Изображение: Holtec International

Компании «Holtec International» и «Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd.» (Hitachi-GE) подписали Меморандум о взаимопонимании для внедрения и развёртывания технологий сухого хранения и транспортировки канистр компании «Holtec» для обращения с отработавшим ядерным топливом в Японии.

Технология сухого хранения канистр компании «Holtec» представляет собой альтернативу традиционным технологиям сухого хранения отработавшего топлива, которые в настоящее время используются в Японии. Варианты технологий, традиционно используемые в Японии, сталкиваются с некоторыми уникальными условиями, такими как чрезвычайно низкие пределы излучения, установленные регулирующими органами, консервативные нормативные пределы выбросов и чрезвычайно высокие уровни сейсмичности. Компания «Hitachi-GE» является лидером отрасли в Японии и имеет глубокий инженерный и производственный опыт в области обращения с отработавшим топливом. Металлические контейнеры компании «Hitachi-GE» были ранее лицензированы и использованы в Японии для хранения.

Меморандум о взаимопонимании объединит опыт компаний, чтобы предложить решение, учитывающее уникальные условия и режим регулирования в Японии, а также повышенную потребность в строгих требованиях к хранению, направленных на защиту здоровья и безопасности населения в стране.

Группа считает, что идеальным кандидатом, который может быть оптимизирован для удовлетворения потребностей промышленности Японии, является система сухого хранения HI-STORM UMAX (Universal MAXimum shielding) компании «Holtec» с прочной сварной переносной канистрой. В системе HI-STORM UMAX канистры хранятся в вертикальном положении внутри конструкций из нержавеющей стали, окружённых бетонной внешней упаковкой, и канистра имеет боковые опоры на верхних и нижних концах, чтобы обеспечить противостояние сверхсильным землетрясениям. Система HI-STORM UMAX аттестована на результирующую горизонтальную сейсмическую нагрузку 2,12g и одновременную вертикальную сейсмическую нагрузку 1,0g, что превышает аналогичные показатели любой другой лицензированной системы в мире. Действительно, она может выдержать самое сильное землетрясение.

Holtec International, 2.11.2020

В ближайшие годы Великобритания будет возвращать остеклованные высокоактивные отходы в Германию.

Отходы являются результатом переработки и рециклирования отработавшего ядерного топлива в Селлафилде (Западная Камбрия), которое ранее использовалось для производства электроэнергии на предприятиях Германии. Всего будет осуществлено 3 поставки в федеральные хранилища в Германии, и в настоящее время ведется подготовка к выполнению первой отгрузки в конце 2020 г.

Программа возврата остеклованных отходов является ключевым компонентом стратегии Управления по выводу из эксплуатации ядерных установок (Nuclear Decommissioning Authority, NDA) Великобритании, направленной на возвращение высокоактивных отходов из Великобритании, выполнение зарубежных контрактов и реализацию политики правительства Великобритании. Компания «Sellafield Ltd» работает в партнерстве с компанией «International Nuclear Services» (INS) для возврата отходов в Германию. Компания INS является дочерней компанией управления NDA и будет осуществлять поставки, опираясь на более чем 40-летний опыт безопасной и надежной транспортировки ядерных материалов по всему миру.

Отходы будут транспортироваться по морю на специализированном судне в немецкий порт, а затем по железной дороге до конечных пунктов назначения. Компания INS заключила контракт с немецкой компанией «Daher Nuclear Technologies GmbH» для безопасного управления наземным транспортом в Германии. Отгрузка будет осуществляться в полном соответствии со всеми применимыми национальными и международными правилами и при условии выдачи всех соответствующих разрешений и лицензий.

Sellafield Ltd, 25.9.2020

Айдахская национальная лаборатория (INL) должна предоставить компании «Oklo Inc» доступ к восстановленному материалу из отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) для разработки и демонстрации микрореактора Aurora компании «Oklo», который можно использовать в удаленных или автономных местах для производства электроэнергии. Открывается важная демонстрация первого реактора Aurora, а также возможности современных реакторов перерабатывать ОЯТ для получения чистой энергии, которое в другом случае могло быть обработано для удаления.

Калифорнийская компания «Oklo» представила заявку на доступ к материалу через конкурентный процесс, начатый лабораторией INL в 2019 г. для ускорения развертывания коммерчески жизнеспособных микрореакторов, предоставляя разработчикам доступ к материалам, необходимым для производства топлива для них. В январе компания «Oklo» объявила, что получила разрешение Министерства энергетики на использование площадки для создания и демонстрации технологии реактора Aurora в лаборатории INL.

Лаборатория INL стремится работать с частными и другими компаниями в разработке технологий, которые обеспечат мир чистой энергией. Строительство и эксплуатация современных реакторов необходимы для восстановления лидерства США в ядерной энергетике. Под руководством лаборатории INL в августе 2019 г. был создан Инновационный центр национальных реакторов (National Reactor Innovation Center – NRIC) для обеспечения доступа к ресурсам для ускорения демонстрации передовых концепций ядерных технологий.

Компания «Oklo» сообщила, что реактор Aurora мощностью 1,5 МВт во время его работы позволит избежать выброса 1 млн тонн углекислого газа, который в другом случае был бы произведен альтернативными дизельными генераторами.

World Nuclear News, 20.02.2020

Работники Управления по обращению с радиоактивными отходами (EM) должны вскоре начать перемещение отработавшего ядерного топлива из бассейна в сухое хранилище на площадке Айдахской национальной лаборатории (INL) Министерства энергетики.

Проект необходим Министерству энергетики для достижения рубежа в штате Айдахо, чтобы к 2023 г. все отработавшее ядерное топливо было перемещено в сухое хранилище. Рабочие безопасно перемещают топливо из влажного в сухое хранилище и готовятся к его окончательному удалению в хранилище за пределами площадки.

Отработавшее ядерное топливо из экспериментального реактора-размножителя (Experimental Breeder Reactor-II, EBR-II) в настоящее время хранится в бассейне установки химической обработки 666 (Chemical Processing Plant, CPP) в Айдахском центре ядерных технологий и инжиниринга. Топливо будет извлечено, загружено в контейнер для перевозки, затем в прицеп трактора и перевезено через участок лаборатории INL в хранилище радиоактивных металлических обломков и отходов (Radioactive Scrap and Waste Facility, RSWF). Затем контейнер будет выгружен из прицепа, перемещен по подземной стальной линии для хранения топлива и опущен на место.

С 1964 по 1994 год реактор EBR-II работал в западной части Аргоннской национальной лаборатории, которая теперь называется Комплексом по материалам и топливу. На реакторе производили энергию для лаборатории INL и поддерживали исследования реакторов. Отработавшее ядерное топливо из реактора EBR-II было перенесено в бассейн CPP-666 с 1986 по 1999 год. Чтобы подготовиться к перемещению топлива, инженеры разработали макет покрытия отработавшего топлива в хранилище RSWF, чтобы практиковаться в разгрузке топлива. Этот макет позволил работникам практиковаться в использовании мобильного крана и вилочного погрузчика, а также оборудования для позиционирования, регулирования и эксплуатации для моделирования установки в хранилище RSWF. Работники провели пробные перемещения, а также аварийную тренировку, чтобы смоделировать аномальное событие, связанное с перемещением топлива. Макеты и пробные прогоны полезны для работников, чтобы практиковать перемещение топлива и знакомиться с оборудованием, которое они будут использовать для фактических перемещений.

В начале 2020 г. последнее отработавшее ядерное топливо Военно-морского флота (ВМФ) было перевезено из бассейна CPP-666 на близлежащую установку реакторов ВМФ для сухого хранения. Бассейн освобожден почти на 94%, осталось только два вида топлива – из реакторов EBR-II и Advanced Test Reactor (ATR). Рабочие добиваются прогресса, перемещая топливо реактора ATR в сухое хранилище CPP-603.

EM Update. Vol. 12, Issue 6, 11.02.2020

Норвежское агентство по выводу из эксплуатации (Norwegian Nuclear Decommissioning, NND) подписало соглашения о сотрудничестве с финской компанией «AINS Group» и французской компанией «Orano» для создания хранилища для удаления отработавшего топлива и отходов от вывода из эксплуатации двух остановленных исследовательских реакторов Норвегии.

Агентство NND было создано Министерством торговли, промышленности и рыболовства в феврале 2018 г. и отвечает за вывод из эксплуатации исследовательских реакторов и связанной с ними ядерной инфраструктуры, а также за безопасное обращение, хранение и удаление радиоактивных отходов.
Два исследовательских реактора Норвегии — реактор для испытания ядерного топлива и материалов в Халдене и установка JEEP-II для рассеяния нейтронов в Кьеллере — были объявлены окончательно закрытыми в июне 2018 г. и апреле 2019 г. соответственно. Собственность и ответственность за них будут переданы от Института энергетических технологий (Institute for Energy Technology, IFE) агентству NND.

Агентство NND сообщило, что одной из его наиболее важных задач будет создание хранилища для удаления всех радиоактивных отходов Норвегии. Это включает высокоактивное отработавшее топливо из двух исследовательских реакторов, отходы от вывода реакторов из эксплуатации, а также радиоактивные источники от медицины, научных исследований и промышленности. В Норвегии сейчас находится около 17 тонн ядерного топлива, которое в настоящее время хранится в Халдене и Кьеллере. Хотя часть этого топлива можно было бы поместить непосредственно в хранилище, около 10 тонн представляет собой нестабильное металлическое топливо, свойства которого затрудняют поиск безопасного и долгосрочного решения для этих отходов. Агентство NND исследует, возможна ли химическая обработка этого топлива, чтобы сделать его более стабильным.

6 января агентство NND подписало соглашение о сотрудничестве с компанией «Orano», чтобы изучить технические возможности и проблемы химической обработки топлива на заводе по переработке в Ла-Аге во Франции. Агентство также заключит соглашение со шведской компанией «Studsvik AB» о проведении аналогичных исследований альтернативного метода стабилизации топлива. Агентство NND также рассматривает возможности и проблемы удаления топлива в его текущем состоянии с химической стабилизацией. На основе этих исследований и исследований, которые эти две компании ранее проводили от имени института IFE, агентство NND предложит комплексное решение для норвежского топлива.

22 января было также подписано соглашение между агентством NND и компанией «AINS Group» о сотрудничестве в разработке хранилища радиоактивных отходов. Компания «AINS Group» и ее партнеры (финская компания VTT и немецкая федеральная компания по обращению с радиоактивными отходами BGE) имеют многолетний опыт в разработке и планировании аналогичных объектов. Они активно участвовали в разработке первого в мире глубокого геологического хранилища отработавшего ядерного топлива, которое сейчас строится в Олкилуото в Финляндии.

В Химдалене в Аурског/Хеланд есть комплексное хранилище и хранилище для радиоактивных низко- и среднеактивных отходов (KLDRA). Здесь хранятся отходы норвежской промышленности, здравоохранения и обороны, а также отходы института IFE. Хранилищем KLDRA в настоящее время управляет институт IFE, и оно финансируется из государственного бюджета. Хранилище принадлежит компании «Statsbygg». В конечном итоге владение и эксплуатация этого объекта также перейдет агентству NND.

World Nuclear News, 10.02.2020

Ученые Сегедского университета изучают лазерную процедуру, которая может уменьшить радиоактивный распад отработавшего топлива АЭС.

С использованием современных технологий уровень радиации отработавшего ядерного топлива уменьшится до уровня ниже естественного уровня радиации через 300 тыс. – 500 тыс. лет. Использование трансмутации, теория которой не нова, но прорыв еще не достигнут, может быть уменьшено в тысячу раз. Эксперименты уже ведутся в лазерном научно-исследовательском институте ELI в Сегеде, как и изготовление соответствующего оборудования.

Исследование, проведенное совместно с французским, американским и японским университетами, может дать результаты в течение пятнадцати лет.

Источник: Remix, 26.12.2019.

Правительство Японии приняло решение об отсрочке на 5 лет извлечения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) из бассейнов выдержки двух реакторов АЭС «Фукусима-I».

В соответствии с новым графиком извлечение ОЯТ из бассейна выдержки на реакторе №1 будет отложено на четыре-пять лет. Реализация нового плана начнется в 2027 или 2028 финансовом году. Для реактора №2 отсрочка составит от одного года до трех лет, работы предполагается начать в 2024–2026 финансовых годах.

Отсрочки вызваны изменениями в выполнении работ по предотвращению распространения радиоактивной пыли.

Источник: NHK, 27.12.2019

Курындин А.В., к.т.н. (kuryndin@secnrs.ru), Строганов А.А., к.ф.-м.н. (stroganov@secnrs.ru), Киркин А.М. (kirkin@secnrs.ru), Ляшко И.А. (lyashko@secnrs.ru), Курбатова М.В. (mkurbatova@secnrs.ru) (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

В статье приведено описание методов и подходов, принятых при разработке руководства по безопасности «Радиационные и теплофизические характеристики отработавшего ядерного топлива водо-водяных энергетических реакторов и реакторов большой мощности канальных» (РБ-093-14), а также описание разработанного на его основе программного комплекса «Калькулятор радиационных и тепло-физических характеристик ОЯТ». Даны конкретные примеры использования программного комплекса и продемонстрированы его возможности при решении задач по оценке радиационных и теплофизических характеристик отработавшего ядерного топлива реакторов ВВЭР-1000, ВВЭР-440 и РБМК-1000.

Скачать статью целиком можно в формате PDF.

Software SNF calculator based on safety guide radiation and thermal characteristics of VVER and RBMK spent nuclear fuel (RB-093-14)

Kuryndin A., Ph. D., Stroganov A., Ph. D., Kirkin A., Lyashko I., Kurbatova M. («SEC NRS»).

Methods and approaches used in the developed safety guide «Radiation and thermal characteristics of VVER and RBMK spent nuclear fuel» (RB-093-14) are presented in this paper. Software “Radiation and thermal characteristics Calculator of spent nuclear fuel”, based on safety guide (RB-093-14), is describes in this paper too. Moreover specific examples of its using and demonstration of its versatility during solving the problems of estimating radiation and thermal characteristics of VVER-1000, VVER-440 and RBMK-1000 spent nuclear fuel also shown in this paper.

Линге И.И., д.т.н., Дорогов В.И., к.ф.-м.н. (ИБРАЭ РАН), Шарафутдинов Р.Б., к.т.н., Непейпиво М.А. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»), Хаперская А.В., к.х.н. (Госкорпорация «Росатом»).

В статье приводится краткий анализ опыта представления национальных докладов Российской Федерации по выполнению обязательств, вытекающих из Объединенной конвенции о безопасности обра- щения с отработавшим топливом и о безопасности обращения с радиоактивными отходами, на совеща- ниях договаривающихся сторон за период 2006 – 2015 гг.

Статью целиком вы можете скачать в формате PDF.

About experience of presenting of national reports of the Russian Federation to fulfill the obligations under the Joint convention on the safety of spent fuel management and on the safety of radioactive waste management

Linge I., Dr., Dorogov V., Ph.D. (IBRAE RAN), Sharafoutdinov R., Ph.D., Nepeipivo М. (SEC NRS), Khaperskaya А., Ph.D. (Rosatom).

The article provides a brief analysis of the experience of presenting of national reports of the Russian Federation to fulfill the obligations arising from the Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste Management at the Review meetings of the Contracting parties during the period 2006 – 2015.

Киркин А.М., Курындин А.В., к. т. н., Строганов А.А., к. ф-м. н. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).
В работе приведены результаты расчетного исследования показателей ядерной и расчетно-экспе- риментального исследования показателей радиационной безопасности транспортирования отработав- шего ядерного топлива реакторов ВВЭР-1000 в транспортном упаковочном комплекте нового поколения ТУК-153. Показано, что конструкция ТУК-153 обеспечивает выполнение критериев по ядерной без- опасности с большим запасом, однако мощность дозы на регламентируемом НП-053-04 расстоянии в 2 метрах от поверхности транспортного средства может достигать 90 % от допустимого значе- ния. Консервативность используемых авторами методов и подходов к созданию расчетных моделей под- тверждена экспериментально.
Статью целиком можно скачать в формате PDF.

Calculational and experimental research
Of nuclear and radiation safety indicators during SNF transportation in cask TUK-153

Kirkin A.M., Kuryndin A.V., Ph. D., Stroganov A.A., Ph. D. (SEC NRS).
This paper presents the results of calculation research of nuclear safety indicators and calculation and experimental research of radiation safety indicators of transportation VVER-1000 spent nuclear fuel in cask TUK-153. The article also shows that design of TUK-153 provides nuclear safety criterion by wide margin, however, the dose rates on 2 meters from the vehicle surface can amount to 90 % by limit value. The conservatism of used methods and approaches to the computational models creation is confirmed experimentally.

Киркин А.М., Курындин А.В,. к.т.н., Строганов А.А., к.ф.-м.н. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

По материалам Международной конференции по обращению с отработавшим ядерным топливом ядерных энергетических реакторов: комплексный подход к заключительной стадии топливного цикла, прошедшей в Австрии (г. Вена) в Международном агентстве по атомной энергии (МАГАТЭ),
с 15 по 19 июня 2015 года.

Представлено описание разработанного с участием авторов статьи руководства по безопасности в области использования атомной энергии «Рекомендации по составу и содержанию отчета по обоснованию безопасности контейнера двойного назначения для хранения и транспортирования отработавшего ядерного топлива» (РБ-107-15).
Руководство по безопасности содержит рекомендации Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору по составу и содержанию отчета по обоснованию безопасности контейнера двойного назначения для хранения и транспортирования отработавшего ядерного топлива при осуществлении деятельности по его межобъектовому транспортированию и хранению в централизованных хранилищах отработавшего ядерного топлива. Руководство по безопасности предназначено для применения конструкторскими, проектными, научно-исследовательскими и эксплуатирующими организациями при обосновании безопасности контейнера двойного назначения, а также Федеральной службой по экологическому, технологическому и атомному надзору при оценке данного обоснования безопасности.

В основу данного руководства по безопасности положен проект технического документа МАГАТЭ «Guidance for preparation of a safety case for a dual purpose cask containing spent fuel» (источник).

Доклад целиком доступен для скачивания в формате PDF.

А.Ю. Аникин, А.В. Курындин, к.т.н., А.А. Строганов, к.ф.-м.н. (ФБУ “НТЦ ЯРБ”).

До недавнего времени в мире при обосновании ядерной безопасности систем с ОЯТ использовалось приближение «свежего топлива», согласно которому загружаемое в контейнер или хранилище отработавшее ядерное топливо требовалось рассматривать как свежее. Несмотря на то, что приближение «свежего топлива» существенно упрощает обоснование ядерной безопасности и контроль при загрузке ОЯТ, свойственная этому приближению высокая степень консерватизма приводит к существенному уменьшению количества ТВС, которые, согласно действующим нормативным документам, допускается загружать в транспортный контейнер или хранилище.

Развитие новых топливных циклов, направленных на увеличение глубины выгорания ЯТ, и, соответственно, приводящих к увеличению начального обогащения, еще более усугубляет проблему обоснования ядерной безопасности обращения с ОЯТ.

Попытки уменьшить консерватизм приближения «свежего топлива» привели к созданию подхода к обоснованию ядерной безопасности, учитывающего изменение нуклидного состава топлива в процессе выгорания и получившего название «Burnup credit». Рассчитанное с использованием подхода «Burnup credit» значение Кэфф системы, содержащей ОЯТ, значительно меньше значения, полученного для той же системы с использованием приближения «свежего топлива». Таким образом, использование подхода «Burnup credit» позволяет, сохранив прежний уровень запаса между рассчитанным и допустимым значением Кэфф, обосновать ядерную безопасность системы, содержащей значительно большее количество ОЯТ, чем в случае применения приближения «свежего топлива».

Статья целиком доступна для скачивания в формате PDF.