Об особенностях утилизация АПЛ с реакторами на жидкометаллическом теплоносителе Василий Александрович Мазокин, заместитель начальника отдела – начальник конструкторского бюро ОАО «НИКИЭТ им. Н.А Доллежаля».
Василий Александрович, в настоящее время в соответствии с подпрограммой утилизации АПЛ и реабилитации РООО идут работы по выгрузке с АПЛ реакторных блоков на жидкометаллическом теплоносителе (ЖМТ). Каковы особенности работы именно с этим реактором?
В составе Военно-Морского Флота нашей страны в период 1963-1996 гг.находились восемь АПЛ с реакторами на жидкометаллическом теплоносителе (ЖМТ). Одна из особенностей реакторных установок этих АПЛ — необходимость постоянного поддержания теплоносителя в расплавленном состоянии в межпоходовых периодах и его регенерации. Для обеспечения технологического обслуживания АПЛ с реакторами на ЖМТ к 1985 г. на береговой технической базе (БТБ) в п. Гремиха был построен комплекс для выполнения технологических операций по перегрузке ядерного топлива и хранения отработавших выемных частей (ОВЧ) реакторов. В течение 1989-1992 гг. четыре АПЛ проекта 705, 705К были утилизированы с выгрузкой и размещением ОВЧ реакторов в ячейках хранилища здания 1Б и формированием одноотсечных блоков реакторных отсеков.
Остальные АПЛ с реакторами на ЖМТ имели следующее техническое состояние:
- АПЛ проекта 645 (К-27) была приведена в экологически безопасное состояние (ОВЧ не выгружены, регулирующие органы расположены в крайних нижних положениях, теплоноситель «заморожен», свободные пространства в реакторах и рубашки обогрева заполнены твердеющим консервантом, реакторный отсек заполнен битумом) и плановым порядком затоплена в Карском море на глубине 30 м.
- Из АПЛ зав. № 900 ОВЧ не выгружены, реакторный отсек вырезан из корпуса АПЛ и законсервирован по специальной технологии, подготовлен к затоплению и с 1985 по 2010 г. хранился на плаву.
- АПЛ зав. №910 с 1988г. находилась в отстое, ОВЧ не выгружена, теплоноситель «заморожен». Радиационная обстановка в реакторном отсеке этой АПЛ характеризовалась как крайне опасная: уровень излучения от локальных источников достигал 1 Зв/ч.
- АПЛ зав.№105 с 1996 г. находилась в отстое, ОВЧ не выгружена, теплоноситель заморожен.
- Реакторный блок АПЛ зав.№120 с 1983 г. хранился на плаву, ОВЧ не выгружена, теплоноситель заморожен.
До 2002 г. Береговая техническая база в п. Гремиха находилась в ведении Министерства обороны (ВМФ). В этот период плановые и ремонтные работы по поддержанию в работоспособном состоянии систем, зданий, сооружений БТБ практически не проводились, состояние инфраструктуры находилось в упадке. Какие меры стал предпринимать Институт для выполнения задачи по реабилитации?
В соответствии с Постановлением Правительства Российской Федерации от 28 мая 1998 г. БТБ п. Гремиха в 2002 г. была передана для экологической реабилитации в ведение Минатома. Этим постановлением на ФГУП «НИКИЭТ» были возложены функции головного исполнителя работ (по ядерной и радиационной безопасности) при утилизации АПЛ, надводных кораблей с ЯЭУ, судов АТО, реабилитации радиационно-опасных объектов ВМФ. Выполняя функции головного исполнителя работ ФГУП «НИКИЭТ» обеспечил разработку организационно-технической, проектно-конструкторской и технологической документации, необходимой для выполнения работ по завершению утилизации АПЛ с реакторами на ЖМТ.
С учетом приоритетности работ по выгрузке отработавшего ядерного топлива из реакторов АПЛ, хранящихся в отсеке на плаву, были разработаны и согласованы технические решения, организационно-техническая документация, перечень первоочередных работ по восстановлению работоспособности той части инфраструктуры БТБ п. Гремиха, которая необходима для безопасного выполнения ядерно- и радиационно-опасных технологических операций по выгрузке ОВЧ (ОЯТ) из реакторов АПЛ проектов 705, 705К.
Восстановление инфраструктуры и подготовку берегового комплекса выгрузки ОВЧ осуществляли в период с 2001 по 2005 г. Выполнены обследование, ремонт и аттестация комплекса унифицированного перегрузочного оборудования (УПО), проведены ревизия и ремонт основных и резервных источников и систем электроснабжения, разработан проект и создана система разогрева теплоносителя в реакторе с помощью технологической котельной, создана система контроля подкритичности активной зоны реактора и радиационной обстановки, а также система по обеспечению скорости разогрева теплоносителя (сплава) в реакторе около 10С/ч. Кроме того, был выполнен ремонт дока СД-10 и его систем (подъемных кранов, подкрановых путей, эстакады). В разработке проекта восстановления инфраструктуры и подготовки БТБ к выгрузке ОВЧ участвовали ОАО «НИКИЭТ», ОАО «ОКБ «Гидропресс» (главный конструктор реакторной установки БМ-40А на АПЛ проекта 705К, унифицированного перегрузочного оборудования), ОАО «ОКБМ Африкантов» (главный конструктор реакторных установок ОК-550, ОК-550КМ), ФГУП «ГНЦ РФ ФЭИ» (научный руководитель реакторных установок на ЖМТ), ФГУП «СевРАО» (исполнитель работ).
ОАО «НИКИЭТ» разработаны нормативные документы «Положение о береговом комплексе выгрузки ОВЧ в п. Гремиха», «Положение об организации выгрузки ОВЧ на береговом комплексе выгрузки в п. Гремиха», которые регламентируют технологический процесс, состав и основные характеристики используемых технических средств, взаимодействие и ответственность организаций, участвующих в реализации проекта, обязанности должностных лиц при проведении ядерно- и радиационно-опасных работ, организацию подготовки и допуска персонала к выполнению работ. НИКИЭТ осуществлял координацию и контроль выполнения принятых технических решений, разработав и обосновав перечень первоочередных работ и мероприятий.
В начале 2005 г. работы по подготовке берегового комплекса выгрузки ОВЧ были завершены. К этому времени наименьшая продолжительность хранения АПЛ с ЖМТ в отстое с «замороженным» теплоносителем в первом контуре и реакторе была у АПЛ зав. № 105 (с реакторным блоком 125)-9 лет. Было решено возобновить выгрузки ОВЧ именно из нее. АПЛ была установлена в докСД-10 на твердое основание, и в сентябре 2005 г. ОВЧ из реактора была успешно выгружена в ячейку временного хранилища в здании1А и затем перенесена в хранилище здания 1Б.
Все технологические операции по подготовке и выгрузке ОВЧ были выполнены в соответствии с требованиями проектно-конструкторской и эксплуатационной документации, ядерная и радиационная безопасность полностью обеспечена.
Установка выгрузочного скафандра для извлечения ОВЧ из реактора АПЛ зав. №105, размещенной в СД-10 на твердом основании
В 2006 г. началась подготовка к выгрузке ОВЧ из реакторного блока №120, который был вырезан из корпуса АПЛ зав. № 105 в 1983 г. В июне 2006 г. операция по выгрузке ОВЧ из этого блока была также успешно выполнена и реакторный отсек, утративший статус ядерно-опасного объекта, был передан в типовую систему обращения с реакторными отсеками утилизированных АПЛ.
Но оставались еще две знаменитые АПЛ – 910-ая и 900-ая. С ними алгоритм работ ведь изменился?
Действительно, на плаву остались два ядерно-опасных объекта рассматриваемого типа: АПЛ зав. № 910 и реакторный отсек с ОВЧ, вырезанный в 1985 г. из АПЛ зав. № 900 и подготовленный к захоронению в море.Однако эта процедура была отменена в связи с присоединением России к международной Конвенции о запрещении захоронения в море радиоактивных отходов.
Реакторный отсек АПЛ зав.№900 предусматривалось разместитьна долговременное хранение на береговой площадке, отведенной для обращения с ядерно-опасными объектами. Техническое состояние реакторного отсека АПЛ зав. № 910 оценивалось как исправное, поверхностные загрязнения оборудования и реакторного отсека практически отсутствовали, но крайне опасная радиационная обстановка (до 35 Зв/ч) наблюдалась в районе исполнительных приводов СУЗ (КС-4, КС-7), что не позволяло проводить работы по подготовке и выгрузке ОВЧ из реактора. Проектант АПЛ (ОАО «СПМБМ «Малахит») и проектант ППУ (ОАО «ОКБМ Африкантов») предлагали сформировать из АПЛ зав. № 910 реакторный блок без выгрузки ОВЧ и в последующем разместить, его на береговой площадке совместно с реакторным отсеком АПЛ зав. № 900. ОАО «НИКИЭТ» такое решение расценивал как преждевременное и недостаточно обоснованное: необходимо разработать и испытать возможные варианты дезактивации реакторного отсека и на основе полученных результатов принять окончательное решение. ФГУП «ГНЦ РФ-ФЭИ» активно поддержал такую позицию и по заданию ОАО «НИКИЭТ» выполнил на своем стенде опытно-экспериментальную работу по выбору способа и отработки технологии дезактивации на макетах и на приводе СУЗ, доставленном со стенда КМ-1. В лабораторных условиях были получены положительные результаты: осадок европия как основной источник радиоактивности в реакторном отсеке АПЛ зав. №910 из полости привода СУЗ может быть удален. На основании положительных результатов экспериментальной работы было принято решение о подготовке и проведении опытной дезактивации механизмов СУЗ в реальных условиях реакторного отсека АПЛ зав. № 910, в соответствии с которым были разработаны методика и соответствующая технология отмывки. Дезактивацию исполнительных механизмов СУЗ провели в начале 2009 г., изотопы европия из внутренней полости удалили (методом отмывки), мощность эквивалентной дозы гамма-излучения на крышке реактора существенно снизилась, временную биологическую защиту вокруг исполнительных механизмов демонтировали. Это позволило выполнить работы по подготовке выгрузки ОВЧ, 23 сентября 2009 г. она была извлечена из реактора и размещена в баке хранения. Полученный положительный опыт разработки и внедрения научно-исследовательских разработок и конструкторских работ научными организациями (ОАО «НИКИЭТ», ФГУП «ГНЦ РФ ФЭИ», ОАО «ОКБМ Африкантов»), удачнаяреализация технологии по подготовке и выгрузке ОВЧ специалистами СЗЦ «СевРАО» вызвали прилив энтузиазма у участников проведения работ. Были востребованы предложения по возможности выгрузки ОВЧ из «несостоявшегося утопленника» -реакторного блока АПЛ зав. № 900. ОАО «НИКИЭТ» организовал разработку принципиальной технологии обращения с реактором и ОЯТ из реактора, транспортно-технологической схемы и технико-экономической оценки предлагаемых работ. Результаты работ были рассмотрены на межведомственном совещании в ОАО «НИКИЭТ» 04.03.2010 г. (протокол №2.3829ПС), решением которого для дальнейшей разработки был принят следующий вариант: выгрузка корпуса реактора с ОВЧ из реакторного отсека, размещение реактора на специальном кантователе, поворот реактора на 1800 (днищем вверх),срезка днища и выгрузка из ОВЧ кассет с ОЯТ.
Ориентировочная стоимость работ была оценена в 700 млн.руб. Разработка организационно-технической и конструкторско-технологической документации проводилась в период 2011-2012 гг. специалистами организаций ОАО «НИКИЭТ», ФГУП «ГНЦ РФ-ФЭИ», ОАО «ОКБМ Африкантов», ОАО «КБСМ», ОАО «ГИ ВНИПИЭТ». В частности, ОАО «НИКИЭТ» разработало транспортно-технологическую схему, технологический регламент, техническое обоснование безопасности технологических операцийс кассетами ОЯТ, а также организационно-техническую документацию.
Для обеспечения запланированных работ были изготовлены кантователь для реактора, стапель для обрезки штатной рубашки разогрева реактора, нештатная система разогрева и слива теплоносителя, опора для технологической плиты, плита наведения, скафандр перегрузочный для кассет ОЯТ, 55 комплектов пеналов для кассет с ОЯТ и др. Работы по расконсервации реакторного отсека (удаление битума, демонтаж съемного листа прочного корпуса реакторного отсека, части конструкций бака свинцово-водной защиты, креплений реактора к баку свинцово-водной защиты) были начаты в 2010 г. после размещения реакторного блока в доке СД-10 в п. Гремиха.
Транспортировка реактора АПЛ зав. №900 из реакторного отсека на кантователь, размещенный в помещении 118здания 1А
В июле 2011 г. реактор (массой около 50 т) с помощью мостовой эстакады мостового крана МК-75/20 был поднят из реакторного отсека и перемещен в помещение 118 и установлен на кантователе. Дозовые нагрузки персонала, которые контролировала служба радиационной безопасности с использованием АСКРО и переносных дозиметрических приборов, не превысили допустимых пределов. Для контроля критичности реактора были установлены три датчика для регистрации плотности потока нейтронов и два датчика для регистрации мощности гамма-излучения. В последующем был выполнен ряд технологических операций (монтаж на реакторе нештатной системы разогрева, разогрев и слив теплоносителя, демонтаж днища реактора с отражателем, демонтаж фильтра, узлов крепления кассет, установка плиты наведения), необходимых для обеспечения выгрузки ОЯТ из реактора.
Реактор АПЛ зав. № 900 на стапеле с поднятым днищем и отражателем
С помощью перегрузочного контейнера КБ-651 из ОВЧ были поочередно извлечены кассеты с ОЯТ (55шт.), размещены в специальных пеналах, которые устанавливались в технологические контейнеры типа 6 на временное хранение в зоне баланса материалов №5 около дока СД-10. В ноябре 2012 г. выгрузка кассет из ОВЧ реактора АПЛ зав. № 900 была успешно завершена. В декабре 2012 г. кассеты с ОЯТ из контейнеров типа 6 были перегружены на борт т/х «Серебрянка» (в транспортные контейнеры ТУК-108/1) по 12 шт., в два яруса), размещенного в доке СД-10.
В январе 2013 г. контейнеры ТУК-108/1 с кассетамиОЯТ были доставлены морским путем в г. Мурманск и размещены на временное хранение (около двух лет) на накопительной площадке ОАО «Атомфлот».
ТУК-108/1, подготовленный для загрузки пеналов с кассетами ОЯТ реактора АПЛ зав. № 900
Передача контейнеров на ФГУП «ПО «Маяк» планируется на 2015 г. после завершения работ по созданию на нем соответствующих элементов инфраструктуры для переработки топлива реакторов с ЖМТ.
Успешное выполнение технологии выгрузки кассет с ОЯТ из ОВЧ реактора АПЛ зав. №900 в условиях ПВХ «Гремиха» позволяет принять решение о разборке всех хранящихся на ней ОВЧ (выгрузке кассет с ОЯТ), а также ОВЧ реактора ОК-550КМ после доставки ее со стенда КМ-1 (г. Сосновый Бор). Внедрение такого решения позволит существенно упростить проблему доставки ОЯТ на переработку: исключить создание транспортно-защитных контейнеров для ОВЧ, хранящихся на БТБ Гремиха, исключить проблему утилизации крупногабаритного ТРО (крышки реактора, приводов СУЗ, элементов защитных конструкций ОВЧ и др.), использовать типовую, действующую систему вывоза ОЯТ на ФГУП «ПО «Маяк».
Таким образом, в 2012 г. успешно завершен основной этап утилизации АПЛ с ЖМТ: все АПЛ утилизированы с формированием реакторных блоков, которые переданы в систему организации их берегового долговременного хранения. ОЯТ из всех реакторных блоков выгружено. В настоящее время проводятся работы по подготовке к разборке ОВЧ зав. №910.