ЗАЩИТНОЕ СООРУЖЕНИЕ ДЛЯ РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ, СПОСОБ И МАТЕРИАЛ ДЛЯ ЕГО ИЗГОТОВЛЕНИЯ Российский патент 1999 года по МПК G21F9/00 G21F3/04 G21F1/04 

Изобретение относится к области атомной энергетики и промышленности и может быть использовано при консервации на длительный период выведенных из эксплуатации аварийных радиационно- и ядерноопасных объектов, на которых произошли разрушения защитных оболочек делящихся ядерных материалов и выход радиоактивных веществ в окружающую среду.

Под радиацинно- и ядерноопасными объектами понимают объекты, на которых в ходе производственного технологического процесса применяются радиоактивные материалы (делящиеся материал и продукты их деления). В первую очередь, к числу таких объектов относятся: ядерные реакторы и радиохимические установки по переработке отработавшего ядерного топлива.

Прекращение эксплуатации этих объектов (окончательно без возобновления эксплуатации, реконструкции или модернизации) происходит в основном по двум причинам:
- в результате исчерпания ресурсного срока эксплуатации оборудования, зданий и сооружений - плановый вывод:
- по причине чрезвычайных (экстремальных) ситуаций, последствием которых является физическая невозможность восстановления объекта для дальнейшей эксплуатации (аварии, стихийные бедствия и т.п.) - аварийный вывод.

Прекращение эксплуатации радиационно- и ядерноопасных объектов, как показывает мировой опыт развития атомной энергетики и промышленности, влечет за собой необходимость проведения большого комплекса дорогостоящих мероприятий по выводу их из эксплуатации. При этом перечень мероприятий, сроки осуществления работ и их стоимость зависят, главным образом, от причин останова (в плановом порядке или в результате аварии) и состояния выводимого из эксплуатации объекта.

Последний фактор также в наибольшей степени определяет выбор концепции обращения с радиационно- и ядерноопасными объектами после их окончательного останова.

Наиболее распространенной в мировой практике концепцией вывода из эксплуатации ядерных установок является их консервация на длительный период (30-100 лет) после останова и проведения ряда подготовительных операций.

Известны защитные сооружения для радиоактивных веществ, способы и материалы для их изготовления в целях консервации объектов ядерной энергетики и промышленности, снимаемых с эксплуатации в плановом порядке [1-6].

Отличительной особенностью всех этих способов является то, что для них обязательными являются операции по полному удалению из ядерных реакторов, технологических аппаратов (основных и вспомогательных) ядерного топлива и других делящихся материалов и продуктов деления и транспортировке их в специальные хранилища радиоактивных материалов.

Реализация этих операций штатными методами возможна только при сохранении в процессе эксплуатации защитных конструкций активных зон ядерных реакторов, технологических аппаратов рдиационнохимических установок и другого радиационно- и ядерноопасного оборудования, а следовательно, при условиях невысокого уровня радиоактивности в обслуживаемых помещениях объекта. При отклонениях реальных ситуаций на объекте от нормативной (что в некоторых случаях происходит на практике), использование штатных методов для извлечения и удаления делящихся материалов становится зачастую невозможным. Требуется разработка и использование специальной индивидуальной технологии и оборудования, что значительно удорожает процесс консервации объекта.

Задача консервации радиационно- и ядерноопасных объектов еще более осложняется при выводе из эксплуатации объектов по причине аварий с разрушением активной зоны реактора, технологического оборудования и коммуникаций, основных несущих строительных конструкций. Разрушение активной зоны может привести к образованию радиационного фона в рабочих помещениях, не допускающего пребывания в них людей в течение продолжительного периода времени, исчисляемого десятками или сотнями лет, а обрушение и потеря несущей способности строительных конструкции препятствует доступу к месту нахождения аварийного ядерного топлива специальной техники с дистанционным управлением, предназначенной для проведения операций по его удалению и демонтажу оборудования.

Кроме того, при авариях на радиационно- и ядерноопасных объектах, сопровождающихся динамическими эффектами и/или процессами плавления в результате выделения тепла распада радиоактивных веществ, фрагментированные и/или расплавленные ядерные топливные материалы могут находиться в различных технологических помещениях на разных высотных отметках объектов. В последующий период времени в результате старения материалов или внешних воздействий возможны обрушения аварийных конструкций, которые могут вызвать изменения пространственного положения фрагментированных частей и/или масс затвердевших расплавов ядерного топлива, что в свою очередь может привести не только к выбросам радиоактивных веществ в окружающую среду, но и к изменениям подкритичности ядерного топлива, а динамические воздействия при обрушениях - к усилению этих изменений, т. е. к потенциальным новым ядерным авариям. Эта опасность сильно осложняет выбор способа консервации или преобразования аварийных ядерноопасных объектов, а также ограничивает выбор применяемых материалов и технических средств.

Для аварийных объектов количество предложенных способов также велико, но они исходят из конкретной ситуации на объекте и поэтому отличаются от способов планового вывода из эксплуатации тем, что имеют малую вероятность повторного использования.

Известные способы консервации объектов ядерной энергетики, выведенных из эксплуатации в результате аварии с выходом в технологические помещения большого количества радиоактивных веществ [1], включают следующие основные операции:
- контроль радиационной обстановки;
- длительная выдержка для снижения уровня радиоактивности;
- дезактивация оборудования и помещений перед демонтажем;
- демонтаж оборудования, извлечение радиоактивных и делящихся материалов;
- транспортировка извлеченных радиоактивных материалов и оборудования в специальные хранилища или на переработку.

Некоторые особенности этих способов те же, что и для способов, используемых при консервации объекта, выведенного из эксплуатации в плановом порядке. Но для них характерны такие недостатки как:
- необходимость гораздо более длительной выдержке объекта с целью снижения уровня радиоактивности, что приводит к увеличению сроков консервации;
- высокая вероятность обрушения поврежденных в результате аварии строительных конструкций в процессе демонтажа оборудования и извлечения ядерного топлива и других радиоактивных материалов;
- высокий уровень радиоактивности, что делает практически невозможным проведение работ по демонтажу оборудования и извлечению радиоактивных материалов даже с использованием робототехники;
- необходимость создания нестандартной техники для демонтажа;
- необходимость сооружения дополнительных хранилищ для радиоактивных материалов.

Известен способ консервации путем изготовления защитного сооружения с использованием специальных материалов объекта атомной энергетики, выведенного из эксплуатации в результате аварии для демонтажа оборудования и извлечения радиоактивных материалов, примененный в процессе ликвидации аварии на Чернобыльской АЭС [7] - прототип.

Этот способ, принятый в качестве ближайшего аналога - прототипа заявленным объектам, характеризуется тем, что после оценки радиационной обстановки и проведения ряда подготовительных работ, выведенный из эксплуатации в результате аварии объект, содержащий фрагменты ядерного топлива и высокоактивные радиоактивные материалы (включая оборудование и строительные конструкции), без демонтажа оборудования и без извлечения ядерного топлива и других радиоактивных материалов путем создания системы защитных барьеров заключен в защитную оболочку (условное наименование объект "Укрытие"), опирающуюся на вновь возведенные конструкции.

Анализ состояния законсервированного таким способом объекта показывает, что хотя вновь созданная система защитных барьеров и препятствует выходу активности в окружающую среду из объекта, а также защищает его в определенной степени от природных катастроф и техногенных воздействий, она обладает рядом существенных признаков, к которым следует отнести следующие:
1. Короткий срок службы (по проекту - 30 лет), что вызывает необходимость решения проблемы дальнейшей судьбы объекта уже с учетом состояния защитной оболочки.

По всей сути объект преобразуется в хранилище радиоактивных отходов высокого уровня активности. Вместе с тем физическое и физико-химическое состояние аварийных отходов, в числе которых большое количество открытых источников, не позволяет отнести его к разряду радиационно безопасных объектов, а тем более характеризовать его, как отвечающий действующим нормам и правилам (в частичности ПБЯ-90).

3. Имеется потенциальная опасность разрушения со временем возведенного сооружения, что может привести, во-первых, к выводу радиоактивных веществ в окружающую среду и, во-вторых, попаданию воды внутрь оболочки, что при контакте с открытыми фрагментами ядерного топлива и при определенных условиях может привести к самопроизвольной цепной реакции.

4. Учитывая то, что невозможно создать систему защитных барьеров, полностью герметизирующих новое сооружение, потенциальной опасностью окружающей среды являются радиоактивные выбросы при возможных локальных обручениях поврежденных конструкций внутри аварийного объекта.

Решаемой задачей настоящего изобретения является преобразование выведенного из эксплуатации радиационно- и ядерноопасного объекта в конструктивно-технологическую систему с достижением технического результата в отношении повышения экологической безопасности долговременного хранения радиоактивных отходов и материалов высокой активности на месте их образования.

В качестве кратких сведений, раскрывающих сущность изобретения, следует отметить, что достигаемый технический результат обеспечивают, например, с помощью предложенного защитного сооружения для радиоактивных веществ, включающего существующие и вновь возведенные конструктивные элементы, полости, образованные ими, в частности, заполненные радиоактивными веществами и фрагментами ядерного топлива, в том числе неупорядоченно, несущие конструктивные элементы и потерявшие несущую способность, конструкции технологических аппаратов и трубопроводов, в том числе разрушенные, в частности, тем, что соотношение минимального размера l₁ сооружения, проходящего через его геометрический центр и максимального его размера l₂ выбрано из соотношения 1,2 ≤ (l₁ + l₂)/l₂ ≤ 2. В качестве несущих конструкций использованы не потерявшие нагрузочную способность конструктивные элементы, омоноличенные заполнением затвердевшими, например, бетоном и/или сыпучими материалами. Полости, образованные конструктивными элементами, заполнены затвердевшими и/или сыпучими материала с толщиной эквивалентного защитного барьера, выбранной из условия ослабления мощности дозы гамма-излучения в источнике P₁ до допустимой мощности дозы гамма-излучения P₂ в пределах 1 ≤ P₁/P₂ ≤ 10¹². Соотношение суммарного объема всех незаполненных полостей внутри сооружения V₁ и максимального объема сооружения в целом V₂ при этом выбрано в пределах 1 ≤ (V₁ + V₂)/V₂ ≤ 1,95. Сооружение может отличаться также тем, что слой по его внешнему периметру выполнен из водонепроницаемого бетона.

В качестве кратких сведений, раскрывающих сущность изобретения следует отметить, что достигаемый технический результат обеспечивают также с помощью предложенного способа изготовления защитного сооружения, включающего определение состояния строительных конструкций, диагностику радиационных и тепловых полей, локацию ядерного топлива и других радиоактивных веществ, выбор трасс прокладки бетоноводов, установку строительного оборудования и защитных экранов, тем, что, в частности, свободные пространства объемом V₃, содержащие радиоактивные вещества и делящиеся материалы, заполняют до значений V₄, соотношения которых выбирают в пределах 0,7 ≤ V₄/V₃ ≤ 1,0, затвердевающими и/или сыпучими материалами. В них добавляют составляющие, способствующие повышенному поглощению нейтронов с их суммарным объемом V₅ и суперпластификаторы с их суммарным объемом V₆, значения которых выбирают по отношению к объему V₄ в пределах 1 ≤ (V₄ + V₅ + V₆)/V₄ ≤ 1,2. Заполнение осуществляют по направлению снизу вверх и от периферии к центру сооружения, послойно с последующей выдержкой укладываемых слоев, выбирая соотношение минимального промежутка времени выдержки t₁ и максимального промежутка выдержки t₂ в пределах 1≤ (t₁ + t₂)/t₂ ≤ 2.

Достигаемый технический результат обеспечивают также тем, что заполнение полостей затвердевшими или сыпучими материалами осуществляют, в частности, локализуя, изолируя и предотвращая перемещение выявленных конгломератов радиоактивных веществ, целенаправленно изменяя их ядерно-физические свойства.

При этом осуществляют поэтапный или непрерывный контроль мощности дозы гамма-излучения и изменения тепловых параметров бетонных масс.

Время начала работ по заполнению полостей выбираемых из условия не превышения удельного остаточного тепловыделения во фрагментах ядерного топлива величины 300 Вт на 1 т топлива по урану.

При подготовке отвержденных материалов в их состав вводят добавки, регулирующие их водонепроницаемость и сорбционные свойства.

В качестве кратких сведений, раскрывающих сущность изобретения следует отметить, что достигаемый технический результат обеспечивают также с помощью предложенного материала для изготовления защитного сооружения, который содержит быстротвердеющие пластины и текучие составляющие, а также составляющие - поглотители нейтронов. Отличительные особенности материала заключаются в том, что в качестве пластических и текучих составляющих выбраны бетоны, характеризующиеся их пластичностью, определяемой осадкой конуса в пределах 18 - 25 см, отверждаемостью, определяемой соотношением минимального времени t₃ отверждения до уровня T₁ проектной прочности, который выбран по отношению к максимальной проектной прочности T₂ в пределах 0,5 ≤ T₁/T₂ ≤ 1,0 и максимального времени t₄ отверждения до уровня T₂ прочности, выбранным в пределах 1,5 ≤ (t₃ + t₄)/t₄ ≤ 2. Все указанные материалы, включая сыпучие, выбраны с защитными свойствами, определяемыми: удельным коэффициентом k ослабления мощности дозы гамма-излучения, выбранным в пределах 1 ≤ k ≤ 20, поглощением нейтронов, определяемым из соотношения средних по спектрам нейтронов макроскопических поперечных сечений поглощения нейтронов отвержденных материалов и сыпучих материалов с поглощающими добавками Σa2 и без добавок Σa1 в пределах 1 ≤ Σa2 / Σa1 ≤ 1000, а также допустимыми градиентом температур в пределах от 2 до 30 град/м.

Следует обратить внимание, что в заявке соблюден принцип единства изобретения, так как предложенные устройство, способ и материал имеют одно и тоже назначение, служат одной цели, обеспечивают достижение одного и того же технического результата и таким образом взаимосвязаны единым изобретательским замыслом, охарактеризованным формулой изобретения. При этом концепция правовой охраны основана на том, что неразрывность и взаимосвязанность предложенных объектов, а также допускаемая вариантность осуществления отдельных существенных признаков или их совокупностей предопределяют нетрадиционный характер формулировок некоторых признаков, например, отражения особенностей предложенного материла не характеристикой входящих в него компонентов, а с помощью функциональных или конструктивных параметров, однозначно характеризующих материал, подходящий для практической реализации заявленного технического решения.

Предложенные объекты целесообразно пояснить чертежом, на котором схематически изображены основные конструктивные элементы и их особенности предложенного защитного устройства.

При изложении сведений, подтверждающих возможность осуществления изобретения целесообразно более детально описать, в частности, предложенное защитное сооружение. При описании защитного сооружения для радиоактивных веществ нецелесообразно детально останавливаться на известных из опубликованных данных его конструктивных особенностей, в частности, описывать существующие конструктивные элементы, полости, образованные ими, в частности, заполненные радиоактивными веществами и фрагментами ядерного топлива, в том числе неупорядоченно, несущие конструктивные элементы и потерявшие несущую способность, конструкции технологических аппаратов и трубопроводов, в том числе разрушенные. В число таких известных признаков защитного сооружения входят, например, следующие его основные конструктивные элементы и их особенности: 1 - бетонная подготовка (см. чертеж), 2 - слой гидроизоляции, 3 - фундаментная плита, 4 - наружная стена, 5 - внутренняя стена (перегородка), 6 - перекрытия, 7 - оборудование, 8 - скопление радиоактивных материалов, 9 - ядерное топливо. В число вновь возводимых конструктивных элементов входят: 10 - заполнение из затвердевшего и/или сыпучего материала, 11 - слой из водонепроницаемого бетона, 12 - наружная отделка, 13 - полости (объемы), не требующие заполнения.

Детально целесообразно останавливаться только на отличительных существенных конструктивных особенностях предложенного устройства, заключающихся в том, что соотношение минимального размера l₁, сооружения, соединяющего точки A и B и проходящего через его геометрический центр O (см. чертеж), и максимального его размера l₂, соединяющего точки C и D, выбрано из соотношения 1,2 ≤ (l₁ + l₂)/l₂ ≤ 2. Геометрический центр O сооружения в данном случае может быть определен, например, как центр масс объекта, по внешней конфигурации совпадающего с защитным сооружением и заполненного сплошным однородным материалом. В качестве несущих конструкций могут быть использованы не потерявшие нагрузочную способность конструктивные элементы, омоноличенные заполнением затвердевшими, например, бетоном и/или сыпучим материалом. Омоноличевание конструкций дает возможность существенно повысить прочность изготовленного защитного сооружения.

Полости, образованные конструктивными элементами, заполнены затвердевшими и/или сыпучими материалами с толщиной эквивалентного защитного барьера, выбранной из условия ослабления мощности дозы гамма-излучения в источнике P₁ до допустимой мощности дозы гамма-излучения P₂ в пределах 1 ≤ P₁/P₂ ≤ 10¹². Толщина d эквивалентного защитного барьера может быть примерно оценена в пределах 10² ≤ kd ≤ 10¹⁷, где k - удельный коэффициент ослабления мощности дозы гамма-излучения, выбранный в зависимости от видов излучения, свойств отвержденных и/или сыпучих материалов, параметров источников излучения, в пределах 0,1 ≤ k ≤ 10. Под понятием эквивалентный защитный барьер понимается защитный барьер - плоский или сферический, который можно было бы поместить между источником радиации и измерителем ее уровня для ослабления проникающей радиации до уровня, до которого ее ослабляет, в частности, заявляемое защитное сооружение. Соотношение суммарного объема всех незаполненных полостей внутри сооружения V₁ и максимального объема сооружения в целом V₂, при этом выбрано в пределах 1 ≤ (V₁ + V₂)/V₂ ≤ 1,95. В результате функционирование предложенного устройства обеспечивает надежную консервацию радиоактивных и ядерноопасных веществ. Сооружение может отличаться также тем, что слой по его внешнему периметру выполнен из водонепроницаемого бетона. При этом водонепроницаемый слой относится к вновь возводимым конструктивным элементам.

При описании предложенного способа изготовления защитного сооружения нецелесообразно детально описывать известные из опубликованных данных особенностей выполнения его операций, в частности определения состояния строительных конструкций, диагностики радиационных и тепловых полей, локации ядерного топлива и других радиоактивных веществ, выбора трасс прокладки бетоноводов, установки строительного оборудования и защитных экранов. Детально целесообразно остановиться только на отличительных существенных особенностях осуществления операций предложенного способа, заключающихся в том, что, в частности, свободные пространства объемом V₃, содержащие радиоактивные вещества и делящиеся материалы, заполняют до значений V₄, соотношения которых выбирают в пределах 0,7 ≤ V₄/V₃ ≤ 1,0, затвердевающими и/или сыпучими материалами. В них добавляют составляющшие, способствующие повышенному поглощению нейтронов с их суммарным объемом V₅ и суперпластификаторы с их суммарным объемом V₆, значения которых выбирают по отношению к объему V₄ в пределах 1 ≤ (V₄ + V₅ + V₆)/V₄ ≤ 1,2. Заполнение осуществляют по направлению снизу вверх и от периферии к центру сооружения, послойно с последующей выдержкой укладываемых слоев, выбирая соотношение минимального промежутка времени выдержки t₁ и максимального промежутка выдержки t₂ в пределах 1 ≤ (t₁ + t₂)/t₂ ≤ 2. Описанная последовательность операций и изготовленное устройство обеспечивают надежную защиту подлежащих консервации радиоактивных и ядерноопасных веществ.

Заполнение полостей затвердевшими или сыпучими материалами осуществляют, в частности, локализуя, изолируя и предотвращая перемещение выявленных конгломератов радиоактивных веществ, целенаправленно изменяя их ядерно-физические свойства. При этом осуществляют поэтапный или непрерывный контроль мощности дозы гамма-излучения и изменения тепловых параметров бетонных масс. Время начала работ по заполнению полостей выбирают из условия не превышения удельного остаточного тепловыделения во фрагментах ядерного топлива величины 300 Вт на 1 т топлива по урану. При подготовке отверждаемых материалов в их состав вводят добавки, регулирующие их водонепроницаемость, прочностные и сорбционные свойства.

При осуществлении способа, в частности после предварительных операций, целью которых является диагностика радиационной обстановки и состояния выведенного из эксплуатации объекта, все свободные объемы помещений, в том числе содержащие ядерное топливо, радиоактивные материалы, разрушенные строительные элементы и конструкции технологических аппаратов, заполняют бетоном (или другими твердеющими материалами), в который при заполнении помещений (с топливосодержащими массами, при необходимости, добавляют специально подобранные составляющие, способствующие поглощению нейтронов. Одновременно, для увеличения подвижности бетона без увеличения водоцементного отношения и достижения осадки конуса бетона 22 - 26 см, что в свою очередь, позволяет использовать для подачи бетона серийные бетононасосы и укладывать бетон без разравнивания и уплотнения, используются пластификаторы бетона. При этом, заполнения помещений рекомендуется осуществлять снизу вверх и от периферии к центру объекта.

Учитывая то, что радиоактивные вещества, ядерное топливо, элементы строительных конструкций, находящиеся на выведенном объекта в различных формах (от пылеобразного состояния до крупных фрагментов), при заполнении бетоном помещений надежно связываются в монолитный блок, выход их в окружающую среду практическим будет сведен до минимума, определяемого скоростью молекулярной диффузии.

В результате заполнения помещений бетоном происходит также закрепление и усиление строительных конструкций (разрушенных и не разрушенных), что предотвращает их обрушение при существовании объекта в течение длительного периода и исключает перемещение фрагментов ядерного топлива и/или топливосодержащих масс. Появляется также дополнительный эффект, состоящий в том, что затвердевший бетон, являясь преградой проникновению воды к местам расположения ядерного топлива, предотвращает возникновение самопроизвольной цепной реакции.

Однако из отличительных особенностей представленного способа консервации аварийных объектов является изменение их теплового состояния в результате омоноличивания. Постепенно, по мере омоноличивания помещений, содержащих фрагменты ядерного топлива и/или топливосодержащие массы, исключается естественный отвод тепла распада радиоактивных элементов конвекцией и излучением и/или специально организованный отвод тепла, что приводит к ухудшению условий охлаждения топливных масс и окружающих их материалов. Нарушение сложившегося режима неорганизованного или организованного отвода тепла неизбежно приводит к разогреву материалов. В связи с этим омноличивание ядерных аварийных объектов необходимо осуществлять исходя из величины мощности остаточного энерговыделения топлива, и/или топливосодержащих масс, при котором обеспечивается допустимый разогрев материалов - заполнителей и строительных конструкций.

Например, предлагаемый способ реализуют следующим образом:
1. До начала заполнения помещений затвердевающими материалами детально изучают радиационную обстановку и состояние строительных конструкций в местах предполагаемой прокладки бетоноводов (и в помещениях для бурения скважин), осуществляют мероприятия по снижению радиационного фона и, при необходимости, по усилению строительных конструкций в местах прокладки трасс бетоноводов.

2. С помощью серийных буровых машин выполняют буровые работы и устанавливают обсадные трубы. При этом, бурение скважин может производиться как с горизонтальным, так и с вертикальным расположением последних. Производительность буровых машин выбирают в зависимости от длины (глубины) скважин и времени, предусмотренного на выполнение этих работ, в диаметры скважин и обсадных труб - в зависимости от размеров бетоноводов, прокладываемых в них. Последние соединяют с бетононасосами, с помощью которых бетон и подается в помещение, подлежащее заполнению. Для подачи бетона используют серийные бетононасосы.

При описании предложенного материала для изготовления защитного сооружения нецелесообразно детально описывать известные из опубликованных данных особенности его компонентов, в частности, быстротвердеющих пластинчатых и текучих составляющих, а также составляющих - поглотителей нейтронов. Детально целесообразно остановиться только на отличительных особенностях материала, заключающихся в том, что в качестве пластинчатых и текучих составляющих выбраны бетоны, характеризующиеся их пластичностью, определяемой осадкой конуса в пределах 18 - 25 см, отверждаемостью, определяемой соотношением минимального времени t₃ отверждения до уровня T₁ проектной прочности, который выбран по отношению к максимальной проектной прочности T₂ в пределах 0,5 ≤ T₁/T₂ ≤ 1,0 и максимального времени t₄ отверждения до уровня T₂ прочности, выбранным в пределах 1,5 ≤ (t₃ + t₄)/t₄ ≤ 2. Все указанные материалы, включая сыпучие, выбраны с защитными свойствами, определяемыми: удельным коэффициентом k ослабления мощности дозы гамма-излучения, выбранным в пределах 1 ≤ k≤ 20, поглощением нейтронов, определяемым из соотношения средних по спектрам нейтронов макроскопических поперечных сечений поглощения нейтронов отвержденных материалов и сыпучих материалов с поглощающими добавками Σa2 и без добавок Σa1 в пределах 1 ≤ Σa2 / Σa1 ≤ 1000, а также допустимым градиентом температур в пределах от 2 до 30 град/м.

Все это и обеспечивает достижение указанного технического результата, в частности, преобразование выведенного из эксплуатации радиационно- и ядерноопасного объекта в систему экологически безопасного долговременного хранения радиоактивных материалов высокой активности, образовавшихся на объекте, при одновременном сокращении затрат на строительство хранилищ РАО, при сокращении дозовых нагрузок на персонал, осуществляющий работы по консервации и захоронению объекта.

Достигаемый технический результат, как показали данные экспериментов, может быть реализован только взаимосвязанной совокупностью всех существенных признаков заявленных объектов, отраженных в формуле изобретения. Указанные в ней отличия дают основание сделать вывод о новизне данного технического решения, а совокупность испрашиваемых притязаний в связи с их неочевидностью - о его изобретательском уровне, что доказывается также вышеприведенным детальным описанием заявленных объектов. Соответствие критерию промышленная применимость заявленных объектов доказывается как возможностью их использования в промышленных масштабах, так и отсутствием в заявленных притязаниях каких-либо практически трудно реализуемых признаков. Нижние и верхние значения заявленных пределов были получены на основе статистической обработки результатов экспериментальных исследований, анализа и обобщения их и известных из опубликованных источников данных, исходя из условия достижения указанного технического результата. При этом концепция правовой охраны основана на том, что неразрывность и взаимосвязанность предложенных объектов, а также допускаемая вариантность осуществления отдельных существенных признаков или их совокупностей предопределяют нетрадиционный характер формулировок некоторых признаков, например, отражения особенностей предложенного материала не характеристикой входящих в него компонентов, а с помощью его физических, функциональных или конструктивных параметров, однозначно характеризующих материал, подходящий для практической реализации заявленного технического решения. Все это в совокупности гарантирует исключение возможности распространения в окружающую среду консервируемых радиоактивных и ядерноопасных веществ.

Источники информации:
1. "Опыт снятия АЭС с эксплуатации". Мировая энергетика, 1997 г., N 2, стр. 16 - 21.

2. Ахмадьяров Д. М. "Бетоны нового поколения для ядерной энергетики и промышленности России". Атомная энергия, 1995 г., т. 78, вып. 2, стр. 127 - 132.

3. Кулай В.И. "Преобразование "Саркофага" Чернобыльской АЭС в подземную радиационную защиту". Атомная энергия, 1995 г., т. 78, вып. 4, сто. 283.

4. Бурангулов Н. Л. , Бавыкина А.П., Волков А.Н., Плугин А.И. "Способ подземной консервации радиационно-опасных объектов (на примере 4-го аварийного энергоблока Чернобыльской АЭС)." Атомная энергия, 1996 г., т. 81, вып. 1, стр. 70 - 72.

5. Патент 2012079 "Способ захоронения экологически опасных объектов", БИ, 1994 г., N 8, стр. 164.

6. Патент 2077746 "Способ консервации послеаварийных атомных энергетических объектов", БИ, 1997 г., N 11.

7. Ермолов Н.А., "Способы ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС." Атомная энергия, 1995 г., т. 78, вып. 3 - прототип.

Изобретение относится к атомной энергетике и промышленности и может быть использовано при консервации на длительный период выведенных главным образом в результате аварии, объектов, на которых в результате аварии произошли разрушения защитных оболочек и/или других защитных барьеров делящихся ядерных материалов и выход радиоактивных веществ в производственные помещения и окружающую среду. Сущность изобретения состоит в том, что свободные пространства помещений заполняют затвердевающим материалом, в который при необходимости добавляют специально подобранные составляющие - поглотители нейтронов и суперпластификаторы, а заполнение осуществляют по направлению с нижних отметок объекта к верхним и от периферии к центру сооружения послойно, с последующей выдержкой уложенного слоя. Высота слоя омоноличивания зависит от количества и расположения ядерного топлива, времени его выдержки до омоноличивания, состояния строительных конструкций и материала омоноличивания и определяется для каждого конкретного случая. Таким образом, используя специально подбираемые и формируемые материалы, изготавливают надежное защитное сооружение для радиоактивных и ядерноопасных веществ. 3 с. и 4 з.п. ф-лы, 1 ил.

1. Защитное сооружение для радиоактивных веществ, включающее существующие и вновь возведенные конструктивные элементы, полости, образованные ими, в частности заполненные и/или загрязненные радиоактивными веществами и фрагментами ядерного топлива, в том числе неупорядоченно, несущие конструктивные элементы и потерявшие несущую способность, конструкции технологических аппаратов и трубопроводов, в том числе разрушенные, отличающееся тем, что соотношение минимального размера l₁ сооружения, проходящего через его геометрический центр, и максимального его размера l₂ выбрано из соотношения 1,2≤(l₁+l₂)/l₂≤2, в качестве несущих конструкций использованы не потерявшие нагрузочную способность конструктивные элементы, омоноличенные заполнением затвердевшими и/или сыпучими материалами, полости, образованные конструктивными элементами, заполнены затвердевшими и/или сыпучими материалами с толщиной эквивалентного защитного барьера, выбранной из условия ослабления мощности дозы гамма-излучения в источнике Р₁ до допустимой мощности дозы гамма-излучения Р₂ в пределах 1≤Р₁/Р₂≤10¹², а соотношение суммарного объема всех незаполненных полостей внутри сооружения V₁ и максимального объема сооружения в целом V₂ выбрано в пределах 1≤(V₁+V₂)/V₂≤1,95. 2. Способ изготовления защитного сооружения, включающий определение состояния строительных конструкций, диагностику радиационных и тепловых полей, локацию ядерного топлива и других радиоактивных веществ, выбор трасс прокладки бетоноводов, установку строительного оборудования и защитных экранов, отличающийся тем, что свободные пространства объемом V₃, содержащие радиоактивные вещества и делящиеся материалы, заполняют до значений V₄, соотношения которых выбирают в пределах 0,7≤V₄/V₃≤1,0, затвердевающими и/или сыпучими материалами, в которые добавляют составляющие, способствующие повышенному поглощению нейтронов с их суммарным объемом V₅ и суперпластификаторы с их суммарным объемом V₆, значения которых выбирают по отношению к объему V₄ в пределах 1≤(V₄+V₅+V₆)/V₄≤1,2, а заполнение осуществляют по направлению снизу вверх и от периферии к центру сооружения, послойно с последующей выдержкой укладываемых слоев, выбирая соотношение минимального промежутка времени выдержки t₁ и максимального промежутка выдержки t₂ в пределах 1≤(t₁+ t₂)/t₂≤2. 3. Способ по п.2, отличающийся тем, что заполнение полостей затвердевшими или сыпучими материалами осуществляют, в частности, локализуя, изолируя и предотвращая перемещение выявленных конгломератов радиоактивных веществ, целенаправленно изменяя их ядерно-физические свойства. 4. Способ по п.2, отличающийся тем, что осуществляют поэтапный или непрерывный контроль мощности дозы гамма-излучения и изменения тепловых параметров бетонных масс. 5. Способ по п.2, отличающийся тем, что время начала работ по заполнению полостей выбирают из условия не превышения удельного остаточного тепловыделения во фрагментах ядерного топлива величины 300 Вт на 1 т топлива по урана. 6. Способ по п.2, отличающийся тем, что при подготовке отвержденных материалов в их состав вводят добавки, регулирующие их водонепроницаемость, прочностные и сорбционные свойства. 7. Материал для изготовления защитного сооружения, содержащий быстротвердеющие пластичные и текучие составляющие, а также составляющие - поглотители нейтронов, отличающийся тем, что в качестве пластичных и текучих составляющих выбраны бетоны, характеризующиеся их пластичностью, определяемой осадкой конуса в пределах 18-25 см, отверждаемостью, определяемой соотношением минимального времени t₃ отверждения до уровня Т₁ проектной прочности, который выбран по отношению к максимальной проектной прочности Т₂ в пределах 0,5≤Т₁/Т₂≤1,0 и максимального времени t₄ отверждения до уровня Т₂ прочности, выбранным в пределах 1,5≤(t₃+t₄)/t₄≤2, и/или сыпучие материалы с защитными свойствами всех указанных материалов, определяемыми удельным коэффициентом k ослабления мощности дозы гамма-излучения, выбранным в пределах 1<=k<=20, поглощением нейтронов, определяемым из соотношения средних по спектрам нейтронов макроскопических поперечных сечений поглощения нейтронов отвержденных материалов и сыпучих материалов с поглощающими добавками Σ а 2 и без добавок Σ а 1 в пределах 1<=Σ а 2/Σ а 1<=1000, а также допустимым градиентом температур в пределах от 2 до 30 град/м.