Метка: nuclear fuel

Разработка топлива с низкообогащенным ураном

Компании «Global Nuclear Fuel» (GNF) и «Xenergy» должны сотрудничать в производстве ядерного топлива с высоким содержанием низкообогащенного урана (HALEU), состоящего из трехструктурных изотропных частиц (TRISO), которое они рассчитывают производить по более низким ценам, чем другие потенциальные производители.

Две компании объявили о подписании группового соглашения о разработке топлива для его потенциальной поставки в Министерство обороны США для микрореакторов и в Национальное управление по аэронавтике и исследованию космического пространства (NASA) для удовлетворения потребностей в ядерной тепловой энергии. С использованием действующего коммерческого производственного оборудования для производства частиц TRISO компания
«X-energy» и лицензированный завод по производству ядерного топлива компании GNF в Уилмингтоне (штат Северная Каролина), ожидается, что в соответствии с соглашением будут производить топливо с частицами TRISO значительно более высокого качества и по ценам, которые значительно ниже, чем у других потенциальных производителей.

Частицы TRISO являются надежной формой топлива, хорошо подходящей для военных и космических применений, но экономическая жизнеспособность топлива на рынке в прошлом была ограничена чрезвычайно высокой и ненужной стоимостью работы с ураном HALEU на объекте категории I. Объект классифицируется как высшая стратегическая значимость, используемая Комиссией ядерного регулирования США для специальных ядерных материалов и объектов, которыми она обладает. Требования физической безопасности различаются в зависимости от категории, при этом к средствам категории I применяются самые строгие требования.

Использование уже эксплуатируемого современного оборудования компанией «X-energy» на лицензионной установке компании GNF меняет динамику развертывания реактора на топливе TRISO.

В компании «GE Hitachi Nuclear Energy» сообщили, что объединение технических знаний и опыта компании «X-energy» в качестве единственного действующего производителя топлива TRISO и лицензированной операционной установки компании GNF, а также полувекового опыта и лидерства в области коммерческого топлива делают эту команду значительной.

Топливо TRISO с покрытием, которое используется в высокотемпературных реакторах (HTR), имеет ядро урана, покрытое тремя слоями пиролитического углерода и одним слоем карбида кремния. Эти покрытия заключают в капсулу все продукты деления, эффективно давая каждой частице TRISO свою собственную защитную оболочку. Компания «X-energy» производит частицы TRISO на экспериментальной топливной установке в Ок-риджской национальной лаборатории и продолжает использовать технологию топлива TRISO, разработанную в рамках Программы повышения квалификации топлива для усовершенствованных газовых реакторов Министерства энергетики США (МЭ) на основе двух действующих соглашений о сотрудничестве с МЭ. Компания также разрабатывает реактор Xe-100 тепловой мощностью 200 МВт (электрической мощностью 75 МВт), в котором будет использоваться шаровое топливо, содержащее топливные частицы TRISO, и ранее запросила гарантию займа Министерства энергетики для коммерциализации цепочки поставок топлива на основе TRISO.

По данным Всемирной ядерной ассоциации, основной завод по производству топлива для реакторов HTR находится в Баотоу (Китай) и производит 300 тыс. топливных шариков в год для строящегося реактора HTR-PM в Шидаоване. Японская компания «Nuclear Fuel Industries Ltd» (NFI) также имеет производство топлива для реакторов HTR мощностью 400 кг U/год в Токае. Ранее в этом году компания «X-energy» подписала меморандум о взаимопонимании с этой компанией, чтобы создать партнерство для поставки оборудования для производства ядерного топлива TRISO, планируя пересылку коммерческого оборудования с завода компании NFI (Tokai Works) на завод по производству топлива TRISO компании «X-energy» в Ок-Ридже. Ранее она также согласилась сотрудничать с корпорацией «Centrus Energy Corp.» по предварительному проектированию установки по производству топлива TRISO.

Компания «BWX Technologies» в октябре объявила о перезапуске и планах расширения существующей линии по производству топлива TRISO на своем предприятии в Линчбурге (штат Вирджиния).

Источник: World Nuclear News, 7.11.2019

Поставка первой партии НОУ на склад в Казахстане

МАГАТЭ сделало поставку первой партии низкообогащенного урана (НОУ) на специально построенный склад на Ульбинском металлургическом заводе в восточном Казахстане. Поставка является официальным началом работы банка НОУ МАГАТЭ, направленным на предоставление странам гарантий о наличии ядерного топлива.

В ноябре 2018 г. МАГАТЭ объявило, что после открытого тендера оно подписало контракты на покупку НОУ у НАК «Казатомпром» и французской компании «Orano Cycle». МАГАТЭ отметило, что закупки были самыми крупными с момента основания агентства в 1957 г.

Первая партия НОУ компании «Orano Cycle» была доставлена грузовиком во французский порт, затем отправлена в Россию и затем доставлена в Казахстан на поезде. Весь путь занял четыре недели. Поставка состояла из 32 баллонов с НОУ, что достаточно для одной перезагрузки топлива для типичного легководного реактора. С прибытием первой партии банк НОУ МАГАТЭ уже создан и работает. МАГАТЭ впервые приступило к осуществлению проекта такой правовой, эксплуатационной и логистической сложности. МАГАТЭ ожидает получить вторую партию НОУ от компании «Казатомпром» к концу 2019 г.

Банк является частью глобальных усилий по созданию гарантированных поставок ядерного топлива в страны в случае нарушения коммерческого рынка или других существующих договоров о поставке НОУ. Это обеспечит гарантию поставок для государств-членов МАГАТЭ, которые испытывают перебои с поставками из-за исключительных обстоятельств и не могут обеспечить ядерное топливо другими средствами. Государства, желающие приобрести НОУ у банка, должны иметь в силе соглашение о всеобъемлющих гарантиях с МАГАТЭ и иметь хорошую репутацию в отношении своих обязательств по Договору о нераспространении.

Запасы будет составлять до 90 тонн НОУ. Принадлежащий МАГАТЭ склад в Усть-Каменогорске площадью 880 м2, где будет храниться материал, был официально открыт в августе 2017 г.

В 2011 г. Казахстан предложил принять банк НОУ МАГАТЭ в ответ на запрос МАГАТЭ о выражении заинтересованности. Соглашение между МАГАТЭ и правительством Казахстана было подписано 27 августа 2015 г. МАГАТЭ описывает Ульбинский металлургический завод, на котором находится хранилище, как лицензированный ядерный объект с операциями коммерческого масштаба и полной инфраструктурой для безопасной и надежной защиты, чтобы хранить, транспортировать и обрабатывать НОУ. МАГАТЭ и Россия подписали транзитное соглашение, позволяющее доставлять НОУ в банк и из него.

Создание и деятельность банка полностью финансировались за счет добровольных взносов государств-членов МАГАТЭ и других доноров на общую сумму 150 млн долл., что, по мнению агентства, достаточно для покрытия сметных расходов в течение 20 лет работы.

Другие гарантии снабжения, созданные с одобрения МАГАТЭ, включают гарантированный физический запас НОУ, поддерживаемый Россией в Международном центре по обогащению урана в Ангарске, Россия, и гарантию поставок для услуг по обогащению НОУ в Великобритании. В США также действует собственный запас НОУ.

Источник: World Nuclear News, 18.10.2019

Начало строительства завода по инкапсулированию отработавшего топлива

Финская компания по обращению с отходами «Posiva» заложила фундамент для начала строительства завода по инкапсулированию отработавшего топлива на площадке в Олкилуото на западе Финляндии. Строительство завода планируется завершить летом 2022 г.

Площадка для хранилища компании «Posiva» в Эурайоки, рядом с АЭС «Олкилуото», была выбрана в 2000 г. Парламент Финляндии утвердит принципиальное решение по проекту хранилища в 2020 г. Компания «Posiva» является совместным предприятием финских ядерных компаний «Fortum» и «Teollisuuden Voima Oyj». В декабре 2013 г. компания «Posiva» представила в Министерство занятости и экономики заявку для получения лицензии на строительство. Компания «Posiva» изучила породу в Олкилуото и подготовила заявку для получения лицензии, используя результаты подземной лаборатории Онкало, которые будут расширены, чтобы сформировать основу хранилища. Правительство предоставило строительную лицензию на проект в ноябре 2015 г., а строительные работы на хранилище начались в 2016 г. Компании «Posiva»
по-прежнему требуется получение отдельной лицензии на эксплуатацию объекта.

По плану компании «Posiva» отработавшее топливо должно быть упаковано в медно-стальные канистры на наземной установке для инкапсулирования, откуда они будут перемещаться в подземные туннели хранилища, расположенные на глубине 400–450 метров, и далее в отверстия, покрытые бентонитовым буфером. Ожидается, что эксплуатация хранилища начнется в 2023 г. Расходы на строительство составят около 500 млн евро (550 млн долларов США), а занятость составит около 2500 человеко-лет.

В июне 2019 г. компания «Posiva» объявила, что готова начать строительство завода по инкапсулированию. Компания заключила контракт с финской строительной компанией «Skanska» на выполнение проекта. Стоимость контракта с компанией «Skanska» составляет около 45 млн евро (49,5 млн долл.). Компании «Skanska» и «Posiva» подписали контракт на этап подготовки проекта в ноябре 2018 г.

23 сентября 2019 г. компания «Posiva» объявила, что был заложен первый камень в завод по инкапсулированию. Закладка первого камня является важным этапом в длительной подготовительной фазе на объекте для окончательного удаления. Компания действует в соответствии с планом, определенным еще в 1980-х годах. Для ядерно-энергетического сектора важно решение для окончательного удаления отработавшего топлива, что позволит начать удаление. Укладка первого камня, возможно, является небольшим шагом с точки зрения прогресса рабочей площадки, но большим этапом для окончательного удаления, ядерной энергетики и климата. Компания «Posiva» собирается приступить к подготовке окончательного удаления и может представить опыт окончательного удаления.

После ввода хранилища в эксплуатацию отработавшее топливо будет доставлено в транспортных контейнерах в зону приема установки для инкапсулирования. Эта приемная зона также является местом доставки пустых контейнеров для окончательного удаления. На установке для инкапсулирования транспортный контейнер и канистра для окончательного удаления будут плотно пристыкованы внутри ячейки для обращения с топливом, где топливо сначала передается из транспортного контейнера на станцию сушки, а затем в канистру для окончательного удаления. Когда все топливные сборки будут перенесены в канистру, она будет заполнена газообразным аргоном и затем плотно закрыта внутренней стальной крышкой.

Из рабочей камеры заполненная канистра затем будет перенесена на станцию для сварки. Здесь крышка контейнера будет герметизирована электронно-лучевой сваркой, что гарантирует плотный и прочный шов. Далее герметичность сварного шва будет проверяться на контрольной станции с использованием неразрушающих методов контроля, таких, как рентгеновское и ультразвуковое испытание.

Швеция планирует аналогичный объект по инкапсулированию и удалению отработавшего топлива, используя тот же метод хранения. Согласно текущему графику, национальная компания по обращению с радиоактивными отходами «Svensk Kärnbränslehantering AB» планирует начать строительство хранилища отработавшего топлива и завода по инкапсулированию в начале 2020-х годов, и на их завершение потребуется около 10 лет.

Источник: World Nuclear News, 25.9.2019

Производство топлива TRISO

Компания «BWX Technologies, Inc» (BWXT) перезапускает линию по производству топлива на основе трехкомпонентного изотропного оксикарбида урана (uranium oxycarbide tristructural isotropic TRISO) на заводе в Линчберге, штат Вирджиния. Компания является единственным в США производителем такого топлива и планирует расширить свои производственные мощности.

Компания BWXT заявила, что расширение ее существующих возможностей по производству топлива TRISO позволит удовлетворить возникающие интересы клиентов в отношении микрореакторов Министерства обороны, космических реакторов и гражданских усовершенствованных реакторов. Компания заинтересована в перспективных заявках на топливо TRISO. Учитывая долгую историю успешного производства и испытаний этого типа топлива, компания рада расширению этой возможности.

Топливо TRISO содержит сферические частицы уранового топлива с тройным углеродным покрытием, которое эффективно обеспечивает каждой крошечной частице собственную первичную систему удержания. Такое топливо может противостоять экстремальным температурам и имеет очень низкие проблемы распространения и экологические риски. Топливо TRISO проходит проверку в серии экспериментов в Айдахской национальной лаборатории на усовершенствованном испытательном реакторе в рамках программы усовершенствованного газоохлаждаемого реактора Министерства энергетики.

Предприятие компании BWXT по производству топлива TRISO в Линчберге в настоящее время имеет лицензию на производство этого типа топлива с высоким содержанием низкообогащенного урана (high-assay low enriched uranium – HALEU). Компания BWXT сотрудничает с Министерством энергетики в разработке и аттестации топлива TRISO более 15 лет, демонстрируя и развивая коммерческие возможности для производства топлива TRISO.

Будет два этапа расширения производства компании BWXT. В течение следующих нескольких месяцев компания добавит дополнительное оборудование и персонал на существующем предприятии для возобновления производства. В течение 24–32 месяцев компания завершит модернизацию мощностей, чтобы начать увеличение производства топлива TRISO для удовлетворения возникающих потребностей клиентов.

Компания BWXT отметила, что для производства топлива TRISO с помощью топлива HALEU требуется как минимум лицензия категории 2 от Комиссии ядерного регулирования, на получение которой может потребоваться несколько лет и значительные инвестиции. В настоящее время компания имеет единственные частные лицензии категории 1 в США, которые также могут быть использованы для производства материалов категории 2. Существующая инфраструктура будет способствовать гораздо более низким начальным затратам по сравнению с созданием нового предприятия по производству топлива TRISO.

Источник: World Nuclear News, 2.10.2019

Производство топливных сборок CF3

В Китае началось массовое производство топливных сборок CF3 (China Fuel 3) для первого собственного крупномасштабного коммерческого передового реактора с водой под давлением.

Топливная сборка CF3, включая ее передовые ядерные топливные элементы, была разработана Китайской национальной ядерной корпорацией (China National Nuclear Corporation – CNNC). Сборки CF3 состоят из 264 топливных стержней с конструкцией 17х17. Топливные стержни содержат таблетки либо из диоксида урана, либо из смеси оксида гадолиния и диоксида урана. Стержни имеют оболочку из циркалоя.

Четыре топливные сборки CF3 были испытаны 20 сентября на АЭС «Циньшань». До этого, восемь топливных сборок CF3 было использовано на АЭС «Фанцзяшань». И, как ожидается, еще восемь топливных сборок CF3 будут использованы на АЭС «Циньшань» в конце этого года. Всего 177 топливных сборок CF3 будут загружены в активную зону реактора Hualong One.

Сейчас корпорация CNNC обладает всеми необходимыми технологиями, чтобы разрабатывать ядерное топливо с высокими эксплуатационными характеристиками, а ее независимая топливная система и достаточные возможности по поставке продукции обеспечивают ей конкурентоспособность на международных рынках.

Модель облучения на нескольких АЭС позволяет широко использовать топливные сборки CF3. Эти сборки соответствуют стандартам ядерной энергетики третьего поколения, демонстрируют хорошие эксплуатационные показатели и имеют права на частную интеллектуальную собственность.

Топливные сборки CF3 можно использовать для длительных циклов перегрузки топлива, и они подходят для передового трехпетлевого реактора с водой под давлением китайской разработки HPR1000 (Hualong One) и для низкотемпературного реактора для задач теплоснабжения DHR-400 (Yanlong). Реактор DHR-400 тепловой мощностью 400 МВт может работать при низких температурах и нормальных давлениях. Реактор может быть построен около городских районов из-за нулевого риска расплавления и отсутствия выбросов.

Реакторы Hualong One в настоящее время строятся на АЭС «Фуцин» и «Фанчэнган». Ожидается, что энергоблоки АЭС «Фуцин-5 и -6» будут введены в действие в 2019 и 2020 годах, как и «Фанчэнган-3 и -4». 11 сентября корпорация CNNC объявила, что компоненты ядерного топлива для первого демонстрационного блока Hualong One прошли заводскую приемку и были отправлены на АЭС «Фуцин». Реактор Hualong One продвигают на международном рынке, два реактора строятся в Карачи в Пакистане.

Топливные сборки CF3 помогли Китаю самостоятельно развить ядерную энергетику третьего поколения, крупномасштабно применить ядерную энергетику внутри страны и распространить свою атомную промышленность на международные рынки. Топливные сборки CF3 также чрезвычайно важны для энергообеспечения Китая.

Источник: World Nuclear News, 26.9.2019

Прогнозы ядерных мощностей и производства урана и топлива

Быстрый рост спроса на уран приведет к потребности в дополнительном добытом уране в период до 2040 г. по всем сценариям, приведенным в последнем выпуске доклада Всемирной ядерной ассоциации о топливе. Впервые за восемь лет прогнозы роста ядерных генерирующих мощностей были пересмотрены в сторону повышения после введения более благоприятной политики в ряде стран.

Доклад о ядерном топливе: Глобальные сценарии спроса и предложения на 2019–2040 годы (Nuclear Fuel Report: Global Scenarios for Demand and Supply Availability 2019-2040) является 19-м в серии докладов, публикуемых Всемирной ядерной ассоциацией и Институтом урана, примерно с двухлетними интервалами с 1975 г. В Лондоне начался симпозиум Всемирный ядерной ассоциации 2019 г. Он включает три сценария – базовый, верхний и нижний и охватывает широкий спектр возможностей для ядерной энергетики до 2040 г. В нем также рассматриваются ключевые вопросы, которые, вероятно, сохранят свою актуальность и после этого года.

Последнее издание доклада было коренным образом переосмыслено и переработано. Об этом на симпозиуме рассказал Риаз Ризви, директор по стратегии и маркетингу НАК «Казатомпром» и сопредседатель рабочей группы «Топливный отчет» (Fuel Report Working Group). Доклад основан на данных, собранных из вопросников, разосланных членам и нечленам Всемирной ядерной ассоциации, в сочетании с общедоступной информацией и оценкой и опытом членов рабочих групп ассоциации. В этом докладе уникально то, что он, по сути, составлен отраслью, практиками, которые фактически работают и живут этим.

Методология спроса учитывает экономику ядерной отрасли, государственную политику и другие вопросы, включая общественное признание, борьбу с изменением климата, структуру рынка электроэнергии и нормативные стандарты. Базовый сценарий в основном отражает официальные цели и планы, объявленные государствами и компаниями, и частичное признание вклада ядерной энергетики в изменение климата, в то время как в верхнем сценарии рассматриваются более благоприятные условия экономики и общественного признания, а также более сильное признание вклада ядерной энергетики в борьбу с изменением климата. Нижний сценарий предполагает ситуацию с ухудшением общественных настроений, отсутствием политической поддержки и более сложной экономикой ядерной отрасли.

Ожидается, что мировые электрические мощности по производству ядерной энергии, составлявшие 398 ГВт в 2018 г., возрастут до 462 ГВт в 2030 г. и до 569 ГВт в 2040 г. в соответствии с базовым сценарием. В верхнем сценарии эти цифры составляют 537 ГВт в 2030 г. и 776 ГВт в 2040 г. В нижнем сценарии генерирующая мощность остается практически неизменной в течение всего прогнозного периода, и не отображается тенденция к снижению, наблюдаемая в предыдущих отчетах.

Основными причинами позитивной тенденции в прогнозах ядерной мощности являются изменение энергетической политики Франции с целью отсрочить запланированное сокращение доли ядерной энергетики и продлить срок эксплуатации реакторов до более 40 лет, законодательные действия США на уровне штатов в поддержку продолжения эксплуатации реакторов одновременно с началом процесса федеральными регулирующими органами, позволяющего реакторам эксплуатироваться до 80 лет, обширные планы внедрения ядерных реакторов в Китае и Индии и улучшенные перспективы для новых реакторов в «странах-новичках», таких, как Бангладеш, Египет и Турция.

Поставки урана. Всемирная ядерная ассоциация пересмотрела модель требований к реакторам для новой редакции доклада, чтобы включить в нее переоценку различных факторов, влияющих на спрос. Реакторы на быстрых нейтронах включены впервые, в то время как была создана новая модель, позволяющая проводить более конкретный анализ рынка изготовления топлива, а предположения по коэффициенту мощности были пересмотрены и обновлены.

Известные мировые ресурсы урана являются более чем достаточными для удовлетворения потребностей реакторов до 2040 г. и в последующий период, хотя мировое производство снизилось с 62221 т U в 2016 г. до 53498 т U в 2018 г. Однако избыточное предложение и связанные с этим низкие цены на уран мешают необходимым инвестициям и использованию этих ресурсов в производстве. Современный депрессивный урановый рынок вызвал не только резкое сокращение деятельности по разведке урана, но и сокращение добычи урана на существующих шахтах, отмечается в докладе.

Прогнозируется, что объемы добычи урана будут оставаться достаточно стабильными до конца 2020-х годов по всем трем сценариям добычи урана, которые разработаны на основе оценки текущих и будущих возможностей шахт. Они резко снижаются в период 2035–2040 гг., поскольку четверть всех шахт, перечисленных в модели, достигает конца своих производственных сроков. Глобальная добыча 66400 т U в 2030 г. снизится до 48100 т U по базовому сценарию, для верхнего сценария эти цифры составляют 71500 т U в 2030 г. и 49400 т U в 2040 г. Ожидается, что частичное возвращение в настоящее время неработающих шахт в производство начнется в 2023 г. по базовому сценарию, в 2022 г. по верхнему сценарию и в 2026 г. по нижнему сценарию.

Новые поставки будут категорически необходимы в будущем. Нет никаких сомнений в том, что новые проекты или восстановление приостановленных в настоящее время проектов должны будут иметь место. Методология поставок, использованная в докладе этого года, вводит новую концепцию неопределенных поставок, связанных с неработающими производственными мощностями, неуказанными вторичными поставками и расширением мощностей. Вклад таких источников труднее предсказать, чем указанные источники поставок, такие, как текущая мощность, планируемые и предполагаемые шахты и определенные вторичные поставки. По мере того, как возникает разрыв между спросом и предложением, больший объем должен поступить из неуказанных источников.

В ближайшей перспективе коммерческие запасы и указанные вторичные поставки будут играть роль в преодолении разрыва между спросом и предложением. Однако роль вторичных источников будет постепенно уменьшаться, снизившись с 14–15% потребностей реакторов, которые они удовлетворяют сегодня, до 4–9% в 2040 г, в зависимости от сценария. Разрыв будет компенсирован за счет коммерческих запасов, возврата бездействующих шахт в производство и разработки новых проектов, среди других источников.

В докладе отмечается, что к 2040 г. во всех сценариях отрасли необходимо как минимум удвоить прогнозируемое производство первичного урана (включая текущие, неработающие, разрабатываемые и планируемые перспективные проекты). Для этого более чем достаточно ресурсов, но для рынка важно посылать сигналы, необходимые для начала разработки этих проектов.

Проблемы топливного цикла. В докладе также рассматриваются спрос и предложение на конверсию, обогащение урана и изготовление топлива. В секторе конверсии урана, который в течение последних восьми лет находился в ситуации избыточного предложения из-за сокращения потребностей в конверсии и накопления запасов гексафторида урана, годовой объем производства в настоящее время ниже, чем потребности. Рынок сейчас вступил в период перебалансировки, поскольку используются запасы. В среднесрочной перспективе ожидается, что преобразованные в настоящее время мощности в режиме ожидания вернутся к работе, а в более долгосрочной перспективе потребуется расширение мощностей.

При глобальном избытке мощностей по обогащению урана только один из крупнейших мировых поставщиков обогащенного урана – Китайская национальная ядерная корпорация (China National Nuclear Corporation) планирует значительно увеличить свои мощности в течение прогнозируемого периода, так как Китай преследует цели самообеспечения, указано в докладе. Дополнительные мощности по обогащению могут потребоваться уже в середине 2020-х годов по верхнему сценарию, но из-за модульного характера технологии центрифуг и сроков строительства ядерных реакторов такое расширение может происходить своевременно и следует избегать проблем с поставками.

Производство топлива отличается от других этапов топливного цикла из-за специфики высокотехнологичного и технологичного продукта и рынка, который является скорее региональным, чем глобальным. Производственные мощности в настоящее время достаточны для обеспечения ожидаемого спроса, как для первых активных зон, так и для перезагрузок, но узкие места в поставках могут все же возникнуть для некоторых конструкций, указано в докладе.

Гармония. В докладе отмечается устойчивый рост ядерных мощностей в течение следующих 20 лет, но необходимо еще многое сделать для достижения цели Всемирной ядерной ассоциации по обеспечению к 2050 г. не менее 25% мирового производства электроэнергии. Эта цель требует строительства большего количества реакторов, чем прогнозируется в настоящее время в верхнем сценарии, отмечается в докладе.

Генеральный директор Всемирной ядерной ассоциации Агнета Райзинг заявила, что для достижения цели гармонии по поставке 25% мировой электроэнергии до 2050 г. потребуется быстрое наращивание новых ядерных мощностей, превышающее прогноз верхнего сценария, что, в свою очередь, приведет к потребности в большем количестве урана, обогащении, изготовлении топлива, транспортировке и обслуживании отработавшего топлива. Участники ядерного топливного цикла должны быть готовы удовлетворить потенциально большой рост спроса для достижения цели.

Источник: World Nuclear News, 5.9.2019

Сертификация упаковки компании «Holtec International» для ОЯТ

Транспортная упаковка HI-STAR 100MB компании «Holtec International» сертифицирована Комиссией ядерного регулирования США (NRC). Компания сообщила, что контейнер предназначен для транспортировки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ).

Упаковка HI-STAR 100MB является усовершенствованной версией упаковки HI-STAR 100, которая первоначально была лицензирована в 1998 г. Упаковка
HI-STAR 100MB предназначена для перевозки топлива с высокой степенью выгорания в многоцелевой канистре (MPC) или в корзине. Упаковка основана на контейнере HI-STAR 190, разработанном для извлечения канистр большого диаметра из местных хранилищ американских АЭС. Упаковка HI-STAR 100MB – это аналог, который будет предназначен для извлечения канистр среднего размера, содержащих топливо с высоким уровнем выгорания и меньшим временем охлаждения, чем это допускается для упаковки HI-STAR 100.

Среди технологических отличий упаковки HI-STAR 100MB существует возможность перевозки содержимого, упакованного в канистре MPC или в корзине, как топлива с умеренным выгоранием, так и топлива с высоким выгоранием различных размеров, используемых в легководных реакторах, и для транспортировки топлива с распадом в течение 3,5 лет после выгрузки из реактора.

Компания «Holtec» подала заявку на упаковку HI-STAR 100MB в комиссию NRC в феврале 2018 г. Тогда компания заявила, что, поскольку конструкции контейнера и топливной упаковки были напрямую основаны на текущих конструкциях, утвержденных комиссией NRC, она ожидала эффективного процесса рассмотрения. Компания «Holtec» объявила, что проект получил сертификацию комиссии NRC.

В настоящее время сертификация упаковки HI-STAR 100MB включает канистру большой емкости, канистру MCP-32M и корзины F-24M и F-32M, в которых используют поглотитель нейтронов Metamic-HT в качестве материала корзины для оптимальной производительности. Однако контейнер рассчитан на то, чтобы вместить любую канистру, загруженную в отрасли, диаметром 1,74 м. Это означает, что почти каждая канистра использовалась для сухого хранения в США до 2014 года.

Вместе с большой упаковкой HI-STAR 190, которая предназначена для перевозки очень больших канистр, развернутых за последние пять лет, а также некоторых более старых устаревших канистр, компания «Holtec» сообщила, что упаковка HI-STAR 100MB предоставит средства для безопасной транспортировки ОЯТ с АЭС по всей территории США до объединенного хранилища временного хранения HI-STORE CIS или непосредственно в хранилище.

В марте 2017 г. компания «Holtec» представила в комиссию NRC заявку на лицензию на объект HI-STORE CIS, который будет расположен в штате Нью-Мексико. Компания предлагает установить свою систему Hi-Storm UMax, которая бы видела контейнеры с ОЯТ, размещенные под землей с бетонным покрытием. Начальная емкость хранилища HI-STORE CIS составляет 10 тыс. канистр.

Разработка все более надежных транспортных контейнеров с еще большей универсальностью, чтобы сделать транспортировку топлива на железных дорогах еще более безопасной, является основной задачей компании «Holtec». Упаковка HI-STAR 100MB является примером нового поколения транспортных контейнеров, которые в полной мере выполняют вышеуказанную миссию.

Компания «Holtec» также ожидает высокого спроса на упаковки HI-STAR 100MB со стороны зарубежных клиентов. В марте 2018 г. было объявлено, что проект выиграл международный тендер, объявленный Китайской национальной ядерной корпорацией.

Источник: World Nuclear News, 14.8.2019

IRSN has published a report on spent nuclear fuel storage

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

Исследования радиационной безопасности обращения со свежим топливом на АЭС с реакторами РБМК-1000 при повышении содержания четных изотопов урана в исходном сырье

Гераскин И. Н. (geraskin_in@nrcki.ru), Мясников А. А. (myasnikov_AA@nrcki.ru),Смирнова А. К. (smirnova_ak@nrcki.ru) (НИЦ «Курчатовский институт»).

В работе приведены результаты расчетных исследований радиационной безопасности при обращении со свежим топливом, содержащим предельное по техническим условиям для таблеток топлива реактора РБМК-1000 количество 232U, 234U и 236U. Показано, что при обращении со свежим топливом за счет повышенного содержа-ния 232U возрастают мощности доз от тепловыделяющей сборки и транспортного упаковочного комплекта и, как следствие, дозовые нагрузки на персонал. При ограничении времени между получением обогащенного гексафторида урана и загрузкой топлива в реактор дозовые нагрузки на персонал не превышают нормативных пределов.

Скачать статью можно в формате PDF.

Radiation safety studies of fresh fuel handling at increased content of even uranium isotopes in the raw material on RBMK-1000 nuclear power plants

Geraskin I. N., Myasnikov A. A., Smirnova A. K. (National Research Center «Kurchatov Institute»).

The article presents the results of radiation safety calculation studies of handling with fresh fuel with maximum permissible concentrations of 232U, 234U and 236U isotopes in the fuel pellets of RBMK-1000 reactor. It is shown that during handling with this fuel composition the dose rates from fuel assembly and transport and packing set are increased due to the increased content of 232U. As a consequence, the dose rates to nuclear plant personnel are also increased. If the time between enriched uranium hexafluoride producing and reactor fuel loading is limited, dose rates to nuclear plant personnel do not exceed regulatory limits.