Агентство по охране окружающей среды Великобритании предоставило NNB Generation Company (Sizewell C) Limited – дочерней компании EDF Energy – три экологических разрешения в отношении планируемой к строительству АЭС «Сайзвел C» в графстве Саффолк, Англия. Между тем, компании Sizewell C и Associated British Ports (ABP) разрабатывают планы по размещению уникальной установки прямого улавливания углерода из воздуха (DAC) в Лоустофте, которая способна улавливать углекислый газ из атмосферы, используя низкоуглеродную тепловую энергию АЭС.

В мае 2020 г. компания NNB GenCo (SZC) подала заявку в Агентство по охране окружающей среды на получение трех экологических разрешений: разрешение на выбросы радиоактивных веществ, разрешение на выбросы при сжигании топлива и разрешение в отношении активности сбросов воды. Агентство по охране окружающей среды провело консультации по заявке с июля по октябрь 2020 г. и по предложенному ими решению и проекту разрешений – с июля по сентябрь 2022 г.

Разрешения, выданные в настоящее время Агентством по охране окружающей среды, необходимы для эксплуатации АЭС «Сайзвел C» и позволят ей осуществлять захоронение и сброс РАО, задействовать резервные системы электроснабжения с использованием дизельных генераторов и сбрасывать забираемую морскую воду и прочие промышленные сточные воды в Северное море.

«Каждое из указанных трех разрешений является важным разрешением регулирующего органа, которое необходимо компании для эксплуатации АЭС «Сайзвел C», – сказано в сообщении Агентства по охране окружающей среды. – Они содержат ограничения и условия, которые компания должна установить для обеспечения высоких стандартов защиты окружающей среды при вводе объекта в эксплуатацию, эксплуатации и выводе из эксплуатации».

«Сегодняшнее решение о выдаче трех разрешений на указанные виды деятельности принимается после 10-ти лет предварительных обсуждений, 3-х лет технических оценок и 2-х публичных консультаций, – сообщил руководитель проекта «Сайзвел C» Агентства по охране окружающей среды Саймон Барлоу. – При принятии этого решения мы внимательно изучили все доводы широкого круга заинтересованных лиц из местного сообщества, национальных организаций и консультантов в области законодательства».

Он добавил: «Выдав эти разрешения за много лет до начала эксплуатации АЭС «Сайзвел C», мы можем положительно повлиять на процессы проектирования, закупки и ввода в эксплуатацию АЭС, обеспечив при этом защиту людей и окружающей среды».

Агентство по охране окружающей среды является независимым природоохранным регулятором в области атомной промышленности Англии. Оно регулирует конкретные экологические вопросы на ядерных объектах в Англии путем выдачи экологических разрешений в отношении выбора и подготовки площадки, строительства и сооружения, эксплуатации и вывода из эксплуатации объектов.

В Агентстве заявили, что NNB GenCo (SZC) необходимо продолжать подавать заявки на получение целого ряда экологических разрешений, связанных с исследованиями площадки, строительными работами и решением соответствующих «сопутствующих вопросов», таких как временное проживание рабочих.

На АЭС «Сайзвел C» планируется разместить два реактора EPR, которые будут производить 3,2 ГВт электроэнергии, что будет эквивалентно обеспечению электроэнергией примерно 6 млн домов. Эта АЭС станет копией АЭС «Хинкли-Пойнт С», которая строится в настоящее время в графстве Сомерсет.

Демонстрационная установка прямого улавливания углерода из воздуха (DAC)

Компании «Сайзвел C» и ABP подписали «Меморандум о взаимопонимании», чтобы завершить коммерческие договоренности об аренде участка в порту Лоустофт, простирающегося от площадки «Сайзвел» вдоль побережья графства Саффолк, для размещения демонстрационной установки DAC. Запрос на получение разрешения на строительство объекта будет подан в ближайшее время.

«Установка прямого улавливания углерода из воздуха – технология, применяющая химические реакции, чтобы уловить из воздуха углекислый газ, который затем можно будет хранить, – может стать ключевой технологией для сокращения выбросов углерода и борьбы с изменением климата, – сообщили в EDF. – Проект в Лоустофт призван продемонстрировать более эффективный и инновационный процесс DAC, который будет использовать главным образом тепловую энергию».

Если этот демонстрационный проект окажется успешным, постоянная полномасштабная установка DAC сможет впоследствии использовать тепло от АЭС «Сайзвел C» для улавливания CO₂ из воздуха. Полномасштабная установка DAC будет расположена на отдельном участке АЭС, при этом тепло будет транспортироваться по подземным трубопроводам. Потенциально такой объект сможет ежегодно улавливать 1,5 млн т CO₂.

Эти планы были приняты после решения правительства Великобритании о присуждении в 2022 г. £3 млн ($3,7 млн) компании «Сайзвел C» и ее партнерам (Бирмингемскому университету, Ноттингемскому университету, Helical, Atkins и Altrad Babcock) в рамках тендера по удалению парниковых газов, чтобы разработать эту новую технологию DAC, основанную на использовании тепла.

«Мы рады заниматься разработкой планов с ABP по размещению демонстрационной установки DAC в порту Лоустофт и содействовать внедрению безуглеродных инноваций на востоке Англии, – сказала директор «Сайзвел C» Джулия Пайк. – DAC является одной из составляющих нашего плана сделать «Сайзвел C» низкоуглеродным центром, который поможет внедрить другие технологии и обеспечит еще большую ценность нашей энергетической системы».

«Порт Лоустофт компании ABP рад принять у себя этот демонстрационный проект DAC, который станет большим шагом на пути к достижению наших общих целей по декарбонизации, – сказал региональный директор ABP Эндрю Харстон. – Проект тесно согласуется с недавно опубликованной стратегией ABP по достижению нулевых выбросов углерода к 2040 г., причем «Сайзвел C» делает акцент на производство чистой, низкоуглеродной энергии».

World Nuclear News, 28.03.2023

Комиссия по ядерной безопасности Канады (CNSC) сообщила, что завершила объединенные этапы 1 и 2 экспертизы проекта поставщика (VDR) в отношении реактора на кипящей воде BWRX-300 компании GE Hitachi Nuclear Energy. Экспертиза проекта выполняется в процессе проектирования и предоставляет возможность комиссии CNSC обеспечить раннюю обратную связь. Это дополнительная услуга, предоставляемая CNSC по запросу поставщика. Она не предполагает выдачи лицензии и не влияет на последующие решения CNSC.

В ходе проведения трехлетней экспертизы проекта реактора BWRX-300, которая началась в 2019 г., CNSC рассмотрела более 200 документов и приняла участие в технических презентациях. Комиссия также участвовала в проведении недельной оценки и направила вопросы по 19 приоритетным областям.

В CNSC сообщили, что компания GE Hitachi Nuclear Energy в целом продемонстрировала понимание и правильно интерпретировала смысл нормативных требований, поэтому не было выявлено никаких особых препятствий для лицензирования. Однако экспертиза обнаружила некоторые технические области, нуждающиеся в дальнейшей проработке, с тем чтобы лучше продемонстрировать соблюдение требований CNSC. Эти области следует рассмотреть при подаче будущих заявок на получение лицензии.

Согласно CNSC:

• необходимо представить дополнительную информацию по анализу серьезных тяжелых аварий и соответствующим инженерно-техническим средствам, которые предусмотрены для смягчения последствий подобных аварий;
• необходимо представить более подробную информацию в поддержку радиационной защиты, человеческих факторов, вывода из эксплуатации и противопожарной защиты, чтобы CNSC могла определить, как эти программы будут соответствовать требованиям CNSC;
• необходимо также продемонстрировать, что проект реактора BWRX-300 отвечает требованию по наличию двух отдельных, независимых и различающихся средств останова реактора, иначе необходимо предоставить альтернативный подход с обоснованием;
• необходимо представить дополнительную информацию по ограничению выбросов радионуклидов при обращении с топливом;
• необходимо представить дополнительную информацию о мерах защиты работников в случае аварии с возникновением самопроизвольной цепной реакции за пределами активной зоны;
• обоснование безопасности реактора BWRX-300 должно быть выполнено в соответствии с процедурами с подробным описанием всех технических шагов.

CNSC отметила, что эти выводы и другие технические разъяснения следует рассматривать как обратную связь для компании GEH в поддержку будущих заявок на лицензирование (например, заявки компании Ontario Power Generation на получение лицензии на строительство и сооружение). CNSC также отметила, что проект и обоснование безопасности, разработанные в ходе VDR, а также подробные характеристики проекта, продолжали дорабатываться после проведения экспертизы проекта. Комиссия сообщила, что изменения в проекте в рамках проведения экспертизы регулирующим органом должны быть четко задокументированы любым заявителем и должны быть повторно оценены в рамках любой будущей процедуры лицензирования.

Конструкция BWRX-300 представляет собой малый модульный водоохлаждаемый реактор с естественной циркуляцией мощностью 300 МВт(э) и пассивными системами безопасности. Это 10-я версия проекта реактора с кипящей водой (BWR) компании, отсюда и «X» в его названии. За основу проекта был взят реактор ESBWR поколения III + мощностью 1 520 МВт(э), который Комиссия по ядерному регулированию США сертифицировала в 2014 г. В настоящее время реактор BWRX-300 проходит предлицензионную оценку проекта поставщика Комиссией по ядерной безопасности Канады и предварительную экспертизу проекта со стороны Комиссии по ядерному регулированию США.

В январе компании GEH, Ontario Power Generation (OPG), SNC-Lavalin и Aecon подписали контракт на развертывание малого модульного реактора BWRX-300 на площадке Ontario Power Generation в Дарлингтоне. В августе 2022 г. Управление ресурсами долины р. Теннесси начало планирование и подготовку к лицензированию потенциального сооружения реактора BWRX-300 на площадке Clinch River в Теннесси. В июне 2022 г. канадская компания SaskPower выбрала реактор BWRX-300 для его потенциального размещения в Саскачеване в середине 2030-х гг. Кроме того, польская компания ORLEN Synthos Green Energy (OSGE) планирует создать парк из реакторов BWRX-300, намереваясь построить первый реактор к 2030 г. GEH также начала процесс сертификации проекта реактора BWRX-300 в Великобритании. В феврале 2023 г. частная атомная энергетическая компания Эстонии Fermi Energia также выбрала реактор BWRX-300 для развертывания к началу 2030-х гг.

Новости Nuclear Engineering International, 16.03.2023

Британская компания MoltexFLEX заявила, что она ввела в эксплуатацию технологию для измерения вязкости и плотности расплава солей при температуре до 1 000 °C. Компания, совместно с производителем научных приборов – компанией Anton Paar, установила реометр в перчаточном боксе с управляемой средой – с инертным газом – в лаборатории MoltexFLEX в Уоррингтоне, графство Чешир. В настоящий момент эта экспериментальная установка в работе и начала предоставлять первые данные.

Реометры измеряют вязкость и плотность различных материалов при разных температурах. MoltexFLEX, дочерняя компания канадской компании Moltex Energy, применяет свой новый реометр для исследования фтористых солей. Компания планирует использовать соли в качестве топлива и теплоносителя для своего реактора FLEX, проект которого она разработала в октябре 2022 г. В MoltexFLEX говорят, что реактор использует технологию расплава солей беспрецедентным образом. По словам компании, реактор FLEX прост как по конструкции, так и по эксплуатации, поскольку не имеет движущихся частей. Он может реагировать на изменения спроса на электроэнергию, автоматически переходя в состояние простоя или быстро возвращаясь к работе на полной мощности, что делает его идеальным дополнением к ветровой и солнечной энергии.

«Реактор FLEX основан на естественной конвекции, а не на использовании насосов для циркуляции теплоносителя расплава соли, что делает его чувствительным к вязкости и плотности, поэтому точная информация об этих параметрах при различных температурах является чрезвычайно важной», – сообщил ведущий химик MoltexFLEX Фил Куэйл.

В настоящее время имеется мало информациио том, как разные виды фтористых солей, применяемых в реакторе FLEX, ведут себя при высоких температурах. Достоверные данные об их плотности и вязкости трудно найти, поскольку соль может легко загрязниться кислородом и водой, что влияет на ее свойства.

По словам компании, размещение реометра внутри перчаточного бокса, заполненного чистым азотом, решает эту проблему и позволяет ученым MoltexFLEX получить точные результаты. Группа специалистов откалибровала реометр с помощью хлористых солей с более низкой температурой и в настоящее время накапливает данные по вязкости солей FLEX. «Внедрение возможностей реометра является огромным шагом вперед в аналитическом потенциале MoltexFLEX. Он позволяет нам быстро проводить исследования и быстро учиться. Мы можем быстро разработать экспериментальные протоколы и быстрее получать надежные данные», – отмечает Куэйл.

Химик-исследователь MoltexFLEX доктор Джеймс Моффат, который руководил процессом ввода реометра в эксплуатацию, говорит, что команда Anton Paar оказывала огромную поддержку внедрению этой установки. «Насколько известно нам и компании Anton Paar, никто в Великобритании еще не устанавливал высокотемпературный реометр в такой климатически контролируемой среде, как эта, – пояснила химик Бет Мэпли, которая разрабатывает процедуры для использования с имитатором топливной соли на основе фторида урана. – Очень интересно заниматься такими передовыми исследованиями».

По словам Аны-Марии Фуэнтес, инженера по продажам из компании Anton Paar, проект «несомненно, был одной из самых сложных наших установок… Мы успешно установили полностью функциональный реометр MCR 302e с температурными возможностями до 1 000 °C внутри перчаточного бокса с инертным газом».

В феврале MoltexFLEX получила исследовательский грант от Института по исследованию передовых материалов Генри Ройса. В рамках этого гранта MoltexFLEX будет работать с Группой Манчестерского университета по исследованию ядерного графита (NGRG), чтобы выяснить, как теплоноситель из расплава соли в реакторе FLEX взаимодействует с графитом, который используется в качестве замедлителя. Ученые MoltexFLEX и NGRG будут применять самые современные средства, доступные в лаборатории облученных материалов университета, для изучения в мельчайших подробностях графита и его реакции на воздействие расплава солей.

Новости Nuclear Engineering International, 29.03.2023

После завершения работ по конверсии Бельгийского национального института радиоэлементов (IRE) – предприятия для производства медицинских изотопов, можно сказать, что все основные мировые установки по производству ⁹⁹Mo сейчас используют мишени из низкообогащенного уранового топлива (НОУ) вместо чувствительного с точки зрения распространения высокообогащенного урана (ВОУ).

Исторически сложилось, что ⁹⁹Mo является наиболее широко используемым радиоизотопом в ядерной медицине при диагностике, и обычно его получали путем облучения ВОУ в ядерных реакторах и последующей обработки облученного материала для извлечения ⁹⁹Mo, что в настоящий момент рассматривается как потенциальный риск распространения ядерного оружия.

Выполняя обязательство, взятое на Саммите по ядерной безопасности 2012 г., Национальное управление по физической ядерной безопасности (NNSA) Министерства энергетики США предоставило финансовую и техническую помощь мировым производителям ⁹⁹Mo для перехода от мишеней из ВОУ на НОУ. Процессы такого перехода были технически сложными, требовали проведения аттестации новых мишеней из НОУ для облучения в ядерных реакторах, модификации специализированного оборудования для обработки облученных мишеней и проведения обширных проверок регулирующими органами в области ядерной безопасности и медицины.

При поддержке NNSA компания NTP Radioisotopes (Южная Африка) перешла на использование мишеней из НОУ в 2017 г., а компания Curium (Нидерланды) – в 2018 г. Четвертый крупный производитель ⁹⁹Mo, Австралийская организация ядерной науки и технологий, всегда использовала мишени НОУ.

Предварительные консультации о переходе с мишеней из ВОУ на НОУ между IRE, ведущим мировым производителем ⁹⁹Mo, и бельгийским ядерным регулятором – Федеральным агентством по ядерному контролю (FANC) – начались в 2015 г. В июле 2016 г. институт IRE запросил внести изменения в условия действия лицензии, чтобы запустить процесс такого перехода. 24 октября 2017 г. Королевским указом было выдано разрешение на развитие производства НОУ. Агентство FANC и его организация научно-технической поддержки Bel V одобрили начало производства ⁹⁹Mo с использованием НОУ 14 апреля 2020 г. В мае того же года IRE произвело первую партию ⁹⁹Mo с использованием мишени НОУ.

В феврале 2021 г. IRE объявил о начале своих первых коммерческих поставок ¹³¹I, применяемого в терапевтических целях, на основе облучения мишеней из НОУ.

Сейчас IRE объявил о полном переводе своего производственного процесса на НОУ, положив конец широкому гражданскому использованию ВОУ для производства медицинских радиоизотопов.

«Этот полный перевод процесса на НОУ представляет собой кульминацию многолетней работы и сотрудничества между группами IRE, занимающимися научными исследованиями и разработками, производством, обеспечением безопасности, обеспечением качества и регулированием, над совершенно новым промышленным процессом поставки ⁹⁹Mo и ¹³¹I медицинским работникам без влияния на производственную мощность площадки, – сообщили в IRE. – Этого результата невозможно было бы достичь без наращивания сотрудничества между исследовательскими реакторами, которые облучают урановые мишени, а также без работы с заказчиками IRE, которым пришлось внести изменения в комплекты заявительных документов для лекарств на базе ⁹⁹Mo и ¹³¹I и получить их одобрение».

«IRE продолжит внедрять инновации, чтобы еще лучше способствовать спасению жизней благодаря различным областям ядерной медицины, одновременно повышая безопасность наших процессов и установок», – сказал генеральный директор IRE Эрих Коллеггер.

«В течение десятилетий доступ к спасающим жизни медицинским изотопам зависел от поставок через континенты чувствительных к распространению ядерных материалов, – отметила администратор NNSA Джилл Хруби. – С переводом на НОУ института IRE, все основные производители отрасли по производству ⁹⁹Mo теперь могут выполнять свою жизненно важную работу без использования мишеней ВОУ».

NNSA также помогает операторам исследовательских реакторов перейти с ВОУ топлива на НОУ топливо – некоторые из этих реакторов предоставляют услуги по облучению для получения ⁹⁹Mo. Из шести исследовательских реакторов, играющих важную роль в производстве ⁹⁹Mo, пять реакторов в настоящее время применяют топливо из НОУ, а шестой – бельгийский исследовательский реактор BR2 – как ожидается, переведут на НОУ в 2026 г. Испытательные сборки из НОУ в настоящий момент облучаются в этом реакторе в качестве последнего основного технического шага на пути к такому переводу.

World Nuclear News, 29.03.2023

5 и 6 апреля 2023 г. в Хельсинки WENRA провела свое очередное пленарное заседание, которое проводится раз в два года.

Заседание было организовано органом регулирования Финляндии – Центром радиационной безопасности (STUK).

Члены WENRA обсудили разработку новой стратегии, учитывающей смену подходов между периодами после аварии на АЭС «Фукусима-Дайичи» и нынешним. WENRA определила важные темы, которые должны быть рассмотрены в ее новой стратегии, включая то, как установить надлежащий уровень безопасности в странах WENRA, как оправдать ожидания различных заинтересованных сторон в отношении более эффективных процессов регулирования для вновь строящихся объектов использования атомной энергии и как дать возможность развитию инновационных технологий с одновременным обеспечением безопасности.

На заседании также обсудили растущий интерес нескольких заинтересованных сторон к ММР. По результатам обсуждения WENRA опубликовала заявление, в котором подчеркивается заинтересованность ее членов в развитии сотрудничества в области ММР, например, посредством процессов совместной оценки, и ее ожидания от атомной отрасли в отношении обеспечения успешного проведения совместных оценок.

<https://www.wenra.eu/node/214>

<https://www.wenra.eu/node/215>

24 апреля 2023 г. состоялось 52-е заседание Европейской группы по надзору в сфере ядерной безопасности (European Nuclear Safety Regulators Group, Ensreg), посвященное постоянному повышению ядерной безопасности на европейском континенте.

На мероприятии, проходившем в Брюсселе, от Великобритании присутствовал Дональд Эркхарт, исполнительный директор ONR.

На заседании обсуждались три основные темы, включая второй тематический экспертный обзор (Topical Peer Review – TPR 2), охватывающий противопожарную защиту, ядерную безопасность на ядерных установках, ядерную безопасность в Украине, и отчет совета ENSREG о коррозионном растрескивании под напряжением на французских реакторах.

<https://news.onr.org.uk/2023/04/onr-attends-52nd-meeting-of-the-european-nuclear-safety-regulators-group-ensreg/>

В семинаре приняли участие представители министерств и ведомств Республики Армении, Республики Беларусь, Кыргызской Республики, Республики Казахстан, Российской Федерации, Департамента международного сотрудничества Госкорпорации «Росатом», Комиссии государств-участников по использованию атомной энергии в мирных целях, Исполнительного комитета СНГ.

Семинар направлен на развитие взаимодействия стран с целью совершенствования трансграничных перевозок радиоактивных материалов и активизирование усилий стран Соглашения по его ратификации.

<https://sng-atom.com/news/news701/>

Сотрудники Министерства энергетики и Госатомнадзора Республики Беларусь, энергетики Белорусской АЭС и ГПО «Белэнерго», ученые Национальной академии наук Беларуси и представители других организаций посетили Томский политехнический университет, Сибирский химический комбинат в Северске (АО «СХК», предприятие Топливной компании Росатома «ТВЭЛ»), а также Северский филиал Национального оператора по обращению с радиоактивными отходами.

На Сибирском химическом комбинате участники технического тура посетили площадку опытно-демонстрационного энергетического комплекса (ОДЭК), который строится в рамках стратегического отраслевого проекта «Прорыв». В состав ОДЭК входят энергоблок с инновационным реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД 300 и объекты пристанционного топливного цикла – модуль фабрикации свежего уран-плутониевого топлива и модуль переработки облученного топлива. В технологической схеме отработавшее топливо после переработки будет направляться на рефабрикацию (повторное изготовление свежего топлива), обеспечивая практически полную автономность и независимость ОДЭК от внешних поставок энергоресурсов. Таким образом, впервые в истории мировой атомной энергетики будет продемонстрирована устойчивая работа объектов замкнутого ядерного топливного цикла. Его внедрение позволит расширить сырьевую базу атомной энергетики за счет обедненного урана и плутония, значительно снизить объем РАО, подлежащих финальной изоляции, а также их активность.

Также на площадке Сибирского химического комбината, который является одним из центров компетенций Интегратора по выводу из эксплуатации и обращению с РАО, эксперты из Беларуси изучили российский опыт и технологии в области заключительной стадии ядерного топливного цикла. На Радиохимическом заводе СХК белорусской делегации продемонстрировали инновационную установку остекловывания жидких радиоактивных отходов, где происходит кондиционирование – перевод РАО в форму боросиликатного стекла для последующей герметизации, паспортизации и безопасного хранения.

Кроме того, участники белорусской делегации посетили в Северске объект Национального оператора по обращению с радиоактивными отходами, осмотрели площадку строящегося сооружения для изоляции отходов третьего и четвертого классов.

«Финальная изоляция РАО и сооружение республиканского объекта для изоляции отходов относятся к приоритетным задачам, которые отражены в Национальной стратегии Республики Беларусь по обращению с радиоактивными отходами. Поэтому лично ознакомиться, как эти задачи реализованы на предприятиях Росатома, – стратегически важно для развития нашей национальной системы обращения с РАО», – отметил заместитель директора Департамента по ядерной энергетике – начальник управления организации эксплуатации АЭС и обращения с РАО Министерства энергетики Республики Беларусь Николай Михайлов.

Одним из важнейших мероприятий технического тура стало проведение экспертных консультаций по вопросам разработки концепции вывода из эксплуатации Белорусской АЭС, организации и управления процессом выбора площадок при размещении пунктов приповерхностного захоронения РАО, а также участия в интеграционных проектах Союзного Государства.

«В настоящее время мы формируем Союзную программу Российской Федерации и Республики Беларусь по вопросам обеспечения ядерной и радиационной безопасности в части обращения с ОЯТ, РАО и вывода из эксплуатации. АО «ТВЭЛ» как Базовая организация СНГ уже приняло порядка тридцати предложений. Реализация совместных проектов будет способствовать решению общих задач, связанных с радиационной и ядерной безопасностью», – отметил директор программ по выводу из эксплуатации АО «ТВЭЛ» Эдуард Никитин.

В ходе посещения Томского политехнического университета белорусская делегация побывала в Учебно-научном центре «Исследовательский ядерный реактор» Инженерной школы ядерных технологий, где ученые и студенты проводят работы по облученному графиту, барьерным глинистым материалам, обращению с ОЯТ и РАО, радиохимии. И. о. ректора ТПУ Леонид Сухих подчеркнул, что Томский Политех как опорный вуз и научно-технический партнер Росатома готов оказать содействие белорусским коллегам и в образовательной, и в научно-технической сфере.

По итогам визита члены делегации Республики Беларусь поблагодарили российских коллег за возможность посещения уникальных объектов Росатома, открытость и готовностьк сотрудничеству и выразили уверенность в том, что изученный опыт поможет в безопасном и эффективном решении поставленных задач по обращению с РАО.

<https://sng-atom.com/news/news700/>

В г. Актау (Республика Казахстан) состоялось выездное заседание экспертной группы по развитию технических решений и технологий Базовой организации государств – участников СНГ по вопросам обращения с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ), радиоактивными отходами (РАО) и вывода из эксплуатации ядерно- и радиационно опасных объектов (ВЭ ЯРОО).

Встречу организовала Топливная компания Росатома «ТВЭЛ», которая с 2021 г. является Базовой организацией СНГ, а также является интегратором Госкорпорации «Росатом» по выводу из эксплуатации и обращению с РАО. Принимающей стороной выступил Мангистауский атомный энергетический комбинат (ТОО «МАЭК»).

В совещании приняли участие более 70 экспертов из Армении, Беларуси, Казахстана, Киргизии, России и Узбекистана. Госкорпорацию «Росатом» представляли более 20 отраслевых предприятий, институтов и организаций – АО «ТВЭЛ», ФГУП «ФЭО», АО «Концерн Росэнергоатом», АО «АЭП», ФГУП «ГХК», АО «ГНЦ РФ – ФЭИ», ФГУП «РАДОН», ИБРАЭ РАН, АО «ОДЦ УГР» и других.

Ключевым вопросом заседания экспертной группы стало обсуждение применяемых и разрабатываемых в странах СНГ решений и технологий по обращению с ОЯТ, РАО и ВЭ ЯРОО, а также перспективные направления реализации совместных проектов по развитию технологического парка организаций – участников Базовой организации.

«По предварительным оценкам в государствах – участниках СНГ находятся более 40 крупных объектов ядерного наследия. В ноябре прошлого года мы инициировали разработку Комплексной программы приведения в безопасное состояние объектов ядерного наследия в странах Содружества, находящихся на различных стадиях вывода из эксплуатации. На реабилитируемых объектах необходимо применять наиболее подходящие технологии и инженерные решения. Мы сформируем реестр технологий для применения на пилотных объектах Комплексной программы», – отметил директор программ по ВЭ АО «ТВЭЛ», заместитель председателя Совещательного органа Базовой организации государств – участников СНГ по обращению с ОЯТ, РАО и ВЭ ЯРОО Эдуард Никитин.

В рамках встречи участники рассмотрели технологии вывода из эксплуатации исследовательских и промышленных уран-графитовых реакторов, а также хранилищ РАО.

Эксперты обменялись опытом по вопросам организации системы радиационного мониторинга, обеспечения радиационной безопасности при долговременном хранении РАО, переработке и обращению с твердыми и жидкими РАО, финальной изоляции отходов, эксплуатации контейнерного парка для транспортирования, хранения и захоронения РАО, используемого в странах – участниках СНГ.

Среди новейших технологий в области вывода из эксплуатации участники отметили мобильный лазерный комплекс для фрагментации радиационно-загрязненного крупногабаритного металлического оборудования и установку сортировки радиационно-загрязненных грунтов FREMES. Обе технологии внедрены на Ангарском электролизном химическом комбинате (входит в Топливную компанию Росатома «ТВЭЛ»), который является одним из центров компетенций Топливной компании по выводу из эксплуатации.

Для экспертов был организован технический тур на Мангистауский атомный энергетический комбинат, на площадке которого находится реакторная установка БН-350 (с 1999 года – в режиме вывода из эксплуатации).

«Предусмотрены три этапа вывода из эксплуатации РУ БН-350, включая частичный или полный демонтаж оборудования, зданий, сооружений, захоронение радиоактивных отходов и реабилитацию территории. Сейчас выполняются мероприятия по первому этапу – обращению с отработавшим ядерным топливом, обращению с жидкометаллическим теплоносителем, жидкими и твердыми радиоактивными отходами реактора БН-350. Безусловно, мы рассматриваем опыт коллег из стран СНГ для решения этих задач», – отметил генеральный директор ТОО «МАЭК» Жасулан Суюнчалиев.

Работа экспертных групп Базовой организации государств – участников СНГ ведется на постоянной основе.

Инновационные технологии Росатома основаны на передовых достижениях российской атомной науки и в полной мере отвечают актуальной ESG-повестке. В частности, проекты по ликвидации ядерного наследия вносят комплексный вклад в достижение целей Устойчивого развития в экологических, социальных, экономических аспектах.

<https://sng-atom.com/news/news698/>

NEA News – это профессиональный журнал АЯЭ ОЭСР. В нем представлены статьи по актуальным вопросам ядерной энергетики, касающимся экономических и технических аспектов ядерной энергетики, ядерной безопасности и регулирования, обращения с РАО, радиационной защиты, ядерной науки и ядерного права. В каждом номере представлены факты и мнения о ядерной энергетике, обновленная информация о деятельности АЯЭ ОЭСР, а также краткая презентация новых публикаций АЯЭ ОЭСР.

В данный выпуск NEA News включены следующие статьи:

• «Роль ядерной энергетики в построении водородной экономики»;
• «Наращивание человеческого потенциала и поддержание доверия к обращению с радиоактивными отходами»;
• «Руководство по созданию основы для обеспечения готовности к восстановлению после ядерной аварии».

<https://oecd-nea.org/jcms/pl_80437/nea-news-40-1>

Страны по всему миру используют уран для надежной выработки низкоуглеродистой электроэнергии, переработки тепла и водорода в рамках своих планов по сокращению выбросов углекислого газа и повышению энергетической безопасности и энергоснабжения.

Данная публикация является 29-ым изданием «Красной книги» –признанного мирового справочника по урану, подготовленного АЯЭ ОЭСР совместно c МАГАТЭ. «Красная книга» содержит анализы и информацию из 54 стран-производителей и потребителей урана.

В настоящем издании рассматриваются основные показатели мирового рынка урана и представлены данные о глобальной разведке урана, ресурсах, производстве и потребностях, связанных с реакторами. В нем представлена обновленная информация о созданных центрах по производству урана и планах развития рудников, а также прогнозы ядерных генерирующих мощностей и потребностей, связанных с реакторами, на период до 2040 г.

<https://oecd-nea.org/jcms/pl_79960/uranium-2022-resources-production-and-demand>

Технический отчет No. NR-T-3.32 «Оценка усталости легководных реакторов при длительной эксплуатации: передовая практика и извлеченные уроки» (Fatigue Assessment in Light Water Reactors for Long Term Operation: Good Practices and Lessons Learned).

Усталость является основным элементом анализа старения в условиях ограниченного времени при длительной эксплуатации АЭС. Важно понять, как возникают и растут трещины в результате усталости, а затем оценить усталостное разрушение. На этапе проектирования и эксплуатации АЭС важно учитывать одновременные нагрузки, связанные с проектными переходными процессами, тепловой стратификацией, циклами напряжений, вызванными сейсмическими воздействиями, и все соответству-ющие нагрузки, обусловленные различными режимами эксплуатации. После многократного циклического нагружения в наиболее подверженных воздействию местах может возникнуть образование трещин, если накопилось достаточное количество локализованных микроструктурных повреждений.

В данной публикации содержатся практические рекомендации по выявлению проблем усталости на АЭС и управлению ими. Объясняется механизм усталости, определяются элементы, вносящие основной вклад в ее формирование, и подробно описывается, как усталость может быть сведена к минимуму на этапе проектирования новых АЭС.

<https://www.iaea.org/publications/15033/fatigue-assessment-in-light-water-reactors-for-long-term-operation-good-practices-and-lessons-learned>

Руководство по безопасности No. SSG-83 «Эксплуатационные ограничения и условия и эксплуатационные процедуры для исследовательских реакторов» (Operational Limits and Conditions and Operating Procedures for Research Reactors) SSG-83 выпущено взамен руководства по безопасности МАГАТЭ No. NS-G-4.4, которое было опубликовано в 2008 г.

SSG-83 содержит рекомендации по формированию, разработке и представлению эксплуатационных ограничений и условий, а также эксплуатационных процедур исследовательских реакторов в соответствии с требованиями, установленными в нормах безопасности МАГАТЭ No.  SSR-3 «Безопасность исследовательских реакторов» (Safety of Research Reactors), в частности с требованиями 71 и 74.

SSG-83 распространяется на гетерогенные исследовательские реакторы с тепловым спектром, имеющие номинальную мощность до нескольких десятков МВт. Для исследовательских реакторов большей мощности, специализированных реакторов (например, реакторов на быстрых нейтронах) и реакторов, имеющих специализированные установки (например, контуры высокого давления и высокой температуры), могут потребоваться дополнительные рекомендации. Руководство по безопасности не распространяется гомогенные исследовательские реакторы и системы с ускорителем.

Данное руководство по безопасности предназначено для использования организациями, эксплуатирующими исследовательские реакторы, регулирующими органами и другими организациями, участвующими в процессе проектирования исследовательских реакторов.

<https://www.iaea.org/publications/15096/operational-limits-and-conditions-and-operating-procedures-for-research-reactors>

Руководство по безопасности No. SSG-82 «Управление активной зоной и обращение с топливом на исследовательских реакторах» (Core Management and Fuel Handling for Research Reactors) SSG-82 выпущено взамен руководства по безопасности МАГАТЭ No. NS-G-4.3, которое было опубликовано в 2008 г.

SSG-82 содержит рекомендации по управлению активной зоной и обращением с топливом на исследовательских реакторах в соответствии с требованиями, установленными в нормах безопасности МАГАТЭ No. SSR-3 «Безопасность исследовательских реакторов» (Safety of Research Reactors), в частности с требованиями 58 и 78. Рекомендации по управлению активной зоной, содержащиеся в SSG-82, включают в себя управление экспериментальными устройствами внутри активной зоны и за ее пределами.

SSG-83 распространяется на гетерогенные исследовательские реакторы с тепловым спектром, имеющие номинальную мощность до нескольких десятков МВт. Для исследовательских реакторов большей мощности, специализированных реакторов (например, реакторов на быстрых нейтронах) и реакторов, имеющих специализированные установки (например, контуры высокого давления и высокой температуры), могут потребоваться дополнительные рекомендации. Руководство по безопасности не распространяется гомогенные исследовательские реакторы и системы с ускорителем.

Данное руководство по безопасности предназначено для использования организациями, эксплуатирующими исследовательские реакторы, регулирующими органами и другими организациями, участвующими в процессе проектирования исследовательских реакторов.

<https://www.iaea.org/publications/15095/core-management-and-fuel-handling-for-research-reactors>

Руководство по безопасности «Техническое обслуживание, периодические испытания и инспекции исследовательских реакторов» (Maintenance, Periodic Testing and Inspection of Research Reactors) SSG-81 выпущено взамен руководства по безопасности МАГАТЭ No. NS-G-4.2, которое было опубликовано в 2006 г.

SSG-81 содержит рекомендации по техническому обслуживанию, периодическим испытаниям и проведению инспекций исследовательских реакторов в соответствии с требованиями, установленными в нормах безопасности МАГАТЭ No. SSR-3 «Безопасность исследовательских реакторов» (Safety of Research Reactors), в частности с требованиями 31 и 77.

В данном руководстве по безопасности содержатся рекомендации и рекомендуемая передовая практика по реализации программы и определения организации и обязанностей по техническому обслуживанию, периодическим испытаниям и инспекциям, а также по отбору, обучению и квалификации персонала. Также рассматриваются такие процедуры, как административный контроль, закупка и хранение запасных частей и компонентов, а также методы тестирования и проведения инспекций, используемые для технического обслуживания, периодических испытаний и инспекций.

SSG-81 распространяется на гетерогенные исследовательские реакторы с тепловым спектром, имеющие номинальную мощность до нескольких десятков МВт. Для исследовательских реакторов большей мощности, специализированных реакторов (например, реакторов на быстрых нейтронах) и реакторов, имеющих специализированные установки (например, контуры высокого давления и высокой температуры), могут потребоваться дополнительные рекомендации. Руководство по безопасности не распространяется на гомогенные исследовательские реакторы и системы с ускорителем.

Данное руководство по безопасности предназначено для использования организациями, эксплуатирующими исследовательские реакторы, регулирующими органами и другими организациями, участвующими в процессе проектирования исследовательских реакторов.

<https://www.iaea.org/publications/15094/maintenance-periodic-testing-and-inspection-of-research-reactors>

Документ TECDOC No. 2021 «Опыт применения принципов безопасности МАГАТЭ для безопасного проектирования новых атомных электростанций» (Experience in Applying IAEA Principles for Design Safety to New Nuclear Power Plants).

Данный технический документ был подготовлен с целью содействия выработке общего понимания практики государств-членов при рассмотрении требований, установленных в нормах безопасности МАГАТЭ No. SSR-2/1 (Rev. 1) «Безопасность атомных электростанций: проектирование» (Safety of Nuclear Power Plants: Design), и рекомендаций сопутствующих руководств по безопасности для проектирования и оценки безопасности новых АЭС. В данном документе представлен опыт государств-членов в рассмотрении требований МАГАТЭ к проектированию и демонстрации безопасности новых АЭС, с тем чтобы выделить общие подходы и выявить потенциальные различия, касающиеся толкования требований или их реализации при проектировании новых АЭС.

Данный технический документ предназначен для использования регулирующими органами и всеми заинтересованными сторонами, участвующими в проектировании и оценке безопасности новых АЭС.

<https://www.iaea.org/publications/15262/experience-in-applying-iaea-principles-for-design-safety-to-new-nuclear-power-plants>

Республика Казахстан и МАГАТЭ договорились об укреплении сотрудничества в области мирного применения ядерной науки и технологий в ходе визита Генерального директора МАГАТЭ Рафаэля Мариано Гросси в страну.

Г-н Гросси встретился с Президентом Казахстана Касым-Жомартом Токаевым и высшим руководством страны, а также посетил единственный в мире Банк низкообогащенного урана (НОУ) — физический запас НОУ для соответствующих государств – членов МАГАТЭ на случай, если поставки НОУ на АЭС будут нарушены из-за исключительных обстоятельств, не позволяющих получить топливо на коммерческом рынке или по любой другой схеме поставок. Банк НОУ находится в Усть-Каменогорске, Казахстан, и принадлежит и контролируется МАГАТЭ. Банк НОУ является физическим запасом низкообогащенного гексафторида урана общей массой 90 т, пригодного для изготовления топлива для стандартного легководного реактора – наиболее распространенного типа ядерных энергетических реакторов в мире. При помощи НОУ, который содержится в Банке, можно произвести достаточное количество ядерного топлива для энергоснабжения одного большого города в течение трех лет.

В Астане, столице страны, г-н Гросси поблагодарил Президента Токаева за продуктивные двусторонние отношения между Агентством и Казахстаном, который стал членом МАГАТЭ в 1994 г. Он также поблагодарил Президента за поддержку усилий МАГАТЭ по обеспечению безопасности и физической ядерной безопасности АЭС Украины, включая крупнейшую в Европе Запорожскую АЭС, во время текущего военного конфликта.

Во время своего визита г-н Гросси встретился с министром энергетики Алмасадамом Саткалиевым, с которым подписал рамочную программу для Казахстана на 2023–2028 гг. в целях обеспечения более тесного взаимодействия между Агентством и Казахстаном в областях, связанных с развитием инфраструктуры ядерной энергетики, ядерной и радиационной безопасности, продовольственной безопасности и ядерной медицины. Рамочная программа для страны — это взаимно согласованные приоритетные потребности и интересы в области развития между МАГАТЭ и отдельными странами, которые будут удовлетворяться посредством мероприятий по техническому сотрудничеству.

<https://www.iaea.org/newscenter/news/kazakhstan-and-iaea-strengthen-cooperation-in-nuclear-technology-and-applications>

Казахстан добился успехов в выполнении рекомендаций миссии МАГАТЭ по комплексному рассмотрению ядерной инфраструктуры, сообщила в начале апреля группа экспертов МАГАТЭ и международных экспертов.

В настоящее время в Казахстане работают исследовательские реакторы, а также несколько других ядерных установок, связанных с начальной стадией ядерного топливного цикла, включая добычу урана. Казахстан имеет вторые по величине запасы урана в мире – 14 % от общего количества. Остановленный в 1999 г. быстрый энергетический реактор-размножитель БН-350 после 25 лет работы в настоящее время выводится из эксплуатации.

Министерство энергетики Казахстана предложило потенциальное возобновление использования ядерной энергии для снижения зависимости страны от ископаемого топлива, диверсификации энергетического баланса и сокращения выбросов CO2. Казахстанская атомная электростанция (КАЭС), которая была назначена владельцем/оператором будущей АЭС, в 2018 г. начала подготовку технико-экономического обоснования, чтобы обосновать необходимость использования ядерной энергии, выбор площадки для строительства и проанализировать прогнозируемую мощность АЭС.

28–31 марта 2023 г. Астану, столицу Казахстана, посетила группа последующей миссии по комплексному рассмотрению ядерной инфраструктуры (Integrated Nuclear Infrastructure Review – INIR), с тем чтобы оценить степень выполнения рекомендаций и предложений миссии INIR, проведенной в 2016 г.

Специалисты миссии изучили состояние развития ядерной инфраструктуры, используя критерии этапа 1 вехового подхода МАГАТЭ, трехступенчатой программы, которая содействует странам в анализе, подготовке и сооружении АЭС. На этапе 1 оценивается готовность страны осознанно взять на себя обязательство по реализации ядерно-энергетической программы.

Специалисты миссии отметили, что Казахстан полностью выполнил рекомендации в области координации программы ядерной энергетики, финансирования АЭС, аварийного планирования и обращения с РАО.

Группа указала, что необходимо продолжить работу для завершения всеобъемлющего доклада относительно процесса принятия решения по ядерно-энергетической программе для оценки потребностей в финансировании инфраструктуры ядерной энергетики, планирования дальнейшего развития регулирующего органа и будущего владельца/оператора КАЭС, а также для разработки политики привлечения промышленного сектора к реализации ядерно-энергетической программы в стране.

<https://www.iaea.org/newscenter/pressreleases/iaea-reviews-progress-of-kazakhstans-nuclear-infrastructure-development>

SSG-80 выпущено взамен руководства по безопасности МАГАТЭ No. NS-G-4.1, которое было опубликовано в 2006 г.

SSG-80 содержит рекомендации по вводу в эксплуатацию исследовательских реакторов в соответствии с требованиями, установленными в нормах безопасности МАГАТЭ No. SSR-3 «Безопасность исследовательских реакторов» (Safety of Research Reactors), в частности требований 30 и 73.

SSG-80 распространяется на гетерогенные исследовательские реакторы с тепловым спектром, имеющие номинальную мощность до нескольких десятков МВт. Для исследовательских реакторов большей мощности, специализированных реакторов (например, реакторов на быстрых нейтронах) и реакторов, имеющих специализированные установки (например, контуры высокого давления и высокой температуры), могут потребоваться дополнительные рекомендации. Руководство по безопасности не распространяется гомогенные исследовательские реакторы и системы с ускорителем.

Данное руководство по безопасности предназначено для использования организациями, эксплуатирующими исследовательские реакторы, регулирующими органами и другими организациями, участвующими в процессе проектирования исследовательских реакторов.

<https://www.iaea.org/publications/15093/commissioning-of-research-reactors>

МАГАТЭ опубликовало на русском языке документы из серии руководства по безопасности:

• GSG-9 «Регулирующий контроль радиоактивных сбросов в окружающую среду»;
• GSG-13 «Функции и методы работы регулирующего органа по обеспечению безопасности».

<https://www.iaea.org/ru/publications/15277/reguliruyushchiy-kontrol-radioaktivnyh-sbrosov-v-okruzhayushchuyu-sredu>

<https://www.iaea.org/ru/publications/15282/funkcii-i-metody-raboty-reguliruyushchego-organa-po-obespecheniyu-bezopasnosti>