. . .
في عام 1964 ، بدأ الأوائل من اتجاهين للطاقة النووية السلمية العمل في الاتحاد السوفياتي. في سبتمبر ، تم إطلاق أول مفاعل للمياه المضغوط VVER-210 في Novovoronezh NPP. ولكن قبل نصف عام من ذلك ، في أبريل 1964 ، تم تشغيل مفاعل الجرافيت المائي AMB-100 في Beloyarsk NPP. وهكذا ، كانت أول محطة للطاقة النووية السلمية ذات القدرة الصناعية في الاتحاد السوفياتي هي Beloyarsk NPP مع مفاعل AMB-100 (Atom Peaceful Large) بسعة 100 ميجاوات. لم يعد هذا المفاعل ينتج البلوتونيوم للأسلحة ، ولم تكن المحطة نفسها موجودة في أراضي مصنع الأسلحة. ومع ذلك ، كان تصميم المفاعل مشابهًا لتصميمه السلمي (AM) وشبه العسكري (EI و ADE) - إنه مفاعل قناة الجرافيت المائي مع عناصر وقود أنبوبية. تم تشغيل الوحدة الثانية ، التي تبلغ ضعف قوتها ، مع مفاعل AMB-200 في ديسمبر 1967.عملوا لمدة 17 و 21 سنة وتوقفوا في 1984 و 1989 على التوالي.
حول بناء وترتيب Beloyarsk NPP في الستينيات ، يمكنك مشاهدة هذا الفيلم الوثائقي - Beloyarsk NPP الذي يحمل اسم 1. في كورتشاتوفا ، 1965
من نواحٍ عديدة ، كان عمل هذه المفاعلات ذا طبيعة بحثية ، وكانت البيانات التي تم الحصول عليها من عملها بمثابة أساس لإنشاء مفاعلات RBMK أقوى بعشر مرات ، والتي شكلت أساس صناعة الطاقة النووية السوفيتية في السبعينيات والثمانينيات.
في مفاعلات AMB ، لأول مرة على المستوى الصناعي ، تم اختبار مخطط التسخين النووي للبخار من أجل زيادة الكفاءة (تم الوصول إلى قيمة 37 ٪). ومع ذلك ، كان تشغيل وحدات الطاقة AMB مصحوبًا بعدد كبير من الانحرافات والأعطال. كانت هناك أيضا حوادث.
لذلك ، في 25 مايو 1976 ، في الوحدة الثانية ، عند الوصول إلى الطاقة ، بعد تشغيل الحماية الطارئة ، تم إتلاف عدة عشرات من مجموعات الوقود (FA). كان هذا الحادث من أكثر الحوادث خطورة من حيث العواقب واستمرت أعمال الترميم حوالي 9 أشهر.
لا تزال Beloyarsk NPP اليوم خاصة ومبتكرة وتجريبية - فهي تستخدم حلولًا جديدة في الصناعة. تعمل هنا الآن وحدات الطاقة الصناعية الوحيدة في العالم ذات المفاعلات السريعة BN-600 و BN-800.
أقوى مفاعل سريع صناعي يعمل في العالم هو BN-800. الصورة من قبل المؤلف.
المرحلة الأولى من NPP مع وحدات AMB هي في وضع الحفظ على المدى الطويل. تم إغلاق وحدات الطاقة بالكامل منذ أكثر من 30 عامًا ، ولكن وفقًا للمعايير الدولية ، لا يمكن إيقاف تشغيلها طالما أنها استنفدت الوقود. تم تفريغ SNF المتبقي منها في أحواض الوقود المستهلك ، وأغلقت الفتحات التكنولوجية في المفاعلات نفسها باستخدام راتنج حافظة خاص.
لوحة تحكم بلوك مفاعل AMB-200. لا تزال لوحة التحكم مستخدمة جزئيًا للتحكم في إمداد الحرارة من المحطة إلى مدينة زاركني ولضمان الاحتياجات الخاصة لـ BNPP. الصورة من قبل المؤلف.
من أجل إيقاف تشغيل هذه الوحدات بشكل كامل ، من الضروري أولاً وقبل كل شيء حل مشكلة الوقود النووي المستهلك (SNF) ، الذي تراكمت عليه أقل قليلاً من 300 طن ، ومعظمها في حالة غير مرضية في المحطة.
ينتمي SNF المتراكم لمفاعلات AMB إلى ما يسمى بالإرث النووي لاتحاد الجمهوريات الاشتراكية السوفياتية ، لحل المشكلات التي بذلت جهود كبيرة في السنوات الأخيرة.
ميزات وقود AMB
من المشاكل الرئيسية المرتبطة بعدم تنظيم إعادة المعالجة أو التخزين الآمن للوقود النووي المستنفد AMB في وقت سابق مجموعة متنوعة من أنواع هذا الوقود وأبعاده غير القياسية. لما يقرب من 38 عامًا من تشغيل المفاعلات ، تم اختبار أكثر من 40 نوعًا من مجموعات الوقود (FAs) لقنوات التبخير والتسخين الفائق للمفاعلات.
تحتوي مجموعات الوقود على أبعاد غير قياسية - يبلغ طولها 14 مترًا ، وهو ما يزيد بمقدار 4 أمتار عن تجميعات الوقود الخاصة بأكبر مفاعل RBMK محلي. في الوقت نفسه ، تم وضع الوقود فقط في 6 أمتار المركزية ، المقابلة لارتفاع النواة ، وتم ملء مفاتيح الحد 4 أمتار بالبيروغرافيت. كان الوقود الحبيبي نفسه غير نمطي أيضًا - كان موجودًا في مادة الحشو (النحاس أو المغنيسيوم أو الكالسيوم) ، حيث وصلت كتلته إلى 16٪. تم تقسيم وقود اليورانيوم المخصب من 2 إلى 20٪ في U-235 إلى عدة مجموعات في التركيب - أكسيد (قريب من ثاني أكسيد اليورانيوم الحديث) ، سبيكة معدنية مع إضافة 3-9٪ مغنيسيوم ، كربيد (UC).
خلال فترة التشغيل ، تمت إزالة 7196 قناة وقود من المفاعلات(حوالي 285 طنًا من الوقود النووي المستهلك) ، تم إرسال 2227 منها (حوالي 95 طنًا من الوقود النووي المستهلك) إلى محطة RT-1 في PA Mayak ، Ozersk ، وظل الباقي في مرافق تخزين بالقرب من المفاعل في Beloyarsk NPP حتى عام 2016. في السبعينيات والثمانينيات. تم التحقيق في إمكانية إعادة معالجة الوقود في PA Mayak. تم عرض الإمكانية الأساسية لتنظيم المراحل الأولية للعملية. لكن المشاكل الرئيسية ارتبطت بقطع التجمعات وتحضيرها للحل. لم يأت الأمر إلى إعادة المعالجة العملية للوقود النووي المستهلك ، لذا كانت مشكلة التعامل مع وقود AMB تنتظر حلها المؤجل.
تم تخزين الوقود النووي المستهلك في Beloyarsk NPP في مجمعين للتخزين في صندوقين يتسعان لـ 17 و 35 مقعدًا (أشرطة) وفي حالات فردية. صُنعت أغطية 35 مقعدًا من الفولاذ المقاوم للصدأ ، وصُنعت أغطية 17 مقعدًا من الفولاذ الكربوني ، وتم تغطيتها برصاص أحمر من الداخل والخارج قبل تثبيتها في المسبح. في البداية ، تم التخطيط لتخزين العلب لفترة قصيرة في صهاريج تخزين ، ثم إرسالها للمعالجة الإشعاعية الكيميائية في PA Mayak. ولكن فيما يتعلق بانهيار الاتحاد السوفياتي ، استمرت العملية عقدين.
بالفعل في أوائل 2000s. كانت المشكلة الأكبر هي الوقود في الكاسيتات ذات 17 مقعدًا كانت معظم هذه الكاسيتات في ذلك الوقت في الخزانات لأكثر من 20 عامًا ، وهو ما يتجاوز عمرها التصميمي البالغ 15 عامًا. لذلك ، كان من المفترض أنهم جميعًا فقدوا إحكامهم وتملأوا بالماء من برك التخزين. في الوقت نفسه ، تم تحميلها بمجموعات وقود مشععة ذات تصميمات سابقة وغير كاملة مع احتراق أعلى بكثير ، بالإضافة إلى جميع الوقود التالف تقريبًا. في المجموع ، تحتوي العلب على حوالي 20٪ من مجموعات الوقود التي تعرضت للتلف أثناء التشغيل. الحالة المحتملة لمنتجات تآكل الوقود هي خليط على شكل ملاط من منتجات التآكل لمكونات تكوين الوقود مع أجزاء من البطانات الجرافيتية. كمية كبيرة من الوقود تحتوي على مصفوفة من المغنيسيوم ،والتي ، في حالة تلف إحكام تغليف عنصر الوقود ، فإنها عرضة للتآكل في الماء. قد ينتهي الأمر بالوقود أيضًا في قاع البركة.
في مصنع RT-1 في PA Mayak ، يتم تخزين 131 كاسيت K-17 (حوالي 95 طنًا من الوقود النووي المستهلك) ، والتي تم توفيرها هناك على مدار 10 سنوات ، بدءًا من عام 1972. يتم وضع الكاسيتات في جزء المياه العميقة من حوض الوقود المستهلك. أشرطة فولاذية مقاومة للتآكل ، 103 قطعة. ويتم تخزين 28 علبة فولاذية هيكلية سوداء معلقة على وحدات التحكم في المسبح. لمنع التآكل ، يتم وضعها في علب من الفولاذ المقاوم للصدأ. تضمن الطريقة المطبقة التخزين الآمن للوقود النووي المستهلك وتمنع تلوث مياه البركة بمنتجات انشطارية لتجمعات الوقود المستهلك ، ولكنها لا تضمن عدم ظهور مشاكل في المستقبل تؤدي إلى إتلاف الوقود في الكاسيت ، وكذلك الحاجة إلى رفض تخزين الكاسيت في حالة تعليق.
اختيار خيارات التعامل مع الوقود
مع الأخذ في الاعتبار تعقيد الموقف مع وقود AMB ، تم النظر في مجموعة متنوعة من الخيارات للتعامل معه: إرساله للتخزين المؤقت مع حل لاحق لمسألة المعالجة ؛ الإرسال للتخزين طويل الأجل مع الدفن اللاحق ؛ قطع ووضع عبوات في محطة الطاقة النووية نفسها ، ثم إرسالها للمعالجة إلى PA Mayak ؛ تسليم مجمعات الوقود المستهلك إلى PA Mayak ، التقطيع والمعالجة
ومع ذلك ، نظرًا للكمية الكبيرة من وقود الطوارئ ، وتدهوره المستمر وبسبب التكلفة العالية لبناء منشأة تخزين حديثة لمثل هذه الكمية من الوقود غير القياسي ، فقد تقرر إعادة معالجة AMB SNF في PA Mayak. للقيام بذلك ، كان من الضروري اتخاذ عدد من التدابير العاجلة للقضاء على التهديدات للتخزين الآمن للوقود النووي المستهلك في Beloyarsk NPP (على سبيل المثال ، منذ عام 2001 ، تم تنظيم نظام لتنقية المياه لحوض الوقود المستهلك) ، وفي نفس الوقت إعداد حل لمشكلتين - نقل الوقود ومعالجته في المصنع RT-1.
نقل الوقود
من أجل الإزالة الآمنة للوقود من BNPP إلى FSUE PA Mayak ، كان من الضروري تطوير مجموعة خاصة للنقل والتعبئة (TUK) لتجميعات الوقود الطويلة بطول حوالي 14 مترًا وعربة حاوية خاصة ، لتبرير سلامة نقل وتخزين الوقود التالف ، وكذلك لتطوير التعامل مع الوقود الطويل TVS.
ونتيجة لذلك، RFNC-VNIITF، جنبا إلى جنب مع OJSC Uralkhimmash، بحلول عام 2006 وضعت و براءة اختراعنسختان من حاوية النقل والتعبئة TUK-84 لتحميل شرائط تتسع لـ 17 و 35 مقعدًا مع SNF AMB. يبلغ طول الحاوية TUK-84 أكثر من 15 مترًا ، وقطرها يصل إلى 1.4 مترًا ، ويتم تحميل علب الوقود في حاوية معدنية محكمة الغلق ، ويتم وضعها بالفعل في حاوية قوية يزيد سمكها عن 20 سم ، وقد تم تجهيز TUK بأنظمة التحكم في درجة الحرارة والضغط داخل الحاوية مع الوقود.
أحد خيارات التصميم لنقل الأشرطة ذات 35 مقعدًا مع مجموعات الوقود. يبلغ وزن الحاوية 86600 كجم ، والعلبة 3820 كجم والعلبة ذات 35 مقعدًا - 9650 كجم.
تم تصنيع هيكل TUK-84 باستخدام تقنية لفة إلى لفة خاصة لـ "الوعاء الملتوي" ، عندما يتم لف شرائح الصلب بسمك 5 مم وعرض 1.4 متر ولحامها في أسطوانة ذات سماكة متغيرة. يتم استخدام تقنية مماثلة لإنشاء أوعية ضغط في الصناعة الكيميائية. إلى جانب المقطع العرضي المتغير ، فإنه يخلق مبيتًا قويًا بشكل خاص بأقل وزن. ونتيجة لذلك ، فإن كتلة TUK لنقل الوقود الطويل AMB لها كتلة أقل من 90 طنًا ، مما يسمح بنقلها بالسكك الحديدية في عربات خاصة دون قيود.
اختبارات السقوط الميكانيكي لـ TUK-84.
بحلول عام 2014 ، أنتجت شركة OJSC Uralkhimmash في يكاترينبورغ 6 طائرات TUK-84 موحدة ، والتي تسمح بنقل مجموعة كاملة من الأغلفة بوقود AMB المخزن في BNPP. تم اختبار TUK لجميع أنواع الصدمات الطارئة ، بما في ذلك السقوط من ارتفاع 9 أمتار إلى مستوى ومن 1 متر إلى دبوس.
الحاويات مناسبة للنقل سواء بالسيارة أو بالسكك الحديدية. في عام 2008 ، تم إنتاج ست حاويات لنقل TUKs في مصنع النقل في مدينة تفير.
منظر خارجي لعربات الحاويات لنقل TUK-84. طوله أكثر من 28 م المصدر .
نتيجة لذلك ، في نوفمبر 2016 ، وصلت أول سيارة حاوية نموذجية إلى PA Mayak ، حيث سلمت إلى مصنع الكيماويات الإشعاعية شريطًا يحتوي على SNF من مفاعلات AMB ، والذي تمت إزالته من مجموعة النقل والتعبئة ووضعه في حوض تخزين مصنع RT-1. منذ 30 أكتوبر 2017 ، تم تنفيذ عمليات التسليم هذه على أساس منتظم وبطريقة منتظمة. في نهاية عام 2019 ، اكتملت المرحلة الأولى من إزالة SNF - تمت إزالة 124 شريطًا مع مجموعات وقود AMB .
يمكنك مشاهدة كيفية توصيل الوقود وتفريغه هنا في هذا الفيديو من مركز المعلومات في Mayak PA.
إعادة معالجة SNF في PA Mayak
منذ عام 1977 ، يعمل المصنع الروسي الوحيد لإعادة معالجة SNF RT-1 في PA Mayak . إنها تعالج مجموعة واسعة من الوقود لمفاعلات الطاقة والبحوث وكاسحات الجليد والأسطول النووي للغواصات. ومع ذلك ، نظرًا لخصائصها ودفعتها الصغيرة ، لم يكن لدى RT-1 أبدًا خط لإعادة معالجة وقود AMB. ومع ذلك ، أجريت عددا من الدراسات سابقا، أظهر الإمكانية الأساسية لإعادة معالجة الوقود النووي المستهلك AMB باستخدام تقنية عملية PUREKS الكلاسيكية بإذابة الوقود في الأحماض وفصل المكونات القيمة (اليورانيوم والبلوتونيوم) ، ولكن دون "ربط" مثل هذا العمل بتقنية محطة RT-1. أظهرت الدراسات التي أجريت لاحقًا أن إعادة المعالجة هذه ممكنة على الخط الثاني غير المستغل بشكل كافٍ لإعادة معالجة الوقود من المفاعلات السريعة في RT-1. لذلك لا توجد صعوبات أساسية في المعالجة نفسها. ومع ذلك ، فمن الضروري إنشاء البنية التحتية وورش العمل لتلقي وقطع SNF AMB. لهذه المهام ، تقوم PA Mayak بتصميم مبنى خاص لقسم القطع والعقوبات (ORD) للتحضير لإعادة معالجة الوقود ، وكلاهما موجود بالفعل في Mayak ، والوقود في علب لتسليمه لاحقًا من Beloyarsk NPP.
مشروع قسم القطع والعقاب (ODS) في FSUE PO Mayak. المصدر .
في إطار FTP NRS-1 (البرنامج الفيدرالي المستهدف "ضمان السلامة النووية والإشعاعية لعام 2008 ولفترة تصل إلى 2015") ، في عام 2012 ، بدأ بناء المرحلة الأولى من مجمع إدارة SNF SNF. في إطار نفس البرنامج ، تم تمويل العمل لإنشاء TUK-84 والبنية التحتية اللازمة في Beloyarsk NPP نفسها. في عام 2015 ، تم الانتهاء من المرحلة الأولى من المشروع لإعداد قسم القطع والتعبئة SNF ، بما في ذلك الحامل التجريبي لقطع مجموعات الوقود وإعادة بناء تجمع الوقود المستهلك B-4 ، والذي سمح ببدء استهلاك الوقود في PA Mayak في عام 2016.
منصة تجريبية لقطع مجموعات الوقود في PA Mayak
في نهاية عام 2019 ، تم تنفيذ إجراءات تنافسية لاستكمال المرحلة الثانية من PIU ("الكائن 630") ، بقيمة حوالي 2 مليار روبل . يتم تمويل العمل بالفعل في إطار FTP NRS-2 ( برنامج الهدف الفيدرالي "ضمان السلامة النووية والإشعاعية للفترة 2016-2020 ولفترة حتى عام 2030" ). في عام 2024 ، من المخطط البدء في إعادة معالجة الوقود من مفاعلات AMB-100 و AMB-200. حتى تلك اللحظة ، سيتم تخزين الوقود الذي تم تصديره بالفعل في PA Mayak ، وستتم إزالة الوقود النووي المستهلك المتبقي في 2026-2027 .
تجدر الإشارة إلى أن حل مشكلة وقود AMB هو مجرد مثال واحد على مشاكل الإرث النووي في شكل وقود متراكم. بالإضافة إلى ذلك ، تراكمت العديد من محطات المفاعلات ، وإن كانت صغيرة في الكمية ، ولكنها تباينت بسبب العمل البحثي على الجودة ، والوقود الذي لم تتم معالجته من قبل - وقود بعض مفاعلات البحث ، والوقود التجريبي لمفاعلات الغواصات النووية. بعض هذا الوقود معيب. بالإضافة إلى ذلك ، تم بالفعل تراكم الوقود بكميات كبيرة للمفاعلات التسلسلية القوية من NPP - RBMK و VVER-1000.
كجزء من القضاء على هذا الإرث النووي ، في محطة RT-1 في PA Mayak ، لم يتم استخدام الخط التكنولوجي الثاني فقط لإعادة معالجة الوقود النووي المستهلك من مفاعلات AMB ، ولكن في عام 2016 تم الانتهاء من إعادة الإعمار وتم تشغيل الخط التكنولوجي الثالث. يمكنه معالجة الوقود من عدة أنواع ، بما في ذلك الوقود الذي لم تتم معالجته في أي مكان من قبل. على سبيل المثال ، كانت العملية الأولى على الخط الحديث هي إعادة معالجة وقود اليورانيوم والبريليوم من الغواصات النووية. على هذا الخط ، أصبح من الممكن معالجة SNF الطويلة ، مثل VVER-1000 ، والتي تراكمت في روسيا أكثر من 6 آلاف طن. نتيجة لجميع الترقيات المخطط لها ، ستتمكن محطة RT-1 في PA Mayak من معالجة النطاق الكامل تقريبًا من الوقود النووي المحلي ، سواء المتراكم بالفعل أو الذي تم تشكيله حديثًا.
تسليم الوقود النووي المستهلك من مفاعلات VVER-1000 من Rostov NPP في ديسمبر 2016. المصدر .
بعد إطلاق قسم قطع ومعالجة وقود AMB في Mayak ، يمكن أخيرًا إيقاف تشغيل المرحلة الأولى من Beloyarsk NPP وتفكيكها وتنظيفها لإنشاء صناعي جديد. وبالتالي ، يجب إكمال دورة حياة المفاعلات الأولى لمحطات الطاقة النووية الروسية ذات القدرة الصناعية بأمان.
المصادر المستخدمة:
- مشاكل الإرث النووي وطرق حلها (المجلد 1) ، 2012
- "إزالة الوقود النووي المستهلك من مفاعلات AMB-100 و AMB-200 من Beloyarsk NPP إلى FSUE PA Mayak. Anfalova O.V. et al. قضايا السلامة الإشعاعية ، العدد: 2 (94) عام: 2019
- تصميم مجموعة تغليف النقل TUK-84. الطاقة الذرية (المجلد 100 ، العدد 6 (2006)) ، OV Anfalova وإلخ.
- إنشاء تقنيات إدارة SNF لـ AMB من Beloyarsk NPP. كودريافتسيف إي. السلامة البيئية رقم 1-2010: إدارة SNF.
- الانتهاء من الوقود النووي المستهلك من مفاعلات AMB و VVER-440 لضمان إعادة المعالجة الكيميائية الإشعاعية المشتركة بينهما في PA Mayak. كودينوف أ. ملخص الأطروحة ، 2015
- فرص وآفاق إعادة معالجة الوقود النووي المستهلك في محطة RT-1. تقديم كبير مهندسي FSUE PA Mayak D. Kolupaev في منتدى "Atomeko-2017".