Проект – Централізоване сховище відпрацьованого ядерного палива в Україні

Через відсутність власного централізованого сховища Україна змушена кожного року витрачати близько 200 млн дол. на оплату послуг з вивезення та переробки відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) на території Росії.  Крім того, перероблені відходи все одно повинні повертатися до України, оскільки за міжнародними угодами ядерні відходи мають бути захоронені на території країни, де утворилися. Централізоване сховище відпрацьованого ядерного палива (ЦСВЯП) стане автономною ЯУ, яка забезпечить довготривале зберігання ВЯП з діючих АЕС України. Для зберігання ВЯП застосовується технологія поверхневого «сухого» зберігання із застосуванням двобар’єрної системи ізоляції ВЯП від навколишнього середовища. Проектна місткість ЦСВЯП складатиме 458 контейнерів HI-STORM, які зможуть вмістити у собі 16 529 відпрацьованих паливних збірок.

Компанією НТ-Інжиніринг на замовлення Аргонської національної лабораторії (ANL) реалізовано Проект в підтримку обґрунтування безпеки Централізованого сховища відпрацьованого ядерного палива (ЦСВЯП). Оскільки з накопиченням досвіду та збільшенням випадків запроектних аварій (ЗПА), що відбуваються на АЕС (останній значний приклад ЗПА АЕС – це аварія на АЕС «Фукусіма», в тому числі на 4-му блоці, де аварія відбулася не в активній зоні, а в басейні витримки і охолодження відпрацьованого палива), розширюється перелік ЗПА, що розглядаються при обґрунтуванні безпеки ядерно-небезпечних об’єктів.

В рамках Проекту виконана оцінка умов виникнення критичності в системах зберігання та транспортування відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) під час запроектних аварій, що пов’язані із зміною геометрії палива та конструкційних елементів.

Було розглянуто критичні параметри просипання палива як окремо, так і упереміж із конструкційними матеріалами ТВЗ та контейнеру для ЗПА, що пов’язані з пошкодженням палива за рахунок механічних навантажень, що можуть виникнути під час падіння палива з висоти понад 9 м.

Також, було виконано аналіз критичності на різних етапах деградації елементів контейнеру для зберігання ВЯП, виготовлених з нейтронопоглинаючого матеріалу Metamic, які є критичними елементами з точки зору ядерної безпеки.

Для оцінки впливу температурних навантажень на багатоцільовий контейнер для ВЯП реакторів ВВЕР-1000 та контейнер довгострокового зберігання HI-STORM 190 UA було розроблено розрахункові 3-D моделі та виконаний розрахунок теплового стану з використанням розрахункового модулю ANSYS CFX.

Матеріали Проекту розроблені у повному обсязі, у встановлені строки та у відповідності до діючих вимог ядерної та радіаційної безпеки України, що підтверджено схвальним відгуком ANL.

Схвальний відгук ANL (PDF)

 


Фото «Енергоатом»

 


Основні конструктивні елементи БЦК-31

 


Розрахункова сітка обичайок та бетону контейнера HI‑STORM 190 UA

 


 Фото «Енергоатом»


Photo by «Energoatom»