Способ обращения с отработавшим реакторным графитом ядерного уран-графитового реактора
METHOD OF HANDLING OF SPENT REACTOR GRAPHITE NUCLEAR URANIUM-GRAPHITE REACTOR

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.
6
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 10 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.
60
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 Со, 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.
36
14
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, Cl и радиоактивный С, 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.
2
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/м 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