После успешного ввода в эксплуатацию плавучего энергоблока «Академик Ломоносов» с реакторной установкой КЛТ-40С следующим шагом Госкорпорации «Росатом» стала разработка оптимизированных плавучих энергоблоков (ОПЭБ). ОПЭБ с реакторной установкой серии РИТМ является экспортоориентированным продуктом и предназначен для эксплуатации на зарубежных площадках. Технические решения ОПЭБ основаны на практическом опыте проектирования и эксплуатации атомных ледоколов и решении задач по обеспечению безопасности эксплуатации ядерных энергетических установок в суровых условиях Севера. Период между перегрузками ОПЭБ может составлять до 10 лет в зависимости от мощности, на которой эксплуатируется реакторная установка, при обогащении ядерного топлива менее 20%. Технология перегрузки реакторов серии РИТМ обладает рядом особенностей по сравнению с технологией перегрузки других атомных электростанций с водо-водяными энергетическими реакторами. Установки типа РИТМ никогда не ставились под гарантии МАГАТЭ; возможности и особенности применения гарантий МАГАТЭ к таким установкам требуют дополнительного анализа. Разработанная модель эксплуатации предполагает, что ОПЭБ будет эксплуатироваться на площадке размещения в течение длительного периода, а все операции по обращению с топливом будут осуществляться на специализированном предприятии в РФ. В рамках данной статьи будут рассмотрены основные особенности обращения с топливом в жизненном цикле ОПЭБ на базе РУ РИТМ-200М, важные с точки зрения гарантий МАГАТЭ, и представлено видение разработчиков в отношении решения ключевых задач в области нераспространения путем адаптации подходов к осуществлению гарантий МАГАТЭ с учетом технических особенностей ОПЭБ.
After the Floating Power Unit Akademik Lomonosov with the KLT-40S reactor plant had been successfully commissioned, the next step for ROSATOM was to develop optimized floating power units (OFPU). OFPUs powered by the RITM reactor plant are an export-oriented product, and they designed to operate on sites outside Russia. OFPU engineering solutions are based upon the practical design and operation experience in nuclear-powered icebreakers and upon problem solving to assure safety for operation of nuclear plants under severe northern conditions. At the nuclear fuel enrichment lower than 20%, the refueling interval for the OFPU may be up to 10 years depending on Loadings. The RITM reactor refueling process has a number of differences compared to the refueling process of other nuclear power plants fitted with water-cooled water-moderated power reactors. RITM plants have never been placed under the IAEA Safeguards, and capabilities and features of applying the IAEA Safeguards to such plants require an additional analysis. The developed operation model assumes that the OFPU be operated on a deployment site for a long period, and all fuel handling operations will be done at a specialized facility in the Russian Federation (RF). This paper is discussing the major fuel handling features in the life cycle of the OFPU fitted with RITM-200M—these are the critical features in terms of the IAEA Safeguards. Also, the paper is providing the designers’ perspective on solving the key non-proliferation problems through adapting the Safeguards approaches with account of the OFPU technical features.
The authors declare that there are no conflicts of interest present.