Комиссия ядерного регулирования (NRC) приняла к рассмотрению отчёт о топливе Advanced Doped Pellet Technology (ADOPT) компании «Westinghouse», который является важным достижением для перспективных видов топлива. Компания разрабатывает топливо в рамках своей топливной программы EnCore.

Тематический отчёт WCAP-18482-P/WCAP-18482-NP, редакция 0 был первоначально представлен в комиссию NRC в мае 2020 г., и предварительная оценка безопасности ожидается в начале лета 2021 г., сообщает компания «Westinghouse».

Топливные таблетки ADOPT были разработаны для улучшения экономики топливного цикла и повышения устойчивости к авариям. Топливные таблетки легированы небольшими количествами хрома и оксида алюминия, что позволяет им достичь большей эффективности использования урана и более низкой скорости окисления, на 50% по сравнению с обычными таблетками оксида урана. Таблетки подходят для использования во всех конструкциях реакторов с водой под давлением и реакторов с кипящей водой компаний «Westinghouse» и «Combustion Engineering» и совместимы со всеми материалами оболочки на основе циркония и с обогащённым топливом. По данным компании «Westinghouse», на сегодняшний день они доставлены в более чем 25 регионов мира. Топливо ADOPT позволяет значительно улучшить текущие топливные характеристики АЭС, а также повысить гибкость для долгосрочных операций.

Программа EnCore является одним из топливных проектов, получивших поддержку Министерства энергетики в рамках программы по отказоустойчивому топливу, которая направлена на разработку новых оболочек и топливных материалов, которые могут лучше переносить потерю активного охлаждения в активной зоне, сохраняя или улучшая характеристики топлива и экономичность при нормальной эксплуатации. Испытательные стержни, загруженные таблетками топлива ADOPT, были введены в блок АЭС «Байрон-2» компании «Exelon» весной 2019 г.

World Nuclear News, 22.1.2021

The eVinci micro reactor (Image: Westinghouse)[/caption]

Компании «Bruce Power» и «Westinghouse Electric Company» договорились продолжить программу создания микрореактора eVinci компании «Westinghouse» в Канаде. Соглашение поддерживает усилия Федерального правительства и правительств провинций по изучению заявок на ядерные технологии для достижения своей цели, чистого нуля в Канаде к 2050 г.

В 2021 г. работа компаний «Bruce Power» и «Westinghouse» будет сосредоточена на продвижении государственной политики и нормативно-правовой базы, оценки экономического, социального и экологического вклада технологии реактора eVinci по сравнению с альтернативами, такими как дизельное топливо или другие ископаемые виды топлива, определении потенциальных промышленных приложений и ускорении реализации дорожной карты Канады по размещению демонстрационного блока в рамках федерального плана действий по созданию малых модульных реакторов.

Микрореактор eVinci является небольшой батареей нового поколения для рынков децентрализованной генерации и микросетей в удаленных населенных пунктах, удаленных промышленных шахтах и критически важной инфраструктуре. Микрореактор разработан для обеспечения конкурентоспособной, отказоустойчивой мощности и хорошей надежности при минимальном обслуживании, а его небольшой размер позволяет использовать стандартные методы транспортировки и быстрое развертывание на месте.

В реакторе есть каналы для топливных таблеток и тепловые трубки, отводящие тепло от активной зоны, и минимальное количество движущихся частей. Топливо, заключенное в активную зону, значительно снижает риск распространения и повышает общую безопасность для пользователя. Тепловые трубки обеспечивают пассивный отвод тепла от активной зоны и внутреннее регулирование мощности, обеспечивая автономную работу и возможность отслеживания собственной нагрузки.

Активная зона реактора рассчитана на работу в течение трех и более лет, что исключает необходимость частой перегрузки топлива. Реактор может обеспечивать комбинированное производство тепла и электроэнергии с электрической мощностью от 200 кВт до 25 МВт и тепло до 600°С.

Технология реактора eVinci может обеспечить экологически чистую и надежную энергию для удаленных районов и промышленных предприятий в Канаде.

Компания «Bruce Power» будет использовать взаимоотношения с Институтом ядерных инноваций и Корпорацией по инновациям, реабилитации и прикладным исследованиям в горнодобывающей промышленности, находящейся в Лаврентийском университете, для реализации этих возможностей для Канады.

В феврале 2018 г. компания «Westinghouse» представила заявку в Канадскую комиссию по ядерной безопасности (CNSC) на предварительный лицензионный обзор конструкции реактора eVinci. Комиссия CNSC предлагает предварительное лицензирование обзора в качестве дополнительной услуги для оценки проекта АЭС на основе технологии реактора. Это не является обязательной частью процесса лицензирования новой АЭС, но направлено на проверку приемлемости проекта с точки зрения регулирующих требований и ожиданий в области ядерной энергетики в Канаде.

Три этапа процесса обзора включают предварительную лицензионную оценку соответствия регулирующим требованиям, оценку любых потенциальных фундаментальных препятствий для лицензирования и последующий этап, позволяющий поставщику отреагировать на результаты второго этапа.

World Nuclear News, 12.10.2020

A leak suspected to have been caused by high cycle thermal fatigue due to fluctuating axial motion of a swirl penetration front end has been detected in early 2018 in a non-isolable Reactor Coolant System branch at the Doel 1 Nuclear Power Plant (Belgium).

As a part of the standard design of the Westinghouse 2-loop PWRs, the Doel 1 and Doel 2 units are equipped with ECC systems that inject water into the upper plenum of the reactor pressure vessel in the event of a LOCA, as opposed to the cold-leg injection that is also present. Each of both reactors has two 4-inch UPI lines made of Type 316 stainless steel and further referred to as UPI-A and UPI-B lines. Figure 1 illustrates the layout of the UPI-A lines. When compared to the UPI-A lines, the UPI-B lines are shorter and have a slightly different slope.

The UPI injection ports are at the same elevation as the RPV inlet and outlet nozzles. In the initial design of the Doel 1 and Doel 2 units, the UPI lines provided ECC water in the lower plenum by injection in the downcomer but in 1992 ther injection ports were re-configured to the UPI design by plugging the opening towards the downcomer and drilling a hole into the core barrel. Figures 2 and 3 illustrate the design of the injection ports in both configurations.

On the 23rd of April 2018, a primary leak was detected at Doel 1 while the unit was in full power operation. Consequently, the unit was brought to cold shutdown conditions. The leak was found to be located on the UPI-A line inside the reactor cavity in the pipe section downstream of the check valve, i.e., in a non-isolable RCS branch. Extensive NDE of the damaged UPI-A line including mechanized VT, ET, UT, and UT-TOFD from the inside of the pipe has evidenced several cracklike indications in the bottom part of the straight part of the pipe upstream of the weld between the straight section and the elbow close to the leak location, as well as a circumferential indication in a neighboring weld. As a result of those findings, the same NDE was performed on the UPI-B line of Doel 1 and on both UPI lines of Doel 2. These inspections highlighted similar degradation on the UPI-A line of Doel 2 at the same location. By contrast, no reportable degradation was observed on the UPI-B lines.

The affected section the UPI-A lines was removed for further laboratory investigations aiming at investigating the possible mechanisms responsible for the formation of the cracks. The outcomes of the investigations allowed the plant Licensee (Engie) to conclude that the mechanism responsible of the cracking phenomenon was fatigue. More specifically, different features heavily suggested that the mechanism is a low stress, high-cycle fatigue mechanism, possibly environmentally (primary water) assisted. Root cause analysis performed by the Licensee concluded that this phenomenon would have likely been related to the occurrence of cyclic thermal stresses in the wall thickness of the piping. A detailed understanding of how the damage could develop, implying in particular a quantitative description of all involved phenomena, could however not be provided.

The removed sections of the UPI-A lines were replaced and a specific Safety Case has been provided by the Licensee for each unit, as a justification for their restart. Despite an incomplete understanding of the degradation phenomenon, the Licensee justified the allowance for restart on the basis of different actions among which of the replacement of the damaged UPI-lines, the planning of NDE at regular intervals as well the continuous monitoring of those lines and in particular the temperature monitoring of the external wall temperature at specific locations by means of the FAMOSi Data acquisition system. In answer to Bel V’s concern, the Safety Cases were based on the application of the Defence in Depth principle, by showing how the actions defined in the Safety Cases are related to the first three Levels. After evaluation, Bel V concluded that the Doel 1 and Doel 2 plant might be operated safely during a time period of one fuel cycle, which is expected to be the time necessary to identify and quantify the thermal cyclic loadings suspected to be the mechanism responsible for the detected cracking. Authorization for restart was granted by the Belgian Federal Agency for Nuclear Control and both plants resumed operation early in 2019.

During the 2019 fuel cycle, two major achievements should be highlighted. First, the temperature measurements recorded by the FAMOSi system during four different plant conditions, i.e. cold shutdown, heat-up, hot stand-by, power ramp-up and full power were made available and analyzed by the Licensee by means of a homemade computer code allowing to estimate the temperature evolution of the fluid inside the pipe from the recorded temperatures. Although the FAMOSi system has experienced reliability issues, some conclusions were able to be drawn from the temperature records. Temperature fluctuations were observed on all UPI lines as soon as at least one reactor coolant pump is running, whatever the plant condition. However, those temperature fluctuations are not significant , which led the Licensee to conclude that the thermal cycling which was suspected to be at the origin of the observed cracks is rather a consequence of cycling flow structures inside the lines. Secondly, the results of Computational Fluid Dynamics (CFD) calculations performed by the Licensee have been issued. Those calculations point out that cycling flow structures could develop in UPI-A lines in the presence of a gap between the reactor vessel UPI nozzle and the core barrel. The presence of this gap, which has been confirmed during the visual examinations carried out on the inside of the UPI lines, is a side effect of the reconfiguration from downcomer injection to upper plenum injection. The pressure difference existing between the downcomer and the upper plenum generates a flow through the gap, which then induces a swirling structure extending in the UPI-A line up to the degraded region if adequate non-symmetric flow ingress through the gap is assumed. Beyond that swirl penetration zone, a natural circulation loop with stratification is present. Between those thermal fields, a transition zone occurs with potentially high temperature difference. The CFD calculations also confirm that, if slightly varying gap boundary conditions are assumed, the extension of the swirl region moves back and forth, which induces large temperature fluctuations in the degraded region. With regard do that, it should also be pointed out that the assumed mechanism also explains why the UPI-B line is not or less affected than the UPI-A line. The better thermal insulation on this former line indeed induces a smaller thermal axial gradient along the line, especially in the natural circulation loop zone. This explains why smaller thermal fluctuations will occur when the extension of the swirl zone moves back and forth.

However, convincing experimental demonstration could not be achieved due to lack of temperature measurement sections at some critical locations but also to a lesser extent, due to the reliability issues encountered by the FAMOSi system. In order to hopefully conclude about the identification of the mechanism responsible for the damage phenomenon and the explanation of the occurrence of the damage phenomenon under the assumed mechanism, the Licensee decided to remedy the malfunctions of the FAMOSi system and to install additional measurement sections during the next refuelling outage of the units.

During the 2019-2020 outage, several non-destructive inspections have been carried out on the UPI lines of Doel 1 and Doel 2, according to the programme agreed with the Safety Authorities. Depending on the part of the line, VT, UT, LP and/or RX techniques have been used. No reportable indication has been detected.

In March 2020 an Addendum Safety File was issued by the Licensee, which summarizes the results from the most recent investigations, reassesses the Root Cause Analysis and justifies the safe operation of both plants Doel 1 and Doel 2. The request of the Licensee to allow the restart of the Doel 1 and Doel 2 unit was accepted by the Federal Agency for Nuclear Control, with due consideration of the Addendum Safety File and the inservice inspection program of the UPI lines.

A first assessment of the temperature monitoring results is expected by the end of September 2020.

Contact: Guy Roussel, Bel V, guy.roussel@belv.be

Компания «Holtec International» поставила первые пять из 15 модулей для сухого хранилища отработавшего топлива на площадке бразильской АЭС «Ангра». Новое хранилище, которое должно быть введено в эксплуатацию в конце 2020 г., позволит создать пространство для хранения на блоках АЭС «Ангра-1 и -2», что позволит продолжить их работу.

В соответствии с контрактом, подписанным в 2017 г., американская компания «Holtec» поставляет бразильской компании «Eletronuclear» системы HI-STORM FW и соответствующее оборудование для сухого хранения отработавшего топлива АЭС «Ангра-1 и -2». На блоке АЭС «Ангра-1» действует реактор с водой под давлением (PWR) электрической мощностью 609 МВт, разработанный компанией «Westinghouse». На блоке АЭС «Ангра-2» действует реактор PWR электрической мощностью 1275 МВт, разработанный компанией «Siemens». Блоки имеют различную архитектуру и основы лицензирования, что усложняет проект. Компания «Holtec» модифицирует краны для обращения с контейнерами и оборудование для загрузки топлива в многоцелевые канистры и для перемещения канистр в сухое хранилище.

На АЭС «Ангра» были доставлены первые пять модулей для нового хранилища. Эти цилиндры будут заполнены бетоном, чтобы обеспечить радиологическое экранирование канистр, в которые будут помещены отработавшие топливные элементы.

Компания-субподрядчик «Cardan Engenharia» выполняет строительные работы для сухого хранилища. Эту работу планируется завершить в ноябре. До этого времени будет выполнено бетонирование плиты, строительство склада и установка защитного ограждения, наружного освещения и контрольного пункта. Также будут установлены системы контроля температуры и радиации.

Все оборудование для нового объекта, включая канистры, топливное оборудование и оставшиеся 10 модулей хранения, должно быть доставлено на АЭС «Ангра» к июлю.

В августе компания «Holtec» проведет обучение персонала для эксплуатации и обслуживания на АЭС «Ангра-1 и -2». В мае начнутся пуско-наладочные работы для перегрузочного оборудования, которые будут проводиться без использования облученных топливных элементов. Передача отработавшего топлива из хранилища блока 2 начнется в декабре.

Бассейны для хранения на АЭС «Ангра-1 и -2» планируется заполнить в 2021 г. В общей сложности 288 топливных элементов будут удалены из реактора АЭС «Ангра-2» и 222 топливных элемента из реактора АЭС «Ангра-1», что освободит место в бассейнах хранения еще на пять лет эксплуатации для каждого блока. Сухое хранилище может вместить до 72 модулей до 2045 г.

World Nuclear News, 6.04.2020

Группа «GNS Group» сообщила, что на АЭС «Унтервезер» начались работы по резке, поскольку готовится демонтаж корпусов реакторов (reactor pressure vessels – RPV) всего парка АЭС компании «PreussenElektra» (PEL) после второй победы в тендере.

Последний проект включает в себя полный демонтаж и упаковку шести корпусов реакторов под давлением, каждый из которых весит от 400 до 500 тонн, для окончательного удаления. Как ожидается, работы продлятся 10 лет. Шесть реакторов находятся на АЭС «Брокдорф», «Графенрайнфельд», «Гронде», «Изар-1 и -2» и «Унтервезер».

Компания «Höfer & Bechtel GmbH», в которой группа «GNS Group» владеет контрольным пакетом акций с 2019 г., будет отвечать за демонтаж реакторов, а группа GNS будет отвечать за управление проектом и упаковку демонтированных компонентов для окончательного удаления. Эти две компании поддерживаются дочерним предприятием «WTI Wissenschaftlich-Technische Ingenieurberatung GmbH» группы GNS. Группе GNS частично принадлежит компания PEL.

Работы по демонтажу будут проводиться серийно, начиная с АЭС «Унтервезер». Компании GNS и «Höfer & Bechtel» изготовят два комплекта оборудования. Параллельная работа на двух площадках также возможна, но в настоящее время не планируется. Компании сформировали объединенную команду для подготовки и выполнения сегментации корпусов реакторов.

Два года назад консорциум во главе с группой GNS, включая компанию «Westinghouse», получил контракт на демонтаж и упаковку внутренних частей корпусов шести реакторов АЭС компании PEL. Реальная резка началась на АЭС «Унтервезер» несколько недель назад. После 25 месяцев планирования, включая подготовку разрешительных документов, как для резки, так и для упаковки на месте, а также для удаления полученных упаковок в хранилище Конрад, первый разрез был выполнен в течение недели с 27 января. Первым отрезанным компонентом была направляющая труба контрольного стержня. Она была разрезана циркулярной пилой, разработанной компанией-партнером «Westinghouse Sweden AB».

Группа GNS работает с компанией «Westinghouse» и другими партнерами для демонтажа активированных компонентов на АЭС «Неккарвестхайм» (GKN I) и «Филиппсбург» (KKP 1) компании EnBW. Сегментация внутренних компонентов активной зоны на АЭС GKN I была завершена в июне 2019 г., а сегментация корпуса реактора последует в 2020 г.

Сотрудники группы GNS на АЭС «Унтервезер» будут переходить от упаковки внутренних частей корпуса к сегментации самого корпуса реактора. Оборудование группы GNS для упаковки уже находится на АЭС.

Как и компания «Westinghouse», для внутренних устройств группа GNS будет использовать различные пилы для резки корпусов. Хотя время резки может быть немного больше, чем для термических технологий, это не приводит к значительно большей общей продолжительности проекта, на которую в основном влияет обработка отрезаемых частей, а не скорость резки.

Компания «Höfer & Bechtel» специализируется на оборудовании для отработавшего топлива и предметов с высокой мощностью дозы, находящихся в бассейне (расположение, резка, сушка и т. д.). Компания также поставила оборудование для предыдущих проектов по демонтажу внутренних частей корпусов реакторов и самих корпусов.

Компания «Westinghouse» также активно работает на рынке слияний и приобретений, в конце января 2020 г. завершив приобретение подразделения по гражданским ядерным системам и услугам (Civil Nuclear Systems and Services) компании «Rolls-Royce» в Северной Америке и в некоторых местах в Европе. Это было расценено как стратегическая инвестиция в расширение предложений компании по ядерным продуктам и услугам, в частности, за счет расширения возможностей и технологий эксплуатации станции. Площадки, приобретенные компанией «Westinghouse», поддерживают системы автоматизации и мониторинга установок, чтобы максимизировать производительность, рентабельность и продлить срок службы АЭС.

Правительство Германии взяло на себя обязательство закрыть шесть действующих реакторов АЭС, три из которых будут закрыты в конце 2021 г., а другие три к концу 2022 г. Группа  GNS заявляет, что это возможность для компании развивать и экспортировать свою деятельность. Опыт, накопленный на внутренних немецких проектах, будет использован для проектов по демонтажу и выводу из эксплуатации за рубежом.

Источник: Nuclear Energy Insider, 19.02.2020

Испытательные сборки топлива, устойчивого к авариям (accident-tolerant fuel, ATF), установленные в блоке АЭС «Хатч-1» компании «Southern Nuclear» в начале 2018 г., прошли 24-месячный топливный цикл. Далее будут проходить испытания образцов испытательных стержней.

Блок АЭС «Хатч-1» был введен в действие 4 марта 2018 г. после загрузки испытательных сборок с использованием оболочки из железа, хрома и алюминия. Покрытие топлива известно как IronClad, а конструкция покрытия оболочки цирконием известна как ARMOR. По сообщению корпорации-поставщика «Global Nuclear Fuels» (GNF), материал IronClad разработан для обеспечения стойкости к окислению и хорошего поведения материала в широком диапазоне условий с низкими скоростями окисления при более высоких температурах, что еще больше повышает допустимые пределы безопасности.

На блоке АЭС «Хатч-1» были установлены два варианта материала IronClad, один в форме топливного стержня, но не содержащий топлива, а другой был в виде твердого стержневого сегмента. Испытательные сборки IronClad являются первыми, разработанными в рамках программы Министерства энергетики США по усовершенствованному топливу, адаптированному к аварийным ситуациям, для установки в коммерческий ядерный реактор. Покрытие ARMOR применяется для стандартного топливного стержня с циркониевым покрытием. Материал IronClad обеспечивает улучшенную защиту от обломков и большую стойкость к окислению по сравнению со стандартной циркониевой оболочкой.

Во время недавнего планового технического обслуживания и перегрузки топлива операторы перенесли образец испытательных стержней из активной зоны блока АЭС «Хатч-1» в бассейн для отработавшего топлива. Первоначальный осмотр стержней уже завершен. Материал и покрытие стержней будут дополнительно оценены в Ок-риджской национальной лаборатории. Данные, полученные в результате этого анализа, будут использоваться компаниями «Southern Nuclear» и GNF для руководства дальнейшим развитием технологий топлива ATF и предоставления информации для рассмотрения процесса лицензирования Комиссией ядерного регулирования США.

Первоначальные проверки подтвердили, что топливо работало так, как было предусмотрено, и ожидается, что этот успех и данные поставщиков топлива будут использованы для дальнейшего развития этой инновационной технологии. Компания «Southern Nuclear» будет продолжать искать решения в отношении усовершенствованного топлива, которые повышают производительность и надежность действующих АЭС и обеспечивают безопасность и здоровье потребителей и сотрудников.

На АЭС «Клинтон» компании «Exelon» также были установлены испытательные сборки, используемые компанией GNF, с циркониевой оболочкой с покрытием ARMOR и устойчивое к авариям топливо с покрытием IronClad.

Компания GNF является совместным предприятием компаний GE и «Hitachi» и работает в основном через компанию «Global Nuclear Fuel-Americas» в Уилмингтоне (штат Северная Каролина) и компанию «Global Nuclear Fuel-Japan Co.» в Курихама в Японии.

Компании «Framatome» и «Westinghouse» также разрабатывают концепции топлива ATF с помощью финансирования Министерства энергетики.

World Nuclear News, 26.2.2020