SD-10. In November 2012 the removal of assemblies from the reactor SC of NPS No. 900 was successfully completed. In December 2012 SNF assemblies from containers type 6 were loaded on the board of m/v “Serebryanka” (in shipping containers TUK108/1) 12 pieces in two tiers), liyng in the dock SD-10. In January 2013 the containers TUK108/1 with SNF assemblies were delivered by sea in Murmansk and placed for temporary storage (for about two years) in the storage area of JSC “Atomflot”. The delivery of containers to FSUE «PA «Mayak» is planned for 2015 after creation there appropriate infrastructure elements for LMR fuel reprocessing. Successful implementation of technology for SNF assemblies removal from SC of NPS No. 900 reactor under conditions of Interim Term Storage Facility (ITSF) «Gremikha» allows to adopt the decision on dismantling all SCs, stored there (removal of SNF assemblies), as well as SC of ОК550КМ reactor after its delivery from the stand КМ-1 (Sosnovy Bor). The implementation of such decision will allow to simplify significantly the problem of SNF delivery for reprocessing: to exclude the production of shipping shielding containers for SC, to eliminate the problem of disposal of large SRW (reactor covers, RCSS drives, SC protective structure elements, etc.), to use the current standard system for SNF delivery to FSUE «PA “Mayak”. Thus, in 2012 the main phase of NPS with liquid metal coolant disposal was successfully completed: all NPS were dismantled with formation of reactor units, which were transferred into the system of their on-shore long-term storage. SNF was removed from all reactor units.

93 Dismantling of NPS with liquid metal reactors

damental technology for reactor and SNF from reactor management, of transportation flow chart, as well as the technical and economical assessment of proposed works. The results of the works were discussed at the interagency meeting at JSC “NIKIET” on 04.03.2010 (protocol No.2.3829PS), by the decision of which the following variant was adopted for further development: unloading of the reactor vessel with SC from the reactor compartment, placement of the reactor on a special tilter, rotation of the reactor through 1800 (bottom up), cutting off the bottom and removal of assemblies with SNF from SC. The cost of the works was estimated at 700 million rubles. The preparation of organizational, technical and design documentation was carried out in the period of 2011–2012 by the specialists of JSC “NIKIET”, FSUE “Russian Research Center Institute for Physics and Power Engineering”, JSC “OKBM Afrikantov”, JSC “KBSM”, JSC “LI VNIPIET”. In particular, JSC “NIKIET” developed transportation flow chart, process procedure, technical justification of the safety of process operations with SNF assemblies, as well as the organizational and technical documentation. To ensure the performance of planned works the following equipment was manufactured reactor tilter, stocks to trim the standard reactor heating jacket, emergency system for coolant heating and discharge, support for process plate, guide plate, scaphandre for SNF assemblies handling, 55 sets of canisters for SNF assemblies, etc. The demothballing of the reactor compartment (removal of bitumen, dismantling of removable sheet of the solid reactor compartment housing, of some components of the lead/water protection tank, reactor attachments to the lead/ water protection tank) started in 2010 after the placement of the reactor unit in the dock SD-10 in Gremikha. In July, 2011 the reactor (weighing about 50 t) was raised with the use of a travelling crane МК-75/20 bridge from the reactor compartment, placed in the room 118 and installed on the tilter. The radiation exposure of the personnel, controlled by the radiation safety service by means of automated radiation monitoring system (ARMS) and portable dosimeters, did not exceed the permissible limits. To control the criticality of the reactor three sensors for registration of the neutron flow density and two sensors for registration of gamma radiation power

1 (24), 2013

Принципиальные решения по утилизации cудов с ЯЭУ

К.Н. Куликов, Р.А. Низамутдинов, ОАО «НИПТБ «Онега» А.Н. Абрамов, ФГУП «Атомфлот»

Принципиальные решения по утилизации cудов с ЯЭУ

С 1959 по 1991 годы было построено девять гражданских судов с ЯЭУ: восемь ледоколов и один лихтеровоз. В настоящее время три из них выведены из эксплуатации: атомный ледокол «Ленин» превращен в музей и установлен на хранение в Мурманском порту, атомные ледоколы «Арктика» и «Сибирь» содержатся на плаву у причалов. С учетом того, что на атомных ледоколах находятся РАО, они являются источником потенциальной радиационной опасности для Мурманской области и Кольского залива, поскольку длительное нахождение атомных ледоколов на плаву в состоянии отстоя отрицательно сказывается на техническом состоянии корпусных конструкций. В результате этого при содействии федеральной целевой программы «Радиационная безопасность России на период с 2008 по 2015 гг» Росатомом совместно с компаниями Объединенной судостроительной корпорации были представлены разработки и проекты по утилизации гражданских судов. В процессе разработки программы утилизации гражданских судов была произведена техническая и экономическая оценка вариантов утилизации на судоремонтных предприятиях в Северо-Западном регионе России. Статья содержит описание вариантов, исследований, анализа возможностей

утилизации гражданских судов, принимая в расчет принцип снижения потенциального радиоактивного воздействия на персонал, население и окружающую среду. Заключение содержит рекомендации по выбору варианта для разработки проектов утилизации гражданских судов. Введение С 1959 по 1991 годы было построено девять гражданских судов с ЯЭУ: восемь ледоколов и один лихтеровоз. В настоящее время три из них выведены из эксплуатации: атомный ледокол «Ленин» превращен в музей и установлен на хранение в Мурманском порту, атомные ледоколы «Арктика» и «Сибирь» содержатся на плаву у причалов. Оба ледокола выслужили срок службы, морально и физически устарели. Длительное нахождение атомных ледоколов на плаву в состоянии отстоя отрицательно сказывается на техническом состоянии корпусных конструкций, что может привести к их затоплению. С учетом того, что на атомных ледоколах находятся РАО и они являются источником потенциальной радиационной опасности, Росатом России предпринимает усилия для разработке и реализации программы безопасной утилизации судов

1 (24), 2013

Сonceptual Solutions Concerning Decomissioning and Dismantling of Civil Nuclear Powered Ships K.N. Kulikov, R.A. Nizamutdinov NIPTB Onega OAO, Severodvinsk, Russia A.N. Abramov FGUP “Atomflot”, Murmansk, Russia

nuclear ice-breakers, taking into account the principle of optimization of potential radioactive effect to personnel, public and environment. The report’s conclusions contain the recommendations for selection of option for development of nuclear ice-breaker decommissioning and dismantling projects. Introduction From 1959 up to 1991 nine civil nuclear powered ships (CNPS) were built: eight icebreakers and one lash lighter carrier. At the present time three of them were taken out of service: the nuclear ice breaker “Lenin” is a museum and set for storage in the port of Murmansk, nuclear powered ice breakers “Arktika” and “Sibir” are stored afloat. Both ships were in active operation for full design service life. Long-term storage afloat of these ships has the negative effect on hull’s structures technical condition and leads to hull integrity failure. Taking into account the fact that nuclear powered icebreaker is a possible source of radiation hazard Rosatom of Russia undertakes efforts for development NPS safe decommissioning and dismantling (D&D) program. Important task of this program is to develop and adopt the most optimal option for CNPS D&D.

95 Сonceptual solutions concerning decomiSsioning and dismantling ...

From 1959 up to 1991 nine civil nuclear powered ships were built in Russia: eight ice-breakers and one lash lighter carrier (cargo ship). At the present time three of them were taken out of service: ice-breaker “Lenin” is decommissioned as a museum and is set for storage in the port of Murmansk, nuclear ice-breakers “Arktika” and “Sibir” are berthing. The ice-breakers carrying radwastes appear to be a possible source of radiation contamination of Murmansk region and Kola Bay because the long-term storage of ships afloat has the negative effect on hull’s structures. As the result of this under the auspices of the Federal Targeted Program “Nuclear and Radiation Safety of Russia for 2008 and the period until 2015” the conception and projects of decommissioning of nuclear-powered ships were developed by the State corporation Rosatom with the involvement of companies of United Shipbuilding Corporation. In developing the principal provisions of conception for decommissioning and dismantling of ice-breakers the technical and economic assessment of dismantling options in shiprepairing enterprises of NorthWest of Russia was performed. The paper contains description of options, research procedure, analysis of options of decommissioning and dismantling of

с ЯЭУ. Важным здесь представляется разработка и принятие наиболее оптимального варианта утилизации. Основные технические характеристики атомных ледоколов проекта 1052

Принципиальные решения по утилизации cудов с ЯЭУ

Атомные ледоколы проекта 1052 имеют высокие борта, четыре палубы и две платформы, бак и пятиярусную надстройку. Корпус сделан из высокопрочной легированной стали, в местах, подверженных наибольшему воздействию ледовых нагрузок усилен ледовым поясом. В реакторном отсеке ледоколов размещена АППУ ОК-900. Установка спроектирована ОКБМ Африкантов. Компоновка всех установок – блочная. Каждый блок включает в себя реактор типа ВВР, четыре ЦНПК и четыре ПГ, КО, ИОФ с холодильником и другое оборудование. Реактор, ЦНПК и ПГ имеют отдельные корпуса и соединены друг с другом короткими патрубками типа «труба в трубе». Все оборудование расположено вертикально в кессонах БЖВЗ и закрыто малогабаритными блоками защиты, что обеспечивает легкую доступность при ремонтных работах. Реакторное оборудование, оборудование и трубопроводы спецсистем имеют радиоактивное загрязнение. Атомные ледоколы проекта 1052 имеют следующие основные характеристики [1]: Длина наибольшая .............................................. 148,0 м Длина по конструктивной ватерлинии .................... 136,0 м Ширина наибольшая ............................................ 30,0 м Ширина по конструктивной ватерлинии ...................... 28,0 м Высота борта до верхней палубы .................... 17,2 м Осадка по конструктивную ватерлинию ..... 11,0 м Водоизмещение порожнее ............................. 19 300 т Водоизмещение наибольшее ........................ 23 460 т Мощность атомной энергетической установки .... 2×171 МВт

Общий вид атомного ледокола проекта 1052 представлен на рис. 1. Атомный ледокол «Арктика» – головное судно серии проекта 1052 заложен 3 июля 1971 года на Балтийском заводе в Ленинграде. Спуск на воду произведен 26 декабря 1972 года. Окончание ходовых

Рис. 1 Общий вид атомного ледокола проекта 1052 Fig. 1 General view of nuclear ice-breaker project 1052

испытаний – 17 декабря 1974 года. Прием в эксплуатацию и подъем государственного флага на ледоколе – 25 апреля 1975 года. Выгрузка ОЯТ из реакторов а/л «Арктика» произведена в ноябре 2008 года. «Сибирь» – российский атомный ледокол класса «Арктика». Построен на Балтийском заводе в Ленинграде по проекту 1052 (ЦКБ «Айсберг»). Принят в эксплуатацию 28 декабря 1977 года. С 1993 года законсервирован. ОЯТ из реакторов атомного ледокола «Сибирь» выгружено. Основание для вывода из эксплуатации и утилизации атомных ледоколов проекта 1052 Согласно положениям «Концепции комплексной утилизации АПЛ и НК с ЯЭУ» [2] и «Концепции по утилизации судов с ядерными энергетическими установками и судов атомного технологического обслуживания» [3] в России принята схема «отложенной» утилизации, подразумевающая длительную выдержку (около 70 лет) блоков РО утилизируемых АПЛ, РП утилизируемых НК с ЯЭУ и хранилищ ПТБ. Процесс конечной утилизации блоков РО или РП утилизируемых НК с ЯЭУ и хранилищ ПТБ должен проходить в течение длительного хранения. Если радиация и техническое состояние судна позволяют полную утилизацию в ходе вывода из эксплуатации, этот вариант также должен быть учтен в ходе разработки технологии вывода из эксплуатации. В соответствии с НП-037 [4] под выводом из эксплуатации ЯЭУ судна понимается осуществление комплекса мероприятий после удаления ядерного топлива, исключающего

The nuclear ice breakers Project 1052 have got high boardsides, four decks and two platforms, a tank and five-tier superstructure. The hull is made of high-strength alloy steel; the areas of greatest ice load impact are reinforced by ice belt. Nuclear steam generating plant OK900 is arranged in reactor compartment. The plant is designed by Afrikantov OKBM design bureau. Steam generating plant has a modular configuration. Each of two modules consists of pressurized water reactor, four primary circulating pumps and four steam generators, pressurizer, ion-exchange filter with cooling unit and other equipment. The reactor, primary circulating pump and steam generator have got separate casings and are connected by short branch pipes, type pipe-in-pipe. All equipment is arranged vertically in caissons of biological shielding tank and protected by small- size blocks than provide the easy access for maintenance work. Reactor equipment, equipment and pipelines of primary cooling loop are exposed to irradiation and contamination. The nuclear ice-breakers Project 1052 specification [1]: Overall length ............................................................. 148,0m Length on design waterline .................................... 136,0m Overall width ................................................................ 30,0m Width on water line .................................................... 28,0m Broadside high up to upper deck ............................. 17,2m Design draft ................................................................... 11,0m Light displacement ................................................... 19 300t Displacement, max .................................................... 23 460t Nuclear power plant power ........................... 2×171 МWt

General view of nuclear ice-breaker Project 1052 is given in Fig. 1. Nuclear ice-breaker “Arktika” is the lead ship of series project 1052 (designer – Iceberg Design Bureau) was laid in July 3, 1971 at Baltic Shipyard, Leningrad. “Arktika” was launched on December 26, 1972. The completion of sea trials - December 17,1974. Acceptance of nuclear ice-breaker “Arktika” for service and rising of national colors were carried out in April 25, 1975. Removal of spent nuclear fuel (SNF) from nuclear ice-breaker “Arktika” reactors was done in November, 2008.

“Sibir” – nuclear ice-breaker class “Arktika”, was built as per project 1052 in Baltic shipyard in Leningrad. Accepted for service in December 28, 1977. “Sibir” is out of service since 1993. SNF was removed from both reactors. Basis for Decommissioning and Dismantling of Nuclear Ice-Breaker Project 1052 Subject to the provisions of “Conception of Comprehensive Dismantling of Nuclear Powered Submarines and Surface Ships” [2] “Conception of Comprehensive Dismantling of Civil Nuclear Powered Ships and Nuclear Powered Fleet Technical Support Vessels” [3] the “delayed” dismantling scheme presupposes the longterm storage (about 70 years) of reactor compartment (RC) blocks of dismantled Nuclear Powered Submarines, RC of civil nuclear powered ships, Nuclear Powered Fleet technical support Vessels (NPFS vessels) blocks is adopted in Russia. Process for final dismantling of RC or NPFS blocks must be developed during the long-term storage. If radiation and technical condition of the ship allows full dismantling during decommissioning this option also must be considered during decommissioning procedure development. In accordance with safety rules [4] nuclear powered ships decommissioning is the set of activities after unloading of nuclear fuel which eliminate the possibility of ship nuclear power plant operation as power supply and ensuring the safety of personnel, population and environment. Decommissioning of CNPS and its nuclear power plant is presupposed for the following cases: • expiration of specified service life (considering failure-free operation of the reactor plant during the whole service life); • up to expiration of design life by the decision of public authorities. In accordance with requirements [4], [5] the decommissioning of radiation facility or its part to be carried out in compliance with the project. The safety activities to be specified by radiation facility decommissioning program.

97 Сonceptual solutions concerning decomiSsioning and dismantling ...

Main Technical Specifications of Nuclear Ice Breakers Project 1052

использование ЯЭУ судна в качестве источника энергии и обеспечивающего безопасность персонала, населения и окружающей среды. Вывод из эксплуатации ледокола и его ЯЭУ предусматривается в следующих случаях: • по истечении назначенного срока службы (при этом предусматривается, что РУ в течение всего срока службы работала без аварий; • до истечения проектного срока службы по решению органов государственной власти. В соответствии с требованиями НП-037-11 [4], СП 2.6.1.2612-10 (ОСПОРБ 99/2010) [5] вывод из эксплуатации радиационного объекта или отдельной его части должен производиться в соответствии с проектом. В проекте вывода радиационного объекта из эксплуатации должны быть предусмотрены мероприятия по обеспечению безопасности на всех этапах вывода его из эксплуатации. Варианты утилизации атомных ледоколов проекта 1052 [6]

Принципиальные решения по утилизации cудов с ЯЭУ

В связи с тем, что ледоколы выслужили срок службы, морально и физически устарели рассмотренные далее схемы утилизации предполагают, что конечным состоянием атомного ледокола после вывода его из эксплуатации является его ликвидация путем полной разделки и реализации вторичных материалов или их захоронение. Предпочтительный вариант утилизации атомных ледоколов должен удовлетворять следующим условиям: • минимальный уровень воздействия на персонал, население и окружающую среду в процессе утилизации; • приведение РАО, включая демонтированные загрязненные конструкции,

в безопасное для населения и окружающую среду состояние; • минимальные стоимость и продолжительность проведения работ по утилизации, а также затраты на дальнейшее содержание блок-упаковок. Величина активности, локализация ее в материалах конструкций и оборудования, в жидких и твёрдых отходах, а также дозовые нагрузки на персонал зависят от принятых конструктивных решений и, соответственно, обусловливают различный подход к выводу из эксплуатации РУ. Это может быть: • «немедленный» демонтаж – демонтаж непосредственно после остановки РУ в условиях высоких радиационных полей; • «отсроченный» демонтаж – простое прекращение эксплуатации РУ и ее сохранение (консервация) под контролем длительное время (до распада активности и снижения уровней излучения до допустимых пределов). Варианты «немедленного» и «отсроченного» демонтажа РУ имеют свои преимущества и недостатки. При «немедленном» демонтаже возможны: • использование персонала, обслуживающего ядерный реактор; • использование существующих служб технического обеспечения и оборудования; • реализация материалов и оборудования, годных к повторному использованию; • экономия на обслуживании, контроле и наблюдении. При «отсроченном» демонтаже возможны: • отнесение затрат на ликвидацию РУ на более позднее время; • использование минимального числа персонала; Рис. 2 Пункт длительного хранения реакторных отсеков в губе Сайда (на переднем плане показано оборудование судовозной транспортной системы) Fig. 2 Long-term storage site of reactor compartments at Saida Bay (equipment of ship-transporting system is given in foreground)

Due to the fact that the service life of CNPS is over, they are morally and physically obsolete further considered schemes presuppose that the final state of nuclear ice-breaker (after its decommissioning) is D&D with recycling or disposal of elements. The adopted option of nuclear icebreakers dismantling should meet the following requirements: • Minimal exposure level on personnel, population and environment during dismantling; • RW including dismantled conta minated structures should be brought to safe conditions to minimize risks for population and environmental; • Minimal costs and duration of operations on dismantling and minimization of costs for further maintenance of package units. The amount of activity, its distribution in materials of structures and equipment and thus radiation exposure to personnel during D&D activities depend on active service time and technical condition of power plant. These circumstances define the possible approaches to CNPS and its RC decommissioning. It may be: • “Immediate” D&D – decommissioning and dismantling after stopping of reactor plant operation under condition of high radiation field; •  “Delayed” D&D – decommissioning and dismantling after storage of reactor plant under the control for long time (up to decay of activity and recession of radiation level up to acceptable one). The option of “immediate” and “delayed” D&D of CNPS has got the merits and demerits.

At the “immediate” D&D are possible:

• Mobilization of staff operating the reactor plant; • Mobilization of existing services of maintenance support and equipment; • Metal materials and equipment applicable for recycling; • Saving on maintenance, control and monitoring.

At the “delayed” D&D is possible:

• To defer cost application to abandonment of reactor plant; • To mobilize minimum staff; • To minimize radiation exposure on pop-

ulation and personnel irradiation; • To decrease RW volume. Nuclear power plant of nuclear powered ice-breaker “Sibir” was stopped in 1992 so the option of “immediate” D&D is not applicable. “Sibir” safe storage period is also not essential to reduce radioactivity level to “delayed” dismantling option. Both options of D&D are applicable for nuclear powered ice breaker “Arktika” and next retired nuclear ice breakers. D&D strategy adopted in Russia allows implementing semi “immediate” dismantling option for CNPS with decommissioning of CNPS as a ship with storage afloat or ashore RC blocks. This approach is possible due to availability of infrastructure for storing afloat or ashore these blocks. For long-term storage ashore of nuclear powered submarines RC, surface nuclear powered ships, package units of NPFS vessels in the North West region of the Russian Federation with the financial support from Germany under the program “Global Partnership” the long-term storage site of Saida Bay equipped with ship-transporting equipment and infrastructure for package units maintenance was built [7,8]. Based on analysis of exciting dismantling experience of NPS, navy and civil NPFS vessels [9,10], technical condition of nuclear powered ice-breakers, availability of infrastructure and resources in the North-West region following option of D&D were developed [6]: Option 1 – non-floating RC block bounded by transverse watertight bulkheads of 74 and 95 frames. Package unit is a non-floating reactor block formed by cutting of reactor compartment out the ice-breaker hull, bounded by watertight bulkheads of 74 and 95 frames and nuclear power plant protection enclosure structures. The block consists of nuclear steam generating plant compartment, montejus compartment, special systems, SRW storage located under nuclear steam generating plant compartment. Also keel hull frame and outer coating of keel are saved. Approximate dimensions: length – 17,5m, width – 15,5m, height – 13m. Approximate weight – 3500t. The view of the 1st option of package unit is given in Figure 3. Option 2 – non-floating reactor block formed by cutting nuclear steam generating plant as a part of biological shielding tank.

99 Сonceptual solutions concerning decomiSsioning and dismantling ...

Options of Nuclear Powered IceBreakers 1052 D&D [6]

Принципиальные решения по утилизации cудов с ЯЭУ

100

• минимизация радиационного воздействия на население и уменьшение облучения персонала; • снижение объема РАО. ЯЭУ а/л «Сибирь» выведена из работы в 1992 году, поэтому вариант «немедленного» демонтажа РУ для а/л «Сибирь» не рассматривается. Период безопасного хранения а/л «Сибирь» не существен для снижения уровня радиации при «отсроченном» демонтаже. В схемах вывода из эксплуатации атомного ледокола «Арктика» и последующих атомных ледоколов возможно рассмотрение обоих вариантов демонтажа ЯЭУ. Стратегия утилизации, принятая в России, позволяет использование «полунемедленного» демонтажа гражданских судов посредством вывода из эксплуатации судна и хранения блоков РО на воде или на суше. Для длительного хранения на твердом основании реакторных отсеков АПЛ, надводных кораблей с ЯЭУ, блок-упаковок судов атомного технологического обслуживания в Северо-Западном регионе Российской Федерации при финансовой поддержке Германии по программе «Глобальное партнерство» создан пункт длительного хранения (ПДХ) в губе Сайда, оснащенный судовозным оборудованием и инфраструктурой для обслуживания блоков [7,8]. По результатам анализа существующего опыта утилизации АПЛ, плавтехбаз ВМФ, судов атомного технологического обслуживания гражданского флота [9,10], технического состояния атомных ледоколов, наличия необходимой инфраструктуры и ресурсов в Северо-Западном регионе были определены следующие варианты утилизации по категориям [6]: Вариант 1 – неплавучий блок (РБл), ограниченный поперечными прочно-плотными переборками по 74 и 95 шп. Упаковка представляет собой неплавучий блок РБл, сформированный путем вырезки блока РП из корпуса ледокола, ограниченный поперечными прочноплотными переборками по 74 и 95 шп. и конструкциями защитного ограждения ЯЭУ. Блок включает в себя помещение АППУ, а также помещения монжусов, специальных систем, хранилище ТРО, находящиеся под помещением АППУ. Также сохраняется килевой набор корпуса и наружная обшивка киля. Ориентировочные размеры: длина – 17,5 м, ширина – 15,5 м, высота – 13 м. Ориентировочная масса – 3500 т.

Изображение блок-упаковки по варианту 1 представлено на рис. 3. Вариант 2 – неплавучий блок РБл, сформированный путем вырезки блока АППУ в составе БЖВЗ. Упаковка представляет собой неплавучий блок РБл, сформированный путем вырезки блока АППУ (помещения ППУ № 1 и № 2 с защитой). РУ находится в составе БЖВЗ. Этот вариант предполагает: • вырезку РП в поперечном направлении по 74,5 – 76,5 шп. и по 88,0 – 90,0 шп. • разделение корпуса ледокола на три части; • вырезку АППУ в продольном направлении по левому и правому борту РП. Ориентировочные размеры: длина – 9 м, ширина – 14 м, высота – 6 м. Ориентировочная масса – 2000 т.

Рис. 3 Блок-упаковка по варианту 1 Fig. 3 1st option of package unit

Изображение блок-упаковки по варианту 2 представлено на рис. 4. Вариант 3 – неплавучий блок РБл, сформированный путем выгрузки АППУ (РУ, ПГ, ГЦНПК, трубопроводы 1 контура) из БЖВЗ Упаковка представляет собой неплавучий блок РБл, сформированный путем выгрузки АППУ из БЖВЗ и загрузки в специальный защитный контейнер. Ориентировочные размеры: длина – 6,5 м, ширина – 7 м, высота – 6 м. Ориентировочная масса – 600 т.

Package unit is a non-floating reactor block formed by cutting nuclear steam generating plant including compartments of steam generating plant No1 and No2 with protection. The reactor plant is a part of biological shielding tank. This option presupposes: • Cutting out reactor comp. in transverse direction 74,5 – 76,5fr. and 88,0 – 90,0fr. • Dividing of ice breaker hull into 3 parts; • Dismantling of nuclear steam generating plant in longitudinal direction on portside and starboard of reactor compartment. Approximate dimensions: length – 9m, width – 14m, height – 6m. Approximate weight– 2000t. The view of package unit as per option 2 is given in Figure 4. Option 3 – non-floating reactor block formed by unloading of nuclear steam gener-

Option 4 – floating reactor block bounded by pressure bulkheads of 43 and 142 frames. Package unit is a floating reactor block formed by cutting-out of reactor compartment and neighbour compartments of icebreaker hull bounded by pressure bulkheads of 43 and 142fr., structures of outer hull coating and decking on the level of upper deck Approximate dimensions: length – 80m, width – 30m, height – 20m. approximate weight – 9000t. The view of the 4th option of package unit is represented on Figure 6. According to the technical and economic assessment the optimum option of CNPSe D&D is a forming of non-floating reactor block as per the 1st option for long-term storage at Saida bay with dismantling of fore and aft ends of ship at Nerpa shipyard slipway after completing of the following preparation activities connected with: • RW and SNF management and unloading of vessel to provide its draught parameters for going to Kut

Рис. 4

Рис. 5

Блок-упаковка по варианту 2

Блок-упаковка по варианту 3

Fig. 4

Fig. 5

2nd option of package unit

3rd option of package unit

ating plant (reactor plant, steam generators, primary circulating pumps, primary piping) from biological shielding tank. Package unit is a non-floating reactor block formed by unloading of nuclear steam generating plant from iron-water protection tank and loading to special shielding castle. Approximate dimensions: length – 6,5m, width – 7m, height – 6m. Approximate weight – 600t. The view of the 3rd option of package unit is given in Figure 5.

bay (FGUP “Atomflot” responsibility); • unloading of vessel afloat at Nerpa Shipyard up to parameters corresponding to freight-carrying capacity of floating dock PD-42 (13500t) and providing setting it in slipway. Accepted Dismantling Technology of Ice-Breaker Project 1052 NIPTB Onega OAO with involvement of Iceberg design bureau, Afrikantov OKBM

Сonceptual solutions concerning decomiSsioning and dismantling ...

101

длина – 80 м, ширина – 30 м, высота – 20 м. Ориентировочная масса – 9000 т. Изображение блок-упаковки по варианту 4 представлено на рис. 6. По технико-экономической оценке оптимальным при комплексной утилизации судов с ЯЭУ является вариант формирования неплавучего реакторного блока по варианту 1 для долговременного хранения в ПДХ РО «Сайда» с утилизацией оконечностей судна на основной стапельной плите СРЗ «Нерпа» с предварительными работами: • на ФГУП «Атомфлот» – по обращению с ОЯТ, РАО и разгрузке судна для обеспечения его прохода в бухту Кут по параметрам осадки; • на СРЗ «Нерпа» – по разгрузке судна при стоянке на плаву до параметров, соответствующих проектной грузоподъемности плавдока ПД-42 (13500 т) и обеспечивающих постановку судна на стапель.

Рис. 6 Блок-упаковка по варианту 4 Fig.6 4th option of package unit

Принятая технология утилизации атомных ледоколов проекта 1052 ОАО «НИПТБ «Онега», с привлечением ОАО ЦКБ «Айсберг», ОАО «ОКБМ Африкантов» и ФГУП НИИ ПММ в период с августа 2010 года по настоящее время выполняет разработку КПОД утилизации атомных ледоколов проекта 1052.

148000

V мостик / bridge IV мостик / III мостик II мостик I мостик Палуба бака / Tank desk Верхняя палуба / Upper desk Коридор / Corridor Хранилище ТРО /SRW storage facility

17500

13000

Принципиальные решения по утилизации cудов с ЯЭУ

102

Изображение блок-упаковки по варианту 3 представлено на рис. 5. Вариант 4 – плавучий блок ПРБл, ограниченный поперечными прочно-плотными переборками по 43 и 142 шп. Упаковка представляет собой плавучий блок ПРБл, сформированный путем вырезки РП и смежных помещений из корпуса ледокола, ограниченный поперечными прочно-плотными переборками по 43 и 142 шп., конструкциями наружной обшивки корпуса и настилом на уровне верхней палубы. Ориентировочные размеры:

172

142

119

104

95 89

Балластная цистерна № 8 / Ballast tank No. 8

Помещение монжюсов / Air-operated pump room Арматурная выгородка / Fitting enclosure Палуба жилая / Residence desk Палуба средняя / Middle desk КВЛ/CWL Палуба нижняя / Lower desk I платформа / platfrom II платформа 2 дно / bottom О.Л. 27 18 0 Помещение спец. систем / Special systems room

Линия реза / Cut line Блок 1.1 / Unit РП / RR

Рис. 7 Схема вырезки блока АППУ атомного ледокола проекта 1052 Fig. 7 Nuclear powered ice-breaker Project 1052 nuclear steam generating plant dismantling diagram

Табл. 1. Результаты технико-экономической оценки вариантов утилизации атомных ледоколов проекта 1052 [11]

Вариант

Трудоемкость, нормо-ч

«ЦС «Звездочка»

Стоимость, Трудоемкость, млн. руб. нормо-ч

82 СРЗ

Стоимость, Трудоемкость, млн. руб. нормо-ч

Стоимость, млн. руб.

Неплавучий блок, ограниченный поперечными прочными переборками

832432

1235,0

909548

1439,7

855822

1247,3

Неплавучий блок, сформированный путем вырезки блока РУ

922799

1357,7

971911

1498,2

936104

1360,9

III

Неплавучий блок, сформированный путем выгрузки ЯЭУ

946639

1493,9

984534

1648,1

953119

1546,8

975755

1555,4

958410

1377,4

Плавучий блок, ограниченный поперечными IV прочноплотными переборками

Примечание. Стоимость работ приведена с учетом НДС

103

Table 1 The results of technical and economic assessment of dismantling options of nuclear ice breaker Project 1052 [11] Nerpa shipyard

SR Zvezdochka Cost, MRUR

Cost, MRUR

909548

1439,7

855822

1247,3

1357,7

971911

1498,2

936104

1360,9

946639

1493,9

984534

1648,1

953119

1546,8

975755

1555,4

958410

1377,4

Cost, MRUR

832432

1235,0

Non-floating block formed by reactor plat cut-out

922799

Non-floating block formed by nuclear III power plant unloading

Non-floating block bounded by transverse bulkheads

Option

Floating block bounded by transverse bulkheads

82 Shipyard Labour expenditures, manhours

Labour expenditures, manhours

Note – Cost with VAT

Сonceptual solutions concerning decomiSsioning and dismantling ...

СРЗ «Нерпа»

Табл. 2. Организационно-технологическая схема утилизации атомных ледоколов проекта 1052

Принципиальные решения по утилизации cудов с ЯЭУ

104

Наименование этапа

Описание

Вывод из эксплуатации

Выгрузка рабочих сред, ЖРО, ТРО, дезактивация оборудования и помещений ледоколов у причальной стенки ФГУП «Атомфлот»

Демонтажные работы на плаву

Удаление жидких грузов, демонтаж палубного оборудования, которое не потребуется при перегоне и утилизации судна, демонтаж и выгрузка крупногабаритного оборудования из помещений судна через штатные шахты и с выполнением временных вырезов в корпусных конструкциях с последующей их заделкой для разгрузки ледокола. (Осадка неразгруженного ледокола по КВЛ составляет 11 м). Объем демонтируемого оборудования определен ОАО «ЦКБ «Айсберг» и приведён в [14]

Перевод атомного ледокола на СРЗ «Нерпа»

Перевод атомного ледокола на СРЗ «Нерпа» с помощью буксиров [13]

Постановка ледокола у набережной, демонтажные работы на плаву, постановка в ПД-42, на открытую стапельную плиту

Постановка ледокола у набережной, демонтаж корпусных конструкций и всего оборудования, расположенного выше жилой палубы за исключением отсека АППУ, демонтаж среднего и двух бортовых ГЭД, демонтаж ГТГ для осуществления а/л до массы, не превышающей грузоподъемность ПД-42 (13500 т). Перемещение а/л с ПД-42 на открытую стапельную плиту осуществляется с помощью судовозных тележек

Разрезка судна на блоки: кормовой, носовой и реакторный блок на открытой стапельной плите. Раздвижка блоков

Вырезка реакторного блока на открытой стапельной плите (см. рис. 6). Раздвижка блоков атомного ледокола с помощью судовозных тележек (вырезка забойных участков по торцам блока)

Утилизация носовой и кормовой оконечностей а/л на открытой стапельной плите

Утилизация носовой и кормовой оконечностей а/л на открытой стапельной плите, специализированных участках, оснащенных необходимым оборудованием для разделки корпусных конструкций, оборудования, механизмов и т. д.

Формирование блока АППУ на стапеле открытой стапельной плиты и подготовка к долговременному хранению

Блок-упаковка АППУ представляет собой неплавучий реакторный блок, сформированный путём вырезки блока реакторного помещения из корпуса ледокола, ограниченный поперечными прочноплотными переборками по 74 и 95 шп. и конструкциями защитного ограждения АППУ. Блок включает в себя помещение АППУ, а также помещения монжусов, специальных систем, хранилище ТРО, находящиеся под помещением АППУ. Также сохраняется килевой набор корпуса и наружная обшивка киля [15].

Постановка блокупаковки АППУ в ПД-42

Перемещение блок-упаковки АППУ с открытой стапельной плиты в ПД-42 с помощью рельсовой транспортной системы

Транспортирование блок-упаковки АППУ в ПДХ РО «Сайда» в ПД-42

Транспортирование и размещение блок-упаковки АППУ на долговременное хранение в ПДХ РО «Сайда» в составе партии блоков осуществляется с использованием ПД-42 по принятой транспортнотехнологической схеме

Длительное хранение сформированной блок- Длительное хранение блок-упаковки АППУ на площадке хранения РО в ПДХ РО «Сайда» упаковки АППУ в ПДХ РО «Сайда»

Table 2. The organizational and technological diagram of nuclear powered ice-breaker Project 1052 decommissioning and dismantling Stage denomination

Description

Decommissioning

Discharge of operating medium, LRW, SRW, decontamination of equipment and compartments of ice-breakers berthing FGUP “Atomflot”.

Dismantling operations afloat

Discharge of liquid load, dismantling of deck equipment which nit used during transportation and dismantling of vessel, dismantling and unloading of large-size equipment out the compartment via standard trunks and temporary opening in hull structures with further closing. Draught of not unloaded ice-breaker at design waterline is equal to 11m). The scope of dismounted equipment is determined by Iceberg Design Bureau [14].

Berthing, dismantling operation afloat, putting in Floating dock PD-42, slipway

Cutting of ship into fore, aft, reactor blocks in slipway, and their separation

Transportation of ice-breaker to Nerpa Shipyard by tug boats Berthing, dismantling of large-size hull structures and all equipment located above accommodation deck except nuclear steam generating plant compartment, dismantling of middle and 2 boards propeller motors, dismantling of main turbine generator to provide the weight of ice-breaker which not exceed load-carrying capacity of floating dock PD-42 (13500 t). Shifting of ice-breaker to floating dock PD-42 is carried out by ship transport trolleys.

Cutting-out the reactor block on slipway (ref. Fig.6). Separation of ice-breaker blocks by ship transport trolleys.

Dismantling of fore and Dismantling of fore and aft ends of ice-breaker in open slipway, special bays aft ends of nuclear ice- with necessary equipment for dismantling of hull structures, equipment, breakers in open slipway mechanisms and etc.

Package unit of nuclear steam generating plant is a non-floating reactor block formed by cutting reactor compartment block out ice-breaker hull bounded Formation of nuclear by transverse pressure bulkheads of 74 and 95 frames and protection enclosure steam generating plant structures. The block consists of nuclear steam generating plant compartment, block in open slipway for montejus compartment, special systems, SRW storage located under nuclear long-term storage steam generating plant compartment. Also keel hull frame and outer coating of keel are save [15]. Setting of package unit of nuclear steam generating plant in floating dock PD-42

Transportation of package unit of nuclear steam generating plant from open slipway to floating dock PD-42 by rail-guided transport system

Transportation of package unit of nuclear Transportation and arrangement of package unit of nuclear stem generating steam generating plant plant for long-term storage at Saida bay as part of block batches bey applying to long-term storage site of floating dock PD-42 as per accepted transportation flow chart. at Saida bay by floating dock PD-42 Long-term storage of formed package unit of Long-term storage of formed package unit of nuclear steam generating plant nuclear steam generating in storage area at Saida bay plant at Saida Bay

105 Сonceptual solutions concerning decomiSsioning and dismantling ...

Transportation of ice-breaker to Nerpa Shipyard

Принципиальные решения по утилизации cудов с ЯЭУ

106

В разработанной документации применены следующие инженерные решения: а) блок-упаковка АППУ формируется в виде неплавучего реакторного блока, ограниченного поперечными прочноплотными переборками 74 и 95 шп. на СРЗ «Нерпа» (рис. 7) с последующим размещением и хранением его в ПДХ РО «Сайда» в течение 70 лет. Данное решение соответствует принятым в РФ Концепциям [2,3]; б) до перевода атомного ледокола на СРЗ «Нерпа» на утилизацию, для прохода ледокола в бухту Кут, имеющую ширину прохода 50 м с глубинами по границам канала 8,0 м, по оси канала 9,5 м на большой воде и балластировки судна необходимо произвести разгрузку ледокола до массы, формирующей осадку ледокола менее 9,5 м [12]; в) для постановки атомного ледокола в ПД-42 (для перевода на стапельную плиту) ледокол необходимо разгрузить до массы 13500 т [12]; г) принято и обосновано решение о том, что при подготовке блок-упаковки АППУ к долговременному хранению в ПДХ РО не выгружать сорбенты из фильтров активности первого контура; д) блок-упаковка АППУ формируется по схеме, указанной в табл. 2. Список литературы 1. А.М. Воробьев по материалам прессы, Атомные ледоколы России: технические характеристики. Подводные технологии и мир океана, ном. 2, 2006. 2. Концепция комплексной утилизации АПЛ и НК с ЯЭУ/ Поручение Правительства РФ от 17.02.2001 ИК-П7-02738. 3. Концепция по утилизации судов с ядерными энергетическими установками и судов атомного технологического обслуживания/ Приказ Госкорпорации «Росатом» от 11.01.2013 № 1/3-П. 4. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Правила безопасности при выводе из эксплуатации судов и иных плавсредств с ядерными установками и радиационными источниками» НП-037-11. 5. СП 2.6.1.2612 «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010)». 6. Принципиальные схемы утилизации судов с ядерными энергетическими уста-

новками и судов атомного технологического обслуживания (а/л «Арктика», «Сибирь», птб «Лотта»). Отчёт. ЯНМИ.У000.0415.00.005. ОАО «НИПТБ «Онега», 2012. 7. C.Kobus EWN GmbH. Состояние работ по проекту Сайда. Утилизация судов атомного технологического обслуживания и надводных кораблей с ядерными энергоустановками. Семинар КЭГ МАГАТЭ. Мурманск, 2005. 8. Х. Шмидт, EWN GmbH Предложения Германии по созданию регионального центра по обращению с РАО в губе Сайда. Семинар КЭГ МАГАТЭ по Системе обращения с РАО в северо-западном регионе России. Оксфорд,2008. 9. К.Н. Куликов, Р.А. Низамутдинов, А.Н. Абрамов, А.И. Цубанников Разработка решения утилизации судно АТО ПТБ «Володарский» [ICEM2009–16386]. Сборник докладов 12 Международной конференции по восстановлению окружающей среды и обращению с радиоактивными отходами – Ливерпуль, 2009. 10. К.Н. Куликов, Р.А. Низамутдинов, А.Н. Абрамов Разработка инженерных решений по утилизации судов обеспечения атомного гражданского флота [ICEM201159386] Сборник докладов 14 Международной конференции по восстановлению окружающей среды и обращению с радиоактивными отходами – Реймс, 2011. 11. Технико-экономическая оценка утилизации судов с ядерными энергетическими установками (Атомный ледокол «Арктика», «Сибирь»). Отчёт. ЯНМИ.0415.00.177. ОАО «НИПТБ «Онега», 2012. 12. Организационно-технические мероприятия по выводу из эксплуатации атомного ледокола проекта 1052 (10521). Основные положения. ЯНМИ.У000.0420.00.033. ОАО «НИПТБ «Онега», 2012. 13. Перегон атомного ледокола пр. 1052 к месту утилизации. Пояснительная записка. Инв. № 4883. ОАО «ЦКБ «Айсберг», 2012. 14. Подготовка атомного ледокола проекта 1052 к утилизации. Перечень демонтируемого оборудования. Инв. № 4886. ОАО «ЦКБ «Айсберг», 2013. 15. Основные технические требования к формированию блок-упаковки АППУ атомного ледокола проекта 1052 для длительного хранения в ПДХ РО «Сайда». ЯНМИ.У1052.360902.001Д1 ОАО «НИПТБ «Онега», 2013

Refeences [1] A. Vorobyov based on media materials, Nuclear powered ice-breakers of Russia: specification. Underwater technologies and ocean world, No.2, 2006. [2] Concept of Comprehensive Dis mantling of Nuclear Powerd Submarines and Surface Ships/ Instruction of the RF Government dated Feb. 17, 2001 IK-P7-02738. [3] Concept of D&D of Civil Nuclear Powered Ships and Civil Nuclear Powered Fleet Technical Support Vessels/ Order of State Corporation “Rosatom” dated January 11, 2013 No 1/3-P. [4] Federal rules and regulations in the sphere of nuclear energy use “Safety rules for decommissioning of ships and other nuclear powered vessels with radiation sources” NP-037-11.

[5] SR 2.6.1.2612 “Principal Sanitary Radiation Safety Rules (OSPORB-99/2010)”. [6] Principle procedureof Civil Nuclear Powered Ships and Civil Nuclear Powerd Fleet Technical Support Vessels ( “Arktika”, “Sibir”, Lotta FTB). Report. ЯНМИ.У000.0415.00.005. NIPTB Onega, 2012. [7] C. Kobus EWN GmbH. Status on Saida project. Dismantling of technical support ships and nuclear powered ships. Seminar of IAEA. Murmansk, 2005. [8] H. Shmidt, EWN GmbH German offer to build up a regional centre for RW management at Saida bay. Seminar of IAEA on RW management system in the north-west region of Russia. Oxford, 2008. [9] K. Kulilov, R. Nizamutdinov, A. Ab ramov, A. Tsubanikov, Dismantling solution Development for Volodarsky Civil Nuclear Fleet Support Vessel [ICEM2009–16386]. ceeding of the 12th International Pro Conference on Environmental Remediation and RW Management – Liverpool, 2009. [10] K. Kulilov, R. Nizamutdinov, A. Ab ramov, Dismantling of Civil Nuclear Powered Fleet Technical Support Vessels. Engineering Solutions [ICEM2011-59386] Proceeding of the 14th International Con ference on Environmental Remediation and RW Mana gement – Reims, 2011. [11] Technical and economic assessment of nuclear powered ships dismantling (Nuclear powered ice-breakers “Arktika”, “Sibir”). Report. ЯНМИ.0415.00.177. NIPTB Onega OAO, 2012. [12] Organizational-technical measures of decommissioning of nuclear icebreaker project 1052 (10521). Main principles. ЯНМИ.У000.0420.00.033. NIPTB Onega OAO, 2012. [13] Transportation of nuclear icebreaker project 1052 to dismantling site. Memorandum. Inv. No4883. JSC “CDB “Iceberg”, 2012. [14] Preparation of nuclear powered ice-breaker project 1025 for dismantling. List of dismounted equipment. Inv. No 4886. Iceberg Design Bureau, 2013. [15] Main technical requirements to formation of package-unit of nuclear steam generating plant of nuclear powered icebreaker project 1052 for long-term storage at Saida Bay ЯНМИ.У1052.360902.001Д1 NIPTB Onega OAO, 2013

107 Сonceptual solutions concerning decomiSsioning and dismantling ...

and NIIPMM (institute for maritime medicine) during the period from August 2010 to present time have been developing Project’s Procedural, Design and Organizaiton Documentation Package for dismantling of nuclear ice-breaker Project 1052. Following engineering solutions are applied in the developed documentation: a) Package unit of nuclear stem generating plant is formed as non-floating reactor block bounded by transverse pressure bulkheads of 74 and 95 frames at Nerpa Shipyard (ref. Fig. 7) with further its disposal and storage at Saida bay during 70 years. This solution corresponds to Conceptions accepted in the Russian Federation [2,3]; b) It is requested to unload the icebreaker to the weight which provides its draught less than 9.5m before transportation it for dismantling to the Saida bay via Kut bay (width of a gap – 50m, with depth of the waterway borders – 8,0 m, axis of waterway – 9,5m at high tide and ballasting [12]; c) Before setting of ice-breaker in Floating Dock PD-42 (for transportation to slipway) it is requested to unload it up to the mass equal to 13500t [12]; d) The decision not to unload the sorbent agents of the primary circuit filters during preparation package unit of nuclear steam generating plant was accepted and defended; e) Package unit of nuclear steam generating plant is formed as per scheme represented in Table 2:

ВОПРОСЫ УТИЛИЗАЦИИ АПЛ NPS DISMANTLING ISSUES 1(24) 2013

ЗАО «Издательство Атомэнергоиздат» 115191, Москва, Б. Тульская, д. 43 E-mail: aeizdat@mail.ru тел.: +7(926) 924-65-65 Бюллетень «Вопросы утилизации АПЛ» Св-во о регистрации ПИ № ФС77-27092 от 25 января 2007 г. Редактор Е.А. Путилова Переводчик и редактор английского текста О.Е. Патрушева Ответственный за выпуск Ю.А. Нехорошев