Ученые ФЭИ успешно обезопасили топливную сборку первого в Европе быстрого реактора БР-10
Физико-энергетический институт (АО «ГНЦ РФ — ФЭИ», входит в научный дивизион Госкорпорации «Росатом») завершил 5-летнюю программу очистки от металлического натрия аварийных тепловыделяющих сборок исследовательского реактора БР-10, остановленного в 2002 году после 43 лет безаварийной работы. Отработавшее ядерное топливо приведено в безопасное состояние с использованием двухстадийной технологии, созданной и реализованной специалистами горячей лаборатории института.
«В АО «ГНЦ РФ — ФЭИ» разработан и впервые в мире применен оригинальный метод, сочетающий вакуумную отгонку металлического натрия со спиртовой отмывкой его остатков и продуктов окисления. Реализованная технология может быть востребована в будущем для вывода из эксплуатации натриевых систем реакторов БОР-60, БН-350, БН-600, БН-800. В том числе при очистке не только топливных сборок, но и оборудования, которое извлекается из расплавов натрия. БР-10 станет опытно-демонстрационным центром по отработке технологий вывода из эксплуатации быстрых реакторов, и в дальнейшем мы сможем тиражировать этот опыт», – рассказал главный инженер Физико-энергетического института Роман Щепелев.
Разработанная технология очистки аварийных тепловыделяющих сборок исследовательского реактора БР состоит из двух этапов. Первый – вакуумная отгонка натрия из труднодоступных участков аварийных сборок, который выходит в виде паров и сорбируется на частицах оксида меди. Второй – контрольный: проводится спиртовая отмывка выдержанных при высокой температуре сборок с контролем водорода в газовой фазе, которая позволяет убедиться в том, что натрия в сборках не осталось.
При реализации технологии специалисты института успешно опробовали метод сбора натрия не в ёмкостях-накопителях, а с использованием твердофазного поглотителя, который не просто сорбирует натрий, а вступает с ним в химическое взаимодействие, превращая его в нелетучий оксид натрия и оставляя на своей поверхности. Это позволяет избежать распространения радиоактивного натрия по коммуникациям. Предложенная технология учитывает ряд важных аспектов – высокую радиоактивность отработавших тепловыделяющих сборок БР-10 и разрушенные оболочки твэлов, а также позволяет управлять процессом очистки дистанционно – с помощью копирующих манипуляторов горячих камер.
Отработавшее ядерное топливо будет направлено в один из крупнейших российских центров по переработке радиоактивных материалов – ПО «Маяк» для последующей регенерации.
Справка:
С 2016 года на площадке АО «ГНЦ РФ – ФЭИ» выполняются работы по удалению и переработке высокоактивного щелочного жидкометаллического теплоносителя реактора (примерно, по 2 м3 в год). Данный тип теплоносителя обладает большой химической активностью и представляет наибольшую опасность при реакции с водой. Его эффективное удаление необходимо для снижения радиационных рисков при выполнении работ по демонтажу основных конструкций реактора и загрязненного оборудования. В ноябре 2022 года эксперты нашего Портала посещали Институт в рамках очередного технического тура, где смогли обсудить со специалистами все интересующие их вопросы и обменяться мнениями.
Источник: Информационная служба АО «ГНЦ РФ – ФЭИ»