СПОСОБ ВЫВОДА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ, УТИЛИЗАЦИИ, ВРЕМЕННОГО ХРАНЕНИЯ И ЗАХОРОНЕНИЯ ОБЪЕКТОВ С РАДИАЦИОННО ОПАСНЫМИ РЕАКТОРНЫМИ ОТСЕКАМИ Российский патент 1999 года по МПК G21F9/28 

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к утилизации, временному хранению и захоронению объектов с радиационно опасными отходами.

Для захоронения твердых радиоактивных отходов применяют различные методы и способы, которые часто связаны с местными условиями.

Наиболее часто применяемые способы.

Упаковка низкоактивных твердых отходов лабораторий в стальные барабаны и захоронение барабанов в траншеях или ямах типа альвеол, которые затем засыпаются землей или заливаются бетоном толщиной около 200 мм.

Упаковка отходов повышенной радиоактивности в стальные барабаны с заливкой внутрь барабана бетона и захоронение их в земле или в глубоких шахтах.

Упаковка стеклянных сосудов с жидкими или твердыми отходами средней активности и стальных банок с твердыми отходами в стальные барабаны, заливаемые бетоном, и сбрасывание их в море.

Загрузка высокоактивных твердых и жидких отходов в отрезки полиэтиленовых труб диаметром 150 мм (концы которых завариваются) или в полиэтиленовые контейнеры емкостью 0,5 л, причем жидкие отходы отверждаются цементом, загрузка труб и контейнеров в бетонные ящики и сбрасывание их в море.

Предварительное дробление и уплотнение твердых отходов прессованием, упаковка обработанных таким образом отходов в бетонные блоки емкостью около 1 м³, заливка блоков бетоном и сбрасывание их в море (см. Спицын Г.Я. Переработка и захоронение радиоактивных отходов лабораторий. -М.: Атомиздат, 1965, с. 15, рис. 2 и 3).

Не все перечисленные способы удаления и захоронения радиоактивных отходов можно считать экономически целесообразными и приемлемыми с санитарной точки зрения. Совершенно неприемлемым является удаление жидких отходов в водоемы, в частности в море. Несмотря на многочисленные попытки в различных странах (РФ, США, Англия, Канада) не удалось доказать безопасность таких сбросов.

Способ захоронения жидких отходов в глубоких скважинах и замкнутых геологических формациях пока находится в стадии исследования, но его можно считать обнадеживающим.

Однако наиболее безопасными являются способы, основанные на переработке жидких отходов с целью выведения концентрированных продуктов для захоронения и возвращения очищенных вод на повторное использование. Этот способ широко применяется в России на объектах, где есть большие количества воды средней и низкой активности, например в крупных лабораториях, производствах и на централизованных установках переработки отходов.

Удаление твердых отходов в море нельзя считать безопасным, так как не исключена возможность размывания отходов.

Лучше использовать способы организованного захоронения в земле в различного рода траншеях, ямах, пещерах, при наличии условий, исключающих проникновение к месту захоронения грунтовых поверхностных и атмосферных вод.

Следует иметь в виду, что переработка твердых отходов с целью уменьшения объема сжиганием, дроблением, прессованием из-за несовершенства методик и оборудования часто оказывается экономически нецелесообразной, т. к. экономия на хранилищах, получаемая за счет уменьшения объема отходов, перекрывается капитальными и эксплуатационными затратами на переработку отходов, газоочистку, водоочистку и т. д. Переработка отходов может быть оправдана только в том случае, если нет территории для строительства хранилищ. Это подтверждается опытом Арагонской национальной лаборатории (США), где печи для сжигания отходов с оборудованием газоочистки были демонтированы, т. к. оказались нерентабельными.

Известен еще способ упаковки отходов в герметичные пластиковые или бумажные мешки, которые закладываются в транспортные оборотные контейнеры или загружаются в автомобили и вывозятся на захоронение.

В России, где к настоящему времени накоплено более 15 тыс. т отработанного топлива, пока действует лишь один завод радиохимической переработки отходов ядерной техники (ОЯТ) - РТ-1. На этом заводе перерабатывают отработавшие ТВЭлы активных зон атомных подводных лодок (АПЛ), атомоходов, исследовательских реакторов и реакторов на быстрых нейтронах (РБИ).

Регенерированный уран используется в производстве топлива для реакторов РБМК, плутоний направляется на временное хранение. Для переработки ОЯТ реакторов ВВЭГ N 1000 предусмотрены отдельные производственные мощности.

Регенерация ОЯТ реакторов РБМК признается экономически нецелесообразной, и это топливо хранится в контролируемых условиях на площадках АЭС до принятия решения о его утилизации или безопасности захоронении (см. Попов В.К. "Атомная энергетика и ее отходы", Энергия, 1995, N 4, с. 5).

Наиболее близким из аналогов нами выбран доклад Министерства ВМС США на теме "Выведение из эксплуатации, утилизация и захоронение списанных атомных подводных лодок ВМС США", сентябрь 1993 г., который содержит программу безопасного демонтажа, утилизации и захоронения списанных атомных подводных лодок.

В докладе содержатся сведения об удалении ядерного топлива из реактора, о выведении АПЛ из эксплуатации, удалении реакторного отсека для его захоронения на суше, разрезке остатков подводной лодки, о работах по утилизации остатков с отбором материалов для повторного использования или отправки их на захоронение.

Недостатком здесь является то, что лодка длительное время находится в сухом доке, что значительно снижает экономическую эффективность работ и приводит к большим затратам, обусловленным также и тем, что пока не решен вопрос захоронения отсеков без их разборки.

Задачей изобретения является необходимость обеспечения эффективного, безопасного, экологически чистого и без дополнительных капитальных затрат вывода из эксплуатации, утилизации, временного хранения и захоронения объектов с радиационно опасными отсеками (РОО).

Под объектом подразумевают АПЛ, надводные корабли и суда с атомными установками (крейсеры, ледоколы), и вспомогательные суда - плавучие технические базы.

Указанный результат достигается тем, что между выгрузкой отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) и демонтажем оборудования производят комплексное инженерное обследование (КИО), в том числе на предмет целостности корпуса, при необходимости осуществляют подкрепление корпуса, далее на плаву производят укладку твердеющих смесей в РОО с удержанием объекта на ровном киле и последующим отстоем в течение не менее 28 суток, затем производят либо вырезку РОО с временным хранением на берегу и с последующей транспортировкой к месту его захоронения, либо вырезку РОО с приданием ему плавучести и временным хранением на плаву с последующей вырезкой, транспортировкой и захоронением в зоне многолетнемерзлых пород. Сущность предлагаемого изобретения поясняется нижеследующим описанием и прилагаемым к нему чертежом, где показаны этапы осуществления предлагаемого способа:
этап А - комплексное инженерное обследование (КИО);
этап Б - разработка рабочего проекта утилизации;
этап В - вывод объекта из эксплуатации;
этап Г - докование, установка подкрепления корпуса;
этап Д - бетонирование радиационно опасного отсека (РОО) специальными твердеющими смесями у причала на плаву;
этап Е - докование и вырезка забетонированного РОО:
вариант Л,
вариант М;
этап Ж - временное хранение РОО:
вариант Л,
вариант М;
этап З - докование и вырезка РОО;
этап И - перегрузка РОО на транспортно-крановое судно и транспортировка его к месту захоронения;
этап К - выгрузка РОО на берег в месте захоронения;
1 - объект;
2 - радиационно опасный отсек (РОО);
3 - трассовые бетоноводы;
4 - автобетоносмесители;
5 - плавучий док;
6 - забетонированный РОО;
7, 8 - смежные отсеки;
9 - бетононасосы с манипуляторами;
10 - транспортно-крановое судно;
11 - место захоронения;
12 - временное хранилище на берегу.

Способ осуществляется следующим образом.

Этап А. Комплексное инженерное обследование (КИО).

Проводят инженерное обследование утилизируемого объекта с определением технического состояния его оборудования и систем. Определяют возможности удаления радиационных отходов (РАО) из помещений объекта.

Этап Б. Разработка рабочего проекта утилизации объекта.

Разработка рабочего проекта утилизации объекта проводится конкретно для каждого объекта на основании проведенного КИО.

Этап В. Вывод объекта из эксплуатации.

Подготовительные работы.

В специально отведенных местах из реакторов или хранилищ объектов удаляются отработавшие тепловыделяющие сборки (ОТВС). ОТВС, которые невозможно вытащить штатным способом, необходимо удалить с помощью специальных устройств и режущего инструмента.

Объект с выгруженными ОТВС буксируется к выбранному технологическому причалу и швартуется у него. По разработанной технологии и к последовательности, определенной корабельными расчетами проектанта, производится удаление переменных грузов (топливо, горючесмазочные материалы, вода и т. д.), демонтаж конструкций выше верхней палубы, подготовка к огневым работам при установке подкреплений корпуса.

По фактическому состоянию объекта уточняется возможность удержания его на ровном киле. При необходимости определяются помещения, в которые могут быть уложены смеси или грузы для дифферентовки объекта. Осуществляются комплектация и оснащение необходимой аппаратурой, приборами, химикатами и средствами индивидуальной защиты, службой радиационной безопасности, обеспечивающей работу на объекте.

Этап Г. Докование. Установка подкреплений корпуса.

Докование объекта необходимо провести в плавучем доке. Подкрепление корпуса проводят в строгом соответствии с проектом и технологическим процессом.

Этап Д. Бетонирование РОО специально твердеющими смесями.

Основной задачей этого этапа является создание необходимого количества инженерных барьеров достаточной мощности, которые должны:
- обеспечить требуемый безопасный уровень мощности дозы на внешней поверхности спецблоков;
- исключить миграцию радионуклидов за пределы упаковок в течение 75-100 лет их временного хранения.

Перед началом работы проверяются:
Свобода проезда на подъездных путях к месту стоянки объекта 1.

Наличие необходимого количества автобетоносмесителей 4 для доставки смесей и возможность их маневрирования у причала.

Правильность расстановки и стыковки с объектом 1 основного и резервного насосов для перекачки раствора.

Наличие и готовность вспомогательного оборудования, участвующего в работе (трассовые бетоноводы 3).

Объект 1 швартуется у причала.

Укладку смеси в РОО 2 производят рабочей бригадой в соответствии с принятой технологией.

Приготовленная на бетонном заводе специальная твердеющая смесь доставляется к месту расположения объекта. Доставка специальной твердеющей смеси осуществляется с помощью стандартных, серийно выпускаемых автобетоносмесителей 4. Подача и укладка смесей ведется с помощью бетононасосов с манипуляторами 9.

В процессе бетонирования осуществляется оперативный контроль за осадкой, креном и дифферентом объекта и происходит необходимая дифферентировка, т.е. удержание объекта на ровном киле с применением систем объекта или путем укладки в чистые помещения или емкости необходимого балласта.

По окончании бетонирования:
- уточняют корабельные расчеты по результатам замера осадки, дифферента, крена и производится окончательная дифферентировка объекта для обеспечения безопасного ввода объекта в док;
- снимают общую картограмму радиационной обстановки на объекте;
- при необходимости производится дополнительное бетонирование элементов объекта;
- объект отстаивается в отведенном для этого месте не менее 28 суток для достижения необходимой прочности бетона.

Этап Е. Докование и вырезка забетонированного РОО.

Эти работы, учитывая большую массу РОО 2, могут быть выполнены в плавучем доке 5.

Рассмотрим два варианта.

Вариант Л.

После бетонирования радиационно опасного отсека (РОО) 2 объект помещают в плавучий док 5 и осуществляют вырезку оконечностей, сохраняя с обеих сторон от забетонированного отсека 6 отсеки 7 и для последующего обеспечения плавучести РОО 6 (см. этап Е). В таком виде забетонированный РОО 6 (упаковку) временно хранят на плаву у причала (см. этап Ж).

Основной причиной размещения забетонированного РОО 6 на временное хранение может быть отсутствие построенной и соответствующим образом оборудованной площадки для захоронения или, например, отсутствие на данном этапе времени возможности транспортировки (см. этап Ж). Не менее важным фактором является также наблюдение за забетонированным РОО 6 в течение первых 10-15 лет.

Временное хранение в течение 10-15 лет дает возможность активного контроля за состоянием консерванта и упаковки РОО в целом. За этот же период времени распадаются короткоживущие радионуклиды и значительно снижается радиоактивность объекта. В этот период имеется возможность внесения при необходимости каких-либо конструктивных изменений в конструкцию упаковки. Далее, с появлением возможности транспортировки к месту захоронения этот временно хранящийся забетонированный РОО 6 снова докуют и осуществляют полную вырезку отсека 6, то есть вырезают части 7 и 8, оставляя только отсек 6 (см. этап З). Затем его перегружают на транспортно-крановое судно 10 (см. этап И) и транспортируют к месту захоронения 11 в зоне многолетнемерзлых пород (см. этап К).

Остатки корпуса объекта отправляют для утилизации на предприятия Вторчермета.

Вариант М.

После бетонирования РОО 6 объект помещают в плавучий док 5 и осуществляют вырезку РОО (этап Е) с временным хранением его на берегу 12 (этап Ж). При наличии построенной и соответствующим образом оборудованной площадки захоронения с помощью транспортно-кранового судна 10 забетонированный РОО 6 перегружают (этап И) и транспортируют к месту захоронения 11 в зоне многолетнемерзлых пород (этап К). Остатки корпуса объекта отправляют для утилизации на предприятия Вторчермета.

Основные преимущества:
1. Все операции по приготовлению смесей и заполнения ими бетонируемых конструкций полностью механизированы.

2. Использование предлагаемого способа является высоконадежным, так как осуществляется серийно выпускаемыми и практически применяемыми механизмами.

3. В радиационно опасной зоне осуществляется только кратковременный монтаж части технологической цепочки (трассовые бетоноводы 3) для укладки смесей, требующий минимального (речь может идти о минутах) участия обслуживающего персонала.

4. Из-за отсутствия необходимости дезактивации радиоактивных помещений и оборудования появление вторичных вод загрязнения полностью отсутствует.

Все основные операции выполнятся при нахождении людей вне радиационно опасной зоны дистанционно управляемыми механизмами.

Заявляемые признаки соответствуют уровню техники, так как не обнаружено решений, позволяющих эффективно решать поставленную задачу.

Основываясь на имеющейся информации о составе и производственной загрузке существующих судоремонтных заводов, баз ВМФ и заводов по производству бетонных растворов, можно сделать вывод о том, что без дополнительных капитальных затрат можно ежегодно обеспечивать регулярный вывод из эксплуатации, утилизацию, временное хранение и захоронение радиационно опасных объектов.

Предлагаемый способ является оптимальным и может обеспечить нормальное функционирование и безопасность захоронения объектов в целом с учетом требований МАГАТЭ.

При этом способе слабость одного барьера может быть скомпенсирована сдерживающей способностью других барьеров, так как общепризнанно, что геологический барьер играет наиболее важную роль в обеспечении долговременной безопасности.

Преимущества предлагаемого способа состоят также в том, что он позволяет упростить технологическую цепочку обращения с РАО, избежать дорогостоящей переработки конструкций и образования вторичных отходов и связанных с этим громоздких процедур обработки, кондиционировании и удалении отходов различной степени радиоактивности.

Способ включает выемку отработавших тепловыделяющих сборок с последующим комплексным инженерным обследованием объекта, во время которого определяют техническое состояние корпуса, оборудования и систем, а также возможности удаления радиационно опасных отходов из помещений объекта. Производят демонтаж и выгрузку механизмов и оборудования. В радиационно опасный отсек на плаву укладывают твердеющую смесь, удерживая при этом объект на ровном киле. Затем производят вырезку радиационно опасного отсека с двумя смежными с ним отсеками с приданием вырезанной части плавучести и временным хранением ее на плаву. Для окончательного захоронения радиационно опасного отсека этот отсек вырезают и транспортируют к месту захоронения. Способ обеспечивает безопасный и без дополнительных капитальных затрат вывод из эксплуатации и временное хранение объектов с радиационно опасными отсеками. 1 ил.

Способ вывода из эксплуатации, временного хранения и дальнего захоронения объектов с радиационно опасными реакторными отсеками, по которому осуществляют выемку отработавших тепловыделяющих сборок, демонтаж и выгрузку механизмов и оборудования, вырезку радиационно опасного отсека, его транспортировку и захоронение, отличающийся тем, что после процесса выемки отработавших тепловыделяющих сборок проводят комплексное инженерное обследование объекта, в том числе определение технического состояния корпуса, оборудования и систем, возможности удаления радиационно опасных отходов из помещений объекта, производят укладку твердеющих смесей в радиационно опасный отсек на плаву с удержанием объекта на ровном киле, затем производят вырезку радиационно опасного отсека с двумя смежными с ним отсеками с приданием вырезанной части плавучести и временным хранением ее на плаву, а также последующей вырезкой радиационно опасного отсека с дальнейшей транспортировкой и захоронением его.