Федеральная целевая программа «Обеспечение ядерной
и радиационной безопасности на 2016 - 2020 годы и на период до 2030 года»

Подробнее о программе

Анжелика Хаперская: «Все поставленные задачи на 2016 год выполнены»


31.01.2017

Старший менеджер проектного офиса «Формирование системы обращения с ОЯТ» Госкорпорации «Росатом», кандидат химических наук Анжелика Хаперская рассказывает о проектах по обращению с отработавшим ядерным топливом и итогах реализации ФЦП «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2016 - 2020 годы и на период до 2030 года» в 2016 году.

– Анжелика Викторовна, расскажите, пожалуйста, об основных задачах по обращению с отработавшим ядерным топливом, которые стоят перед атомной отраслью?

– Одной из ключевых проблем устойчивого развития ядерной энергетики в мире является решение проблемы обращения с отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами. Основное научно-техническое направление обращения с ОЯТ в России – это разработка перспективных ядерных технологий, обеспечивающих создание ядерно-энергетической системы с тепловыми и быстрыми реакторами, работающими в замкнутом ядерном топливном цикле.

Стратегические цели Госкорпорации «Росатом» в части обращения с ОЯТ – сокращение объемов ОЯТ на хранении в России за счет экономически и экологически оправданной переработки, и реализация возможности возвращения продуктов переработки в ядерный топливный цикл. При этом нам необходимо повысить конкурентоспособность услуг Росатома на рынках ОЯТ до уровня, превышающего лучшие мировые аналоги, путем снижения стоимости наших услуг в части переработки ОЯТ и рециклирования продуктов переработки.

Реализация данной стратегии позволит повысить конкурентоспособность ядерной энергетики России на внутреннем и внешнем рынках, а также решить такие системные проблемы, как накопление значительных объемов ОЯТ на складе

Для выполнения стратегических целей необходимо решить следующие задачи:

  • - вывоз ОЯТ из пристанционных хранилищ на объекты централизованного обращения с ОЯТ;
  • - модернизация существующей инфраструктуры обращения с ОЯТ, это завод РТ-1 (ПО «Маяк»), создание новой инфраструктуры («сухие» хранилища ОЯТ на ФГУП «ГХК», новые средства транспортирования), создание производств по переработке ОЯТ (новый перерабатывающий завод – опытно-демонстрационный центр на ФГУП «ГХК»), соответствующих или превышающих мировые стандарты в части безопасности и экономичности;
  • - развитие технологий рециклирования, т.е. вовлечения продуктов переработки ОЯТ (в основном урана и плутония) в топливный цикл как быстрых, так и тепловых реакторов (создание производства МОКС-топлива для быстрого реактора БН-800 на ФГУП «ГХК», продвижение проекта РЕМИКС для многократного рециклирования плутония в тепловых реакторах типа ВВЭР-1000).

– Каких результатов добился перерабатывающий комплекс «Маяк» в 2016 году?

– В 2016 году на ФГУП «ПО «Маяк» было вывезено на переработку 56 тонн ОЯТ российских АЭС, переработано суммарно более 230 тонн ОЯТ энергетических и исследовательских реакторов, в том числе 28,4 тонны дефектного ОЯТ РБМК.

Впервые на переработку на предприятие доставили 12 ОТВС ВВЭР-1000. Также на «Маяк» поступало ОЯТ с российских исследовательских центров, что позволяет освобождать площадки исследовательских реакторов от ядерных материалов. Так, за последний год впервые вывезено и успешно переработано 60 штук ОТВС исследовательского реактора БОР-60 АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград. Проведен комплекс работ в АО «ГНЦ РФ-ФЭИ» (Обнинск) по подготовке и загрузке в контейнеры некондиционных ОТВС тип АМ и ВТ для последующей отправки на переработку, подготовлена инфраструктура и начата загрузка ОТВС во ФГУП «НИТИ им. А.П. Александрова» (г. Сосновый Бор) в контейнеры для отправки в 2017 году на переработку.

В рамках российско-американской программы RRRFR в сентябре 2016 года осуществлен вывоз 51 шт. высокообогащенного исследовательского облученного ядерного топлива тип МР-6 реактора «Мария» из Республики Польша на переработку на ФГУП «ПО «Маяк». Транспортировка польских ОТВС осуществлялась с помощью крупнейшего в мире российского самолета АН-124 принадлежащего компании «Волга-Днепр» за один рейс.

Закончено изготовление и проведены «холодные» испытания на Калининской АЭС и ФГУП «ПО «Маяк» нового транспортно-упаковочного комплекта ТУК-141О, предназначенного для транспортирования ОТВС ВВЭР-1000.

– Какие работы по обращению с ОЯТ были проведены на Горно-химическом комбинате?

– В 2016 году продолжалась работа по вывозу ОЯТ энергетических реакторов РФ – вывезено более 300 шт. ОТВС ВВЭР-1000 на технологическое хранение и переработку на ФГУП «ГХК», вывезено и размещено на сухое хранение на предприятии более 4600 шт. ОТВС РБМК-1000 с Ленинградской АЭС и Курской АЭС. Продолжен вывоз ОЯТ энергетических реакторов Украины на ФГУП «ГХК» на технологическое хранение с последующей переработкой (вывезено 300 шт. ОТВС ВВЭР-1000).

В 2016 году нами была получена лицензия на эксплуатацию «сухого» камерного хранилища для ОЯТ ВВЭР-1000 и ОЯТ РБМК-1000. Соответственно, были начаты работы по перегрузке ОТВС ВВЭР-1000 из централизованного «мокрого» хранилища в созданное «сухое» хранилище, где были размещены на хранение 8 ОТВС ВВЭР-1000.

Вторая лицензия была получена на эксплуатацию первого пускового комплекса опытно-демонстрационного комплекса (ОДЦ) по переработке ОЯТ, в состав которого входят исследовательские камеры и аналитический комплекс. Проектная производительность этого комплекса по отработке инновационных технологий переработки ОЯТ – 5 тонн в год.

Успешно продолжается также и возведение второго пускового комплекса опытно-демонстрационного комплекса по переработке ОЯТ (с производительностью переработки 250 тонн ОЯТ в год) в соответствии с графиком строительства.

– Как известно, сейчас на первом комплексе ОДЦ проводится множество испытаний инновационных технологий переработки ОЯТ. Расскажите о наиболее важных из них.

– На пусковом комплексе ОДЦ были проведены испытания оборудования переработки ОЯТ следующих исследовательских камер: фрагментации, волоксидации, растворителя, осветления растворов ОЯТ после растворения на насыпном фильтре и центрифуге, кристаллизатора для очистки урана и установки СВЧ-кальцинации растворов ВАО.

Также в 2016 году проведена экспериментальная проверка режимов работы экстракционной схемы «ЭКСХРОМ-процесс» (разработчик - АО «ВНИИНМ»), позволяющей сократить объем отходов при переработке ОЯТ, даже по сравнению с базовой технологией ОДЦ, обладающей самой оптимальной в части образования РАО схемой переработки ОЯТ.

В 2016 году в Радиевом институте проводились работы по фракционированию ВАО с использованием единого для всей технологической схемы переработки экстрагента - ТБФ в углеводородном разбавителе. Также были проведены испытания нейтронно-радиометрического комплекса для системы аналитического контроля ОДЦ. Как результат, была разработана методика определения содержания плутония с использованием этого комплекса.

– Все ли поставленные ранее задачи были выполнены в 2016 году? Довольны ли вы полученными результатами?

–Все поставленные задачи на 2016 год были выполнены. Конечно, некоторые проекты реализуется не идеально в соответствие с ранее намеченными нами внутренними графиками, жизнь вносит свои коррективы, но по году все ключевые показатели достигнуты.

Есть проекты, где показатели выше ожидаемых, например, вывоз облученных блоков ДАВ на переработку. В 2016 году за счет ПСР-подхода сокращено время оборачиваемости эшелона с 56 до 30-35 дней, что позволило уже в данном году выполнить на один рейс больше, чем было запланировано (ПСР – производственная система Росатома).

Особенно мне хотелось бы отметить выполнение в 2016 году проекта РЕМИКС (REMIХ - REgenerated MIXture of U-Pu oxides). Как вы знаете, вопрос эффективной утилизации ОЯТ является критическим для развития атомной энергетики. Рынок диктует необходимость решения вопроса обращения с ОЯТ с одновременным вовлечением делящихся продуктов переработки в ЯТЦ и минимизацией объема и радиотоксичности РАО, направляемых на захоронение. Решением является предложение на рынке услуги по переработке ОЯТ (с минимальными объемами образующихся РАО) и фабрикации уран-плутониевых ТВС для существующих реакторов. РЕМИКС-топливо состоит из регенерированного урана и плутония, выделенных при переработке ОЯТ и в полном объеме вовлеченных в новое топливо для легководных реакторов. РЕМИКС-концепция позволяет: обеспечить возможность многократного рецикла регенерированных материалов, использовать 100% загрузку активной зоны реакторов типа ВВЭР (или PWR) однотипными ТВС, решить проблему накопления ОЯТ в тепловых реакторах в долгосрочной перспективе; сократить расход природного урана на 20-30% и снизить затраты ЕРР; улучшить общие системные экономические параметры, связанные с накоплением финансовых обязательств по ОЯТ. Для внедрения ядерного топливного цикла на основе РЕМИКС-топлива необходимо получить референции в части фабрикации и облучения в исследовательском реакторе и реакторе ВВЭР-1000.

В 2016 году рамках реализации проекта по обоснованию РЕМИКС-концепции изготовлены и впервые в российской атомной энергетике установлены на облучение в тепловой реактор (в реактор 3-его блока Балаковской АЭС) ТВС с уран-плутониевым топливом (РЕМИКС). Также поставлены на облучение твэлы с РЕМИКС-топливом в исследовательский реактор МИР (АО «НИИАР»). Работа по получению референций РЕМИКС-топлива продолжается.

Наверх
Обратная связь