О ремонте ТВС-WR

Подвигнули меня начать ковырять эту тему, как ни странно, не бравурные реляции руководства НАЭКа об успешном ремонте ТВС-WR на блоке 3 ЮУАЭС, а скромное сообщение о том, что 8 украинских спецов американцы будут учить, как ремонтировать их топливо. То, что накопал, изложу здесь, ну и позадаю вопросы "в пространство", вдруг кто в курсе и сможет осветить ситуацию...
Обратимся не в СМИ, а к официозу, т.е. к копиям договоров на те или иные работы, проводимые в интересах НАЭК и его подразделений. Получить их подписанные экземпляры можно совершенно легально, такого рода открытости стоило бы поучиться и Росатому.

Итак, договор на обучение тех самых украинских спецов ремонту ТВС-W/WR в стенде инспекции и ремонта топлива (СИРТ) был заключён 09.09.2019 (здесь и далее, если речь идёт о договоре, я указываю страницу, с которой можно скачать сканированную копию договора) и предусматривает помимо теории и практики на базе АРС НАЭК (ноябрь 2019), её отработку на макете ТВС-WR на реальном энергоблоке (выбор из ЮУАЭС-3 осенью 2019 или ЗАЭС-5 весной 2020). Что тут интересно?
- Собственно, вывод о том, что ремонт ТВС-WR на ЮУАЭС-3 не мог (или мог?) быть осуществлён силами АРС НАЭКа, только американцами, т.к. только сейчас они собираются учить их тому, как определять и извлекать негерметичный твэл и как пользоваться "корзиной" (правильнее, наверное, гермопеналом?) для хранения негерметичных твэлов.
- А проходило ли обоснование безопасности "корзины" для негерметичных твэлов через украинский регулятор, и существует ли такое обоснование? Если возниновения самоподдерживающейся цепной реакции (СЦР) можно избежать просто за счёт геометрии корзины при всех входных условиях, то сохранение теплосъёма с пореждённых твэлов в пассивном режиме (особенно для разгерметизации с отрывом головки повреждённого твэла в месте наводораживания) и выполнение требований по радиационным последствиям хранения доказывать надо, причём с учётом дополнительных повреждений при извлечении уже повреждённого твэла...

Помимо этого договора существует договор с Вестингаузом от 04.09.2019 на дооснащение СИРТ манипулятором для обращения с твэлом и имитатором ТВС-WR для обеспечения возможности освоения ремонта топлива. Это лишний довод в пользу того, что ремонт ТВС-WR на ЮУАЭС-3 осуществлён американцами, но он дополнительно заставляет нас спросить, каким инструментом осуществлялся этот ремонт? Более ранних договоров на поставку такого инструмента я не нашёл. Значит ли это, что американцы привозили "свои" инструменты, и куда они их дели после завершения ремонта (сомневаюсь, что дезактивации инструмента достаточно, чтобы вывезти его назад через таможню)? Справедливости ради, это вопросы в пустоту, т.к. договора на ремонт негерметичной ТВС на ЮУАЭС-3 с американцами я так и не нашёл.
Зато нашёлся договор с Вестингаузом от 16.08.2019 на техническое сопровождение обследования ТВС-WR BC0416 на блоке 5 ЗАЭС, интересен он п.1.3 5), подтвердившим моё предположение о причинах досрочной выгрузки этой кассеты (наличие постороннего предмета). Научно-техническое сопровождение этой работы осуществляет ЦПАЗ ННЦ ХФТИ по договору от 12.06.2019, и вот этот договор намного интереснее, поскольку содержит техзадание на работу:
- Во-первых, он уточняет полный номер ТВС-WR 348S06BC0416, подтверждая, что речь идёт о ТВС-WR, досрочно выгруженной после 1 года эксплуатации на ЗАЭС-5 (в 2018 г.).
- Во-вторых, указывает на то, что по результатам работы будут откорректированы методики определения геометрических характеристик топлива, из которых я бы выделил методику определения усилия затирания поглощающих элементов системы управления и зациты (СУЗ) в направляющих каналах ТВС и методику определения удлиннения ТВС. Обе эти методики бьют в одну точку - ожидаемая величина искривления ТВС и её последствия для штатного ввода СУЗ. Предположу, что связано это с превентивными действиями персонала АЭС по недопущению непроектного времени падения СУЗ, связанного с прогнозируемым искривлением американского топлива (ИМХО, конечно).
- В-третьих, речь идёт о дополнительных обоснованиях безопасности СИРТ, позволяющих его применение на всех украинских энергоблоках ВВЭР-1000, включая те, где американское топливо пока (?) не планируется использовать. Здесь вопрос к нашему поставщику топлива (ТВЭЛ) о сохранении гарантий на топливо, прошедшее через СИРТ, поскольку, подозреваю, что никакие документы, обосновывающие безопасность таких операций с ТВСА, ни с ОКБ "Гидропресс", ни с ТВЭЛом НАЭК не согласовывал.

По поводу СИРТ есть ещё собственное соображение. Не знаю, как сейчас, но в начале 2000-х учёт ядерных материалов на АЭС исходил из неразборности кассеты. Соответственно, исходя из этого МАГАТЭ выбиралась расстановка точек объективного контроля и методика учёта. Разборность кассеты меняет этот подход более чем полностью (к тому же для всех украинских ВВЭР-1000, т.к. СИРТ транспортируется на любой блок) и украинским коллегам ещё предстоит поработать над изменением методики учёта и контроля ядерных материалов на украинских АЭС. Более того, поскольку это грамм-учёт, а при извлечении твэла возможно его разрушение и просыпь ядерных материалов, предстоит продумать и систему количественного подтверждения. Ну и "сплясать танец с бубном" по поводу грамм-учёта ядерных материалов по уже проведённому ремонту негерметичной ТВС-WR на ЮУАЭС-3.

Но и это ещё не всё.

1) Заключён договор от 13.09.2019 на расширение лицензии на расчётные коды Вестингауз на РАЭС. Интересен этот договор составом поставляемого комплекса кодов на стр.2 и тем, что часть кодов доработана ЦПАЗ ННЦ ХФТИ. Они же (ННЦ ХФТИ) по договору от 28.02.2019 будут заниматься и установкой американского ПО на ЗАЭС и ЮУАЭС.

2) ЦПАЗ ННЦ ХФТИ по договору от 12.07.2019 займётся и доработкой отчёта по анализу безопасности блока 3 ЮУАЭС по результатам опытной эксплуатации ТВС-WR. Договор содержит техзадание, так что с перечнем работ п.2.2 ТЗ ознакомиться стоит. Замечу, что о запланированном повышении мощности энергоблока и её влиянии на безопасность эксплуатации комплекса кассет в ТЗ не говориться и, значит, повышение мощности до 104% или выше после этого ППР на блоке не произойдёт.

3) Имеем 2 договора по строительной и электрической части о подготовке производства головок и хвостовиков ТВС-WR на промплощадке ЮУАЭС. Так что данная работа идёт, финансируется, и в ближайшее время будет закончена.

4) имеем 2 договора с ЮУАЭС и ЗАЭС на разработку типовой номенклатуры ТВС-WR низкого обогащения для замены досрочно выгруженного топлива. В принципе, шаг со стороны эксплуатации абсолютно правильный - от бравурных реляций переходим к массовому внедрению и такие ТВС должны лежать на узле свежего топлива в небольшом количестве хотя бы потому, что изготовить и доставить их в течение ППР Вестингауз попросту не сможет (+ это значит, что у эксплуатации нет иллюзий по поводу американского топлива, транслируемых руководством НАЭКа в украинские СМИ). Вызывает вопрос только то, зачем разная номенклатура нужна для разных АЭС. Надеюсь, вопрос сведётся к утверждению в НАЭК и согласованию с Вестингаузом типовой номенклатуры свежего топлива общего для всех блоков ВВЭР-1000 АЭС Украины. Одновременно это щелчок по носу О.П.Кошарной, поскольку все её утверждения о гибкости изготовления топлива Вестингаузом под нужды заказчика попросту разбиваются о реальность, связанную со сроками проектирования и изготовления и, в конечном итоге, всё сводится к выбору из заранее просчитанной номенклатуры изделий. За "гибкость" О.П. приняла набор предварительных расчётов и согласований, который по заказу ТВЭЛа был проведён, начиная с первых топливных загрузок, а вот команде украинцев и американцев это ещё предстоит оценить.

5) В стадии заключения договор на разработку ТЭО по внедрению ТВС ВВЭР-440 компании Вестингауз на блоки 1 и 2 РАЭС. Кажется, только в начале сентября меморандум об этом с американцами подписали...

6) А вот намерения НАЭКа заключить договор по обоснованию безопасности одновременного проведения 2 ядерно-опасных работ (ремонта парогенераторов и перегрузки топлива) напрягают. Типовой регламент блока проведение 2 ядерноопасных работ одновременно попросту запрещает.