Комиссия по атомной энергии сообщила, что к концу 2018 г. запасы плутония снизились и составили 45,7 тонны.

Комиссия обнародовала последние цифры по объему хранящегося плутония. Она представляет такие данные ежегодно. Согласно комиссии, некоторое количество плутония было использовано в качестве топлива на трех ядерных реакторах в префектурах Фукуи и Сага, в связи с чем его объем сократился на 1,6 тонны по сравнению с предыдущим годом. Однако в Японии пока хранится 9 тонн плутония и в Великобритании и Франции 36,7 тонны.

Плутоний образуется в процессе производства электроэнергии на АЭС. Некоторые реакторы в Японии работают на смешанном оксидном топливе (МОКС-топливо), которое представляет собой смесь плутония, извлеченного из отработавшего ядерного топлива, и урана. МОКС-топливо использовалось в реакторах АЭС «Такахама-3 и -4» компании «Kansai Electric Power Co.» и АЭС «Генкай-3» компании «Kyushu Electric Power Co.».

Правительство и электроэнергетические компании сталкиваются с необходимостью дальнейшего сокращения объемов хранящегося плутония. Однако будущее применения плутония, в том числе МОКС-топлива, а также разработки быстрых реакторов, работающих на плутонии, остается неясным.

Источник: NHK, Japan Times, 31.7.2019

Регулирование и инспекционная деятельность в области ядерной безопасности требуют интенсивной подготовки соответствующих специалистов, особенно на фоне возрастающей нагрузки вследствие открытия новых АЭС и вывода старых из эксплуатации. Признавая, что ядерная безопасность входит в сферу ответственности государств, МАГАТЭ оказывает поддержку сотрудникам регулирующих органов по всему миру. Недавно выпущенный Справочник для инспекторов регулирующих органов по проверке АЭС является одним из примеров проводимой МАГАТЭ работы по созданию учебных материалов для нужд программ инспекций для целей регулирования.

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

Нефёдов С. С., к.т.н. (nefedov@secnrs.ru), Родин П. А. (prodin@secnrs.ru) (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

Одним из целевых ориентиров безопасности, установленных для АЭС, является годовая вероятность большого аварийного выброса. При сейсмическом воздействии и других внешних воздействиях эта вероятность будет определяться годовой вероятностью реализации рассматриваемого внешнего воздействия того или иного уровня, условной вероятностью аварии с разрывом трубопроводов реакторной установки при реализации воздействия данного уровня и условной вероятностью повреждения защитной оболочки в случае реализации аварии с разрывом трубопроводов реакторной установки. В качестве повреждения защитной оболочки рассматривалось достижение напряжениями в критической точке конструкции величины критерия прочности. С учетом этого было получено значение обеспеченности данного критерия как число стандартных отклонений от математического ожидания прочности для различных уровней внешних воздействий и различных вероятностей разрыва трубопроводов реакторной установки. Получено, что для выполнения целевого ориентира безопасности по большому аварийному выбросу необходимо принимать большие запасы прочности для воздействий с более высокой годовой вероятностью реализации и для более высокой вероятности разрыва трубопроводов реакторной установки. Эта зависимость численно продемонстрирована на примере бетона, используемого для реальных защитных оболочек.

Статью можно скачать в формате PDF.

Strength criteria for NPP containment at external loads

Nefedov S., Ph.D., Rodin P. (SEC NRS).

One of the probabilistic safety targets established for NPP by Regulatory body is the annual probability of big radioactive release. At seismic and other external loadings this probability depends on annual probability of seismic loads of different levels, on conditional probability of rupture of piping of reactor facility in the case of realization of seismic load of some level and of conditional probability of damage of containment in the case of rupture of reactor facility piping. Achievement the strength criterion by stress in critical point of containment is considered as a damage of containment. Considering this fact, probabilistic evaluations of this criterion was defined in the terms of numbers of standard deviations from mathematical expectation of strength for different levels of external load and different probabilities of rupture of reactor facility piping. As a result was obtained that to correspond with safety target it is necessary to use for the same material as bigger strength margin, the bigger is annual probability of considered level of external action and the bigger is the probability of rupture of reactor facility piping. This function was numerically demonstrated for concrete used for real containment of reactor.

Былкин Б.К. (НИЦ «Курчатовский институт»), Чуйко Д.В., Тихоновский В.Л. (АО «НЕОЛАНТ»).

На опасных производственных объектах, таких как атомные электростанции и другие организа- ции атомной отрасли, нештатное развитие ситуации при выполнении ряда технологических операций, например, при демонтаже графитовой кладки реактора, чревато не только дополнительными финан- совыми и временными затратами на выполнение корректирующих действий, но и негативным воздей- ствием на персонал и окружающую среду. В связи с этим очень важно предварительно осуществлять верификацию сложных технологических процессов, особенно таких, которые будут выполнены впервые на данном предприятии и/или в отрасли/мире в целом.

Статью целиком можно скачать в формате PDF.

Interactive simulation 3d model as a tool supporting personnel radiation safety at decommissioning activities

Bylkin B. (NRC «Kurchatov Institute»), Chuiko D., Tikhonovsky V. (NEOLANT JSC).

Abnormal incident evolution on dangerous industrial facilities like nuclear power plants and other nuclear facilities at some process procedures, such as dismantling reactor graphite stack, threatens not only with extra financial and time expenditures for mitigating measures, but also with negative effect on the personnel and environment. Therefore preliminary verification is essential for sophisticated process procedures, especially if they will be carried out for the first time at the plant and/or the industrial brunch/in the world.

Марья-Леена Ярвинен (Управление по ядерной и радиационной безопасности (STUK), Хельсинки, Финляндия).

Руководства YVL, разработанные Управлением по ядерной и радиационной безопасности (STUK), подробно описывают требования к ядерной безопасности Финляндии в отношении использования атомной энергии. В 2006 г. были начаты работы по комплексной переработке этих руководств, а в 2013 г. был опубликован обновленный комплект руководств YVL. При разработке данных руководств учитывались положения директив Евросоюза, требований МАГАТЭ по безопасности, гармонизированных стандартов IEC/EN, а также контрольных уровней и целей безопасности для новых реакторов Ассоциации западноевропейских органов регулирования в области использования атомной энергии.

Помимо указанных мировых публикаций при подготовке обновленной версии руководства учитывались также опыт деятельности по лицензированию и строительству на АЭС «Олкилуото-3» и уроки, извлеченные из аварии на АЭС «Фукусима-Дайичи» в 2011 г. Требования руководств YVL предъявляются к новым ядерным установкам. Решения о применении требований данных руководств к находящимся в эксплуатации ядерным установкам принимает STUK. Процесс применения обновленных требований на находящихся в эксплуатации АЭС проиллюстрирован рядом примеров, демонстрирующих улучшения в области безопасности.

Статью целиком можно скачать в формате PDF.

Renewal of the YVL guides and their implementation to operating nuclear power plants

Marja-Leena Järvinen (Radiation and Nuclear Safety Authority (STUK), Helsinki, Finland).

The Finnish detailed nuclear safety requirements for the use of nuclear energy are presented in the YVL Guides issued by Radiation and Nuclear Safety Authority (STUK). The comprehensive renewal of the YVL Guides was lanced in 2006 and the renewed set of YVL Guides was published in 2013. Especially EU directives, IAEA safety requirements, harmonized EN-IEC standards as well as WENRA Reference Levels and Safety objectives for new reactors are used when preparing regulatory guides. In addition to the these international references licensing and construction of the Olkiluto 3 experience and the lessons learned from the Tepco Fukushima Daiichi accident in 2011 were taken into account in the renewal process. The requirements in the YVL Guides are set to a new nuclear facility. Separate decisions on the application of the YVL Guides to operating nuclear facilities are made by STUK. The implementation of the renewed set of YVL Guides is presented with some examples of safety improvements to operating nuclear power plants.