Блог о ядерной и радиационной безопасности

Курындин А. В., к. т. н. (kuryndin@secnrs.ru), Шаповалов А. С. (shapovalov@secnrs.ru), Тимофеев Н. Б. (ntimofeev@secnrs.ru) (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

В настоящей статье с точки зрения соответствия актуальным стандартам безопасности МАГАТЭ рассмотрены критерии и методы выбора подлежащих нормированию радионуклидов и источников выброса радиоактивных веществ в атмосферный воздух, установленные в нормативно-правовых актах Российской Федерации, регулирующих выбросы радиоактивных веществ в окружающую среду.

Продемонстрированы преимущества использования данных критериев по сравнению с аналогичными подходами, действовавшими ранее.

Скачать статью можно в формате PDF.

On methods for selection of radioactive airborne discharge sources and radionuclides for which discharge limits shall be set

Kuryndin A. V., Ph. D., Shapovalov A. S., Timofeev N. B. (SEC NRS)

The article is about criteria and methods for selection of radioactive airborne discharge sources and radionuclides for which discharge limits shall be set by Russian nuclear regulatory authority.

Also this article demonstrates the advantages of these criteria and methods in comparison with criteria and methods, which previously were used for similar regulatory purposes.

Соболев А. В. (Sobolev_Artem@mail.ru), Каражелевская Ю. Е. (karazhielievskaia@mail.ru) (Обнинский институт атомной энергетики НИЯУ МИФИ), Зубков А. А. (zubkov@mail.ru) (АО «Инженерный центр ядерных контейнеров»)

Рассматривается проблема обращения с ОТВС, а именно вопросы неравномерности глубины выгорания кассет, использованных при пуске реактора. Указаны предпосылки к выполнению представленной работы. Так, основным стимулом послужила задача расчетного анализа радиационной безопасности контейнера для транспортирования ОТВС, использованных при пуске реактора.

Скачать статью можно в формате PDF.

Analysis axial fuel burnup irregularity to VVER-1000 assemblies on low power levels operating

Sobolev A. V., Karazhelevskaya Yu. E. (Obninsk Institute for Nuclear Power Engineering, National Research Nuclear University «MEPhI»), Zubkov A. A. (JSC «Engineering Center of Nuclear Containers»)

The paper addresses the problem of handling of spent fuel assembly (SFA), namely the issues of uneven fuel assembly burnup used during the beginning of core life. The article briefly indicates the prerequisites for the performance of the submitted work. The main incentive was the task of calculating the radiation safety of the container for transporting the SFA used during the beginning of core life.

Соколов И. П., д. х. н. (isokolov@secnrs.ru), Емельянов А. С. (emelyanov@secnrs.ru), (ФБУ «НТЦ ЯРБ»)

Проведен анализ результатов термодинамических расчетов по определению адиабатической температуры и параметров газообразных продуктов реакции этаноламина с азотной кислотой применительно к условиям возникновения теплового взрыва.

Скачать статью можно в формате PDF.

Thermodynamic explosion hazard estimation of reaction ethanolamine with nitric acid

Sokolov I. P., Ph. D., Emelyanov A. S. (SEC NRS)

The analysis of calculation results for determination of adiabatic temperature and parameters of gaseous products reaction between ethanolamine with nitric acid is suggested in view of formation condition for heat explosion.

The “INES Classifier” computer program was developed by SEC NRS for scientific and technical support of the Information and Analytical Center of the Russian Regulatory Authority (Rostechnadzor).

The computer program is based on the methodology outlined in the Guidelines for users of the International Nuclear and Radiological Events Scale – INES (2008 edition) co-developed by NEA and IAEA. The INES is used for prompt and simple communication with the public on events associated with nuclear facilities in terms of their safety significance. The INES classification of events makes it possible to assess the significance level of an event that has occurred for providing instructions, warnings and relevant information to the public for emergency preparedness and response.

The “Classifier INES” computer program is designed for:

• assessment of events significance level both in general and in terms of their effect on radiation effects, physical barriers and defense in depth levels;
• minimization of the risk of human errors during determination of an events significance level based on INES methodology;
• simplifying the methods for assessing the INES level;
• reduction of human efforts and time which are required for assessments with the INES methodology;
• automatic generation of reports that contain brief information about the criteria which were used for estimation of an events significance level based on the INES methodology.

The “INES Classifier”Computer program was successfully tested at the Rostechnadzor Information and Analytical Center during emergency response drills at nuclear power plants.

In March 2019 the “INES Classifier” computer program was submitted to the Nuclear Energy Agency Data Bank. To access the program please contact NEA Databank

http://www.oecd-nea.org/tools/abstract/detail/nea-1904/.

Contact
Andrey KIRKIN,
Scientific and Engineering Centre for Nuclear and Radiation Safety (SEC NRS)
kirkin@secnrs.ru

Источник: Eurosafe-forum.org 2019

Reliability of simulation models for nuclear installations, which are realized applying computer codes, has a vital importance for the safe use of nuclear energy. In the process of development of software that allows forecasting to the last detail of nuclear installations behavior in various operation conditions, as well as in case of an accident, the results of the advanced scientific researches are used. The most remarkable mathematicians, physicists, experimentators and software programmers take part in software development, and all components of the nuclear industry innovative development are involved. It is evident, that soundness of simulation models shall be evaluated and verified at the equally high level which is observed in the process of the software development.

Since 1991, Rostechnadzor applies in its regulatory activity the unique practice of software review, which is implemented by the SEC NRS. Since the very beginning of establishing of the software evaluation system there appeared understanding of the necessity of the open and transparent cooperation among all teams, participating in the development, verification and use of the software applied in the process of safety analysis. That is why the results of the review of such codes shall be definitely the subject to the review by the Expert Council in charge of computer codes certification under the aegis of Rostachnadzor, which includes representatives from more than 40 enterprises of the nuclear industry in Russia. The procedure for the software review was initially forethought to be a free from subjectivity team work of highly qualified specialists in the field of nuclear energy use. The solutions taken by the Expert Council are always based on the cumulative experience and knowledge of the whole scientific and technical society of the Russian nuclear industry, and represent the driving force for the development of innovative projects related to creation of new generation simulation tools and conduct of necessary experimental studies. In 2018, the more than a 25-year successful practice of computer codes review was settled by law, and the relevant amendments were introduced into the Federal Law “On the Use of Atomic Energy”.

Currently, among the most significant challenges in the context of scientific and technical aspects of computer codes development, verification and validation are as follows:

• updating of the requirements to verification (validation) of computer codes, upgrading of the criteria and forming of approaches to evaluation of the current computer codes (including multi-physical simulation, creation of codes for CFD-DNS type PCs) and digital technologies (artificial neural networks, virtual NPPs and etc.);
• development of recommendations on estimation of errors and uncertainties of the simulation results (preparation of the draft first revision of the relevant Guide has been planned for the year 2019);
• the system development of the experimental base and creation of the unified digital base of the evaluated experimental data, which can be used in the process of verification (validation) of the modern computer codes in the field of use of nuclear energy;
• evolvement of the approaches to rating of computer code users qualification.

Contact
Sergey SHEVCHENKO,
Scientific and Engineering Centre for Nuclear and Radiation Safety (SEC NRS)
sshevchenko@secnrs.ru

Источник: Eurosafe-forum.org 2019

Deep disposal facilities for liquid radioactive waste (DDF LRW) have been operating over 50 years in the Russian Federation. The disposal of liquid radioactive waste (LRW) is carried out by controlled well injection of LWR into deep horizons, isolated from the surface by low permeable rocks and shallow aquifers.

In 2013, the IAEA Mission «International peer review on the deep well injection practice for the liquid radioactive waste in the Russian Federation» was carried out in the Russian Federation. The IAEA Mission resulted in a report containing recommendations for improving the safety in the disposal of LRW in the Russian Federation.

In 2015, the «Program of calculated and experimental studies on justification and assessment of long-term safety of the deep disposal facilities for liquid radioactive waste in order to implement the recommendations of the IAEA mission» was developed. Some parts of this program are implemented by SEC NRS together with some leading academic institutions and ROSATOM’s enterprises.

The first stages of the work focused on consolidation and systematization of information on DDF LRW locations and sites. Information on the geographical, meteorological, geological characteristics of the DDF LRW locations and sites was reviewed; well design features were described; information on the radionuclide and chemical composition of injected LRW was provided, as well as the results of uncertainty estimation of the raw data.

The obtained information was used at the following stages: to prepare the experimental programs for defining parameters necessary for modeling of the processes at the radioactive waste (RW) disposal system; to develop the DDF LRW geofiltration and geomigration three-dimensional models; to analyse events, phenomena and factors which are taken into account in scenario development for the evolution of the RW disposal system.

One way to improve the long-term safety assessment, taking into account the IAEA recommendations, was developing the DDF LRW simulation models and performing predicting calculations to assess long-term safety for RW disposal system after DDF LRW closure. For this purpose, DDF LRW models have already been developed and updated by SEC NRS and new geofiltration and geomigration models have also been developed. So, the Russian-made software tool GeRa (developed by IBRAE RAN) was used for model development. The models were supplemented with planned volumes and LRW characteristics for the period up to DDF LRW planned closure, the boundary conditions for the models were also specified, the ranges of permeability coefficients were defined for horizons and low permeability formations. The preliminary results of calculations performed for the developed scenarios of normal evolution indicated the permissible DDF LRW exposure in the long term.

Fig. Structural model of “Dimitrovgradskiy” DDF LRW built using software GeRa

Another area of research within the implementation of the IAEA Mission recommendations is to justify the safety of the DDF LRW closure. To this end, the concept of the DDF LRW closure has been developed, which defines the main stages of work on the DDF LRW closure, including organizational and technical solutions for ensuring safety in and after closure, measures on radiation monitoring, volume and frequency of radiation monitoring and monitoring of the RW disposal system as well as, the procedure of collecting and storing (transmitting) information obtained at various stages of the LRW life cycle.

According to this concept, wells are eliminated using special technologies for reliable isolation of the horizon from the overlying formations, as well as excluding overflows along the annular and intertubular space of well casing strings.

To confirm the safety of the DDF LRW after closure, a set of measures on radiation monitoring of the DDF LRW site and on monitoring of the RW disposal system, as well as environmental components, should be carried out. The duration of the DDF LRW monitoring after its closure depends on the radionuclide composition and total activity of injected LRW and it is defined based on the results of the long-term safety assessment.

Currently, the final report on the implementation of the IAEA mission recommendations is being developed.

Contact
Anton PONIZOV
Scientific and Engineering Centre for Nuclear and Radiation Safety (SEC NRS)
ponizov@secnrs.ru

Источник: Eurosafe-forum.org 2019

Компания «Framatome» представила ряд новых защитных покрытий, которые могут снизить затраты на техническое обслуживание и продлить срок службы компонентов и оборудования, используемых на АЭС. Первое применение этой технологии было на АЭС «Сарри» компании «Dominion Energy» в американском штате Вирджиния.

Компания «Framatome» сообщила, что ее покрытие QuarTec является постоянно приклеенным и гидрофобным и сводит к минимуму накопление радиологических загрязнений на поверхности компонентов и оборудования, а также уменьшает накопление воды, обычное в подводной среде, без воздействия на химические системы АЭС. Новые покрытия уменьшат использование токсичных веществ. Компания «Framatome» также сообщила, что инновационные химические технологии увеличивают присущую кварцу стойкость, расширяя исторический спектр защиты. Покрытие QuarTec защищает от широкого спектра повреждающих факторов окружающей среды на наноуровне, заполняя микроскопические ямы и пустоты и обеспечивая превосходное профильное покрытие. По сообщению компании, современные кварцевые гидрофобные покрытия были одобрены для использования на электростанциях, включая АЭС, и это делает компоненты и оборудование более простыми в обслуживании и менее дорогими при очистке. Покрытия QuarTec были испытаны на действующей АЭС в США во время отключения весной 2018 г. Компания «Framatome» сообщила, что за последние 3 года получила подтверждение о возможностях покрытий с помощью сторонних проверок.

Компания «Framatome» недавно подписала контракт с американской компанией «Dominion Energy», чтобы завершить первое в отрасли применение покрытия QuarTec для решения проблем биологического загрязнения, связанных с насосом аварийной службы на АЭС «Сарри». Этот насос обеспечивает основные теплообменники охлаждающей водой из реки Джеймс. Насос с покрытием был введен в эксплуатацию на АЭС «Сарри» в начале 2019 г., при этом в настоящее время покрываются дополнительные компоненты технической воды для решения проблем накопления воды.

Признавая потребности отрасли, компания «Framatome» исследует и разрабатывает новые технологии, которые помогают клиентам экономить время и средства. Компания «Framatome» выводит на рынок важное новшество – покрытие QuarTec. Компания намерена помочь операторам повысить эффективность своих активов и сократить расходы на техническое обслуживание, обеспечивая при этом высокий уровень безопасности.

Источник: World Nuclear News 21.6.2019

В районе Омахи (Omaha Public Power District – OPPD) начат демонтаж АЭС «Форт-Калхун» с сокращением сроков и стоимости проекта.

Компания уже начала трудоемкий и дорогой процесс удаления 944 пучков отработавшего ядерного топлива и помещения их в 30 контейнеров для хранения. Каждый контейнер имеет высоту 3 м, ширину 3 м и глубину 6 м со стенками и крышей толщиной до 1,5 м, и они должны оставаться на 267 гектарах АЭС между Форт-Калхун и Блэйр в штате Небраска, рядом с рекой Миссури.

В настоящее время на площадке работают около 270 сотрудников района OPPD, по сравнению с 700 сотрудниками, когда АЭС еще работала. После завершения вывода из эксплуатации около 50 сотрудников останутся для обеспечения безопасности и обслуживания площадки.

Основная часть проекта стоит 621 млн долл., и его планируется завершить к 2025 г. Это далеко от первоначальных прогнозов, составлявших 60 лет. В 2018 г. правление проголосовало за сокращение сроков, чтобы сэкономить средства и снизить любую потенциальную угрозу безопасности.

Контейнеры для хранения будут оставаться на площадке неопределенно долго или, по крайней мере, до тех пор, пока на федеральном уровне не примут долгосрочного решения для хранения ядерных отходов.

О том, что будет с площадкой, не было принято никаких решений. Хотя небольшая часть будет отведена для размещения отработавшего топлива, остальная часть, как ожидается, будет предоставлена для перепланировки или другого использования. Фактически, 48,5 гектаров уже освобождены Комиссией ядерного регулирования.

В районе OPPD решили закрыть АЭС «Форт-Калхун» в 2016 г., заявив, что сравнительно небольшая АЭС, которая начала работать в 1973 г., стала слишком дорогой для эксплуатации. Когда АЭС работала, ее эксплуатация обходилась в 200 млн долл. в год.

В соответствии с планом вывода из эксплуатации в районе OPPD будут обеспечены безопасность и обслуживание этих 30 контейнеров. Это будет стоить налогоплательщикам от 5 до 6 млн долларов в год, пока не будет найдено другое решение. Район OPPD составляет бюджет как минимум на 50 лет, общая стоимость проекта по выводу из эксплуатации составляет примерно 1 млрд долларов.

По данным Комиссии ядерного регулирования, АЭС «Форт-Калхун» входит в число 21 объекта, на которых проводится вывод из эксплуатации в США.

Источник: Omaha World-Herald 17.6.2019

Правительство Китая планирует реализацию пилотного проекта по строительству маломасштабного ядерного реактора, который смог бы заменить уголь и газ для обогрева городов и других населенных пунктов в более холодных, северных районах страны.

Для обеспечения теплом северных районов предлагается построить два энергоблока с малыми реакторами общей мощностью 400 МВт. Первый из этих реакторов планируется для города Цзямусы в провинции Хэйлунцзян, на северо-востоке страны. Проект пока находится на рассмотрении в центральном правительстве для утверждения. Тем не менее, разработчик проекта намерен начать его реализацию к 2024 г.

В Китае изучалась возможность использования малых ядерных реакторов (меньше стандартного реактора более чем в 5 раз) в качестве альтернативных систем отопления домохозяйств в северных регионах, подверженных смогу. В настоящее время обеспечение теплом всего севера Китая с ноября по март осуществляется, главным образом, за счет угольных и газовых котельных.

Государственная компания «China National Nuclear Corp» (CNNC) уже провела испытания конструкции реактора для районного теплоснабжения (district heating reactor – DHR). Один такой реактор может обеспечивать теплом 200 тыс. городских домохозяйств.

Модель реактора DHR состоит из активной зоны реактора, погруженной в заполненный водой резервуар. По сравнению с традиционными реакторами строительство такого реактора должно обходиться дешевле и осуществляться быстрее. Предположительно, для строительства одного реактора DHR потребуется 1,5 млрд юаней (172 млн фунтов стерлингов или 217 млн долл. США) и займет три года. Однако, по признанию официальных лиц, наиболее трудной задачей является процесс убеждения общественности в безопасности и надежности этих реакторов.

Строительство отопительного реактора в г. Цзямусы должно быть осуществлено в одном из его отдаленных районов, что существенно снизит экономическую эффективность проекта. Но, поскольку это все же демонстрационный проект, то главной задачей здесь является завершение строительства этого первого реактора и показ его населению.

К концу 2020 г. в Китае намерены увеличить мощности АЭС до 58 ГВт. Однако ни одного нового традиционного реактора не введено в действие за последние 3 года.

После аварии на АЭС «Фукусима-I» в 2011 г. в Китае была проведена самая тщательная экспертиза безопасности и решено, что в любых новых проектах будут использовать только наиболее передовые, относящиеся к третьему поколению, реакторные технологии. Однако, такие технологии, включая реактор AP1000 компании «Westinghouse» и разработанный компанией «Areva» реактор EPR, на практике оказались дорогими, сложными и подверженными длительным задержкам в строительстве. Чтобы расширить свои возможности, Китай в настоящее время занимается разработкой энергоблоков меньших размеров и планирует запустить первый малый модульный реактор (small modular reactor – SMR) на территории островной провинции Хайнань в конце 2019 г.

Китай также планирует запуск плавучих ядерных реакторов в целях развития парка ядерных генераторов энергии, устанавливаемых на кораблях, чтобы их можно было развертывать на островах в Юго-Восточной Азии.

Источник: Reuters 17.6.2019

Шведское агентство по радиационной безопасности сообщило, что реакторы АЭС «Форсмарк-1 и -2» компании «Vattenfall» имеют разрешение на эксплуатацию еще в течение 10 лет, что превышает их первоначальный 40-летний запланированный срок службы.

Эти два реактора имеют общую мощность около 2 ГВт и важны для энергоснабжения Швеции. Реактор АЭС «Форсмарк-1» был введен в эксплуатацию в 1980 г., а «Форсмарк-2» – в 1981 г. Разрешение регулирующего органа, которое требуется каждые 10 лет в Швеции, означает, что оба блока могут продолжать работу до 2028 г. В течение предстоящего периода, до следующей комплексной оценки АЭС «Форсмарк-1 и -2», два реактора пройдут первоначально проанализированный срок эксплуатации 40 лет.

Компания «Vattenfall» вложила средства в АЭС «Форсмарк», чтобы продлить срок службы реакторов и увеличить их мощность. Компания сообщила, что стремится поддерживать их работу в течение не менее 50 лет с даты ввода в эксплуатацию.

Источник: Reuters 24.6.2019

Япония призывает к дальнейшим усилиям по сокращению выбросов углекислого газа путем продвижения возобновляемых источников энергии. Это также значительно продвигает ядерную энергетику, несмотря на аварию на АЭС «Фукусима-I» в 2011 г.

Для достижения ожидаемых целей, связанных с изменением климата, в Японии потребуется перезапустить реакторы, которые не планируется выводить из эксплуатации, завершить строительство энергоблоков, которые строились в 2011 г., и завершить планы по созданию новых блоков для замены существующих станций. Должен состояться перезапуск семи реакторов на АЭС «Касивадзаки-Карива». Пять кипящих реакторов (BWR) имеют электрическую мощность 1100 МВт, а два усовершенствованных кипящих реактора (ABWR) – 1400 МВт.

Новая политика повышения опоры на ядерную энергетику до 20% и более сталкивается с сохраняющимися антиядерными настроениями, которые использовались как противодействие некоторыми политиками. Эта практика была особенно заметна в префектуре Ниигата, где расположена АЭС «Касивадзаки-Карива». Беспокойство было связано с компанией «Tokyo Electric Power Company» (TEPCO), которая владеет и управляет семью реакторами, из-за серии пожаров, а также проблем с обращением с низкоактивными отходами и спорами об утечках радиоактивной воды в океан.

Отдельно Управление по ядерному регулированию вводит новые требования безопасности для всех станций. Недавно оно поручило модернизировать защитные меры от террористических атак и подготовиться к ликвидации последствий извержений вулканов. Обе меры были подвергнуты критике, поскольку японские компании считают издержки чрезмерными и нереальными, если потенциально пострадавшие реакторы находятся в 200 милях (321,9 км) от ближайшего вулкана. Перезапуски ядерных реакторов в Японии в целом идут медленно, и компании решили отказаться от старых и более мелких реакторов, вместо того, чтобы тратить капитал на дополнительные меры безопасности, требуемые Управлением по ядерному регулированию.

Почти половина реакторов в Японии в настоящее время намечена к выводу из эксплуатации. Только девять блоков АЭС возобновили работу после аварии 2011 г. – «Ои-3 и -4», «Генкай-3 и -4», «Сендай-1 и -2», «Такахама-3 и -4» и «Иката-3».

Политический документ устанавливает цель – 20% для ядерной энергетики

В документе по энергетической политике, принятом правительством Японии в июне, указано, что перед страной стоит неотложная задача по сокращению выбросов углерода компаниями, которые в значительной степени полагаются на станции, работающие на ископаемом топливе. Япония закрыла все свои АЭС после аварии на АЭС «Фукусима-I» в 2011 году и медленно перезапустила несколько блоков. В документе рассматриваются основные проблемы, включая меры по борьбе с глобальным потеплением и энергетические проблемы в соответствии с Парижским соглашением. Что касается долгосрочной цели Японии по сокращению выбросов парниковых газов на 80% к 2050 г., как указано в Парижском соглашении, в Белой книге указано, что будет трудно достичь этой цели, просто расширяя традиционные усилия.

В Белой книге также сравниваются цели по выбросам CO₂, усилия и прогресс, достигнутый в нескольких крупных странах. Анализируются различные факторы, лежащие в их основе. Продолжение использования ископаемого топлива является одним из основных препятствий для достижения климатических целей. В настоящее время по выбросам CO₂ Япония занимает 27 место среди 35 стран Организации экономического сотрудничества и развития (ОЭСР).

Японские энергетические компании в значительной степени полагаются на станции на основе ископаемого топлива. Уголь и природный газ в настоящее время обеспечивают 74% энергопоставок в Японии. Ядерная энергетика составляла около трети энергопоставок Японии до 2011 г.

Учитывая, что Япония является высокоэффективной с точки зрения энергопотребления, но слабой с точки зрения поставок электроэнергии, 80% ее выработки электроэнергии зависит от тепловой энергии, получаемой на ископаемом топливе, в Белой книге подчеркивается важность ускорения сокращения выбросов CO₂. Относительно реализации неископаемых источников энергии заявлено, что Япония продолжит содействовать перезапуску ядерных реакторов, уделяя приоритетное внимание безопасности.

Согласно Белой книге, Япония хочет, чтобы доля возобновляемых источников энергии в 2030 г. увеличилась с 16% до 22–24% энергоснабжения страны, в то время как ядерная энергетика увеличилась до 20-22% с 3% в 2017 г. В докладе говорится, что стоимость возобновляемых источников энергии также необходимо сократить, но не уточняется, как эта цель будет достигнута.

Обращение с отработавшим ядерным топливом в Японии

В связи с планами закрытия ряда реакторов запасы отработавшего ядерного топлива в Японии, которые содержат плутоний, растут. Это беспокоит экспертов по нераспространению, которые ставят под сомнение прозрачность Японии относительно того, как она планирует обрабатывать материал. Около 37 тонн отработавшего японского топлива хранится во Франции и Великобритании, где оно предназначено для переработки, поскольку у Японии нет возможности сделать это. Главный японский завод по переработке находится в Роккасё, где хранятся плутоний и отработавшее топливо, но переработка еще не началась. Хранящиеся в Японии 10 тонн находятся под наблюдением МАГАТЭ, и нет риска распространения.

Источник: Neutron Bytes 15.6.2019

Комиссия ядерного регулирования (NRC) опубликовала окончательный отчет об оценке безопасности заявки Администрации долины Теннесси (Tennessee Valley Authority – TVA) для получения первоначального разрешения на строительную площадку для АЭС (early site permit – ESP) для потенциального использования площадки Клинч-Ривер для двух или более небольших модульных реакторов. Регулирующий орган пришел к выводу, что нет никаких проблем с безопасностью для предотвращения выдачи такого разрешения.

Разрешение ESP удостоверяет, что площадка подходит для строительства АЭС с точки зрения безопасности, воздействия на окружающую среду и аварийного планирования, но не определяет выбор технологии. Разрешение действительно на срок от 10 до 20 лет с возможностью продления еще на 10–20 лет.

В мае 2016 г. администрация TVA представила заявку в комиссию NRC для получения разрешения ESP на участок Клинч-Ривер. Заявка предназначена для двух или более малых модульных реакторов (SMR) электрической мощностью до 800 МВт на участке площадью 486 гектаров вблизи Ок-риджской национальной лаборатории. На предлагаемом участке сначала предполагалось разместить реактор-размножитель. Комиссия NRC принял заявку для рассмотрения в декабре 2016 г. Это была первая, связанная с реакторами SMR, заявка, полученная комиссией NRC.

Комиссия NRC опубликовала окончательный отчет по оценке безопасности (final safety evaluation report – FSER) по заявке администрации TVA. Это документирует выводы персонала в отношении проверки безопасности разрешения ESP и определяет пункты, которые должны быть рассмотрены в будущей лицензии на строительство и эксплуатацию или в разрешении на строительство, ссылаясь на разрешение ESP для участка Клинч-Ривер.

Ранее в этом году комиссия NRC пришла к выводу, что нет никаких воздействий на окружающую среду, которые бы препятствовали выпуску разрешения ESP для Клинч-Ривер. С публикацией обзора безопасности в комиссии NRC завершен технический обзор заявки администрации TVA.

Реакторы SMR электрической мощностью 300 МВт или меньше разработаны с использованием модульной технологии и заводского изготовления. Это позволяет экономить на серийном производстве и обеспечивает короткие сроки строительства. Несколько блоков могут быть установлены в одном месте, чтобы обеспечить общую необходимую мощность. Такие реакторы рассматриваются как потенциально обеспечивающие повышенную безопасность и надежность, а также бόльшую стандартизацию, больше вариантов площадки и более низкие затраты на финансирование по сравнению с обычными легководными реакторами. Администрация TVA сообщила, что реакторы SMR могли бы обеспечить важный вариант для чистой энергии с базовой нагрузкой.

Министерство энергетики поддерживает разработки и коммерциализацию реакторов SMR, которые, по его мнению, играют важную роль в достижении энергетической безопасности страны, экономических и климатических целей. Заявка администрации TVA для получения разрешения ESP была разработана при поддержке программы Министерства энергетики по технической поддержке лицензирования реакторов SMR, которая также предоставляла финансовую помощь на основе совместного финансирования в рамках межведомственного соглашения. Пятилетнее соглашение, заключенное в июле 2015 г., также будет поддерживать заявку на получение комбинированной лицензии на строительство и эксплуатацию.

Принадлежащая правительству США администрация TVA управляет АЭС «Браунс-Ферри», «Секвойя» и «Уоттс-Бар».

Источник: World Nuclear News 17.6.2019

Очистка в Технологическом парке Восточного Теннесси (East Tennessee Technology Park – ETTP) достигла успехов после недавнего завершения демонтажа здания K-1037, самого большого и одного из самых сложных объектов. Рабочие начали демонтаж здания в феврале и завершили проект почти на 4 месяца раньше срока.

Здание, построенное в 1945 г., расширялось с увеличением площади примерно до 3,5 гектаров. Это одна из самых ранних конструкций на этом участке. Первоначально здание К-1037 было складом, но затем оно использовалось для производства барьерного материала, использовавшегося в процессе газодиффузионного обогащения урана до 1982 г. Для подготовки этого объекта к демонтажу потребовалось много работы. Этот проект был завершен с опережением графика. Это позволяет успешно достичь цели Vision 2020.

Подрядчик Управления Ок-Риджа по охране окружающей среды (Oak Ridge Office of Environmental Management – OREM) по очистке – компания UCOR потратила почти два года на подготовку объекта к безопасному демонтажу. Здание K-1037 представляло собой уникальную проблему, поскольку содержало классифицированные (секретные) материалы. Сотрудники удалили эти материалы, и здание было рассекречено до того, как начался демонтаж. Рабочие убирали оборудование, отходы и асбест и отключили все коммунальные услуги до демонтажа. Они также удалили асбестосодержащие панели здания. Рабочие теперь начнут удалять плиту здания. Площадка в конечном итоге станет травяным полем, доступным для экономического развития.

С тех пор, как в конце 1990-х годов в парке ETTP началась капитальная очистка, управление OREM демонтировало здания площадью 111,5 гектаров и передало почти 526 гектаров из государственной собственности, чтобы превратить участок в частный и управляемый многоцелевой промышленный парк. Управление OREM работает над завершением всех основных работ по демонтажу зданий в парке ETTP к концу 2020 г. в рамках Vision 2020. В этом районе также сохранено 1212 гектаров, и ведутся работы по открытию исторического центра K-25 этой осенью. В центре сохраняется и будет показана история площадки во время Манхэттенского проекта Второй мировой войны.

EM Update. Vol. 11, Issue 23 18.6.2019

Недавно созданная компания «Deep Isolation» из Беркли стремится безопасно удалять ядерные отходы при гораздо более низких расходах, чем существующие стратегии.

Скважинная технология была разработана для разрыва пласта для добычи природного газа и нефти, но компания «Deep Isolation» может также удалять в скважинах ядерные отходы. Стратегия компании «Deep Isolation» включает вертикальную скважину глубиной 1609 м, которая переходит в горизонтальное направление длиной 3218 м, где хранятся отходы. Горизонтальная часть хранилища имеет небольшой наклон вверх, что обеспечивает дополнительную изоляцию и удаление любых механизмов, которые могут перемещать радиоактивные компоненты вверх. Сначала они должны будут двигаться вниз, затем вверх, что не может произойти в результате естественных процессов.

Идея глубокого удаления ядерных отходов не нова, но компания «Deep Isolation» первой рассматривает горизонтальные скважины и фактически демонстрирует концепцию, показывая, что технология не просто теоретическая. Полевая демонстрация прошла 16 января, когда компания установила и извлекла канистру с отходами из-под земли с глубины несколько тысяч футов.

Компания «Deep Isolation» объявила о своем партнерстве с компанией «Bechtel National, Inc.», чтобы реализовать свою запатентованную технологию. Компания «Bechtel» ценит важность инноваций и срочность решения проблемы ядерных отходов.

Компания «Bechtel» является частью крупнейшей инженерно-строительной компании в США и одним из крупнейших ядерных подрядчиков. Компания заключила контракты в Ханфорде, на испытательном полигоне в Неваде, в хранилище трансурановых отходов (WIPP) в Нью-Мексико и на многих других ядерных объектах и в программах по всему миру.

Источник: Forbes 24.6.2019

В хранилище трансурановых отходов (Waste Isolation Pilot Plant – WIPP) много работы, связанной с инфраструктурой.

Доминирующими являются здания и инфраструктура для безопасной вентиляционной системы (Safety Significant Confinement Ventilation System – SSCVS) стоимостью 288 млн долларов. Ключевые элементы системы SSCVS показывают прогресс. Система SSCVS имеет решающее значение для планов Управления по обращению с радиоактивными отходами по увеличению поставок трансурановых отходов в хранилище WIPP после очистки площадок комплексов Министерства энергетики (МЭ).

Система SSCVS заменит подземную вентиляционную систему и значительно увеличит поток воздуха в хранилище WIPP с 4530,7 м³ в минуту до 15291 м³ в минуту. В результате можно будет выполнять операции по удалению трансурановых отходов одновременно с операциями по обслуживанию объекта. Система фильтрованная включает в себя два здания: здание по снижению содержания соли и здание фильтра. Здания обеспечены шестью вентиляторами мощностью 1000 лошадиных сил.

В летнее время на площадке и по ее периметру используются другие крупные проекты, включая следующие.

• Изготовление сборочного корпуса. Компоненты системы SSCVS будут собраны в этом предварительно спроектированном здании, которое было доставлено на площадку. Рабочие начали раскопки для его основания.
• Здание по снижению содержания соли, которое является первой остановкой для воздуха, поступающего из подземного хранилища WIPP. На этом объекте будут использоваться фильтры и другое оборудование, чтобы удалять из воздуха солевую пыль и другие вещества. Подземные трубопроводы завершены, и подземные выемки включают в себя зону для бассейна, чтобы собрать смесь воды и соли в результате операций.
• Здание фильтра, где воздух из здания для уменьшения соли проходит через все более тонкие фильтры для улавливания загрязняющих веществ, а затем выходит наружу через трубу. Для этого здания ведутся подземные раскопки.
• Коммунальная шахта, которая является пятой по счету площадкой для спуска на глубину 655 м под землю в хранилище WIPP. Земля была очищена для рабочей зоны проекта. Самая большая в хранилище WIPP шахта диаметром 9 м обеспечит воздухозаборник и возможную третью точку доступа для рабочих и материалов в шахту хранилища WIPP. Срок завершения – август 2022 г.
• Объездная дорога, которая перемещает движение, не относящееся к хранилищу WIPP, в сторону от площадки и зоны строительства шахты.
• Система молниезащиты. Эта система, которая в течение последних 30 лет препятствовала прямому удару внутри ограждения площадки, в настоящее время модернизируется и ремонтируется.
• Огнезащитная петля. Рабочие занимаются раскопками грунта для замены вышедших из строя клапанов перед добавлением новой линии пожарной воды. Петля в конечном итоге будет включать в себя новые резервуары для пожаротушения, насосную станцию, насосы и гидранты.

EM Update. Vol. 11, Issue 23 18.6.2019

Источник: World Nuclear News  24.6.2019

10 июня на совещании группы по контролю за безопасностью Управления по ядерному регулированию Японии (NRA) представители Японского агентства по атомной энергии (JAEA) сообщили о состоянии подготовки к удалению тепловыделяющих сборок из активной зоны прототипного быстрого реактора-размножителя (FBR) «Мондзю», где проводится вывод из эксплуатации.

В конце мая на предыдущем заседании группы агентство JAEA объявило о переносе срока начала удаления топлива из активной зоны с июля на октябрь. Это решение было основано на его желании начать удаление только после того, как будет предпринят достаточный подготовительный период для обеспечения безопасности, с учетом различных неисправностей и явлений, которые до этого наблюдались в ходе работы и тренировочных имитаций. Это также уменьшило число сборок, которые будут удалены на первом этапе, со 110 до 100.

На самой последней встрече представители агентства JAEA объяснили, что агентство установит «контрольные точки» в процессе удаления топлива из реактора «Мондзю», что позволит проверить точные состояния и условия до перехода к следующему этапу. В частности, 1) это начало функциональных испытаний процесса (в конце августа) с использованием нейтронных экранов (имитирующих тепловыделяющие сборки) для проверки операций автоматического удаления и 2) начало удаления топливных сборок (в конце октября) после самостоятельной проверки установки по обращению с топливом и тренировочной имитации. Топливные сборки будут удалены из реактора в течение 2022 финансового года (до 31 марта 2023 г.) и будут перемещены в резервуар для хранения топлива вне активной зоны, а затем в бассейн для хранения топлива.

На том же заседании представители агентства JAEA также наметили конкретные меры, касающиеся неисправностей и явлений, а также такие вопросы, как детали системы работы и особый характер обучения. Рабочая система включает в себя операционную группу (пять групп по пять человек в каждой), которая будет эксплуатировать установку для обращения с топливом, и команду объекта (четыре группы по четыре человека в каждой), которая будет поддерживать операционную группу. Обе команды подпадают под юрисдикцию одного менеджера по внедрению. Между тем, обучение будет включать тренировку на рабочем месте для эксплуатации установки, обучение по плану и обучение для реагирования на проблемы (включая имитацию внезапной остановки автоматических операций).

Источник: Atoms in Japan  13.6.2019

Стремясь повысить безопасность и экономичность, компании, производящие ядерное топливо, делают инвестиции в новые материалы и технологии производства.

Двумя основными факторами разработки материалов в области ядерного топлива являются безопасность и стоимость топливного цикла. Компания «Framatome» занимается исследованиями и разработками реакторов с водой под давлением (PWR) и реакторов с кипящей водой (BWR). Это включает проекты на площадках компании «Framatome» во Франции, Германии и США, а также техническое партнерство по всему миру.

После аварии на АЭС «Фукусима-I» в 2011 г. атомная отрасль предприняла глобальные усилия по дальнейшему увеличению запаса топлива в случае тяжелой аварии. Это привело к программам по разработке улучшенного топлива, устойчивого к авариям (enhanced accident tolerant fuel – EATF). Компания «Framatome» в рамках своей программы PROTect разрабатывает и испытывает две концепции топлива EATF, включая краткосрочное решение с топливными таблетками с улучшенным содержанием хрома и с топливными стержнями с хромовым покрытием и более долговременное решение с оболочкой на основе карбида кремния.

Добавление хромового покрытия к существующей оболочке из циркониевого сплава M5 от компании «Framatome», которое было продемонстрировано при выгорании 75 МВт·сут/кг U, улучшает стойкость к окислению при высоких температурах и уменьшает образование водорода при потере охлаждения. Хромированное покрытие также снижает ползучесть и повышает устойчивость к истиранию при нормальных условиях эксплуатации. Гранулы, легированные хромом, можно использовать с UO₂ и МОКС-топливом (PuO₂/UO₂), и они снижают выделение газообразных продуктов деления, улучшают поведение при потере охлаждения и минимизируют взаимодействие таблеток в оболочке (pellet clad interaction – PCI).

Топливо EATF внедрили в коммерческих реакторах еще в 2015 г., на АЭС «Гёсген» в Швейцарии. Испытательные стержни с современными материалами оболочки уже находились в реакторе в течение двух циклов и подтверждают положительные результаты испытаний, проведенных вне реактора. Для покрытий основной проблемой является обеспечение качества продукта, чтобы в конце срока службы покрытие оставалось на оболочке и сохраняло свои функции.

Подчеркивается важность сбора данных из разных стран для удовлетворения потребностей операторов и регулирующих органов.

Недавно компания «Framatome» доставила первые усовершенствованные испытательные сборки, содержащие оболочку с хромовым покрытием и топливные таблетки с хромовым покрытием, на АЭС «Вогтл-2» в штате Джорджия. Сборки были загружены в реактор PWR в марте, и теперь энергоблок работает на полной мощности. Стержни останутся в реакторе в течение трех 18-месячных циклов.

Для доставки коммерческого топлива необходим комплексный план квалификации. Компания «Framatome» работает в течение нескольких лет при поддержке программы Министерства энергетики США по топливу, устойчивому к авариям (Accident Tolerant Fuel – ATF), которая позволила компании значительно улучшить первоначальную цель для развертывания технологии в 2022 г. Компания «Framatome» теперь стремится перегрузить топливо ATF к 2025 г.

Следующая цель – заменить металлическую оболочку керамическим композитным материалом на основе карбида кремния (SiC), способным выдерживать более высокие температуры и более экстремальные условия. Демонстрация и лицензирование этого материала более сложные. Карбид кремния  – это керамика, и это значит, что она не имеет такого же поведения, как металлы. В результате будет проведено множество испытаний карбида кремния во время и после облучения, чтобы проверить, нет ли какого-либо нетипичного поведения, потому что это керамика. Компания «Framatome» разрабатывает концепцию «триплекс», включающую матрицу SiC плюс металлические волокна. Металл будет служить барьером для выброса продуктов деления, что может помочь ускорить процесс лицензирования.

Будущие технологии

Существуют возможности использования новых технологий для производства и квалификации топлива. Большие данные – это способ прогнозирования поведения топлива. Как разработчик топлива, компания «Framatome» имеет много рабочих данных, которые могут быть использованы для оптимизации конструкции будущих твэлов.

Аддитивное производство (additive manufacturing – AM) также предлагает много потенциальных преимуществ для компонентов ядерного топлива. Оно может быть использовано для изготовления трехмерных (3D) форм, которые не осуществимы со стандартными производственными процессами или требуют много деталей. Это также предлагает возможности исследования градиентов состава в компонентах. Основные области применения включают создание прототипов, изготовление специализированных инструментов и производство запасных частей. Аддитивное производство открывает область творчества для дизайнера. Компания «Framatome» имеет технологию селективного лазерного плавления и разработала фильтр против обломков и другие компоненты.

Следующим этапом будет проверка поведения компонентов, изготовленных с добавками, при облучении. Этот процесс может продлиться 5–6 лет. Однако остается вопрос, снизит ли аддитивное производство расходы. Пока это неочевидно, потому что скорость производства низкая, а зрелости недостаточно, чтобы знать, обеспечат ли эти методы снижение затрат.

Технологии должны быть полностью освоены, а микроструктура материалов квалифицирована, чтобы показать, что материалы соответствуют проектным требованиям. Это означает, что широкое применение маловероятно до середины 2020-х годов.

Компания «Framatome» работает с компанией «Lightbridge» в рамках совместного предприятия «EnFission» для разработки металлического ядерного топлива со спиральными изгибами, которое может преодолеть разрыв между современными реакторами LWR и усовершенствованными реакторами. Благодаря уникальной геометрии эта технология может выиграть от аддитивного производства. Компания «Framatome» также работает над топливом для малых модульных реакторов (SMR) в партнерстве с компанией «NuScale», которая, как ожидается, установит первый реактор SMR в США.

Источник: Nuclear Engineering International: Features 13.6.2019

Австралийская компания «Paladin Energy» решила продать свою долю (85%) в урановом руднике Кейелекера в Малави компании «Hylea Metals Ltd» за 5 млн австралийских долларов (3,5 млн долл. США) наличными и акциями. Продажа позволит компании «Paladin» сосредоточиться на оптимизации и перезапуске шахты Лангер-Хейнрих в Намибии.

Компания «Paladin» получила разрешение, построила, ввела в эксплуатацию и эксплуатировала открытый карьер, в котором в 2009–2014 гг. добыли 4193 т U урана. Карьер затем был переведен в состояние ухода и технического обслуживания из-за постоянно низких цен на уран. Карьер на 15% принадлежит правительству Малави через компанию «Paladin Africa» и имеет 14 тыс. тонн оставшихся ресурсов.

В соответствии с соглашением компания «Paladin», базирующаяся в Сиднее (Австралия), будет продавать свою долю компании «Lotus Resources Pty Ltd», дочернему предприятию компании «Hylea», совместному предприятию с компанией «Chichewa Resources Pty Ltd». Это даст компании «Hylea» 65% акций предприятия Кейелекера и компании «Chichewa» 20%.

Сумма за продажу, составляющая 5 млн австрал. долл. (3,5 млн долл. США), включает в себя 200 тыс. австрал. долл. (140 тыс. долл. США) наличными и 4,8 млн австрал. долл. (3,36 млн долл. США) в виде акций компании «Hylea», которые будут выпущены для компании «Paladin», из которых 1,8 млн австрал. долл. (1,26 млн долл. США) будут выпущены при завершении, а 3 млн австрал. долл. (2,1 млн долл. США) – к третьей годовщине завершения. Компания «Paladin» также получит 3,5% платежей, исходя из доходов, полученных от будущего производства на предприятии Кейелекера, ограниченных 5 млн австрал. долларов. Компании также будут возвращены средства, ранее использовавшиеся для обеспечения экологической безопасности предприятия Кейелекера, на сумму 10 млн долл. США. Сделка подлежит одобрению акционерами компании «Hylea» и правительством Малави. Завершение ожидается в конце 2019 г.

Продажа компанией «Paladin», которая высвободит денежные ресурсы, а также сэкономит около 5 млн долларов США в год на расходах на уход и обслуживание предприятия Кейелекера, позволит компании сосредоточить все свои ресурсы на возобновлении работы уранового предприятия Лангер-Хейнрих в Намибии. Это предприятие находилось в состоянии ухода и обслуживания с 2017 г., но компания «Paladin» в феврале объявила о предварительном технико-экономическом обосновании его перезапуска после определения вариантов снижения эксплуатационных расходов и поддержания конкурентоспособности затрат.

Предприятие Кейелекера – это урановые активы мирового класса, и оно предоставляет возможность использовать информацию о прошлой добыче для реорганизации определенных процессов добычи и переработки в целях снижения общих капитальных и операционных затрат. Компания «Paladin»с оптимизмом смотрит на мировой рынок урана и перспективы более жесткого ценообразования.

Компания «Paladin» вошла в администрацию в середине 2017 г., но возобновила торги на Австралийской бирже ценных бумаг в феврале 2018 г. после рекапитализации.

Источник: World Nuclear News 24.6.2019

Горнодобывающая компания «Broken Hill Proprietary Company» (BHP) подтвердила использование технологии кучного выщелачивания для извлечения меди, урана, золота и серебра на предприятии Олимпик-Дэм в Южной Австралии.

В 2012 г. были начаты исследования по кучному выщелачиванию и опытно-конструкторские работы, которые проводились на специально построенной небольшой установке для кучного выщелачивания. Результаты испытаний подтвердили позитивный прогноз компании в отношении эксплуатации предприятия Олимпик-Дэм, учитывая прогнозируемый рост спроса на медь.

Источник: Mining Weekly 19.6.2019

Шведское управление радиационной безопасности (SSM) предлагает представить заявки для финансирования исследовательских проектов в области радиоэкологии, которые будут проводиться в 2019–2020 гг. Центром успешной заявки должна быть «Оценка радиологического риска загрязненных территорий в Швеции».

Исследовательский конкурс открыт для шведских и международных университетов и институтов. Приветствуется сотрудничество между различными исследовательскими институтами и университетами в нескольких странах, но как минимум один партнерский институт должен быть шведским. Крайний срок подачи заявок для этого исследования – 20 августа 2019 г.

Согласно шведскому Закону о радиационной защите, здоровье населения и окружающая среда должны быть защищены от вредного воздействия ионизирующего излучения. Система защиты окружающей среды развивалась в течение последних двух десятилетий. Международная комиссия по радиологической защите (МКРЗ, International Commission on Radiological Protection – ICRP) и МАГАТЭ изменили свои рекомендации и в настоящее время рекомендуют четкую защиту окружающей среды в системе радиологической защиты. Поэтому важно, чтобы управление SSM поддерживало развитие шведских методов и компетенций в этой области для выполнения своей миссии.

В предыдущем исследовании, финансируемом управлением SSM, было проведено исследование районов, где в Швеции осуществлялось хранение и обращение с радиоактивными материалами (отчет управления SSM 2013:23). Однако в этом исследовании оценки экологического риска не проводились. По этой причине управление SSM выявило необходимость новых знаний в этих областях, особенно в отношении оценки радиологического риска для окружающей среды.

Этот исследовательский конкурс также направлен на поддержку и развитие национальной компетенции в области радиоэкологии, измерений и оценки доз, во всех областях, определенных в Стратегии исследований управления SSM (STYR2011-119), в качестве областей, где необходимо поддерживать компетентность и знания.

Целью возможных исследовательских проектов в этом конкурсе должно быть проведение оценки радиологического риска для окружающей среды загрязненного района в Швеции. Если оценка радиологического риска ранее не проводилась или ее необходимо обновить для людей в той же области, она также может быть частью исследовательского проекта.

Масштаб исследовательского проекта. Оценка радиологического риска в исследовательском проекте должна включать следующие этапы.

а) Идентификация опасности. Какой диапазон уровней и пространственного распределения радионуклидов можно найти в этом районе? Следует провести литературный опрос и обзор предыдущего отбора проб в этом районе, но можно провести новый отбор проб и измерения.

б) Оценка воздействия. Какие пути распространения радионуклидов существуют в этом районе? Какие существуют пути воздействия и переносятся ли радионуклиды животным и растениям в этом районе? Будет проведен литературный обзор предыдущих исследований, но также может быть проведен новый отбор подходящих индикаторных образцов.

в) Оценка доза-ответ. Какие диапазоны доз воздействуют на животных и растения в загрязненной зоне? Расчет дозы должен быть выполнен для биоты (животные и растения) с использованием уже существующей модели дозы, такой, как, например, инструмент ERICA. Расчеты дозы для людей также могут быть включены в проект.

г) Характеристика риска. Какой радиологический риск в области для окружающей среды и человека? Насколько велик этот риск по отношению к другим типам загрязняющих веществ, таких, как металлы и химикаты в этом районе? В этой части для сравнения можно использовать исследования, проведенные административным советом округа.

Выбор загрязненного района в Швеции, на котором будет проводиться исследование, будет решаться в диалоге с управлением SSM на основе предыдущего обследования районов (2013:23) и потребностей в знаниях в рамках надзора управления SSM.

Целью исследования является получение новых знаний, которые будут полезны Органу и внешним заинтересованным сторонам. Этот исследовательский проект не охватывается шведским Законом огосударственных закупках (2016:1145) (глава 1, раздел 5).

Источник: Swedish Radiation Safety Authority  20.6.2019