29 июля компания «Tohoku Electric Power Co.» подала заявку в Управление по ядерному регулированию (NRA) Японии на утверждение плана вывода из эксплуатации АЭС «Онагава-1» (реактор BWR электрической мощностью 524 МВт, введен в эксплуатацию в июне 1984 г.). Кроме того, 26 июля, компания запросила предварительные переговоры с соответствующими муниципалитетами префектуры Мияги, городов Онагава и Ишиномаки по соглашениям о ядерной безопасности.

Реактор АЭС «Онагава-1» был остановлен после землетрясения, которое произошло в восточной Японии 11 марта 2011 г. В октябре 2018 г. компания «Tohoku Electric Power» решила выполнить вывод реактора из эксплуатации после всестороннего анализа основных технологических проблем, связанных с перезапуском, например, меры по повышению безопасности, учет количества лет, в течение которых работал реактор, и вопросы, связанные с производством электроэнергии.

Процесс вывода из эксплуатации разделен на четыре этапа: 1) подготовка к демонтажу, 2) демонтаж и удаление установок и оборудования в зоне, окружающей реактор, 3) демонтаж и удаление установок и оборудования в зоне реактора и 4) демонтаж и удаление здания реактора и других сооружений. Для вывода из эксплуатации потребуется 34 года. Окончательное завершение этого процесса планируется в 2053 финансовом году (с апреля 2053 года по март 2054 года). На этапе подготовки к демонтажу (период от утверждения плана вывода из эксплуатации до 2027 финансового года) 821 сборка отработавшего топлива, хранящегося в настоящее время в бассейне блока №1, будет передана и сохранена в бассейне блока №3. В бассейне блока №1 хранится 41 сборка неиспользованного топлива.

После завершения вывода из эксплуатации топливные сборки затем будут переданы лицензиату для операций по переработке вместе с 161 топливной сборкой из блока №1, которые в настоящее время хранятся в бассейнах отработавшего топлива блоков №2 и №3.

В результате вывода из эксплуатации после демонтажа ожидается образование примерно 300 тыс. тонн отходов. Из них около 18,5 тыс. тонн будут твердыми радиоактивными отходами. Ожидается, что около 12,4 тыс. тонн из этого количества будет ниже установленного уровня очистки (то есть, не требующего обращения с радиоактивными материалами) и будет переработано в максимальной степени в соответствии с предписанными процедурами согласно соответствующим законам. Общая стоимость демонтажа оценивается в 41,9 млрд иен (392 млн долл. США).

Кроме того, из 14 АЭС, в настоящее время предназначенных для вывода из эксплуатации (исключая все энергоблоки АЭС «Фукусима»), управлением NRA уже были утверждены планы вывода из эксплуатации девяти реакторов – АЭС «Токай-2» и «Цуруга-1» (компания «Japan Atomic Power Company»), «Хамаока-1 и -2» («Chubu Electric Power Co.»), «Михама-1 и -2» («Kansai Electric Power Co.»), «Симане-1» («Chugoku Electric Power Co.»), «Иката-1» («Shikoku Electric Power Co.»), «Генкай-1» («Kyushu Electric Power Co.»).

Источник: Atoms in Japan, World Nuclear News, 2.8.2019 

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.