СПОСОБ ХРАНЕНИЯ УРАН-ГРАФИТОВОГО РЕАКТОРА
METHOD TO STORE URANIUM-GRAPHITE REACTOR

Изобретение относится к технологиям вывода из эксплуатации больших уран-графитовых реакторов и может быть использовано для обеспечения минимальных пределов радиационного воздействия остановленного реактора 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.
Основным способом обеспечения минимальных пределов радиационного воздействия 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).
Способ хранения реактора под наблюдением применительно к большим уран-графитовым реакторам, например промышленным уран-графитовым реакторам (ПУГР), требует доработки, поскольку масса таких реакторов весьма велика (порядка десяти тысяч тонн) и, соответственно, напряжения в несущих металлоконструкциях могут ограничить срок сохранения таких реакторов. Кроме того, к шахтам реакторов возможен доступ воды.
Промышленный уран-графитовый реактор, например 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 и технологические каналы 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 полость с песчаной засыпкой.
Известен способ вывода из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов, по которому на этапе выдержки реактора (хранения под наблюдением сроком до 30 лет) с целью снижения статических нагрузок на конструкции и минимизации их коррозии демонтируют радиационно-загрязненное реакторное оборудование (доступное для демонтажа), выполняют наблюдение за состоянием реактора и оборудованием внутри шахты реактора, поддерживают в работоспособном состоянии системы, обеспечивающие безопасность реактора, герметизируют шахту реактора путем бетонирования технологических отверстий, формируют над реактором защитное перекрытие, защищающее от падения на реактор тяжелых предметов [Концепция вывода из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов. - ВНИПИЭТ, Инв. №04-01281, 2004.] - прототип.
Указанный способ (прототип) имеет недостатки:
- снижение напряжения на МК за счет снятия доступного для демонтажа оборудования относительно мало и, соответственно, для увеличения длительности безопасного хранения реактора требуется подкрепление конструкций;
- собственная устойчивость графитовых колонн кладки низкая из-за их эксплуатационного износа и удаления из кладки технологических каналов;
- не исключается и весьма вероятно неконтролируемое попадание воды в песчаную засыпку между боковыми МК и стенами бетонной шахты, что может вызвать электрохимическую коррозию несущих МК, сходную по характеру с такими интенсивными видами коррозии как почвенная и щелевая и, соответственно, ослабить эти конструкции;
- при попадании влаги в песчаную засыпку она становится проводником радиоактивных продуктов коррозии по механизму капиллярной диффузии от МК к бетонной шахте и далее через возможные дефекты шахты в окружающую среду;
- при возможных промерзаниях влажной песчаной засыпки и, соответственно, ее расширениях вероятно возникновение значительных напряжений на МК и стены бетонной шахты.
Задачей настоящего изобретения является разработка способа, свободного от недостатков прототипа.
Поставленная задача решается тем, что:
в способе хранения остановленного уран-графитового реактора, установленного в образованной стенами 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, бетонирование технологических отверстий шахты реактора, формирование над реактором и шахтой защитного перекрытия, основание бетонной шахты реактора усиливают армированным бетоном, подкрепляют нижнюю металлоконструкцию стойками, установленными на основании бетонной шахты, размещают вертикально в графитовой кладке стальные трубы, концы которых уплотняют в отверстиях нижней и верхней металлоконструкций, на верхнюю металлоконструкцию и на защитное перекрытие наносят противопожарные покрытия, из полости между боковыми металлоконструкциями и стенками шахты удаляют песчаную засыпку и устанавливают дополнительные каналы.
Дополнительные каналы устанавливают в полости между стенками шахты и боковыми металлоконструкциями и в полости между боковыми металлоконструкциями и графитовой кладкой.
На чертеже представлена схема реакторной установки после реализации предлагаемого изобретения на примере промышленного уран-графитового реактора АДЭ-4.
2
В основании бетонной шахты 1 реактора выполняют усиление 2 путем заполнения воронки основания железобетоном. На усилении основания размещают 78 упруго-напряженных стальных стоек 3, изготовленных из толстостенных труб. Стойки выполняют функцию дополнительной опоры нижней 4 металлоконструкции. Площадь сечения каждой стойки 3 не менее 3000 мм. В имеющихся в графитовой кладке 5 вертикальных отверстиях размещают коррозионно-стойкие стальные трубы 6, диаметр которых 45÷46 мм, а толщина стенки 1,2 мм. Верхние концы труб 6 жестко закрепляют в отверстиях верхней 7 металлоконструкции. Нижние концы труб 6 уплотняют в нижней 4 металлоконструкции с помощью сальникового уплотнения с заданным усилием трения труб в уплотнении (~2000 Н).
На перекрытие 8 и на верхнюю 7 металлоконструкцию наносят противопожарные покрытия 9, например покрытие Пиро-Сейф-Фламопласт по стандарту Германии DIN 4102, толщиной 3÷5 мм. Из полости 10 между боковыми металлоконструкциями 11 и стенами бетонной шахты 1 удаляют песчаную засыпку. Над этой полостью формируют дополнительную биологическую защиту 12 с опорой на стены шахты 1. В полости 13 между графитовой кладкой 5 и боковыми металлоконструкциями 11 и в полости 10 формируют каналы 14 для мониторинга конструкций и удаления влаги из полостей. При необходимости, дополнительная вентиляция полостей реактора может также осуществляться за счет циркуляции воздуха через стальные трубы 6.
Способ хранения остановленного уран-графитового реактора по настоящему изобретению:
- обеспечивает подкрепление нижней металлоконструкции и, через установленные в графитовой кладке трубы, верхней металлоконструкции;
- исключает сообщение графитовой кладки с атмосферой и возгорание кладки;
- увеличивает устойчивость колоны кладки за счет жесткости установленных в нее труб;
- исключает длительный контакт МК с водой;
- за счет удаления засыпки и вентиляции незаполненных пространств практически исключает процессы электрохимической коррозии конструкций и попадания радионуклидов в грунтовые воды.
Реализация настоящего изобретения дает возможность существенного увеличения длительности безопасной выдержки (хранения) остановленного уран-графитового реактора - до 50÷100 лет.