ПОВЫШЕНИЕ ЭФФЕКТИВНОСТИ ЭЛЕКТРОУСТАНОВОК В ПЕРЕГРУЗОЧНОМ ЦИКЛЕ ГОРНО-ХИМИЧЕСКОГО КОМБИНАТА (г. ЖЕЛЕЗНОГОРСК)

На сегодняшний день в России функционируют 10 атомных станций, основная часть которых расположена в европейской части страны. Действующие энергоблоки поставляют для внутреннего и внешнего рынка около 17% всей производимой в стране электроэнергии.

Ежегодный объём отработавшего ядерного топливо (ОЯТ) увеличивается на 650 тонн и на сегодняшний день составляет более 22 тыс. тонн. К 2030 году выгрузка ОЯТ из энергетических реакторов может превысить 1000 тонн в год. При соблюдении текущей динамики к 2030 году будет накоплено около 30 тыс. тонн ОЯТ, а к 2050 году  около 50 тыс. тонн[2].

Хранение отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) является существенной частью любого ядерного топливного цикла. Это может быть временное хранение до переработки отработавшего ядерного топлива, либо достаточно длительное хранение до захоронения топлива в могильниках. Суммарные объемы отработавшего топлива, подлежащего хранению, непрерывно возрастают из-за значительно меньших производственных возможностей перерабатывающих заводов[3].

Отработавшее ядерное топливо атомных электрических станций (АЭС) является весьма ценным продуктом, так как потенциально позволяет получить, после его переработки, новое ядерное топливо.

Отработавшее ядерное топливо энергетических реакторов РФ включает в себя ОЯТ реакторов РБМК-1000 (реактор большой мощности канальный), ВВЭР-1000 (водо-водяной энергетический реактор), ВВЭР-440, БН-600 (реактор на быстрых нейтронах), ЭГП (энергетический графитовый петлевой реактор) и АМБ (атомный мирный большой).

Для ОЯТ реакторов ВВЭР-440 и БН-600 реализован замкнутый топливный цикл. Осуществляется временное хранение в течение 3 лет в приреакторных бассейнах выдержки (БВ), а затем вывоз с территории АЭС для переработки на завод регенерации топлива (РТ-1) производственного объединения «Маяк», в соответствии с темпами образования ОЯТ. Количество отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) ВВЭР-440, хранящихся в БВ на блоках, не превышает 20-25% от ёмкости БВ[1].

Для ОЯТ остальных реакторов (ВВЭР-1000, РБМК-1000, АМБ, ЭГП) принято отложенное решение [4]. Хранение ОЯТ осуществляется в приреакторных бассей­нах выдержки, пристанционных хранилищах и в централизованных хранилищах на «Горно-химическом комбинате» (ВВЭР-1000 ХОТ-1(хранилище отработавшего топлива), РБМК-1000 ХОТ-2). Ведётся строительство второй очереди централизованного «сухого» хранилища камерного типа ХОТ-2 на «ГХК» (для долговременного - 50 лет и более - хранения ОЯТ РБМК-1000 и ВВЭР-1000).

На 7 блоках реакторов ВВЭР-1000 в России ежегодно образуется 190 тонн ОЯТ (что соответствует 380 ОТВС). Для реакторов ВВЭР-1000 ядерный топливный цикл (ЯТЦ) не является замкнутым: ОЯТ после выдержки в течение 3-5 лет в приреакторных бассейнах вывозится с АЭС в централизованное хранилище (ХОТ-1) на «ГХК». Решение вопроса о переработке ОЯТ связано со строительством опытно-демонстрационного центра (ОДЦ)  и созданием завода РТ-2.

Ежегодно на 11 российских реакторах РБМК-1000 образуется 400 - 450 тонн ОЯТ (что соответствует 3500 - 4000 ОТВС). Для реакторов РБМК реализуется открытый ЯТЦ: ОЯТ хранится на АЭС в водной среде в приреакторных БВ и отдельно стоящих хранилищах отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ); переработка ОЯТ не производится. Вместимость существующих хранилищ на АЭС обеспечивала работу блоков с РБМК-1000 при­мерно до 2012-2016 гг. С вводом в эксплуатацию в 2011 г. первой очереди «сухого» хранилища ХОТ-2 («ГХК»), началось первоочередное освобождение ХОЯТ на Ленинградской АЭС, т.к. заполненность его достигла 98%.

Согласно принятой технологии обращения с ОЯТ энергетических реакторов на всех станциях существуют приреакторные хранилища, в которых осуществляется предвари­тельная выдержка ОЯТ (до 3 лет). После чего в зависимости от типа ОЯТ осуществляется передача ОЯТ либо на переработку (ОЯТ реакторов БН-600 и ВВЭР-440), либо на дальнейшее хранение. Отработавшее ядерное топливо реакторов ВВЭР-1000 вывозится на хранение в «мокрое» хранилище ХОТ-1 («ГХК»), либо в промежуточное хранилище ОЯТ, расположенное на территории АЭС (ОТВС ВВЭР-1000 5 блока Нововоронежской АЭС).

Основу ядерно-энергетического парка России составляют реакторы ВВЭР-1000 и РБМК-1000. Хранение ОЯТ в безопасных условиях в течение длительного времени становится актуальной задачей, учитывая практически полное исчерпание вместимости приреакторных бассейнов выдержки.

Увеличение количества отработавшего ядерного топлива, хранящегося на промплощадках АЭС России, реализовывалось за счет перехода к уплотненному хранению ТВС в бассейнах выдержки, что приводило к уменьшению шага взаимного расположения отработавших ТВС и позволяло увеличить вместимость бассейна выдержки. В каждом конкретном случае это требовало специального обоснования безопасности принятых схем хранения с учетом аварийных ситуаций[4].

В настоящее время переход к уплотненному хранению ОЯТ характерен для всех энергоблоков АЭС с реакторами РБМК, а также для ряда энергоблоков с реакторами ВВЭР[4].

Как показал опыт эксплуатации, переход к уплотненному хранению ОЯТ и создание на промплощадках АЭС с реакторами РБМК отдельно стоящих хранилищ временно снимают проблему размещения отработавших ОТВС, т.е. фактически лишь откладывают решение проблемы продолжения эксплуатации АЭС с реакторами РБМК.

Дальнейшая эксплуатация энергоблоков с реакторами РБМК стала возможна благодаря вводу в эксплуатацию в декабре 2011 г. первой очереди «сухого» хранилища ХОТ-2 («ГХК»).

Перегрузочный цикл, в цехе сухого хранилища ХОТ-2 (ФГУП «ГХК»), является узким местом в технологическом процессе централизованного долговременного хранения ОЯТ.

Работа по оптимизации и развитию технологической цепочки на «сухом» хранилище ОЯТ началась ещё на этапе пуско-наладки в 2011 году. За четыре года инженеры «ГХК» более чем в два раза повысили производительность стратегически важного для отрасли объекта, без ущерба для его безопасной эксплуатации.

В 2013г. на Горно-химическом комбинате проходило хронометрирование приёма и разгрузки транспортного контейнера на «сухом» хранилище. Этот процесс вёлся по инициативе «Росатома», необходимо было оценить проектную производительность хранилища. По планам корпорации, объект должен принимать до 12 эшелонов с ОЯТ в год. В 2015 году было принято девять составов.

Для того чтобы, обеспечить освобождение приреакторных бассейнов выдержки и отдельно стоящих ХОЯТ (на АЭС), от накопившегося наработанного ОЯТ реакторов РБМК-1000, необходимо организовать в цехе «сухого» хранилища ХОТ-2 («ГХК») такую производительность труда, которая бы, обеспечивала требуемую скорость перегрузочного цикла.

Для этого потребуется решить следующие задачи:

1. Проанализировать состояние проблемы.

2. Построить математическую модель процесса перегрузки.

3. Разработать алгоритм работы перегрузочного цикла.

4. Оценить эффективность своих предложений.

Предлагается повысить эффективность электроустановок в перегрузочном цикле, увеличением скорости технологических операций частотным регулированием электроприводов, устранением лишних перемещений механизмов, и тем самым добиться дальнейшего роста производительности труда.

Оптимально быстрое и эффективное заполнение хранилища обеспечит положительную динамику финансовых показателей предприятия, а также снизит затраты на обеспечение безопасного хранения топлива и повысит конкурентоспособность отрасли в целом. Рост производительности «сухого» хранилища отвечает базовым ценностям  отрасли: мы повышаем эффективность и безопасность, а, следовательно, получаем возможность идти на шаг впереди конкурентов.

Список литературы:

1. Калинкин В.И. Хранение ОЯТ энергетических реакторов. // Обзор. – 2009. – 124 с.
2. Никитин А. Основные положения «Стратегии развития заключительной стадии жизненного цикла объектов и материалов использования атомной энергии до 2030г.». – Режим доступа: http://www.bellona.ru/positionpapers/russia-nuclear-backend (дата обращения 30.05.16)
3. Патент РФ № 2014148046/07, 27.11.2014. Гаврилов П.М., Протасов П.В., Векенцев ААН., Бирюков В.В., Онуфриенко С.В., Шафрова Н.П., Шелест Н.М., Бараков Б.Н. Хранилище отработавшего ядерного топлива // Патент России № 2572361. 2016. Бюл. № 1.
4. Скачек М.А. Обращение с ОЯТ и радиоактивными отходами АЭС. – М.: Издательский дом МЭИ, 2007. – 448 с.