Способ обращения с отработавшим реакторным графитом ядерного уран-графитового реактора

Изобретение относится к области обращения с твердыми радиоактивными отходами, в частности обращению с отработавшим графитом (ОГ) при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов. Способ обращения с отработавшим реакторным графитом при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов включает предварительную временную выдержку графитовой кладки, демонтаж кладки, упаковку отработавшего графита в контейнеры и захоронение в приповерхностном или глубинном пункте захоронения. Перед демонтажом графитовой кладки осуществляют пропитку графитовых блоков акриловой грунтовкой на водной основе. Изобретение позволяет создать дополнительные защитные барьеры безопасности при демонтаже ОГ, транспортировке графитовых блоков и упаковке ОГ в контейнеры и снизить коллективные дозы облучения персонала при обращении с ОГ при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов. 1 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл.

 

Изобретение относится к области обращения с твердыми радиоактивными отходами (РАО), в частности, обращению с отработавшим графитом (ОГ) при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов (УТР).

Одной из актуальнейших проблем, связанных с выводом из эксплуатации атомных электростанций с уран-графитовыми реакторами, является проблема обращения с радиоактивным графитом. Суммарное количество реакторного графита на выводимых из эксплуатации АЭС в России составит ~ 40000 тонн.

Графит используется в качестве замедлителя в уран-графитовых реакторах. Как пример, активная зона уран-графитового реактора РБМК-1000, построена из плотно стоящих графитовых колонн размерами 250*250*8000 со сквозным по всей высоте каждой колонны вертикальным отверстием диаметром 114 мм. Каждая колонна состоит из графитовых блоков 250*250*600. Общая масса всего ОГ на 1-м блоке Ленинградской АЭС распределена следующим образом:

В процессе вывода из эксплуатации энергоблока ядерного реактора типа РБМК, весь графит из графитовой кладки переходит в категорию РАО 1÷4 класса.

Учитывая горючесть графита, его хранение требует специальных мер безопасности. Кроме того, углерод - один из самых распространенных элементов живых систем. Поэтому при попадании в природную среду он может стать частью живых систем и подвергнуть ее внутреннему облучению, приводящему к различным негативным последствиям.

Радионуклиды в графите в процессе эксплуатации появляются в результате:

1- нейтронной активации примесей графита и самого углерода матрицы, а также активации газовой смеси, охлаждающей графит;

2- попадания в кладку продуктов деления ядерного топлива и продуктов коррозии, а также самого топлива при нарушении герметичности технологических каналов (ТК). Ячейки, в которых происходила разгерметизация ТК, известны из журналов эксплуатации реактора.

Графит, радиоактивность которого определяется радионуклидами активационного происхождения, относятся, как правило, к РАО 2-4 класса. Определяющим 2 класс твердых РАО является долгоживущий радионуклид углерод С-14 с максимальной удельной активностью не выше 106 Бк/г.Третий и четвертый классы твердых РАО определяется в основном кобальтом Со-60.

При попадании в графитовую кладку урана-235 и трансурановых радионуклидов при аварийных протечках ЯМ из технологических каналов возможно образование РАО 1-го и 2-го класса. Участки с данными радиоактивными загрязнениями локализованы в отдельных местах кладки. Этих участков немного, они ограничены по объему. С увеличением времени эксплуатации количество этих участков после прорыва топлива может увеличиваться, при этом возможно загрязнение ближайших соседних графитовых колонн. Федеральный Закон РФ №190-ФЗ от 11.07.2011 требует подземного захоронения твердых долгоживущих РАО 2 класса на глубину более 100 м.

До последнего времени в мировом опыте не существовало единых отработанных, экологически безопасных и надежных способов обращения с подобным графитом, с окончательным захоронением его, как твердых РАО, особенно для уран-графитовых реакторов больших мощностей РБМК.

Все варианты обращения с ОГ начинаются с временной выдержки кладки ОГ после изъятия ТВС (выдержка 10-20 лет, применяется для всех реакторов) для уменьшения дозовых нагрузок на обслуживающий персонал за счет распада основных короткоживущих γ-радионуклидов, особенно 60Со, после чего непосредственно следуют этапы обращения с ОГ.

Известен способ обращения с ОГ, заключающийся в подземном захоронении целиком реактора по месту его эксплуатации с принятием мер безопасности по выщелачиванию долгоживущих нуклидов на время более 300 лет. При этом графитовая кладка не извлекается из реакторной установки. (А.О. Павлюк. Технические решения и опыт АО «ОДЦ УГР» по обращению с облученным графитом при выводе из эксплуатации. Москва. 21.22.11.2017. http://www.atomeco.org/mediafiles/u/files/2017/materials/06_ATOMEKO_Pavlyuk_A.O..pdf). Данное техническое решение осуществлено в Сибирском химическом комбинате. Реализация данного способа стала возможной вследствие того, что верхний уровень графитовой кладки в этих реакторах ниже нулевой отметки на несколько метров, что позволило создать «зеленую площадку».

Для реакторов УГР большой мощности (РБМК-1000, РБМК-1500), уровень пола центрального зала которых выше нулевой отметки на ~20 метров, этот способ обращения с ОГ не подходит.

Известен подобный способ переработки на небольших УГР - Курчатовский институт, где ОГ из кладки демонтировался частично, и оставшаяся часть кладки вместе с корпусом реактора изымалась подъемным краном и перемещалась к месту дальнейшей переработки (А.А. Абрамов, В.В. Вагин, и др. Ликвидация крупных ядерно- и радиационно-опасных объектов в условиях плотной жилой застройки г. Москвы. НИЦ«Курчатовский Институт».2015 г).

Недостатком способа является обязательное появление радиоактивной пыли, которая возникает при демонтаже графитовых блоков кладки и перемещении их к месту дальнейшей переработки. Кроме того способ изъятия всего корпуса реактора с оставшимся графитом, используемый для малых реакторов, неприменим для РБМК -1000 и РБМК -1500, из-за больших размеров и массы реакторов.

Наиболее близким к заявляемому способу по технической сущности и совокупности существенных признаков является способ обращения с отработавшим графитом, включающий предварительную временную выдержку графитовой кладки, демонтаж кладки, упаковку отработавшего графита в контейнеры и захоронение в приповерхностном или глубинном пункте захоронения (М.А. Туктаров, Л.А. Андреева, А.А. Роменков. Кондиционирование реакторного графита выводимых из эксплуатации уран-графитовых реакторов для целей захоронения. АО «НИКИЭТ», Москва, 2016. http://www.atomic-energy.ru/articles/2016/06/08/66585. Схема обращения с ОГ представлена на фиг. 1. Выбор стратегии захоронения ОГ в приповерхностном или глубинном пункте захоронения РАО (ПЗРО) - определяется рядом технико-экономических факторов, и в том числе расположением ядерной установки (ЯУ), наличием транспортной инфраструктуры от ЯУ к ПЗРО, радионуклидным составом отходов и др.

Недостатком наиболее близкого аналога является образование радиоактивной пыли при демонтаже графитовой кладки, транспортировке графитовых блоков и упаковке ОГ в контейнеры. Это связано с изменение механических свойств графита в процессе эксплуатации. При долголетнем облучении графитовой кладки РБМК быстрыми нейтронами и при тепловых нагрузках на графитовые колонны, графит реактора теряет плотность, становится трещиноватым, рыхлым и хрупким, особенно в областях центрального отверстия колонны, расположенных ближе к технологическому каналу. В графитовых колоннах появляются излучины в направлении от центра реактора, и концу срока эксплуатации в колоннах появляются продольные трещины. Поэтому при любой механической операции при демонтаже и транспортировке образуется радиоактивная пыль. Пыль содержит высокие концентрации β-радионуклидов в частности тритий, 36Cl и радиоактивный 14С, которые практически не распадаются, за время выдержки реактора.

Задача, решаемая изобретением, заключается в создании дополнительных барьеров безопасности при демонтаже отработавшего графита, транспортировке графитовых блоков и упаковке ОГ в контейнеры

Сущность предлагаемого технического решения заключается в том, что в способе обращения с отработавшим реакторным графитом при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов, включающем предварительную временную выдержку графитовой кладки, демонтаж кладки, упаковку отработавшего графита в контейнеры и захоронение в приповерхностном или глубинном пункте захоронения, предложено перед демонтажем графитовой кладки осуществлять пропитку графитовых блоков акриловой грунтовкой на водной основе.

Кроме того, предложено на поверхность каналов в графитовых блоках наносить 2-3 слоев грунтовки с просушкой после каждой пропитки, а непосредственно при выемке графитовых колонн производить пропитку их наружных поверхностей путем нанесения одного слоя грунтовки.

В предлагаемом техническом решении использован следующий отличительный признак: перед демонтажем графитовой кладки осуществляют пропитку графитовых блоков акриловой грунтовкой на водной основе.

В порядке обоснования соответствия заявленного отличительного признака изобретения критериям новизна, изобретательский уровень приводим следующее. По сравнению с ближайшим аналогом пропитка графитовых блоков акриловой грунтовкой на водной основе позволяет создать дополнительные барьеры безопасности при демонтаже отработавшего графита энергоблока транспортировке графитовых блоков и упаковке ОГ в контейнеры. Это связано с тем, что распыляемая акриловая пропитка на водной основе, быстро и глубоко проникает в поры и трещины, надежно фиксирует рыхлый поверхностный слой графита, примыкавшего к технологическим каналам, препятствуя образованию радиоактивной пыли различных стадиях обращения с отработавшим реакторным графитом. Временной промежуток между нанесением слоев пропитки выбирается соответственно технологическому паспорту на пропитку. Ожидаемый расход акриловой грунтовки глубокого проникновения ~250-350 г/м2 в зависимости от впитывающей способности графита и количества слоев покрытия.

При извлечении графитовой колонны из кладки, графитовые блоки будут тереться наружными поверхностями о соседние графитовые колонны, генерируя радиоактивную пыль в воздушное пространство центрального зала. Для предотвращения этого процесса предложено дополнительно наносить быстросохнущее акриловое покрытие на наружные поверхности графитовых блоков непосредственно при выемке колонны в центральный зал энергоблока.

После пропитки каналов и наружных поверхностей графитовые блоки можно перемещать, укладывать в контейнеры и готовить к захоронению.

Использование грунтовки глубокого проникновения на водной основе позволяет обеспечить экологическую и пожарную безопасность при проведении работ.

Пропитка графитовых блоков акриловой грунтовкой на водной основе была опробована на реальных графитовых блоках типа ГР-280 (не бывших в эксплуатации) размерами 250*250*600 с внутренним сквозным отверстием диаметром 114 мм.

Блок разрезался поперек на две равные половины, размерами 250*250*300. Пропитку проводили краскораспылителем с наружной и внутренней поверхностей обеих половинок блока. Применялась акриловая грунтовка (марка Knauf-Multi Grund). Выдержка между нанесением слоев грунтовки 1 день.

Оценка склонности поверхностей графитовых блоков к пылеобразованию определялась следующим образом:

Одна половина графитового блока гранью 250*300 укладывалась на ровную поверхность, на полиэтиленовую пленку. Вторая половина перемещалась с трением по первой 50 раз, с давлением на первую половину блока только весом второй половины ~27 кг. Число перемещений одной половины графитовых блоков относительно другой было выбрано из расчета, что каждая графитовая колонна высотой 8 м при извлечении из кладки будет тереться о соседние колонны двумя сторонами.

Собранная графитовая пыль и крошка, образовавшиеся в результате истирании половинок блоков, взвешивались на электронных весах RE-260.

Проведенные испытания показали, что пропитка графитовых блоков акриловой грунтовкой на водной основе позволяет снизить пылеобразование при одноразовой обработке в 18 раз. При нанесении двух и трех слоев грунтовки снижение составляет 25-30 раз. Нанесение следующих слоев экономически нецелесообразно.

Таким образом, использование предлагаемого технического решения позволяет создать дополнительные защитные барьеры безопасности при демонтаже отработавшего графита, транспортировке графитовых блоков и упаковке ОГ в контейнеры и снизить коллективные дозы облучения персонала при обращении с отработавшим реакторным графитом при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов

1. Способ обращения с отработавшим реакторным графитом при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов, включающий предварительную временную выдержку графитовой кладки, демонтаж кладки, упаковку отработавшего графита в контейнеры и захоронение в приповерхностном или глубинном пункте захоронения, отличающийся тем, что перед демонтажом графитовой кладки осуществляют пропитку графитовых блоков акриловой грунтовкой на водной основе.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что на поверхность каналов в графитовых блоках наносят 2-3 слоя грунтовки с просушкой после каждой пропитки, а непосредственно при выемке графитовых колонн производят пропитку их наружных поверхностей путем нанесения одного слоя грунтовки.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к устройствам для устранения радиоактивного заражения радиоактивных отходов. Установка электрохимической дезактивации металлических радиоактивных отходов включает трубопровод, оборудованный запорной арматурой, модуль обработки металлических радиоактивных отходов, содержащий блок электрохимической дезактивации, соединенный вентиляционным каналом с модулем вентиляции и оборудованным запорной арматурой трубопроводом подачи и выгрузки дезактивирующего раствора, с модулем приема дезактивирующего раствора.

Изобретение относится к устройству для отмывки внутренней и наружной поверхностей труб от продуктов коррозии и последующей пассивации отмытых поверхностей, а также может быть использовано для дезактивации труб низкого уровня активности.

Изобретение относится к области создания сорбционных защитных экранов, которые могут быть использованы при рекультивации земель, содержащих техногенные отходы и природные образования с повышенным радиационным фоном.

Изобретение относится к области обращения с радиоактивными отходами. Способ извлечения радиоактивного битумного компаунда из хранилища заключается в том, что извлечение осуществляется с помощью оборудования (приспособления), имеющего температуру, превышающую температуру плавления битума, но ниже температуры вспышки, обеспечивающего локальный нагрев по границе извлекаемого фрагмента битума, приводя битумный компаунд в состояние, пригодное для его захвата и извлечения, с последующим перемещением извлекаемого фрагмента в контейнер.

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к электрооборудованию реакторной установки с водо-водяным энергетическим реактором (РУ с ВВЭР). Ультразвуковая установка для дезактивации приводов СУЗ содержит ванну со съемной крышкой, входным и выходным патрубками и трубопроводами для циркуляции дезактивирующего раствора, внутренним ультразвуковым излучателем, внешними закрепленными на корпусе ванны ультразвуковыми излучателями.

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано в составе перегрузочного оборудования ядерного реактора. Наклонный подъемник ядерного реактора содержит тележку 1 с гильзой 2 для ОТВС, которая перемещается по рельсовому пути 3 в наклонном коридоре 4 с помощью троса 8.

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано в составе перегрузочного оборудования ядерного реактора. Заявленный рельсовый путь наклонного подъемника ядерного реактора выполнен с чередованием прямолинейных и криволинейных участков, причем начальный и конечный участки выполнены прямолинейными и расположены под одним углом наклона α к плоскости горизонта.

Изобретение относится к технологиям хранения ядерного топлива на объектах ядерной энергетики и может быть использовано для экспериментального определения параметров ядерной безопасности - реактивности и эффективного коэффициента размножения - бассейнов выдержки (БВ) хранилищ отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ) атомных электростанций (АЭС).

Изобретение относится к области подземного строительства и предназначено для создания природно-техногенных мультибарьеров, располагаемых в толщах осадочных, метаморфических и изверженных горных пород на глубинах до 700…1000 м, в основном, в вертикальных выработках.

Изобретение относится к средствам эксплуатации атомных электростанций. Инструмент предназначен для дистанционного визуального поиска, извлечения посторонних предметов, технологического мусора и твердых радиоактивных материалов из внутренних полостей топливных каналов реактора и контуров теплоносителя.

Изобретение относится к области обращения с твердыми радиоактивными отходами, в частности обращению с отработавшим графитом при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов. Способ обращения с отработавшим реакторным графитом при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов включает предварительную временную выдержку графитовой кладки, демонтаж кладки, упаковку отработавшего графита в контейнеры и захоронение в приповерхностном или глубинном пункте захоронения. Перед демонтажом графитовой кладки осуществляют пропитку графитовых блоков акриловой грунтовкой на водной основе. Изобретение позволяет создать дополнительные защитные барьеры безопасности при демонтаже ОГ, транспортировке графитовых блоков и упаковке ОГ в контейнеры и снизить коллективные дозы облучения персонала при обращении с ОГ при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов. 1 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл.

Наверх