Перейти к записям
Апр 27 / Владимир Кузнецов

Два Зеленых кургана на месте Игналинской АЭС (беспыльная технология хранения графита и других РАО))

О проблеме безопасного обращения с облученным реакторным графитом (ОРГ) остановленных АЭС.

После пуска и ввода в работу первой в мире АЭС прошло 65 лет. За прошедшие годы в мире были построены и введены в эксплуатацию сотни уран-графитовых реакторов (УГР). В РФ в настоящее время десятки реакторов этого типа остановлены, другие завершают продленные сроки эксплуатации и будут выводиться из работы в ближайшие годы. К настоящему моменту в РФ остановлены все УГР –наработчики плутония и самый первый УГР типа РБМК-1000 на Ленинградской АЭС. Остановлены УГР на Украине (три РБМК-1000) в Литве-два РБМК-1500). На все остановленные реакторы имеются стратегии и Программы вывода из эксплуатации, а один УГР, находящийся в глубокой шахте, уже захоронен на месте (г. Северск, Томской области). «Теперь все помещения реактора заблокированы глиной, так надежнее. Такая конструкция, говорят эксперты, не даст распространиться радиации. Реактор укрыт надежно на ближайшие 10 тыс. лет.»

В мире накоплено примерно 250 тысяч тонн ОРГ (из них около 60 тысяч тонн — в РФ). При этом, в силу специфичности ОРГ, в мире пока н е определены промышленные технологии безопасного обращения с этим типом твердых радиоактивных отходов (РАО). В связи с этим, при разработке стратегий и программ вывода из эксплуатации УГР типа РБМК существует неопределенность, трудно разрешимая в настоящее время- это необходимость утилизации ОРГ, являвшегося замедлителем нейтронов в этих реакторах. Масса графитовой кладки одного реактора РБМК-1000, 1500 составляет более 1700 тонн. На любом уровне мощности графитовая кладка продувается азотом или азотно-гелиевой смесью. При столкновении нейтрона с ядром азота-14 (7 протонов и 7 нейтронов) образуется ядро углерода-14 (6 протонов и 8 нейтронов) и высвобождается протон (ядро атома водорода, один протон и ноль нейтронов). Углерод-14 — радиоактивный элемент. Период его полураспада составляет 5700 лет. Активность графитовой кладки реактора определяется долгоживущим изотопом 14С. Это 95 % всей активности графита. Поэтому ОРГ, как ТРО, будет иметь радиоэкологическую опасность в течение нескольких десятков тысяч лет. Учитывая горючесть графита (эффект Вигнера), его хранение требует специальных мер пожарной безопасности. Кроме того, углерод – один из самых распространенных элементов живых систем природы. Поэтому, при попадании радиоактивного изотопа 14С в природную среду он включается в естественный кругооборот, может стать частью живых систем и распространяться на обширные территории. Это означает, что организм, получивший этот элемент в качестве «кирпичика» своего тела будет подвергаться внутреннему облучению, приводящему к разным негативным последствиям. Вклад 14С в техногенное облучение населения достигает 90% коллективной дозы, поэтому задача безопасного обращения с радиоактивным графитом имеет международное значение.      https://ria.ru/20160225/1380496760.html#ixzz41O1iSw9I

Ни в одной стране мира, имеющей УГР, не разработаны безопасные промышленные технологии кондиционирования ОРГ до стадии хранения/захоронения.

В феврале м-це 2016 года в Вене, под руководством МАГАТЭ, состоялась встреча экспертной группы для подготовки международного проекта по решению проблем обращения с облученным реакторным графитом «GRAPA» (Irradiated Graphite Processing Approaches) . Проект GRAPA инициирован МАГАТЭ и будет реализовываться в течение трех лет. Цель проекта — решение широкого круга задач, включая разработку безопасных технологий извлечения графита из реакторов, переработки, временного хранения и захоронения. Существенное отличие проекта GRAPA от предыдущих подобных проектов — переход от лабораторных исследований к полноценной опытно-промышленной демонстрации технических решений. Участниками встречи являлись и специалисты Госкорпорации «Росатом». В проекте будут участвовать страны,  обладающие опытом обращения с графитовыми отходами — РФ, Великобритания, США, Франция, Германия и другие. «Опытно-демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран-графитовых реакторов» (ОДЦ УГР) создан в г. Северск, Томской области.

Демонтаж реактора.

Одной из актуальнейших проблем, связанных с выводом из эксплуатации атомных электростанций с уран-графитовыми реакторами (УГР), является проблема обращения с облученным реакторным графитом (ОРГ). Графит является замедлителем нейтронов для их участия в делении ядер U235.

Активная зона РБМК, построена из плотно стоящих вертикальных графитовых колонн размерами 250*250*8000 со сквозным вертикальным отверстием диаметром 114 мм. Каждая колонна состоит из графитовых блоков 250*250*600 (34 832 блока). Общие размеры графитовой кладки реактора РБМК, диаметр цилиндра 14 м, высота 8м. Реактор состоит из 2488 графитовых колонн со сквозными вертикальными отверстиями- трактами, в которые устанавливаются ТК с (ТВС), каналы (СУЗ) и графитовые стержни в отражателе.

Перед разборкой реактора из него выгружаются: ОТВС, ТК, каналы СУЗ и КОО. Для снижения дозовых нагрузок от гамма-фона Со-60, до начала демонтажа, графитовая кладка выдерживается от 10 до 20 лет, при этом, удельная гамма-активность снижается в 4÷15 раз. графит реактора при долголетнем облучении быстрыми нейтронами и γ-квантами теряет плотность, становится трещиноватым, рыхлым и хрупким, с увеличенной пористостью. К концу срока эксплуатации в графитовых блоках появляются глубокие продольные трещины. Поэтому, при разборке реактора, при любом механическом воздействии на кладку, появляется угольная пыль, содержащая опасно высокие концентрации β ̶ радионуклидов, в частности трития, хлора Cl-36, радиоуглерода C-14, которые, за время выдержки реактора, практически не распадаются. Концентрация радиоуглерода С-14 повышена в поверхностных областях графитовых блоков. Эти области являются наиболее рыхлыми, хрупкими и самыми пылеобразующими. На Ленинградской АЭС в 2013 году, при частичном демонтаже кладки, как способ борьбы с радиоактивной угольной пылью было применен отсос пыли снизу графитового тракта, с задержкой пыли на последовательной цепи из циклона, скруббера, влагоотделителя и фильтров с газодувкой. (К.Г. Кудрявцев). Этот способ фильтрации успешно задерживает 99% р/а С-14, и тяжёлые радионуклиды, а тритий и Cl-36 из системы фильтрации поступали в атмосферу помещения, т. е., в ОС. В графитовой кладке удельная активность трития ~ 105÷106 Бк/г, хлора-36 ~ 105 Бк/г.

Угольная пыль от резки блоков эвакуировалась вниз через систему фильтрации. В процессе выемки графитовых блоков, и подаче их в центральный зал, пыль появлялась из трещиноватых, рыхлых слоёв графита.  Учитывая большие объёмы графитовой кладки, ее демонтаж с применением указанного способа фильтрации пыли не сможет обеспечить безопасного приемлемого уровня дозовых нагрузок на персонал.

При демонтаже реактора одним из наиболее опасных воздействий является радиационное, т. к., происходит целенаправленное разрушение защитных барьеров безопасности и возможен вынос за пределы блока большого количества радиоактивных веществ в твердом, газообразном состояниях и в виде аэрозолей. При проектировании впервые выполняемых работ очень сложно корректно учесть все факторы, путем умозрительных заключений, поэтому возрастает риск принятия ошибочных решений, приводящих к нарушению действующих правил безопасности. Сегодня в мире накоплен достаточный опыт создания и применения интерактивных имитационных трёхмерных моделей (ИИТМ) для целей отработки процедур демонтажа реакторных установок. Этот опыт системного подхода к созданию и применению ИИТМ следует использовать. Это позволит создать новые профессии ядерных программистов и операторов по демонтажу реакторов. http://www.dslib.net/energia-jadra/primenenie-imitacionnogo-modelirovanija-dlja-demontazha-reaktornyh-ustanovok-pervoj.html

Радиационная опасность облученного графита связана, в основном, с долгоживущим углеродом-14 активность, которого составляет примерно до n.105 — n.106 Бк/г, вторым по опасности является 36Cl, которого примерно в 1000 раз меньше, но его период полураспада значительно больше, чем у 14C (3. 10 5 . Еще есть довольно много 3H, удельная активность трития ~105 ÷106 Бк/г, хлора-36 105 ~ Бк/г, 137Ce и других радионуклидов. Наличие в ОРГ 60Со и 56Fе, создает не приемлемый для человека уровень гамма фона в ближайшие 50 лет. Немедленная разборка графитовой кладки через 10-15 лет после останова реактора возможна с применением робототехники т. е., только, дистанционно. Сегодня предложения по переработке реакторного графита находятся на уровне лабораторных исследований. Не исключено, что со временем появятся новые технологии безопасного обращения с графитом, чтобы переводить его в другой, более низкий класс опасности (технологии с использованием химической обработки, трансмутации с помощью малогабаритных ускорителей протонов на обратной волне или другого физического воздействия на радиоактивные изотопы, содержащиеся  в ОРГ.

http://www.atomic-energy.ru/tema/kondicionirovanie-rao

Учитывая, что ВАО АЭС имеют длительный период полураспада, практически такое хранение можно назвать вечным. Для того, чтобы полностью исключить попадание высокоактивных отходов в окружающую среду, их подвергают процедуре витрификации или остекловывания. Она заключается в смешивании расплавленных в индукционной печи радиоактивных материалов с жидким стеклом до получения однородной массы. Эта масса заливается в толстостенные контейнеры из легированной стали, где она затвердевает, образуя чрезвычайно устойчивый к действию воды и других химикатов состав. После герметизации контейнеров радиоактивные отходы считаются полностью подготовленными для захоронения.

Для такого захоронения используются подземные хранилища, глубиной несколько сотен метров. Они устраиваются в скальных породах (обычно гранитах) и оснащаются системой контроля за состоянием внутри контейнеров, а также вентиляцией. Такой контроль продолжается и после их заполнения, когда полностью использованное хранилище заливается бетоном и консервируется практически навсегда.

http://www.atomic-energy.ru/articles/2012/03/19/31946   Новая Директива Европейского Союза о радиоактивных отходах и отработавшем топливе: «Предполагается, что радиоактивные отходы будут храниться в глубинных подземных бункерах, созданных в гранитных или глинистых породах на глубине не менее 300 метров. В связи с этим ЕС в ближайшее время необходимо разработать детальную Директиву о строительстве хранилищ для отработавшего топлива и радиоактивных отходов, со всеми техническими характеристиками и параметрами.»

Курганная технология изоляции выведенных из эксплуатации АЭС      http://www.atomic-energy.ru/technology/53116

Проблема вывода АЭС из эксплуатации требует скорейшего решения. Наиболее приемлемым для общества является вывод по сценарию «зеленая лужайка». Однако сложности ее реализации заставляют искать альтернативные варианты.    

Принятая в большинстве стран концепция вывода атомных электростанций из эксплуатации АЭС по варианту «зеленая лужайка» может быть реализована с большим трудом по двум причинам.

Во-первых, стоимость работ по демонтажу оборудования и конструкций АЭС, транспортировке демонтированных конструкций и устройству могильника для их захоронения по оценочным расчетам составляет не менее половины стоимости вновь возводимой АЭС аналогичной мощности. Таких денег нет не только в России, где за последние 30 лет из-за политических и экономических проблем накопления для осуществления этой деятельности были невозможны, но и в более благополучных странах.

Во-вторых, практически неразрешимой оказалась проблема выбора площадки для строительства объекта захоронения из-за сопротивления населения. Если в России, большую часть которой занимают слабозаселенные и незаселенные территории, еще возможен вывоз значительного объема радиоактивных отходов из одного субъекта федерации для захоронения в другом субьекте федерации, то, например, в Германии сложно представить себе перемещение  демонтированных радиоактивных конструкций из земли Бавария в землю Саксония.

По нашему мнению, единственным решением данной проблемы является изоляция отработавших АЭС на месте путем засыпки инертными материалами с образованием кургана. При этом здание реактора становится хранилищем для твердых радиоактивных отходов, образовавшихся за время работы энергоблока. Отработавшее ядерное топливо вывозится за пределы АЭС.

Исторический опыт показывает, что курганы (рис. 1) являются исключительно устойчивыми сооружениями и сохраняют свою форму в течение тысячелетий.

Многометровый слой инертных материалов гарантирует надежную защиту от ионизирующего излучения и несанкционированного доступа к изолированным конструкциям. Конструкции, размещенные внутри кургана, недоступны для грунтовых вод – таким образом, решается проблема, характерная для подземных хранилищ твердых радиоактивных отходов.

Еще одним преимуществом данной технологии изоляции отработавших АЭС является ее обратимость. Если когда-нибудь возникнет потребность демонтировать здание АЭС и вывезти строительные конструкции, оборудование и контейнеры с твердыми радиоактивными отходами с данной территории, то никаких препятствий для этой деятельности не возникнет.

Концепция «зеленого кургана»

Можно сформулировать следующие этапы изоляции отработавших АЭС по варианту «зеленый курган»:

  • определяются здания АЭС, подлежащие изоляции (для АЭС с ВВЭР это здание реактора);
  • с территории АЭС вывозится отработавшее ядерное топливо;
  • разбираются здания и сооружения, примыкающие к зданию, подлежащему изоляции; не радиоактивные конструкции перерабатываются в металлолом и щебень, радиоактивные складируются в здании, подлежащем изоляции;
  • твердые радиоактивные отходы, образовавшиеся за время эксплуатации АЭС,  помещаются в контейнеры и складируются в здании, подлежащем изоляции;
  • производится полная внутренняя засыпка помещений здания, подлежащего изоляции, сухим песком;
  • снаружи здание, подлежащее изоляции, засыпается глиной с образованием кургана;
  • на глину наносится плодородный слой почвы;
  • производится озеленение кургана лиственным низкорослым кустарником.

Общий объем инертных материалов, необходимых для изоляции здания реактора ВВЭР-1000 (рис. 2), составляет ориентировочно 1 млн м3.

Мы умышленно избегаем для данной концепции применения терминов «захоронение», «окончательная изоляция» и «могильник», чтобы избежать противоречий с действующим законодательством об обращении с радиоактивными отходами и использовании атомной энергии.

Технология засыпки кургана

Основной проблемой, возникающей при изоляции здания реакторного отделения АЭС внутри кургана, является опасность обрушения конструкций под массой инертных материалов при насыпке кургана. Для предотвращения подобного развития событий необходимо одновременно с внешней засыпкой заполнять внутренний объем здания. Наиболее подходящим материалом для внутреннего заполнения является кварцевый песок. Однако при свободной засыпке внутреннего объема помещения сыпучим материалом не удается обеспечить полного заполнения объема, так как угол естественного откоса для сухого песка составляет 30° (рис. 3). Это может стать причиной обрушения строительных конструкций под массой инертного материала.

Для обеспечения полного заполнения внутреннего объема здания в ОАО «НИКИМТ-Атомстрой» разработана технология засыпки с использованием роторной насадки (рис. 4). За счет вращения такой насадки песок отбрасывается к стенам помещения и полностью заполняет его объем.

Для апробирования технологии бесполостного заполнения внутреннего объема объектов, подлежащих изоляции, в ОАО «НИКИМТ-Атомстрой» создан экспериментальный стенд «Курган-1» (рис. 5).

Результаты эксперимента на стенде «Курган-1» подтвердили возможность бесполостного заполнения внутреннего объема сыпучим материалом и принципиальную возможность изоляции здания внутри кургана без нарушения целостности конструкции здания.

Следующим этапом работ по развитию концепции «зеленый курган» является апробирование технологии в реальных условиях. Наиболее подходящим для этой цели объектом является недостроенная Воронежская АСТ (атомная станция теплоснабжения), которая строилась в 1980-е годы и предназначалась для отопления Воронежа. В здании реактора установлен реактор водо-водяного типа с естественной циркуляцией тепловой мощностью 500 МВт. В начале 1990-х годов сооружение АСТ прекратилось, и в настоящее время значительная часть оборудования разворована, многие строительные конструкции пришли в негодность. По нашему мнению, Воронежская АСТ является оптимальным полигоном для отработки технологических процессов изоляции объекта по варианту «зеленый курган».

АвторыКоровкин Сергей Викторович, начальник отдела;

Тутунина Евгения Викторовна, руководитель группы.

Разместил: Владимир Кузнецов       27-04-2019

 

0
Написать нам

Подтвердите, что Вы не бот — выберите человечка с поднятой рукой: