Блог о ядерной и радиационной безопасности

Когда речь идет об удобрениях, очень важно соблюдать баланс: если своевременно использовать правильное количество, повысится урожайность, что поможет накормить растущее население планеты, но чрезмерное применение вредит растениям, загрязняет почву и воду и усугубляет проблему глобального потепления. Как найти правильный баланс? Изотопные методы могут в числе прочего применяться для оптимизации использования удобрений, оценки воздействия агрохимических веществ-загрязнителей и определения источников выбросов парниковых газов.

Вчера в Ереване, Армения, Генеральный директор МАГАТЭ Юкия Амано заявил, что МАГАТЭ продолжит сотрудничество с Арменией, чтобы обеспечить соответствие Армянской АЭС (ААЭС) наивысшим стандартам безопасности.

Президент Саркисян высоко оценил помощь МАГАТЭ и отметил, что ядерная энергетика играет ключевую роль в решении проблемы дефицита электроэнергии в стране, а также позволяет решать проблемы, связанные с изменением климата. Он указал: «Чтобы добиться этой цели, нашей стране не обойтись без сотрудничества с МАГАТЭ».

В ходе встречи с председателем Управления по ядерному регулированию Армении г-ном Ашотом Мартиросяном г-н Амано был проинформирован о продолжающихся усилиях по повышению уровня безопасности и физической безопасности на ААЭС, расположенной близ г. Мецамор, в 36 км к западу от Еревана. Они также обсудили недавно проведенные в стране экспертные миссии и миссии по рассмотрению, включая миссию МАГАТЭ по рассмотрению аспектов безопасности долгосрочной эксплуатации (САЛТО), которая прошла 27 ноября — 6 декабря 2018 года. Г-ну Амано также сообщили, что Армения полностью согласна с предложениями и рекомендациями этой миссии и что правительство страны твердо намерено продолжать работу по повышению безопасности и усилению физической защиты на ААЭС. ААЭС производит порядка 40% электроэнергии страны.

Г-н Амано также был проинформирован о ходе обновления ядерного законодательства Армении с целью привести его в соответствие с нормами безопасности МАГАТЭ и директивами по безопасности Европейского союза. Г-н Амано заявил, что МАГАТЭ готово оказать содействие работе, касающейся норм безопасности МАГАТЭ.

Г-н Амано посетил ААЭС, где исполняющий обязанности министра энергетических инфраструктур и природных ресурсов Акоп Варданян рассказал ему о процессе модернизации и различных мерах по повышению безопасности ААЭС на предмет ее долгосрочной эксплуатации в контексте принятой в стране практики регулирования при лицензировании.

Г-н Амано посетил Армению 29–30 апреля 2019 года.

Источник: IAEA 30.04.2019

Last June, IRSN submitted a report on the storage of spent nuclear fuel to the Parliamentary lnquiry Committee on the Safety and Security of Nuclear Facilities. ln the report, which is available on IRSN’s website, the Institute examines the concepts of wet and dry storage existing both in France and abroad.

Based on its assessment of spent nuclear fuel storage in France and on knowledge acquired during services performed abroad, IRSN examined the concepts of wet and dry spent-fuel storage developed both in France and worldwide, along with the associated safety issues.

The two types of spent fuel storage that could be envisaged (wet or dry) do not serve exactly the same needs: storage in a pool is essential for spent fuel with high residual heat and dry storage is suitable for fuel that has cooled down significantly.

The type of spent fuel (natural uranium ENU, reprocessed uranium ERU, or mixed uranium and plutonium oxide MOX) affects any decision about which type of storage to be used, at least for a certain period of time, because MOX fuels have a higher residual heat for longer period.

From a safety point of view, regardless of the type of storage, the decisive parameter is the residual heat of the fuel to be stored. Wet storage, which generally contains hotter fuel, requires more substantial safety measures than dry storage, for which more passive measures can be implemented. In dry storage, cladding (the first containment barrier) is subject to greater thermal stress and is more difficult to inspect.

As a summary, the types of storage do not meet the same requirements. The choice of storage for a given period of time depends on the type of spent fuel (containing natural uranium, reprocessed uranium, or mixed uranium and plutonium oxide). From a safety point of view, the determining factor is the residual heat of the fuel to be stored, whatever the type of storage.

In order to share its work with its foreign counterparts and to continue discussions on the storage of spent nuclear fuel, IRSN has just published an English version of this report on its website.

To find out more and download the report, visit:
www.irsn.fr/spent-nuclear-fuel-storage

Contact
Igor Le Bars, IRSN
igor.lebars@irsn.fr

Источник: eurosafe-forum 6.2019

Eight years after the major earthquake that struck the east coast of Japan on March 11, 2011 and the horrific nuclear accident that it caused, IRSN is publishing the results of a study on the management of the post-accident situation in Japan, based on an in-depth survey of Fukushima Prefecture residents.

SHINRAI (“Trust” in Japanese) is a Franco-Japanese research project, launched in 2014 by IRSN, Medialab of the Paris lnstitute of Political Studies, and Tokyo Tech. and coordinated by IRSN.

The Shinrai project is based on survey work (interviews, questionnaires) in Japan with four types of stakeholders:

• the authorities involved in post-accident management,
• the scientists and experts involved in support or in opposition with the authorities,
• nongovernmental associations offering aid to radiological victims and refugees of the nuclear accident,
• and residents of the Fukushima Prefecture.

The published report, called “Shinrai research project: The 3/11 accident and its social consequences – Case studies in Fukushima prefecture”, is based mainly on an in-depth survey of residents from Fukushima Prefecture. The aim is to investigate the social and political consequences of the Fukushima accident that occurred in 2011. It is primarily concerned with the decision-making methods used by the authorities following the accident and their impact on the population. It is unique in that it provides a multidisciplinary perspective on how is managed the post-accidental situation in Japan.

The study examines the way Japan’s post-accident policy was implemented, including the evacuation of populations, decontamination operations and compensation. It identifies six different reactions from inhabitants on whether or not to return to the evacuated regions, based on criteria such as age, family situation, support for the post-accident policy, and confidence in the assessment of the radiological situation. It also highlights the major role that mayors played, by showing how they tried to meet government requirements while defending the interests and wishes of their constituents. It concludes by questioning the framework on which the Japanese institutions in charge of management have based their post-accident management (such as the attachment of residents to their area, the commensurability of the radiological risk, and zoning as a tool for the radiation protection of populations).

IRSN is now making the study available on its website to French and international bodies responsible for defining post-accident policies, for whom it will provide a basis for further reflection.

To learn more on the Shinrai project:
https://www.irsn.fr/en/research/research-organisation/research-programmes/shinrai-project/Pages/SHINRAI-project.aspx

To download the report:
https://www.irsn.fr/FR/connaissances/Installations_nucleaires/Les-accidents-nucleaires/accident-fukushima-2011/fukushima-2019/Documents/IRSN-Fukushima-2019-rapport-Shinrai-evacues_201903.pdf

Contact
Christine Fassert, IRSN
Christine.Fassert@irsn.fr

Источник: eurosafe-forum 6.2019

The aim of IRSN’s CABRI International Program (CIP) is to use experiments to improve our knowledge of the behavior of fuel rods in pressurized water reactors (PWRs) during a power transient accident. The results of the first CIPQ test, which was performed on April 16, 2018 at the renovated CABRI facility equipped with a pressurized water loop, have been analyzed and the corresponding report is ready to be sent to the program partners.

The CIPQ test successfully qualified the renovated CEA-owned CABRI facility and its instrumentation. The test used a 560-mm test rod consisting of 48 MOX fuel pellets with Zircaloy 4 cladding, previously irradiated during three cycles in a 900 MWe PWR.

Analysis of all the experimental data acquired in real time and in the post-test phase shows very satisfactory consistency between the different measurements, and reveals two areas of rod failure with fuel dispersion in the coolant. The failures were observed at the top (along a length of around 110 mm) and at the bottom (along a length of around 80 mm) of the fissile column at diametrically opposite angles (180^o/200^o and 0^o respectively).These results will be supplemented by non-destructive and destructive examination of the rod to better understand the thermomechanical phenomena at work during the test and to analyze the cladding failure scenario in more detail.

The experimental measurement analysis report will soon be sent to the 15 international partners in the CIP program, who are from 12 countries. In parallel, teams from IRSN and the CEA are already starting to prepare for the next two CIP tests, which will be performed in 2020.

To learn more:
https://www.irsn.fr/cabri-en

Contact
François Barré, IRSN
francois.barre@irsn.fr

Источник: eurosafe-forum 6.2019

Waste retrieved from the Magnox Swarf Storage Silo (MSSS) at Sellafield is being safely stored in an unencapsulated form for 50-75 years. This has never been done before and it is safety critical that hydrogen generation is measured and managed, especially when the waste first goes into store.

There was no existing technology capable of meeting the requirements of speed of measurement, accuracy, remote access and operations.

In a world first, Wood developed a non-invasive, remote measurement technique to autonomously identify surface bubbles and provide volumetric assessment of hydrogen release rate in a matter of minutes.

The novel system uses machine vision to analyse video of the liquor surface in the skip. A bespoke software program reads camera images and uses light patterns to identify and track bubbles on the surface and to measure their size. The hydrogen release rate is calculated by summing the bubble volumes.

The system accounts for bubbles appearing, disappearing and merging, and will count bubbles on clear or cloudy liquors.

The system has progressed to Technology Readiness Level (TRL) 6 – full-scale inactive demonstration of an integrated system – and is expected to move to TRL 8/9 when it is deployed later this year.

Wood created a fit-for-purpose test rig, which enabled significant schedule and cost savings to be made during development.

The new system ensures that Sellafield Ltd can meet the waste characterisation requirements of the Office for Nuclear Regulation (ONR) in a way which takes only a minimal amount of time and costs very little.

The system has been trialled at full scale and is now being readied for deployment as part of the characterisation capability in two important Sellafield projects: Encapsulated Product Store-Waste Transfer Route and the Box Encapsulation Plant.

Contact
John Maddison, Wood
john.maddison@woodplc.com

Источник: eurosafe-forum 5.2019

Pipework for the shield cooling system at the Palisades nuclear power plant in Covert, Michigan, is buried in concrete.

Wood is making radiation monitoring of storage ponds safer and more timely by using specially adapted remotely operated vehicles (ROVs).

Conventionally, samples of pond water are collected manually and sent away for laboratory analysis. This approach exposes workers to increased radiation doses, carries the risk of contamination spread due to dropped samples and never gives a current reading because it takes several days to obtain the analysis results.

In an innovative project at the Sellafield nuclear site in the UK, Wood found a way to speed up the process and minimise human intervention, while still obtaining the highest quality results.

A submersible ROV collects samples of water before docking at a custom-built monitoring station floating at the side of the pond, where the sample is analysed by a gamma radiation spectrometer.

With the new system, the reading is obtained in real time and there is no risk of contamination spread because the sample remains underwater. Sampling and monitoring is performed remotely meaning that the operator is not exposed to elevated radiation levels.

This project is a great example of Wood’s ability to apply a mix of appropriate technologies to solve a difficult technical problem for customers in a cost-effective way.

Contact
Gordon John, Wood
gordon.john@woodplc.com

Источник: eurosafe-forum 5.2019

Wood’s Regulatory Support Directorate carried out a study into the effect of temperature on the criticality safety of fissile systems for the Office for Nuclear Regulation (ONR), the UK civil nuclear regulator.

Criticality calculations for fissile material transport packages are typically carried out at room temperature.  However, transport packages may encounter a wide range of temperatures, and the IAEA Transport Regulations state that packages shall be designed for ambient temperatures from ‑40°C to +38°C.  Previous work on temperature effects has mainly looked at the high temperatures found in reactors, but this new study also considers temperatures below freezing.

Calculations were carried out using the Monte-Carlo criticality code MONK over a temperature range from 193 ‑ 1073K, (-80^oC – 800^oC) with 273K (0^oC) being calculated for both water and ice.   The interaction of thermal neutrons in water and in ice has been shown to be significantly different, even at similar temperatures. The crystalline structure that forms when water freezes not only leads to a reduction in density but a change to the nature of the interactions between the atomic bonds within a single H₂O molecule and between adjacent molecules. Therefore, the bound thermal scattering data is fundamentally different between water and ice.

The report presents an investigation into the effect of temperature on the reactivity of fissile systems.  An explanation of the important physical phenomena that may result in changes in the reactivity of a fissile system with temperature is provided.  One of the main effects is the Doppler broadening of resonances in the neutron cross sections.

A range of calculations was performed to estimate how a change in temperature influences the neutron multiplication factor, K, in a number of fissile systems.  The range of materials covered in the study included a number of fissile / fissionable species being one or more of U-235, U-238, Pu-239 and Pu-240 combined with different moderator materials (water/ice, polythene or graphite).   The systems were modelled as either an infinite mixture or an infinite array of pin-cells, therefore the measure of neutron multiplication considered in all cases is K_infinity (no leakage of neutrons from the system).

Results are plotted as difference in k against temperature and against moderator-to-fuel ratio.  The example in the graph above is for 5% enriched uranium oxide rods in light water.  The unit cell size was adjusted to give three different water volume to fuel volume ratios V(H₂0) to V(UO₂).

The discontinuity at 273K (0°C) is clear.  For an under-moderated system, reactivity decreases with increasing temperature; for an over-moderated system, reactivity increases with temperature.

The report compares the major criticality codes MONK, MCNP and SCALE-KENO with respect to their current and developing abilities to model the temperature dependence of neutron multiplication. This includes consideration of the limitations of the available nuclear data.

The study concluded that variation of reactivity with temperature is not always intuitive, and those assessing transport safety cases should be aware that for some systems criticality safety margins may be smallest at temperatures below freezing.

A full report on the findings is available on the ONR website here:
http://www.onr.org.uk/documents/2019/onr-rrr-077.pdf

Contact
Steve Power, Wood
steve.power@woodplc.com

Источник: eurosafe-forum 5.2019

When the UK Government published the draft European Union (Withdrawal) Bill on January 26, 2017, it became clear that Brexit would also mean Brexatom. To the surprise of some, the UK signalled its intention to withdraw from the European Atomic Energy Community (Euratom).

This was driven by a desire to leave the jurisdiction of the European Court of Justice and to end the free movement of people, both of which are enshrined in the Euratom treaty.

At the time of writing, the UK and EU’s efforts to reach a negotiated agreement remain frustrated by politics. But the nuclear landscape appears much more settled than anything else on the Brexit horizon.

Andrew Stephenson, minister for nuclear, told the House of Commons in a written statement on May 15, 2019: “Government’s preparations for the UK’s withdrawal from Euratom mean that the UK now has all the necessary measures in place to ensure that the UK nuclear industry can continue to operate with certainty in all situations.”¹

To replace Euratom, the UK government has sought to create alternative arrangements to avoid any lapse in the ability to conduct international nuclear trade if it can no longer rely on Euratom’s nuclear co-operation agreements (NCAs) in a post-Brexit world.

The first task was to take back control of the nuclear safeguarding system, which must demonstrate that civil nuclear materials are not being diverted into military or weapons programmes.

During its membership of Euratom, UK safeguarding measures have been implemented by the European Commission, which also conveys relevant information to the International Atomic Energy Agency in compliance with international standards.

The UK has passed the Nuclear Safeguards Act giving the Office for Nuclear Regulation (ONR) domestic oversight post Brexit. It has also signed two new bilateral agreements on safeguarding with the IAEA, a voluntary offer agreement and an additional protocol.

The legal framework for ONR oversight was codified quickly. Public consultation on the draft Nuclear Safeguards Regulations, which set out the new domestic civil nuclear safeguards regime, closed in September 2018 and the UK Parliament debated and approved the regulations in January 2019.

The ONR met its target for recruiting additional inspectors ahead of the original departure date of 29 March and the delay in reaching a Brexit agreement can only assist in ensuring that the new inspectorate is up and running when Brexatom finally arrives.

The Safeguards Information Management and Reporting System is now running parallel with Euratom to ensure a seamless transition when the time comes and the UK government has committed to meeting in full the set-up costs of the new ONR safeguarding regime.

There is widespread confidence that the new regime will be as thorough and effective as that overseen by Euratom.

The UK’s international nuclear trade will also be protected by newly agreed NCAs with the US, Australia, Canada and Japan which will take effect when the UK leaves the EU and on terms equivalent to the existing Euratom arrangements.

On top of this, the UK government says discussions are going well with Japan on the continuation of a bilateral nuclear trade arrangement which has been in place since 1998.

Despite leaving Euratom, the UK wants to maintain a close association so that mutually successful civil nuclear cooperation is maintained. There are hopes for an enhanced NCA to formalise cooperation between ONR and the European Commission on safeguards, participation in the Euratom Research and Training Programme, contractual arrangements for the supply of nuclear materials, and to minimise trade barriers. Agreement in principle has already been reached on safeguarding mechanisms and the UK’s continued involvement in the Joint European Torus.

If there is no exit deal, the UK still risks losing influence in nuclear cooperation across Europe. And although Britain’s nuclear sector and the Euratom community are equally keen to ensure business as usual, a lot will depend on whether the tangled politics of the withdrawal agreement can be resolved.

Wood designed, built and commissioned equipment and facilities used to repackage nuclear material so that it could be transported across the Atlantic.

The UK’s Nuclear Decommissioning Authority (NDA) and the USA’s National Nuclear Security Administration (NNSA) recently announced the successful completion of the export programme.

A suite of bespoke gloveboxes was built within a purpose-built, seismically qualified structure inside an existing facility, so that the highly enriched uranium (HEU) could be handled safely within a controlled environment at the Dounreay nuclear site in Scotland, UK.

Working with the team at site operators Dounreay Site Restoration Ltd, Wood was responsible for all aspects of the engineering including process, civil, HVAC and control and instrumentation design. The company’s criticality and shielding team carried out hundreds of software calculations to demonstrate process safety covering both radiation protection and criticality.

Andy White, vice president (decommissioning) at Wood, said: “Wood and its partners in the UK’s nuclear supply chain rose to this technically demanding challenge and we are proud to see that the programme has reached a successful conclusion.”

Manufacturing of the gloveboxes was supported by Wood’s partners: Caithness-based Gow’s Lybster Ltd, Hampshire-based Aquila Nuclear Engineering and Oldham-based Universal Fabrications (North West) Ltd.

The completed transfer of around 700kg of HEU from Dounreay, in the north of Scotland, to the US was announced by the NDA and NNSA on May 3, 2019.

The HEU transfer was part of the UK Government’s commitment to the 2016 Nuclear Security Summit held in Washington DC.

NDA CEO, David Peattie, thanked the staff from Dounreay Site Restoration Limited, counterparts from the US Department of Energy and the other agencies involved with coordinating the movement of the material, for their commitment and hard work.

David Peattie said: “The successful completion of the complex work to transfer HEU is an important milestone in the programme to decommission and clean up Dounreay Site.”

The HEU will be down-blended in the US to be used as fuel in civil nuclear reactors – for entirely peaceful purposes.

The US is sending a different form of the material to Europe, where it will be used as research reactor fuel and in the production of medical isotopes.

Lisa E. Gordon-Hagerty, US Department of Energy Under Secretary for Nuclear Security and NNSA Administrator, added: “This joint effort highlights our strong cooperation and mutual non-proliferation goals.”

The removal is an element of a worldwide effort to increase nuclear security by reducing HEU inventories. It also is part of a 2014 agreement between DOE/NNSA and the Euratom Supply Agency to reduce HEU while supporting medical isotope production and research reactors in Europe.

Contact
Matthew Smith, Wood
matthew.smith@woodplc.com

Источник: eurosafe-forum 5.2019

Компания «Moltex Energy USA LLC» получила федеральное финансирование США в размере 2,55 млн долл. на разработку технологий, которые позволят сократить сроки строительства Стабильного солевого реактора (Stable Salt Reactor – SSR) до трех лет.

Финансирование предоставлено Агентством перспективных исследований Министерства энергетики США (Advanced Research Project Agency-Energy –
ARPA-E) и будет использовано для разработки композитных структурных технологий (composite structural technologies – COST) для реактора. Компания «Moltex» сообщила, что Стабильный солевой реактор – выжигатель отходов (Stable Salt Reactor-Wasteburner – SSR-W) является первым вариантом реактора SSR, который разрабатывается компанией, и станет еще ближе к рынку и глобальному внедрению.

Если планируется быстрая замена ископаемого топлива, для всей установки – от реактора до окончательного строительства и эксплуатации – необходимо учитывать реальное финансирование, экономические вопросы, практические аспекты эксплуатации и сроки подготовки строительства новой ядерной установки. Этот проект демонстрирует реактор SSR-W как экономически практичное решение проблемы изменения климата в необходимые сроки в наиболее значимых областях для глобальной декарбонизации в 2030-х годах, а не в 2040-х или 2050-х годах.

Компания «Moltex» будет работать в сотрудничестве с Аргоннской национальной лабораторией, Ок-риджской национальной лабораторией, Научно-исследовательским институтом электроэнергетики, Университетом Пёрдью и Университетом Вандербильта, используя инновационные технологии, такие, как современные конструкционные композиты и покрытия, для обеспечения быстрого строительства.

Реактор SSR имеет расплавленную соль. В реакторе используется топливо, растворенное в расплавленной фторидной или хлоридной соли, которая также функционируют в качестве теплоносителя реактора и работает при атмосферном давлении. В конструкции реактора SSR компании «Moltex» расплавленное солевое топливо хранится в вентилируемых трубах, связанных в тепловыделяющие сборки, которые составляют модули активной зоны реактора. Каждый модуль мощностью 150 МВт построен на заводе и содержит опорную конструкцию для топливных сборок, теплообменников и всех других насосов и органов управления. Модули с прямоугольной активной зоной содержатся в большем резервуаре, который заполнен жидким солевым теплоносителем. Вторая подобная система солей отводит тепло от первого солевого контура.

Технический консультативный комитет компании «Moltex» по проекту состоит из ведущих международных экспертов и потребителей коммунальных услуг, включая партнера по демонстрации технологий – компанию «New Brunswick Power» («NB Power»).

Реактор SSR-W – это первый вариант реактора SSR, который разрабатывается компанией, и в нем будет использоваться топливо, полученное из отработавшего ядерного топлива обычных реакторов. В 2018 г. компания «Moltex» подписала соглашение с корпорацией «New Brunswick Energy Solutions Corporation» и компанией «NB Power» для строительства демонстрационного реактора SSR-W на площадке АЭС «Пойнт-Лепро» в Канаде. Предусмотренный компанией реактор SSR второго поколения, в котором будет использоваться урановое топливо, нацелен на те страны, у которых нет ядерных реакторов и, следовательно, нет отходов для сжигания. Компания также предусматривает вариант реактора-размножителя с торием.

Проект позволит компании «Moltex» получить доступ к американскому опыту в области строительных технологий, проектных норм и анализа безопасности проектирования для поддержки компании «Moltex Energy Canada», которая возглавляет лицензирование, проектирование установки и развертывание демонстрационного реактора. В то же время британская лаборатория проведет фундаментальные научные исследования и эксперименты, связанные с технологией реактора SSR компании «Moltex».

Агентство ARPA-E продвигает высокопотенциальные и эффективные энергетические технологии, которые еще слишком рано инвестировать частным сектором. Финансирование компании «Moltex» является частью программы агентства ARPA-E по моделированию инноваций в атомной энергетике (Modeling-Enhanced Innovations Trailblazing Nuclear Energy Reinvigoration – MEITNER), которая направлена на выявление и разработку инновационных технологий, которые могут сделать возможным проектирование более дешевых и более безопасных современных ядерных реакторов.

Источник: World Nuclear News 5.7.2019

Комиссия ядерного регулирования (NRC) лицензировала первую полностью цифровую систему контрольно-измерительных приборов и автоматики (КИПиА) на исследовательском реакторе, построенном в Университете Пёрдью в 1962 г. Лицензия комиссии NRC также впервые распространяется на сертифицированные детали в соответствии со стандартами, установленными неамериканским регулирующим органом.

Реактор номер один Университета Пёрдью (Purdue University Reactor Number One – PUR-1) и связанная с ним исследовательская установка подверглись цифровому преобразованию, которое началось в 2012 г., когда Министерство энергетики предоставило университету грант в рамках Программы университета по ядерной энергии для замены реакторного оборудования и контрольно-измерительной системы. Полностью цифровая система была разработана университетом в сотрудничестве с компаниями «Mirion Technologies» и «Curtiss-Wright Corp.». По сообщению университета, эта работа открывает путь для широкого внедрения этой технологии, как в исследовательских, так и в промышленных реакторах.

Современные технологии управления в ядерном секторе позволят использовать большие данные и повысить надежность. От вакуумных трубок и припаянных проводов 60-х годов перешли к светодиодам, сетевым кабелям и современной электронике. Цифровая система позволит постоянно измерять данные исследований и обрабатывать и анализировать больше данных, потенциально предоставляя возможности для новых возможностей, таких, как прогнозная аналитика, машинное обучение и искусственный интеллект. Цифровые технологии обеспечивают лучшее профилактическое обслуживание, что приводит к увеличению срока службы и более безопасной эксплуатации, а цифровые компоненты также дешевле и более коммерчески доступны, чем аналоговые детали, сообщили в университете.

Цифровой реактор будет полезен как отраслевым, так и академическим исследователям, предоставляя испытательный стенд для оценки моделирования реактора. Модернизированные объекты включают видеостену площадью 14 м² для улучшенного отображения данных, и объект также сможет отправлять данные в удаленные места для образовательных и исследовательских целей.

Перед обновлением использование реактора перешло от фундаментальных исследований по физике реакторов к работе в основном в качестве учебного центра. Теперь в университете могут вернуться к этим исследованиям, в то же время значительно расширив возможности реактора для обучения.

Американские операторы АЭС могут уже рассмотреть возможность модернизации цифровых систем контроля и управления, которые были одобрены комиссией NRC, и, согласно информации комиссии NRC, все новые АЭС в США проектируются с интегрированными цифровыми системами контроля и управления. На АЭС «Окони» компании «Duke Energy» впервые в США в 2011–2013 гг. заменили аналоговую систему защиты реакторов и инженерную систему защитных мер цифровыми версиями. На нескольких установках топливного цикла также используют системы управления, основанные на технологии цифрового проектирования, как в обычных системах управления процессом, так и в системах управления безопасностью.

Использование цифровых КИПиА на АЭС является одной из областей, выделенных в инициативе комиссии NRC, начатой в 2018 г. в целях преобразования ее нормативной базы для лучшего соответствия потребностям современной атомной отрасли.

По сообщению представителей университета, лицензирование комиссией NRC реактора PUR-1 также беспрецедентно, поскольку в него включены детали, сертифицированные по немецким, а не американским стандартам. Комиссия NRC приняла детали, сертифицированные Комиссией по стандартам ядерной безопасности Германии (Kerntechnischer Ausschuss – KTA) в рамках своей инициативы по процессу регулирования, основанного на оценке риска и эффективности. Тот факт, что комиссия NRC принимает цифровой пульт для небольшого исследовательского реактора с деталями, сертифицированными в соответствии со стандартами комиссии KTA, сигнализирует регулирующему органу о переходе к утверждению большого промышленного реактора.

В настоящее время комиссия NRC проводит регулирование 31 действующего исследовательского и испытательного реактора (их иногда называют неэнергетическими реакторами), большинство из которых расположены в университетах или колледжах. Комиссия не регулирует исследовательские и испытательные реакторы Министерства энергетики.

Реактор PUR-1 в Западном Лафайете является единственным ядерным реактором, работающим в штате Индиана. Реактор для испытания материалов может производить до 1 кВт тепловой энергии и использует уран/алюминиевое топливо. Университет Пёрдью намерен провести церемонию открытия нового лицензированного реактора в сентябре.

Источник: World Nuclear News 10.7.2019

Федеральное управление по ядерному регулированию (FANR) Объединенных Арабских Эмиратов (ОАЭ) официально сертифицировало первую группу операторов компании «Nawah Energy» для АЭС «Барака». Сертификация операторов является ключевым требованием для выдачи лицензии на эксплуатацию АЭС.

Аттестация 15 операторов реактора, обеспечивающая их компетенцию в эксплуатации АЭС, является важной вехой программы ядерной энергетики ОАЭ. Управление FANR сыграло решающую роль в сертификации операторов реактора и проверке их компетентности и готовности эксплуатировать АЭС «Барака» в соответствии с самыми высокими стандартами безопасности для обеспечения защиты населения и окружающей среды.

Группа завершила трехлетнюю программу обучения, разработанную Эмиратской ядерной энергетической корпорацией (Emirates Nuclear Energy Corporation – Enec) и ее дочерней компанией по эксплуатации и техническому обслуживанию «Nawah Energy Company» в соответствии с правилами управления FANR. Программа, которая была проверена и проинспектирована управлением FANR, включала практический опыт, а также учебную программу, ориентированную на дисциплину, для первой группы операторов, имеющей возможность обучаться в Южной Африке, Республике Корее и США, а также в ОАЭ. Управление FANR сообщило, что будет проверять программу переподготовки компании «Nawah» каждые два года, включая положение о периодическом подтверждении квалификации оператора в соответствии с нормативными требованиями.

Генеральный директор компании «Nawah» Марк Реддеманн сообщил, что обучение и образование, которое получили операторы, соответствует высочайшим международным стандартам и поддерживает цели обеспечения мирового уровня, ориентированного на безопасность и качество подхода к работе на АЭС «Барака».

Консорциум во главе с Корейской электроэнергетической компанией (Korean Electric Power Company – Kepco) строит четыре блока с реакторами APR-1400 для корпорации «Enec» на АЭС «Барака», в районе Дхафра, Абу-Даби. Строительство первого блока началось в июле 2012 г., блока 2 в мае 2013 г., блока 3 в сентябре 2014 г. и блока 4 в сентябре 2015 г.

Строительство энергоблока АЭС «Барака-1» было завершено в 2018 г., и в настоящее время блок проходит пусконаладочные работы и испытания до получения лицензии на эксплуатацию, которая необходима до того, как может начаться загрузка топлива. Управление FANR сообщило, что в настоящее время блок находится на финальной стадии рассмотрения заявки на получение лицензии на эксплуатацию. Строительство четырех энергоблоков на АЭС «Барака» завершено на 93%.

Источник: World Nuclear News 8.7.2019

В провинции Гуандун подключен к электросети энергоблок №2 АЭС «Тайшань». Это второй реактор EPR, введенный в эксплуатацию после реактора АЭС «Тайшань-1». Ожидается, что блок №2 будет введен в коммерческую эксплуатацию позднее в 2019 г.

Проект АЭС «Тайшань» в 140 км к западу от Гонконга принадлежит совместному предприятию «Guangdong Taishan Nuclear Power Joint Venture Company Limited» (TNPJVC), которое включает компании EDF (30%) и «China General Nuclear» (CGN). Строительство энергоблока №1 началось в 2009 г., энергоблока №2 в 2010 г. Эти два блока являются третьим и четвертым блоками с реакторами EPR, строящимися в мире. Проект реактора EPR разработан компанией «Framatome».

Компания «Framatome» сообщила, что подключение АЭС «Тайшань-2» к сети является признанием технологического опыта в отношении ввода в эксплуатацию реакторов EPR. Вскоре АЭС «Тайшань-2» будет обеспечивать электроэнергией сотни тысяч китайских домов.

Энергоблоки АЭС «Тайшань-1 и -2» являются третьим и четвертым блоками с реакторами EPR, строящимися после проектов АЭС «Олкилуото-3» в Финляндии и «Фламанвилль-3» во Франции. Два реактора EPR также строятся в рамках проекта «Хинкли-Пойнт С» в Сомерсете, Великобритания.

Реактор «Тайшань-1» достиг первой критичности 6 июня 2018 г. и был подключен к сети 29 июня. Он был объявлен в коммерческую эксплуатацию
13 декабря. Загрузка топлива в активную зону энергоблока №2 началась в мае 2019 г., и 28 мая на нем впервые была достигнута устойчивая цепная реакция.

Ожидается, что в реактор EPR АЭС «Олкилуото-3» топливо будет загружено в ближайшие месяцы, а начало регулярного производства электроэнергии запланировано на 2020 г. Загрузка топлива в активную зону реактора EPR «Фламанвилль-3» ожидалась к концу 2019 г., но в начале июня компания EDF заявила, что запуск реактора может быть отложен до конца 2022 г. из-за необходимого ремонта сварных швов в первом контуре.

Источник: World Nuclear News 28.6.2019

Совместное предприятие «Bouygues–Laing O’Rourke», занимающееся строительством базы для нового реактора EPR АЭС «Хинкли-Пойнт С», произвело крупнейшую заливку бетона в Великобритании.

По сообщению компании «EDF Energy», 9000 м³ бетона усилено 5000 тоннами стали. База для первого реактора, известного как «J-zero», завершена, и теперь можно приступить к строительству здания для ядерного реактора. Первый реактор планируется ввести в действие в конце 2025 г. Операторы компании EDF заявили, что строительство второго реактора АЭС «Хинкли-Пойнт С» станет важной вехой в июне 2020 г. благодаря хорошему прогрессу и повышению эффективности. Было также объявлено, что совместным предприятием были подписаны окончательные контракты для установки труб и кабелей на АЭС «Хинкли-Пойнт С» для механических, электрических и отопительных и вентиляционных систем.

В сообщении о прогрессе на других частях площадки компания EDF указала, что строительство второго из двух блоков АЭС «Хинкли-Пойнт C» идет полным ходом и уже демонстрирует возможную улучшенную эффективность, когда повторяется идентичный проект. Согласно сообщению компании EDF,
12-месячное разделение проекта обеспечило максимальную эффективность для перехода команд между блоками.

В настоящее время в схеме используется самый большой в мире кран Sarens SGC 250 для подъема на место сборных секций ядерных зданий.

Компания EDF утверждает, что получение низкоуглеродной электроэнергии на АЭС должно сыграть жизненно важную роль, помогая Великобритании справиться с кризисом изменения климата. Французская транснациональная компания утверждала, что это сделает возможными нулевые чистые выбросы и поможет Великобритании иметь доступное и безопасное электроснабжение. К 2050 г. планируется достичь цели чистых нулевых выбросов.

В совместное предприятие входят компании «Altrad», совместное предприятие «Balfour Beatty Bailey» («Balfour Beatty» и «NG Bailey»), «Cavendish Nuclear» и «Doosan Babcock». Предприятие образовано по запросу компании EDF в сентябре 2018 г.

Источник: Construction News, World Nuclear News  28.6.2019

Компания EDF начала работы по техническому обслуживанию и модернизации реактора АЭС «Трикастин-1» мощностью 900 МВт, что позволит эксплуатировать реактор еще десять лет. Расходы оцениваются в 250 млн евро (284,65 млн долларов).

Реактор АЭС «Трикастин-1» введен в эксплуатацию в 1980 г. и является первым из 58 французских реакторов, на котором проводится четвертый капитальный ремонт (проводящийся каждые 10 лет), тщательный обзор, чтобы гарантировать его целостность после 40 лет эксплуатации и способность функционировать еще 10 лет.

Компании EDF пришлось бы продемонстрировать Управлению по ядерной безопасности (ASN), что она должным образом управляет стареющим реактором, одновременно улучшая безопасность и окружающую среду, принимая во внимание новые меры, принятые после аварии на АЭС «Фукусима-I» в Японии в 2011 г.

Управление ASN заявило, что примет общее решение о продлении срока службы 32 реакторов компании EDF мощностью 900 МВт в конце 2020 г., начиная с реактора АЭС «Трикастин-1». Это имеет первостепенное значение для компании EDF, так как ее опыт будет использован для других АЭС.

Включая детальный осмотр корпуса реактора, компания EDF также должна будет контролировать и обеспечивать правильное уплотнение контуров реактора и контейнмента. Работы по модернизации затрагивают 80 различных секторов и продлятся до ноября. Это происходит в то время, когда компания EDF сталкивается с повышенным вниманием и строгими требованиями со стороны регулирующего органа по соблюдению мер безопасности на реакторах.

Управление ASN сообщило, что компании EDF придется отремонтировать восемь дефектных сварных швов в контейнменте реактора EPR АЭС «Фламанвилль-3», который она строит на севере Франции. Компания тесно сотрудничает с регулирующим органом по продлению срока службы ядерных реакторов. Требования управления ASN очень высоки, но компания старается максимально их предвидеть и получать одобрения для технических опций. Ожидается, что капитальный ремонт реакторов, который включал в себя реконструкцию и повышение безопасности, будет стоить около 45 млрд евро (51,24 млрд долларов) в период между 2014 и 2025 годами.

Обновления будут прибыльной операцией, которая позволит Франции продолжать получать выгоду от дешевой низкоуглеродной ядерной энергии и не приведет к увеличению счетов за электроэнергию для потребителей.

Четыре ядерных реактора АЭС «Трикастин» производят в среднем
25 ТВт·час электроэнергии в год, или 6% от производства ядерной энергии во Франции. Остальные три реактора будут подвергнуты аналогичной модернизации в период с 2021 по 2024 год.

Источник: Reuters 28.6.2019

Правительство Чешской Республики дало предварительное одобрение строительства нового энергоблока на АЭС «Дукованы» компании ČEZ. Решение было объявлено в правительственном постановлении, опубликованном Министерством промышленности и торговли.

Государственная энергетическая политика Чешской Республики, утвержденная кабинетом министров страны в июне 2015 г., предусматривает создание одного нового блока на АЭС «Дукованы» и, возможно, еще трех на АЭС «Дукованы» и «Темелин». Кабинет министров в то время рекомендовал, чтобы компания ČEZ, которая владеет и управляет двумя АЭС «Дукованы» и «Темелин», создала дочернюю компанию для подготовки планов строительства и изучения вариантов финансирования новых реакторов.

В соответствии с опубликованной резолюцией, правительство предоставит компании ČEZ, которая на 70% принадлежит государству, гарантии, которые помогут ей обеспечить более дешевое финансирование. Принятие решения о строительстве энергоблока на площадке АЭС «Дукованы» еще продлится несколько лет, и ожидается, что поставщики будут выбраны к 2024 г. К 2035 г. на площадке АЭС «Дукованы» будет построен один новый реактор мощностью не менее 1200 МВт, чтобы заменить четыре действующих энергоблока, которые, как ожидается, будут окончательно остановлены в период с 2035 по 2037 год. Правительство также планирует добавить новые мощности на АЭС «Темелин» компании ČEZ через некоторое время.

Инвестором строительства будет компания «Elektrárna Dukovany II», которая является 100% дочерним предприятием компании ČEZ. Между государством и компанией «ČEZ Group» будет заключен контракт, который позволит компании получить кредит на строительство новых энергоблоков. Государство также гарантирует стабильность законодательной и нормативной среды и возможную компенсацию за изменения. Государство не будет предоставлять гарантию возврата для контракта на разницу (contract-for-difference – CfD), как это было сделано правительством Великобритании для АЭС «Хинкли-Пойнт». Выбранная модель инвестора является основой для переговоров с Европейской комиссией.

Решение о строительстве новых ядерных блоков окажет серьезное влияние на возможности страны выполнять свои обязательства по сокращению выбросов. Министры воспринимают строительство новых ядерных источников в качестве предварительного условия для обеспечения безопасных поставок электроэнергии и энергетической самообеспеченности в Чешской Республике. Строительство является неотъемлемой частью основных интересов безопасности государств, в которых АЭС входят в число важнейших инфраструктур в соответствии с действующим законодательством. В рамках подготовки и реализации проекта для новых ядерных источников выбранная модель инвестора будет обеспечивать основные интересы безопасности государства.

Правительство переходит от этапа переговоров о строительстве к принятию конкретных мер по подготовке создания новых ядерных мощностей. В резолюции указано, что необходимо будет обсудить выбранную модель с Европейской комиссией в отношении правил внутреннего рынка Европейского Союза. Также необходимо будет предложить бизнес-процесс для обеспечения строительства нового ядерного источника, так как государство может контролировать свои интересы безопасности в любое время во время его строительства.

Правительство также утвердило увеличенный бюджет министерства на подготовку к строительству АЭС на период 2019–2022 годов. Будет создана консультативная группа из пяти известных экспертов в области атомной энергетики и строительства. В резолюции также указано, что, как и в случае аналогичных проектов в Великобритании, Венгрии, Финляндии и других европейских странах, большинство расходов будет использовано для заключения контрактов со специализированными организациями, включая юридические, консалтинговые и аудиторские фирмы по проектам АЭС в Европе в последние годы.

Чешская Республика нуждается в новой АЭС, чтобы поддерживать свою энергетическую независимость на основе существующих ресурсов. АЭС «Дукованы» является более старой, чем АЭС «Темелин», поэтому энергоблок должен быть построен раньше. Энергоблоки АЭС «Дукованы» должны быть заменены новыми через 20–30 лет. Что касается проекта новых ядерных источников на АЭС «Темелин», правительство на основе экспертных рекомендаций Постоянного комитета по строительству новых ядерных ресурсов в Чешской Республике приняло решение сохранить ее, чтобы она могла быть активирована в любое время.

Утверждая модель инвестора, правительство заявляет, что выполняет задачу Национального плана действий по развитию ядерной энергетики в Чешской Республике.

Это экологически чистая политика, так как новые АЭС станут стабильным источником электроэнергии и тепла с низким уровнем выбросов. Строительство способствует выполнению Государственной энергетической политики, которая предусматривает увеличение доли ядерной энергии в производстве электроэнергии с 30% до 46%, а затем до 58%. Будет происходить постепенное снижение сжигания угля в качестве экологической защиты и сокращения использования минеральных ресурсов.

Источник : World Nuclear News 9.7.2019

Министерство энергетики (МЭ) выделит 49,3 млн долл. на дальнейшую реализацию 58 передовых ядерно-технологических проектов в 25 штатах. Проекты охватывают такие направления как инфраструктура, ядерно-энергетические исследования, получение доступа к научно-исследовательскому оборудованию и разработка комплексных технологий.

В рамках Университетской программы ядерных исследований (Nuclear Energy University Program – NEUP) примерно 40 проектов в области исследований и разработок (НИОКР), возглавляемых университетами, получат в общей сложности 25,8 млн долл., и 1,6 млн долл. будут выделены на семь мероприятий по совершенствованию университетских исследовательских реакторов и инфраструктуры.

Пять проектов НИОКР, возглавляемых национальными лабораториями МЭ и американскими университетами, получат в общей сложности 4,5 млн долл. для проведения исследований, направленных на решение комплексных ядерно-энергетических задач. Эти исследования помогут в создании новых датчиков и инструментов, передовых методов производства и материалов для многоцелевого применения для АЭС и ядерного топлива. Среди этих проектов возглавляемый Лос-аламосской национальной лабораторией (LANL) проект по определению осуществимости применения лазерной аддитивной технологии для производства компонентов реактора из ферритной/мартенситной стали с инженерной микроструктурой. Этому проекту МЭ планирует передать 1 млн долл.

В рамках программы по установкам для пользователей из сферы ядерных наук (Nuclear Science User Facilities – NSUF) поддержку МЭ получат шесть важных прикладных исследовательских проектов в области ядерного топлива и материалов. Два этих проекта связаны с университетами, один с национальной лабораторией, а остальными тремя руководят представители промышленности. Три из этих шести проектов получат в общей сложности 1,5 млн долл. на проведение исследований, тогда как все шесть будут поддержаны суммой в более чем 10 млн долл., которая пойдет на покрытие расходов, связанных с предоставлением доступа к оборудованию и экспертного обеспечения по таким направлениям, как экспериментальные испытания по облучению нейтронами и ионами, оборудование для исследования после облучения, возможности синхротронного излучения и техподдержка по разработке и анализу экспериментов. Два из этих проектов NEUP также получат для поддержки 3 млн долл. из фондов по доступу к оборудованию программы NSUF.

Ядерная энергетика является важной составляющей национальной энергетической стратегии развития каждого источника энергии американского производства, и научно-исследовательская деятельность с самых начальных стадий поможет обеспечить, что этот источник энергии будет продолжать оставаться чистым, надежным и безотказным поставщиком электроэнергии еще в течение долгого времени. Начиная с 2009 г. до настоящего времени Управление МЭ по ядерной энергетике выделило через свои университетские программы более 678 млн долл.

Источник: World Nuclear News 28.6.2019

Исследователи нашли и изучили осажденную частицу, содержащую уран, от выброса при аварии на АЭС «Фукусима-I». Исследование дало ученым понимание последовательности событий, которые привели к расплавлению на АЭС «Фукусима-I».

Исследователи успешно изолировали субмиллиметровую частицу из образца окружающей среды, отобранного возле АЭС «Фукусима-I». Используя мощный луч света на Алмазном источнике света в Великобритании, исследователи выполнили комбинированную рентгеновскую томографию и рентгеновское флуоресцентное картирование с высоким разрешением. Мощная технология визуализации показала наличие урана, захваченного вокруг высокопористой частицы.

Так называемый микрофокусный спектроскопический луч на Алмазном источнике света позволил ученым наблюдать физико-химические свойства урановых выбросов. Анализируя спектральную характеристику, которая отражалась при нацеливании на вторжения с помощью высокофокусного рентгеновского луча, ученые смогли подтвердить, что уран поступил из реактора блока 1 АЭС «Фукусима-I». Хотя уран поступил из ядерных реакторов АЭС «Фукусима-I», ученые определили, что уран существует в экологически устойчивом состоянии. Его стабильность была повышена благодаря изолирующему слою из силикатного материала.

Ученые сообщили, что хотя маловероятно, что частицы представляют угрозу для окружающей среды или здоровья, такие утверждения, вероятно, изменятся в случае разрушения крупной частицы, содержащей кремний. Однако более важным для долгосрочного вывода из эксплуатации реакторов на АЭС «Фукусима-I» является знание того, что целостность активной зоны реакторного блока 1 была нарушена с ядерным материалом, существующим вне первичного контейнмента реактора.

Исследователи предполагают, что результаты могут помочь понять серию событий, которые привели к расплавлению на реакторе блока 1. Исследование было признано как отличное сотрудничество с партнерами из Японского агентства по атомной энергии (JAEA) и Алмазного источника света. Была получена бесценная информация о долгосрочных экологических последствиях аварии на АЭС «Фукусима-I» из этой единственной частицы, а также разработаны уникальные аналитические методы для дальнейших исследований по выводу из эксплуатации.

Источник: UPI 26.6.2019