способ консервации затопленных отсеков ядерных энергетических установок для длительного хранения

Формула изобретения

Способ консервации затопленных отсеков ядерных энергетических установок для их длительного хранения, включающий изоляцию ядерной энергетической установки реакторного отсека от окружающей среды путем укладки вокруг нее жидкого раствора отверждающихся веществ, отличающийся тем, что изоляцию ядерной энергетической установки осуществляют заполнением реакторного отсека жидким раствором, представляющим собой смесь неорганических вяжущих материалов, содержащую раствор соли-электролита с плотностью 1,2-1,3 г/см³, окись магния и вещество, стойкое к выщелачиванию водой, например, окись кремния, с одновременным вытеснением из отсека жидкости, для чего предварительно в корпусе реакторного отсека образуют по крайней мере два отверстия, одно из которых выполняют в верхней части отсека для выхода вытесняемой из отсека жидкости, а через второе отверстие по трубопроводу осуществляют заполнение реакторного отсека жидким раствором отверждающихся веществ, причем вытесняемую при этом из отсека жидкость направляют в накопительный резервуар жидких радиоактивных отходов для дальнейшей их утилизации.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к области ядерной энергетики и касается вопросов консервации сухих и затопленных отсеков ядерных энергетических установок для их длительного хранения.

Известен способ отверждения радиоактивных отходов путем закрепления их в массе вещества, стойкого к выщелачиванию водой по патенту 1036257 А (Швеция), включающий смешивание радиоактивных отходов с веществами, стойкими к выщелачиванию, загрузку смеси в капсулу, выполненную из твердого материала с высокой температурой плавления, герметизацию капсулы и обработку изостатическим прессованием при высоком давлении. В указанном способе капсулу заполняют смесью, содержащей 2,5-40% радиоактивных отходов и 60-97,5% отверждающих веществ, выбранных из группы SiO₂, В₂О₃, Аl₂О₃, МgО, TiO₂, Zr₂O₃, Fе₂O₃, Fе₃O₄, Сr₂О₃, а изостатическое давление ведут при температуре 700-1350^oС и давлении 50-300 МПа.

Недостатком данного способа для консервации затопленных отсеков ядерных энергетических установок является технологическая несовместимость с условиями отсеков и их массогабаритные характеристики.

Известен способ консервации крупных ядерных энергетических установок, примененный на объекте "Укрытие" четвертого блока Чернобыльской АЭС, заключающийся в изготовлении блочного саркофага вокруг аварийной реакторной установки (В. И. Купный, "Объект "Укрытие": решения проблемы, перспективы". Труды III Международной научно-практической конференции "Укрытие - 98", Славутич, 1998 г., стр.3).

Указанный способ имеет те недостатки, что в случае его использования для консервации затопленных отсеков ядерных энергетических установок: изготовление саркофага в подводном пространстве требует больших материальных и трудовых затрат, так как требуется сначала создать вокруг затопленного отсека кессон, откачать из него воздух и только потом вести работы по изготовлению бетонного саркофага. Эффективность бетонного саркофага, построенного вокруг затопленного отсека, низка, так как в результате воздействия морской воды на цемент происходит повышение его пористости и, в конечном счете, разрушение. Высокая пористость цемента (около 20% объема) приводит к значительной миграции радионуклидов через стенку саркофага, что оказывает радиационное воздействие на окружающую среду. Строительство массивного бетонного саркофага вокруг затопленного отсека значительно увеличивает его массогабаритные характеристики, что создает дополнительные технические сложности для подъема отсека и его транспортировки к месту длительного хранения. Кроме того, незафиксированность оборудования и материалов внутри отсека, как показала практика на объекте "Укрытие" вокруг четвертого блока Чернобыльской АЭС, приводит к ядерной и радиационной угрозе для внешней среды.

Известен также способ консервации аварийных ядерных энергетических установок путем омоноличивания бетоном всех свободных объемов энергоблока с общим направлением от реактора к периферии блока, от нижних отметок к верхним (В.М. Багрянский, "Преобразование объекта "Укрытие" в экологически безопасные системы". Материалы 2^ой научно-технической конференции, посвященной 10^ой годовщине завершения работ по строительству объекта "Укрытие", Славутич, 1997 г., стр.142).

Известный способ имеет недостатки при его использовании для консервации затопленных отсеков ядерных энергетических установок. Так, бетон даже в сухом состоянии обладает достаточно высокой (до 20% объема) пористостью, что приводит к миграции радионуклидов сквозь слой бетона и в свою очередь не обеспечивает ядерную, радиационную и экологическую безопасность. Под воздействием морской воды пористость бетона повышается, а это еще облегчает миграцию радионуклидов и повышает радиационную угрозу для окружающей среды.

Кроме того, бетон не обладает высокой прочностью. Под воздействием морской воды его прочность резко снижается и в конце концов происходит разрушение конструкции, что не обеспечивает ядерную, радиационную и экологическую безопасность при длительном хранении законсервированных таким образом отсеков ядерных энергетических установок.

Известен также способ консервации затопленных отсеков ядерных энергетических установок для их длительного хранения, описанный в патенте РФ 2081464 и предусматривающий изоляцию радиоактивного объекта при помощи жидкого раствора отверждающихся веществ - прототип.

Задачей предлагаемого изобретения является создание способа консервации затопленных отсеков ядерных энергетических установок с помощью недорогих природных материалов, обеспечивающих надежную ядерную, радиационную и экологическую безопасность с фиксацией находящегося внутри отсека оборудования при их длительном хранении, а также, в случае необходимости их подъема из водной глубины и транспортировки в места длительного хранения.

Для этого в известном способе консервации затопленных отсеков ядерных энергетических установок путем их заполнения жидким раствором отверждающихся веществ, в корпусе отсека образуют по крайней мере два отверстия, одно из которых выполняют в верхней части отсека, а заполнение реакторного отсека жидким раствором отверждающихся веществ осуществляют по трубопроводу через второе отверстие, при этом указанный раствор представляет собой смесь неорганических вяжущих материалов, схватывающихся впоследствии в твердую массу, содержащую раствор соли-электролита плотностью 1,2-1,3 г/см³, окись магния и вещество, стойкое к выщелачиванию водой, например, окись кремния. В качестве соли-электролита может быть использован раствор хлористого магния, в качестве окиси магния - каустический магнезит, а в качестве вещества, стойкого к выщелачиванию морской водой, можно выбирать вещество из ряда SiO₂, В₂О₃, Аl₂O₃, TiO₂, Fe₂О₃, Fе₃O₄, TiO. Вытесненную в результате заполнения реакторного отсека жидким раствором из него жидкость через отверстие, расположенное в верхней его части, направляют в наполнительный резервуар жидких радиоактивных отходов для дальнейшей их утилизации.

Выполнение в корпусе отсека по крайней мере двух отверстий, одно из которых расположено в верхней его части, обеспечивает заполнение реакторного отсека жидким раствором отверждающихся веществ, а через верхнее отверстие полное вытеснение находящейся в затопленном отсеке жидкости.

Заполнение реакторного отсека смесью неорганических вяжущих материалов, содержащей раствор соли-электролита плотностью 1,2-1,3 г/см³, окись магния и вещество, стойкое к выщелачиванию водой, например, окись кремния, позволяет обеспечить надежное отверждение раствора с образованием плотной камнеобразной массы с малой пористостью, высокой прочностью и стойкостью к воздействию морской воды, которая создает надежное препятствие для миграции радионуклидов сквозь нее в окружающую среду, что обеспечивает надежную ядерную, радиационную и экологическую безопасность при длительном хранении отсеков ядерных энергетических установок. Кроме того, это позволяет в случае необходимости обеспечить их подъем и транспортировку.

Способ консервации затопленных отсеков ядерных энергетических установок осуществляется следующим образом (см. чертеж).

В корпусе отсека 1 образуют по крайней мере два отверстия 2, 3, одно из которых 2 выполняют в верхней его части. Через второе отверстие 3 в отсек 1 по трубопроводу 4 подают смесь неорганических вяжущих веществ 5, содержащую солевой раствор электролита плотностью 1,2-1,3 г/см³, окись магния и вещество, стойкое к выщелачиванию водой, например, окись кремния, которая схватывается впоследствии в твердую массу и в результате чего омоноличивает реакторный отсек с фиксацией находящегося внутри него оборудования 6. Указанную смесь подают в реакторный отсек до полного его заполнения. Вытесняемую из отсека 1 жидкость 7 в результате подачи указанной смеси 5 в отсек 1 собирают в накопительный резервуар и жидких радиоактивных отходов для их дальнейшей утилизации.

Омоноличенный таким образом отсек может безопасно для окружающей среды храниться в течение длительного времени. При необходимости такой реакторный отсек может быть безопасно поднят на поверхность и транспортирован в места длительного хранения.

Предлагаемый способ консервации затопленных отсеков ядерных энергетических установок может быть использован и для консервации сухих отсеков для их длительного хранения. В этом случае задача упрощается, так как не требуется производить сбор жидких радиоактивных отходов.