«Створення та експлуатація першого в Україні сухого сховища відпрацьованого ядерного палива на Запорізькій аес» icon

«Створення та експлуатація першого в Україні сухого сховища відпрацьованого ядерного палива на Запорізькій аес»



Схожі
МІНІСТЕРСТВО ОСВІТИ І НАУКИ, МОЛОДІ ТА СПОРТУ УКРАЇНИ

ХАРКІВСЬКИЙ НАЦІОНАЛЬНИЙ УНІВЕРСИТЕТ ІМ. В.Н.КАРАЗІНА


РЕФЕРАТ РОБОТИ


«Створення та експлуатація першого в Україні сухого сховища відпрацьованого ядерного палива на Запорізькій АЕС»



  1. 1

Рудичев
Володимир Григорович


канд. техн. наук, ст. наук. співр., завідувач лабораторії радіаційної фізики Харківського національного університету ім. В. Н. Каразіна



^ Лазурик
Валентин Тимофійович


докт. фіз.-мат. наук, професор, декан факультету комп’ютерних наук Харківського національного університету ім. В. Н. Каразіна;



^ Письменецький
Сергій Олександрович


канд. фіз.-мат. наук, ст. наук. співр., доцент кафедри експериментальної ядерної фізики Харківського національного університету ім. В. Н. Каразіна



^ Альохіна
Світлана Вікторівна


канд. техн. наук, ст. наук. співр.

Інституту проблем машинобудування ім. А. М. Підгорного НАН України



^ Клімов
Сергій Петрович


начальник відділу ядерної безпеки ВП «Запорізька АЕС»



Лучна
Ганна Єлісеївна


заступник начальника відділу ядерної безпеки - керівник служби зберігання ядерного палива ВП «Запорізька АЕС»



^ Сєднєв
Володимир Анатолійович


пенсіонер, колишній заступник головного інженера по ядерній і радіаційній безпеці ВП «Запорізька АЕС»



^ Тищенко
В'ячеслав Олексійович


генеральний директор ВП «Запорізька АЕС»



Толочний
Сергій Станіславович


начальник служби ремонту реакторів і транспортно-технологічного устаткування ВП «Запорізька АЕС»



^ Пишний Володимир Максимович

колишній генеральний директор ВП ЗАЕС, віце-президент з ремонтів та заводського виробництва ДП НАЕК «Енергоатом»



Харків, 2012

Вступ

Україна є державою, що активно використовує атомні електричні станції (АЕС) для видобутку електроенергії. До складу атомної енергетичної галузі України входять чотири працюючі атомні електростанції, на яких експлуатуються п'ятнадцять енергоблоків – тринадцять з реакторними установками ВВЕР-1000, та дві з ВВЕР-440. Цілком природно, що маючи велику долю виробництва електроенергії атомними станціями (близько 50%), для України постає проблема поводження з відпрацьованим ядерним паливом (ВЯП). ВЯП – це небезпечна високорадіоактивна, проте дуже коштовна речовина, яка утворюється внаслідок вигоряння свіжого палива в ядерних реакторах. Економічно привабливої технології переробки ВЯП в світі на сьогоднішній день не існує. Тому відпрацьоване паливо переважно зберігають у спеціально пристосованих для цього сховищах.

Донедавна проблема поводження з відпрацьованим паливом в Україні вирішувалась шляхом вивезення ВЯП на переробку до Російської федерації, що потребувало значних фінансових витрат. Такий стан речей спонукав розробку та ухвалення у межах «Енергетичної стратегії України до 2030 року» так званого «відкладеного» рішення – тривалого (50 років і більше) зберігання ВЯП у сухих сховищах.

Лідером у вирішенні проблеми поводження з ВЯП в Україні стала найбільша в Європі Запорізька АЕС, яка створила у себе і спільно з науковим підрозділом Харківського національного університету ім. В. Н. Каразіна та науковцями Інституту проблем машинобудування ім. А. М. Підгорного НАН України здійснює безпечну експлуатацію комплексу сухого зберігання ВЯП – сухого сховища відпрацьованого ядерного палива (ССВЯП).

Метою цієї роботи є розв’язання кола науково-технічних проблем, пов’язаних із створенням на основі вітчизняних технологій, матеріалів і наявного устаткування сухого сховища відпрацьованого ядерного палива (ССВЯП) відкритого типу на промисловому майданчику Запорізької АЕС і його безпечна експлуатація.

Відсутність до початку виконання робіт необхідного досвіду в атомній енергетиці України обумовила необхідність пошуку і розробки нових підходів, які б забезпечили ядерну, радіаційну і теплову безпеку на всіх етапах експлуатації ССВЯП.

Створення і введення в експлуатацію на Запорізькій АЕС ССВЯП та подальше здійснення його безпечного функціонування неможливе без науково-технічного супроводу, який включає в себе розробку, вдосконалення методик визначення параметрів ядерної, радіаційної безпеки та комплексу заходів щодо дотримання безпечних теплових режимів експлуатації сховища, включаючи розробку методик і заходів щодо безпечного зберігання ВЯП з підвищеним рівнем вигорання – ВТВЗ-А. Все це було успішно виконано авторами та впроваджено в експлуатацію на ВП «Запорізька АЕС».


^ Постановка задачі


ССВЯП Запорізької АЕС є єдиним у світі сховищем ВЯП відкритого типу, що розташоване на території АЕС та розраховане на зберігання 9120 відпрацьованих паливних зборок реакторів ВВЕР-1000. Його головною відмінністю від відомих подібних технічних об’єктів, що вже експлуатуються у світі, є не тільки кількість ВЯП, але й те, що контейнери зберігання розташовані безпосередньо на території ЗАЕС. Первісно було невідомо, чи можливо таку кількість ВЯП розмістити на промисловому майданчику АЕС и для цього додаткові захисні споруди потрібні.

Для вирішення проблеми безпеки зберігання ВЯП необхідно було виконати:

  • розробку обґрунтування для попереднього та остаточного звітів з аналізу безпеки ССВЯП - доказ спроможності проекту;

  • розробку способів забезпечення підкритичності системи ССВЯП на всіх етапах поводження з ВЯП;

  • довести не перевищення радіаційних характеристик ССВЯП на весь термін експлуатації відносно діючих норм;

  • створення та дотримання умов не перевищення заданих температурних режимів зберігання, внаслідок порушення яких можлива була б розгерметизація захисних бар’єрів та порушення умов ядерної безпеки;

  • обґрунтування відповідності ССВЯП вимогам санітарного законодавства України;

  • дуже важливою для практичної реалізації проекту була розробка та реалізація способів та методів адаптації устаткування, що вже використовується на енергоблоках, до технології ССВЯП, а також розробка технології виготовлення компонентів ССВЯП вітчизняними виробниками.


При створенні ССВЯП, розрахованого на розміщення великої кількості ВЯП (близько 3500 тон) у межах промислового майданчика АЕС, вирішувалися задачі, досвіду вирішення яких в Україні раніше не було. В процесі виконання робіт було отримано досвід адаптації іноземних проектів до вимог законодавства України, проведення аналізу безпеки ядерної установки та її ліцензування, взаємодії з іноземними постачальниками, вдосконалення проекту на основі передових технологій та матеріалів, розроблених в Україні.

Внаслідок вирішення перехованих проблем було створено та успішно експлуатується сухе сховище відпрацьованого ядерного палива на Запорізькій АЕС. Першу чергу ССВЯП було введено в експлуатацію у 2001 році. За результатами дослідно-промислової експлуатації було прийнято рішення у 2004 році про перехід до промислової експлуатації. У січні 2012 року була введена у експлуатацію друга черга ССВЯП.


^ Зміст роботи


Роботи по створенню безпечного сухого сховища ВЯП на ЗАЕС були розпочаті у 1995 році, коли виникла проблема переповнення басейнів витримки АЕС відпрацьованим паливом через відсутність коштів на відправлення відпрацьованих тепловиділяючих збірок до Російської Федерації. Було проведено аналіз існуючих у світі технологій поводження з ВЯП, з яких було вибрано аналогом та адаптовано до використання в Україні як безпечний та економічно вигідний спосіб зберігання ВЯП у відкритому сухому сховищі, що розташовувалось на промисловому майданчику атомної станції.

Зберігання ВЯП здійснюється у вентильованих контейнерах зберігання (ВКЗ-ВВЕР), прототипом яких став контейнер VSC-24 компаній «Duke Engineering & Services» та «Sierra Nuclear Corporation». Усі компоненти системи зберігання виготовляються в Україні, що вигідно відрізняє їх від закордонних аналогів. ВКЗ-ВВЕР призначені для зберігання герметичної корзини з 24 відпрацьованими тепловиділяючими збірками. Така технологія забезпечує пасивне тривале зберігання ВЯП та створює багатоешелоновану систему захисту.

Проблема ядерної безпеки постала на етапі розробки ідеології ССВЯП, що потребувало створення нової методики та адаптації її до устаткування сховища відповідно нормам та законодавчим актам, що діють на території України. На початку запровадження проекту ССВЯП, а саме на стадії ліцензування було встановлено, що проектні рішення, закладені в проекті ССВЯП розробниками з США, не відповідають вимогам чинних нормативних документів України в плані підходів та методів забезпечення підкритичного стану системи.

Результати розрахунків критичності системи ВКЗ-ВВЕР довели, що концентрація бору, розчиненого у воді басейну витримки, вказана в специфікаціях на систему сухого зберігання палива для Запорізької АЕС (концентрація борної кислоти 16,95 г/кг або 3000 частин природного бору на мільйон), достатня для забезпечення підкритичності (Кефф < 0,95) для всіх видів палива, що використовується на ЗАЕС при оптимальній щільності сповільнювача, навіть при допущенні нульового вигорання. Треба звернути увагу на те, що розробники системи VSC-24 дозволяли рівень Кефф <0,98, що не відповідало нормам ядерної безпеки, чинним в Україні. Розрахунки критичності також встановлюють мінімальний необхідний рівень вигорання тепловиділяючих збірок (ТВЗ) залежно від початкового збагачення. У ході проведених досліджень показано, що ТВЗ відповідають цій вимозі та залишаються підкритичними навіть при нульовій концентрації бору у воді басейну витримки. Нарешті, розрахунки критичності показують, що ТВЗ з початковим збагаченням 3,6%, що містять поглинаючі стрижні, залишаються підкритичними навіть при нульовому вигорянні і відсутності бору у воді. ТВЗ, що не відповідають вимогам по рівню вигоряння, можуть завантажуватися у ВКЗ-ВВЕР при установці в них вузлів поглинаючих стрижнів, якщо їх початковий рівень збагачення не перевищує 3,6%.

Таким чином було доведено, що порушення меж безпечної експлуатації можливе лише у випадку, якщо при завантаженні мають місце одночасно дві малоймовірні події: у контейнер завантажується невигоріле паливо без поглинаючих стрижнів і одночасно концентрація бору у воді басейну витримки значно нижча необхідного значення 16,95 г/кг (3000 частин на мільйон).

Забезпечення ядерної безпеки регламентується нормативними та виробничими документами, які були розроблені на базі проведених у роботі досліджень.

Другою складовою безпечної експлуатації сховища є визначення та дотримання норм радіаційної безпеки ССВЯП.

На початок виконання робіт за проектом ССВЯП розробниками VSC-24 були надані наступні технічні дані:

-потужність дози випромінювання зовні контейнера в залежності від відстані для палива з вигоранням 41,5 МВт·діб/кгU і витримкою 5 років;

-тепловиділення палива з вигоранням 41,5 МВт·діб/кгU в залежності від часу витримки.


Відсутність даних щодо зовнішнього випромінювання вентильованого контейнера зберігання, таких як спектрально-кутові розподіли випромінювання, не давало можливості розрахувати необхідні параметри радіаційно-захисних споруд навколо майданчика зберігання та оцінити динаміку зміни радіаційної обстановки на прилеглій до ССВЯП території при послідовному заповненні сховища контейнерами.

Необхідно було довести можливість реалізації проекту, а саме гарантоване забезпечення не перевищення діючих норм радіаційними характеристиками ССВЯП.

Конструкція ВКЗ-ВВЕР забезпечує істотне послаблення випромінювань. Частка гамма-квантів, що виходять на поверхню контейнера, складає 10-8 при енергії 0,66 МеВ, 1,6·10-6 при енергії 1,5 МеВ і 1,2·10-5 при енергії 2,25 МеВ. Для розрахунку характеристик випромінювання, яке проходить такі конструкції, необхідні спеціальні методи обчислення. Зараз Україна не є членом NEA (Nuclear Energy Agency), яке має в своєму розпорядження міжнародні бази даних і комп’ютерні коди в галузі атомної енергетики. Тому у вільному доступі на час проектування ССВЯП не було програмних кодів, які можна було б використати для розрахунку зовнішнього випромінювання ВКЗ.

З цієї причини для розв’язання задач формування полів гамма-випромінювання зовні ВКЗ-ВВЕР авторами були розроблені комп’ютерні програми, які реалізують спеціальні поліпшені методи Монте-Карло та моделюють процеси утворення і транспорту гамма-випромінювання в неоднорідних середовищах.

Розрахунки гамма-випромінювання виконувались у два етапи:

  • моделювання потоку гамма-квантів в зоні палива;

  • моделювання ослаблення потоку гамма-квантів при проходженні крізь біологічний захист ВКЗ-ВВЕР.

Для моделювання потоку гамма-випромінювання від зони палива було проведено узагальнення методу трансляцій. Сутність нового методу зводиться до того, що розігрується базова траєкторія руху гамма-кванта в середовищі, яка потім транслюється в межах об’єкту. Використана схема реалізує метод математичних очікувань. Розрахунки характеристик гамма-квантів в зоні палива, яка має великі розміри порівняно з пробігом гамма-квантів, показали високу ефективність розроблених методів, яка в десятки разів перевищує ефективність звичайного методу Монте-Карло.

На основі міжнародних баз оцінених даних з характеристик радіонуклідів (JEF PC) були розроблені програмні пакети, які дозволили визначити спектральні характеристики гамма-квантів від ВЯП з довільним часом витримки.

На базі виконаних досліджень були запропоновані заходи по зменшенню радіаційного впливу на персонал станції та навколишнє середовище. У якості заходів, що зменшують радіаційний вплив було розроблено наступне:

– розраховані характеристики та побудована радіаційно-захисна споруда (РЗС) по периметру майданчика зберігання (була істотно спрощена початкова конструкція РЗС і доведено, що при висоті ВКЗ 6,0м висота РЗС може не перевищувати 5,5м, що дозволило використати в конструкції стандартні бетонні блоки і палі замість контрфорсів);

– розроблена та побудована шлюзова система для ввозу контейнерів на територію сховища (замість сталевих воріт завтовшки 10см і вагою 25 тон);

– запропонована та використовується системна методика розміщення контейнерів зберігання на майданчику сховища з урахуванням доз випромінювання від кожного з них;

–виконано детальний аналіз випромінювання контейнерів зберігання та запрогнозована його зміна у часі впродовж всього терміну зберігання;

– розроблена методика розповсюдження випромінювання у повітрі та проведена оцінка його впливу на довкілля;

– розроблений додатковий захист від нейтронних потоків, що дозволив розміщувати у контейнерах зберігання відпрацьовані збірки з підвищеним ступенем вигоряння.

Доведено, що як протягом заповнення майданчика контейнерами, так і при встановленні 380 ВКЗ, дозові навантаження від ССВЯП не перевищать норм радіаційної безпеки.

Ще однією важливою складовою при експлуатації ССВЯП є дотримання безпечних теплових режимів зберігання ВЯП.

У цьому напрямку було розроблено системний підхід та створена методика з визначення теплового стану ВЯП, що зберігається у вентильованих контейнерах на відкритому майданчику ССВЯП Запорізької АЕС. Ця методика базується на розв’язанні спряжених задач теплообміну, які дозволяють враховувати взаємний вплив переносу теплоти як у твердих тілах, так і в оточуючому їх теплоносії. За допомогою цієї методики визначені безпечні умови експлуатації контейнерів зберігання ВЯП при різних погодних умовах і щорічному поповненні контейнерами майданчика сховища.

Аналіз умов експлуатації контейнерів зберігання на майданчику ССВЯП показав, що найбільше на їх тепловий стан впливають погодні умови, зокрема вітер. Дослідження, що виконано у роботі, дозволило виявити залежність між інтенсивністю та напрямом вітрового потоку та рівнем максимальної температури всередині контейнеру зберігання ВЯП. На базі цієї інформації розроблені рекомендації по розташуванню контейнерів на майданчику сховища, з врахуванням комплексної безпеки як для рівня радіації, так і для забезпечення необхідного рівня температур відпрацьованих збірок реактора ВВЕР-1000.

Визначення теплового стану контейнерів шляхом розв’язання спряжених задач теплообміну дозволило створити радіаційно-захисну споруду, що значно знижує рівень радіації та не впливає на рівень максимальних температур у контейнерах зберігання.

У роботі із застосуванням розробленої методики розв’язання спряженої задачі теплообміну виконані дослідження по безпечному розміщенню у контейнерах відпрацьованих збірок з різною потужністю тепловиділення. Це дозволило визначити безпечний максимальний рівень потужності тепловиділення збірок для завантаження у вентильовані контейнери зберігання та запропонувати безпечну схему їх розміщення.


^ Техніко-економічні показники


Виконана робота дозволила створити безпечне відкрите сухе сховище відпрацьованого ядерного палива на ВП «Запорізька АЕС», яке розраховано на зберігання 9120 відпрацьованих тепловиділяючих збірок реакторів ВВЕР-1000, що накопичаться за весь період експлуатації станції. Базуючись на наукових результатах роботи було створено та впроваджене в експлуатацію обладнання ССВЯП, побудовані захисні споруди (рис. 1).







а) б)

Рис. 1. ССВЯП Запорізької АЕС:

а) майданчик ССВЯП із радіаційно-захисною спорудою та
транспортним шлюзом;

б) полігон виготовлення ВКЗ-ВВЕР


Від моменту вводу в дію в 2001 році вже встановлено 101 ВКЗ (перша черга на 100 контейнерів), а з січня 2012 року введено в дію другу чергу ССВЯП.

Економічний ефект від використання і впровадження науково-технічної роботи на ВП «Запорізька АЕС» (від створення та експлуатації сухого сховища відпрацьованого ядерного палива) становить 3,909707 млрд. грн. Очікуваний економічний ефект від подальшого використання сухого сховища відпрацьованого ядерного палива на ВП «Запорізька АЕС» протягом усього терміну її експлуатації становитиме 48,106539 млрд. грн.


Висновки


Створено ССВЯП відкритого типу, яке не має аналогів у світовій практиці і розташовано безпосередньо на промисловому майданчику ЗАЕС, розраховане на зберігання ВЯП, що утворюватиметься протягом повного строку експлуатації АЕС.

При поводженні з ВЯП використовується наявне на енергоблоках устаткування, а компоненти ССВЯП виготовляються вітчизняними виробниками. На 01.01.2012р. виготовлено і встановлено 101 контейнер зберігання.

Виконані дослідження критичності системи ССВЯП і розроблені методи гарантують ядерну безпеку на всіх етапах поводження з ВЯП на рівні підкритичності Кефф<0,95.

Аналіз особливостей характеристик випромінювання ВКЗ дозволив спроектувати і побудувати відносно прості захисні споруди, які мають високу ефективність дії, а методики завантаження і розміщення ВКЗ продемонстрували не перевищення норм радіаційної безпеки протягом повного терміну експлуатації ССВЯП.

Робота по визначенню теплового стану ВКЗ-ВВЕР з ВЯП показала безпечність їх розташування великою групою на майданчику ССВЯП та дозволила підтвердити безпечність тривалої експлуатації відкритого сховища при різних погодних умовах на території розташування ЗАЕС.

Результати вимірювань ядерних, радіаційних і теплових характеристик елементів системи ССВЯП для встановлених 101 ВКЗ підтверджують ефективність, надійність і безпеку експлуатації створеного сухого сховища.


Створене за участю авторів роботи на ВП «Запорізька АЕС» ССВЯП має ряд переваг порівняно з існуючими у світі сухими сховищами:

– відсутність необхідності додаткової охорони та фізичного захисту;

– не потрібні додаткові системи для завантаження контейнерів зберігання, оскільки використовується устаткування енергоблоків АЕС;

– мінімальний ризик та витрати при транспортуванні контейнерів;

– мінімальні витрати при будівництві та експлуатації.

За результатами роботи авторами створено 27 нормативних та виробничих документів. Основні результати роботи опубліковано в ___52____ статтях у наукових та періодичних виданнях, представлено у ___29___ доповідях на державних та міжнародних конференціях. Загальний індекс цитування робіт авторів __38__.













Рудичев В.Г.





Лазурик В.Т.




Письменецький С. О.




Альохіна С.В.












Скачати 147.2 Kb.
Дата конвертації10.01.2013
Розмір147.2 Kb.
ТипРеферат
Додайте кнопку на своєму сайті:
uad.exdat.com


База даних захищена авторським правом ©exdat 2000-2012
При копировании материала укажите ссылку
звернутися до адміністрації
Документи