Переработка теплоносителя первого и второго контуров при выводе из эксплуатации реактора БН-350

25.09.2023 2023 - №03 Письма в редакцию

В.Б. Смыков А.В. Журин К.Г. Легких В.В. Алексеев В.П. Жданов

https://doi.org/10.26583/npe.2023.3.16

На РУ БН-350 проводились мероприятия по обращению с отработавшим щелочным жидкометаллическим теплоносителем (ЩЖМТ) [1]. Наиболее значимыми из них являются • очистка теплоносителя первого контура от радионуклидов цезия (удельная активность Na первого контура после завершения процесса очистки – 3,7⋅105 Бк/кг); • изготовление и монтаж оборудования для сверления напорного коллектора реактора и уникального сверления на глубине более 13,4 м в натриевой среде с температурой 280–300oС для выполнения проекта по дренированию теплоносителя; • дренирование максимально возможного объема теплоносителя из корпуса и петель первого контура (с учетом 100 м3 Na, имевшегося в баках до начала дренирования, количество Na в баках системы хранения после дренирования составляет 600–610 м3); • выполнение мероприятий по безопасному хранению Na до его переработки; • поэтапное дренирование Na из петель и ПТО второго контура; • реализация проекта по розливу Na второго контура в 100-литровые барабаны и отправка его на АО «УМЗ» для использования в танталовом производстве и утилизации.

Для максимально возможного снижения количества радиоактивного Cs в первом контуре РУ БН-350 было произведено семь циклов очистки Na на стеклоуглеродном сорбенте. Начальную удельную активность Cs в первом контуре, равную 7,25⋅108 Бк/кг, удалось снизить в 2000 раз – до 3,7⋅105 Бк/кг [1].

Для переработки ЩЖМТ первого контура была спроектирована и смонтирована установка переработки Na (УПН), для чего был выбран метод перевода Na в 35%-ю щелочь растворением в воде с выделением эквивалентного количества пожаровзрывоопасного водорода. Реализация проекта УПН позволила бы обеспечить • безопасность при выводе РУ БН-350 из эксплуатации; • снижение эксплуатационных расходов; • решение проблемы обращения с большими объемами химически активных щелочных металлов; • получение свободных объемов для удаления остатков натрия.

Но проект по различным причинам реализован не был.

После дренирования основной массы реакторного натрия в трубопроводах и оборудовании все равно остается его заметное количество в виде недренируемых остатков. Неизбежно потребуется их химическая нейтрализация, удаление продуктов нейтрализации и последующая дезактивация внутренних стальных поверхностей.

За время эксплуатации БН-350 накоплено 14 холодных фильтров-ловушек (ХФЛО) (пять первого контура, шесть второго контура, одна контура очистки эвтектического сплава NaK, две в узле приемки натрия), представляющих собой вертикальные герметичные сосуды высотой 5135 мм и диаметром 1050 мм, изготовленных из нержавеющей стали. Все ХФЛО натриевых систем заморожены и заполнены натрием, объем одной ловушки 3,2 м3. Технологии дренирования натрия из ХФЛО и нейтрализации остатков натрия на БН-350 отсутствуют.

Ссылки

1. Тажибаева И., Пустобаев С., Жантикин Т., Ким А. и др. Обращение с натриевым теплоносителем реактора на быстрых нейтронах БН-350. – Алматы: Изд-во «Glory K ltd», 2010. – 320 с. ISBN 978-601-278-202-8.
2. Смыков В.Б. Проблемы вывода из эксплуатации быстрых реакторов и пути их решения на базе исследовательского реактора БР-10. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2022. – № 2. – С. 90-102. DOI: http://doi.org/10.26583/npe.2022.2.09 .
3. Смыков В.Б., Легких К.Г. Газофазное окисление как метод нейтрализации недренируемых остатков щелочных ЖМТ в оборудовании. // ВАНТ. Серия: Ядерно-реакторные константы. – 2022. – Вып. 4 – С. 145-148. ISSN: 2414-1038.
4. Смыков В.Б., Пронин А.А., Легких К.Г. Способ перевода оборудования с недренируемыми остатками щелочного металла во взрывопожаробезопасное состояние и устройство его осуществления. – Патент РФ № 2794139. – 2023.
5. Скоморохова С.Н., Коновалов Э.Е., Старков О.В., Кочеткова Е.А., Копылов В.С., Полетахина Т.В., Трифанова Е.М. Обезвреживание радиоактивных отходов щелочных металлов переработкой в щелочной раствор и отверждением в геоцементный камень. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 1999. – № 3. – C.58-66.

Ссылка для цитирования статьи: Смыков В.Б., Журин А.В., Легких К.Г., Алексеев В.В., Жданов В.П. Переработка теплоносителя первого и второго контуров при выводе из эксплуатации реактора БН-350. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2023. – № 3. – С. 164-169. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2023.3.16 .