Реактор HWRR готовится к выводу

Исторический момент, пусть и с грустным оттенком, переживает атомная отрасль Китая. В стране одобрена программа вывода из эксплуатации первого китайского реактора – реактора HWRR, известного также как 101.

Событие не рядовое и для российских атомщиков, потому что реактор HWRR был построен с помощью советских специалистов.

Советское участие

Участие СССР в создании первого в социалистическом Китае ядерного реактора не было тайной. Одно из первых упоминаний об этом в открытой печати можно найти в журнале «Атомная энергия», т.8, вып.5, 1960.

На Всекитайской выставке (Пекин) промышленности и средств сообщения были широко показаны работы по использованию атомной энергии в Китайской Народной Республике. Представлены в основном четыре направления атомной техники: реакторостроение, ускорители, использование радиоактивных изотопов и приборы.

Первое направление представлено пластмассовой светящейся моделью исследовательского тяжеловодного реактора со служебными и лабораторными помещениями. Этот реактор был построен в Институте атомной энергии с помощью СССР. Реактор пущен в июле 1958 г. В настоящее время китайские специалисты проводят большое число исследований на этом реакторе. На нём получены многие радиоактивные изотопы, например Co60, J131, Fe59.

Шен Чун-по (КНР).

Проект реактора HWRR был основан на советских разработках. Советские специалисты помогали китайцам при строительстве и пуске реактора. Всю первую топливную загрузку привезли в Китай из Советского Союза. Но одновременно в Китае с нашей помощью создавался атомный исследовательский центр, в состав которого входила лаборатория диффузионного разделения изотопов.

Работы по созданию реактора HWRR пришлись на сложный период в отношениях между СССР и КНР. Вот как об этом пишут в своей статье «Делился ли СССР с Китаем своими атомными секретами?» Е.А.Негин и Ю.Н.Смирнов (полный текст статьи доступен в электронной библиотеке «История Росатома»).

В 1958 году, когда состоялось открытие полностью готового ядерного центра под Пекином, на торжество приехал первый заместитель министра Среднего машиностроения Д.В.Ефремов. Он, как и предусматривалось программой, был принят Мао Цзэдуном.

Эта встреча потрясла ничего не ожидавшего Ефремова. Он вернулся в гостиницу в состоянии, близком к прострации. Лёг на диван. Было ясно, что он пережил что-то страшное и ещё не может до конца осознать, что произошло.

Оказывается, во время встречи, когда Мао понял, что Ефремов получил задание руководства разъяснить политику Советского Союза в отношении Тайваньского кризиса, китайский лидер вдруг предстал как человек, диктующий свою железную волю всем остальным. С этого момента, обращаясь к Ефремову, он употреблял вместо слова «товарищ» непривычное «иностранец».

Ефремов сразу после встречи рассказывал, что Мао, хотя и говорил как бы в деликатной форме, но подчёркивал, что перед ним чужой человек. Около получаса он по существу словесно издевался над собеседником. Ефремов понял, что это начало какого-то крупного нехорошего процесса, и переживал, не сделал ли он какой-либо ошибки…

Е.А.Негин, Ю.Н.Смирнов.

Модернизированный реактор

После того, как пути двух стран на долгие десятилетия разошлись, реактор HWRR остался в ведении китайских атомщиков. Он прослужил свой первый срок до 1979 года и получил новую жизнь после модернизации, продлившейся до 1983 года.

О том, как стал выглядеть реактор HWRR после модернизации, говорится в докладе на семинаре в Норвегии (2017 год), который сделал Чжоу Идун (Zhou Yidong) из китайского института атомной энергии.

Градирня и здание реактора HWRR.
Здесь и далее – для просмотра щёлкните левой клавишей мыши.

Реакторный зал

Реакторная установка и активная зона

После модернизации активная зона реактора HWRR собирается из 72 кассет. В качестве топлива используется диоксид урана обогащением 3%. Шаг решётки – 9,2 см. Активная высота топлива – 100 см.

В каждой топливной сборке содержится по 12 топливных стержней. Материал оболочки – сплав Zr-2. Поглощающий материал стержней СУЗ – кадмий. Предусмотрены стержни АЗ (2 штуки), компенсаторы (8 штук) и стержни АР (2 штуки).

Тепловая мощность реактора – 15 МВт(т). Максимальный поток тепловых нейтронов – 2,6×1014 н/(см2с). Максимальный поток быстрых нейтронов – 1,4×1013 н/(см2с).

Теплоноситель и замедлитель – тяжёлая вода. Отражатель состоит из тяжёлой воды и графита. Масса графита в отражателе – 26 тонн, в тепловой колонне – 12 тонн. Биологическая защита выполнена из бетона толщиной 2 метра, плотность бетона – 3,6 г/см3.

Материал внутреннего корпуса реактора – алюминиевый сплав. Внешний корпус (кожух) выполнен из высокоуглеродистой стали.

Для облучательных экспериментов и наработки изотопов имеются следующие возможности. Внутри внутреннего корпуса установлены 33 вертикальных канала, в графитовом отражателе – 34 вертикальных канала. Также имеются шесть горизонтальных нейтронных пучков и одна тепловая колонна. Конструкционный материал всех облучательных устройств – алюминиевый сплав.

Основные отличия модернизированного реактора HWRR, получившего название HWRR-II, от исходного проекта таковы:

      — число сборок в активной зоне было уменьшено с 84 до 72;

      — шаг решётки был изменён с 13 см до 9,2 см;

      — материал топлива был изменён с металлического урана (обогащение 2%) на диоксид урана (обогащение 3%);

      — активная высота топлива была уменьшена с 124,3 см до 100 см;

      — материал оболочек был заменён с алюминиевого сплава на Zr-2;

      — расход теплоносителя в первом контуре был поднят с 400 м3/ч до 640 м3/ч;

      — расход рабочего тела во втором контуре был поднят с 1000 м3/ч до 1800 м3/ч;

      — изменены внутренний корпус реактора и два теплообменника.

Области, по которым велись исследования как на исходном, так и на модернизированном реакторе, таковы:

      — ядерная физика;

      — физика реакторов и теплогидравлика;

      — защита и мониторинг реакторных параметров;

      — облучение материалов, включая ядерное топливо;

      — нейтронно-активационный анализ;

      — производство радиоизотопов;

      — технические услуги для АЭС;

      — эксплуатация реакторов;

      — подготовка персонала.

Вывод из эксплуатации

Благодаря модернизации, реактор HWRR смог дотянуть до почти 50-летнего срока службы. Его эксплуатационная лицензия подошла к концу 31 декабря 2007 года, и было решено далее её не продлевать.

В этом сыграли роль как беспокойство за состояние стареющего оборудования, так и проведение в Пекине в 2008 году Олимпиады. Кроме того, в институте атомной энергии полным ходом шло строительство исследовательского реактора CARR мощностью 60 МВт(т), и ветеран HWRR был в итоге окончательно остановлен.

При обращении с закрытыми ядерными объектами Китай предпочитает стратегию немедленного вывода. Однако опыта у китайских специалистов не так много, и разработка программы по выводу HWRR затянулась.

Фактически, вывод HWRR станет первым для Китая выводом достаточно большого исследовательского реактора. До сих пор китайские специалисты выводили только миниатюрные реакторы MNSR.

При разработке программы вывода были поставлены следующие цели – необходимо минимизировать образующиеся объёмы отходов, дозы, влияние на окружающую среду, а также стоимость работ. В то же время, следовало добиться максимально возможного повторного использования оборудования и площадки. В частности, было принято решение не сносить реакторное здание.

Получившаяся программа разделена на больших этапа (стадии).

На первом этапе будут выполнены следующие работы:

      — сооружение или модификация существующих вспомогательных систем и лабораторий, подготовка площадки;

      — дренирование воды из бассейнов выдержки и низкоактивной воды, загрязнённой по тритию;

      — дезактивация и демонтаж трёх баков для хранения низкоактивной воды, а также радиохимической и радиоизотопной лабораторий;

      — демонтаж градирни;

      — разделка трубопроводов, демонтаж компонентов, разборка/упаковка большого оборудования;

      — приобретение оборудования для второго и третьего этапов;

      — НИОКР и испытания для методик, предлагаемых для второго и третьего этапов.

На втором этапе будут выполнены следующие работы:

      — дезактивация и демонтаж четырёх горячих камер;

      — дезактивация и демонтаж контура теплоносителя;

      — дезактивация и демонтаж других систем, расположенных на нижних отметках (в подвальном этаже);

      — разделка трубопроводов, демонтаж компонентов, разборка/упаковка большого оборудования;

      — приобретение оборудования для третьего этапа;

      — НИОКР и испытания для методик, предлагаемых для третьего этапа.

На третьем этапе будут выполнены следующие работы:

      — демонтаж внутрикорпусных устройств, включая графитовый отражатель и тепловую колонну;

      — частичный демонтаж бетонной биологической защиты;

      — демонтаж вспомогательных систем (спецвентиляция, спецканализация, системы мониторинга, лаборатории);

      — разделка трубопроводов, демонтаж компонентов, разборка/упаковка большого оборудования;

      — реконструкция реакторного здания;

      — дезактивация поверхностей реакторного здания;

      — завершающее обследование;

      — рекультивация площадки.

Технических проблем, которые потребуется решать по ходу вывода, довольно много. Так, четыре горячих камеры расположены на отрицательных отметках и сильно загрязнены.

Их оборудование не используется с конца 70-ых годов и его состояние может быть разным, в том числе и не очень хорошим. В дополнение ко всему, демонтаж горячих камер придётся вести в условиях ограниченного пространства.

Горячие камеры

Не менее сложная задача – демонтаж хранилища отработавшего топлива. Оно расположено внутри реакторного здания и представляет собой комплекс из четырёх бассейнов выдержки и одного сухого бассейна, соединённого каналом с реактором.

Очистных систем в хранилище не предусмотрено. Работать придётся в условиях плохой видимости. Полы хранилища покрыты густым илом. От старых времён в нём могут оставаться топливные элементы из металлического урана или облучённые образцы и мишени.

Хранилище отработавшего топлива

Безусловно, большую проблему доставит графитовый отражатель – конструкция сложной формы, расположенная между внутренним и внешним корпусами реактора. Графит работал в условиях высокой радиационной нагрузки (энергия Вигнера!!).

Самое главное – после разборки графит потребуется куда-то в чём-то отвезти и определиться с его дальнейшей судьбой. Окончательного ответа на эти вопросы у китайских специалистов пока нет.

Непростым делом станет и запланированный частичный демонтаж бетонной защиты, так как его потребуется провести с минимумом образующихся отходов.

Не стоит забывать и о других системах и оборудовании реактора, а также о необходимости разработать и внедрить нормы и правила для выводя реакторной установки в условиях действующего ядерного центра.

Графит

Биологическая защита

Безопасный вывод из эксплуатации реактора HWRR с минимальными экологическими эффектами – это важный и чувствительный вопрос для Китая, так как этот реактор находится в пригороде китайской столицы Пекина.

Опыт, который будет получен при выводе HWRR, будет использован при выводе других китайских реакторов, как исследовательских, так и энергетических.

Чжоу Идун, чей доклад был использован при подготовке этой статьи, полагает, что успешный вывод HWRR «обеспечит устойчивое развитие и гармонизацию между человеком и окружающей средой».

Добавить комментарий

SinoAtom © 2017-2019 Frontier Theme