RU

EN

RU

EN

Специалисты АО «ОДЦ УГР» обобщили и проанализировали зарубежный и отечественный опыт демонтажа уран-графитовых ядерных реакторов.

Для выбора оптимальных подходов и технических решений при выводе из эксплуатации остановленных отечественных уран-графитовых реакторов типа РБМК, ЭГП-6 и АМБ, специалисты группы НИОКР ОДЦ УГР совместно с профильными специалистами Томского политехнического университета (ТПУ) изучили, проанализировали и обобщили опыт российских и зарубежных предприятий.

В настоящее время в мире насчитывается более 100 энергетических, промышленных и исследовательских уран-графитовых реакторов (УГР). В основном они были построены в Российской Федерации, Франции, Великобритании и США. Для УГР, за исключением реакторов поврежденных в результате инцидентов или относящихся к категории ядерного наследия, при выводе из эксплуатации рассматривается вариант «Ликвидация», предполагающий полный демонтаж конструкций реактора, в том числе графитовой кладки.

Выполняя сравнительный анализ конструкционных особенностей и состояния графитовых блоков, а также анализ существующего опыта извлечения графита специалисты ОДЦ УГР решали задачу выбора подхода вывода из эксплуатации для российских УГР разных типов. Несмотря на то, что все уран-графитовые реакторы имеют схожие конструкционные особенности и элементы, устройство каждого типа реактора характеризуется различиями, которые могут существенно повлиять на технологические подходы к их демонтажу. В процессе разработки универсальных технических решений необходимо учитывать различия и состояние графитовых кладок после длительного периода эксплуатации.

В России за период эксплуатации уран-графитовых реакторов был накоплен значительный и эксклюзивный опыт выполнения различных технологических операций на графитовых кладках, который вполне может быть применен после адаптации для извлечения графита из УГР в рамках вывода их из эксплуатации.

Уникальный опыт был получен на ОДЦ УГР (г. Северск) в рамках НИОКР по отработке технологий демонтажа графитовой кладки. В качестве объекта для этих целей был выбран остановленный в 2008 г. ПУГР АДЭ-5, на котором за всю историю эксплуатации (~ 40 лет) не было зафиксировано инцидентов с тепловыделяющими элементами. На момент начала работ по организации доступа к графитовой кладке и извлечению блоков, время выдержки реактора в режиме останова составило ~ 10 лет. В ходе НИОКР был создан открытый доступ к графитовой кладке остановленного реактора, позволяющий провести отработку самых различных технологических операций по демонтажу с использованием дистанционного оборудования различной конструкции и принципов действия.

Разработанные и протестированные на ОДЦ УГР устройства показали свою эффективность при выполнении работ по извлечению графитовых блоков. По результатам испытаний сформулированы рекомендации по совершенствованию их конструкций.

В процессе сбора информационного массива были рассмотрены и проанализированы опыт отечественных и зарубежных предприятий, изучены технические решения и подходы по продлению периода эксплуатации уран-графитовых реакторов, опыт по отработке технологий демонтажа графитовых кладок, а также выявлены основные проблемы и особенности, включающие ухудшение состояния графитовых кладок после длительной эксплуатации, различия в конструкциях реакторов и др.

По результатам анализа специалистами АО «ОДЦ УГР» и ТПУ подготовлены и опубликованы в научно-техническом журнале «Радиоактивные отходы» две статьи: «Зарубежный опыт и подходы к извлечению графита из уран-графитовых реакторов» и «Обзор отечественного опыта и подходов по извлечению графита из уран-графитовых реакторов».

 

Справочно:

ОДЦ УГР — АО «Опытно-демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов» (г. Северск) — предприятие дивизиона «Экологические решения» Госкорпорации «Росатом». Профессионально занимается разработкой и внедрением технологий вывода из эксплуатации, практическим выполнением работ вывода из эксплуатации ядерно-радиационно-опасных объектов.

ТПУ — Томский политехнический университет является опорным вузом ГК «Росатом». В 2022 году в ТПУ при поддержке АО «ТВЭЛ» и МГУ им. Ломоносова был открыт Научно-исследовательский центр вывода из эксплуатации.

Рецензируемый научно-технический журнал «Радиоактивные отходы» – периодическое издание, посвященное проблемам безопасного обращения с радиоактивными отходами. В журнале публикуются оригинальные статьи, касающиеся различных аспектов обращения с радиоактивными отходами, обзоры и рецензии на новые книги.

С полными текстами работ можно ознакомится по следующим ссылкам:

https://radwaste-journal.ru/docs/journals/36/graphite_removal_from_uranium-graphite_reactors.pdf

https://radwaste-journal.ru/docs/journals/38/03ioverview_of_russian_experience_and_approaches_providing_graphite_removal.pdf