СПОСОБ ВЫВОДА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ КАНАЛЬНОГО УРАН-ГРАФИТОВОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Российский патент 2012 года по МПК G21C11/02 

Изобретение относится к атомной промышленности в части технологии вывода из эксплуатации канальных уран-графитовых ядерных реакторов и может быть использовано для снижения радиационного воздействия на окружающую среду, население и персонал.

Уран-графитовый реактор после его перевода из ядерно-опасного в ядерно-безопасное состояние представляет собой радиационно опасный объект и требует определения стратегии (способа) вывода его из эксплуатации.

В мировой практике в настоящее время в качестве основной принята концепция вывода из эксплуатации по варианту ликвидация, подразумевающему достижение конечного состояния реакторной площадки - «Коричневой лужайки». Данный вариант предполагает демонтаж оборудования и освобождение зданий и сооружений, не предназначенных для дальнейшего использования, переработку и вывоз всех радиоактивных отходов с территории и доведение ее до состояния, пригодного для нужд атомной энергетики, например для строительства хранилища радиоактивных отходов или иной экономической деятельности, например для создания технопарка.

Реализация данной концепции возможна как в рамках стратегии немедленного вывода, так и по варианту отложенного демонтажа. Стратегия немедленного вывода из эксплуатации энергоблоков в сравнении с отложенным демонтажем имеет свои недостатки. В этом случае работы по демонтажу выполняются на оборудовании, имеющем более высокие уровни радиоактивности, что требует принятия более серьезных и дорогостоящих мер для защиты персонала, выполняющего эти работы.

Основным способом обеспечения минимальных пределов радиационного воздействия от остановленного реактора является отложенный демонтаж после периода безопасного сохранения. По этому способу реакторное сооружение приводят в ядерно-безопасное состояние и оставляют под наблюдением в течение определенного периода времени - от 30 до 100 и более лет, после чего демонтируют. В течение длительного хранения распад радионуклидов ведет к уменьшению активности и мощности дозы на установке и облегчает процесс демонтажа (Елагин Ю.П. Регулирование процессов снятия с эксплуатации АЭС. - Атомная техника за рубежом, 2007, №1, с 3-12).

Уран-графитовый реактор, например промышленный уран-графитовый реактор типа АДЭ, после его перевода из ядерно-опасного в ядерно-безопасное состояние представляет собой сооружение, состоящее из графитовой кладки, составленной из колонн графитовых блоков, и окружающих ее несущих металлоконструкций (МК), выполняющих также функции радиационной защиты.

В кладке, верхней и нижней металлоконструкциях имеются соосные отверстия, которые образуют тракт технологического канала для размещения твэлов. Причем в ядерно-безопасном состоянии твэлы из реактора удалены. Все сооружение реактора размещено на основании бетонной шахты, стены которой выполняют функцию радиационной защиты и несущей конструкции. Между боковыми металлоконструкциями и стенами шахты имеется песчаная засыпка.

Известен способ вывода из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов, включающий два этапа. На первом этапе: оценивается состояния реакторного оборудования (РО) в пределах шахт реактора; определяется объем, трудозатраты и очередность выполнения демонтажных работ; в соответствии с проектной и конструкторской документацией разрабатываются и реализуются организационно-технические мероприятия по поддержанию РО в безопасном состоянии. На этом этапе в пределах шахты реактора выполняются демонтажные работы и работы по созданию и укреплению защитных барьеров, надежно изолирующих реактор от окружающей среды. Все работы по бетонированию выполняются с использованием гидроизоляционного бетона. Демонтаж активированного РО может проводиться без выдержки с начала проведения работ по выводу из эксплуатации с соответствующим обоснованием и разработкой мероприятий по радиационной защите, либо после выдержки, необходимой для спада активности подлежащего демонтажу РО. На время проведения работ по выводу из эксплуатации, включая время выдержки реактора, требуется: наблюдение за состоянием РО внутри шахты реактора; поддержание в работоспособном состоянии систем, обеспечивающих безопасность реактора; выполнение мониторинга окружающей среды. Длительность 1-го этапа определяется длительностью производимых работ и составляет 3-5 лет без учета времени выдержки загрязненного оборудования. На этапе 2 (мониторинг) предусматриваются работы, связанные с осуществлением контроля: температуры графитовой кладки, относительной влажности воздуха в кладке, спада радиоактивности, механических свойств металла и коррозионного состояния несущих металлоконструкций реакторного пространства. Мониторинг и техническое обслуживание локализованного реакторного оборудования, несущих металлоконструкций выполняются в течение не менее 100 лет. [Концепция вывода из эксплуатации ПУГР АДЭ-2 - ОАО «ГИ ВНИПИЭТ», Инв. №06-05769, 2007] - прототип.

Указанный способ (прототип) имеет недостатки:

- значительные объемы демонтажных работ в радиационно опасных условиях;

- большие объемы радиоактивных отходов, образующихся при демонтаже реакторного оборудования;

- сроки вывода реактора из эксплуатации растягиваются до 100 лет, что является неприемлемым с точки зрения перекладывания решения проблемы на будущие поколения;

- отсутствие научно обоснованных методов утилизации и принятой в отрасли программы по способам обращения с радиоактивно загрязненным графитом;

- нецелесообразность перезахоронения графитовых кладок, активность которых определяется долгоживущими радионуклидами, в специально предназначенных пунктах хранения, рассчитываемых обычно на 50 лет эксплуатации;

- отсутствие национальных, региональных могильников для РАО, содержащих долгоживущие радионуклиды. Объемы таких отходов возрастут на порядок по сравнению с периодом работы энергоблока на мощности.

Задачей настоящего изобретения является разработка способа, свободного от недостатков прототипа.

Предлагаемое изобретение направлено на достижение технического результата, заключающегося в выводе из эксплуатации канального уран-графитового ядерного реактора в условиях отсутствия научно обоснованных методов утилизации радиоактивно загрязненного графита, региональных могильников для РАО, содержащих долгоживущие радионуклиды, с сокращением объемов демонтажных работ, дозовых нагрузок на персонал и срока окончательной изоляции накопленной активности.

Для получения указанного технического результата в предлагаемом способе вывода из эксплуатации канального уран-графитового ядерного реактора, установленного в образованной стенками и основанием бетонной шахте, имеющего верхнюю и нижнюю металлоконструкции с отверстиями, графитовую кладку, боковые металлоконструкции, полость с песчаной засыпкой между боковыми металлоконструкциями и стенками бетонной шахты, включающем демонтаж доступного реакторного оборудования, усиление основания реактора армированным гидроизоляционным бетоном, формирование над реактором и шахтой защитного перекрытия, предварительно на этапе строительства площадка размещения реакторной установки выбирается таким образом, чтобы окружающие геологические структуры и инженерные сооружения образовывали мультибарьерную систему безопасности, достаточную для вывода из эксплуатации по варианту захоронения на месте. На заключительном этапе жизненного цикла канального уран-графитового ядерного реактора контаймент, сформированный естественными и искусственными барьерами, используют для захоронения радиоактивных отходов, образующихся при выводе из эксплуатации реакторной установки и реабилитации территории промышленной площадки.

С целью уменьшения проницаемости песчаной засыпки радионуклидами в нее нагнетается гелеобразующий раствор с неорганическим ионообменником.

Образующиеся в процессе вывода из эксплуатации радиоактивные отходы преимущественно окончательно изолируются в реакторном пространстве, ограниченном с одной стороны графитовой кладкой и с другой стороны элементами биологической защиты, в матрице из мелкодисперсных глинистых минералов.

При необходимости существующие барьеры безопасности усиливаются и создаются дополнительные, исходя из реализации концепции глубоко эшелонированной (многобарьерной) защиты.

Кроме того, преимущественно в качестве места строительства реакторной установки выбирается горная выработка, образующая естественный контаймент, который в состоянии воспринимать значительные внешние и внутренние нагрузки и воздействия.

Реализация настоящего изобретения дает возможность существенно сократить сроки и стоимость работ по выводу реактора из эксплуатации без перекладывания решения проблем на будущие поколения, а также значительно снизить риски неконтролируемого распространения радионуклидов за пределы промышленной площадки уран-графитового ядерного реактора и интегральную дозовую нагрузку на персонал.

На фигуре представлена схема реакторной установки после реализации настоящего изобретения на примере промышленного уран-графитового реактора АДЭ-2.

Реактор размещается в горных выработках. Горный массив образует естественный природный барьер безопасности 8, который в совокупности с существующими и дополнительно создаваемыми защитными барьерами обеспечит выполнение современных требований радиационной безопасности. Кроме того, горный массив выполняет функцию основного конструктивного элемента подземного сооружения, который в состоянии воспринимать значительные внешние и внутренние техногенные нагрузки и воздействия. В песчаную засыпку 5 нагнетают гелеобразующий раствор, содержащий неорганический ионообменник. Реакторное пространство 3 используют для захоронения радиоактивных отходов, образующихся при выводе из эксплуатации реакторного оборудования. Радиоактивные отходы окончательно изолируются в реакторном пространстве в матрице из мелкодисперсной композиции на основе глинистых минералов путем послойного заполнения реакторного пространства, исключающего образование локальных пустот. После заполнения реакторного пространства и усиления существующих барьеров безопасности доступ в горную выработку, в которой размещен реактор, прекращается путем заполнения свободного пространства бутовым камнем 9. Таким образом, в конечном состоянии реактор защищен многобарьерной системой, обеспечивающей надежную изоляцию радионуклидов от окружающей среды, сочетающей существующие барьеры (графитовая кладка 1, кожух 2, бетонная шахта 6, окружающая выработку горная порода 8) и вновь создаваемые защитные барьеры (засыпка глиной 3, нагнетание гелеобразующего раствора, содержащего неорганический ионообменник, в песчаную засыпку 5, бетонирование подреакторного пространства 7, перекрытие, герметизирующее шахту реактора 10).

Изобретение относится к атомной промышленности, а именно к технологии вывода из эксплуатации канальных уран-графитовых реакторов. Способ вывода из эксплуатации канального уран-графитового ядерного реактора, установленного в образованной стенками и основанием бетонной шахте, имеющего верхнюю и нижнюю металлоконструкции с отверстиями, графитовую кладку, боковые металлоконструкции, полость с песчаной засыпкой между боковыми металлоконструкциями и стенками бетонной шахты, включающий демонтаж доступного реакторного оборудования, усиление основания реактора армированным гидроизоляционным бетоном, формирование над реактором и шахтой защитного перекрытия. Площадка размещения реакторной установки выбирается таким образом, чтобы окружающие геологические структуры и инженерные сооружения образовывали барьеры безопасности, достаточные для вывода из эксплуатации по варианту захоронения на месте, при этом сформированный естественными и искусственными барьерами контаймент используют для захоронения радиоактивных отходов в матрице из мелкодисперсной композиции на основе глинистых минералов. Изобретение позволяет вывести из эксплуатации канальный уран-графитовый ядерный реактор в условиях отсутствия региональных могильников для РАО, содержащих долгоживущие радионуклиды, с сокращением объемов демонтажных работ, дозовых нагрузок на персонал и срока окончательной изоляции накопленной активности. 4 з.п. ф-лы, 1 ил.

1. Способ вывода из эксплуатации канального уран-графитового ядерного реактора, установленного в образованной стенками и основанием бетонной шахте, имеющего верхнюю и нижнюю металлоконструкции с отверстиями, графитовую кладку, боковые металлоконструкции, полость с песчаной засыпкой между боковыми металлоконструкциями и стенками бетонной шахты, включающий демонтаж доступного реакторного оборудования, усиление основания реактора армированным гидроизоляционным бетоном, формирование над реактором и шахтой защитного перекрытия, отличающийся тем, что площадка размещения реакторной установки выбирается таким образом, чтобы окружающие геологические структуры и инженерные сооружения образовывали барьеры безопасности, достаточные для вывода из эксплуатации по варианту захоронения на месте, при этом сформированный естественными и искусственными барьерами контаймент используют для захоронения радиоактивных отходов в матрице из мелкодисперсной композиции на основе глинистых минералов.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что существующие барьеры усиливают путем нагнетания в песчаную засыпку гелеобразующего раствора с неорганическим ионообменником.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что локализация и окончательная изоляция основных радиоактивно загрязненных компонентов оборудования, строительных конструкций, радиоактивных отходов осуществляется в пределах шахты реактора.

4. Способ по п.1, отличающийся тем, что реактор размещается в горной выработке, образующей естественный контаймент, который в состоянии воспринимать значительные внешние и внутренние техногенные нагрузки и воздействия.

5. Способ по п.1, отличающийся тем, что при формировании глубоко эшелонированной (многобарьерной) защиты предусматривается сочетание существующих барьеров (кожух, бетонная шахта, окружающая выработку горная порода и т.д.) и вновь создаваемых защитных барьеров (засыпка глиной, бетонирование подреакторного пространства, перекрытие, герметизирующее шахту реактора и т.д.), а общее число барьеров не меньше шести.