Промышленный реактор БН-350 в Актау находится на этапе вывода из эксплуатации

Рассказываем, что для этого делается
Вы узнаете
По предварительным оценкам, для приведения объектов атомной станции в безопасное состояние необходим 131 млрд тенге (около 22 млрд рублей). В ноябре реактор отмечает 50-летний юбилей.
Фото: Depositphotos/yevgeniy11

Расположенный в Актау БН-350 – первый в мире промышленный реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем – находится на этапе вывода из эксплуатации. Что для этого делается и уже сделано – в материале «Курсива».

Краткая история БН-350

Он был многоцелевым: производил электроэнергию, вырабатывал пар, опреснял морскую воду Актау, возле которого он был построен, практически не имеет собственных источников водоснабжения. Есть лишь выходы подземных источников, но для города их недостаточно.

В ноябре 2022 года БН-350 отмечает юбилей – 50 лет с момента физического пуска. Установленная электрическая мощность реактора составляла 175 МВт, но с 1992 года ее постепенно снижали. Сначала 135 МВт, потом – 70, 64, а последние четыре года – 52 МВт.

Почему же его остановили так рано, всего через двадцать пять лет после энергопуска? Его стали бояться. На быстром натриевом реакторе можно не только вырабатывать энергию, но и производить плутоний – военный продукт. Казахстан стал независимым государством в 1991 году. Сосед Казахстана по Каспию – Иран, который начиная с исламской революции 1979 года находится в конфликте с США. Они до сих пор опасаются, что Иран может использовать силу атома для производства оружия. Об этом не говорили вслух (да и сейчас не говорят), но США всерьез боялись, что плутоний может попасть в Иран. Чтобы предотвратить саму возможность такого сценария, американцы предложили реактор заглушить и оплатить перевод опреснительных установок на энергоснабжение от тепловых станций. Так и сделали.

Постановлением правительства Республики Казахстан от 22 апреля 1999 года №456 было принято решение о выводе БН-350 из эксплуатации. В настоящее время станцией владеет ТОО «МАЭК-Казатомпром», которое входит в национальную компанию «Казатомпром».

Концептуальный подход

Все понимали, что вывести из эксплуатации такой большой и сложный объект, как быстрый натриевый реактор, – это технически и финансово большая задача. Принятая концепция вывода из эксплуатации подразумевала безопасное хранение и отложенный демонтаж.

Из всего списка работ первого этапа, который включал приведение реакторной установки БН-350 в состояние длительного безопасного хранения, были выполнены только несколько пунктов. Ядерное топливо было выгружено из реактора, удалено с площадки и размещено на долговременное хранение. Жидкометаллический теплоноситель планировали удалить из реакторной установки и переработать. Однако был удален только нерадиоактивный натрий из второго контура. Для удаления РАО на долговременное хранение были разработаны проекты комплексов переработки жидких и твердых радиоактивных отходов, но сами они не были построены. Для радиационного мониторинга реакторной установки, санитарно-защитной зоны и зоны наблюдения в 2004–2005 годах были начаты проектные работы, но они не были завершены. Работы по демонтажу и консервации были выполнены частично – по нескольким локальным проектам.

Предполагалось, что на втором этапе – длительного безопасного хранения – реактор будет находиться 50 лет, после чего будет принято решение, что делать дальше. Почти половина срока уже прошла, поэтому у казахстанских атомщиков есть понимание, что пора начинать обдумывать и принимать решения.

Третий этап предполагает час­тичный или полный демонтаж, дезактивацию и реабилитацию территорий.

Про топливо в деталях

Безопасное размещение топлива – пока самый крупный завершенный проект. После распада СССР с БН-350 перестали забирать ТВС. К 1998 году в бассейне выдержки их скопилось столько, что уже некуда было выгружать топливо после окончательного останова. Поэтому начались работы по переводу ТВС на сухое хранение.

Сначала топливо рассортировали на целое и поврежденное. Целые ТВС извлекали, помещали в 6-местные или 4-местные чехлы, высушивали с помощью установки вакуумирования, крышку заваривали, заполняли через штуцер пространство внутри чехла инертным газом, после чего колпачок на штуцере заваривался, а чехол снова опус­кали под воду. Негерметичные твэлы сначала помещали в стабилизационные пеналы, затем в 4-местные чехлы, тем самым создавая два барьера на пути выхода нуклидов. Методику предложили американцы.

Затем стали решать, где размес­тить чехлы на долговременное хранение. Изначально была идея создать новую площадку в Мангистауской области (Актау – ее столица), но затем решили вывезти под присмотр Национального ядерного центра в Курчатове (Восточно-Казахстанская область).

Для этого санкт-петербургское КБ Специального машиностроения создало металло-бетонные ТУКи. В 2007 году был готов прототип, его проверили, в 2008 году изготовили опытный образец. В том же году изготовили и оборудование для транспортировки. В ноябре 2010 года перевозка ТУКов была завершена.

«Контейнеры ТУК-123 получились качественные, сделаны просто отлично», – поделился впечатлениями на августовской конференции «Состояние и перспективы развития инфраструктуры обеспечения вывода из эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов, обращения с радиоактивными и промышленными отходами, отработавшим ядерным топливом в государствах – участниках СНГ» ведущий инженер по ядерной и радиационной безопасности департамента промышленной безопасности «МАЭК-Казатомпром» Константин Середнюк.

Обращение с натрием

Непростой была и очистка от цезия натрия первого контура: процедуру надо было выполнить, чтобы снизить радиоактивность натрия. Для очистки использовали систему со сменными ловушками цезия с сорбентом из стекловидного сетчатого углерода, через которые прогоняли натрий. Всего было использовано семь таких ловушек. После очистки удельная активность теплоносителя первого контура снизилась примерно в 1000 раз, радиационный фон в помещениях первого контура снизился вдвое.

Затем натрий слили из корпуса и петель реактора. Для этого разработали и изготовили специальное уникальное устройство, с помощью которого просверлили внутриреакторные конструкции. Через отверстие 510 куб. м натрий слили в баки штатной системы хранения.

Затем выполнили пассивацию остатков натрия на внутренних поверхностях реактора, первого и второго охлаждающего контуров. Для этого использовали технологию гидрокарбонизации – обработки пленки натрия парогазовой смесью углекислого газа и азота.

Для нейтрализации 20 куб. м натрий-калиевого сплава использовали водомасляную технологию с получением щелочи. Масло добавляли, чтобы снизить скорость реакции. Для этого же сплав подавали на обработку порциями по 20 л.

Слитый в бочки натрий первого контура и натрий-калиевый сплав планировали переработать в сухой гидроксид. Для безопасного выполнения работ была создана установка переработки натрия, однако дальше пробного использования в 2017 году дело не пошло. Для того чтобы установка заработала, надо модернизировать эстакаду между зданиями реактора и установки, выполнить технологическое освидетельствование систем установки, частично заменить кабели, извлечь натрий-калиевый сплав из трубопроводов и оборудования системы охлаждения холодных ловушек и смешать его с натрием первого контура. Предполагалось, что сухой гидроксид будет храниться в плакированных бочках, но хранилища для таких бочек нет – это еще одна причина, почему установка до сих пор не работает. Такое хранилище планируют построить на МАЭК, потому что других, ни региональных, ни национальных, в Казахстане нет.

Для низкоактивного натрия второго контура создали узел розлива. Натрий разлили в 100-литровые бочки и отправили на утилизацию для вторичного использования.

Подсчет отходов

Твердые отходы размещены в хранилищах траншейного типа, перекрытого бетонным и асфальто-бетонным перекрытием. Высоко- и среднеактивные отходы – в подземном бетонном бункере. Из-за особенностей местного законодательства МАЭК для новых низкоактивных отходов (спецодежда, СИЗы, пластификат) использует одну из емкостей для хранения ЖРО. По прямому назначению ее использовать не могли, так как она негерметична. Накопленные ЖРО хранят в бочках, предварительно сократив объем упариванием до концентрации около 400 г/л.

Финансовую и техническую поддержку уже выполненным проектам оказывали США, Россия и Великобритания.

Проекты на будущее

В МАЭК работают над проектом вывода из эксплуатации реакторной установки БН-350. В 2020–2021 годах было разработано ТЭО проекта, в конце 2021 года оно получило заключение госэкспертизы Казахстана, в настоящее время материалы ТЭО согласовывает Минэнерго РК.

В МАЭК считают наиболее важными шесть проектов, некоторые из них взаимосвязаны. Помогли определиться с выбором специалисты Tenex, которые провели работу по приоритизации проектов для БН-350.

Важнейший из них – запуск установки по переработке нат­рия и натрий-калиевого сплава. Вторая ключевая проблема – обращение с ЖРО. Дело в том, что емкостям для хранения жидких отходов уже 50 лет, они изношены и теряют герметичность и потому не могут больше использоваться. Состарились и выпарные аппараты системы спецводоочистки – они часто выходят из строя.

Специалисты Tenex разработали ТЭО реализации приоритетных проектов. «Они предварительно оценили сроки и объем финансирования работ. Звучало очень хорошо, потому что они сказали, что «все выполнимо», это нас воодушевило. Надо искать финансирование», – отметил Константин Середнюк.

По предварительным оценкам, для приведения объектов атомной станции в безопасное состояние необходим 131 млрд тенге (около 22 млрд рублей). «МАЭК-Казатомпром» попробовал обратиться в МАГАТЭ, но, как пояснил Константин Середнюк, в агентстве дали понять, что денег пообещать не могут. Конечно, нельзя сказать, что денег нет совсем, но финансирование несистемное, что провоцирует и технические ограничения.  По казахстанскому законодательству если в течение трех лет после утверждения проекта по нему не начали строить, нужно заново представлять на госэкспертизу проектную документацию, а это новые затраты. Еще одна проблема – нехватка персонала. Люди стареют, уходят на пенсию, а новые не приходят, потому что не хватает профильных учебных учреждений.

Несмотря на существующие проблемы, работы, проведенные на МАЭК, уже представляют интерес как практический пример решений по выводу из эксплуатации быстрого натриевого реактора. Следующим, по-видимому, станет БН-600 Белоярской АЭС в России. Его лицензия действует до 2025 года, запланировано ее продление до 2040 года.

Подписывайтесь на нас в Google News
Материалы по теме