Муниципальный совет Остхаммара проголосовал за создание нового хранилища отработавшего ядерного топлива в Форсмарке. Окончательное решение по проекту теперь будет принимать правительство.

Компания «Svensk Kärnbränslehantering AB» (SKB) по обращению с радиоактивными отходами в марте 2011 г. представила в Управление по радиационной безопасности (SSM) заявки на строительство первого в стране хранилища ядерного топлива и завода по герметизации. Заявка касается удаления 6000 капсул, содержащих 12 тыс. тонн радиоактивных отходов, на глубине около 500 метров. Компания SKB также представила заявку на расширение хранилища Clab с 8 тыс. тонн до 11 тыс. тонн топлива.

Заявки были рассмотрены управлением SSM и Судом по земельным и экологическим вопросам. Управление SSM рассмотрело вопросы ядерной безопасности и радиации на объектах, как это предусмотрено Законом страны о ядерной деятельности. Обзор, проведённый Судом по земельным и экологическим вопросам, был основан на Экологическом кодексе. Управление SSM и суд представили правительству свои положительные заключения по заявкам компании SKB в январе 2018 г.

В соответствии с Экологическим кодексом Швеции, прежде чем правительство примет окончательное решение, оно должно проконсультироваться с муниципалитетами Оскарсхамна и Остхаммара, которые имеют право наложить вето на заявку. В июне 2018 г. муниципальный совет Оскарсхамна проголосовал за план компании SKB по строительству завода по герметизации топлива в муниципалитете. Муниципальный совет Остхаммара утвердил строительство хранилища в Форсмарке.

Решение муниципалитета Остхаммара необходимо для того, чтобы Швеция могла взять на себя окончательную ответственность за радиоактивные отходы. После 40 лет исследований и разработок вопрос окончательного удаления полностью изучен, и правительство должно принять решение. Окончательное решение о санкционировании проекта теперь будет принимать правительство, которое будет основывать свое решение на оценках управления SSM и суда. Если правительство примет положительное решение, дело будет возвращено в управление SSM и суд, которые определят условия для объектов и выдадут лицензию в соответствии с Экологическим кодексом Швеции. Решение правительства станет отправной точкой для одного из крупнейших и наиболее важных шведских проектов по охране окружающей среды и вызовет инвестиции в размере около 19 млрд шведских крон (2,2 млрд долларов США), которые создадут около 1500 рабочих мест.

Согласно текущему графику, компания SKB планирует начать строительство хранилища отработавшего топлива и завода по герметизации в середине 2020-х годов, и для их завершения потребуется около десяти лет.

World Nuclear News, 14.10.2020

Предварительное исследование возобновления уранового проекта Кайелекера подтвердило, что этот проект может быть одним из первых для возобновления производства, чтобы восполнить надвигающийся дефицит поставок урана.

Компания «Lotus Resources» сообщила акционерам, что в предварительном исследовании сделана оценка стоимости проекта, составляющая примерно 50 млн долларов с учетом существующей инфраструктуры проекта Кайелекера, которая включает перерабатывающий завод производительностью 1,4 млн тонн в год и установку для кислоты.

В исследовании оценивались два сценария производства в Кайелекера, первый из которых касался производства около 16,4 млн фунтов U₃O₈ (7,4 млн кг) за восьмилетний срок эксплуатации рудника, а второй предполагал, что на руднике будет произведено 23,8 млн фунтов U₃O₈ (10,8 млн кг) в течение 14 лет. Второй сценарий включал обработку запасов в Кайелекера после восьмого года эксплуатации.

Компания «Lotus Resources» определила стратегию, направленную на продление срока службы рудника и замену складируемого материала с рудой с более высоким содержанием в начале срока реализации проекта. Предварительное исследование показывает, что в Кайелекера может быть возобновлено производство урана для удовлетворения растущего дефицита поставок. Существующая инфраструктура и полезные ископаемые в Кайелекера дают компании «Lotus Resources» значительное преимущество, обеспечивая низкие капитальные затраты на перезапуск и значительное долгосрочное производство. Расчетная денежная себестоимость соответствует текущим ценовым показателям, которые в последние годы имеют тенденцию к росту и достигают 33 долларов за фунт (72,7 долл./кг) в 2020 г.

Предварительное исследование выявило множество возможностей для снижения ожидаемых денежных затрат в 33 доллара за фунт при средней добыче 2,4 млн фунтов в год (1,09 млн кг), включая модернизацию исходных материалов, извлечение кислоты, улучшение вариантов энергоснабжения и оптимизацию вариантов размещения отходов.

Путь компании к производству развивается в подходящее время. Индустрия ядерного топлива начала это десятилетие с растущего дефицита предложения, быстрого снижения уровня охвата компанией и отсутствия времени для разрешения и строительства новых шахт. Компания «Lotus Resources» имеет все возможности для быстрого продвижения, разрабатывая планы перезапуска в Кайелекера, одновременно продвигая продукт по всему миру. Компания начала обсуждение с операторами АЭС в Северной Америке, Азии и Европе, повторно представив и обновив проект со стратегией заключения контрактов на перезапуск и базовую нагрузку.

Mining Weekly, 20.10.2020

Базирующаяся в США компания «General Atomics Electromagnetic Systems» (GA-EMS) намерена сотрудничать с компанией «Framatome» в разработке своего быстрого модульного реактора (FMR) электрической мощностью 50 МВт с гелиевым охлаждением.

Сотрудники компании «Framatome» в США будут отвечать за проектирование нескольких критически важных конструкций, систем и компонентов для реактора FMR. Это сотрудничество основывается на давних отношениях с компанией «General Atomics», которые поддерживают развитие технологий ядерной энергетики для создания более чистого мира для будущих поколений. Обладая опытом и знаниями в области проектирования реакторных систем и компонентов для усовершенствованных и малых модульных реакторов, компания «Framatome» помогает воплотить это в жизнь.

Цель состоит в том, чтобы реактор FMR был построен на заводе и собран на месте, что поможет снизить капитальные затраты и позволит наращивать мощности. В конструкции реактора с газовым охлаждением используется гелиевый теплоноситель, что устраняет необходимость в графите, который обычно используется в других конструкциях с гелиевым охлаждением. Топливо реактора FMR оптимизировано для поддержки работы реактора в течение 9 лет до перегрузки топлива, и в системе не используются сложные парогенераторы и компенсаторы давления, что помогает снизить затраты.

Реактор FMR разработан для повышения безопасности и простоты эксплуатации с быстрым отслеживанием нагрузки и с общей высокой эффективностью. По заявлению компании «General Atomics», прямой гелиевый цикл Брайтона обеспечивает быстрый отклик сети со скоростью нарастания мощности до 20% в минуту для следования за нагрузкой и высокой общей эффективностью 45% при нормальной работе.

Компания «General Atomics» намерена сотрудничать с компанией «Framatome» в разработке безопасного, экономичного и масштабируемого ядерного реактора. Две компании объединяет более 100 лет совместного опыта в развитии передовых ядерных технологий, чтобы помочь обеспечить будущие потребности США в чистой энергии.

Демонстрацию реактора FMR, которая подтвердит проектирование, производство, строительство и работу технологии, планируется завершить в начале 2030-х годов. Коммерческое развёртывание ожидается в середине 2030-х годов.

Nuclear Engineering International: News, 14.10.2020

В США базирующаяся в Сиэтле корпорация «Ultra Safe Nuclear Corporation» (USNC) предлагает сотрудничать с Айдахской национальной лабораторией (INL), Иллинойским университетом в Урбане-Шампейне (Illinois at Urbana-Champaign, UIUC) для развёртывания к 2026 г. высокотемпературных микромодульных реакторов с газовым охлаждением (MMR) электрической мощностью 15 МВт.

Команда под руководством корпорации USNC стремится продемонстрировать в лаборатории INL интегрированные энергетические системы с возобновляемыми источниками энергии и другими технологиями экологически чистой энергии, а также предоставить университету UIUC учебные и экспериментальные возможности и тепло.

Совместное предложение по размещению микрореакторов было составлено в рамках Программы демонстрации усовершенствованных реакторов (Advanced Reactor Demonstration Program, ARDP) Министерства энергетики, которая предусматривает создание коммерческой АЭС в течение 5–7 лет.

В Иллинойском университете планируется продемонстрировать один реактор MMR, работающий в качестве учебного, исследовательского и испытательного реактора, и частично перезарядить угольную электростанцию Abbott путём обеспечения централизованного теплоснабжения и электроснабжения кампуса университета UIUC. По сообщению корпорации USNC, в университете UIUC планируют разработать первое поколение коммерческих микрореакторов и будут участвовать в разработке и интеграции реакторов MMR.

Корпорация USNC также предлагает разместить энергетическую систему реакторов MMR в Айдахской национальной лаборатории. Система будет использоваться для поддержки демонстрации интегрированных энергетических систем (Integrated Energy Systems, IES) в лаборатории INL, которые включают безуглеродное производство водорода с помощью термохимических процессов и других энергетических режимов с нулевым выбросом углерода, хорошо подходящих для высокотемпературного реактора MMR.

В зависимости от конфигурации реактор MMR ES производит электроэнергию и технологическое тепло. Тепло передаётся от микрореакторов к накопителю энергии из расплавленной соли, который отделяет ядерную систему от системы преобразования энергии, упрощая операции и позволяя гибко использовать генерируемую энергию. Для охлаждения вода не требуется. Энергетическая система реактора MMR может использоваться как автономная электростанция или как часть микросетей, которые включают в себя периодические возобновляемые источники энергии, такие как солнечная или ветровая энергия, сообщает корпорация USNC.

Технология, основанная на десятилетиях работы в лаборатории INL и Иллинойском университете, и коммерческая стратегия, основанная на частных инвестициях в несколько проектов, сделают решение по реактору MMR доступным и надёжным. Быстрое создание прототипа позволит разработать реактор MMR следующего поколения в США с его производственной экосистемой уже в 2026 г.

Демонстрация технологии реактора MMR в США также принесёт новый уровень доступности и надёжности для чистой выработки электроэнергии, при этом меньшие АЭС будут развёрнуты за десятки миллионов, а не за миллиарды долларов. Ожидается, что затраты на микроядерные технологии будут быстро снижаться по мере развития технологий производства и более широкого признания меньших и более безопасных ядерных реакторов.

По сообщению корпорации USNC, развёртывание реактора MMR в США будет поддерживаться демонстрацией реактора первого поколения в Канадских ядерных лабораториях в Чок-Ривере. Регулирующий обзор предлагаемого проекта усовершенствованных реакторов (ARDP) получит выгоду от канадского проекта, поскольку работа по проверке конструкции и лицензированию Комиссией по ядерной безопасности Канады (CNSC) будет передана Комиссии ядерного регулирования США (NRC) в соответствии с Меморандумом о сотрудничестве, подписанным в 2019 г.

Nuclear Engineering International: News, 13.10.2020

Правительство Канады инвестирует 20 млн канадских долларов (15 млн долларов США) из федеральных средств для ускорения разработки АЭС с интегральным реактором на расплаве соли (Integral Molten Salt Reactor, IMSR) компании «Terrestrial Energy». Ожидается, что малые модульные реакторы (SMR) будут играть ключевую роль в усилиях страны по достижению нулевых выбросов парниковых газов к 2050 г. и в обеспечении экономических выгод.

Правительство Канады поддерживает использование этой инновационной технологии для обеспечения более чистых источников энергии и укрепления глобального лидерства Канады в области реакторов SMR. Помогая вывести эти небольшие реакторы на рынок, Канада поддерживает значительные экологические и экономические выгоды, включая производство энергии с сокращением выбросов, создание высококвалифицированных рабочих мест и развитие канадской интеллектуальной собственности. Реакторы SMR могут обеспечить решающую роль в борьбе с изменением климата и в восстановлении экономики.

Финансирование осуществляется через Канадский фонд стратегических инноваций и поможет компании «Terrestrial Energy» завершить ключевой этап предварительного лицензирования Канадской комиссией по ядерной безопасности (Canadian Nuclear Safety Commission, CNSC). С использованием инвестиций компания «Terrestrial Energy» обязалась создать и поддерживать 186 рабочих мест и создать 52 «кооперативных» рабочих места на национальном уровне.

Правительство Канады с чёткой целью продвигается к развертыванию реакторов SMR на национальном уровне и признает огромные промышленные и экологические преимущества современных ядерных инноваций. Компания «Terrestrial Energy» благодарит министров за их дальновидность и партнёрство по мере того, как компания продвигает свою программу по поставке доступной и конкурентоспособной ядерной энергии для канадской промышленности и домашних хозяйств с использованием инновационных реакторов поколения IV.

В реакторах на расплаве соли используется топливо, растворенное в расплаве фторидной или хлоридной соли, которая функционирует как топливо (вырабатывая тепло), и как хладагент (отводя тепло к оборудованию для выработки электроэнергии). АЭС с реактором IMSR будет обеспечивать электрическую мощность 195 МВт на основе низкообогащенного урана и основывается на 50-летнем опыте работы с реакторами на расплавленных солях в Ок-риджской национальной лаборатории Министерства энергетики США. Реактор IMSR проходит предварительную лицензионную проверку конструкции комиссией CNSC.

Компания «Ontario Power Generation» сообщила, что компания «Terrestrial Energy» является одним из трех разработчиков реакторов SMR, с которыми она должна работать в целях внедрения технологии реакторов SMR.

World Nuclear News, 16.10.2020

Управление по ядерному регулированию (Nuclear Regulatory Authority, NRA) утвердило меры безопасности, представленные компанией «Tokyo Electric Power Company» (Tepco) для блока АЭС «Касивадзаки-Карива-7» в префектуре Ниигата. Утверждение приближает блок к перезапуску в ожидании местного разрешения.

В сентябре 2013 г. компания Tepco представила в управление NRA заявку на утверждение проекта и плана строительных работ на блоках АЭС «Касивадзаки-Карива-6 и -7». Компания представила информацию о повышении безопасности на площадке и на этих двух блоках.

Блоки АЭС «Касивадзаки-Карива-6 и -7» включают усовершенствованные реакторы с кипящей водой электрической мощностью 1356 МВт, которые были введены в эксплуатацию в 1996 и 1997 годах соответственно и были первыми японскими реакторами с кипящей водой (BWR), которые были представлены для перезапуска. Впоследствии компания представила поправки к этому плану в декабре 2018 г., июле 2019 г., а также в сентябре и октябре 2020 г.

В октябре 2017 г. управление NRA утвердило проект отчёта, в котором говорится, что блоки АЭС «Касивадзаки-Карива-6 и -7» соответствуют новым стандартам безопасности страны. В документе предписывалось принять ряд мер безопасности на объекте. К ним относятся усиление сейсмостойкости и строительство дамбы. В документе также перечислены меры, которые необходимо предпринять для предотвращения серьёзной аварии в случае отключения электроэнергии на месте. Согласно новым требованиям безопасности, реакторы BWR должны быть оборудованы системами вентиляции с фильтрами. Управление NRA одобрило план компании Tepco по строительным работам и реализации этих дополнительных мер безопасности на блоке АЭС «Касивадзаки-Карива-7».

Компания Tepco сообщила, что после представления на утверждение плана проектирования и строительных работ 27 сентября 2013 г. были получены различные предложения на обзорных совещаниях в целях дальнейшего повышения безопасности АЭС «Касивадзаки-Карива». Компания продолжит получать разрешения на правила техники безопасности, оставшиеся работы для завершения работ по обеспечению безопасности, проверки перед использованием, но продолжает прилагать постоянные усилия для повышения безопасности.

В декабре планируется завершить работы по усилению безопасности энергоблока «Касивадзаки-Карива-7».

АЭС «Касивадзаки-Карива» не пострадала от землетрясения и цунами в марте 2011 г., хотя реакторы АЭС ранее были отключены в течение двух-трёх лет после землетрясения 2007 г. в Ниигата-Чуэцу, которое нанесло ущерб месту, но не повредило реакторы. Пока блоки были отключены, проводились работы по повышению сейсмостойкости станции.

Несмотря на то, что компания завершила работы на других простаивающих блоках на АЭС «Касивадзаки-Карива», компания Tepco концентрирует свои ресурсы на блоках АЭС «Касивадзаки-Карива-6 и -7», пока занимается очисткой на АЭС «Фукусима-I». Повторный запуск этих двух блоков, которые были отключены для периодических проверок с марта 2012 г. и августа 2011 г., соответственно, увеличит прибыль компании примерно на 100 млрд иен (950 млн долларов США) в год.

Компания Tepco также владеет АЭС «Фукусима». В июле 2019 г. компания объявила о своем официальном решении о выводе из эксплуатации четырех реакторов, расположенных недалеко от поврежденной АЭС «Фукусима-I».

World Nuclear News, 15.10.2020

В октябре компания «Nagra» представит заявку на создание глубокой скважины в поселке Бахс в районе размещения Нордлих-Лагерн.

Будет ли скважина фактически пробурена, зависит от результатов исследований. Компания «Nagra» представила в общей сложности 23 заявки на создание глубоких скважин: по восемь для районов размещения Юра-Ост и Цюрих-Нордост и по семь для региона Нордлих-Лагерн. Сейчас будет представлено еще одна заявка для района Нордлих-Лагерн.

В Бюлахе в скважине, которая уже завершена, пробурили окаменевший коралловый риф над опалиновой глиной (Opalinus Clay), формацией, в которой однажды будет построено хранилище. Компания также пробурит через этот риф вторую скважину в Нордлих-Лагерне в Штадлер-Хаслибодене. Третью скважину, также в Штадлере, компания «Nagra» пробурит к западу от кораллового рифа. Компания предполагает, что с помощью этой скважины к западу от края рифа можно завершить картину подземелья в районе размещения. В случае, если потребуется дополнительная скважина за пределами рифа, компания представит заявку на бурение скважины в районе Бахс в ближайшие несколько дней. Будет ли скважина фактически пробурена, зависит от результатов предыдущих скважин.

Процесс выбора площадки для глубокого геологического хранилища возглавляет Федеральное правительство. На основании предыдущих исследований уже ясно, что регионы Юра-Ост, Нордлих-Лагерн и Цюрих-Нордост в принципе подходят для строительства хранилища. Целью кампании «Nagra» по глубоким скважинам является определение, какой из трех регионов лучше всего подходит. В настоящее время нельзя делать никаких заявлений по этому поводу.

В субботу, 17 октября, компания «Nagra» проведет информационное мероприятие для жителей Бахса в месте, где планируется буровая установка (Стампфистрассе, рядом с бывшей станцией очистки сточных вод). Представители компании «Nagra» будут доступны для вопросов и обсуждений.

Nagra, 6.10.2020

В Ханфорде рабочие переместили три корпуса, входящие в систему предварительной обработки отходов из резервуаров.

Это является крупным достижением для поставки системы удаления цезия из резервуаров. Строительство является жизненно важной частью для системы подачи отходов в соответствии с графиком ввода в эксплуатацию к началу 2021 г. Система предварительной обработки удалит радиоактивный цезий и твердые частицы из отходов из резервуаров и имеет решающее значение для удаления низкоактивных отходов с прямой подачей (Direct-Feed Low-Activity Waste), при которой предварительно обработанные отходы будут отправляться непосредственно из резервуарных парков на объект для низкоактивных отходов на установке для обработки и иммобилизации отходов для остекловывания.

Рабочие построили систему и провели заводские приемочные испытания на установке AVANTech в Ричленде, расположенной к югу от участка площадью 1502,2 км². Компания «Washington River Protection Solutions», подрядчик Управления по обращению с радиоактивными отходами (EM) по эксплуатации резервуаров, работала с краном, чтобы переместить технологические, вспомогательные и контрольные корпуса на бортовом прицепе примерно на 40,2 км на площадку и установить их на бетонной площадке рядом с резервуарами зоны AP.

Основой системы предварительной обработки являются три ионообменные колонны, которые удаляют цезий из потока отходов. Они будут переведены с установки AVANTech, когда в 2020 г. начнется подготовка к эксплуатационным приемочным испытаниям. Рабочие доставят оборудование с использованием специально разработанного трейлера, который позволяет разгрузить и разместить колонны весом 10886 кг в технологической камере.

Во время операций предварительной обработки отходы из резервуаров будут проходить через ионообменные колонны со скоростью около 18,9 л в минуту. Предварительно обработанные отходы будут храниться в резервуаре с двойной оболочкой в зоне AP до тех пор, пока они не будут отправлены по подземному трубопроводу на объект для низкоактивных отходов, где они будут нагреты до 2100 градусов по Фаренгейту (1148,9°С), смешаны со стеклообразующими материалами и залиты в стальные контейнеры для удаления.

EM Update Vol. 12, Issue 29, 6.10.2020

Начало эксплуатации установки по обработке солевых отходов (Salt Waste Processing Facility, SWPF) в Саванна-Ривере представляет собой возможность Министерства энергетики решать проблему обработки отходов из резервуаров, одного из самых серьёзных экологических рисков.

Установка SWPF является последней частью очень успешной программы по обработке жидких отходов, которая является приоритетом Управления по обращению с радиоактивными отходами (EM) в 2020 г. Внедрение установки в оперативный режим предназначено для всей миссии по очистке.

В августе Министерство энергетики утвердило Критическое решение 4 (Critical Decision 4, CD-4) для установки SWPF, открывая путь для начала «горячих» или радиоактивных операций на объекте. Регулярная работа на объекте начинается с опережением графика и в рамках бюджета.

На установке SWPF будут обрабатывать большую часть запасов солевых отходов, отделяя высокоактивные компоненты для обработки путём остекловывания от низкоактивных солей большого объёма, которые будут обрабатываться для удаления на месте. Удаление солевых отходов, которые заполняют более 90% резервуаров в Саванна-Ривере, является важным шагом на пути к опорожнению и закрытию 43 оставшихся резервуаров для высокоактивных отходов.

Для обработки 117,3 млн л радиоактивных солевых отходов, хранящихся в резервуарах в Саванна-Ривере, управление EM выбрало корпорацию «Parsons Corporation» для проектирования, строительства и ввода в эксплуатацию установки SWPF и эксплуатации объекта в течение одного года. Управление EM и корпорация «Parsons Corporation» завершают оставшиеся пуско-наладочные работы, необходимые для доставки радиоактивного материала на установку. Корпорация отмечает переход к заполнению установки по обработке солевых отходов. Первая передача отходов на установку SWPF запланирована на первую неделю октября. Корпорация «Parsons Corporation» завершила строительство установки SWPF в апреле 2016 г., на восемь месяцев раньше запланированного срока. Расходы составляют более 65 млн долларов, что ниже запланированной стоимости контракта на строительные работы.

Процесс удаления актиноидов (Actinide Removal Process, ARP) и модульная установка для экстракции каустика растворителем (Modular Caustic Side Solvent Extraction Unit, MCU) демонстрируют передовую обработку радиоактивных солевых отходов на комплексе управления EM в результате улучшения технологии, которая будет использоваться на более крупномасштабной установке SWPF. С использованием процесса ARP и установки MCU радиоактивные компоненты будут отделены от нерадиоактивного солевого раствора с помощью процесса химического разделения.

EM Update. Vol. 12, Issue 28, 29.9.2020

Компания «Framatome» открыла установку для извлечения урана на своем предприятии по производству топлива в Ричленде, штат Вашингтон. Стоимость установки составляет 20 млн долларов.

Установка для извлечения урана площадью 1021,9 м² строилась почти три года и предназначена для передовых процессов и технологий, которые позволяют извлекать уран в процессе производства топлива. Современные процессы используются для извлечения урана из производственного сырья и преобразования материала в порошок диоксида урана для повторного использования для изготовления топлива. Новое здание также обеспечивает улучшенные функции безопасности и эргономику для дополнительной защиты оператора.

Этот новый объект, наряду с капитальными вложениями компании «Framatome» в топливные предприятия в Романсе (Франция) и в Лингене (Германия), демонстрирует постоянное улучшение и расширение возможностей, чтобы лучше обслуживать клиентов компании по всему миру. Новое и модернизированное оборудование позволяет более эффективно извлекать и перерабатывать уран, повышая ценность для клиентов.

На предприятии компании «Framatome» в Ричленде производят ядерное топливо и связанные с ним продукты с улучшенными эксплуатационными характеристиками и поддерживают лучшие в отрасли показатели безопасности, признанные Комиссией ядерного регулирования США (NRC). Лицензия на объект была продлена до 2049 г., что ознаменовало собой первое в отрасли 40-летнее продление лицензии комиссии NRC на изготовление топлива.

Framatome, 6.10.2020

Управление по ядерному регулированию (Nuclear Regulation Authority, NRA) утвердило проект отчета по обзору завода по производству МОКС-топлива, принадлежащего компании «Japan Nuclear Fuel Ltd.» (JNFL), который расположен в Роккасе (префектура Аомори). Отчёт, в котором делается вывод о том, что объект соответствует новым нормативным стандартам Японии, будет окончательно доработан после передачи в Министерство экономики, торговли и промышленности (METI) и открыт для комментариев.

В январе 2014 г. была подана заявка на экспертизу завода в отношении соответствия новым нормативным стандартам вместе с заявкой на перерабатывающий завод в Роккасе. 29 июля компании JNFL было дано разрешение изменить установку перерабатывающего завода. Согласно объяснению секретариата управления NRA, обследование завода по производству МОКС-топлива (смешанный уран-плутониевый оксид) проводилось в ходе девяноста шести совещаний по рассмотрению и трех исследований на месте, как правило, одновременно с экспертизой завода по переработке, расположенного на той же площадке. 

Что касается тяжёлых аварий, были изучены возможности аварий с критичностью и аварий с потерей функциональности (включая способность удерживать вещества ядерного топлива и т. д.). Что касается аварий с критичностью, оценки и меры компании JNFL (предписанные действия операторов и многое другое) были подтверждены как соответствующие, в том смысле, что никакой критичности не возникнет, даже если порошок МОКС-топлива будет доставлен несколько раз по ошибке, превышающей технические предположения.

На пресс-конференции сообщили о прогрессе, достигнутом в исследованиях ряда объектов ядерного топливного цикла, включая завод по переработке. Требуется получение разрешений на объекты, необходимые для управления этими основными объектами и их эксплуатации, в свете характеристик и потенциальных рисков таких объектов по сравнению с АЭС. По-прежнему требуется утверждение планов строительных работ (согласование рабочего проекта).

Что касается самого МОКС-топлива, то топливо выгодно с технологической точки зрения, то есть его удобно сжигать сразу после производства. Компания JNFL планирует завершить строительство завода в первой половине 2022 финансового года (с апреля 2021 г. по март 2022 г.).

На том же заседании управление NRA также утвердило план вывода из эксплуатации блока АЭС «Иката-2», принадлежащего компании «Shikoku Electric Power Co.». Период вывода из эксплуатации, который продлится до 2059 финансового года, разделён на четыре этапа. В этот раз разрешение было дано на первый этап, предполагающий подготовку демонтажа.

JAIF, 9.10.2020

Компания «Fortum» и Массачусетский технологический институт (MIT) заключили трёхлетний проект по сотрудничеству для создания инструмента с открытым исходным кодом для технико-экономического моделирования проектов малых модульных реакторов (SMR). Благодаря моделированию и анализу чувствительности результатов, проект поможет лучше понять проекты и характеристики реакторов SMR.

Текущие проекты по реакторам SMR в отрасли включают в себя множество новых и интересных инноваций в областях производства, размещения и строительства. Более глубокое понимание этих новых функций и определение наиболее важных из них будет иметь решающее значение для обеспечения осуществимости и успеха этих проектов.

Компания «Fortum» начала этот проект сотрудничества по реакторам SMR с институтом MIT. Они проделали обширную работу, например, по выявлению факторов, определяющих стоимость новых ядерных технологий. Создание инструмента моделирования с открытым исходным кодом продвинет ядерный сектор вперёд и станет на шаг ближе к тому, чтобы сделать реакторы SMR реальностью.

Реакторы SMR имеют потенциал для снижения риска перерасхода средств за счёт использования их более компактных и простых конструкций. Однако одного лишь снижения риска недостаточно, и они по-прежнему должны обеспечивать конкурентоспособную стоимость для удовлетворения требований рынка. Институт MIT надеется исследовать эту взаимосвязь между риском и затратами в рамках многопрофильной группы. В институте этот проект будет осуществляться в сотрудничестве между исследователями в области ядерной науки и техники, а также отделами гражданской и экологической инженерии.

Nuclear Street News, 8.10.2020

The eVinci micro reactor (Image: Westinghouse)[/caption]

Компании «Bruce Power» и «Westinghouse Electric Company» договорились продолжить программу создания микрореактора eVinci компании «Westinghouse» в Канаде. Соглашение поддерживает усилия Федерального правительства и правительств провинций по изучению заявок на ядерные технологии для достижения своей цели, чистого нуля в Канаде к 2050 г.

В 2021 г. работа компаний «Bruce Power» и «Westinghouse» будет сосредоточена на продвижении государственной политики и нормативно-правовой базы, оценки экономического, социального и экологического вклада технологии реактора eVinci по сравнению с альтернативами, такими как дизельное топливо или другие ископаемые виды топлива, определении потенциальных промышленных приложений и ускорении реализации дорожной карты Канады по размещению демонстрационного блока в рамках федерального плана действий по созданию малых модульных реакторов.

Микрореактор eVinci является небольшой батареей нового поколения для рынков децентрализованной генерации и микросетей в удаленных населенных пунктах, удаленных промышленных шахтах и критически важной инфраструктуре. Микрореактор разработан для обеспечения конкурентоспособной, отказоустойчивой мощности и хорошей надежности при минимальном обслуживании, а его небольшой размер позволяет использовать стандартные методы транспортировки и быстрое развертывание на месте.

В реакторе есть каналы для топливных таблеток и тепловые трубки, отводящие тепло от активной зоны, и минимальное количество движущихся частей. Топливо, заключенное в активную зону, значительно снижает риск распространения и повышает общую безопасность для пользователя. Тепловые трубки обеспечивают пассивный отвод тепла от активной зоны и внутреннее регулирование мощности, обеспечивая автономную работу и возможность отслеживания собственной нагрузки.

Активная зона реактора рассчитана на работу в течение трех и более лет, что исключает необходимость частой перегрузки топлива. Реактор может обеспечивать комбинированное производство тепла и электроэнергии с электрической мощностью от 200 кВт до 25 МВт и тепло до 600°С.

Технология реактора eVinci может обеспечить экологически чистую и надежную энергию для удаленных районов и промышленных предприятий в Канаде.

Компания «Bruce Power» будет использовать взаимоотношения с Институтом ядерных инноваций и Корпорацией по инновациям, реабилитации и прикладным исследованиям в горнодобывающей промышленности, находящейся в Лаврентийском университете, для реализации этих возможностей для Канады.

В феврале 2018 г. компания «Westinghouse» представила заявку в Канадскую комиссию по ядерной безопасности (CNSC) на предварительный лицензионный обзор конструкции реактора eVinci. Комиссия CNSC предлагает предварительное лицензирование обзора в качестве дополнительной услуги для оценки проекта АЭС на основе технологии реактора. Это не является обязательной частью процесса лицензирования новой АЭС, но направлено на проверку приемлемости проекта с точки зрения регулирующих требований и ожиданий в области ядерной энергетики в Канаде.

Три этапа процесса обзора включают предварительную лицензионную оценку соответствия регулирующим требованиям, оценку любых потенциальных фундаментальных препятствий для лицензирования и последующий этап, позволяющий поставщику отреагировать на результаты второго этапа.

World Nuclear News, 12.10.2020

X-energy’s Xe-100 design (Image: X-energy)[/caption]

Компания «Ontario Power Generation» (OPG) объявила о планах развертывания малых модульных реакторов (SMR) путем продвижения инженерных и проектных работ с тремя разработчиками реакторов SMR в масштабе энергосистемы, включая компании «GE Hitachi» (GEH), «Terrestrial Energy» и «X-energy». В то же время компания GEH подписала меморандумы о взаимопонимании с пятью канадскими компаниями, чтобы создать цепочку поставок для реакторов SMR.

Компания OPG использует более чем 50-летний ядерный опыт для поддержки разработки безуглеродных ядерных технологий. Работа компании с этими тремя разработчиками, наряду с партнерством с компанией «Global First Power» и ее проектом реактора SMR для поддержки удаленных энергетических потребностей, демонстрирует уникальные возможности компании OPG, чтобы стать мировым лидером по реакторам SMR. Реакторы SMR будут играть ключевую роль в содействии оживлению экономики в провинции Онтарио и в дальнейшей поддержке провинции и Канады в их работе по достижению своих целей по изменению климата с использованием электроэнергии с нулевым уровнем выбросов.

Компания OPG в сотрудничестве с другими крупными энергетическими компаниями недавно завершила процесс комплексной проверки для продвижения разработки реакторов SMR в провинции Онтарио. Процесс проложит путь для потенциального развертывания реакторов SMR в других сферах. Компания OPG заявила, что это соответствует канадскому подходу к разработке и внедрению чистых технологий следующего поколения.

Федеральное министерство природных ресурсов Канады в ноябре 2018 г. выпустило дорожную карту для размещения реакторов SMR в стране, а в 2019 г. провинции Онтарио, Нью-Брансуик и Саскачеван подписали Меморандум о взаимопонимании для совместной работы по поддержке разработки и внедрения реакторов SMR. В провинции Альберта также сообщили о намерении присоединиться к меморандуму.

Размещение реакторов SMR в провинции Онтарио позволит получить выгоду из существующей в провинции цепочки поставок ядерной энергии, но также может позволить другим провинциям отказаться от использования угля, предоставлять альтернативные источники энергии в интересах энергоемких отраслей, стимулировать создание рабочих мест и инновации, способствовать глубокому, экономически устойчивому сокращению выбросов парниковых газов и ускорить переход от ископаемого топлива к электросетям с нулевым уровнем выбросов в Канаде.

Министр энергетики, горнодобывающей промышленности и северного развития в провинции Онтарио Грег Рикфорд сообщил, что ядерный опыт и «способность первопроходца» Онтарио позволяют провинции и стране лидировать в мире в разработке реакторов SMR. Большой опыт компании OPG в ядерной энергетике и опыт управления инфраструктурными проектами прокладывают четкий путь вперед, чтобы возглавить действия в Канаде по реакторам SMR.

Компания «X-energy» разрабатывает реактор Xe-100 SMR, высокотемпературный реактор электрической мощностью 80 МВт, который можно масштабировать до четырехкомпонентной установки, вырабатывающей около 320 МВт. Ранее в 2020 г. компания инициировала рассмотрение конструкции реактора Канадской комиссией по ядерной безопасности (Canadian Nuclear Safety Commission, CNSC). На интегральном реакторе на расплавах солей (Integral Molten Salt Reactor, IMSR) электрической мощностью 192 МВт компании «Terrestrial Energy» уже завершили первый этап процесса проверки комиссией CNSC. В феврале компания GEH сделала первые заявки для реактора SMR с водяным охлаждением (BWRX-300).

Цепочка поставок

Компания GEH заявила, что предоставит подробную информацию о процессе проектирования, лицензировании, графике и заключении контрактов, что поможет проинформировать компанию OPG о вариантах размещения реактора SMR в Онтарио. Компания также объявила, что она заключила Меморандум о взаимопонимании с канадскими компаниями «Aecon Nuclear», «BWXT Canada Ltd», «Hatch Ltd», «Black & Veatch and Overland Contracting Canada Inc» для создания канадской цепочки поставок для поддержки строительства потенциального реактора BWRX-300 и предоставления будущих услуг и компонентов. Меморандумы о взаимопонимании будут охватывать сотрудничество, например, в строительстве, проектировании, модулировании и производстве компонентов, связанных с безопасностью.

Компания GEH будет работать с компанией OPG и канадскими поставщиками, чтобы реализовать создание и эксплуатацию реактора BWRX-300. Компания GEH также считает, что эта технология может быть полезна другим провинциям, которые стремятся использовать ядерную энергию, чтобы помочь Канаде достичь целей по декарбонизации.

Компания «Terrestrial Energy» сообщила, что выбор компании OPG отражает обширную комплексную экспертизу и достоинства разработанного компанией реактора IMSR. Компания и ее партнеры по цепочке поставок в Онтарио и Канаде надеются на тесное сотрудничество с компанией OPG для разработки и развертывания реактора IMSR. Компания «X-energy» сообщила, что процесс комплексной проверки был одним из самых всеобъемлющих в отношении технологий, лицензирования, цепочки поставок и корпоративных вопросов. Компания OPG продемонстрировала лидерство в продвижении надежных и доступных вариантов с низким содержанием углерода.

World Nuclear News, 6.10.2020

Image: nhk.or.jp[/caption]

Компания «Kyushu Electric Power Company» является оператором АЭС «Сендай» на юго-западе Японии и возобновит работу двух остановленных реакторов примерно на месяц раньше, чем планировалось.

Работа по сооружению дополнительных обязательных систем безопасности была проведена более быстрыми темпами, чем ожидалось. Компания остановила реакторы АЭС «Сендай-1 и -2» в префектуре Кагосима в марте и мае соответственно, не сумев завершить строительство объектов безопасности в намеченные сроки. Новые требования правительства предусматривают оснащение АЭС оборудованием для обеспечения безопасности реакторов в чрезвычайных ситуациях, таких как теракты и авиакатастрофы. Новые требования по безопасности были разработаны после аварии на АЭС «Фукусима-I» в 2011 г.

Компания «Kyushu Electric Power Company» возобновит работу реактора АЭС «Сендай-1» в конце ноября, а реактора АЭС «Сендай-2» в конце декабря. Более раннее возобновление эксплуатации реакторов стало возможным благодаря рационализации строительных работ. Компания проведёт тщательные инспекции и другие операции, отдавая приоритет обеспечению безопасности.

NHK, 1.10.2020

Guidelines for evaluating effectiveness of emergency drills and exercises (IAEA EPR-2005) © IAEA © SEC NRS

The Exercise Evaluation software was developed by the SEC NRS to render the scientific and technical support to the Information and Analytical Centre of Rostechnadzor (Rostechnadzor IAC) — the Russian state safety regulation authority in the field of atomic energy.

The software is meant to be used by the Rostechnadzor and SEC NRS staff – members of the Rostechnadzor IAC working groups – to evaluate the preparedness and actions of the NPP operators in emergency drills and exercises. The software implements the recommendations of the ‘Guidelines for Evaluating the Effectiveness of Emergency Response Drills and Exercises Conducted by Nuclear Power Plant Operator’, approved by the Rostechnadzor Order No. 525 of November 7, 2013 (‘the Guidelines’). The criterion component of these Guidelines rests upon the requirements of relevant federal nuclear safety rules and regulations (‘Regulation on the Procedure for Declaring an Emergency, Prompt Reporting and Arrangement of Emergency Assistance to Nuclear Power Plants in Case of Hazardous Radiological Situations’ (NP-005-16), etc.). The final judgement philosophy implemented in the software is based on the recommendations given in the IAEA document Exercise 2005 “Preparation, Conduct and Evaluation of Exercises to Test Preparedness for a Nuclear or Radiological Emergency” (EPR-2005), and enables a quantified assessment of exercise / drill effectiveness.

The Exercise Evaluation software provides for emergency exercise / drill evaluation in 15 key emergency preparedness areas, including the completeness and correctness of operational information, the correctness of radiological consequences assessment for the accident, the size of protective measures, level according to the International Nuclear Event Scale (INES), timely notification of emergency response participants, and actions to evacuate personnel not involved in the accident management activities.

The introduction of the Exercise Evaluation software has brought a number of significant benefits for the Rostechnadzor IAC:

• minimized risk of incorrect INES classification of human performance events;
  easier application of the Guidelines;
• lower labour and time input to make the evaluation;
• automatic generation of a report containing the final judgement on exercise / drill effectiveness.

The software also features flexible display, storage and structuring of information on the results of emergency drills and exercises conducted by the NPP operators. Furthermore, the data base on exercise / drill results integrated into the software, allows comparing the nuclear plants in terms of diligent fulfilment of the requirements of federal nuclear safety rules and regulations while contributing to regulatory decision-making by Rostechnadzor.

Contact: Denis Mistryugov, SEC NRS, mistryugov@secnrs.ru
Source: ETSON

The floating nuclear power unit ‘Akademik Lomonosov’ © OKBM Afrikantov

In recent years, there has been a growing interest across the world in the designs of small nuclear power plants (SNPP) with small reactors of various types. The Russian Federation has amassed ample experience in regulating the safety of marine nuclear power installations, in particular, in the course of the oversight and supervision over icebreakers operation.

The regulatory legal framework for regulating the safety of vessels and other watercraft with nuclear reactors, developed relying on this experience, takes into consideration the recommendations of the IAEA and IMO, the provisions of relevant international conventions and the requirements of national shipping regulations, and was used as a groundwork to put in operation the world’s first floating nuclear unit ‘Akademik Lomonosov’ which is in essence a floating nuclear power plant. However, the regulatory legal framework used for the floating SNPP is not applicable to the land-based small nuclear power plants because of a great number of requirements specific to stationary nuclear facilities.

Currently, the most promising Russian design of a land-based small nuclear power plant is that of a plant with the RITM-200 reactor system. The design is to be implemented in the framework of the comprehensive national programme ‘Development of Equipment, Technologies and Scientific Research in the Field of Atomic Energy in the Russian Federation for the Period up to 2024’ endorsed by the Russian President decree No. 270 of 16.04.2020.

General view of the SNPP with RITM-200 reactor © OKBM Afrikantov

The RITM-200 reactor plant has a unique integral configuration so that the core and the primary circuit components are placed directly inside the steam generation unit. The steam generation unit is quite compact and is fully assembled at factory, which ensures high-quality assembly and simplifies the unit transportation to the SNPP site.

Being a scientific and technical support organisation for Rostechnadzor, starting with 2019, SEC NRS has been providing a pre-licensing tracking of the land-based SNPP designs, including the RITM-200 facility. Thus, it looked at the safety philosophy of the land-based SNPP with the RITM-200 reactor, and made a preliminary assessment of the compliance of RITM-200 design solutions with the requirements of relevant nuclear regulations. The key objective of the study was to assess the adequacy of the existing regulatory requirements for regulation of nuclear, radiological and industrial safety of SNPP with RITM-200 reactor facility. The analysis has confirmed that the documents regulating the safety of large NPPs are suitable for regulating the RITM-200 SNPP safety. The analysis also identified the RITM-200 SNPP design features that may require amendments in the current federal nuclear safety rules and regulations and the improvement of relevant standards. At the same time, the designers were advised of the areas requiring further demonstration of the RITM-200 SNPP safety or changes in the design documentation.

Contact: Denis Mistryugov, SEC NRS, mistryugov@secnrs.ru
Source: ETSON

Similar to the situation with other human activities, the coronavirus pandemic has put to test the regulator ability to adapt and retain effective performance under extreme conditions. The emergency procedures are normally developed to respond to human-induced disasters, and to the nuclear facility accidents initiated by natural or human-made events. In the face of the coronavirus, these procedures require a scrupulous adjustment to accommodate the new challenges posed by the pandemic.

The Regulator is challenged primarily to:

• protect the life and health of its own staff (both in headquarters and regional offices), and the staff of the operating organisations ensuring safe operation of the nuclear facilities under the coronavirus pandemic;
• arrange effective remote work, including conduct of remote inspections to ensure continued oversight of the nuclear and radiological safety at supervised facilities.

Rostechnadzor developed and has been implementing the following measures to meet these challenges:

• the number of the Rostechnadzor on-the-job staff has been reduced to as low as practical. All these people have been provided with personal protection items, their social distancing has been secured, and they have been regularly tested for coronavirus;
• remote work has been arranged for the rest of the Rostechnadzor staff through state-of-the-art digital communication tools, to ensure timely receipt of necessary information and provide access to data bases as needed for their efficient work.

Apart from that, the regional offices of Rostechnadzor were instructed to:

• ensure appropriate scope of inspections and other activities to enable verification of the nuclear plant safety by the inspectors authorized to perform continuous state supervision;
• introduce supervision over the implementation of the additional measures developed by Rosenergoatom to ensure the safe operation of the nuclear power plants under the high alert regime imposed on the territory of the Russian Federation.

Also, the Rostechnadzor guided the operating organisations to:

• ensure safe operation of the nuclear power plants under current restrictions;
• develop additional actions to ensure the operational safety of the nuclear power plants, in particular:
  • increase the number and thoroughness of the process system / equipment rounds;
    deliver extra briefings for personnel to underline the work specifics under the high alert regime;
  • minimise scheduled lineups and maintenance of equipment, except for emergencies;
    ensure the safety of the operating and duty personnel at the nuclear power plants in compliance with relevant public health requirements;
  • develop measures to warrant availability of at least the minimum number of operating personnel justified in the design documentation, should part of the staff be taken to hospitals.

Contact: Denis Mistryugov, SEC NRS, mistryugov@secnrs.ru

Source: ETSON

Figure 1 (© Engie)

A leak suspected to have been caused by high cycle thermal fatigue due to fluctuating axial motion of a swirl penetration front end has been detected in early 2018 in a non-isolable Reactor Coolant System branch at the Doel 1 Nuclear Power Plant (Belgium).

As a part of the standard design of the Westinghouse 2-loop PWRs, the Doel 1 and Doel 2 units are equipped with ECC systems that inject water into the upper plenum of the reactor pressure vessel in the event of a LOCA, as opposed to the cold-leg injection that is also present. Each of both reactors has two 4-inch UPI lines made of Type 316 stainless steel and further referred to as UPI-A and UPI-B lines. Figure 1 illustrates the layout of the UPI-A lines. When compared to the UPI-A lines, the UPI-B lines are shorter and have a slightly different slope.

The UPI injection ports are at the same elevation as the RPV inlet and outlet nozzles. In the initial design of the Doel 1 and Doel 2 units, the UPI lines provided ECC water in the lower plenum by injection in the downcomer but in 1992 ther injection ports were re-configured to the UPI design by plugging the opening towards the downcomer and drilling a hole into the core barrel. Figures 2 and 3 illustrate the design of the injection ports in both configurations.

On the 23rd of April 2018, a primary leak was detected at Doel 1 while the unit was in full power operation. Consequently, the unit was brought to cold shutdown conditions. The leak was found to be located on the UPI-A line inside the reactor cavity in the pipe section downstream of the check valve, i.e., in a non-isolable RCS branch. Extensive NDE of the damaged UPI-A line including mechanized VT, ET, UT, and UT-TOFD from the inside of the pipe has evidenced several cracklike indications in the bottom part of the straight part of the pipe upstream of the weld between the straight section and the elbow close to the leak location, as well as a circumferential indication in a neighboring weld. As a result of those findings, the same NDE was performed on the UPI-B line of Doel 1 and on both UPI lines of Doel 2. These inspections highlighted similar degradation on the UPI-A line of Doel 2 at the same location. By contrast, no reportable degradation was observed on the UPI-B lines.

The affected section the UPI-A lines was removed for further laboratory investigations aiming at investigating the possible mechanisms responsible for the formation of the cracks. The outcomes of the investigations allowed the plant Licensee (Engie) to conclude that the mechanism responsible of the cracking phenomenon was fatigue. More specifically, different features heavily suggested that the mechanism is a low stress, high-cycle fatigue mechanism, possibly environmentally (primary water) assisted. Root cause analysis performed by the Licensee concluded that this phenomenon would have likely been related to the occurrence of cyclic thermal stresses in the wall thickness of the piping. A detailed understanding of how the damage could develop, implying in particular a quantitative description of all involved phenomena, could however not be provided.

Figure 2 (© Engie)

The removed sections of the UPI-A lines were replaced and a specific Safety Case has been provided by the Licensee for each unit, as a justification for their restart. Despite an incomplete understanding of the degradation phenomenon, the Licensee justified the allowance for restart on the basis of different actions among which of the replacement of the damaged UPI-lines, the planning of NDE at regular intervals as well the continuous monitoring of those lines and in particular the temperature monitoring of the external wall temperature at specific locations by means of the FAMOSi Data acquisition system. In answer to Bel V’s concern, the Safety Cases were based on the application of the Defence in Depth principle, by showing how the actions defined in the Safety Cases are related to the first three Levels. After evaluation, Bel V concluded that the Doel 1 and Doel 2 plant might be operated safely during a time period of one fuel cycle, which is expected to be the time necessary to identify and quantify the thermal cyclic loadings suspected to be the mechanism responsible for the detected cracking. Authorization for restart was granted by the Belgian Federal Agency for Nuclear Control and both plants resumed operation early in 2019.

Figure 3 (© Engie)

During the 2019 fuel cycle, two major achievements should be highlighted. First, the temperature measurements recorded by the FAMOSi system during four different plant conditions, i.e. cold shutdown, heat-up, hot stand-by, power ramp-up and full power were made available and analyzed by the Licensee by means of a homemade computer code allowing to estimate the temperature evolution of the fluid inside the pipe from the recorded temperatures. Although the FAMOSi system has experienced reliability issues, some conclusions were able to be drawn from the temperature records. Temperature fluctuations were observed on all UPI lines as soon as at least one reactor coolant pump is running, whatever the plant condition. However, those temperature fluctuations are not significant , which led the Licensee to conclude that the thermal cycling which was suspected to be at the origin of the observed cracks is rather a consequence of cycling flow structures inside the lines. Secondly, the results of Computational Fluid Dynamics (CFD) calculations performed by the Licensee have been issued. Those calculations point out that cycling flow structures could develop in UPI-A lines in the presence of a gap between the reactor vessel UPI nozzle and the core barrel. The presence of this gap, which has been confirmed during the visual examinations carried out on the inside of the UPI lines, is a side effect of the reconfiguration from downcomer injection to upper plenum injection. The pressure difference existing between the downcomer and the upper plenum generates a flow through the gap, which then induces a swirling structure extending in the UPI-A line up to the degraded region if adequate non-symmetric flow ingress through the gap is assumed. Beyond that swirl penetration zone, a natural circulation loop with stratification is present. Between those thermal fields, a transition zone occurs with potentially high temperature difference. The CFD calculations also confirm that, if slightly varying gap boundary conditions are assumed, the extension of the swirl region moves back and forth, which induces large temperature fluctuations in the degraded region. With regard do that, it should also be pointed out that the assumed mechanism also explains why the UPI-B line is not or less affected than the UPI-A line. The better thermal insulation on this former line indeed induces a smaller thermal axial gradient along the line, especially in the natural circulation loop zone. This explains why smaller thermal fluctuations will occur when the extension of the swirl zone moves back and forth.

However, convincing experimental demonstration could not be achieved due to lack of temperature measurement sections at some critical locations but also to a lesser extent, due to the reliability issues encountered by the FAMOSi system. In order to hopefully conclude about the identification of the mechanism responsible for the damage phenomenon and the explanation of the occurrence of the damage phenomenon under the assumed mechanism, the Licensee decided to remedy the malfunctions of the FAMOSi system and to install additional measurement sections during the next refuelling outage of the units.

During the 2019-2020 outage, several non-destructive inspections have been carried out on the UPI lines of Doel 1 and Doel 2, according to the programme agreed with the Safety Authorities. Depending on the part of the line, VT, UT, LP and/or RX techniques have been used. No reportable indication has been detected.

In March 2020 an Addendum Safety File was issued by the Licensee, which summarizes the results from the most recent investigations, reassesses the Root Cause Analysis and justifies the safe operation of both plants Doel 1 and Doel 2. The request of the Licensee to allow the restart of the Doel 1 and Doel 2 unit was accepted by the Federal Agency for Nuclear Control, with due consideration of the Addendum Safety File and the inservice inspection program of the UPI lines.

A first assessment of the temperature monitoring results is expected by the end of September 2020.

Contact: Guy Roussel, Bel V, guy.roussel@belv.be

Russian federal nuclear safety rules and regulations ‘Basic Safety Provisions for Nuclear Power Plants’ (NP-001-15) establish a requirement to complement the safety analysis for a nuclear power plant with estimation of errors and uncertainties in the obtained results. Similar requirements can be found in regulatory documents of nuclear safety authorities in most of the countries with well-developed nuclear programme, as well as in the IAEA document GSR Part 4 ‘Safety Assessment for Facilities and Activities’.

Over the past three decades, the Russian Federation, the same as many other countries, has accumulated a great deal of experience in the application of uncertainty estimation techniques for the results of the calculations performed to demonstrate various aspects of the nuclear plant safety. However, these methods are usually discussed in scientific papers published in journals, or in presentations made at conferences, seminars and meetings, while their actual application in respect of NPP safety documentation is very limited, despite the above requirements enshrined in the nuclear safety authority regulations. This may be caused by the lack of national regulatory documents that would guide the safety documentation authors on how they should fulfil the requirement to estimate errors and uncertainties in the results of computational safety analyses.

With this in mind, the SEC NRS had developed a Nuclear Safety Guide ‘Guidance on Estimation of Errors and Uncertainties in the Safety Analysis for Nuclear Power Plants’ (RB-166-20) that was approved by the Federal Environmental, Industrial and Nuclear Supervision Service in its the order No. 288 of July 30, 2020.

The RB-166-20 Safety Guide contains the recommendations on estimation of errors and uncertainties in the results of a deterministic safety analysis performed using the software tools to demonstrate safety of a nuclear power plant. Thus, the Federal Environmental, Industrial and Nuclear Supervision Service has become a pioneer in issuing uncertainty estimation recommendations.

Before starting the RB-166-20 development, the authors made an overview of the world’s best practices in the assessment of errors and uncertainties in the results of the computational safety analyses for nuclear power plants. The study was carried out by SEC NRS together with the staff of the Institute for Safe Development of Nuclear Power with Russian Academy of Sciences, the National Nuclear Research University ‘MIFI’, and the A.P. Aleksandrov Science and Research Technological Institute which is part of the State Atomic Energy Corporation ‘Rosatom’. Noteworthy is the significant contribution made in the RB-166-20 drafting by the staff of the OKB GIDROPRESS, NIKIET, Afrikantov OKBM, Research Centre ‘Kurchatov Institute’, and VNIIAES.

The RB-166-20 consists of two main sections. The first section provides guidance on accounting for uncertainties in the design safety analysis for a nuclear power plant. The second section gives recommendations for the use of uncertainty evaluation methods. The Annexes to the RB-166-20 contain a block diagram showing the uncertainty estimation process for the results of the computational analysis of the design-basis accidents at a nuclear power plant, and a description of the approach to the assessment of errors and uncertainties in the results of beyond-design-basis accident calculations for nuclear power plants, including severe accidents.

The Safety Guide is meant to be used by the staff of operating organisations, Rostechnadzor divisions, and other institutions conducting activities in the field of nuclear energy.

Contact: Denis Mistryugov, SEC NRS, mistryugov@secnrs.ru