Www.sosny.ru Опыт обращения с поврежденным ОЯТ Л. Секе (АЭС «Пакш», Венгрия) В.П. Смирнов, С.В. Комаров, С.В. Амосов, Е.А. Звир (ООО НПФ «Сосны», Россия)

Презентация:



Advertisements
Похожие презентации
1 1 Украина, Киев, 15 сентября 2010 г. А. А. Тузов, ОАО «ТВЭЛ» Тепловыделяющие элементы ВВЭР-1000: развитие конструкции, топливных композиций и конструкционных.
Advertisements

ФГУП «Горно-химический комбинат» «Преимущества централизованного хранения ОЯТ» Генеральный директор ФГУП «ГХК», доктор технических наук П. М. Гаврилов.
ФГУП «Горно-химический комбинат» ВЫВОД ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ ПРОМЫШЛЕННЫХ РЕАКТОРОВ ФГУП «ГХК» ПО ВАРИАНТУ ЗАХОРОНЕНИЯ НА МЕСТЕ П. М. Гаврилов, А.А. Устинов,
«Вывод из эксплуатации критического стенда 3» 1. Заводоуправление Завод основан в 1917г. Сегодня ОАО «Машиностроительный завод» - это ведущее предприятие.
Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору ФЕДЕРАЛЬНОЕ БЮДЖЕТНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ « Научно-технический центр по ядерной и радиационной.
Использование современных программ экономического анализа структуры энергетики в учебном процессе Солдатов А.И., Сараева Н.В. МИФИ (ГУ)
ТЕСТОВАЯ МОДЕЛЬ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ВВЭР А.В. Тихомиров ФГУП ОКБ Гидропресс, г. Подольск В.Г.Артемов, А.С. Иванов ФГУП НИТИ им. Александрова, г. Сосновый Бор.
УСТАНОВКА КОНДИЦИОНИРОВАНИЯ ОТРАБОТАВШИХ ИСТОЧНИКОВ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ «МОСКИТ-Т» ГУП МосНПО «Радон» г. Сергиев Посад.
А ВАРИЯ НА АЭС «Ф УКУСИМА -1» В МАРТЕ 2011 ГОДА Презентацию подготовил Студент группы У04-04 Баламутенко Алексей.
Деятельность Балаковского филиала «Балаковоатомтехэнерго» ОАО "Атомтехэнерго"
Отчет за первый год обучения аспиранта Гаврилова А. В. Федеральное агентство по образованию Государственное образовательное учреждение высшего профессионального.
20 декабря 1951 года, ядерный реактор впервые в истории произвел пригодное для использования количество электроэнергии в нынешней Национальной Лаборатории.
1 Статистические оценки нейтронно-физических и теплофизических параметров топливных сборок реакторов ВВЭР А. А. Рыжов, Д. А. Олексюк, А. А. Пинегин НИЦ.
Опыт промышленной эксплуатации ТВСА с улучшенным контролем температуры теплоносителя на выходе из сборок в составе активных зон Калининской АЭС В.И. Пахолков,
Системы безопасности АЭС с реактором ВВЭР-1000 Сергей Александрович Беляев Томский политехнический университет Теплоэнергетический факультет Кафедра Атомных.
Автор : Петрова Дарья 9 А класс, МОУ « СОШ 83», ЗАТО Северск.
20 декабря 1951 года, ядерный реактор впервые в истории произвел пригодное для использования количество электроэнергии в нынешней Национальной Лаборатории.
«Создание пилотной зоны комплексной системы мониторинга защиты населения на территории Приморского края»
5-я международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» 29 мая-1 июня 2007 г., Подольск, Россия ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС» Разработка.
1 Обеспечение ядерной и радиационной безопасности В.М.Полюхович Департамент по ядерной и радиационной безопасности Министерства по чрезвычайным ситуациям.
Транксрипт:

Опыт обращения с поврежденным ОЯТ Л. Секе (АЭС «Пакш», Венгрия) В.П. Смирнов, С.В. Комаров, С.В. Амосов, Е.А. Звир (ООО НПФ «Сосны», Россия)

2 Введение В реакторах ВВЭР-440, находящихся в Словакии, Чехии, Венгрии и Финляндии, поставляемое ОАО «ТВЭЛ» топливо работает надежно. Средний уровень разгерметизации твэлов за последние 5 лет составил 7,0·10 -7, что является одним из лучших показателей в мировой атомной энергетике. В 2002 году из-за наличия отложений в топливных кассетах реакторы 1-3 блоков АЭС «Пакш» были переведены на эксплуатацию с пониженной мощностью. Учитывая, что большинство РК и ТВС АРК, эксплуатирующихся на данных блоках, не выработали свой ресурс, АЭС «Пакш» было принято решение о проведении отмывки кассет с отложениями в период останова блоков на ППР для последующего возвращения их в активную зону реакторов. ТВС ВВЭР-440

3 Заголовок слайда Текст 11 апреля 2003 года при проведении отмывки ОТВС в баке очистки, установленном в колодце 1 бассейна выдержки блока 2 АЭС «ПАКШ», произошел инцидент с разрушением 30-ти кассет ВВЭР-440 бассейн реактор колодец Бак очистки и поврежденное топливо

4 Топливо в баке очистки Нижняя дистанционирующая плита Фрагменты твэлов и высыпавшиеся фрагменты топлива Фрагменты твэлов 30 ОТВС Верхняя дистанционирующая плита Трубопроводы системы охлаждения

5 Российские организации-участники Подписание контракта между ОАО «ТВЭЛ» и АЭС «Пакш» 9 сентября 2003 года

6 Оборудование Подъемная площадка Рабочая площадка Для ликвидации последствий разрушения ОТВС специалистами НПФ «Сосны» была разработана технология выполнения работ, необходимое оборудование, отобран и обучен персонал. Подготовительные работы заняли 3 года.

7 Система контроля Автоматические системы контроля в режиме «ONLINE» Подкритичность; Концентрация бора; Мощность дозы излучения; Температура воды и воздуха; Уровень воды (воздушный зазор); Активность аэрозолей (,, ); Скорость потока воздуха; Активность воды. ПУЛЬТ Автоматическая система сигнализации

8 Пульт управления и дисплеи Площадка в колодце Перегрузочная машина Пульт управления Дисплей

9 Вид площадки сверху Окно из свинцового стекла Горизонтальная пила дисплей Пульт управления краном Рабочая щель Блок тревожной сигнализации

10 Радиационная защита персонала Сталь 100 мм 2 Воздушный зазор мм 3 Слой воды 0,5- 2,6 м 4 Сталь 40 мм 1 Система спецводоочистки С Система спецвентиляции Б Автоматическая система радиационного контроля А 34 мкЗв/ч

11 Оборудование Негерметичный пенал Емкость ТРО Пенал после испытаний

12 Российские специалисты на АЭС «Пакш»

13 Основные этапы работ Очистка верхней плиты бака от фрагментов ОТВС и твэлов. Отделение головок ОТВС и загрузка в емкости ТРО Очистка центральной части бака от ОЯТ в балк-форме и фрагментов твэлов Резка и удаление фрагментов верхней плиты. Удаление нижних частей ОТВС Удаление ОЯТ в балк-форме и фрагментов ОТВС с нижней плиты Высверливание и удаление центральной части нижней плиты Удаление ОЯТ в балк-форме и фрагментов ОТВС со дна бака

14 Результаты выполнения работ Параметр Величина Авар.Предел.Фактич. Доза внешнего облучения персонала за смену, (мкЗв/смена) max Мощность дозы гамма- и нейтронного излучения на рабочей площадке, (мкЗв/ч) max Эффективная индивидуальная доза за время проведения работ, (мЗв) , max 1.8 Работа была выполнена в запланированные сроки, в полном объеме и на высоком научно-техническом уровне. В результате работы из бака было удалено более 5 тонн ОЯТ. Блок 2 АЭС «Пакш» в конце декабря 2006 г. был выведен на минимальный контролируемей уровень, а с начала января 2007 г. был запущен на номинальную мощность. В настоящее время дефектное ОЯТ тридцати разрушенных ТВС, загруженное в вентилируемые пеналы, размещено на временное хранение в бассейне АЭС «Пакш». Оптимальным, с учетом состояния топлива, является решение о переработке ОЯТ в России.

15 Дальнейшее обращение с ОЯТ Разработано и изготовлено экспериментальное оборудование для отработки схем удаления воды из пеналов. Проведены исследования, моделирующие хранение разрушенного ОЯТ ВВЭР-440 в герметичном пенале после удаления воды. Получены данные по скорости выхода водорода, кислорода и ГПД в объем пенала в зависимости от количества воды и температуры окружающей среды. Оптимальны способом признана термовакуумная сушка без предварительного слива воды из пеналов. Технология подготовки пеналов к перевозке включает: осушку; заполнение инертным газом; герметизацию.

16 Заключение Технология извлечения поврежденного ОЯТ из бассейна требует разработки уникальных дистанционных инструментов в каждом конкретном случае. Наиболее важными являются вопросы обеспечения безопасности при выполнении работ. Одним из наиболее важных вопросов обеспечения безопасности при хранении и перевозке поврежденного ОЯТ является обеспечение пожаро- и взрывобезопасности. Для корректного обоснования пожаро- и взрывобезопасности обращения с поврежденным ОЯТ требуются экспериментальные данные. Накопленный опыт может быть использован при ликвидации последствий аварии на АЭС «Фукусима».

Спасибо за внимание!