AVR и вывод из эксплуатации

Smith, для AtomInfo.Ru, ОПУБЛИКОВАНО 21.11.2014

Мы публикуем статью, подготовленную для электронного издания AtomInfo.Ru, давним активным участником нашего форума. По его просьбе, в авторстве указывается только его ник на форуме Smith.

Статья подготовлена по материалам исследовательского центра Юлих (Германия).

Реактор AVR

Демонстрационный высокотемпературный реактор с шаровыми твэлами и газовым охлаждением AVR (Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor), построенный в германском городе Юлих (Julich), находился в эксплуатации чуть более 20 лет - с 1967 по 1988 годы.

Ключевые этапы жизненного цикла реактора AVR:

      1959 год - разработка проекта экспериментального реактора;

      1960 год - начало строительства установки;

      1966 год - выход на критику;

      1967 год - включение энергоблока в сеть;

      1988 год - окончательный останов;

      1994 год - принятие решения о сооружении специальной защитной конструкции для надлежащего осуществления работ по выводу из эксплуатации;

      2003 год - поглощение эксплуатирующей компании "AVR GmbH" компанией "EWN GmbH";

      2009 год - принятие плана по комплексной реабилитации площадки.

На Рис.1 показано изменение внешнего вида площадки размещения реактора AVR с 60-ых годов прошлого века до наших дней.

Рис.1. Внешний вид площадки AVR в Юлихе.

Помимо непосредственно отработки технологии высокотемпературных реакторов с газовым охлаждением, AVR использовался для генерации электроэнергии (15 МВт), а также для тестирования разнообразных вариантов топливных композиций (в том числе с применением тория).

На Рис.2 представлены основные технико-экономические характеристики реактора AVR.

Рис.2. Основные характеристики и внешний вид здания реактора AVR.

На Рис.3 представлена структура основного типа шаровых твэлов под названием TRISO (TRistructural-ISOtropic), которые использовались во время эксплуатации AVR.

Рис.3. Структура твэлов типа TRISO.
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра.

Применение именно шаровых твэлов накладывает отпечаток на всю систему реализации ядерного топливного цикла на АЭС (Рис.4), который существенно отличается от "традиционного" ЯТЦ с использованием стержневых твэлов.

Рис.4. Схема реализации ЯТЦ на установке AVR.
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра.

Цифрами на Рис.4 обозначены:

      1 - подача отработавших твэлов из активной зоны;

      2 - отбор отдельного твэла для последующей сортировки;

      3 - запорный клапан;

      4 - сортировщик отработавших твэлов на кондиционные и некондиционные;

      5 - канистра для некондиционных твэлов;

      6 - дозатор подачи твэлов;

      7 - податчик твэлов в активную зону;

      8 - канистра с отработавшими твэлами;

      9 - хранилище канистр с отработавшими твэлами.

На Рис.5 схематично изображены основные конструктивные элементы активной зоны реактора AVR.

Рис.5. Конструкция активной зоны реактора AVR.

На Рис. 6 представлен продольный разрез здания реакторного отделения AVR с указанием основных элементов конструкции.

Рис.6. Здание реакторного отделения AVR.
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра.

Демонтаж корпуса реактора

Важнейшей задачей при выводе установки AVR из эксплуатации является демонтаж корпуса реактора.

После возведения специальных защитных конструкций, которые располагаются рядом с реакторным отделением и частично накрывают его сверху (Рис.7), было осуществлено заполнение корпуса реактора бетонной смесью.

Это было сделано с целью максимальной стабилизации внутриреакторного пространства на время проведения работ по демонтажу корпуса (в частности, это относится к иммобилизации графитовой пыли) и сведения к минимуму выбросов активности во время возможных внешних воздействий (авиакатастрофа и т.п.) в период проведения запланированного комплекса работ по выводу из эксплуатации.

Рис.7. Процесс возведения специальных защитных конструкций.

Извлечение корпуса реактора (параметры корпуса: 26 м в высоту, 7,6 м в диаметре, объём 520 м³, вес вместе с бетонным наполнителем 2100 т) из здания реакторного отделения проводилось поэтапно и началось с разборки внешней биологической защиты.

В конечном итоге, для целей извлечения корпуса контейнмент, общая высота которого составляла 38 м, был разобран до отметки 17 м.

После завершения процесса демонтажа в ноябре 2013 года демонтированный корпус будет некоторое время находиться в специально построенном хранилище (Рис.8) до момента принятия решения о его дальнейшей судьбе.

Рис.8. Временное хранилище корпуса реактора на площадке в Юлихе.

По фотографиям, представленным на Рис.9-14, можно оценить широту спектра работ по выводу из эксплуатации, выполняемых на площадке в Юлихе.

Рис.9. Монтаж первой системы локализации.

Рис.10. Демонтаж купола контейнмента внутри первой системы локализации.

Рис.11. Монтаж второй системы локализации.

Рис.12. Демонтаж оборудования на отметке 11 м.

Рис.13. Доставка и монтаж оборудования для выгрузки корпуса реактора (1).

Рис.14. Доставка и монтаж оборудования для выгрузки корпуса реактора (2).

После демонтажа и постановки на временное хранение корпуса реактора на площадке запланировано проведение следующих работ:

      - демонтаж остального оборудования внутри контейнмента;

      - разборка бетонных конструкций внутри контейнмента;

      - разборка всех остальных конструкций внутри здания реакторного отделения;

      - снос всех строительных конструкций и фундаментов на площадке;

      - окончательная реабилитация территории.

Рис.15. Вид на площадку AVR в Юлихе с высоты птичьего полёта.

Ключевые слова: Вывод из эксплуатации, ВТГР, Германия, Статьи, Smith

---

Другие новости:

Ростовская АЭС: успешно завершена загрузка ядерного топлива в реактор энергоблока №3

Загрузка завершена 19 ноября в 9:30.

IRSN приступил к рассмотрению DOS для ASTRID

Ранее был рассмотрен DOrS.

Срок действия разрешения на строительство MOX-завода в США продлён до 2025 года

NRC удовлетворила заявку "CB&I AREVA MOX Services".

---

---

---

---

Поиск по сайту: