NuclearSafety.ru #4 - 2014 by NuclearSafety.ru

NUCLE A RS A FE T Y.RU

№1(4) 2014

Мировые практики – Венгрия

Минимизация экологических рисков при хранении ОЯТ

РАО – все стадии жизненного цикла

ТЕМА НОМЕРА

От редакции

еред вами четвертый

номер журнала «NuclearSafety.ru – Вызовы и лучшие практики ядерной и радиационной безопасности». Мы продолжаем рассматривать этапы жизненного цикла ядерных установок и ядерного топливного цикла. Решение проблемы безопасного, своевременного и эффективного обращения со всеми видами радиоактивных отходов (РАО) становится одним из ключевых элементов конкурентоспособности атомной энергетики и ее общественной приемлемости во всем мире. В материале «Концепции обращения с РАО в странах мира» мы описали разные подходы к жизненному циклу РАО. Одни из них представляют собой «отложенный вариант», другие – «окончательное решение». Приоритетом Госкорпорации «Росатом» является наращивание и апробация технологических решений по минимизации экологических рисков при хранении отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) на территориях предприятий атомной отрасли. Ведутся работы по подготовке и вывозу ОЯТ с ФГУП «ГНЦ РФ-ФЭИ», регулярных перевозок некондиционных ОТВС реактора РБМК с АЭС на перерабатывающий завод ФГУП «ПО «Маяк». Страны СНГ консолидируют научно-техническое сотрудничество, направленное на использование атомной энергии в мирных целях и заключительную стадию жизненного цикла атомных объектов¤

≈ NuclearSafety.ru

6 Тема номера

Концептуальные основы обращения с РАО в странах мира - Россия - Великобритания - Германия - Франция - Финляндия - Швеция - США - Канада.....................................

16 Практики

Венгрия: АЭС Пакш – 40% электроэнергии страны........

Не накладывая чрезмерные обременения на будущие поколения...............................

Решение, включающее весь жизненный цикл атомных

№1 (4) 2014

объектов.................................

1(4) 2014

NuclearSafety.ru – Вызовы и лучшие практики ядерной и радиационной безопасности

Руководитель проекта Денис Морозов Chief@NuclearSafety.ru

Учредитель и издатель: ОАО «ЭНЕРГОПРОМАНАЛИТИКА» (ОАО «ЭНПРАН»)

Главный редактор Варвара Нефедьева Editor@NuclearSafety.ru

Генеральный директор Дмитрий Чудесников

Выпускающий редактор Надежда Гольст

Куратор проекта Владимир Толстиков

Научный редактор Валерий Арабкин

Редактор Сергей Панов Эксперты: Смирнов В.М., Стецюк В.Н. Арт-директор Андрей Кудрявцев Корректор Ольга Решетникова

22 Технологии

Освобождение хранилища ОЯТ ФГУП «ГНЦ РФ-ФЭИ».............

Подготовка к организации регулярных перевозок некондиционных ОТВС реактора РБМК с АЭС на ФГУП «ПО «Маяк»......................

Защита – крепче гранита – строительство подземной исследовательской лаборатории в Нижнеканском массиве..............

21 Партнерство

Страны СНГ реализуют сотрудничество в области ядерной и радиационной безопасности...........

Перевод ООО «Бюро переводов «Экспримо» При оформлении издания использованы материалы из общедоступных источников Адрес редакции: 119017, г. Москва, Пыжевский пер., д. 6 тел./факс +7 495 967 3068 www.NuclearSafety.ru ISSN 2310-1121

При перепечатке ссылка на «NuclearSafety.ru — Вызовы и лучшие практики ядерной и радиационной безопасности обязательна. Рукописи не рецензируются и не возвращаются. Публикуемые в издании материалы, суждения и выводы могут не совпадать с точкой зрения редакции и являются исключительно взглядами авторов.

Тираж 2000 экземпляров

Журнал зарегистрирован в Федеральной службе по надзору в сфере связи, информационных технологий и массовых коммуникаций.

Подписано в печать 14.04.2014 г.

Свидетельство о регистрации ПИ № ФС77-54452 от 17 июня 2013 г.

Распространяется бесплатно Электронная версия на сайте http://issuu.com/NuclearSafety.ru

Отпечатано в типографии ПО «Периодика» Москва, ул. Спартаковская, д. 16 тел. +7 (495) 786-49-46

40 The main topic

Conceptual Foundations of RW in the world - Russia - Great Britain - Germany - France - Finland - Sweden - USA - Canada..................................

50 Practices

Hungary: Paks NPP â&#x20AC;&#x201C; 40% of the produced electrical energy of country.................................

Not impose any undue burden on future generations.............

The solution includes the entire

â&#x201E;&#x2013;1 (4) 2014

life cycle of nuclear facilities...

1(4) 2014

56 Technologies

Transfer of spent fuel from Institute of Physics and Power Engineering.......................................

Preparation to organization for non-conforming SFAs regular transportations from NPP to PA Mayak.......................................

Protection â&#x20AC;&#x201C; stronger than granite â&#x20AC;&#x201C; The building of underground research laboratory in the Nizhnekansk gneissic mass rock...........................

55 Partnership CIS to Cooperate in

Nuclear and Radiation Safety........................

Content

Концептуальные основы обращения с РАО в странах мира

№1 (4) 2014

{

Составитель: Сергей Панов

роблема обращения с радиоактивными отходами (РАО) является исключительно сложной и актуальной как для России, так и для большого количества стран мира, развивающих ядерные технологии, причем не только энергетические. Это связано с тем, что РАО различной активности и агрегатного состояния образуются абсолютно на всех стадиях жизненного цикла ядерных установок (как исследовательских, так и энергетических), добычи и переработки радиоактивной (урановой или ториевой) руды, фабрикации топлива, вывода объектов ядерно-топливного цикла (ЯТЦ) из эксплуатации, наработки и применения медицинских изотопов и т.д.

Образование РАО Согласно действующему в России законодательству, к РАО относятся ядерные материалы и радиоактивные вещества, дальнейшее использование которых не предусматривается. Таким образом, РАО – это не подлежащие дальнейшему использованию вещества, находящиеся в различном агрегатном состоянии, материалы, изделия, оборудование, объекты биологического происхождения, источники радионуклидов, загрязненные объекты внешней среды, загрязненный грунт, содержание радионуклидов в которых превышает уровни, установленные нормами радиационной безопасности. Следует обратить внимание на тот факт, что в соответствии с российским законодательством, в отличие

от некоторых других стран мира, к РАО не относится облученное ядерное топливо (ОЯТ). Можно выделить следующие основные сферы человеческой деятельности, которые приводят к образованию РАО: 1. Эксплуатация и вывод из эксплуатации предприятий ЯТЦ (добыча и переработка радиоактивных руд, изготовление твэлов и ТВС, производство электроэнергии на АЭС, переработка ОЯТ). 2. Реализация государственных программ по созданию ядерного оружия, консервации и ликвидации оборонных объектов и реабилитации территорий, загрязненных в результате деятельности предприятий по производству ядерных материалов.

ТЕМА НОМЕРА

3. Эксплуатация и вывод из эксплуатации кораблей военно-морского и гражданского флотов (в основном это атомные подводные лодки и ледоколы) с ядерными энергетическими установками и баз их технического обслуживания. 4. Использование изотопной продукции в народном хозяйстве, а именно: n в медицинских учреждениях (диагностика и терапия); n в химической, металлургической и других обрабатывающих отраслях; n при проведении научных исследований; n в службах безопасности (к примеру, досмотровые таможенные системы). 5. При добыче полезных ископаемых, не относящихся к радиоактивным рудам (таких как нефть или газ).

Классификация РАО Системы классификации РАО в различных странах имеют свою, исторически сложившуюся специфику, и зачастую слабо согласованы друг с другом. Классификация отходов, применяемая в МАГАТЭ, основана на учете возможных вариантов реализации окончательной стадии обращения с РАО – захоронения. Основным признаком этой классификации служит длительность распада нуклидов, так как требования к технологии захоронения отходов во многом определяются временем, в течение которого отходы представляют опасность. Согласно действующей системе классификации МАГАТЭ отходы подразделяются на категории, представленные в Таблице 1.

№1 (4) 2014

Жизненный цикл РАО На Рисунке 1 представлены последовательные стадии обращения с РАО, возникающими на различных переделах тех или иных предприятий ЯТЦ, а также в процессе эксплуатации ядерных установок. В зависимости от начальной активности и агрегатного состояния РАО (жидкие, твердые, газообразные) их жизненный цикл может включать в себя не все перечисленные стадии. К примеру, ЖРО, относящиеся к категории НАО, без предварительной переработки закачиваются в специализированные глубокозалегающие пласты-коллекторы, расположенные на территориях российских предприятий ОАО «ГНЦ НИИАР», ОАО «СХК» и ФГУП «ГХК».

Классы отходов по классификации МАГАТЭ Классы отходов

Характеристики

Метод захоронения

1. Освобождаемые от контроля отходы (ОО)

Уровни активности равны или ниже годового уровня, принятого для населения, т.е. не более 0,01 мЗв

Нет радиологических ограничений

2. Низкои среднеактивные отходы (НАО и САО)

Уровни активности выше величин для класса 1, но при этом тепловыделение ниже 2 Вт/м3

2.1. Короткоживущие отходы (КЖ НАО и САО)

Ограниченная концентрация долгоживущих радионуклидов (меньше 4000 Бк/г в отдельных упаковках отходов или в среднем 400 Бк/г суммарно для всех упаковок)

Приповерхностные или глубинные геологические хранилища

2.2. Долгоживущие отходы (ДЖ НАО и САО)

Концентрация долгоживущих радионуклидов выше пределов, указанных для класса 2.1

Глубинные геологические хранилища

3. Высокоактивные отходы (ВАО)

Тепловая мощность выше 2 Вт/м3 и концентрация долгоживущих радионуклидов выше пределов, указанных для короткоживущих отходов

Глубинные геологические хранилища Таблица 1

Сбор, классификация, сортировка

(по состоянию, степени активности, составу и т.д.)

Кондиционирование

(прессование, битумирование, цементирование, остекловывание, упаковка или контейнеризация)

Хранение

(в наземных сооружениях, в приповерхностных сооружениях)

Транспортирование

(формирование транспортных контейнеров (ТК), перевозка, разгрузка ТК)

Захоронение

(в приповерхностных сооружениях, в геологических формациях) Рисунок 1. Ключевые стадии обращения с РАО

ТЕМА НОМЕРА

Концепции обращения с РАО в странах мира Великобритания Реализуемая в стране концепция обращения с РАО различной активности включает в себя следующие варианты: n Временное хранение НАО осуществляется в местах их производства или на территории крупного атомного комплекса Селлафилд в графстве Камбрия, а их окончательное захоронение осуществляется в приповерхностных хранилищах. n Временное хранение САО осуществляется в местах их производства, а окончательное захоронение планируется производить в глубоких геологических формациях. n Временное хранение ВАО осуществляется на территории образования в течение 50 лет, после чего они должны быть захоронены в глубоких геологических формациях.

Атомный комплекс «Селлафилд» (Великобритания)

Германия Принятая в стране концепция обращения с РАО различной активности подразумевает под собой: n Кондиционирование и временное хранение НАО и САО осуществляется на территории того предприятия, где эти отходы образовались, или в специальном централизованном хранилище. Окончательное захоронение НАО и САО производится в глубоких геологических формациях. n Окончательное захоронение ВАО и ОЯТ, которое в Германии не перерабатывается, планируется производить в глубоких геологических формациях без возможности их извлечения в будущем.

АЭС «Гундремминген» (Германия)

Финляндия

№1 (4) 2014

Финская стратегия обращения с РАО различной активности включает в себя следующие варианты: n Кондиционирование НАО и САО осуществляется на территории организации, где они образовались. После буферного хранения НАО и САО отправляют на окончательное захоронение в приповерхностные сооружения (эти сооружения размещаются на глубине порядка 60 м от поверхности земли) на территории АЭС, в случае соответствия РАО всем предъявляемым требованиям.

Хранилище «Онкало» (Финляндия)

n В

соответствии с действующим в Финляндии законодательством, ОЯТ энергетических реакторов относится к РАО. Временное хранение ОЯТ осуществляется на площадках АЭС, в отдельных сооружениях. Окончательное захоронение ВАО и ОЯТ, образовавшихся в результате эксплуатации АЭС, будет производиться в скальных породах на глубине около 500 м с возможностью извлечения ОЯТ в будущем.

ТЕМА НОМЕРА

Швеция Стратегия Швеции в области обращения с РАО различной активности включает в себя следующие пункты: n Кондиционирование НАО и САО производится на площадке образования, а металлические отходы отправляются на переработку в Студсвик. Окончательное захоронение КЖ НАО и САО производится в хранилище SFR-1, расположенном в скальных породах. Планируется, что в будущем (после 2020 г.) все отходы, образованные в процессе вывода АЭС из эксплуатации, будут

АЭС «Рингхальс» (Швеция)

направляться на окончательное захоронение в специально расширенные для этого сооружения на площадке SFR-1. n ДЖ НАО и САО временно хранятся на площадках образования. Затем они будут отправляться в центральное временное хранилище, а после – на окончательное захоронение. n После охлаждения в бассейнах выдержки на территории станции ОЯТ, переработка которого согласно действующему в Швеции зако-

нодательству не предусматривается, перевозится и хранится в централизованном подземном (глубина 25-30 м) временном хранилище примерно 30 лет. Проектируемое геологическое хранилище для ОЯТ и ВАО будет располагаться в твердых скальных породах на глубине 400-700 м. При этом планируется оставить возможность извлечения ОЯТ в будущем.

Правовое регулирование вопросов обращения с РАО в мире Правовое регулирование вопросов обращения с РАО за рубежом основывается на выверенной законодательной базе, которая в ряде случаев (при наличии соответствующего политического решения) может относиться как к РАО, так и к ОЯТ. В Таблице 2 представлены основные законодательные и нормативные акты, регулирующие обращение с РАО в ряде зарубежных стран. В некоторых странах (к примеру, в США, Франции или Швеции) одновременно действуют несколько законов, регулирующих различные аспекты обращения с РАО и ОЯТ. В других регулирование обращения с РАО и ОЯТ регламентируется одним общим законом, определяющим основную деятельность государства и эксплуатирующих организаций в области использования ядерной энергии (к примеру, в Финляндии и Канаде). Соответствующие законодательные акты, регулирующие обращение с РАО и ОЯТ направлены на решение двух важнейших вопросов: n распределение

и закрепление ответственности производителей и государства за обращение с РАО и ОЯТ, а также за компенсацию необходимых расходов; системы и порядка формирования накопительных резервов на покрытие как текущих затрат,

№1 (4) 2014

n выстраивание

так и затрат будущих периодов в виде целевых накопительных фондов. Например, Закон о политике в области ядерных отходов в США возлагает ответственность за обращение с ОЯТ с момента его образования на Федеральное правительство. При этом ответственность за оплату расходов по обращению с ОЯТ на всем его жизненном цикле возлагается на производителей отходов. Этот же закон устанавливает порядок создания соответствующего финансового механизма для покрытия текущих расходов, а также расходов будущих периодов по обращению с РАО и ОЯТ в виде накопительного фонда ядерных отходов. Во Франции Законы №37-633, №92-646 и Закон по отходам определяют политику обращения с РАО и ОЯТ, включая закрепление ответственности производителей отходов, и устанавливают механизм накопления соответствующих целевых фондов на обращение с РАО и ОЯТ. В Финляндии Законом об атомной энергии устанавливается ответственность производителей РАО и ОЯТ за обращение с ними и компенсацию необходимых расходов, а также порядок создания и функционирования Фонда ядерных отходов (регламентируется порядок управления, накопления, контроля и использования средств этого фонда).

ТЕМА НОМЕРА

В Швеции ответственность организаций, эксплуатирующих АЭС, за обращение и окончательное удаление ядерных отходов устанавливается Законом о ядерной деятельности, а отдельный Закон по финансированию регламентирует порядок компенсации будущих расходов на обращение с РАО и ОЯТ.

Кроме того, следует особо отметить, что за рубежом обычно в законодательном порядке решаются вопросы, связанные со строительством объектов обращения с РАО и ОЯТ: решения о строительстве, выбор месторасположения объектов, процедуры выполнения договоров о строительстве и т.д.

В Канаде изначально создание накопительных фондов осуществлялось на основе соглашений между энергетическими компаниями и властями провинций, в которых размещены АЭС этих компаний. Но в 2002 г. вышел закон об обращении с РАО, который уже в законодательном порядке закреплял обязательства энергетических компаний по созданию подобных фондов. Согласно этому же закону была создана некоммерческая федеральная организация по обращению с РАО и ОЯТ, в обязанности которой входит контроль над деятельностью энергетических компаний в указанной области.

К примеру, в США Дополнением к Закону о политике в области ядерных отходов от 1987 г. для создания подземного хранилища ВАО и ОЯТ был определен участок Юкка Маунтин в штате Невада. Так же в США дополнением к Закону о политике в области НАО от 1985 г. регламентируются процедуры выполнения договоров о создании региональных хранилищ. Во Франции Закон по отходам декларирует решение о строительстве геологического хранилища для ВАО и ОЯТ, не подлежащего переработке. В Германии регламентация строительства хранилищ регулируется отдельным нормативным актом.

Основные законодательные и нормативные акты, регулирующие обращение с ОЯТ и РАО в ряде зарубежных стран США

Франция

Финляндия

1. З акон о политике в области ядерных отходов, 1982 год Устанавливает ответственность правительства по утилизации ВАО и ОЯТ и производителей отходов по компенсации расходов, регламентирует создание Фонда ядерных отходов. – Дополнение к закону, 1987 год Определяет участок Юкка Маунтин в штате Невада в качестве пункта создания национального подземного хранилища ВАО и ОЯТ.

1. З акон №37-633 и Закон № 92-646, 1975 и 1991 года соответственно Регулируют ответственность производителей и порядок утилизации ОЯТ, а также повторное использование регенерированных материалов.

1. З акон об атомной энергии, 1987 год Определяет порядок создания Фонда ядерных отходов, регламентирует систему управления, наполнения и контроля над расходованием средств этого фонда, устанавливает ответственность организаций-производителей отходов по компенсации расходов на обращения с РАО и ОЯТ.

2. Закон о политике в области НАО, 1980 год Определяет ответственность штатов за утилизацию НАО в границах штатов, требования к утилизации НАО. – Дополнение к закону, 1985 год Определяет процедуры выполнения договоров о создании региональных хранилищ НАО.

2. Закон №91-1381, 1991 год Определяет порядок создания подземных исследовательских лабораторий и выбора территорий для хранения РАО и неперерабатываемого ОЯТ. 3. Закон 46-263 и Приказы от 1974 и 1985 годов Устанавливают порядок и технические требования транспортирования опасных грузов и ядерных материалов. 4. Закон по отходам, 2006 год Определяет политику в области обращения с ВАО, включая механизмы накопления фондов, и декларирует принятие решения о строительстве геологического хранилища ВАО.

Германия 1. З акон об атомной энергии, 1959 год Регулирует все направления деятельности в области атомной промышленности, включая вывод установок из эксплуатации, а также обращение с РАО и ОЯТ. 2. Нормативные акты по отдельным аспектам обращения с ОЯТ и РАО: – Требование наличия резервов по обязательствам. – Закон о налоге на доходы. – Строительство хранилищ. – Положение о предварительной оплате. – Оплата удаления РАО.

Швеция 1.Закон о ядерной деятельности, 1977 год Определяет юридическую и финансовую ответственность владельцев АЭС за безопасное обращение и окончательное удаление ядерных отходов. 2. Закон по радиационной защите, 1958 год Регулирует вопросы доз облучения для персонала и населения в связи с обращением и окончательной изоляцией (захоронением) ядерных отходов.

Канада 1. З акон об обращении с РАО, 2002 год Обязывает энергетические компании OPG, H-Q, NBPC, а также Королевскую корпорацию AECL создать специальные фонды для финансирования программ по обращению с РАО и ОЯТ, которые будут управляться федеральными органами.

3. Закон по финансированию, 1992 год Регламентирует порядок финансирования будущих расходов на обращение с РАО и ОЯТ.

Таблица 2

Обращение с РАО в России Стратегические задачи реализуемой в России концепции в области обращения с РАО, которые легли в основу принятого в 2011 г. Федерального закона №190 «Об обращении с радиоактивными отходами и о внесении изменений в отдельные законодательные акты Российской Федерации» (далее – ФЗ №190) формулируются следующим образом:

№1 (4) 2014

n минимизация

количества вновь образующихся РАО в условиях достоверного оперативного государственного учета и контроля образования РАО в организациях, в результате деятельности которых они образуются; n минимизация количества мест захоронения РАО за счет их централизованного захоронения; n оптимизация соотношения рисков и затрат при выборе мест захоронения РАО; n обеспечение технологической преемственности при обращении с РАО на всех стадиях, включая стадию захоронения; n обеспечение требуемого уровня безопасности на всех стадиях обращения с РАО, включая захоронение;

n обеспечение достаточности финансовых ресурсов для обращения с РАО на всех стадиях, включая захоронение; n обеспечение готовности специалистов на местах к реализации положений ФЗ №190 на уровне организаций, генерирующих РАО или занятых в работах по обращению с ними; n публичное раскрытие информации об обеспечении безопасности и предотвращении аварий при обращении с РАО, если эта информация не содержит сведений, составляющих государственную тайну; n обеспечение информированного участия заинтересованных сторон в процессе принятия решений в области обращения с вновь образующимися и накопленными РАО. В результате принятия ФЗ №190 были созданы необходимые предпосылки для формирования эффективных механизмов государственного управления обращением с РАО в России, а именно: n установлен понятный принцип разграничения собственности на РАО (финансирование обращением с РАО, накопленные до принятия ФЗ №190, лежит на государ-

стве, а за те, которые произведены после, – непосредственно на организациях-производителях РАО); n введено требование обязательного захоронения РАО, как заключительной стадии жизненного цикла РАО; n введен принцип взаимозависимости стадий образования и стадий

обращения с РАО (логика «жизненного цикла РАО»); n введен принцип ответственности организаций за безопасное обращение с РАО на всех стадиях технологического цикла, вплоть до их захоронения; n введен принцип «загрязнитель платит за всё».

На Рисунке 2 схематично представлен механизм финансирования, создаваемый в рамках Единой государственной системы обращения с РАО (ЕГС РАО).

Рисунок 2. Целевой облик финансового механизма ЕГС РАО

Само по себе обращение с РАО в контексте эксплуатации объектов использования атомной энергии является сопутствующей, «внутренней» деятельностью. Но за счет своего долгосрочного и всеобъемлющего характера (РАО образуются на всех этапах жизненного цикла ядерных установок и ЯТЦ) именно деятельность по обращению с РАО становится одним из ключевых элементов конкурентоспособности атомной энергетики и ее общественной приемлемости. Решение проблемы безопасного, своевременного и эффективного обращения со всеми типами образующихся отходов, независимо от их исходной активности и агрегатного состояния, а также обеспечение общественной приемлемости выбранного решения, представляется исключительно сложной, но при этом необходимой и решаемой задачей.

Хранилище РАО на Калининской АЭС (Россия)

Заключение

ТЕМА НОМЕРА

Венгрия: АЭС Пакш – 40% электроэнергии страны

№2 2013 №1 (4) 2014

{

Автор: Варвара Нефедьева

Национальная политика Венгрии в области использования атомной энергии регламентируется в законодательстве. Основные цели, изложенные В АКТЕ № 116, ПРИНЯТОМ В 1996 Г., включают в себя обеспечение здоровья населения, безопасности и защиты окружающей среды. В соответствии с требованиями данного акта использование атомной энергии разрешено только в случаях, предусмотренных законом, и находится под постоянным контролем компетентных органов. Обеспечение безопасности является приоритетной задачей независимо от области использования атомной энергии.

АЭС «Пакш»

ПРАКТИКИ

Государственные организации в области использования атомной энергии

В обязанности ГОСУДАРСТВЕННОГО СЕКРЕТАРИАТА ПО

ГОСУДАРСТВЕННОЕ ВЕДОМСТВО ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ ВЕНГРИИ – государственный административный орган в об-

дартов качества воздуха и воды и предельных значений радиоактивных выбросов с объектов использования атомной энергии, а также осуществление контроля выбросов в окружающую среду.

ласти мирного использования атомной энергии, имеющий определенные цели и задачи и наделенный полномочиями независимой организацией и финансированием. Основные задачи ведомства включают в себя разработку нормативных и законодательных актов в области безопасности мирного использования атомной энергии, в частности в области обеспечения безопасности объектов использования атомной энергии в нормальных и аварийных режимах эксплуатации, а также в случае аварии на АЭС. Кроме того, ведомство по атомной энергии отвечает за информирование общественности. Государственное ведомство по атомной энергии является независимым органом, подведомственным назначаемому правительством министру, отвечает в основном за обеспечение ядерной безопасности в соответствии с законодательством. С 2010 г. контроль за деятельностью ведомства возложен на министра национального развития. Генеральный директор государственного ведомства по атомной энергии назначается премьер-министром. Резолюции ведомства могут оспариваться и изменяться только по решению суда.

МИНИСТЕРСТВО ПРИРОДНЫХ РЕСУРСОВ регулирует вопросы, связанные с обеспечением радиационной защиты, лицензированием объектов и контролем за хранением радиоактивных отходов. В процедуре лицензирования задействованы также другие компетентные административные органы.

БУДАПЕШТ:

n Будапештский исследовательский реактор   n Учебный реактор в Будапештском университете технологии и экономики

ПЮСПЁКСИЛАДЬ:

n П ункт по переработке и утилизации радиоактивных отходов (RWTDF)

ПАКШ:

n Атомная электрическая станция  n П ункт временного хранения ОЯТ (ISFSF)

БАТААПАТИ:

n Национальное хранилище радиоактивных отходов (NRWR)

ГОРЫ МЕЧЕК:

n исследуемая зона для хранилища высокоактивных РАО

ВОПРОСАМ ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ ПРИ МИНИСТЕРСТВЕ СЕЛЬСКОГО ХОЗЯЙСТВА входит установление стан-

АЭС «Пакш» АЭС «Пакш» с четырьмя реакторами типа ВВЭР находится в 120 км к югу от Будапешта. Общая выходная мощность АЭС – 2000 МВт. На долю АЭС приходится более 40% электроэнергии. Реактор

Тип

Мощность

Ввод в эксплуатацию

Блок 1

ВВЭР-440/В-213

470

1982

Блок 2

ВВЭР-440/В-213

473

1984

Блок 3

ВВЭР-440/В-213

473

1986

Блок 4

ВВЭР-440/В-213

473

1987

В январе 2014 г. Правительство Венгрии подписало соглашение с ГК «Росатом» о сооружении двух новых энергоблоков для АЭС «Пакш». При этом Россия предоставит Венгрии заем, который покроет 80% стоимости. По сообщению Правительства Венгрии ЕС уже утвердил проект строительства энергоблоков мощностью 1200 МВт каждый стоимостью приблизительно 10-12 млрд евро. Ввод в эксплуатацию первого энергоблока запланирован на 2023 г., второго энергоблока – после 2025 г. Оба энергоблока будут принадлежать Венгрии. Ядерное топливо для нужд АЭС будет поставляться из России.

Не накладывая чрезмерные обременения на будущие поколения АКТ № 116 ОБ АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ регулирует, помимо всего прочего, обращение с радиоактивными отходами и наделяет правительство и отраслевые министерства полномочиями издавать приказы, определяющие наиболее важные требования в этой области.

В частности, данный акт предусматривает, что для начала работ по подготовке к сооружению объектов для хранения радиоактивных отходов требуется предварительное одобрение парламента. В соответствии с основными правилами, содержащимися в этом акте, риски, связанные с обращением с радиоактивными отходами, не должны накладывать чрезмерные обременения на будущие поколения. Для выполнения данного требования долгосрочные инвестиции на утилизацию радиоактивных отходов и вывод из эксплуатации атомных электростанций должны быть сделаны поколениями, которые пользуются преимуществами производства атомной энергии и применения изотопов.

№2 2013 №1 (4) 2014

Таким образом, в соответствии с актом и исполнительными прика-

Национальное хранилище РАО в Батаапати

зами 1 января 1998 г. был образован ЦЕНТРАЛЬНЫЙ ФОНД ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ (CNFF) с целью финансирования деятельности по утилизации радиоактивных отходов, временному хранению и утилизации отработанного ядерного топлива и выводу из эксплуатации объектов использования атомной энергии. По поручению генерального директора ведомства по атомной энергии и Правительства Венгрии было создано государственное Агентство по обращению с радиоактивными отходами. Агентство по обращению с радиоактивными отходами (PURAM) ведет свою деятельность с 2 июня 1998 г.

Взносы в Центральный фонд ядерной безопасности (CNFF) в 2011 г. составили 665 млн евро

ПРАКТИКИ

Площадки Агентства по обращению с радиоактивными отходами (PURAM) Помимо объектов в г. Будаорш и АЭС «Пакш» для краткосрочного и долгосрочного хранения радиоактивных отходов и отработанного ядерного топлива используются еще три подведомственных PURAM объекта:

nН АЦИОНАЛЬНОЕ

nП УНКТ ПО ПЕРЕРАБОТКЕ И УТИ-

nП УНКТ ВРЕМЕННОГО ХРАНЕНИЯ

ЛИЗАЦИИ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ (RWTDF) в Пюспёксиладь (Püspökszilágy) для утилизации радиоактивных отходов исследовательских реакторов.

ОЯТ в Пакш для безопасного временного хранения отработанных тепловыделяющих сборок АЭС в течение не менее 50 лет перед их окончательной утилизацией.

После 15 лет строительных работ и инвестирования порядка 68 миллиардов венгерских форинтов ($310 млн) Агентство по обращению с радиоактивными отходами (PURAM) завершило сооружение первого Национального хранилища РАО в Батаапати на юге страны.

Подземное хранилище предназначено для помещения на хранение НИЗКОАКТИВНЫХ И КОРОТКОЖИВУЩИХ СРЕДНЕАКТИВНЫХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ, которые образуются в результате эксплуатации и последующего вывода из эксплуатации АЭС «Пакш». Долгоживущие

ХРАНИЛИЩЕ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ (NRWR) в Батаапати для окончательной утилизации радиоактивных отходов низкого и среднего уровня активности с атомных электростанций.

Радиоактивные отходы в Венгрии в основном образуются в результате эксплуатации АЭС «Пакш».

Решение, включающее весь жизненный цикл атомных объектов

Национальное хранилище РАО в Батаапати

В конце 2013 г. в Венгрии состоялось открытие Национального хранилища радиоактивных отходов в Батаапати.

среднеактивные отходы, а также радиоактивные отходы высокого уровня активности будут помещены на хранение отдельно. В общей сложности хранилище рассчитано на захоронение 40 000 КУБОМЕТРОВ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ. Наземные сооружения хранилища были введены в эксплуатацию в октябре 2008 г. Первая очередь сможет вместить 4600 емкостей с радиоактивными отходами, размещенных в 510 железобетонных контейнерах. НА ПЕРВОМ ЭТАПЕ РЕАЛИЗАЦИИ ПРОЕКТА планируется сооружение трех пар карстовых пустот для изоляции короткоживущих среднеактивных радиоактивных отходов. ХРАНИЛИЩЕ ЗАТЕМ БУДЕТ РАСШИРЕНО для изоляции радиоактивных отходов более высокого уровня активности в горном массиве. Хранилище будет работать в автоматическом режиме, т.е. все сигналы будут

№2 (4) 2014 №1 2013

Национальное хранилище РАО в Батаапати

поступать в наземный пункт управления от замкнутого контура сети. Контейнеры с РАО будут складироваться НА ГЛУБИНЕ 200-250 МЕТРОВ ПОД ЗЕМЛЕЙ (0-50 м выше уровня моря) в подземных сооружениях гранитного массива. Исследования показали, что данный горный массив состоит из нескольких больших участков, изолированных водонепроницаемым слоем глины, с очень низкой скоростью движения подземных вод (несколько сантиметров в год). Доступ в подземные сооружения осуществляется через наклонные тоннели, которые будут заполняться изолирующим составом из глины и бетона с добавлением 50-60% гранитного щебня, что позволит в течение длительного времени удерживать радиоактивные изотопы от их просачивания в окружающую среду. Объект предназначен для хранения всех упаковочных комплектов с радиоактивными отходами до его вывода из эксплуатации.

ПАРТНЕРСТВО

Задачи деятельности Рабочей группы в области вывода из эксплуатации ядерно и радиационно-опасных объектов, обращения с РАО и ОЯТ и реабилитации территорий: n  консолидация

Страны СНГ реализуют сотрудничество в области ЯРБ

марте 2014 г. состоялось первое заседание Рабочей группы Комиссии государств-участников СНГ по использованию атомной энергии в мирных целях «Создание платформы для практического сотрудничества в области вывода из эксплуатации ядерно и радиационно-опасных объектов, обращения с РАО и ОЯТ и реабилитации территорий». Рабочая группа была образована 9 октября 2013 г. В нее вошли представители республик: Армения, Беларусь, Казахстан, Кыргызстан,

а также Российской и Украины.

Федерации

и систематизация научнотехнических знаний n обмен

опытом

n  формирование

обоснований выбора проектов/тем для практической реализации совместных мероприятий

n  инициирование

и рассмотрение проектов в целях дальнейшего выдвижения наиболее актуальных из них на рассмотрение Комиссии государств-участников СНГ по использованию атомной энергии в мирных целях n  координация

На заседании были избраны руководители группы. Председателем стал Голиней Андрей Иванович, заместитель генерального директора по развитию ОАО ФЦЯРБ. Заместителем председателя – Андропенков Сергей Анатольевич, главный менеджер Департамента проектов в ЯТЦ АО «НАК Казатомпром». Ответственным секретарем – Новиков Антон Сергеевич, начальник отдела контроля реализации инвестиционных проектов и программ ОАО ФЦЯРБ.

практической реализации отобранных объектов

Члены Рабочей группы подготовят ПРЕДЛОЖЕНИЯ

ПО ИНИЦИАТИВНЫМ ПРОЕКТАМ В СВОИХ СТРАНАХ. На втором

заседании группы планируется рассмотреть эти предложения и выбрать «пилотные» проекты. Вторая встреча Рабочей группы назначена на июнь 2014 г.

Освобождение хранилища ОЯТ ФГУП «ГНЦ РФ-ФЭИ»

{

Авторы: Мамаев В.М. (ФГУП «ГНЦ РФ – ФЭИ»), Комаров С.В., Сарбеев А.А., Самсонов А.А., Худяков А.В. (ООО НПФ «Сосны»), Ипатов В.М. (Госкорпорация «Росатом»)

Обнинская АЭС

середине 2011 года состоялся пилотный вывоз ОЯТ исследовательских реакторов (ИР) в ТУК-19 из ФГУП «Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени

А.И. Лейпунского» на перерабатывающее предприятие. Были вывезены ОТВС ЭК-10 и ОТВС ВМ-1А, имевшие наименьшее выгорание из всего топлива, находящегося на хранении в хранилище отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ). При выполнении этого рейса были отработаны новые технологические решения, актуализирована информация и подтверждена возможность проведения последующих вывозов ОЯТ. В настоящее время основной объем топлива в ХОЯТ ФГУП «ГНЦ РФ – ФЭИ» представлен твэлами ОТВС Первой в мире атомной электростанции – Атом Мирный (ОЯТ АМ). Госкорпорация

№1 (4) 2014

«Росатом» приняла обоснованное решение провести после пилотного вывоза ОЯТ ИР подготовку и вывоз на переработку ОЯТ АМ. Данный вывоз должен положить основу регулярным перевозкам на переработку и снизить более чем в два раза экологические риски при хранении ОЯТ на территории ФГУП «ГНЦ РФ – ФЭИ».

ТЕХНОЛОГИИ

В рамках федеральной целевой программы «Обеспечение

использованных за время эксплуатации реактора и находя-

ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на

щихся на хранении в течение 12–50 лет, не представляется

период до 2015 года» проводится мероприятие «ВЫВОЗ

целесообразным.

ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА С ПЛОЩАДКИ ФЕДЕРАЛЬНОГО ГОСУДАРСТВЕННОГО УНИТАРНОГО ПРЕДПРИЯТИЯ «ГОСУДАРСТВЕННЫЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ – ФИЗИКО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ ИМЕНИ А.И. ЛЕЙПУНСКОГО» (Г. ОБНИНСК, КАЛУЖСКАЯ ОБЛАСТЬ)».

Все твэлы Первой в мире АЭС (кроме экспериментальных твэлов) имеют одинаковую конструкцию, но различаются по составу топливной композиции. В период эксплуатации реактора использовались ТВС с твэлами на основе уранмолибденового сплава ОМ-9 с магниевым и кальциевым подслоем, либо UO2 с магниевым подслоем, либо UC с каль-

В середине 2011 года состоялся пилотный вывоз ОЯТ ис-

циевым подслоем. Одновременная переработка несорти-

следовательских реакторов (ИР) в ТУК-19 из ФГУП «ГНЦ

рованных по топливной композиции твэлов (смесей твэлов)

РФ – ФЭИ» на перерабатывающее предприятие [1]. Были

принята на перерабатывающем предприятии возможной

вывезены ОТВС ЭК-10 и ОТВС ВМ-1А, имевшие наименьшее

и обоснованной. Разработка специальных методов паспор-

выгорание из всего топлива, находящегося на хранении

тизации твэлов по составу топливной композиции для от-

в хранилище отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ). При

правки на переработку считается нецелесообразной.

выполнении этого рейса были отработаны новые технологические решения, актуализирована информация и подтверж-

Транспортно-технологическая схема, использованная при

дена возможность проведения последующих вывозов ОЯТ.

выполнении пилотного вывоза, оказалась неприемлема для вывоза ОЯТ АМ по причине того, что длина твэлов превы-

В настоящее время основной объем топлива в ХОЯТ ФГУП

шает габариты внутренней полости контейнера ТУК-19. Рез-

«ГНЦ РФ – ФЭИ» представлен твэлами ОТВС Первой в мире

ка или рубка твэлов для уменьшения их длины сопряжена

атомной электростанции – Атом Мирный (ОЯТ АМ). Госкорпо-

с рисками выхода радиоактивных веществ в окружающее

рация «Росатом» приняла обоснованное решение провести

пространство и появлением значительного количества вто-

после пилотного вывоза ОЯТ ИР подготовку и вывоз на пере-

ричных РАО.

работку ОЯТ АМ. Данный вывоз должен положить основу регулярным перевозкам на переработку и снизить более чем

Проведенный анализ российского парка транспортных упа-

в два раза экологические риски при хранении ОЯТ на терри-

ковочных комплектов показал целесообразность использо-

тории ФГУП «ГНЦ РФ – ФЭИ».

вания МЕТАЛО-БЕТОННОГО КОНТЕЙНЕРА ТУК 108/1.

Основная часть ОЯТ АМ имеет выгорание топлива около

Имеется достаточное количество этих контейнеров, чтобы

10 МВт•сут/кг U. ТВС АМ разделаны на отдельные твэлы,

не находиться в зависимости от графика других российских

часть твэлов имеют внешние повреждения. Методика и обо-

перевозок. Эксплуатационный ресурс ТУК-108/1 позволяет

рудование для проверки оболочек твэлов на герметичность

использовать их в течение всего срока выполнения вывоз-

не разрабатывались и проверка не проводилась. Все твэлы

ов в рамках текущей ФЦП и дальнейших программ 2016-2025

ОЯТ АМ, подлежащие вывозу на перерабатывающее пред-

года. Большая вместимость ТУК-108/1 позволяет рассчиты-

приятие, считаются условно негерметичными. Данные об

вать на освобождение ХОЯТ в достаточно короткий период

остаточной прочности твэлов отсутствуют. Твэлы находятся

(порядка 10 лет), в то время как при использовании других

на сухом хранении в негерметичных чехлах. Чехол являет-

типов контейнеров (ТУК-19, ТУК-128 и др.) потребуется в два-

ся учетной единицей в хранилище ОЯТ. В пределах одного

три раза большее время для перевозок. ОПТИМАЛЬНЫМ ПРЕДСТАВЛЯЕТСЯ ЗАДЕЙСТВОВАТЬ ДЛЯ ВЫВОЗОВ ОЯТ ДО ШЕСТИ ТУК-108/1 И ПАРК ИЗ 16-ТИ ТУК-19.

чехла идентифицировать твэлы визуально (с помощью фотои видео- данных) по принадлежности к конкретной ОТВС невозможно. Номер ОТВС находился на поверхности части, которая была удалена во время разделки и передачи ОТВС

Вес ТУК-108/1 составляет 40 т, что накладывает опреде-

на хранение. Проводить исследования остаточной прочно-

ленные требования на инфраструктуру грузоотправителя,

сти и герметичности для твэлов более десятка типов ОТВС,

а именно: наличие на объекте крана группы «А» соответ-

ствующей грузоподъемности и налаженной внутриобъектовой схемы временного хранения и перевозок ТУК-108/1. Конструкция ТУК-108/1 позволяет осуществлять его перевозку только в вертикальном положении. По железным дорогам перевозка возможна в специализированных вагонах-контейнерах типа ТК ВГ-18 (Фото 1) по три контейнера в вагоне, либо в ТК-ВГ-18/2 вместимостью два ТУК-108/1. Для автомобильной перевозки ТУК-108/1 на короткие расстояния требуется специализированное транспортное средство.

ПЕНАЛИРОВАНИЕ ОЯТ, ЗАГРУЗКА ПЕНАЛОВ С ОЯТ В ТУК И ТРАНЗИТНОЕ ХРАНЕНИЕ ТУК МОЖЕТ БЫТЬ ВЫПОЛНЕНО ТОЛЬКО В ЗДАНИИ КОМПЛЕКСА ФИЗИЧЕСКИХ ИССЛЕДОВАНИЙ (КФИ) НА ТЕРРИТОРИИ ПРОМПЛОЩАДКИ ФГУП «ГНЦ РФ – ФЭИ». Персонал КФИ в составе около 20 человек выполняет все работы по приему порожних контейнеров, пеналированию и загрузке ОЯТ в ТУК. В КФИ имеется защитная камера, крановое оборудование, специальные системы вентиляции и канализации. После проведения анализа имеющегося оборудования и систем в КФИ и ХОЯТ была разработана транспортно-технологическая схема пеналирования ОЯТ и вывоза ТУК до перегрузочной железнодорожной площадки. Было также изготовлено и смонтировано специальное оборудование для пеналирования, обращения со штатными чехлами и пеналами с ОЯТ в КФИ, обращения Фото 1. Вагон-контейнер ТК-ВГ-18

с внутриобъектовым транспортным контейнером и ТУК, загрузки пеналов в ТУК.

Краткий перечень оборудования: n копирующие

манипуляторы в отде-

ление разборки; n модернизированный

перегрузоч-

ный контейнер; n автоматический n комплект n ложемент

захват за грибок

вальцевания пеналов АМ; для твэлов АМ в отделе-

нии разборки;

в люк №1 отделения раз-

n кантователь

подвижный с вклады-

шем;

для обращения с пеналами; Фото 2. Полуприцеп для перевозки ТУК-108/1 и 20-футового контейнера с ТУК-19

n проставка

борки;

n площадка

установки внутриобъек-

тового транспортного контейнера; n траверса

для

контейнера

ТУК-

108/1; n площадка

установки

контейнера

ТУК-108/1; n площадка

обслуживания контейне-

ра ТУК-108/1; n наводящее

устройство для загрузки

пеналов в гнезда корзины контейнера ТУК-108/1;

№1 (4) 2014

n видеосистема

технологического

контроля; n система

САС СЦР;

n система

связи

между

постами

управления оборудованием; n комплект

мента.

вспомогательного инстру-

ТЕХНОЛОГИИ

ДЛЯ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ЖЕЛЕЗНОДОРОЖНОЙ ПЕРЕВОЗКИ БЫЛА ПРОВЕДЕНА ЭКСПЕРТИЗА БЕЗОПАСНОСТИ ЖЕЛЕЗНОДОРОЖНОГО УЧАСТКА ОТ ПЕРЕГРУЗОЧНОЙ ПЛОЩАДКИ ФГУП «ГНЦ РФ – ФЭИ» ДО СТ. ОБНИНСКОЕ. Экспертиза показала необходимость модернизации (усиления) путей для перемещения опасных грузов класса 7 в вагонах-транспортерах ТК-ВГ-18 и ТК-5. При этом в соответствии с существующим проектом участка путей указано, что возможно прохождение составов не более чем с одним вагоном-транспортером ТКВГ-18 и имеющимся в наличии количеством вагонов ТК 5. Изменение проекта (т.е. спрямление кривых и изменение оси пути) с учетом тесного примыкания прилегающих городских объектов было экономически не целесообразно. Усилению подлежали практически все рельсы, шпалы, стрелки и переезды на участке пути длиной около 3 км. По этой причине в 2013 году произведена замена на участке пути рельс и стрелок с Р-43 на Р-65, деревянных шпал на железобетонные; переезды оборудованы специальной сигнализацией и резинокордовым покрытием. Для перевозок ТУК-108/1 либо 20-футового контейнера с ТУК-19 между перегрузочной площадкой и объектом по автомобильной дороге был разработан и изготовлен СПЕЦИАЛЬНЫЙ ПОЛУПРИЦЕП (Фото 2). Перегрузка ТУК-108/1 с полуприцепа в вагон-транспортер ТК ВГ 18 и обратно производится АВТОКРАНОМ ГРУЗОПОДЪЕМНОСТЬЮ НЕ МЕНЕЕ 90 Т (Фото 3). Конструкция штатного негерметичного чехла с ОЯТ не позволяет принимать его на перабатывающем предприятии. Специалисты ООО НПФ «Сосны» разработали ГЕРМЕТИЗИРУЕМЫЙ ПЕНАЛ, позволяющий существенно увеличить количество перевозимого за один рейс ОЯТ АМ с учетом ядерной безопасности перевозки и временного технологического хранения пеналов в водозаполненном бассейне. Крышка пенала обеспечивает герметичное соединение с пеналом и уплотняется радиационностойким резиновым кольцом. Предусмотрено специальное устройство для исключения самопроизвольного отворачивания крышки от пенала при транспортировании. Комплект технических средств для пеналирования ОЯТ и размещения в ТУК-108/1 состоит из пенала, торцевого демпфера, защищающего захватную часть пенала, вкладыша для фиксирования пенала в верхней части гнезда в чехле ТУК 108/1 и центрирования пенала в гнезде. Проведено обоснование безопасности транспортирования пеналов с ОЯТ АМ в ТУК-108/1 и получены в установленном порядке сертификаты-разрешения на конструкцию упаковки и перевозку ТУК-108/1 с пеналами, содержащими твэлы ОТВС АМ на основе UO2, а также смеси твэлов ОТВС АМ на основе UC,

Фото 3. Автокран грузоподъемностью 90 т

UМo (OM-9), UO2, находящихся в пена-

ВЫВОЗА – ШЕСТЬ ТУК-108/1 С ОЯТ В ГОД – рассчитана при условии надеж-

лах в любом соотношении. Проведена

ной работы оборудования и систем и на основе анализа трудозатрат персонала по

независимая экспертиза сертифика-

пеналированию ОЯТ и загрузке ТУК, а также опыта первого вывоза ОЯТ АМ. За-

та и обосновывающих безопасность

тратными по времени осуществления операциями являются аттестация ОЯТ, про-

документов лицензированной орга-

верка и подготовка систем и механизмов, отмывка от натриевого теплоносителя

низацией, которая подтвердила без-

(только ОТВС БР), пеналирование и загрузка ОЯТ в ТУК.

опасность конструкции ТУК-108/1 для перевозки ОЯТ АМ. Во избежание накопления радиоактивного загрязнения в защитной камере КФИ во ФГУП «ГНЦ РФ – ФЭИ» принято решение дополнительно оснастить в 2014 году защитную камеру локальной системой очистки воздушной среды от радиоактивных аэрозолей, а также оборудованием сбора возможных просыпей и дистанционной дезактивации потенциально загрязняемых поверхностей.

ОТДЕЛЬНОЕ РЕШЕНИЕ НЕОБХОДИМО БУДЕТ ПРИНЯТЬ ПО ОЯТ АМ, НАКОПИВШЕМУСЯ В РЕЗУЛЬТАТЕ ПРОВЕДЕНИЯ МАТЕРИАЛОВЕДЧЕСКИХ ПОСЛЕРЕАКТОРНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ В ЗАЩИТНЫХ КАМЕРАХ. Это ОЯТ находится на хранении в негерметичных пеналах на протяжении длительного времени. Перевозка ОЯТ

Рисунок 4. План-график вывозов ОЯТ ФГУП «ГНЦ РФ – ФЭИ» на период до 2020 года

Основные этапы освобождения ХОЯТ ФГУП «ГНЦ РФ – ФЭИ»:

в таких пеналах невозможна, а безо-

2011 г. – подготовка и осуществление пилотного вывоза ОЯТ из ФГУП «ГНЦ РФ

пасность перемещения в другой пенал

– ФЭИ».

вряд ли может быть обоснована из-

2012 – 2013 гг. – разработка транспортно-технологической схемы, оборудования,

за отсутствия объективных исходных

ремонт железнодорожных путей для подготовки и вывоза ОЯТ АМ.

2012 – 2013 гг. – пеналирование и первый вывоз ОЯТ АМ на основе диоксида ура-

данных о состоянии ОЯТ.

№1 (4) 2014

на в ТУК 108/1 на перерабатывающее предприятие и его переработка. Утвержденный протоколом заинтере-

2014 – 2016 гг. – модернизация инфраструктуры ФГУП «ГНЦ РФ – ФЭИ», задей-

сованных организаций план-график

ствованной в подготовке и вывозе ОЯТ, подготовка и вывоз 9–12 ТУК 108/1 с ОЯТ

вывозов ОЯТ ФГУП «ГНЦ РФ – ФЭИ»

АМ и до 32 ТУК-19 с ОЯТ ВМ и ВТ.

на период до 2020 года имеет нарас-

2017 – 2020 гг. – интенсификация подготовки и вывоза на переработку ОЯТ: до

тающий характер (рисунок 4). Это

шести ТУК-108/1 и до 32 ТУК-19 в год с ОЯТ АМ, БР, БН, ТЭС, БОР, ЭГК, БЭС-5, БН-

связано с продолжающейся до 2017

350, БН-600.

года

модернизацией

оборудования

и систем, задействованных в процессе пеналирования и загрузке ОЯТ в ТУК.

МАКСИМАЛЬНАЯ ИНТЕНСИВНОСТЬ

Источники: [1] Организация вывоза ОЯТ российских исследовательских реакторов (пилотная перевозка ОЯТ ИР ФГУП «ГНЦ РФ – ФЭИ») // Сборник докладов VII Международного ядерного форума «Атомтранс-2012», С.-Петербург, 17-21 сентября 2012 г.

ТЕХНОЛОГИИ

Подготовка к организации регулярных перевозок некондициоцнных ОТВС реактора РБМК с АЭС на ФГУП «ПО «Маяк» Ленинградская АЭС

рамках федеральной целевой программы «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 и на период до 2015 года» после успешной реализации вывоза опытной партии негерметичных ОТВС РБМК на основании госконтрактов, заключенных между ГК «Росатом» и ФГУП «ПО «Маяк», в период 2010-2013 гг. был выполнен комплекс работ по подготовке компонентов упаковки и инфраструктуры ФГУП «ПО «Маяк» к регулярным перевозкам некондиционного ОЯТ реакторов РБМК с атомных станций на перерабатывающий завод.

{

Авторы: Канашов Б.А., Перепелкин С.О., Самсонов А.А., Смирнов В.П. (ООО НПФ «Сосны»), Хаперская А.В. (Госкорпорация «Росатом»)

Основная часть работ была посвящена подготовке транспортных средств и компонентов упаковки на основе металлобетонного контейнера ТУК-109. По техническому заданию ФГУП «ПО «Маяк» были разработаны ампула негерметичная СТВА.А.31.120 и специальный чехол 02-155 для перевозки пучков твэлов некондиционных герметичных ОТВС РБМК. В настоящее время завершены работы по изготовлению ампул. Специальные чехлы находятся в стадии изготовления. Количество чехлов и ампул достаточно для формирования одного состава из четырех ТУК-109. В дальнейшем предполагается увеличить количество ТУК в эшелоне до восьми.

Ленинградская АЭС

В НАСТОЯЩЕЕ ВРЕМЯ В БАССЕЙНАХ ВЫДЕРЖКИ (БВ) И ПРИСТАНЦИОННЫХ ХОЯТ АЭС С РЕАКТОРАМИ РБМК НАКОПЛЕНО ЗНАЧИТЕЛЬНОЕ КОЛИЧЕСТВО ОТВС. БОЛЬШАЯ ЧАСТЬ ИЗ НИХ НАПРАВЛЯЕТСЯ В СПЕЦИАЛЬНЫХ ДВУХЦЕЛЕВЫХ МЕТАЛЛОБЕТОННЫХ КОНТЕЙНЕРАХ ТУК-109 ИЛИ МЕТАЛЛИЧЕСКИХ ТРАНСПОРТНЫХ КОНТЕЙНЕРАХ ТУК-109Т НА ДЛИТЕЛЬНОЕ СУХОЕ ХРАНЕНИЕ В ШАХТНОМ ХРАНИЛИЩЕ ФГУП «ГХК». Однако часть ОТВС по разным причинам (разгер-

№1 (4) 2014

метизация, повреждение конструкционных элементов,

В статье также описаны мероприятия, направленные на подготовку транспортной инфраструктуры ФГУП «ПО «Маяк» и защитной камеры ОР ОТВС ХОЯТ Ленинградской АЭС к регулярным перевозкам некондиционного ОЯТ РБМК. сухое хранение не была разработана, а мощности завода РТ-1 ФГУП ПО «Маяк» нуждались в загрузке, было предложено отправлять некондиционные ОТВС на переработку. Обоснование целесообразности переработки некондиционного ОЯТ РБМК было выполнено в 2010–2011 гг. [1, 2, 3] в рамках госконтракта по ФЦП ОЯРБ. После исследования целесообразности переработки ОЯТ РБМК ГК «Росатом» приняла два принципиальных решения, направленных на решение задачи вывоза и переработки некондиционных ОТВС реакторов РБМК во ФГУП «ПО «Маяк»:

неудовлетворительное коррозионное состояние и т.п.) непригодна для перевода на длительное сухое хранение по

n об

организации вывоза опытной партии негерметичных

штатной технологии с использованием ампул 1621-28-0007-

ОТВС со 2-го блока Ленинградской АЭС (т.н. пилотный проект);

01. Доля таких ОТВС, как оказалось, достаточно высока, чтобы принять специальные решения относительно их судьбы.

n об

Поскольку технология перевода некондиционных ОТВС на

герметичных ОТВС из ХОЯТ Ленинградской АЭС.

организации регулярных перевозок некондиционных

В НАСТОЯЩЕЙ СТАТЬЕ ПОДВОДЯТСЯ ПРОМЕЖУТОЧНЫЕ ИТОГИ ВЫПОЛНЕНИЯ УКАЗАННЫХ РЕШЕНИЙ ГК «РОСАТОМ» И ИЗЛАГАЮТСЯ ДАЛЬНЕЙШИЕ ШАГИ ПО ОПРЕДЕЛЕНИЮ СУДЬБЫ НЕКОНДИЦИОННЫХ ОТВС (КАК ГЕРМЕТИЧНЫХ, ТАК И НЕГЕРМЕТИЧНЫХ).

ТЕХНОЛОГИИ

ПТ в штатные ампулы 1621-28-0007-01.

на со 2-го блока Ленинградской АЭС.

Все обнаруженные при работе отделе-

Разделка ОТВС и ампулирование ПТ

ния разделки некондиционные ОТВС

производились в защитной камере,

в настоящее время возвращаются на

которая традиционно использовалась

хранение в ХОЯТ.

для отправки ОТВС в ГНЦ НИИАР на послереакторные исследования.

Кроме герметичных, в штатной ампуле перевозятся ПТ условно герметичных

Для перевозки опытной партии ПТ

ОТВС, имеющие в своем составе твэлы

негерметичных ОТВС РБМК в коли-

со сквозными микродефектами оболо-

честве 8 ОТВС (16 ПТ) были разрабо-

чек, проницаемыми для газообразных

таны и изготовлены невозвратные

продуктов деления, но исключающи-

герметичные ампулы 101А.695.000.00

ми контакт топливной композиции

и модернизирован чехол 12, входящий

с внешней средой (теплоносителем,

в состав контейнера ТУК-11. Кроме

Как сказано ранее, была поставлена

водой пенала при мокром хранении,

того, было разработано и изготовлено

задача перевозки с АЭС во ФГУП «ПО

атмосферой ампулы при сухом хране-

оборудование для разделки негерме-

«Маяк» пучков твэлов (ПТ) неконди-

нии и т.п.).

тичных ОТВС в защитной камере, за-

Что такое некондиционное ОЯТ РБМК

ционных ОТВС РБМК-1000. В соответ-

грузки ампул с ПТ в ТУК, обращения

ствии с методикой контроля состоя-

Герметичность ОТВС устанавливается

с ТУК и ампулами на заводе РТ-1 ФГУП

ния ОТВС, к некондиционным относят

по результатам реакторного КГО и по

ПО «Маяк». При этом была обоснова-

ОТВС, имеющие следующие повреж-

результатам измерения содержания

на безопасность выполнения работ на

дения:

цезия-137 в пробах воды пенала, изо-

всех этапах обращения с ОЯТ. Пере-

n отсутствие двух и более дистанцио-

лированной от воды БВ, после настоя

возка и переработка опытной партии

нирующих решеток (ДР) подряд;

ОТВС в пеналах. Исключается подача

ОТВС была выполнена в конце 2011

n отсутствие/разрушение

негерметичных ОТВС в защитную ка-

года [3].

ДР10 ниж-

него ПТ или ДР11 верхнего ПТ;

меру ХОЯТ.

негерметичных

ПЕРЕВОЗКА НЕГЕРМЕТИЧНОГО ОЯТ ИМЕЕТ СВОИ ОСОБЕННОСТИ. НОРМАТИВНЫЕ ДОКУМЕНТЫ, РЕГЛАМЕНТИРУЮЩИЕ БЕЗОПАСНОСТЬ ПЕРЕВОЗКИ [4], НЕ ТРЕБУЮТ ПОМЕЩАТЬ НЕГЕРМЕТИЧНОЕ ОЯТ В ГЕРМЕТИЧНЫЕ АМПУЛЫ, А ЛИШЬ ОГРАНИЧИВАЮТ ВЫХОД АКТИВНОСТИ ИЗ ТУК В ОКРУЖАЮЩУЮ СРЕДУ. Но для хранения негер-

ОТВС, отработке технологии приемки

метичного ОЯТ в бассейне-хранилище

и переработки на ФГУП «ПО «Маяк»,

завода РТ-1 пришлось использовать

а также в подтверждении экономиче-

специальные

ских показателей переработки и ис-

ющие выход активности и топлива

пользования продуктов переработки

в охлаждающую воду. Использова-

в ЯТЦ. Поскольку на момент реализа-

ние герметичных ампул с ограничен-

ции пилотного проекта отделения раз-

ным объемом для перевозки и хране-

делки ОТВС на АЭС не были введены

ния негерметичного ОЯТ обостряет

струкционных элементов таких ОТВС

в эксплуатацию, поставка опытной

проблему накопления и достижения

препятствуют их разделке и загрузке

партии ОЯТ РБМК была осуществле-

взрывоопасной концентрации радио-

n локальное

увеличение

диаметра

более 87 мм; n зазор

между

твэлами

верхнего

и нижнего ПТ менее 9 мм.

К НЕКОНДИЦИОННЫМ ОТНОСЯТ ТАКЖЕ ОТВС: НЕГЕРМЕТИЧНЫЕ; С ЦЕНТРАЛЬНЫМ ЗАКРЕПЛЕНИЕМ ТВЭЛОВ; ОПЫТНЫЕ С ТВЭЛАМИ ДЛИНОЙ 7 М; СИЛЬНО ПОВРЕЖДЕННЫЕ (ИСКРИВЛЕННЫЕ, ДЕФОРМИРОВАННЫЕ, РАЗРУШЕННЫЕ И ДР.). НЕКОНДИЦИОННЫЕ ОТВС ДОПУСКАЮТСЯ К СУХОМУ ХРАНЕНИЮ ТОЛЬКО ПОСЛЕ ПОДГОТОВКИ ПО СПЕЦИАЛЬНОЙ ТЕХНОЛОГИИ, КОТОРАЯ В НАСТОЯЩЕЕ ВРЕМЯ ОТСУТСТВУЕТ. Дефекты кон-

Перевозка опытной партии негерметичных ОТВС (пилотный проект) Цель пилотного проекта заключалась в подтверждении возможности безопасной

перевозки

ампулы,

ограничива-

литического водорода, что, в свою

тальные оценки скорости накопле-

очередь, ограничивает допустимый

ния водорода в герметичной ампу-

срок хранения ампулы с негерметич-

ле c негерметичными твэлами ОТВС

ным ОЯТ.

РБМК-1000 [5]. Определенная при этом скорость накопления водорода ока-

Подготовка к регулярным перевозкам некондиционного ОЯТ

Проблема накопления радиолитиче-

залась значительно ниже расчетной,

ского водорода в герметичной ампу-

т.е. расчетные оценки носили более

Опыт реализации пилотного проекта

ле с ОЯТ может быть решена осуш-

консервативный характер. В ходе экс-

и анализ возможностей защитной ка-

кой или продувкой инертным газом.

периментов также выяснилось, что

меры в ХОЯТ Ленинградской АЭС по-

Однако

возможность

на скорость накопления водорода

казали, что:

осушки и продувки отдельных ампул

влияет не только количество воды,

n вывоз

с ОЯТ на АЭС отсутствует. Кроме того,

но и ее расположение в пределах не-

на переработку во ФГУП «ПО «Маяк»

осушка или продувка каждой ампулы

осушенного

твэла.

на данный момент возможен только

потребует размещения дополнитель-

В частности, для твэла с газосборни-

с Ленинградской АЭС и только через

ного оборудования, а также приведет

ком, полностью заполненным водой,

защитную камеру 2-го энергоблока по

к усложнению конструкции ампулы

скорость накопления водорода в ампу-

схеме пилотного проекта;

и увеличению времени и затрат на

ле оказалась наименьшей. Последнее

n вывоз

подготовку ОЯТ к перевозке. Поэтому

обстоятельство означает, что скорость

тичного ОЯТ РБМК на переработку во

было принято решение о герметиза-

накопления водорода при перевоз-

ФГУП «ПО «Маяк» на регулярной осно-

ции ампул с ПТ негерметичных ОТВС

ке ПТ в вертикальном положении (в

ве может и должен быть осуществлен

без осушки или продувки инертным

ТУК-11) и в горизонтальном положении

через защитные камеры ХОЯТ по схе-

газом, но с ограничением срока хра-

(в ТУК-109) будет различной.

ме, подобной вывозу кондиционного

техническая

негерметичного

нения и количества ОЯТ в ТУК. С УЧЕ-

ТОМ ПРОДОЛЖИТЕЛЬНОСТИ РАЗДЕЛКИ ОТВС, ЗАГРУЗКИ ОЯТ В ТУК, ПЕРЕВОЗКИ И ЗАПАСА ВРЕМЕНИ НА ХРАНЕНИЕ ОЯТ ДО ПЕРЕРАБОТКИ ПРИЕМЛЕМЫЙ СРОК ХРАНЕНИЯ АМПУЛ С ПТ НЕГЕРМЕТИЧНЫХ ОТВС ДОЛЖЕН БЫТЬ НЕ МЕНЕЕ ШЕСТИ МЕСЯЦЕВ.

негерметичного ОЯТ РБМК

некондиционного

герме-

ОЯТ во ФГУП «ГХК»; Другая сложность поставки негер-

n вывоз

некондиционного негерме-

метичного ОЯТ на переработку за-

тичного ОЯТ РБМК на переработку во

ключалась в разработке конструк-

ФГУП «ПО «Маяк» на регулярной ос-

ции ампулы, которая должна была

нове может быть осуществлен через

удовлетворять взаимоисключающим

защитные камеры ХОЯТ только после

требованиям. С одной стороны, кон-

завершения вывоза основного объема

струкция ампулы должна была обе-

герметичного ОЯТ и после изменения

спечивать ее прочность в нормальных

проекта ХОЯТ.

№1 (4) 2014

и аварийных условиях при транспорДля обоснования безопасности вре-

тировании и при обращении на АЭС

менного хранения и транспортирова-

и заводе РТ-1 ФГУП «ПО «Маяк».

ния негерметичного ОЯТ РБМК-1000

С другой стороны, должна быть обе-

были выполнены расчетные оценки

спечена возможность измельчения

скорости накопления водорода в ре-

ампулы вместе с ПТ, поскольку при пе-

зультате радиолиза воды и пара вну-

ревозке негерметичного ОЯТ возмож-

три герметичных ампул. Расчеты пока-

на просыпь топлива в ампулу, а также

зали, что с учетом наличия в ПТ одного

не исключена просыпь топлива в за-

НА ОСНОВАНИИ ЭТИХ ВЫВОДОВ ГК «РОСАТОМ» ПРИНЯЛА РЕШЕНИЕ ОБ ОРГАНИЗАЦИИ РЕГУЛЯРНЫХ ПЕРЕВОЗОК НА ПЕРЕРАБОТКУ НЕКОНДИЦИОННЫХ ГЕРМЕТИЧНЫХ ОТВС ИЗ ХОЯТ ЛЕНИНГРАДСКОЙ АЭС. ДЛЯ ДОСТИЖЕНИЯ УКАЗАННОЙ ЦЕЛИ НЕОБХОДИМО БЫЛО:

негерметичного

допустимый

щитной камере при извлечении ПТ из

n выбрать

срок временного хранения 30 ампул

ампулы. Эта проблема была решена

способленный к технологии разделки

с неосушенными ПТ в ТУК составит

использованием в конструкции ампул

ОТВС и ампулирования ПТ, принятой

8,6 месяцев. Дополнительно в защит-

труб с толщиной стенки 2 мм, а также

в проектах ХОЯТ АЭС с реакторами

ной камере на электрообогреваемом

использованием вкладышей в ячейки

РБМК;

стенде были выполнены эксперимен-

чехла ТУК-11.

n разработать

твэла

контейнер, наиболее при-

чехол и ампулу ПТ,

ТЕХНОЛОГИИ

пригодные как для обращения в защитной камере ХОЯТ, так

Ампула негерметичная [6] разработки ООО НПФ «Сосны»

для переработки на ФГУП «ПО «Маяк»;

предназначена для использования:

n адаптировать

внутрикамерную технологию разделки

n в защитных камерах ОР КК ХОЯТ АЭС с реакторами РБМК

ОТВС и ампулирования ПТ к приемке новых чехла и ампул;

– при подготовке ОЯТ к отправке;

n адаптировать

n в

транспортные подразделения ФГУП «ПО

«Маяк» к приемке новых типов контейнеров (ТУК-109).

Создание упаковки для некондиционного ОЯТ РБМК на основе ТУК-109

составе контейнера ТУК-109 совместно со специаль-

ным чехлом – при транспортировании; n в

бассейне-хранилище и отделении подготовки изделий

к резке при переработке на ФГУП «ПО «Маяк». Ампула удовлетворяет требованиям НП-001-97 (ОПБ-88/97) [7], НП-016-05 (ОПБ ОЯТЦ) [8], НП-061-05 [9] и НП-053-04 [4]. Кроме того, к ампуле негерметичной предъявлялись специ-

Поскольку основным контейнером, положенным в основу

альные требования:

проекта ХОЯТ АЭС с реакторами РБМК, был металлобетон-

n ампула

ный контейнер ТУК-109 с защитным демпфирующим кожу-

ществующим оборудованием отделения разделки ОТВС КК

хом, то он в итоге и был выбран для перевозок некондици-

ХОЯТ АЭС и ФГУП «ПО «Маяк»;

должна быть по возможности совместима с су-

онного ОЯТ на ФГУП «ПО «Маяк», несмотря на то, что он имел ограниченные возможности с точки зрения количества перевозок. ФГУП «ПО «Маяк», в свою очередь, предложил разработать выемные компоненты для контейнера ТУК-109: чехол и специальные транспортные ампулы, пригодные для переработки вместе с ПТ [6]. крышка Анализ показал, что требования к ампулам, предназначенным для перевозки ПТ, содержащих негерметичные твэлы, существенно отличаются от требований к ампулам для перевозки герметичных ПТ. Кроме того, технологии обращения с герметичными и негерметичными ПТ как на АЭС, так и на ФГУП «ПО «Маяк» принципиально отличаются. С уче-

кольцо стопорное

том указанных требований было предложено две конструкции ампулы: n ампула

герметичная (исполнение 1) для негерметичных

ПТ ОТВС РБМК-1000, n ампула

негерметичная (исполнение 2) для герметичных

ПТ ОТВС РБМК-1000.

корпус

В настоящей статье описана ампула негерметичная исполнения 2 СТВА.А.31.120, предназначенная для перевозки с АЭС во ФГУП «ПО «Маяк» пучков твэлов некондиционных герметичных и условно герметичных ОТВС РБМК-1000. ОСНОВНОЕ

НАЗНАЧЕНИЕ АМПУЛЫ ЗАКЛЮЧАЕТСЯ В ОБЕСПЕЧЕНИИ БЕЗОПАСНОГО ВЫПОЛНЕНИЯ ТРАНСПОРТНО-ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ ОПЕРАЦИЙ С ПТ ОТВС КАК НА ЭТАПЕ ПОДГОТОВКИ К ТРАНСПОРТИРОВАНИЮ, ТАК И ПРИ ПОДГОТОВКЕ К ПЕРЕРАБОТКЕ, А ТАКЖЕ В ОБЕСПЕЧЕНИИ БЕЗОПАСНОСТИ В ПРОЦЕССЕ ТРАНСПОРТИРОВАНИЯ.

сетка и дренажные отверстия Рисунок 1 – Общий вид ампулы негерметичной СТВА.А.31.120 для перевозки и переработки ПТ некондиционных герметичных ОТВС реактора РБМК

необходимы

Для определения условий эксплуатации

беспрепятственной осушки и/или за-

для слива воды после извлечения

и характеристик ампулы негерметичной

полнения ее инертным газом в составе

чехла с ампулами из бассейна-храни-

в процессе транспортирования в ТУК-

контейнера ТУК 109;

лища для дальнейшего перемещения

109 и временного технологического хра-

n ампула

должна исключать выход

в ОПИР ФГУП «ПО «Маяк». Подача

нения были проведены расчеты:

твердых частиц топлива или фрагмен-

ампулы с водой в агрегат резки ПТ не

n нуклидного

тов конструкционных элементов ПТ за

допускается. Длина ампулы 3765 мм,

различных типов обогащения топлива

ее пределы;

масса 20,6 кг. Длина загружаемого

по урану-235, различных значений вы-

в ампулу ПТ – не более 3743 мм.

горания топлива и различных времен

n ампула

должна иметь возможность

n конструкция

ампулы должна пред-

Дренажные

отверстия

усматривать возможность дистанци-

состава ОЯТ РБМК для

выдержки после эксплуатации;

онного выполнения операций по уста-

Согласно расчету прочности, ампула

n остаточного

новке крышки и перемещению ампулы;

выполняет свои функции как при нор-

и мощности дозы излучения транс-

n ампула

является изделием разо-

мальных условиях эксплуатации при

портного упаковочного комплекта хра-

вого использования и перерабаты-

действии эксплуатационных нагрузок,

нения УКХ-109, содержащего 102 ПТ;

вается на ФГУП «ПО «Маяк» вместе

так и при обычных условиях перевоз-

n тепловых

с находящимся внутри нее ПТ ОТВС

ки при ускорении до 10g. Для расчета

го упаковочного комплекта хранения

РБМК-1000. Поэтому ампула не должна

прочности ампулы в условиях воз-

УКХ-109, содержащего 102 ПТ;

содержать массивных элементов, пре-

можных аварийных ситуаций были вы-

n образования

пятствующих измельчению ее в агре-

браны случаи падения ампулы верти-

в полости транспортного упаковочно-

гате резки. Общая длина ампулы с ПТ,

кально на жесткое основание с высоты

го комплекта хранения УКХ-109, содер-

передаваемой на ложе агрегата резки,

5 м с последующим опрокидыванием

жащего 102 ПТ;

не должна превышать 3765 мм;

(моделировалось падение на днище

n прочности компонентов ампулы при

n ампула

защитной камеры); вертикального па-

статическом нагружении и для раз-

дения ампулы с высоты 6,5 м на демп-

личных исходных событий.

должна иметь низкую себе-

стоимость.

энерговыделения ПТ

режимов транспортно-

продуктов радиолиза

фер (моделировалось падение на дно Общий вид ампулы негерметичной

чехла 02-155 и зажимного устройства).

Расчеты показали, что при загрузке

СТВА.А.31.120 представлен на рисун-

ПРИ ВСЕХ ВАРИАНТАХ ПРОЕКТНОГО АВАРИЙНОГО ПАДЕНИЯ ПРОЧНОСТЬ КОНСТРУКЦИИ АМПУЛЫ СОХРАНЯЕТСЯ, ИЗВЛЕКАЕМОСТЬ АМПУЛЫ ИЗ ЧЕХЛА ОБЕСПЕЧИВАЕТСЯ, ВЫХОД ЧАСТИЦ ТОПЛИВА (ПРОСЫПЕЙ) ЗА ПРЕДЕЛЫ АМПУЛЫ ИСКЛЮЧАЕТСЯ.

в контейнер 102 ПТ, содержащих диок-

ке 1. Ампула состоит из двух основных частей – корпуса и крышки. Крепление крышки к корпусу ампулы осуществляется за счет замка, разработанного на основе стопорного кольца, установленного в кольцевой канавке на крышке ампулы. При установке крышки стопорное кольцо попадает в кольцевую

ну-235 2,4 %, выгоранием 25 МВт•сут/ кгU и выдержкой 10 лет: n остаточное

энерговыделение

на

один ПТ не превысит 43,5 Вт. Максимальное значение остаточного энерговыделения в контейнере при этом составит 4437 Вт, что не превышает

канавку в корпусе и фиксирует крышку

Расчеты прочности подтверждают со-

предела остаточного энерговыделе-

на корпусе ампулы.

ответствие выбранной конструкции

ния, установленного для контейнера

ампулы для транспортирования ПТ не-

ТУК-109 (5800 Вт);

Корпус ампулы представляет собой

кондиционных ОТВС реакторов РБМК-

n максимальная

сварную

температура наибо-

состоящую

1000 требованиям действующих нор-

лее нагретой оболочки твэла достига-

из горловины, обечайки, двух ребер

мативных документов и показывают,

ет 160 ºС, что намного ниже допусти-

и дна. Обечайка корпуса выполнена из

что конструкция ампулы обеспечивает

мой температуры 300 ºС;

трубы диаметром 102 мм с толщиной

безопасную эксплуатацию.

n в

конструкцию,

течение временного хранения

в течение 11 месяцев и транспорти-

стенки 2 мм. К нижней части обечай-

№1 (4) 2014

сидное топливо с обогащением по ура-

ки корпуса приварено опорное дно,

Для проверки технических решений

рования в течение 1 месяца в объеме

на которое устанавливается ПТ. В дне

и подтверждения расчетов были вы-

контейнера ТУК 109, заполненного воз-

выполнены специальные дренажные

полнены функциональные и проч-

духом, не образуется пожаро- и взры-

отверстия диаметром 6 и 10 мм. Для

ностные испытания макета ампулы.

воопасная концентрация водорода.

предотвращения выхода крупных ча-

Испытания показали, что конструкция

стиц ОЯТ отверстия перекрыты филь-

ампулы выдерживает заданные на-

ЧЕХОЛ 02-155 [6] был разработан ОАО

трующей сеткой с шагом ячейки 1 мм.

грузки без разрушения.

«ИЦЯК» для транспортирования ампул

ТЕХНОЛОГИИ

СТВА.А.31.120 в контейнере ТУК-109.

оборудованием КК ХОЯТ АЭС и ФГУП

рушается,

Основное назначение чехла – упорядо-

«ПО «Маяк»;

ность извлечения чехла из контейнера

ченное размещение ампул в контейне-

n конструкция

чехла должна обеспе-

ТУК-109 после воздействия нагрузок

ре и их безопасное транспортирование

чивать возможность многократной де-

в аварийных условиях. Подтверждено

с учетом требований правил НП-053-04

зактивации;

соответствие выбранной конструкции

[4]. Поскольку чехол предназначался

n в

нормальных условиях эксплуата-

чехла для транспортирования ампул

для обращения с ампулами ПТ как на

ции не допускается повреждений за-

с ПТ некондиционных ОТВС реакторов

АЭС, так и на ФГУП «ПО «Маяк», его

хватного устройства чехла;

РБМК-1000 требованиям действующих

конструкция разрабатывалась с учетом

n в

нормативных документов.

требований НП-001-97 (ОПБ-88/97) [7],

храняться возможность извлечения

НП-016-05 (ОПБ ОЯТЦ) [8], НП-061-05 [9].

чехла из контейнера ТУК-109.

Кроме того, к чехлу были также предъ-

Чехол 02-155 относится к оборудо-

правил НП-061-05 [9]. Чехол, загружен-

явлены специальные требования:

ванию, важному для безопасности.

ный 102 ампулами с ПТ некондиционных

n его

габаритные размеры должны

Классификационное обозначение – 2Н

ОТВС РБМК-1000 и установленный под

обеспечивать совместимость с кон-

в соответствии с НП-001-97 [7] и НП-

водой в бассейне-хранилище на ФГУП

тейнером ТУК-109, а также возмож-

016-05 [8]. Прочность чехла, загружен-

«ПО «Маяк», обеспечивает ядерную

ность подачи в защитную камеру ОР

ного ампулами с ПТ, была подтвержде-

безопасность: эффективный коэффи-

КК ХОЯТ и возможность загрузки ам-

на расчетами на воздействие нагрузок

циент размножения нейтронов данной

пул с ПТ в чехол с помощью существу-

в следующих условиях:

упаковки не превысит значения 0,95 при

ющего и вновь смонтированного обо-

n в

нормальных и аварийных усло-

нормальной эксплуатации и нарушени-

рудования защитной камеры;

виях транспортирования в составе

ях нормальной эксплуатации, включая

n масса

чехла с ампулами с ОЯТ – не

упаковки ТУК-109 (падение с высоты

проектные аварии. Результаты оценки

более 22 т, что необходимо для выпол-

9 м на недеформируемое основание,

запроектной аварии показывают, что

нения загрузки и выгрузки чехла из

падение с высоты 0,3 м, а также па-

СЦР в такой системе не возникает.

контейнера

дение с высоты 1 м при обращении на

n масса

АЭС). Нагрузки моделировались дей-

На основе технических проектов ам-

ствием на чехол ускорения 150 g;

пулы негерметичной и специального

n в

аварийных условиях при падении

чехла ФГУП «РФЯЦ–ВНИИЭФ» провел

чивать загрузку в него 102 ампул с ПТ

во время загрузки чехла с ПТ в контей-

большой объем работ по обоснованию

некондиционных ОТВС РБМК-1000 на

нер ТУК-109 (вертикальное падение

безопасности конструкции упаковки

АЭС в соответствии с технологически-

с высоты не более 7 м);

ТУК-109 и разработал сертификат-раз-

ми схемами по обращению с ОЯТ в от-

n в

аварийных условиях при падении

решение на конструкцию и перевозку

делении разделки ОТВС КК ХОЯТ;

ампулы с ПТ в гнездо чехла с высоты 5 м;

упаковки «Транспортный упаковочный

n конструкция

n в

аварийной ситуации обращения

комплект ТУК-109 с некондиционными

чивать выгрузку ампул с ПТ ОТВС на

с чехлом на АЭС при сейсмическом

ОТВС реактора РБМК-1000. RUS/3189/

ФГУП «ПО «Маяк»;

воздействии (чехол висит на захвате

B(U)F-96Т» [10].

n конструкция

крановой подвески);

аварийных ситуациях должна со-

обеспечивается

возмож-

Анализ ядерной безопасности был выполнен в соответствии с требованиями

чехла с ампулами без ОЯТ –

не более 8 т; n конструкция

чехла должна обеспе-

чехла должна предус-

матривать возможность дистанцион-

n в

нормальных условиях эксплуата-

ного выполнения (с помощью захва-

ции – подъем чехла рывком;

тов) операций по перемещению чехла;

n в

n конструкция

нормальных условиях перевозки

чехла должна соот-

на железнодорожном транспортере

ветствовать требованиям безопасно-

при воздействии ускорений на ТУК-109

го обращения с ОЯТ на всех стадиях

в соответствии с рекомендациями НП-

выполнения работ (при обращении

053-04 [4].

с чехлом на АЭС, при перевозке чехла

Адаптация внутрикамерной технологии и оборудования для разделки некондиционных ОТВС и ампулирования ПТ

с ампулами в контейнере ТУК-109 в со-

Результаты расчетов показали, что

ставе упаковки, при обращении с чех-

все основные конструктивные эле-

лом на ФГУП «ПО «Маяк»;

менты чехла удовлетворяют условиям

Поскольку одно из требований к ам-

совместим

прочности, целостность конструкции

пуле

с существующим и вновь создаваемым

захватного устройства чехла не на-

заключалось в том, чтобы она была

n чехол

должен

быть

негерметичной

СТВА.А.31.120

максимально совместима с существу-

усматривает выполнение следующих

n краны

ющим оборудованием отделения раз-

этапов:

тия ЗДК и перемещения УКХ 109;

делки ОТВС КК ХОЯТ АЭС, то модерни-

n приемка

зация оборудования защитной камеры

ТУК-109;

заключалась в разработке двух новых

n снятие

устройств, обеспечивающих обраще-

с межобъектовых железнодорожных

ния УКХ-109 в вертикальном положе-

ние с ампулой диаметром 102 мм:

транспортеров, кантование в верти-

нии;

n захват

кальное положение;

n внутриобъектовый

нения

для ампулы – для выпол-

транспортно-технологических

n траверса

типа СМ-824 для обраще-

ния с ЗДК; загруженных

ТУК-109

(снятие

n подвеска

СМ-810 – для перемеще-

транспортер

ЗДК)

ТП9-1 – для внутриобъектовых транс-

и установка УКХ-109 с ОЯТ во внутри-

портировок в вертикальном поло-

ки крышки ампулы;

объектовый железнодорожный транс-

жении УКХ-109 по территории ФГУП

n устройством

портер ТП9-1;

«ПО «Маяк».

зажимным – для разме-

n разборка

ТУК-109

операций с ампулой, съема и установ-

щения ампулы в шахте и для расфикса-

n доставка

ции крышки ампулы перед загрузкой ПТ.

кальном положении на внутриобъ-

Соответственно для обеспечения опе-

ектовом

РАЗРАБОТКУ ОБОРУДОВАНИЯ ВЕДЕТ ОАО «ЦКБМ» ПО ТЕХНИЧЕСКОМУ ЗАДАНИЮ ООО НПФ «СОСНЫ». В НАСТОЯЩЕЕ ВРЕМЯ ЗАВЕРШЕН ТЕХНИЧЕСКИЙ ПРОЕКТ, РАБОТА НАХОДИТСЯ В СТАДИИ ИЗГОТОВЛЕНИЯ ОБОРУДОВАНИЯ.

УКХ-109 с ОЯТ в вертиТП9-1

раций в бассейне-хранилище подго-

в здание, где осуществляются опера-

транспортере

типа

товлены и проведены испытания сле-

ции хранения и переработки;

дующего оборудования:

n выгрузка

n штанга

из УКХ-109 чехла с ПТ

ВК – для снятия крышек

ОТВС РБМК и передача последнего в

с УКХ-109 в ЖДК;

бассейн-хранилище;

n подъемники №1, 3 – для подачи чех-

n перегрузка

ампул с ПТ ОТВС РБМК

ла 02-155 из ЖДК в бассейн-хранили-

из чехла 02-155 в транспортный чехол

ще и для подачи чехла 12 из бассейна-

тип 12 в отсеке Б3 отделения хранения;

хранилища в транспортный коридор;

В остальном обращение с ампулой не-

n доставка

n мостовые

герметичной СТВА.А.31.120 в защит-

ПТ из отделения хранения в отделение

6/2, 7, 8 – для обращения с чехлом 02-

ной камере ХОЯТ Ленинградской АЭС

подготовки изделий к резке;

155 и модернизированным чехлом 12;

идентично обращению с ампулой 1621-

n измельчение

n система

28-0007-01.

резке и растворение ОЯТ в аппарате-

Адаптация транспортных подразделений ФГУП «ПО «Маяк» к приемке ТУК-109

№1 (4) 2014

эшелона с загруженными

мостовые №1 и №2 – для сня-

чехла тип 12 с ампулами

ампул ПТ в агрегате

краны №№1, 2, 3, 4, 5, 6/1,

сдувки

горячих

газов

с УКХ-109 в ЖДК;

растворителе;

n штанги

n возврат

32РБМК/2, 34РБМК, 50 – для перегруз-

порожнего МБК и порож-

тип 31РБМК, 32РБМК/1,

него чехла 02-155 в здание подготовки

ки ОТВС;

ТУК, дезактивация, сборка УКХ-109.

n транспортная

Для

155;

реализации

описанной

схемы

крышка для чехла 02-

ФГУП «ПО «Маяк» подготовил и провел

n модернизированный

испытания специального транспортно-

для подачи ампул ПТ в транспортный

технологического оборудования:

коридор;

Поскольку ФГУП «ПО «Маяк» никогда

n внеобъектовый транспортер ТМ2-3 –

n комплект

не принимал металлобетонные кон-

для транспортирования ТУК-109;

дования, инструмента и принадлеж-

тейнеры типа ТУК-109, наибольший

n гидроподъемник

ностей для обращения с УКХ-109 и его

объем работ по модернизации грузо-

подъемностью 1100 т – для снятия ТУК-

подъемного и транспортного оборудо-

109 с транспортера ТМ2-3 с примене-

вания лег на ФГУП «ПО «Маяк».

нием траверсы-кантователя;

Для

n траверса-кантователь

Enerpac

грузо-

чехол тип 12 –

вспомогательного обору-

составными элементами. выполнения

операций

дезак-

СМ-757 – для

тивации и формирования эшелона

схема

снятия ТУК-109 с железнодорожного

с порожними ТУК-109 подготовлены

приемки некондиционных ПТ ОТВС

транспортера и кантования его из гори-

и проведены испытания следующего

РБМК-1000 на ФГУП «ПО «Маяк» пред-

зонтального в вертикальное положение;

оборудования:

Транспортно-технологическая

n внутриобъектовый

транспортный

вагон ТК-7 – для передачи порожнего чехла 02-155 из одного здания в другое;

КОНДИЦИОННОГО ОЯТ РБМК-1000 С ТЕМПОМ 50 Т/ГОД НАЧИНАЯ С 2015 ГОДА. УКАЗАННЫЙ ТЕМП ПОСТАВКИ ДОЛЖЕН ОБЕСПЕЧИТЬ УДАЛЕНИЕ С АЭС НЕКОНДИЦИОННОГО ОЯТ К 2030 ГОДУ ОДНОВРЕМЕННО С УДАЛЕНИЕМ КОНДИЦИОННОГО.

ТЕХНОЛОГИИ

го количества герметичных некондиционных ОТВС.

ин-

трех АЭС с реакторами РБМК 1000 ко-

ДЛЯ УДАЛЕНИЯ ГЕРМЕТИЧНЫХ НЕКОНДИЦИОННЫХ ОТВС С ДЕФЕКТАМИ, КОТОРЫЕ НЕ ПОЗВОЛЯТ ПЕРЕВЕСТИ ИХ НА СУХОЕ ХРАНЕНИЕ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ ШТАТНЫХ АМПУЛ ТУК-109, НЕОБХОДИМО РАЗРАБОТАТЬ И ВНЕДРИТЬ ТЕХНОЛОГИИ ИХ ПЕРЕВОДА НА СУХОЕ КОНТЕЙНЕРНОЕ ХРАНЕНИЕ И ПОСТАВКИ НА ФГУП «ПО «МАЯК» С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ АМПУЛ УВЕЛИЧЕННОГО ДИАМЕТРА (ОТ 102 ММ И БОЛЕЕ). Для накопления партии ОЯТ,

струмента и принадлежностей для об-

личество некондиционного ОЯТ, под-

подлежащего переработке, необхо-

ращения с ТУК-109, ЗДК, УКХ и их со-

лежащего переработке, значительно

димо оснастить АЭС оборотными МБК

ставными элементами.

превысит производительность РТ-1

с ампулами увеличенного диаметра.

n отмывочная

ванна АТ-01303;

n передаточная n оборудование

тележка, для дезактивации

(ванна АТ-85511); n защитное

устройство для раскре-

пления и снятия внутренней крышки

Опыт эксплуатации отделения раз-

УКХ-109;

делки ОТВС на Ленинградской АЭС в средств для обеспечения

2012 году показал, что доля неконди-

доступа персонала к местам стыковки

n комплект

ционных ОТВС составляет не 3-5 % как

ЗДК и УКХ с траверсами, к зоне уста-

ожидалось, а около 30 %. При условии

новки бандажа, раскрепления УКХ

пуска и достижения проектной произ-

в ЗДК, работы с крышками УКХ;

водительности отделений разделки на

n комплект

вспомогательного

ФГУП «ПО «Маяк». Для решения этой

В СВЕТЕ УСПЕШНОГО ВЫПОЛНЕНИЯ ОПЫТНОЙ ПЕРЕВОЗКИ И ПЕРЕРАБОТКИ ОЯТ РБМК В «ПРОГРАММЕ СОЗДАНИЯ ИНФРАСТРУКТУРЫ И ОБРАЩЕНИЯ С ОЯТ НА 2011-2020 ГОДЫ И НА ПЕРИОД ДО 2030 ГОДА» ГК «РОСАТОМ» ПОСТАВИЛА ЗАДАЧУ ВЫВОЗА И ПЕРЕРАБОТКИ НЕ-

проблемы необходимо дополнительно

Негерметичные ОТВС, в свою очередь,

разработать и внедрить технологию

должны быть разделаны по специ-

устранения или компенсации повреж-

альной технологии с локализацией

дений

элементов

просыпи топлива после внесения из-

ОТВС перед разделкой. Данная тех-

менений в проект ОР ОТВС ХОЯТ и вы-

нология должна обеспечить перевод

везены во ФГУП «ПО «Маяк» в ТУК-109

на сухое хранение с использованием

с герметичными ампулами увеличен-

штатных ампул ТУК-109 максимально-

ного диаметра.

конструкционных

ИСТОЧНИКИ: 1. В олк В.И., Хаперская А.В. Возврат урана из отработавшего топлива РБМК в ядерный топливный цикл. // Атомная энергия, т. 109, вып. 1, июль 2010. 2. Бурлаков Е.В., Волк В.И., Дорофеев А.Н., Канашов Б.А. и др. О перспективах и целесообразности переработки ОЯТ РБМК. // Сборник докладов VI международного ядерного форума «Безопасность ядерных технологий: правовое и кадровое обеспечение инновационного развития атомной отрасли». СанктПетербург, 26-30 сентября 2011 г. – С.45-54. 3. В.П. Смирнов, С.О. Перепелкин, Б.А. Канашов, А.Н. Дорофеев, А.В. Хаперская. Обращение с некондиционными ОТВС РБМК1000. Состояние и перспективы. // Тематический сборник «Ядерная и радиационная безопасность России», выпуск 13, Москва, 2012. 4. Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов: НП-053-04. – Взамен ПБТРВ-73 и ОПБЗ-83: утв. Федеральной службой по экологическому, технологическому и атомному надзору 04.10.2004: введ. 01.05.2005 – М., 2005. – 105 с. 5. А мосов С.В., Деткина А.В., Лещенко А.Ю., Семеновых С.В., Ильин П.А., Теплов В.Г. Экспериментальные и расчетные исследования для обоснования пожаро- и взрывобезопасности при обращении с негерметичным ОЯТ реакторов РБМК-1000. // Материалы VII международного ядерного форума «Безопасность ядерных

технологий: транспортирование радиоактивных материалов – «Атомтранс-2012», С.-Петербург, 17-21 сентября 2012 г. 6. Богатов П.В., Канашов Б.А., Самсонов А.А., Зубков А.А., Листратова Т.В., Родин А.В., Соколов В.Н. Ампула и чехол для перевозки ПТ некондиционных герметичных ОТВС реактора РБМК в ТУК-109 с АЭС на ФГУП «ПО «Маяк». // Тематический сборник «Ядерная и радиационная безопасность России», выпуск 15, Москва, 2013. 7. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97): НП-001-97 (ПНАЭ Г-01-011-97): утв. Федеральным надзором России по ядерной и радиационной безопасности 14.11.1997: введ. 01.07.1998. 8. Общие положения обеспечения безопасности объектов ядерного топливного цикла (ОПБ ОЯТЦ): НП-016-05. – Взамен НП-0162000: утв. Федеральной службой по экологическому, технологическому и атомному надзору 2.12.2005: введ. 01.05.2006. – М., 2006. 9. П равила безопасности при хранении и транспортировании ядерного топлива на объектах использования атомной энергии: НП-061-05. – утв. Федеральной службой по экологическому, технологическому и атомному надзору 30.12.2005: введ. 01.05.2006. 10. Транспортный упаковочный комплект ТУК-109 с некондиционными ОТВС реактора РБМК-1000. Сертификат-разрешение на конструкцию и перевозку упаковки : RUS/3189/B(U)F-96Т. / ГК «Росатом». – М., 2013.

Защита – крепче гранита {

По материалам ФГУП «НО РАО»

Нижнеканском массиве на глубине 500-550 м в гнейсовой породе, которая крепче гранита, планируется строительство подземной исследовательской лаборатории (ПИЛ) по изучению возможности размещения объекта окончательной изоляции кондиционированных РАО 1 и 2 классов.

№2 (4) 2014 №1 2013

Визит на площадку планируемого строительства ПИЛ в Железногорске рабочей группы по общественно-экологическому контролю Гражданской Ассамблеи Красноярского края

Статус работ

ТЕХНОЛОГИИ

В СОСТАВ ПУСКОВОГО КОМПЛЕКСА,

комплексного исследования массива

строительство

планирует-

горных пород непосредственно на глу-

В настоящее время разрабатывается

ся начать с 2016 г., входят сооружения

бине расположения будущих основных

проектная документация данного объ-

подземной лаборатории и другие со-

камер объекта, а также для проветри-

екта, в том числе пускового комплекса –

оружения, которые необходимы для ее

вания подземных сооружений;

поверхностных и подземных сооруже-

функционирования, а именно:

n подземные

ний подземной исследовательской ла-

n три

ной лаборатории, в которых будут

боратории. Срок разработки проекта,

будут использоваться для исследова-

отрабатываться

в том числе проведение экспертных

ния массива горных пород от поверхно-

нологические

процедур – конец 2015 г. Объем и дета-

сти до глубины расположения будущих

с РАО с использованием контейнеров

лизация исследований в ПИЛ зависит

основных камер объекта, для выдачи

от разрабатываемых объемно-планиро-

на поверхность горной породы, для

РАО, а также будут продолжаться ис-

вочных и конструктивных решений объ-

вентиляции подземных сооружений,

следования

екта окончательной изоляции в целом.

а также в дальнейшем, на стадии иссле-

горных пород и элементов системы ин-

которого

вертикальных ствола, которые

сооружения

подзем-

транспортно-техоперации

нерадиоактивными

обращения имитаторами

характеристик

массива

дований в подземной лаборатории, –

женерных барьеров, проводиться ис-

Поэтому разрабатывается именно про-

для доставки контейнеров с нерадио-

следования длительной устойчивости

ект на весь объект окончательной изо-

активными имитаторами РАО;

подземных выработок.

ляции РАО, а затем создается подзем-

n наземные

ная лаборатория, и в ней проводятся

приствольных площадках трех стволов;

Одновременно будут проводиться уточ-

обосновывающие комплексные иссле-

n горизонтальные

горно-капитальные

няющие инженерные изыскания с по-

дования, которые должны обеспечить

выработки, которые оконтуривают пло-

верхности. Для выполнения этих работ

и обосновать безопасность дальней-

щадь расположения будущих подзем-

будут использоваться имитаторы: РАО

шей эксплуатации объекта в целом.

ных камер объекта и используются для

размещаться в ПИЛ не будут.

здания и сооружения на

Выполнение исследований с исполь-

т но -т ех но лог иче ск и х

зованием указанных сооружений под-

операций.

земной лаборатории и комплекса обеспечивающих подземных сооружений

В результате выпол-

планируется проводить с 2016 г.

ненных работ должен

в течение строительства пускового

быть составлен обоб-

комплекса – ПИЛ, а также после ввода

щающий

его в опытную эксплуатацию в 2021 г.

нический отчет, по ре-

После ввода подземной лаборатории

зультатам которого будет

в опытную эксплуатацию в ее подзем-

принято решение о возмож-

ных сооружениях будет выполнен ком-

ности перехода к промышлен-

плекс многоаспектных исследований,

ной эксплуатации объекта оконча-

в том числе по отработке транспор-

тельной изоляции РАО.

научно-тех-

Выбор площадки и основные характеристики Площадки для возможного размеще-

гические исследования, в т.ч. с приме-

щадке планируется построить подзем-

ния ПИЛ рассматривались в течение

нением глубоких геологоразведочных

ную исследовательскую лабораторию

20 лет – с 1993 г. По фондовым матери-

скважин.

для более детального изучения возможности размещения там радиоак-

алам в радиусе около 100 км от ФГУП «Горно-химический комбинат» предва-

На основании комплексного сравни-

тивных отходов. Готовый проект ПИЛ

рительно были определены 20 участ-

тельного анализа всей совокупности

будет вынесен на общественные слу-

ков, из них на основании сравнитель-

характеристик массива горных пород

шания в 2015 г., и при положитель-

ных экспертных оценок выбраны пять

на двух участках и экономико-геогра-

ном решении, начнется строитель-

перспективных. Затем для каждого из

фических условий для дальнейших ис-

ство объекта. По итогам работы ПИЛ

пяти участков выполнены предвари-

следований был рекомендован УЧА-

и в случае подтверждения, что гор-

тельные сравнительные оценки без-

СТОК «ЕНИСЕЙСКИЙ», где с 2002 г.

ный массив на глубине 500-550 ме-

опасности с использованием матема-

проводились исследования на разных

тров обеспечит необходимую экологи-

тического моделирования и исходных

глубинах и разной площади. В 2012 г.

ческую безопасность, будет принято

данных по фондовым материалам.

получено положительное экспертное

решение о возможности размещения

заключение ГКЗ «Роснедра» о пригод-

в Красноярском крае пункта для изо-

Из пяти выбраны два наиболее пер-

ности участка для строительства объ-

ляции радиоактивных отходов (РАО).

спективных участка: «Верхнеитатский»

екта подземной изоляции РАО.

№2 (4) 2014 №1 2013

чаты комплексные инженерно-геоло-

В данном случае следующим шагом станет преобразование ПИЛ в пункт

и «Енисейский», на которых были на-

Однако первоначально на этой пло-

окончательной изоляции РАО.

ТЕМА НОМЕРА

Editorial

ou are holding in your hands

the fourth issue of the «NuclearSafety.ru – Nuclear and Radiation Safety: Challenges and Best Practices». We continue to consider stages of the life cycle of nuclear facilities and the nuclear fuel cycle. The solution to the problem of the safe, timely and effective treatment of all types of radioactive waste (RAW) is a key element in the competitiveness of nuclear power and its public acceptance around the world. In the material «Concepts of RAW Management Around the World», we have described various approaches to the life cycle of radioactive waste. Some of them are «pending», others are «final». A priority of ROSATOM State Corporation is the expansion and testing of technological solutions to minimize environmental risks in the storage of spent nuclear fuel (SNF) in the territories of nuclear industry enterprises. Work is underway on the preparation and removal of SNF from the Institute of Physics and Power Engineering State Scientific Center Federal State Unitary Enterprise, and regular transportation of non-standard spent fuel assemblies from the RBMK reactor at the nuclear power station to the FSUE Mayak Production Association processing plant. Countries of the CIS are consolidating scientific and technical cooperation on the peaceful use of nuclear energy and the final phase of the life cycle of nuclear facilities¤

≈ NuclearSafety.ru

Conceptual Foundations of Radioactive Waste Management in the World

â&#x201E;&#x2013;2 (4) 2014 â&#x201E;&#x2013;1 2013

{

Create: Sergey Panov

he problem of radioactive waste management (RAW) is extremely complex and urgent both for Russia and a large number of countries, striving to develop their own nuclear technology, not just for energy purposes. This is due to the fact that RAW of different activities and physical forms are produced at absolutely all stages of the life cycle of nuclear installations (both research and energy), during extraction and processing of radioactive (uranium or thorium) ores, fuel fabrication, decommissioning of nuclear fuel cycle (NFC) objects, and use of medical isotopes, etc.

Radioactive Waste Generation According to the current legislation in Russia, RAW include nuclear materials and radioactive substances, the further use of which is not foreseen. Thus, RAW covers substances, not meant for any further use, being in different physical forms, materials, products, equipment, objects of biological origin, sources of radionuclides, radionuclidecontaminated environment sites and soils, the concentration of radionuclides in which exceeds the levels, established by norms of radiation safety. It should be noted that, in accordance with the Russian legislation, unlike in

some other countries, RAW does not include spent nuclear fuel (SNF). The following are the main human activities that lead to RAW generation: 1. Operation and decommissioning of NFC objects (extraction and processing of radioactive ores, manufacturing of fuel rods and fuel-air compositions, electricity production at nuclear power plants, reprocessing of SNF). 2. Implementation of state programs to create nuclear weapons, conserve and eliminate defense facilities and rehabilitate territories, polluted by enterprises producing nuclear materials.

ТЕМА НОМЕРА

3. Operation and decommissioning of ships of navy and civilian fleets (mostly nuclear submarines and icebreakers) with nuclear power installations and their maintenance. 4. U se of isotope products in the national economy, namely, in: n health care (diagnosis and treatment); n  chemical, metallurgical and other processing industries; n scientific researches; n  security services (for example, customs inspection system). 5. Mining of minerals other than radioactive ores (such as oil or gas).

Radioactive Waste Classification RAW classification systems in different countries have their own, historically specific, features and are often poorly matched to one another. The waste classification, applied in IAEA, is based on possible implementation of the final stage of RAW treatment – disposal. The main feature of this classification is total collapse of nuclides, as requirements for waste disposal technologies are largely determined by the time, during which such wastes remain hazardous. Under the current IAEA classification system, radioactive waste is divided into the categories shown in Table 1.

№2 (4) 2014 №1 2013

Radioactive Waste Life Cycle Figure 1 presents the successive stages of radioactive waste management, emerging during different handling at NFC enterprises, as well as in the process of operating nuclear installations. Depending on an initial activity and physical form of RAW (liquid, solid, gaseous), its life cycle can include not all of these stages. For example, liquid RAW is classified as LLW, it is pumped, without prior processing, into special deep layered collectors, located in the territories of the Russian enterprises: State Scientific Center – Research Institute of Atomic Reactors OJSC, Siberian Group of Chemical Enterprises OJSC.

Classes of waste according to the IAEA classification Classes of waste

Disposal method

Features

1. Waste below clearance (WBC)

Activity levels equal to or lower than the annual level for the population, i.e. no more than 0.01 mSv

2. Low and intermediate level waste (LLW and ILW)

Activity levels above the values for Class 1 with heating below 2 W/m3

2.1. S hort-lived waste (SL LLW and ILW)

Limited concentrations of shortlived radionuclides (less than 4000 Bq/g in individual waste packages or on the average of 400 Bq/g total for all packages)

Near-surface or deep geological repositories

2.2. Long-lived waste (LL LLW and ILW)

Concentrations of long-lived radionuclides higher than limits specified for Class 2.1

Deep geological repositories

3. High-level waste (HLW)

Thermal capacity above 2 W/ m3; concentrations of long-lived radionuclides higher than limits specified for short-lived waste

Deep geological repositories

No radiological restrictions

Table 1

Collecting, classifying, sorting

(form, level of activity, composition, etc.)

Conditioning

(pressing, bituminization, cementing, vitrification, packaging and containerization)

Storage

(in land-based facilities, in near-surface facilities)

Transportation

(formation of transportation containers (TC), transportation, unloading of TC)

Disposal

(in near-surface facilities, in geological formations) Figure 1 RAW Management Key Stages

Concepts of RAW Management Around the World Great Britain The concept of managing RAW of different activity levels, which is being implemented in the country, includes the following options: n Temporary storage of LLW is carried out in places of its production or in the territory of the large nuclear facility Sellafield in Cumbria County, and final disposal is performed in near-surface repositories. n Temporary storage of ILW is carried out in places of its production and final disposal is planned to be performed in deep geological formations. n Temporary storage of HLW is carried out in the territory of a formation for 50 years, after which the waste must be buried in deep geological formations.

Nuclear reprocessing site Sellafield (Great Britain)

Germany

The concept of RAW management of various activity levels involves: n Conditioning and interim storage of LLW and ILW are done in the territory of an enterprise they are produced by or in a special centralized repository. Final disposal of LLW and ILW is performed in deep geological formations. n Final disposal of HLW and SNF, which is not recycled in Germany, is planned to be performed in deep geological formations without future extraction.

Gundremmingen NPP (Germany)

ТЕМА НОМЕРА

Finland The concept of managing RAW of different activity levels, which is being implemented in Finland, includes the following options: of LLW and ILW is implemented in the territory of an enterprise producing it. After the buffer storage, LLW and ILW are sent for final disposal in near-surface facilities (these facilities are located at a depth of about 60 m from the ground level) in

№2 (4) 2014 №1 2013

n Conditioning

Repository Oncalo (Finland)

the territory of a nuclear power plant, if RAW meet all of the requirements. n In

accordance with the current legislation in Finland, SNF of power reactors is considered RAW. Temporary storage of SNF is carried out at the sites of nuclear power plants, in separate facilities. Final disposal of HLW and SNF, resulting from the operation of NPPs, will be made in the rocks at a depth of about 500 m, with a possibility of future extracting of SNF.

ТЕМА НОМЕРА

Sweden The concept of managing RAW of different activity levels, which is being implemented in Sweden, includes the following options:

during decommissioning of NPP, will be sent to final disposal in a specially extended facilities at SFR-1. n Long-lived

n Conditioning

of LLW and ILW is carried out at the production site, metal waste is sent for processing to Studsvik. Final disposal of short-lived LLW and ILW is made in Storage SFR-1, located in the rocks. It is planned that in the future (after 2020) all waste, generated

Ringhals NPP (Sweden)

LLW and ILW are temporarily stored at the production sites. Then they are sent to the central interim storage, after it - for subsequent final disposal.

n After

cooling in pools at the plant, SNF, which is not subject to processing

according to the Swedish legislation, is transported and stored in a central near-surface (depth 25-30 m) interim storage for about 30 years. A planned geological repository for SNF and HLW will be located in the solid rock at a depth of 400-700 m. It is scheduled to leave a possibility of extracting SNF in the future.

Legal Regulation of RAW Management in the World Legal regulation of RAW management abroad is based on the revised legislation, which in some cases (in the presence of an appropriate political solution) can refer to both RAW and SNF. Table 2 presents the main laws and regulations governing RAW management in a number of foreign countries. In some countries (for example, in the United States, France or Sweden) there are a number of laws, simultaneously regulating various aspects of RAW and SNF management. In other countries, RAW and SNF management is governed by one and the same general law, defining substantive activities of the state and operating enterprises in the field of nuclear energy (for example, in Finland and Canada). The relevant legislation, governing RAW management, are focused on two major issues:

SNF

and consolidation of responsibility of producers and the state for managing RAW and SNF, as well as compensation for necessary expenses;

№2 (4) 2014 №1 2013

n distribution

and

n construction

of the system and procedure for formation of accumulating reserves to cover both operating costs and expenses for future periods as target savings funds. For example, the Nuclear Waste Policy Act in the United States holds the Federal Government responsible for SNF management since the moment of producing it. Responsibility for payment of costs of handling spent fuel throughout its life cycle lies with producers of it. The same Act establishes the procedure for establishment of a financial mechanism to cover operating costs and expenses for future periods for managing SNF and RAW as target savings funds.

In France, the Laws No. 37-633, No. 92-646 and the Law on Waste define the policy of managing RAW and SNF, including consolidation of waste producers’ responsibility, and establish relevant trust funds for RAW and SNF management. In Finland, the Atomic Energy Act establishes the liability of producers for managing RAW and SNF, as well as compensation for necessary expenses and the procedure for establishment

and operation of the Nuclear Waste Fund (governed are the management, storage, control and use of resources of the Fund). In Sweden, the liability of nuclear operators for management and final disposal of nuclear waste is defined by the Law on Nuclear Activities, and a separate Law on Financing regulates compensation for future expenses on managing of RAW and SNF. In Canada, initially creating of cumulative funds was carried out on the basis of agreements between energy companies and authorities of the provinces that hosted nuclear plants. However, in 2002 the Nuclear Waste Management Act was issued, it secured commitments of energy companies to establish such funds. Under the same Act, a non-profit federal organization for managing RAW and SNF was created. It is responsible for control over the activities of energy companies in the sphere.

ТЕМА НОМЕРА

In addition, it should be emphasized that issues, related to construction of facilities for managing RAW and SNF, are usually dealt within the legislative framework abroad: decision on construction, choice of location of facilities, procedures for executing contracts on construction, etc. For example, in the United States, according to the Amendment to the Nuclear Waste Policy Act from 1987, the site Yucca Mountain in Nevada was selected for building a near-surface storage facility for HLW and SNF. The Amendment to the Nuclear Waste Policy Act from 1985 regulates the procedures for implementing agreements on establishment of regional storages. In France, the Law on Waste declares the decision to construct a geological repository for SNF and HLW, not subject to processing. In Germany, the regulation of construction of storage facilities is governed by a separate Act.

Main laws and regulations governing RAW and SNF management in a number of foreign countries United States 1. Nuclear Waste Policy Act, 1982 Establishes the responsibility of the Government to dispose of HLW and SNF, the responsibility of waste producers to offset the costs, regulates establishment of the Nuclear Waste Fund. – Amendment to the Act, 1987 Defines the site Yucca Mountain in Nevada as the place for creation of a national near-surface storage facility for HLW and SNF. 2. LLW Policy Act, 1980 Established the responsibility of the states for disposal of LLW within their borders, sets out the requirements for LLW disposal. – Amendment to the Act, 1985 Specifies the procedures for implementing agreements on establishment of regional LLW storage facilities.

France 1. L aw No. 37-633 and Law No. 92-646, 1975 and 1991 respectively Regulate the responsibility of producers and the procedure for disposal of SNF, as well as reuse of reclaimed materials. 2. Law No. 91-1381, 1991 Specifies how to create near-surface research laboratories and select the areas for storage of RAW and SNF, not subject to processing. 3. L aw 46-263 and Decrees from 1974 and 1985 Establish the procedures and technical requirements to transportation of dangerous goods and nuclear materials. 4. Law on Waste, 2006 Defines the policy for HLW management, including mechanisms for accumulating funds, and declares the decision on construction of a HLW geological repository.

Finland 1. Atomic Energy Act, 1987 Specifies the procedure for establishing the Nuclear Waste Fund, regulates the systems of governing, accumulating and spending of funds, establishes the responsibility of producers for compensation of costs on managing RAW and SNF.

Germany

Sweden

Canada

1. Atomic Energy Act, 1959 Regulates all activities in the nuclear industry, including decommissioning of NPP, as well as managing RAW and SNF.

1. Nuclear Act, 1977 Defines the legal and financial responsibility of NPP owners for safe management and final disposal of nuclear waste.

1. Nuclear Fuel Waste Act, 2002 Obliges energy companies OPG, H-Q, NBPC, as well as the AECL Royal Corporation to create special funds to finance programs for managing RAW and SNF, which are to be governed by federal authorities.

2. Regulations on selected aspects of SNF and RAW management: - Requirement to availability of reserves for liabilities. - Law on income tax. - Construction of storage facilities. - Regulation on advance payment. - Payment for RAW disposal.

2. Radiation Protection Act, 1958 Regulates the issues, related to radiation doses for workers and the public in connection with management and final isolation (disposal) of nuclear waste. 3. Financing Act, 1992 Regulates financing of future expenses on managing RAW and SNF.

Table 2

RAW Management in Russia The strategic objectives of the concept for RAW management, which formed the basis for the Federal Law No. 190 on RAW management and amendments to some legislative acts of the Russian Federation (hereinafter referred to as the Federal Law No. 190), adopted in 2011, are formulated as follows: n minimization

of newly created RAW under conditions of reliable operational state control and RAW generation control by enterprises - producers of RAW;

n minimization of the number of RAW disposal sites through

n preparedness

of specialists in the field to implement the provisions of the Federal Law No. 190 at the level of enterprises, producing RAW or employed in the activities with it;

n public

disclosure of information on safety and prevention of accidents, related to RAW management, if this information does not constitutes a state secret;

n ensuring

the informed participation of stakeholders in the decision-making process in relation to newly created and accumulated RAW.

central disposal;

sites;

Adopting of the Federal Law No. 190 created necessary preconditions for development of effective governance mechanisms for RAW management in Russia, namely:

n ensuring

n a

n optimization

of risk and cost when choosing RAW disposal

№1 (4) 2014

technological continuity when dealing with RAW at all stages, including the stage of disposal; the required level of safety at all stages of RAW management, including the stage of disposal;

simple principle of distinction for RAW identification (financing of RAW management for waste, accumulated before the adoption of the Federal Law No. 190, lies with the state; management of waste, produced after this date, lies with RAW producing organizations);

n ensuring

n requirement

n ensuring

adequacy of financial resources for RAW management at all stages, including the stage of disposal;

of RAW mandatory disposal as the final stage in the RAW life cycle;

n principle

of interdependence of RAW producing and management stages («RAW life cycle» logic);

n concept

of responsibility of enterprises for RAW safe management at all stages of the life cycle, up to disposal of it;

n «polluters

pay

for

everything»

concept. Figure 2 schematically presents the funding mechanism, established within the framework of the Unified State System for the Spent Nuclear Fuel and Radioactive Waste Management.

Conclusion RAW Management n the context of operating and using of nuclear energy is a related, «internal» activity. At the expense of a long-term and comprehensive nature (RAW is formed at all stages of the life cycle of nuclear installations and NFC), managing RAW has become a key competitive element in the nuclear industry and its social acceptability. Solving the problem of safe, timely and effective management of all types of waste, regardless of original levels of activity and physical forms of it, as well as ensuring public acceptance of the selected solutions, - it is an extremely difficult but necessary task.

RW Repository on Kalinin NPP (Russia)

Figure 2 - Target outline of the financial mechanism of the Unified State System for the Spent Nuclear Fuel and Radioactive Waste Management

ТЕМА НОМЕРА

Hungary: Paks NPP – 40% of the produced electrical energy of country Hungary's national policy concerning the application of atomic energy is regulated by law. The basic purposes of ACT CXVI OF 1996 are to protect the health and safety of the population and to protect the environment. The requirements of the Act state that the use of atomic energy is allowed only in a manner provisioned by law and under the permanent control of the competent authority. Regardless of what aspect of atomic energy is being considered, safety is a priority.

№2 (4) 2014 №1 2013

{

Author: Varvara Nefedieva

Paks NPP

Governmental organisations with responsibility in nuclear field THE HUNGARIAN ATOMIC ENERGY AUTHORITY (HAEA) is a public administration body, acting in the field of peaceful applications of atomic energy with a specified scope of tasks and authority, independent from both organizational and financial bias. Its basic tasks include establishing regulatory duties in connection with the safety of the peaceful application of nuclear energy, particularly with the safety of nuclear facilities under normal and accidental conditions and with nuclear emergencies. In addition, the HAEA is required to harmonise and handle related public information activities. Acting independently and supervised by a minister appointed by the Prime Minister, the HAEA is primarily concerned with ensuring nuclear safety in accordance with the law. Since 2010, the Minister of National Development is responsible for supervision of the HAEA’s activity. The Director General of the HAEA is appointed and relieved by the Prime Minister. HAEA resolutions can only be challenged and amended in court.

THE MINISTRY OF NATIONAL RESOURCES undertakes the tasks of the authority regarding issues related to radiation protection and concerning the facility-level licensing and supervision of the storage of radioactive wastes. Other competent administrative bodies take part in the Ministry’s licensing procedure as special authorities.

BUDAPEST: n Budapest Research Reactor  n Training Reactor at the Budapest University of Technology and Economics

PÜSPÖKSZILÁGY: n Radioactive Waste Treatment and Disposal Facility (RWTDF)

PAKS: n Nuclear Power Plant  n Interim Spent Fuel Storage Facility (ISFSF)

BÁTAAPÁTI: n National Radioactive Waste Repository (NRWR)

MECSEK HILLS: n A rea investigated for HLW repository

ПРАКТИКИ

Within THE MINISTRY OF RURAL DEVELOPMENT, THE STATE SECRETARIAT FOR ENVIRONMENTAL AFFAIRS is responsible for establishing air and water quality standards, limits in radioactive releases from nuclear facilities, as well as for controlling releases at the facilities into the environment.

Paks NPP Paks Nuclear Power Plant has four WWERs-440/213 type power reactors. It is about 120 km south of Budapest. This facility provides 40% of the produced electrical energy of Hungary. The performance of the Paks NPP – 2000 MW. Reactor Model

Net

MWe

First power

Paks 1

VVER-440/V-213

470

1982

Paks 2

VVER-440/V-213

473

1984

Paks 3

VVER-440/V-213

473

1986

Paks 4

VVER-440/V-213

473

1987

In January 2014 the government of Hungary signed an agreement with ROSATOM to build two reactors at Paks, with Russia providing 80% of the finance. The government said that the EU had already approved a draft plan for building the units of up to 1200 MWe each, at a likely cost of around EUR 10-12 billion. The first unit is to be operational about 2023, the second – after 2025. They will be under Hungarian state ownership. Fuel is to be supplied by Russia.

Not impose any undue burden on future generations Among other aspects, ACT CXVI OF 1996 ON ATOMIC ENERGY regulates the management of radioactive waste and authorises the Government and the competent Ministers to issue executive orders specifying the most important requirements in this field.

For radioactive waste repositories, the Act prescribes that Parliament’s preliminary approval in principle is required in order to initiate activities in preparation for their establishment. In accordance with the basic rules laid down in the Act, radioactive waste management shall not impose any undue burden on future generations. To satisfy this requirement, the longterm costs of waste disposal and of the decommissioning of nuclear power plant shall be paid by the generations that enjoy the benefits of nuclear energy production and the applications of isotopes.

№2 (4) 2014 №1 2013

Accordingly, by the Act and by its executive orders, a CENTRAL NUCLEAR FINANCIAL FUND (CNFF)

Natoinal RW-Repository (NRWR) at Bátaapáti

was established on 1 January, 1998, to finance radioactive waste disposal, interim storage and disposal of spent fuel, as well as the decommissioning of nuclear facilities. The Government authorised the Director General of the Hungarian Atomic Energy Authority to establish the Public Agency for Radioactive Waste Management. The Public Limited Company for Radioactive Waste Management (PURAM) has been in operation since 2 June, 1998.

Accumulation in CNFF in 2011 – 665 million EUR

ПРАКТИКИ

The Public Limited Company for Radioactive Waste Management (PURAM) premises In addition to Budaörs Headquarters and Paks Office, three facilities used for the short term and long-term storage of radioactive wastes and nuclear fuels are operated by PURAM. These are as follows:

nN ATIONAL RADIOACTIVE WASTE

REPOSITORY (NRWR) at Bátaapáti for the final disposal of low- and intermediate-level wastes of nuclear power plant origin, n I NTERIM SPENT FUEL STORAGE

nR ADIOACTIVE

WASTE TREATMENT AND DISPOSAL FACILITY (RWTDF) at Püspökszilágy for the disposal of radioactive wastes of institution origin,

FACILITY at Paks for the safe interim storage of the used (spent) fuel assemblies of the nuclear power plant, for a period of minimum 50 years, which is required for technical reasons before disposal.

The solution includes the entire life cycle of nuclear facilities At the end of 2013 Hungary's national radioactive waste repository (NRWR) in Bataapati was open. After fifteen years of work and an investment of HUF68 billion ($310 million), the first disposal chamber at Bataapati in southern Hungary has now been completed by the country's Public Limited Company for Radioactive Waste Management (Puram). Underground disposal vaults at Bataapati are eventually hold ALL THE LOW-LEVEL AND SHORT-

Natoinal RW-Repository (NRWR) at Bátaapáti

The radioactive wastes generated in Hungary mainly originate from the operation of Paks NPP.

LIVED INTERMEDIATE-LEVEL RADIOACTIVE WASTES (LILW) resulting from the operation and decommissioning of the Paks nuclear power plant. The small volume of long-lived ILW and high-level wastes will be managed separately. The Bataapati facility and its licences will eventually allow for the disposal of SOME 40,000 CUBIC METRES OF RADIOACTIVE WASTE. The surface facilities of the repository were opened in October 2008. The first disposal chamber can accommodate 4600 drums of waste contained in 510 reinforced concrete containers. THE FIRST PHASE OF THE PROJECT will see three pairs of LILW caverns constructed. THE REPOSITORY WILL THEN BE EXTENDED so that the more active waste is isolated in one particular bedrock block. The repository will be operated automatically, with a closed-line camera network sending signals to the surface control room. Waste drums are stacked AT A DEPTH OF 200-250 METRES BELOW THE SURFACE (0-50 metres above sea level) inside caverns within the granite bedrock. Studies have shown this bedrock is composed of large blocks separated from one another by impermeable clayish deformation zones with very low levels of groundwater movement – just a few centimetres per year. The disposal caverns, accessed via a pair of inclined tunnels, will be back-filled with a combination of clay and concrete with 50-60% crushed granite, which is intended to retain any radioactive isotopes that may escape from waste packages over the long term. The facility is designed to make it possible to retrieve all the waste packages until it is finally closed.

№2 (4) 2014 №1 2013

Natoinal RW-Repository (NRWR) at Bátaapáti

CIS to Cooperate in Nuclear and Radiation Safety T he first working group meeting of the CIS committee for peaceful use of atomic energy was held in March 2014. The meeting was aimed at establishing a framework for practical cooperation in the field of decommissioning of the nuclear and radiation hazardous facilities, radioactive waste and spent nuclear fuel management, and rehabilitation of contaminated areas.

The working group was established on October 9, 2013. It comprises the CIS member states, such as Armenia, Kazakhstan, Kyrgyzstan, Russia and Ukraine.

During the meeting the working group appointed Andrey Goliney as a chairman and Sergey Andropenkov as a deputy chairman. Andrey Goliney is a deputy director general for development of the Federal Centre for Nuclear and Radiation Safety. Sergey Andropenkov is a chief manager of the nuclear fuel cycle projects department of Kazatomprom Atomic Company. The working group secretary is Anton Novikov, head of the department for investment project supervision at the Federal Centre for Nuclear and Radiation Safety.

ПАРТНЕРСТВО

The main functions of the working group in the field of decommissioning of nuclear and radiation hazardous facilities, radioactive waste and spent nuclear fuel management, and rehabilitation of contaminated areas include as follows: n  Consolidate

and systematize scientific and engineering knowledge

n  E xchange

experience

n  Justify

the selection of projects (topics) for practical implementation of the joint activities

n  Initiate

and review the projects in order to put forward the most relevant projects to be considered by the CIS committee for peaceful use of atomic energy

n  Coordinate

the practical implementation of the selected projects

The working group members will prepare their PROPOSALS

FOR INITIATIVE PROJECTS IN THEIR COUNTRIES. These

proposals will be reviewed during the second working group meeting scheduled for June 2014. As a follow-up to this meeting, the major pilot projects will be selected.

Transfer of spent fuel from institue of physics and power engineering Obninsk NPP

{

Authors: V.M. Mamaev (Moscow Institute of Physics ans Energy), S.V. Komarov, A.A. Sarbeev, A.A. Samsonov, A.V. Khudyakov (Sosny Research & Development Company), V.M. Ipatov (ROSATOM State Corporation)

n mid-2011, the spent nuclear fuel from the research reactors was transported in TUK-19 casks from the Institute of Physics and Power Engineering to the reprocessing plant. It included EK-10 and VM-1A spent fuel assemblies that have the lowest burn-up out of

all nuclear fuel kept in the spent fuel storage. The spent nuclear fuel was transported through the use of new process solutions providing detailed information and feasible grounds for further spent fuel shipments. Currently the main scope of fuel in the spent fuel storage of the Institute of Physics and Energy includes the fuel elements of the spent fuel assemblies of the very first nuclear power plant when the “peaceful atom” had appeared on the world stage. Following

a successful shipment of the spent fuel from the research reactors, ROSATOM State Corporation has now decided to make relevant

№1 (4) 2014

preparations and transport the spent fuel from the “Peaceful Atom” (or Atom Mirny, hereinafter referred to as AM) reactor for reprocessing. As a result, this operation should launch a spent fuel shipment for reprocessing on a regular basis in order to make an environmental risk due to spent fuel storage on the territory of the Institute of Physics and Power Engineering two times lower.

ТЕХНОЛОГИИ

Within the frame of the federal target program to ensure

unreasonable to analyse the residual strength and leak tightness

nuclear and radiation safety for a period of 2008-2015, THE

of the fuel elements belonging to more than ten various types

SPENT NUCLEAR FUEL IS REMOVED FROM THE SITE OF THE INSTITUTE OF PHYSICS AND POWER ENGINEERING NAMED AFTER A.I. LEYPUNSKY (OBNINSK, KALUGA REGION).

of the spent fuel assemblies that were used during the reactor lifetime and stored for a period of 12-50 years. All fuel elements of the first nuclear power plant (except for experimental ones) were of the same design but differed in fuel

In mid 2011 the spent nuclear fuel from the research reactors

compositions. During operation the fuel assemblies were used

was transported in TUK-19 casks from the Institute of Physics

with fuel elements based either on OM-9 uranium-molybdenum

and Power Engineering to the reprocessing plant [1]. It included

alloy with magnesium and calcium intermediate layer or on

EK-10 and VM-1A spent fuel assemblies that have the lowest

UO2 with magnesium intermediate layer or on UC with calcium

burn-up out of all nuclear fuel kept in the spent fuel storage.

intermediate layer. The reprocessing of the fuel elements

The spent nuclear fuel was transported through the use of new

unsorted by their fuel composition is deemed as feasible at the

process solutions providing detailed information and feasible

reprocessing plant. At the same time, it seems unreasonable

grounds for further spent fuel shipments.

to establish special procedures for standardisation of fuel elements by the fuel composition for their shipment to the

Currently the main scope of fuel in the spent fuel storage of the

reprocessing plant.

Institute of Physics and Energy includes the fuel elements of the spent fuel assemblies of the very first nuclear power plant when

The transportation and process routing that was used for pilot

the peaceful atom had appeared on the world stage. Following

shipment of the spent nuclear fuel was unsuitable for transfer

a successful shipment of the spent fuel from the research

of the AM spent fuel because the fuel element length exceeded

reactors, ROSATOM State Corporation has now decided to

the internal space dimensions of the TUK-19 transfer packing

make relevant preparations and transport the spent fuel from

cask. Fuel element cutting to reduce their length would take

the «Peaceful Atom» (or Atom Mirny, hereinafter referred to as

a high risk of releasing the radioactive substances into the

AM) reactor for reprocessing. As a result, this operation should

environment and result in a significant amount of the secondary

launch a spent fuel shipment for reprocessing on a regular basis

radioactive wastes.

in order to make an environmental risk due to spent fuel storage on the territory of the Institute of Physics and Power Engineering

The analysis of the Russian transfer packing casks showed that

two times lower.

the TUK-108/1 casks made of steel and concrete were the most reasonable to use.

The main part of the AM spent fuel has burn-up nearly 10 MW•day/kg U. The AM fuel assemblies are divided into separate

There is a sufficient number of these containers to avoid any

fuel elements. Some fuel elements have external damages. The

collision with the other SNF transfer schedules in Russia. The

procedure and equipment for leak tightness inspection of the

service life of the TUK-108/1 casks is enough for the whole

fuel element envelopes have never been developed and such

period of shipment under the relevant federal target program

inspection has never been carried out before. All fuel elements

and further programs for a period of 2016-2025. A large capacity

of the AM spent fuel to be shipped to the reprocessing plant

of the TUK-108/1 casks makes it possible to remove the spent

are regarded as unsealed. The information of the fuel element

fuel from the spent fuel storage within a short period of time

residual strength is not available. The fuel elements are under

(10 years), while other transfer packing casks (such as TUK-19,

dry storage in the unsealed covers. The cover is considered an

TUK-128, etc.) would require more time (by two or three times

inventory item in the spent fuel repository. It seems impossible

as much). IN TOTAL, AROUND SIX TUK-108/1 CASKS AND

to visually identify the fuel elements contained in one cover by

SIXTEEN TUK-19 CASKS WILL BE REQUIRED FOR SPENT FUEL TRANSFER.

their belonging to specific spent fuel assemblies (based on the photo and video information). The spent fuel assembly number is specified on the part that was removed during disassembly and

The TUK-108/1 cask weight is 40 tons what for additional

transfer of the spent fuel assemblies for storage. It seems also

requirements for shipper infrastructure, namely as follows:

Availability of group A crane with the corresponding load-carrying capacity and proper temporary storage and transfer system for TUK-108/1 casks. The TUK-108/1 design allow for transporting in vertical position only. They can be transported by railway either in special TK-VG-18 container cars (see Figure 1) each containing three casks, or in TK-VG-18/2 container cars that can accommodate two TUK-108/1 casks. For a short distance the TUK-108/1 casks can be transported by special vehicles.

THE SPENT FUEL BOTTLING, LOADING OF SEALED BOTTLES WITH SPENT FUEL INTO THE TRANSFER PACKING CASK AND IN-TRANSIT STORAGE OF TRANSFER PACKING CASK CAN BE PERFORMED ONLY IN THE PHYSICAL RESEARCH COMPLEX BEING PART OF THE INSTITUTE OF PHYSICS AND POWER ENGINEERING. The personnel of the Physical Research Complex comprising 20 specialists perform all operations for empty container reception, spent fuel bottling and loading into the transfer packing cask. The Physical Research Complex has shielding vault, crane support, and special ventilation and sewage systems. Following the analysis of the available equipment and systems in the Physical Research Complex and spent fuel storage, the transportation and process routing was developed for spent fuel bottling and cask transfer to the railway transshipment platform. In addition to this, special equipment was manufactured and fitted for bottling, handling of the standard Figure 1. TK-VG-18 container car

casings and sealed bottles in the Physical Research Complex, handling of the internal transportation casks and transfer packing casks, and loading of sealed bottles into the transfer packing casks.

A short list of such equipment include as follows: n Master-slave

Figure 2. Semi-trailer for transportation of the TUK-108/1 casks and 20 ft container with TUK-19 casks

manipulator

the

n Support

assembly

for

fuel

disassembly department

elements in the disassembly department

n Modernized

transfer cask

n Spacer

n Automatic

grip

for

sealed

bottle

n Expansion

department n Turner

handling tools for AM sealed bottles

for hatch 1 of the disassembly with an insert

n Internal

transportation

cask

installation platform n Container

cross-piece for TUK-108/1

cask n TUK-108/1

cask installation platform

n TUK-108/1

cask service platform

n Guiding

device for loading sealed

№2 (4) 2014 №1 2013

bottles into the basket jacks of the TUK108/1 cask n Process

control video system

n Self-maintaining

chain reaction alarm

system n Control

room communication system

n Accessory

tools kit.

ТЕХНОЛОГИИ

TO ENSURE SAFE TRANSPORTATION BY RAILROAD, PART OF THE RAILROAD FROM THE INSTITUTE OF ENERGY AND POWER ENGINEERING TO OBNINSK WAS SUBJECT TO THE SAFETY ANALYSIS. The analysis showed that railroad needed to be modernized (strengthened) in order to be able to transport the hazardous cargo of class 7 in TK-VG-18 and TK-5 container cars. The existing railroad design allows a train with one TK-VG-18 container car maximum and available number of TK5 cars. The design change (i.e. curve rectification and change of track center line) considering the proximity to the urban structures was deemed as unreasonable. Almost all rails, sleepers, points and cross-overs over a 3 km distance were subject to strengthening. For this reason in 2013 the R-43 rails and points were replaced with R65, the wooden sleepers were replaced with reinforced concrete, the cross-overs were fitted with special alarm and rubber-cord coating. A special semi-trailer was designed and manufactured to transfer the TUK-108/1 casks or 20 ft container with TUK-19 casks from the transshipment platform to the facility by vehicle. The loading and unloading of the TUK-108/1 casks from the semi-trailer onto the TKVG-18 container car and vice versa are performed by TRUCK CRANE WITH LIFTING

CAPACITY OF LESS THAN 90 TONS (see Figure 3). The design of the standard unsealed cover with spent fuel is not suitable at the reprocessing plant. The specialists from the Sosny Research & Development Company developed the sealed bottle that makes it possible to significantly reduce the amount of the AM spent fuel transferred per one shipment considering the nuclear safety requirements for sealed bottle transportation and temporary storage in the water pool. The sealed bottle cover provides a tight connection with the bottle and is sealed with radiation resistant rubber gasket. A special device is provided to avoid accidental opening of the bottle cover during transportation. The accessories for bottling spent fuel and loading into the TUK-108/1 casks comprise the bottle, end damper that protects the bottle grip, insert to fix the bottle the upper jack part in TUK-108/1 cover and align the bottle in the jack.

Figure 3. Truck crane with lifting capacity of 90 tons

A safety justification was performed in support of the transportation of the AM spent fuel in TUK-108/1 casks. The relevant certificates were obtained for the packing design and transfer of the TUK-108/1 casks with sealed bottles containing the fuel element of the AM spent fuel assemblies based on UO2, as well as combination of fuel elements of the AM spent fuel assemblies based on UC, UМo (OM-9), UO2 contained in the sealed bottles at any percentage. An

independent

expertise

review

the certificates and safety justification

as on the first experience in AM spent fuel transfer. The time consuming operations

documents by a licensed organization that

include qualification of the spent fuel, inspection and preparation of the systems

confirmed safety of the TUK-108/1 design

and mechanisms, rinsing from the sodium coolant (applicable only for BR spent fuel

for transportation of the AM spent fuel.

assemblies), bottling and spent fuel loading into the transfer packing casks.

In order to avoid radioactive contamination in the shielding vault of the Physical Research Complex of the Institute of Physics and Power Engineering, it has been decided to provide the shielding vault with an additional local air treatment system to clean it from the radioactive aerosols, as well as with the equipment for collection possible spills and remote decontamination

the

potentially

contaminated surfaces.

A SEPARATE DECISION SHOULD BE TAKEN FOR THE AM SPENT FUEL ACCUMULATED FOLLOWING THE MATERIAL POST-IRRADIATION STUDY IN THE SHIELDING VAULTS. This spent fuel has been stored in the unsealed bottles for a long period of time. The spent fuel transfer is such bottles are

impossible,

while

other

bottles

cannot be used for safety reasons due to unavailability of the objective initial data on the spent fuel condition.

Figure 4. Schedule for spent fuel transfer from the Institute of Physics and Power Engineering for a period up to 2020

The main stages for spent fuel removal from the spent fuel storage in the Institute of Physics and Power Engineering include as follows: 2011 – Preparation and pilot transfer of the spent fuel from the Institute of Physics and

The

spent

fuel

transfer

schedule

№1 (4) 2014

approved by the involved companies to

Power Engineering.

2012 – 2013 – Development of transportation and process routes, equipment and

transfer spent fuel from the Institute of

railroad repair for AM spent fuel preparation and transfer.

Physics and Power Engineering within

2012 – 2013 – Bottling and first transfer of the AM uranium dioxide based spent fuel in

a period up to 2020 has a cumulative

the TUK- 108/1 casks to the reprocessing plant and its further reprocessing.

effect (see Figure 4). This is due to

2014 – 2016 – Infrastructure modernization at the Institute of Physics and Power

ongoing modernization of the equipment

Engineering that is involved in the spent fuel preparation and transfer, preparation and

and systems involved in bottling loading

transfer of 9–12 TUK- 108/1 casks with the AM spent fuel and up to 32 TUK-19 casks

the spent fuel into the transfer packing

with the VM and VT spent fuel.

casks, which will be completed by 2017.

2017 – 2020 – intensification of the spent fuel preparation and transfer for its

THE MAXIMUM CAPACITY (SIX TUK108/1 CASKS WITH SPENT FUEL PER ONE YEAR) is rated based on a reliable

reprocessing: up to six TUK-108/1 and thirty-two TUK-19 casks per one year with spent

operation of the equipment and systems and man hours for spent fuel bottling and transfer packing cask loading, as well

fuel from АМ, BR, BN, TES, BOR, EGK, BES-5, BN-350, BN-600. References: [1] Arrangement for transportation of the Russian research reactor spent fuel (pilot transfer of the research reactor spent fuel from the Institute of Physics and Power Engineering // Book of Reports of the 7th International Nuclear Forum Atomtrans-2012, St Petersburg, September 17-21, 2012.

ТЕМА НОМЕРА ТЕХНОЛОГИИ

Preparation to organization for non-conforming SFAs regular transportations from NPP to PA Mayak Leningrad NPP

ithin the framework of the Federal Target Program «Assurance of Nuclear and Radiation Safety for 2008 and for the period up to 2015», following the successful implementation of the untight RBMK SFA pilot batch removal, based on State Contracts signed between ROSATOM SC and FSUE Mayak PA within the period 2010 to 2013, there have been performed a set of activities to prepare package components and FSUE Mayak PA's infrastructure for regular transportations of RBMK reactor non-conforming SNF from nuclear power stations to the reprocessing plant.

{

Authors: B.A. Kanashov, S.O. Perepelkin, A.A. Samsonov, V.P. Smirnov. (Sosny R&D Company), A.V. Khaperskaya (ROSATOM State Corporation)

The major part of the activities was dedicated to preparation of vehicles and packaging components based on the TUK-109 metal concrete cask. The facilities developed according to PO Mayak's Terms of Reference were the untight ampoule dwg. СТВА.А.31.120 and the special basket dwg. 02-155 for transportation of the RMBK non-conforming SFAs. By now, manufacture of the ampoules has been completed. Manufacture of the special baskets are in progress. Quantities of baskets and ampoules are enough to make up a train consisting of the four TUK-109. Subsequently, it is assumed that the TUKs quantity will be increased to eight.

№1 (4) 2014

Leningrad NPP

The article also describes the measures aimed at preparing the FSUE Mayak PA's transport infrastructure and shielded cell in the cutting division of the SFA cutting division of the Leningrad NPP container maintenance building for SNF storage facility (CMB SNF SF) for regular transportations of the RMBK nonconforming SNF.

BY NOW, THE REACTOR COOLING POOLS AND SNF STORAGE FACILITIES OF THE NPPS OPERATING RBMK REACTORS HAVE ACCUMULATED A LOT OF SPENT FUEL ASSEMBLIES (SFAS). MOST OF THEM WILL BE LOADED INTO SPECIAL DOUBLE-PURPOSE METAL CONCRETE TUK-109 CASKS OR METAL TRANSPORT TUK-109T CASKS AND SENT FOR LONG-TERM DRY STORAGE IN THE WELL-TYPE STORAGE FACILITY OF THE MINING AND CHEMICAL COMBINE. However, for various reasons

PA's RT-1 fuel reprocessing plant facilities required utilization,

(loss of tightness, damaged structural elements, corrosion,

at FSUE Mayak PA:

it was suggested that the non-conforming SFA should be sent for reprocessing.

Expedience to reprocess the RMBK non-

conforming SNF was justified in 2010 through 2011 [1, 2, 3] within the State Contract within the framework of the Federal Target Program «Assurance of Nuclear and Radiation Safety». Upon the RBMK SNF reprocessing feasibility study, ROSATOM SC made two below basic decisions in order to solve the problem of the RBMK non-conforming SFAs removal and reprocessing

etc.) some part of SFAs is not fit for transfer for the long-term dry storage as per the normal technology using ampoules (dwg.

n on

organization of the non-conforming SFAs pilot batch

1621-28-0007-01). The percentage of such SFA is high enough

removal from Leningrad NPP Unit 2 (the so-called 'pilot project')

to take special decisions concerning their destiny. Due to the fact that the technology of the non-conforming SFA transfer for

n on

the dry storage was not developed and because FSUE Mayak

conforming SFAs from Leningrad NPP SNF SF.

organization of regular transportations of the non-

THIS ARTICLE DEALS WITH INTERIM RESULTS OF THE AFORESAID ROSATOM SC DECISIONS AND SETS FORTH FURTHER STEPS TO DEFINE DESTINIES OF THE NONCONFORMING SFAS (BOTH TIGHT AND UNTIGHT).

What is the NonConforming RBMK SNF

ТЕХНОЛОГИИ

ampoules (dwg. 1621-28-0007-01). All

cut and fuel bundles were ampouled in

non-conforming SFAs, found during the

the shielded cell that had been normally

operation of the cutting division, are now

used for SFAs shipments to RIAR State

returned to the SNF storage facility.

Scientific

Center

for

postirradiation

examinations. Apart from the tight fuel bundles, the normal ampoule is intended for

To ship the pilot batch of the RBMK

transportation of the fuel rod bundles

untight SFAs in the amount of 8 SFAs

with conventionally tight SFAs having

(16 fuel bundles) there were provided

the fuel rods with through microdefects

development and manufacture of non-

of the cladding, penetrable for gaseous

return tight ampoules 101А.695.000.00

As it has been mentioned above, the task

fission

the

and upgrading of basket 12 as a part

was to ship the fuel rod bundles (FRBs)

contact between the fuel composition and

of the TUK-11 cask. In addition, it

of the RMBK-1000 non-conforming spent

the environment (the coolant, the canister

was supported by development and

fuel assemblies (SFAs) from the NPP to

water during wet storage, the ampoule

manufacture of equipment intended for

FSUE Mayak PA. According to the SFA

atmosphere during dry storage, etc.).

cutting of the untight SFAs in the shielded

products,

but

excluding

condition inspection procedure, the SFA

cell, for loading of ampoules from fuel

are considered as non-conforming if they

Tightness of SFAs is SFAs is determined

bundles to TUK, and for handling of TUK

have the following defects:

from the results of the Cladding Leak

and ampoules at FSUE Mayak PA's RT-1

n lack

Test

plant.

of two or more consecutive

spacer grids (SG),

and

from

the

results

Cs-137

In so doing, the work safety was

measurement in the sample of canister

justified at all stages of SNF handling.

grid

water (isolated from the cooling pool

The SFAs pilot batch was shipped and

10 of the lower fuel bundle or spacer grid

water) after infusing the SFAs in it.

processed in late 2011 [3].

11 of the upper fuel bundle,

The transfer of the untight SFAs into

n local

shielded cell of the SNF storage facility

n lack/destruction

spacer

diameter increase exceeding

87 mm, n gap between the fuel rods of the upper

and lower fuel rod bundles less than 9 mm.

SFAS ALSO CONSIDERED AS TO NON-CONFORMING ARE AS FOLLOWS: UNTIGHT, WITH CENTRAL FASTENING OF THE FUEL RODS, PILOT SFAS WITH 7-METER FUEL RODS, BADLY DAMAGED SFAS (TWISTED, DEFORMED, FRACTURED, ETC.). DRY STORAGE OF THE NONCONFORMING SFAS IS ALLOWED ONLY AFTER PREPARATION OF THE SFAS ACCORDING TO A SPECIAL TECHNOLOGY, WHICH HAS NOT BEEN DEVELOPED YET. Defects of the

is excluded.

Shipment of the Untight SFAs Pilot Batch (Pilot Project)

SHIPMENT OF UNTIGHT SNF HAS SOME FEATURES. NORMATIVE DOCUMENTS REGULATING THE TRANSPORTATION SAFETY [4] DO NOT REQUIRE TO PLACE THE UNTIGHT SNF INTO TIGHT AMPOULES, BUT ONLY LIMIT THE ACTIVITY RELEASE INTO ENVIRONMENTS. But special ampoules limiting the activity and fuel

The objective of the pilot project was

release into the cooling water had to be

to confirm the possibility of the untight

used for storage of the untight SNF in

SFAs safe transportation, to master the

the RT-1 cooling pool. Use of the limited-

technology of receipt and reprocessing

capacity tight ampoules for untight SNF

at FSUE Mayak PA and also to confirm

transportation and storage aggravates

economic

the

indicators

problem

radiolytic

hydrogen

reprocessing and reprocessing products

accumulation

usage in the fuel cycle. Due to the fact

explosive gas concentrations, which, in

that at the moment of the pilot project

turn, limits the permissible storage period

implementation the NPP SFA cutting

of the ampoule with the untight SNF.

and

reaching

the

structural elements, such as SFAs, are

divisions had not been put into operation,

an obstacle to disassembling of the SFAs

the RBMK SNF pilot batch was delivered

The problem of the radiolytic hydrogen

and loading of the fuel rod bundles into

from Leningrad NPP Unit 2. SFAs were

accumulation in the tight ampoule may be

solved by drying or inert-gas flush. However,

rate is impacted not only by amount of

untight SNF for reprocessing at FSUE

there is no technical capabilities for drying

water but also by its location within the

Mayak PA is possible now only from

and flushing of individual SNF-containing

undried untight fuel rod. In particular, the

Leningrad NPP and only through the

ampoules at the NPP site. Moreover,

hydrogen accumulation rate for the fuel

Unit 2 shielded cell according to the pilot

drying and flushing of each ampoule

rod with the completely water filled gas

project configuration;

will necessitate location of additional

plenum proved to be the lowest. The last

equipment and lead to complication of

circumstance means that the hydrogen

n removal of the RBMK non-conforming

the ampoule structure and to more time

accumulation rate for vertical fuel bundle

tight

and cost consuming preparation for SNF

transportation (in TUK-11) will differ from

Mayak PA on the regular basis can

transportation. Therefore, it was decided

that for horizontal transportation (in

and must be implemented through the

to tighten the ampoules with untight SFAs

TUK-109).

SNF SF shielded cells according to the configuration similar to the removal of

fuel rod bundles without drying and inertgas flush, but with limitations for the SNF

The other difficulty in the untight SNF

the conforming SNF to the FSUE Mining

storage periods and amounts in TUK.

delivery for reprocessing was to develop

and Chemical Combine;

CONSIDERING DURATIONS OF SFAS CUTTING, SNF LOADING INTO THE TUK, TRANSPORTATION, AND THE SNF PRE-REPROCESSING STORAGE TIME MARGIN, THE ACCEPTABLE STORAGE PERIODS FOR THE AMPOULES WITH THE UNTIGHT SFAS FUEL ROD BUNDLES, MUST BE AT LEAST SIX MONTHS.

an ampoule structure that had to meet mutually exclusive requirements. On

n removal of the RBMK non-conforming

one hand, the ampoule structure had

untight SNF for reprocessing at FSUE

to ensure the ampoule strength in

Mayak PA on the regular basis can be

normal and emergency condition during

implemented through shielded cells of

transportation and handling at the NPP

the SNF SF only after the major amount

site and at the RT-1 plant of FSUE Mayak

of the tight SNF has been removed and

PA. On the other hand, it had to enable

the SNF SF design has been modified.

the ampoule cutting together with the fuel rod bundle, since during the untight

Safety of the RBMK-1000 untight SNF

SNF transportation the fuel may spill

storage and transportation was justified

into the ampoule, and it also may spill

by calculation assessments for the

in the shielded cell during the fuel rod

hydrogen accumulation rates as a result

bundle withdrawal from the ampoule.

of water and steam radiolysis inside

This problem was solved by using in the

the tight ampoules.

The calculations

ampoule structure of tubes with 2 mm

demonstrated

considering

wall thickness and of inserts into meshes

that

one

untight fuel rod contained in the fuel

of the TUK-11 basket.

bundle, the permissible period for storage

Preparation for Regular NonConforming SNF Shipments

of 30 ampoules with the undried fuel rod bundle in the TUK would amount to 8.6 months. In addition, rates of the hydrogen accumulation in the tight ampoule with untight fuel rods of RBMK-1000 SFAs electrically-heated bench in shielded cell

The

[5]. In so doing, the determined hydrogen

experience

accumulation rate proved to be far much

capability analysis have demonstrated

lower than calculated assessment, i.e.

pilot

project

that:

and

the

implementation shielded

cell

The experiments also

revealed that the hydrogen accumulation

n select a cask most adapted to the SFAs

cutting and fuel rod bundle ampouling technologies adopted in SNF SF designs for NPPs with RBMK reactors.

n according

the

pilot

project

configuration, removal of the RBMK

a basket and an ampoule

suitable for both handling in the SNF SF shielded cell and reprocessing at FSUE Mayak PA. n adapt

calculation assessments were more conservative.

BASED ON THESE CONCLUSIONS, ROSATOM SC MADE THE DECISION ON ORGANIZATION OF REGULAR TRANSPORTATIONS FOR REPROCESSING OF NONCONFORMING TIGHT SFA FROM THE LENINGRAD NPP SNF SF. TO REACH THE SAID AIM IT WAS NECESSARY TO:

n develop

were experimentally assessed on the

№1 (4) 2014

SNF for reprocessing at FSUE

the in-cell SFA cutting & fuel

bundle rod ampouling technology for the receipt of a new basket and ampoules,

n adapt

FSUE Mayak PA's transport subdivisions for the

receipt of new cask types (TUK-109).

Creation of a TUK-109 Based Cask for the RBMK Non-Conforming SNF

ТЕХНОЛОГИИ

TUK-109: a basket and special transport ampoules suitable for reprocessing together with the fuel rod bundles [6]. The analysis shows that the requirements for the ampoules for the transport of untight fuel rod bunThe analysis shows that the requirements for the ampoules for the transport of untight fuel rod bundles differ significantly from those for tight fuel rod bundles. dles differ significantly from those for tight fuel

Because the main cask basically used in the SNF SF design for

rod bundles. Besides, the technologies of handling tight and

NPPs with RBMK reactors was the metal-concrete cask TUK-

untight fuel rod bundles differ in kind at NPPs and at FSUE

109 with shielded damping shell, it was eventually selected for

Mayak PA. Considering these requirements, two designs of the

transportations of the non-conforming SNF to FSUE Mayak

ampoules were proposed:

PA, in spite of the fact that it had limited capabilities related

n tight

to the number of transportations. FSUE Mayak PA, in its turn,

RBMK-1000 SFAs,

proposed to develop withdrawable components for the cask

ampoule (design 1) for untight fuel rod bundles of

n untight

ampoule (design 2) for tight fuel rod bundles of

RBMK-1000 SFAs. This article describes a design 2 untight ampoule (dwg. СТВА.А.31.120) intended for the transport of fuel rod bundles of non-conforming tight and conventionally tight RBMK-1000 SFAs from the NPP to FSUE Mayak PA. THE PRIMARY PURPOSE lid

lock ring

OF THE AMPOULE IS TO PROVIDE SAFETY DURING THE TRANSPORT AND PROCESS OPERATIONS WITH THE SFA FUEL ROD BUNDLES, AS WELL AS DURING PREPARATION FOR THE TRANSPORT, PREPARATION FOR REPROCESSING AND THE TRANSPORTATION ITSELF. The Untight Ampoule [6] developed by Sosny R&D Company in intended for use: n in

shielded cells of the container maintenance building for

SNF storage facility (CMB SNF SF) at the NPP with RBMK reactors (during SNF preparation for shipment), n as

body

a part of the TUK-109 cask together with a special basket

(during the transportation), n in

the cooling pool and cutting preparation division (CPD)

(during reprocessing at FSUE Mayak PA. The ampoule shall comply with requirements of NP-001-97 (OPB-88/97) [7], NP-016-05 (General Provisions of Safety mesh and drain holes

Assurance of Nuclear Fuel Cycle Facilities) [8], NP-061-05 [9] and NP-053-04 [4]. Besides, the untight ampoule shall meet the following special requirements: n If possible, the ampoule shall be compatible with the existing

Figure 1 – General view of the untight ampoule dwg. СТВА.А.31.120 of the fuel rod bundles with non-conforming tight RBMK SFAs

SFA cutting equipment of the CMB SNF SF at the NPP and the equipment of FSUE Mayak PA.

n The

ampoule can be easily dried and/

or filled with inert gas as a part of the

to be loaded into the ampoule shall not

bundle and the dose rate of the transport

exceed 3743 mm.

and storage package UKKh-109 with 102 fuel rod bundles;

TUK-109 cask. ampoule shall prevent the escape

In compliance with the strength analysis,

n analysis

of solid fuel particles or fragments

n The

the ampoule performs its functions both

transport and storage package UKKh-

of structural elements of the fuel rod

during normal operation under operating

109 with 102 fuel rod bundles;

bundles.

loads, and under normal conditions of

n predictions

n The

of thermal conditions of the

the

generated

design shall provide remote

transport at acceleration up to 10g. The

radiolysis products within the transport

installation of the lid and transfer of the

strength of the ampoule under possible

and storage package UKKh-109 with 102

ampoule.

accident conditions was analyzed during

fuel rod bundles;

n The

ampoule is an expendable item

a vertical drop of the ampoule onto a rigid

n strength

and is reprocessed together with its

target from a height of 5 m with a turnover

components under static load and for

contents (fuel rod bundle of RBMK-1000

(a drop onto the bottom of a shielded cell

different initiating events.

SFAs) at FSUE Mayak PA. That is why,

was modeled) and a vertical drop of the

the ampoule shall not contain any bulky

ampoule onto a shock absorber from a

The calculations show that if the cask

elements that can impede cutting in

height of 6.5 m (a drop onto the bottom

is loaded with 102 fuel rod bundles

the cutting facility. Total length of the

of the basket dwg. 02-155 and of the

containing uranium dioxide with the

ampoule with fuel rod bundle, fed into

clamping device).

AT ALL VARIANTS OF THE DESIGN DROP, THE AMPOULE RETAINS ITS STRENGTH, CAN BE WITHDRAWN FROM THE BASKET, NO FUEL FRAGMENTS IS SPILT.

enrichment of 2.4 % in U-235, the burn-

the cutting facility, shall not exceed 3765 mm. n The

cost of the ampoule shall be low.

General view of the untight ampoule dwg.

analysis of the ampoule

up of 25 MW•day/kgU and 10 years of cooling: n Decay

heat per one fuel rod bundle

will not exceed 43.5 W. The total decay heat in the cask will be 4437 W, that does

СТВА.А.31.120 is shown in Fig. 1. The

The strength analysis confirms the

not exceed the decay heat limit for the

ampoule has two main parts - a body and

compliance of the chosen design of the

TUK-109 cask (5800 W).

a lid. The lid is secured onto the ampoule

ampoule for transportation of the fuel

n The

body by means of a lock based on a lock

rod bundles of non-conforming RBMK-

hottest fuel rod cladding reaches 160ºС,

ring in an annular groove in the ampoule

1000 SFAs with the requirements of the

that is significantly lower than the

lid. When the lid is installed, the lock

current regulations and demonstrates

allowable value of 300 ºС.

ring gets into the annular groove in the

that the ampoule design ensures its safe

n During

ampoule body, thus fixing the lid.

operation.

storage and 1 month of transportation,

The ampoule body is a welded structure

Performance and strength tests of the

of hydrogen is not generated in the air-

that consists of a throat, a shell, two ribs

ampoule mockup were performed to

filled inner volume of the TUK-109 cask.

and a bottom. The body shell is made

verify technical solutions and to confirm

of a tube 102 mm in diameter and a wall

the calculations. The tests demonstrated

The Basket dwg. 02-155 [6] was developed

thickness of 2 mm. The bottom is welded

that the ampoule design can withstand

by OJSC Nuclear Cask Engineering Center

to the lower end of the shell and bears a

the set loads without destruction.

for transportation of the ampoules dwg.

maximum temperature of the

months

interim

inflammable and explosive concentration

СТВА.А.31.120 in the TUK-109 cask. The

№1 (4) 2014

fuel rod bundle. The bottom has special drain holes 6 and 10 mm in diameter.

The

were

main basket purpose consists in orderly

A 1 mm mesh filter covers the holes to

performed to determine the operation

arrangement of the ampoules inside

prevent the release of the large SNF

conditions and characteristics of the

the cask and their safe transportation

particles. The drain holes serve to drain

untight ampoule during transportation

in compliance with Rules of NP-053-04

water after the basket with ampoules has

[4]. Because the basket was intended for

been withdrawn from the cooling pool

technological storage:

following

the

TUK-109

calculations

cask

and

interim

handling of fuel rod bundle ampoules both at NPP site and at FSUE Mayak PA,

for further transfer to the CPD of FSUE Mayak PA.

The ampoule containing

n calculation

RBMK

of the nuclide composition

SNF

for

different

its design was developed in compliance

water must not be fed to the cutting

U-235

with requirements of NP-001-97 (OPB-

facility for fuel rod bundles. The length

enrichment, different burn-up values

88/97) [7], NP-016-05 (General Provisions

of the ampoule is 3765 mm, the mass is

and different cooling times;

of Safety Assurance of Nuclear Fuel Cycle

20.6 kg. The length of a fuel rod bundle

n calculation

Facilities) [8], NP-061-05 [9].

of decay heat for a fuel rod

ТЕХНОЛОГИИ

Besides, the basket shall meet the

confirmed with the calculations of load

package will not exceed the value of 0.95

following special requirements:

impact under the following conditions:

during normal and abnormal operation,

n Its

dimensions shall fit into the TUK-

n under normal and abnormal conditions

including design-basis accidents. The

109 cask, the shielded cell of the container

of transport as a part of the TUK-109 cask

resulted analysis of the beyond design

maintenance building for SNF storage

(a drop from a height of 9 m onto a solid

basis accident demonstrates no self-

facility as well as make it possible to load

target, a drop from a height of 0.3 m, and

sustained chain reaction in the system.

the ampoules with fuel rod budles into

a drop from a height of 1 m at the NPP).

the basket using the existing and newly-

The loads on the basket were modeled

Based on technical designs of the untight

installed equipment of the shielded cell.

with the acceleration 150 g;

ampoule and the special basket, RFNC–

n under

abnormal conditions at a drop

VNIIEF FSUE (Russian Federal Nuclear

loaded ampoules is not more than 22

n The

during loading of the basket with fuel rod

Center, All-Russian Research Institute for

tons, which is required for loading/

bundles into the TUK-109 cask (a vertical

Experimental Physics) has done a lot of

unloading the cask.

drop from the height not more than 7 m);

work on justification of the TUK-109 cask

n under

n The

mass of the basket with SNF-

abnormal conditions at a drop

design safety and developed a Certificate

ampoules is not more than 8 tons.

mass of the basket with empty

of an ampoule with fuel rod bundles into

of Approval for the Cask Design and

n The

design of the basket shall enable

a basket seat from a height of 5 m);

Transportation «Transport TUK-109 Cask

loading of 102 ampoules with fuel rod

n during

Package with Non-Conforming RMBK-

bundles of non-conforming RBMK-1000

basket at the NPP under seismic loads

SFAs at the NPP in compliance with the

(the basket is hanging on the crane hook

SNF handling flow charts applicable the

assembly);

the cutting division of the CMB SNF SF.

n during

n The

basket with a jerk;

design of the basket shall provide

abnormal handling of the

normal operation - lift of the

unloading of the ampoules with fuel rod

n under

bundles at FSUE Mayak PA.

by rail with acceleration impact on the

n The

TUK-109 cask in compliance with NP-

design of the basket shall provide

remote transfer of the basket with

normal conditions of transport

053-04 [4].

grapples.

FSUE Mayak PA.

THE CALCULATIONS DEMONSTRATED THAT WHEN LOADED UNDER ABNORMAL CONDITIONS ALL PRINCIPAL STRUCTURAL ELEMENTS OF THE BASKET MET THE STRENGTH CONDITIONS, THE INTEGRITY OF THE BASKET GRID WAS NOT AFFECTED, WITHDRAWAL OF THE BASKET FROM THE TUK-109 CASK REMAINED POSSIBLE. The

n The

compliance of the chosen design of the

n The

design of the basket shall comply

with the requirements for safe SNF handling at all stages of handling (at the NPP, during the transportation of the basket with ampoules as a part of the TUK-109 cask, at FSUE Mayak PA). n The

basket shall be compatible with

the existing equipment of the CMB SNF SF at the NPP and the equipment of basket shall withstand multiple

1000 SFAs. RUS/3189/B(U)F-96Т» [10].

Adaptation of the In-Cell Technology and Equipment for Non-Conforming SFAs Cutting and Fuel Rod Bundle Ampouling Because one of the requirements for the untight ampoule dwg. СТВА.А.31.120 was to provide its maximum compatibility with the existing equipment of the NPP cutting divisions of the CMB SNF SF at the NPP, the equipment upgrading consisted in development of two below new devices enabling to handle the ampoule 102 mm in diameter.

decontaminations.

basket for transportation of the fuel rod

n a

n During

normal operation, damage to

pintle for the ampoule for transport

bundles from non-conforming RBMK-

and

the basket pintle shall be avoided.

1000 SFAs with the requirements of the

ampoule, removal and installation of the

n Under

current regulations.

ampoule lid;

accident conditions, the basket

n a

can be easily taken out of the TUK-109 cask.

process

operations

with

the

clamping device for the ampoule

The nuclear safety analysis was made

location inside the well and for unfixing

in compliance with NP-061-05 [9]. The

of the ampoule lid prior to loading of fuel rod bundle.

THE BASKET (DWG. 02-155) belongs

basket, loaded with 102 ampoules of

to the equipment important to safety.

fuel rod bundles from non-conforming

Classification identification according to

RBMK-1000 SFAs and immersed under

NP-016-05 [3] and NP-001-97 [2] is 2Н.

water in the cooling pool of FSUE Mayak

The strength of the basket containing

PA, ensures nuclear safety: effective

ampoules with fuel rod bundles was

neutron multiplication factor of the

THE EQUIPMENT IS DEVELOPED BY JSC CKBM ACCORDING TO TOR ISSUED BY SOSNY R&D COMPANY. BY NOW, THE TECHNICAL DESIGN HAS

BEEN COMPLETED, THE EQUIPMENT MANUFACTURE IS ONGOING.

rod bundles with RBMK SFAs from the

UKKh-109 lids to the the rail transporter;

basket 02-155 into the transport basket

n hoists

of type 12 in the B3 compartment of the

transfer from the rail transporter into the

storage division;

cooling pool and for the 12 type basket

ampoule dwg. СТВА.А.31.120 in the

n delivery

transfer from the cooling pool into the

shielded cell of the Leningrad NPP SNF

the storage division into the cutting

SF is identical to that of ampoule dwg.

preparation division (CPD):

1621-28-0007-01.

n cutting

Otherwise,

handling

the

untight

Adaptation of FSUE Mayak PA Transport Subdivisions to Receipt of the TUK-109 Casks

of the type 12 basket from

the

fuel

No.1, 3 for the 02-155 basket

transport corridor; n traveling

rod

bundle

cranes Nos. 1, 2, 3, 4, 5, 6/1,

6/2, 7, 8 for handling of the 02-155 basket

ampoules in the cutting facility and SNF

and of the upgraded 12 type basket;

dissolution in the dissolving apparatus;

n hot-gas

n return

109 to the rail transporter;

of the empty metal and

blow-off system from UKKh-

concrete casks and the empty basket 02-

n arms

31RBMK,

155 into the TUK preparation building,

32RBMK/2,

decontamination, assembly of UKKh-109.

reloading of SFAs;

34RBMK,

32RBMK1,

types

for

n the transport lid for the 02-155 basket;

Due to the fact that FSUE Mayak PA has

To implement the described flow chart

n the

never received the TUK-109 casks, the

FSUE Mayak PA prepared and performed

transfer of the fuel rod bundle ampoules

greatest scope of work for upgrading

tests of the special transport and process

into the transport corridor;

of hoisting and conveying equipment is

equipment:

n the

undertaken by FSUE Mayak PA.

n the

and accessories for handling of the

ТМ2-3 off-facility transporter –

for transportation of TUK-109;

set of auxiliary equipment, tools

UKKh-109 and its components.

The transportation flow chart for receipt

n the

of the non-conforming RBMK-1000 SFAs

capacity of 1100 t for removal of TUK-109

To enable operations for decontamination

fuel rod bundles at FSUE Mayak PA shall

from the ТМ2-3 transporter using the

and making up a train with empty TUK-

provide implementation of the following

tilting beam;

109 the tests of the below equipment

stages:

n the

were prepared and performed:

n receipt

of the train with the loaded

TUK-109; n removal

№1 (4) 2014

upgraded type 12 basket for

of the loaded TUK-109 from

Enerpac hydraulic hoist, with

СМ-757 tilting beam for removal

of the TUK-109 from the rail transporter

n the

and its tilting from the horizontal position

transfer of the empty 02-155 basket from

on-facility TK-7 transport car for

to the vertical position;

one building to the other;

inter-facility rail transporters, tilting into

n traveling

cranes No. 1 and No.2

n the

АТ-01303 rinse bath;

upright position;

for removal of the protective shock-

n the

transfer trolley;

n dismantling

absorbing casing and transfer of UKKh-

n decontamination

the protective shock-absorbing casing)

109;

85511 bath);

and installation of the transport and

n beam

storage package UKKh-109 with SNF into

with the shock-absorbing casing;

the facility rail transporter TP9-1;

n the

of TUK-109 (removal of

upright delivery of the UKKh-

of the СМ-824 type for handling CM-810

hanger

for

n the

equipment (the АТ-

protective device for unfastening

and removal of the internal UKKh-109 lid; upright

n the

set of means for enabling the

transfer of UKKh-109;

staff access to joints (between the

109 with SNF on the on-facility TP9-1

n the

on-facility ТP9-1 transporter for

shock-absorbing casing and UKKh) with

rail transporter into the building where

on-facility upright transportations of

beams, to the shroud installation zone,

storage and reprocessing operations

UKKh-109 throughout the FSUE Mayak

unfastening of UKKh in the protective

take place;

PA site.

shock-absorbing casing, operations with

n unloading

the basket with fuel rod

the UKKh lids.

bundles with RBMK SFAs from the

Accordingly, to enable operation in the

n the

UKKh-109 and transfer of the basket into

cooling pool the below equipment tests

accessories for handling of TUK-109,

the cooling pool;

were prepared and performed:

protective

n reloading

n the

UKKh and their components.

of the ampoules with fuel

VK arm for removal of lids from

set

auxiliary

tools

shock-absorbing

and

casings,

IN LIGHT OF THE SUCCESSFUL IMPLEMENTATION OF THE PILOT RBMK SNF TRANSPORTATIONS AND REPROCESSING, ROSATOM SC IN THE «PROGRAM FOR CREATION OF INFRASTRUCTURE AND SNF HANDLING FOR THE 2011 TO 2020 PERIOD AND FURTHER UP TO 2030» SET A TASK OF NON-CONFORMING RBMK-1000 SNF REMOVAL AND REPROCESSING WITH THE RATE OF 50 T/YEAR, STARTING FROM THE YEAR OF 2015. THE SAID RATE OF DELIVERY SHALL PROVIDE THE REMOVAL OF THE NONCONFORMING SNF FROM THE NPPS SIMULTANEOUSLY WITH REMOVAL OF THE CONFORMING SFA. The operation of the SFAs cutting division at Leningrad NPP in 2012 demonstrated that percentage of the non-conforming

ТЕХНОЛОГИИ

the capacity of the RT-1 plant of FSUE

NORMAL TUK-109 AMPOULES, IT WILL BE NECESSARY TO DEVELOP AND INTRODUCE TECHNOLOGIES FOR THEIR TRANSFER FOR THE DRY CASK STORAGE AND DELIVERY TO FSUE MAYAK PA USING THE AMPOULES INCREASED IN DIAMETERS (102 MM AND ABOVE).

Mayak PA. To solve this problem it will

To accumulate a batch of the SNF

be necessary to additionally develop and

subject to reprocessing the NPPs shall

introduce the technology of elimination

be equipped with reusable metal and

or compensation of damages to SFAs

concrete casks with the ampoules

structural elements prior to cutting. This

increased in diameter.

SFAs does not amount to 3 to 5 %, as it was expected, but is equal to about 30%. In case the cutting divisions at three NPPs with RBMK 1000 reactors achieve their design capacities, the amount of the non-conforming SFAs subject to reprocessing will substantially exceed

technology shall prove the transfer to the dry storage (using the normal TUK-

Untight SFAs, in their turn, shall be

109 ampoules) of the maximum amount

cut as per the special technology with

of the tight non-conforming SFAs.

localization of the fuel spillage (after modifications to design of the cutting

TO REMOVE THE NON-CONFORMING SFAS WITH DEFECTS NOT ALLOWING TO TRANSFER THEM FOR THE DRY STORAGE USING THE

REFERENCES: 1. V .I. Volk, A.V. Khaperskaya Uranium Return from the RBMK SNF into the Nuclear Fuel Cycle. // Nuclear Energy, vol. 109, issue 1 July 2010. 2. E .V. Burlakov, V.I. Volk, A.N. Dorofeev, B.A. Kanashov, et al. On Outlooks and Expedience of RBMK SNF Reprocessing. // Book of Reports at VI International Nuclear Forum «Safety of Nuclear Technologies: Legal And Staffing Support For Innovative Development of The Nuclear Industry». Saint Petersburg, 26-30 September 2011. – Pages 45-54. 3. V.P. Smirnov, S.O. Perepelkin, B.A. A.N. Kanashov, A.N. Dorofeev, A.V. Khaperskaya. Handling of Non-Conforming RBMK-1000 SFAs. Status and Outlooks. // Subject Collection «Nuclear and Radiation Safety in Russia», issue 13, Moscow, 2012. 4. S afety Rules for Transportation of Radioactive Materials: NP053-04. – PBTPB-73 and OPBЗ-83: Appr. Federal Service for Ecological, Technological and Atomic Supervision 04.10.2004: Eff. since 01/05/2005 – М., 2005. – 105 p. 5. S .V. Amosov, A.V. Detkina, A.Yu. Leschenko, S.V. Semenovykh, P.A. Ilyin, V.G. Teplov. Experimental and Calculation Studies to Justify Fire- and Explosion Safety for Handling of Untight RBMK-1000 SNF. // Materials of VII International Nuclear Forum

division of the SNF storage facilities) and removed to FSUE Mayak PA in the TUK109 casks with tight ampoules increased in diameter.

«Safety of Nuclear Technologies: Transportation of Radioactive Materials – Atomtrans-2012», S.-Petersburg, 17-21 September 2012. 6. P.V. Bogatov, B.A. Kanashov, A.A. Samsonov, A.A. Zubkov, T.V. Listratova, A.V. Rodin, V.N. Sokolov. Ampoule and Basket for Transportation of Non-Conforming Tight RBMK SFAs in TUK-109 Cask from NPP to FSUE Mayak PA // Subject Collection «Nuclear and Radiation Safety in Russia», issue 15, Moscow, 2013. 7. General Provisions for Safety Assurance at Nuclear Power Plants (OPB-88/97) NP-001-97 (PNAE G-01-011-97) App. Federal Inspectorate of Russia for Nuclear and Radiation Safety 14.11.1997: Eff. since 01/07/1998. 8. General Provisions of Safety Assurance of Nuclear Fuel Cycle Facilities, NP-016-05. – Superseded NP-016-2000: Appr. by Federal Service of Environmental, Technological and Nuclear Supervision 2/12/2005: Eff. since 01/05/2006. – М., 2006. 9. S afety Rules for Nuclear Fuel Storage and Transportation at Nuclear Power Use Facilities: NP-061-05. App. by Federal Service of Environmental, Technological and Nuclear Supervision 30/12/2005: Eff. since 01/05/2006. 10. Transport TUK-109 Cask Package with Non-Conforming RBMK SFAs. Certificate of Approval for the Cask Design and Transportation RUS/3189/B(U)F-96Т. / ROSATOM SC – М., 2013.

Protection – stronger than granite {

Based on FSUE «NO RAO»

n underground research laboratory to assess the possibility of holing the conditioned high-level and intermediate-level wastes will be built in the Nizhnekansk gneissic mass rock that is harder than granite at a depth of 500-550 m.

№2 (4) 2014 №1 2013

Working group for public environmental monitoring of the Krasnoyarsk Civil Assembly visits the underground research laboratory

ТЕХНОЛОГИИ

Progress of works

established afterwards and it will be used

n Above-ground buildings and structures

for comprehensive R&D to support and

in the near-wellbore area

Nowadays the design documentation is

justify its future safe operation. n Horizontal

being developed for the underground

THE

START-UP

COMPLEX,

permanent mine openings

which

that outline the future chamber area and

complex in particular (the above-ground

construction will commence in 2016,

are used for comprehensive rock mass

and underground structures). The project

include

laboratory

study directly at a depth of future main

development and expertise procedures

structures, as well as other structures

chambers, as well as for ventilation of the

will be completed in late 2015. The

necessary for proper functioning:

underground structures

scope and content of the research and

n Three

development activities in the underground

for studying the rock mass from the

n Underground

research laboratory depend on the space-

surface up to an anticipated depth of future

for holding the handling and process

planning and design solutions for final

storage chambers, as well as for removal

operations with the containers containing

isolation facility in the whole.

of rock to the surface, ventilation of the

the dummy radioactive wastes (non-

research

laboratory

and

start-up

the

underground

vertical wells that will be used laboratory structures

underground structures, and delivery

radioactive), as well as for investigating

For this purpose, a final radwaste isolation

of containers with dummy radioactive

the rock mass and the engineering barrier

facility project has to be developed first

wastes to the underground laboratory at

elements and studying the continuous

of all. An underground laboratory is

the R&D stage

stability of the underground mines.

The civil-engineering survey will take

operation

place at the same time as well.

comprehensive

commences, research

activities will be completed These operations will be carried out using

the dummies, i.e. the radioactive wastes

structures,

will not be placed in the underground

simulation of the handling

research laboratory.

and process operations.

The research activities in the underground

As a follow-up to these activities,

laboratory structures and its auxiliary

the summary technical report will

underground structures are planned

be drawn up to justify the feasibility

to perform in 2016 during the start-up

of the commercial operation of the final

complex construction and following its

radioactive waste disposal facility.

its

underground including

trial operation in 2021. As soon as trial

Site Selection and Basic Characteristics The possible sites for the underground

Yeniseisky sites, where the comprehensive

However,

research

geological surveys were carried out with

laboratory is to be built there first of all to

a help of the deep expendable wells.

assess the site capability and suitability for

laboratories

have

been

considered for as long as 20 years

underground

research

holding the radioactive wastes. This facility

(since 1993). The available data made it possible to identify twenty sites in the

Following the comprehensive comparative

will be built following a successful public

area of approximately 100 km from the

analysis of the rock mass characteristics

hearing for the underground research

Mining & Chemical Combine. Following

and economical and geological conditions

laboratory to be held in 2015. The decision on

the comparative expert analyses, only

of both sites that are needed for further

the feasibility to hold the radioactive wastes

five

analysis,

the Yeniseisky site was

in the Krasnoyarsk Territory will be taken

promising

sites

were

selected. sites

recommended where research activities

based on the results of the underground

was subject to the preliminary safety

have been performed at various depths

laboratory activities supporting that the

assessment

and various areas since 2002. In 2012,

rock will ensure proper environmental

the State Reserves Committee confirmed

safety at a depth of 500-550 m. In this case,

Afterwards,

each using

of the

the

five

mathematical

modelling and available input data.

â&#x201E;&#x2013;2 (4) 2014 â&#x201E;&#x2013;1 2013

that the site fit for construction of the

the following step will be retrofit of the

As a result, two out of five sites were

underground radioactive waste isolation

underground research laboratory onto the

selected. These are Verkhneitatsky and

and issued a positive expert conclusion.

final radioactive waste disposal site.

NUCLE A RS A FE T Y.RU

№1(4) 2014

Мировые практики – Венгрия

Минимизация экологических рисков при хранении ОЯТ

РАО – все стадии жизненного цикла