СПОСОБ ЗАХОРОНЕНИЯ ТЕХНОЛОГИЧЕСКОЙ ШАХТЫ ДЛЯ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ ПРИ ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ УРАН-ГРАФИТОВОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к ядерной физике, а именно к технологии вывода из эксплуатации уран-графитового ядерного реактора, и может быть использовано для захоронения технологической шахты, в которой размещаются радиоактивные отходы различного типа.

Известен способ изоляции твердых радиоактивных отходов от окружающей среды [RU 2153720 C1, МПК G21F9/34 (2006.01), опубл. 27.07.2000], выбранный в качестве аналога, заключающийся в том, что создают подземную железобетонную емкость, разделенную железобетонными перегородками на секции. Внутренние поверхности днища и стенок железобетонной емкости покрывают гидроизолирующим составом и сооружают вокруг стенок глиняный замок, вокруг которого создают дренажную канаву. В созданные секции устанавливают перфорированные трубы с высотой большей, чем высота секции. Заполняют секции железобетонной емкости твердыми радиоактивными отходами, затем заливают их нерадиоактивным раствором. В качестве нерадиоактивного раствора используют смесь нерадиоактивного цемента с неорганическим сорбентом при содержании неорганического сорбента 3-50 мас.% от общего веса смеси. Перед закрытием секций железобетонной емкости железобетонными плитами перекрытия в них создают отверстия для перфорированных труб и расположенные вдоль продольных осей железобетонных плит перекрытия конические сужающиеся сверху вниз отверстия, которые заполняют термопластичным материалом. Омоноличивают твердые радиоактивные отходы путем выдержки нерадиоактивного раствора, содержащего цемент, до образования цементного камня. Выявляют незаполненные полости в секциях. Бурят через термопластичный материал конически сужающиеся сверху вниз отверстия и омоноличенные твердые радиоактивные отходы скважины до вскрытия выявленных незаполненных полостей. В полученные скважины устанавливают технологические трубы. Термопластичный материал конических сужающихся сверху вниз отверстий нагревают до обеспечения герметизации мест стыковки с ним технологических труб и охлаждают. Смесь нерадиоактивного цементного раствора с неорганическим сорбентом закачивают по технологическим трубам в выявленные незаполненные полости. Термопластичный материал нагревают и удаляют из скважин технологические трубы. Охлаждают термопластичный материал конических сужающихся сверху вниз отверстий и заполняют через эти отверстия скважины смесью нерадиоактивного цементного раствора с неорганическим сорбентом. Смесь нерадиоактивного цементного раствора с неорганическим сорбентом в полостях и скважинах выдерживают до образования из нее цементного камня. Нагревают термопластичный материал конических сужающихся сверху вниз отверстий до их заплавления. В процессе долгосрочной выдержки омоноличенных твердых радиоактивных отходов осуществляют радиоэкологический контроль за состоянием радионуклидов твердых радиоактивных отходов путем отбора проб из секций емкости через перфорированные трубы и их радионуклидного анализа, причем углы конических сужающихся сверху вниз отверстий, а также расстояния между каждыми двумя соседними сужающимися сверху вниз коническими отверстиями на железобетонных плитах перекрытия равны между собой, а общее количество сужающихся сверху вниз конических отверстий определяется из известного соотношения.

Известный способ имеет следующие недостатки:

- омоноличивание твердых радиоактивных отходов нерадиоактивным цементсодержащим раствором внутри железобетонной емкости накладывает временные ограничения на захоронение отходов сроком до 50-100 лет вследствие естественного разрушения создаваемого компаунда;

- необходимость бурения скважин для выявления незаполненных полостей в секции приводит к нарушению целостности омоноличенных твердых радиоактивных отходов, что повышает риск разрушения цементного камня;

- неоднократное повторение операций нагревания и охлаждения термопластичного материала конических сужающихся сверху вниз отверстий приводит к усложнению известного способа, а также увеличивает время пребывания персонала в местах размещения радиоактивных отходов, что, в свою очередь, ведёт к увеличению дозовых нагрузок.

Известен способ долговременного хранения твердых радиоактивных отходов [RU 2357308 C2, МПК G21F9/00 (2006.01), опубл. 27.05.2008], выбранный в качестве аналога. По указанному способу твердые радиоактивные отходы складируют в хранилищах и изолируют путем заполнения пустот между отходами и стенками текучим составом, образованным при смешении песчано-глинистой породы, содержащей 15-30% глинистых минералов и 40-60% кварца, с водой при соотношении 1 кг породы на 2-8 л воды. При этом заполнение пустот в хранилище с отходами текучим песчано-глинистым раствором начинают снизу (со дна) и осуществляют постадийно, отдельными порциями, с выдержкой после нагнетания каждой порции от 5 до 30 суток до достижения максимального уплотнения слоя.

Указанный способ имеет следующие недостатки:

- необходимость выдержки песчано-глинистого раствора от 5 до 30 суток для достижения приемлемого уплотнения существенно увеличивает время ведения процесса;

- при заполнении хранилища радиоактивных отходов песчано-глинистым раствором, содержащим глинистые минералы и кварц, возникают `неоднородности, вызванные эффектами вязкости, которые приводят к растрескиванию образующегося компаунда при длительном хранении.

Известен способ консервации подземного хранилища большого объема с концентрированными солевыми осадками высокоактивным ЖРО [RU 2388083 C2, МПК (2006.01), опубл. 27.04.2010], выбранный в качестве прототипа. По указанному способу грунтовые воды понижают ниже уровня нижней кромки свода хранилища. Затем через насыпной слой грунта и свод хранилища бурят скважины, в которые устанавливают обсадные трубы. После этого в скважины и штатные технологические отверстия вводят вертикально перемещаемые бетоноводы, с помощью которых в хранилище укладывают радиационностойкий бетон-консервант с радиационной стойкость не менее 6000 Мрад последовательными слоями с перерывом на каждый последующий слой в 7-10 дней. Причем конец бетоновода должен быть заглублен в укладываемый бетон на глубину, обеспечивающую непрерывность и качество процесса укладки. Перед укладкой каждого слоя бетона-консерванта проводят откачку имеющихся в хранилище ЖРО в объеме, равном объему укладываемого слоя бетона-консерванта, при этом толщина укладываемого слоя бетона-консерванта определяется с учетом результатов теплового расчета на выделение количества тепла в процессе гидратации цемента, при котором температура отвержденного монолита не должна превышать 20-25°С.

Указанный способ имеет следующие недостатки:

- при использовании бетона в качестве иммобилизационного материала требуется его выдержка в течение 7-10 дней, что увеличивает общее время создания барьеров;

- использование бетона для создания барьеров безопасности накладывает временные ограничения на захоронение сроком до 50-100 лет вследствие естественного разрушение создаваемого компаунда;

- не предусмотрена система контроля стабильности барьеров безопасности при долговременной консервации подземного хранилища большого объема, что ставит под сомнение безопасность его использования.

Задачей изобретения является разработка способа захоронения технологических емкостей и хранилищ радиоактивных отходов, обеспечивающего долговременную локализацию радионуклидов и возможность контроля состояния барьеров безопасности, при выводе из эксплуатации уран-графитового ядерного реактора.

Поставленная задача решается за счет того, что уровень воды, находящейся в технологической шахте в здании размещения уран-графитового реактора, так же как и в прототипе, понижают до приемлемого уровня. Затем в боковой стенке шахты бурят отверстие, в которое устанавливают металлическую трубу. Перед созданием барьеров безопасности проводят откачку имеющихся в технологической шахте жидких радиоактивных отходов. Согласно предлагаемому изобретению уровень осветленной речной воды понижают до уровня верхней кромки насыпи твердых радиоактивных отходов. Доступные твердые радиоактивные отходы извлекают из технологической шахты, при этом операцию повторяют до полного осушения емкости шахты. Образованные при эксплуатации шахты донные отложения извлекают и омоноличивают. В боковой стенке на уровне поверхности земли бурят отверстие, в которое устанавливают наборную металлическую трубу с патрубками для подачи сжатого воздуха. Один конец наборной металлической трубы снабжен отклоняющейся головкой, выполненной в виде последовательно соединенных фланцев, а другой соединен со станцией растаривания сыпучего барьерного материла. В центре технологической шахты по всей высоте монтируют другую трубу, нижняя часть которой запаяна. Путем нагнетания сыпучего материала через наборную трубу создают барьеры безопасности внутри технологической шахты. Процесс усадки и возможного образования полостей контролируют через трубу, расположенную в центральной части технологической шахты, методом нейтрон-нейтронного каротажа.

Положительный эффект достигается за счет того, что для захоронения технологической шахты для радиоактивных отходов при выводе из эксплуатации уран-графитового реактора проводят её расчистку. Образованные жидкие радиоактивные отходы омоноличивают и вместе с твердыми радиоактивными отходами отправляют на захоронение. Боковые стенки в верхней части шахты дезактивируют путем снятия части бетона до толщины, при которой достигается минимально значимая активность входящих в его состав радионуклидов. Этим достигается перевод технологической шахты в радиационно-безопасное состояние. Создают барьеры безопасности, предотвращающие миграцию радионуклидов за пределы шахты, путем нагнетания аэрированного сыпучего барьерного материала геологически совместимого со средой, в которой находится объект захоронения, до состояния естественного кургана. Создание барьеров безопасности проводят непрерывно. Мониторинг процессов, происходящих внутри технологической шахты после вывода её из эксплуатации, осуществляют методом нейтрон-нейтронного каротажа.

На фиг. 1 представлен внешний вид технологической шахты в месте размещения уран-графитового ядерного реактора.

На фиг. 2 показана схема создания барьеров безопасности внутри технологической шахты.

На фиг. 3 представлен внешний вид выведенной из эксплуатации технологической шахты.

На фиг. 4 приведено распределение по высоте отклика быстрых нейтронов от барьерного материала при нейтрон-нейтронном каротаже при исследовании равномерности нахождения барьеров безопасности в технологической шахте.

Технологическая шахта представляет собой емкость с бетонными стенками 1, заполненную осветлённой речной водой 2, для временной выдержки радиоактивного инструмента 3, а позднее для хранения радиоактивных отходов 4 при эксплуатации канального уран-графитового реактора (фиг. 1). Размещается технологическая шахта в одном здании с реактором в геологических формациях 5 на уровне ниже уровня поверхности земли и отделяется от промышленной площадки бетонными стенками 6 здания реактора. В результате долговременной выдержки радиоактивных отходов при отсутствии циркуляции и очистки воды 2 происходит накопление донных отложений 7 на стенках 1 бетонной шахты.

Для осуществления указанного способа выбиралась технологическая шахта промышленного уран-графитового реактора АО «ОДЦ УГР», представляющая собой прямоугольную емкость размером не менее 9,95×7,87 м и глубиной не более 23 м.

Вначале уровень осветленной речной воды 2 понижали до уровня верхней кромки насыпи твердых радиоактивных отходов 4 путем откачки в промышленный бассейн. Доступные твердые радиоактивных отходы 4 в виде конструкционных элементов уран-графитового реактора дистанционно извлекали из технологической шахты с помощью манипуляторов и упаковывали в контейнеры для дальнейшего захоронения. Операцию повторяли до полного осушения емкости шахты. Оборудование 3, представляющее из себя штанги, фрезы, захваты и т.п., находящееся на выдержке в технологической шахте, извлекали и отправляли на дезактивацию.

Образующиеся при эксплуатации шахты донные отложения 7 толщиной до 1 м извлекали из технологической шахты и омоноличивали. В качестве вещества, обеспечивающего заключение илов в керамическую матрицу, использовали смесь дигидрофосфата калия, оксида магния и замедлителя Fe(NO₃)⋅9H₂O.

Боковые бетонные стенки 1 в верхней части технологической шахты дезактивировали путем удаления слоя бетона толщиной не менее 0,5 см и демонтажа металлических конструкций, являющихся неотъемлемой частью стенки. Тем самым снижали активность радионуклидов, находящихся в толще бетона стенки 1, до уровня минимально значимой удельной активности. Это обеспечивало перевод технологической шахты в радиационно-безопасное состояние.

С внешней стороны в боковой стенке 6 здания реактора выбуривали отверстие, обеспечивающее свободный доступ к технологической шахте (фиг. 2). В полученное отверстие устанавливали наборную металлическую трубу 8 внутренним диаметром 20 см, оснащенную в местах изгиба патрубком 9 для подачи сжатого воздуха и снабженную на одном конце отклоняющейся головкой в виде последовательно соединенных фланцев. Другой конец наборной металлической трубы 8 соединяли со станцией растаривания 10 мешков с барьерным материалом. В качестве барьерного материала использовали сухие смеси на основе глинистых пород после предварительного измельчения. Значительная часть породы состояла из тонкодисперсного материала катионобменной емкостью больше 30 мг-экв./100 г породы.

По центру технологической шахты монтировали трубу 11 диаметром 114 мм, выполненную из коррозионно-стойкой стали ГОСТ 9940-72, дно у которой было запаяно. Монтаж проводили таким образом, чтобы максимальный прогиб трубы не превышал 20 мм при длине около 30 м.

Мешки распаковывали на станции растаривания 10, после чего барьерный материал под собственным весом перемещался по металлической трубе 8. Для его принудительного проталкивания в местах изгиба трубы и дополнительной аэрации через патрубки 9 подавали сжатый воздух давлением (1,5–2) атм. Заполняли емкость технологической шахты глиносодержащим барьерным материалом 12. При этом засыпку осуществляли непрерывно за счет использования отклоняющейся головки, расположенной на выходе их набортной трубы 8. Процесс проводили до состояния естественного кургана (фиг. 3), который образуется при выводе из эксплуатации уран-графитового ядерного реактора при использовании способа по патенту RU 2580819 C1.

Контроль за возможным образованием полостей в местах усадки барьерного материала, а также обнаружение возможных мест обводнения осуществляли методом нейтрон-нейтронного каротажа по патенту RU 2579822 C1. Спектр плотности распределения быстрых нейтронов при исследовании состояния барьеров безопасности в технологической шахте представлен на фиг. 4. При ежемесячном контроле барьеров безопасности в технологической шахте в течение 1 года не было обнаружено никаких изменений.

Таким образом, реализация настоящего изобретения дает возможность захоранивать технологические шахты для радиоактивных отходов при выводе из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов путем перевода в радиационно безопасное состояние и непрерывного создания сплошных барьеров безопасности, обеспечивающих надежную изоляцию радионуклидов, с возможностью дистанционного контроля их состояния.