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En 1964, los primogénitos de dos direcciones de energía nuclear pacífica comenzaron a trabajar en la URSS. En septiembre, se puso en marcha el primer reactor de agua a presión VVER-210 en la central nuclear de Novovoronezh. Pero seis meses antes, en abril de 1964, se puso en marcha el reactor de agua-grafito AMB-100 en la central nuclear de Beloyarsk. Así, la primera central nuclear pacífica de capacidad industrial en la URSS fue la CN Beloyarsk con un reactor AMB-100 (Atom Peaceful Large) con una capacidad de 100 MW. Este reactor ya no producía plutonio para armas y la estación en sí no estaba ubicada en el territorio de la planta de armas. Sin embargo, el diseño del reactor era similar al de sus predecesores pacíficos (AM) y semimilitares (EI y ADE): es un reactor de canal de agua y grafito con elementos de combustible tubulares. La segunda unidad, dos veces más potente, con el reactor AMB-200 se puso en funcionamiento en diciembre de 1967.Trabajaron durante 17 y 21 años y fueron suspendidos en 1984 y 1989, respectivamente.
Acerca de la construcción y disposición de la central nuclear de Beloyarsk en la década de 1960, puede ver este documental: la central nuclear de Beloyarsk lleva el nombre de I.En Kurchatova, 1965
En muchos sentidos, el trabajo de estos reactores fue de naturaleza investigadora, los datos obtenidos sobre su funcionamiento sirvieron de base para la creación de decenas de reactores RBMK decenas de veces más potentes, que formaron la base de la energía nuclear soviética en las décadas de 1970 y 1980.
En los reactores AMB, por primera vez a escala industrial, se probó el esquema de sobrecalentamiento nuclear de vapor con el fin de incrementar la eficiencia (se alcanzó un valor del 37%). Sin embargo, el funcionamiento de las unidades de potencia AMB estuvo acompañado de un número significativo de desviaciones y fallos de funcionamiento. También hubo accidentes.
Entonces, el 25 de mayo de 1976, en la segunda unidad, al alcanzar la energía, luego de que se activó la protección de emergencia, varias decenas de conjuntos combustibles (FA) resultaron dañados. Este accidente fue uno de los más graves en cuanto a secuelas y los trabajos de restauración duraron alrededor de 9 meses.
Actualmente, la central nuclear de Beloyarsk sigue siendo especial, innovadora y experimental: utiliza soluciones que son nuevas para la industria. Ahora operan aquí las únicas unidades de energía industrial del mundo con reactores rápidos BN-600 y BN-800.
El reactor rápido industrial más potente que funciona en el mundo es el BN-800. Foto del autor.
La primera etapa de la central nuclear con unidades AMB está en el modo de conservación a largo plazo. Las unidades de energía han estado completamente apagadas durante más de 30 años, pero, de acuerdo con los estándares internacionales, no se pueden desmantelar mientras tengan combustible gastado. El SNF restante de ellos se descargó en las piscinas de combustible gastado, los agujeros tecnológicos en los reactores se cerraron utilizando un conservante de resina especial.
Tablero de control de bloque del reactor AMB-200. El panel de control todavía se usa parcialmente para controlar el suministro de calor desde la estación a la ciudad de Zarechny y para garantizar las propias necesidades del BNPP. Foto del autor.
Para el desmantelamiento completo de estas unidades, es necesario, en primer lugar, resolver el problema del combustible nuclear gastado (SNF), que ha acumulado poco menos de 300 toneladas, y la mayoría de las cuales se encuentra en un estado insatisfactorio en la estación.
El SNF acumulado de los reactores AMB pertenece al llamado legado nuclear de la URSS, para resolver los problemas por los que se han realizado considerables esfuerzos en los últimos años.
Características del combustible AMB
Uno de los principales problemas asociados con el motivo por el cual no se organizó antes el reprocesamiento o el almacenamiento seguro del combustible nuclear gastado AMB es una amplia variedad de tipos de este combustible y sus dimensiones no estándar. Durante casi 38 años-reactor de operación AMB, se han probado más de 40 tipos de conjuntos combustibles (FA) para los canales de evaporación y sobrecalentamiento de los reactores.
Los conjuntos de combustible tienen dimensiones no estándar: 14 m de longitud, que es 4 m más que los conjuntos de combustible del reactor RBMK doméstico más grande. Al mismo tiempo, se colocó el combustible solo en los 6 metros centrales, correspondientes a la altura del núcleo, y los finales de carrera de 4 metros se rellenaron con pirografito. El combustible granulado en sí también era atípico: estaba en el material de relleno (cobre, magnesio o calcio), cuya masa alcanzó el 16%. El combustible de uranio con un enriquecimiento de 2 a 20% de U-235 se dividió en varios grupos en composición: óxido (cercano al dióxido de uranio moderno), aleación de metal con la adición de 3-9% de magnesio, carburo (UC).
Durante el período de operación, se retiraron 7196 canales de combustible de los reactores(alrededor de 285 toneladas de combustible nuclear gastado), de las cuales 2227 (alrededor de 95 toneladas de combustible nuclear gastado) se enviaron a la planta RT-1 en PA Mayak, Ozersk, y el resto permaneció en las instalaciones de almacenamiento cercanas al reactor en la central nuclear de Beloyarsk hasta 2016. En las décadas de 1970 y 1980. Se investigó la posibilidad de reprocesamiento de combustible en PA Mayak. Se mostró la posibilidad fundamental de organizar las etapas iniciales del proceso. Pero los principales problemas estaban asociados con cortar los conjuntos y prepararlos para la disolución. El asunto no llegó al reprocesamiento práctico del combustible nuclear gastado, por lo que el problema del manejo del combustible AMB estaba esperando su solución pospuesta.
SNF de AMB se almacenó en la central nuclear de Beloyarsk en dos depósitos de almacenamiento en casetes (casetes) de 17 y 35 compartimentos y en cajas individuales. Las fundas de 35 asientos estaban hechas de acero inoxidable, las fundas de 17 asientos estaban hechas de acero al carbono y estaban cubiertas con plomo rojo por dentro y por fuera antes de ser instaladas en la piscina. Inicialmente, se planeó almacenar los botes por un corto tiempo en dos piscinas de almacenamiento y luego enviarlos para su procesamiento radioquímico en PA Mayak. Pero en relación con el colapso de la URSS, el proceso se prolongó durante dos décadas.
Ya a principios de la década de 2000. el mayor problema fue el combustible en casetes de 17 asientos. La mayoría de estos casetes habían estado en los tanques de retención durante más de 20 años, lo que excede su vida útil de diseño de 15 años. Por lo tanto, se asumió que todos perdieron su estanqueidad y se llenaron con agua de las piscinas de almacenamiento. Al mismo tiempo, se cargaron con conjuntos de combustible irradiados de diseños anteriores e imperfectos con un quemado significativamente mayor, así como con casi todo el combustible dañado. En total, los casetes contienen aproximadamente el 20% de los conjuntos combustibles dañados durante el funcionamiento. El estado probable de los productos de corrosión del combustible es una mezcla en forma de suspensión de los productos de corrosión de los componentes de la composición del combustible con fragmentos de casquillos de grafito. Una cantidad significativa de combustible tenía una matriz de magnesio,que, si se daña la estanqueidad del revestimiento del elemento combustible, está sujeto a corrosión en el agua. El combustible también puede terminar en el fondo de la piscina.
En la planta RT-1 de PA Mayak se almacenan 131 casetes K-17 (unas 95 toneladas de combustible nuclear gastado), que se suministraron allí durante 10 años, a partir de 1972. Los casetes se colocan en la parte de aguas profundas de la piscina de combustible gastado. Cassettes de acero resistentes a la corrosión, 103 uds. y 28 casetes de acero estructural negro se almacenan suspendidos de las consolas de la piscina. Para evitar la corrosión, se colocan en cajas de acero inoxidable. El método aplicado garantiza el almacenamiento seguro del combustible nuclear gastado y evita la contaminación de las aguas de la piscina con productos de fisión de los conjuntos combustibles gastados, pero no garantiza que no surjan problemas en el futuro que conduzcan a la destrucción del combustible en los casetes, así como a la necesidad de negarse a almacenar los casetes en estado suspendido.
Elección de opciones de manejo de combustible
Teniendo en cuenta la complejidad de la situación con el combustible AMB, se consideraron una variedad de opciones para su manejo: envío para almacenamiento temporal con la posterior resolución del tema de procesamiento; envío para almacenamiento a largo plazo con entierro posterior; cortar y colocar en recipientes en la propia central nuclear y luego enviar para su procesamiento en PA Mayak; entrega de conjuntos combustibles gastados a PA Mayak, corte y procesamiento.
Sin embargo, debido a la gran cantidad de combustible de emergencia, su degradación continua y debido al alto costo de construir una instalación de almacenamiento moderna para tal cantidad de combustible no estándar, se decidió reprocesar AMB SNF en PA Mayak. Para hacer esto, fue necesario tomar una serie de medidas urgentes para eliminar las amenazas al almacenamiento seguro de combustible nuclear gastado en la central nuclear de Beloyarsk (por ejemplo, desde 2001, se organizó un sistema de purificación de agua para la piscina de combustible gastado) y, al mismo tiempo, preparar una solución a dos problemas: el transporte de combustible y su procesamiento posterior en la planta. RT-1.
Transporte de combustible
Para la remoción segura del combustible del BNPP al FSUE PA Mayak, fue necesario desarrollar un kit especial de transporte y empaque (TUK) para conjuntos combustibles largos con una longitud de aproximadamente 14 my un carro contenedor especial, para justificar la seguridad del transporte y almacenamiento del combustible dañado, así como para desarrollar el manejo de largos TVS.
Como resultado, RFNC-VNIITF, junto con OJSC Uralkhimmash, en 2006 desarrolló y patentódos versiones del contenedor de transporte y embalaje TUK-84 para cargar casetes de 17 y 35 asientos con SNF AMB. El contenedor TUK-84 tiene una longitud de más de 15 metros, un diámetro de hasta 1,4 m. Los casetes con combustible se cargan en un contenedor metálico sellado, y ya está colocado en un contenedor duradero de más de 20 cm de espesor. El TUK está equipado con sistemas de control de temperatura y presión dentro del contenedor con combustible.
Una de las opciones de diseño para el transporte de casetes de 35 asientos con conjuntos combustibles. El peso del contenedor es de 86600 kg, la caja es de 3820 kg y el cassette de 35 asientos es de 9650 kg.
El cuerpo del TUK-84 se fabrica utilizando una técnica especial rollo a rollo de "recipiente retorcido", cuando se enrollan y sueldan tiras de acero de 5 mm de espesor y 1,4 m de ancho en un cilindro de espesor variable. Se utiliza una tecnología similar para crear recipientes a presión en la industria química. Combinado con la sección transversal variable, crea una carcasa particularmente robusta con un peso mínimo. Como resultado, TUK para el transporte de combustible largo AMB tiene una masa de menos de 90 toneladas, lo que le permite ser transportado por ferrocarril en vagones especiales sin restricciones.
Ensayos de caída mecánica del TUK-84.
En 2014, OJSC Uralkhimmash en Ekaterimburgo produjo 6 TUK-84 unificados, que permiten transportar toda la gama de carcasas con combustible AMB almacenado en el BNPP. El TUK fue probado para todo tipo de impacto de emergencia, incluida una caída desde una altura de 9 ma un plano y de 1 ma un pasador.
Los contenedores son aptos para el transporte tanto en coche como en tren. En 2008, se produjeron seis vagones-contenedores para el transporte de TUK en la planta de transporte de la ciudad de Tver.
Vista exterior de vagones portacontenedores para transporte de TUK-84. Su longitud es de más de 28 m Fuente .
Como resultado, en noviembre de 2016 llegó al PA Mayak el primer carro contenedor experimental, entregando a la planta radioquímica un casete con SNF de reactores AMB, el cual fue retirado del set de transporte y empaque y colocado en el pool de almacenamiento de la planta RT-1. Desde el 30 de octubre de 2017, este tipo de entregas se realizan de manera regular y regular. A fines de 2019, se completó la primera etapa de extracción de SNF: se retiraron 124 casetes con conjuntos de combustible AMB .
Puedes ver cómo se entrega y descarga el combustible en este video desde el centro de información del Mayak PA.
Reprocesamiento SNF en PA Mayak
Desde 1977, la única planta rusa de reprocesamiento SNF RT-1 ha estado operando en PA Mayak . Procesa una amplia gama de combustibles para reactores de energía e investigación, rompehielos y flota nuclear submarina. Sin embargo, debido a su especificidad y pequeño lote, el RT-1 nunca tuvo una línea para reprocesar combustible AMB. Sin embargo, varios estudios realizados previamente, mostró la posibilidad fundamental de reprocesar el combustible nuclear gastado AMB utilizando la tecnología del proceso clásico PUREKS con disolución del combustible en ácidos y separación de componentes valiosos (uranio y plutonio), pero sin "vincular" dicho trabajo a la tecnología de la planta RT-1. Estudios realizados posteriormente demostraron que este reprocesamiento es posible en una segunda línea subutilizada para reprocesar combustible de reactores rápidos en RT-1. Por lo tanto, no hay dificultades fundamentales con el procesamiento en sí. Sin embargo, es necesario crear una infraestructura y talleres para la recepción y separación de SNF AMB. Para estas tareas, PA Mayak está diseñando un edificio especial para el departamento de corte y penalización (ORD) a fin de preparar el reprocesamiento de combustible, ambos ya colocados en Mayak, y combustible en casetes para su posterior entrega desde la central nuclear de Beloyarsk.
Proyecto Departamento de Corte y Penalización (ODS) en FSUE PO Mayak. Fuente .
Como parte del FTP NRS-1 (Programa Federal de Objetivos “Garantizar la seguridad nuclear y radiológica para 2008 y para el período hasta 2015”) en 2012, se inició la construcción de la primera etapa del complejo de gestión SNF SNF. En el marco del mismo programa, se financiaron las obras de creación del TUK-84 y la infraestructura necesaria en la propia central nuclear de Beloyarsk. En 2015 se completó la primera etapa del proyecto de preparación de la sección de corte y empaque SNF, incluyendo el stand experimental para corte de conjuntos combustibles y la reconstrucción de la pileta de combustible gastado B-4, que permitió iniciar la toma de combustible en PA Mayak en 2016.
Stand experimental para corte de conjuntos combustibles en PA Mayak
A fines de 2019, se llevaron a cabo procedimientos competitivos para completar la segunda etapa de la PIU (“objeto 630”), por un valor de aproximadamente 2 mil millones de rublos . El financiamiento del trabajo ya se lleva a cabo en el marco del FTP NRS-2 ( Programa Federal de Objetivos "Garantizar la seguridad nuclear y radiológica para 2016 - 2020 y para el período hasta 2030" ). En 2024, está previsto comenzar a reprocesar combustible de los reactores AMB-100 y AMB-200. Hasta ese momento, el combustible ya exportado se almacenará en PA Mayak y el combustible nuclear gastado restante se eliminará en 2026-2027 .
Vale la pena señalar que resolver el problema del combustible AMB es solo un ejemplo de los problemas del legado nuclear en forma de combustible acumulado. Además, muchas plantas de reactores han acumulado, aunque en cantidades pequeñas, pero variadas debido al trabajo de investigación sobre la calidad, combustible que no ha sido procesado previamente: el combustible de algunos reactores de investigación, combustible experimental para reactores nucleares submarinos. Parte de este combustible está defectuoso. Además, el combustible ya se ha acumulado en grandes cantidades para los potentes reactores en serie de la central nuclear: RBMK y VVER-1000.
Como parte de la eliminación de este legado nuclear, en la planta RT-1 de PA Mayak, no solo se utilizó la segunda línea tecnológica para el reprocesamiento de combustible nuclear gastado de los reactores AMB, sino que en 2016 se completó la reconstrucción y se puso en funcionamiento la tercera línea tecnológica. Puede procesar combustible de varios tipos, incluido uno que nunca antes se ha procesado. Por ejemplo, la primera operación en la línea modernizada fue el reprocesamiento de combustible de uranio-berilio de submarinos nucleares. En esta línea, fue posible procesar SNF largos, como VVER-1000, de los cuales se han acumulado más de 6 mil toneladas en Rusia. Como resultado de todas las actualizaciones planificadas, la planta RT-1 en PA Mayak podrá procesar casi toda la gama de combustible nuclear doméstico, tanto ya acumulado como recién formado.
Entrega de combustible nuclear gastado de los reactores VVER-1000 de la central nuclear de Rostov en diciembre de 2016. Fuente .
Después del lanzamiento de la sección de procesamiento y corte de combustible AMB en Mayak, la primera etapa de la central nuclear de Beloyarsk finalmente se puede desmantelar, desmantelar y limpiar para una nueva construcción industrial. Por lo tanto, el ciclo de vida de los primeros reactores de las centrales nucleares rusas de capacidad industrial debe completarse de manera segura.
Fuentes utilizadas:
- Problemas del legado nuclear y formas de resolverlos (Volumen 1), 2012
- “Extracción de combustible nuclear gastado de los reactores AMB-100 y AMB-200 de la central nuclear de Beloyarsk a FSUE PA Mayak. Anfalova O.V. et al.Cuestiones de seguridad radiológica, Edición: 2 (94) año: 2019
- El diseño del conjunto de embalaje de transporte TUK-84. Energía atómica (Volumen 100, No. 6 (2006)), OV Anfalova y etc.
- Creación de tecnologías de gestión SNF para AMB de CN Beloyarsk. Kudryavtsev E.G. Seguridad ambiental # 1-2010: Gestión de SNF.
- Finalización del combustible nuclear gastado de los reactores AMB y VVER-440 para asegurar su reprocesamiento radioquímico conjunto en PA Mayak. A.S. Kudinov Resumen de tesis, 2015
- Oportunidades y perspectivas para el reprocesamiento de SNF en la planta RT-1. Presentación del ingeniero jefe de FSUE PA Mayak D. Kolupaev en el foro "Atomeko-2017".