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En 1964, les premiers-nés de deux directions de l'énergie nucléaire pacifique ont commencé à travailler en URSS. En septembre, le premier réacteur à eau pressurisée VVER-210 a été lancé à la centrale nucléaire de Novovoronezh. Mais six mois avant cela, en avril 1964, le réacteur eau-graphite AMB-100 de la centrale nucléaire de Beloyarsk a démarré. Ainsi, la première centrale nucléaire pacifique de capacité industrielle en URSS a été la centrale nucléaire de Beloyarsk avec un réacteur AMB-100 (Atom Peaceful Large) d'une capacité de 100 MW. Ce réacteur ne produisait plus de plutonium pour les armes et la station elle-même n'était pas située sur le territoire de l'usine d'armes. Néanmoins, la conception du réacteur était similaire à ses prédécesseurs pacifiques (AM) et semi-militaires (EI et ADE) - il s'agit d'un réacteur à canal eau-graphite avec des éléments combustibles tubulaires. La deuxième unité, deux fois plus puissante, avec le réacteur AMB-200, fut mise en service en décembre 1967.Ils ont travaillé pendant 17 et 21 ans et ont été arrêtés en 1984 et 1989, respectivement.
À propos de la construction et de l'aménagement de la centrale nucléaire de Beloyarsk dans les années 1960, vous pouvez regarder ce documentaire - La centrale nucléaire de Beloyarsk nommée d'après À Kourchatova, 1965
À bien des égards, le travail de ces réacteurs était de nature de recherche, les données obtenues sur son fonctionnement ont servi de base à la création de réacteurs RBMK des dizaines de fois plus puissants, qui ont formé la base de l'énergie nucléaire soviétique dans les années 1970-1980.
Dans les réacteurs AMB, pour la première fois à l'échelle industrielle, le schéma de surchauffe nucléaire de la vapeur a été testé afin d'augmenter le rendement (une valeur de 37% a été atteinte). Cependant, le fonctionnement des groupes motopropulseurs AMB s'est accompagné d'un nombre important d'écarts et de dysfonctionnements. Il y a eu aussi des accidents.
Ainsi, le 25 mai 1976, à la deuxième tranche, à la mise sous tension, après le déclenchement de la protection d'urgence, plusieurs dizaines d'assemblages combustibles (FA) ont été endommagés. Cet accident a été l'un des plus graves en termes de conséquences et les travaux de restauration ont duré environ 9 mois.
La centrale nucléaire de Beloyarsk reste aujourd'hui spéciale, innovante et expérimentale - elle utilise des solutions nouvelles pour l'industrie. Désormais, les seules unités de puissance industrielles au monde dotées de réacteurs rapides BN-600 et BN-800 fonctionnent ici.
Le réacteur rapide industriel le plus puissant au monde est le BN-800. Photo de l'auteur.
La première étape de la centrale nucléaire avec des unités AMB est en mode de conservation à long terme. Les groupes électrogènes sont complètement à l'arrêt depuis plus de 30 ans, mais, selon les normes internationales, ils ne peuvent pas être mis hors service tant qu'ils ont du combustible usé. Le SNF restant de ceux-ci a été déchargé dans les piscines de combustible usé, les trous technologiques dans les réacteurs eux-mêmes ont été fermés à l'aide d'un conservateur de résine spécial.
Tableau de contrôle du bloc du réacteur AMB-200. Le panneau de commande est encore partiellement utilisé pour contrôler l'approvisionnement en chaleur de la station à la ville de Zarechny et pour subvenir aux propres besoins de BNPP. Photo de l'auteur.
Pour le démantèlement complet de ces unités, il faut tout d'abord résoudre le problème du combustible nucléaire usé (SNF), qui a accumulé un peu moins de 300 tonnes, et dont la plupart se trouve à la station dans un état insatisfaisant.
Le SNF accumulé des réacteurs AMB appartient au soi-disant héritage nucléaire de l'URSS, pour résoudre les problèmes dont des efforts considérables ont été consentis ces dernières années.
Caractéristiques du combustible AMB
L'un des principaux problèmes liés à la raison pour laquelle le retraitement ou le stockage sûr du combustible nucléaire usé AMB n'a pas été organisé plus tôt est une grande variété de types de ce combustible et ses dimensions non standard. Pendant près de 38 années-réacteurs d'exploitation AMB, plus de 40 types d'assemblages combustibles (FA) ont été testés pour les canaux d'évaporation et de surchauffe des réacteurs.
Les assemblages combustibles ont des dimensions non standard - 14 m de longueur, soit 4 m de plus que les assemblages combustibles du plus grand réacteur RBMK domestique. Dans le même temps, le combustible n'était placé que dans les 6 mètres centraux, correspondant à la hauteur du cœur, et les interrupteurs de fin de course de 4 mètres étaient remplis de pyrographite. Le carburant granulé lui-même était également atypique - il se trouvait dans le matériau de remplissage (cuivre, magnésium ou calcium), dont la masse atteignait 16%. Le combustible d' uranium enrichi de 2 à 20% en U-235 a été divisé en plusieurs groupes de composition - oxyde (proche du dioxyde d'uranium moderne), alliage métallique avec addition de 3 à 9% de magnésium, carbure (UC).
Pendant la période d'exploitation, 7196 canaux de combustible ont été retirés des réacteurs(environ 285 tonnes de combustible nucléaire usé), dont 2227 (environ 95 tonnes de combustible nucléaire usé) ont été envoyées à l'usine RT-1 de PA Mayak, Ozersk, et le reste est resté dans des installations de stockage proches du réacteur de la centrale nucléaire de Beloyarsk jusqu'en 2016. Dans les années 70 et 80. la possibilité d'un retraitement du combustible à PA Mayak a été étudiée. La possibilité fondamentale d'organiser les étapes initiales du processus a été montrée. Mais les principaux problèmes étaient liés à la découpe des assemblages et à leur préparation à la dissolution. La question n’en est pas venue au retraitement pratique du combustible nucléaire usé, de sorte que le problème de la manipulation du combustible AMB attendait sa solution différée.
Le SNF d'AMB a été stocké à la centrale nucléaire de Beloyarsk dans deux bassins de stockage en cassettes (cassettes) de 17 et 35 compartiments et dans des caisses individuelles. Les housses de 35 places étaient en acier inoxydable, les housses de 17 places étaient en acier au carbone et étaient recouvertes de plomb rouge à l'intérieur et à l'extérieur avant d'être installées dans la piscine. Initialement, il était prévu de stocker les canisters pendant une courte période dans deux pools de stockage, puis de les envoyer pour un traitement radiochimique à l'AP Mayak. Mais en raison de l'effondrement de l'URSS, le processus s'est prolongé pendant deux décennies.
Déjà au début des années 2000. le plus gros problème était le carburant dans les cassettes de 17 places. La plupart de ces cassettes se trouvaient alors dans les cuves de rétention depuis plus de 20 ans, ce qui dépasse leur durée de vie nominale de 15 ans. Par conséquent, on a supposé qu'ils avaient tous perdu leur étanchéité et étaient remplis d'eau des piscines de stockage. Dans le même temps, ils étaient chargés d'assemblages combustibles irradiés de conception antérieure et imparfaite avec un taux de combustion nettement plus élevé, ainsi que de presque tous les combustibles endommagés. Au total, les cassettes contiennent environ 20% des assemblages combustibles endommagés lors du fonctionnement. L'état probable des produits de corrosion du carburant est un mélange sous forme de suspension épaisse des produits de corrosion des composants de la composition du carburant avec des fragments de bagues en graphite. Une quantité importante de carburant avait une matrice de magnésium,qui, si l'étanchéité de la gaine de l'élément combustible est endommagée, est sujette à la corrosion dans l'eau. Le carburant peut également se retrouver au fond de la piscine.
À l'usine RT-1 de PA Mayak, 131 cassettes K-17 (environ 95 tonnes de combustible nucléaire usé) sont stockées, qui y ont été approvisionnées pendant 10 ans à partir de 1972. Les cassettes sont placées dans la partie en eau profonde de la piscine de combustible usé. Cassettes en acier résistant à la corrosion, 103 pcs. et 28 cassettes en acier de construction noires sont stockées suspendues sur des consoles de piscine. Pour éviter la corrosion, ils sont placés dans des boîtiers en acier inoxydable. La méthode appliquée assure le stockage sûr du combustible nucléaire usé et empêche les eaux de la piscine de contaminer les produits de fission des assemblages de combustible usé, mais ne garantit pas que des problèmes ne se poseront pas à l'avenir qui entraîneront la destruction du combustible dans les cassettes, ainsi que la nécessité de refuser de stocker les cassettes dans un état suspendu.
Choix des options de gestion du carburant
Compte tenu de la complexité de la situation avec le carburant AMB, diverses options de traitement ont été envisagées: l'envoi pour stockage temporaire avec résolution ultérieure du problème de traitement; envoi pour stockage à long terme avec enterrement ultérieur; découpe et mise en bidons à la centrale nucléaire elle-même, puis envoi pour traitement à PA Mayak; livraison des assemblages de combustible usé à PA Mayak, découpe et traitement.
Cependant, en raison de la grande quantité de carburant d'urgence, de sa dégradation continue et du coût élevé de construction d'une installation de stockage moderne pour une telle quantité de carburant non standard, il a été décidé de retraiter AMB SNF à PA Mayak. Pour ce faire, il était nécessaire de prendre un certain nombre de mesures urgentes pour éliminer les menaces pesant sur le stockage sûr du combustible nucléaire usé à la centrale nucléaire de Beloyarsk (par exemple, depuis 2001, un système de purification de l'eau pour la piscine de combustible usé a été organisé), et en même temps pour préparer une solution à deux problèmes - le transport du combustible et son traitement ultérieur à l'usine. RT-1.
Transport de carburant
Pour transporter en toute sécurité le carburant du BNPP à la FSUE PA Mayak, il a été nécessaire de développer un kit spécial de transport et d'emballage (TUK) pour les assemblages combustibles longs d'une longueur d'environ 14 m et un wagon porte-conteneurs spécial, afin de justifier la sécurité du transport et du stockage du carburant TVS.
En conséquence, RFNC-VNIITF, en collaboration avec OJSC Uralkhimmash, a développé et breveté en 2006deux versions du conteneur de transport et d'emballage TUK-84 pour le chargement de cassettes de 17 et 35 places avec SNF AMB. Le conteneur TUK-84 a une longueur de plus de 15 mètres, un diamètre allant jusqu'à 1,4 m. Les cassettes avec du carburant sont chargées dans un conteneur scellé en métal, et il est déjà placé dans un conteneur durable de plus de 20 cm d'épaisseur. Le TUK est équipé de systèmes de contrôle de température et de pression à l'intérieur du conteneur avec du carburant.
Une des options de conception pour le transport de cassettes de 35 places avec assemblages combustibles. Le poids du conteneur est de 86600 kg, la valise est de 3820 kg et la cassette de 35 places est de 9650 kg.
Le corps du TUK-84 est fabriqué en utilisant une technique spéciale roll-to-roll de «cuve torsadée», lorsque des bandes d'acier de 5 mm d'épaisseur et 1,4 m de large sont enroulées et soudées en un cylindre d'épaisseur variable. Une technologie similaire est utilisée pour créer des récipients sous pression dans l'industrie chimique. Combiné à la section transversale variable, il crée un boîtier particulièrement robuste avec un poids minimal. En conséquence, le TUK pour le transport de carburant long AMB a une masse inférieure à 90 tonnes, ce qui lui permet d'être transporté par chemin de fer sur des wagons spéciaux sans restrictions.
Essais de chute mécanique du TUK-84.
En 2014, OJSC Uralkhimmash à Ekaterinbourg a produit 6 TUK-84 unifiés, qui permettent de transporter toute la gamme de boyaux avec du carburant AMB stocké au BNPP. Le TUK a été testé pour tous les types d'impact d'urgence, y compris une chute d'une hauteur de 9 m vers un avion et de 1 m vers une épingle.
Les conteneurs peuvent être transportés aussi bien en voiture qu'en train. En 2008, six wagons-conteneurs pour le transport de TUK ont été produits à l'usine de transport de la ville de Tver.
Vue extérieure des wagons porte-conteneurs pour le transport du TUK-84. Sa longueur est supérieure à 28 m. Source .
En conséquence, en novembre 2016, le premier wagon porte-conteneurs expérimental est arrivé au Mayak PA, livrant à l'usine radiochimique une cassette avec SNF des réacteurs AMB, qui a été retirée du kit de transport et d'emballage et placée dans le pool de stockage de l'usine RT-1. Depuis le 30 octobre 2017, de telles livraisons sont effectuées de manière régulière en mode régulier. Fin 2019, la première étape de retrait des SNF était terminée - 124 cassettes avec assemblages combustibles AMB ont été retirées .
Vous pouvez voir comment le carburant est livré et déchargé ici dans cette vidéo du centre d'information de l'AP Mayak.
Retraitement SNF à PA Mayak
Depuis 1977, la seule usine de retraitement SNF russe RT-1 fonctionne à PA Mayak . Il traite une large gamme de combustibles pour les réacteurs de puissance et de recherche, les brise-glaces et la flotte nucléaire sous-marine. Cependant, en raison de sa spécificité et de son petit lot, le RT-1 n'a jamais eu de ligne pour le retraitement du carburant AMB. Cependant, un certain nombre d'études réalisées précédemment, a montré la possibilité fondamentale de retraiter le combustible nucléaire usé AMB en utilisant la technologie du procédé classique PUREKS avec dissolution du combustible dans les acides et séparation des composants précieux (uranium et plutonium), mais sans «lier» ce travail à la technologie de l'usine RT-1. Des études réalisées ultérieurement ont montré que ce retraitement est possible sur une deuxième ligne sous-utilisée pour le retraitement du combustible des réacteurs rapides à RT-1. Il n'y a donc pas de difficultés fondamentales avec le traitement lui-même. Cependant, il est nécessaire de créer des infrastructures et des ateliers pour recevoir et couper SNF AMB. Pour ces tâches, PA Mayak conçoit un bâtiment spécial pour le département de découpe et de pénalisation (ORD) pour préparer le retraitement du carburant, tous deux déjà placés à Mayak, et du carburant en cassettes pour leur livraison ultérieure depuis la centrale nucléaire de Beloyarsk.
Projet du Département de la coupe et de la pénalisation (ODS) à la FSUE PA Mayak. Source .
Dans le cadre du FTP NRS-1 (Federal Target Programme «Assurer la sûreté nucléaire et radiologique pour 2008 et pour la période allant jusqu'à 2015») en 2012, la construction de la première étape du complexe de gestion SNF SNF a débuté. Dans le cadre du même programme, des travaux ont été financés pour créer le TUK-84 et les infrastructures nécessaires à la centrale nucléaire de Beloyarsk elle-même. En 2015, la première étape du projet de préparation de la section de découpe et de conditionnement SNF a été achevée, avec notamment le stand expérimental de découpe d'assemblages combustibles et la reconstruction de la piscine de combustible usé B-4, qui a permis de commencer à recevoir du combustible à PA Mayak en 2016.
Stand expérimental de découpe d'assemblages combustibles à PA Mayak
Fin 2019, des procédures concurrentielles ont été jouées pour terminer la deuxième étape de la PIU («objet 630»), d'une valeur d'environ 2 milliards de roubles . Le financement des travaux est déjà réalisé dans le cadre du FTP NRS-2 ( Federal Target Program "Assurer la sûreté nucléaire et radiologique pour 2016-2020 et pour la période jusqu'en 2030" ) En 2024, il est prévu de commencer le retraitement du combustible des réacteurs AMB-100 et AMB-200. D'ici là, le combustible déjà exporté sera stocké à PA Mayak et le combustible nucléaire irradié restant sera éliminé en 2026-2027 .
Il convient de noter que la résolution du problème du combustible AMB n'est qu'un exemple des problèmes d'héritage nucléaire sous la forme de combustible accumulé. En plus de cela, de nombreuses centrales à réacteurs se sont accumulées, certes en petite quantité, mais variées en raison des travaux de recherche sur la qualité, du combustible qui n'a pas été préalablement traité - le combustible de certains réacteurs de recherche, le combustible expérimental pour les réacteurs nucléaires sous-marins. Une partie de ce carburant est défectueuse. De plus, le carburant s'est déjà accumulé en grandes quantités pour les puissants réacteurs en série de la centrale nucléaire - RBMK et VVER-1000.
Dans le cadre de l'élimination de cet héritage nucléaire, à l'usine RT-1 de PA Mayak, non seulement la deuxième ligne technologique a été utilisée pour le retraitement des SNF des réacteurs AMB, mais en 2016 la reconstruction a été achevée et la troisième ligne technologique a été mise en service. Il peut traiter plusieurs types de carburant, dont un qui n'a jamais été traité auparavant. Par exemple, la première opération sur la ligne modernisée a été le retraitement du combustible uranium-béryllium des sous-marins nucléaires. Sur cette ligne, il est devenu possible de traiter des SNF longs, comme le VVER-1000, dont plus de 6 000 tonnes ont été accumulées en Russie. À la suite de toutes les mises à niveau prévues, l'usine RT-1 de PA Mayak sera en mesure de traiter la quasi-totalité de la gamme de combustible nucléaire domestique, déjà accumulée et nouvellement formée.
Livraison de combustible nucléaire usé des réacteurs VVER-1000 de la centrale nucléaire de Rostov en décembre 2016. Source .
Après le lancement de la section de coupe et de traitement du combustible AMB à Mayak, la première étape de la centrale nucléaire de Beloyarsk peut être finalement déclassée, démantelée et assainie pour une nouvelle construction industrielle. Ainsi, le cycle de vie des tout premiers réacteurs des centrales nucléaires russes de capacité industrielle devrait être achevé en toute sécurité.
Sources utilisées:
- Problèmes de l'héritage nucléaire et moyens de les résoudre (Volume 1), 2012
- «Enlèvement du combustible nucléaire usé des réacteurs AMB-100 et AMB-200 de la centrale nucléaire de Beloyarsk vers la FSUE PA Mayak. Anfalova O.V. et al. Issues of radiation safety, Issue: 2 (94) année: 2019
- La conception du kit d'emballage de transport TUK-84. Énergie atomique (Volume 100, n ° 6 (2006)), OV Anfalova et etc.
- Création de technologies de gestion SNF pour AMB de la centrale nucléaire de Beloyarsk. Kudryavtsev E.G. Sécurité environnementale # 1-2010: Gestion SNF.
- Achèvement du combustible nucléaire usé des réacteurs AMB et VVER-440 pour assurer leur retraitement radiochimique conjoint à PA Mayak. Kudinov A.S. Résumé de thèse, 2015
- Opportunités et perspectives pour le retraitement de SNF à l'usine RT-1. Présentation de l'ingénieur en chef de la FSUE PA Mayak D. Kolupaev au forum "Atomeko-2017".