способ утилизации отработанных ритэг для длительного хранения

Формула изобретения

Способ утилизации радиоизотопных термоэлектрических генераторов (РИТЭГ), заключающийся в комплексном инженерном обследовании отработавших ресурс или аварийных РИТЭГ, определении дозных полей, разборке корпуса и выемке тепловыделяющих элементов, отличающийся тем, что из РИТЭГ извлекают целиком радиационно-тепловой блок (РТБ) со всеми тепловыми элементами (РИТ) и радиационной защитой из обедненного урана, помещают РТБ в герметизируемый контейнер, жестко закрепляют в нем, заваривают крышку контейнера, затем производят вакууммирование контейнера с контролем состава внутренней среды, после чего заполняют его инертным газом, герметизируют и транспортируют на место захоронения.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к области ядерной техники, а точнее к способам утилизации радиоизотопных термоэлектрических генераторов (РИТЭГ), отработавших срок службы, содержащих радионуклидные источники тепла (РИТ) на основе стронция-90 с активностью 5000÷350000 Ки.

В целях обеспечения радиационной безопасности, согласно действующим нормативным документам, при выводе из эксплуатации РИТЭГ необходимо источники РИТ извлечь из конструкции РИТЭГ, консервировать и вывезти на место захоронения радиоактивных отходов.

В связи с высокой радиационной активностью источников стронция-90 РИТЭГ разбирают в горячей камере, отделяют радионуклидные источники тепла (РИТ), затем РИТ остекловывают и захоранивают.

В связи с тем что уран, из которого сделаны детали блока радиационной защиты РИТ, вступает во взаимодействие с влагой воздуха, ненамеренно попадающего внутрь некоторых РИТЭГ, происходит химическая реакция, при которой выделяется водород, при этом блок защиты разрушается и в нем появляются трещины. В результате интенсивность излучения от ампулы РИТ со стронцием увеличивается. РИТ с разрушенной защитой невозможно транспортировать к месту захоронения.

Известен способ вывода из эксплуатации, временного хранения и дальнейшего захоронения радиационно опасных объектов, по которому осуществляют выемку отработавших тепловыделяющих сборок и захоронение в радиационно опасном отсеке, заполненом твердой смесью (патент РФ 2133062, G21F 9/28, опубл. 10.07.1999 г.).

Недостатком этого способа является трудность транспортировки и высокая стоимость объема захоронения из-за больших габаритов радиационно опасного объекта.

Известен способ формирования радиационно-защитной блок-упаковки для установки на береговое хранение (патент РФ 2293386, G21F 9/34, опубл. 10.02.2007 г.).

При реализации известного способа производят комплексное инженерное обследование объекта утилизации, производят выемку тепловыделяющих элементов, производят укладку твердеющей смеси внутри защитной оболочки, по периметру защитной оболочки поверх ее биологической защиты вырезают атомную паропроводящую установку, приваривают с четырех сторон водонепроницаемые переборки, проводят проверку на герметичность, наносят антикоррозийное покрытие и транспортируют к месту хранения.

К недостаткам способа можно также отнести большие масс-габариты и ненадежность консервации тепловыделяющих элементов твердеющими смесями, обусловленную разрывами смеси водородом, выделяемым при взаимодействии остаточной влаги и воздуха в конструктивах тепловыделяющих элементов, что приводит к разрушению биологической защиты и к нарушению радиационной безопасности.

Наиболее близким к заявленному является способ утилизации РИТЭГ на основе тепловых источников, заключающийся в комплексном инженерном обследовании отработавшего ресурс или аварийного РИТЭГ, определении дозных полей и выемке тепловыделяющих элементов для их последующей утилизации. При этом РИТЭГ, подлежащий утилизации, разбирается в горячей камере, радионуклидные источники тепла на основе Sr-90 (РИТ-90) извлекаются из РИТЭГ, перегружаются в специальные контейнеры. Контейнеры транспортируются на ПО «Маяк», где блоки РИТ извлекаются из транспортных контейнеров и захораниваются в герметичные бидоны с остеклованнными отходами от переработки ядерного топлива в специальном хранилище (Правила эксплуатации и вывода из эксплуатации радионуклидных энергетических установок на основе радионуклидных источников тепла на стронции-90. Утверждены Первым зам. министра РФ по атомной энергии В.Б.Ивановым в 1999 г.).

Недостатком известного способа является высокая трудоемкость извлечения РИТ в горячей камере, а также неприменимость этого способа к аварийным и проблемным РИТЭГ, то есть к таким, из которых невозможно извлечь блоки РИТ в горячей камере из-за повреждения деталей конструкции РИТЭГ.

Технический результат, получаемый при реализации предлагаемого способа, заключается в обеспечении возможности утилизации аварийных и проблемных РИТЭГ, имеющих повреждение деталей конструкции, не позволяющее извлекать как отдельные блоки РИТ, так и несколько блоков для отдельного захоронения, в снижении трудоемкости утилизации, в уменьшении дозовых нагрузок на персонал и повышении безопасности работ.

Указанный технический результат достигается за счет того, что в предлагаемом способе утилизации РИТЭГ из РИТЭГ извлекают целиком радиационно-тепловой блок (РТБ) со всеми тепловыми элементами (РИТ) и радиационной защитой из обедненного урана, помещают РТБ в контейнер, жестко закрепляют в нем, заваривают крышку контейнера, затем производят вакууммирование контейнера, после чего заполняют его инертным газом (например, аргоном), повторяют откачку и заполнение аргоном несколько раз - до получения стабильно низких значений содержания H₂ и O₂ в составе внутренней атмосферы контейнера, герметизируют контейнер и транспортируют на место захоронения.

В качестве примера реализации заявленного способа изложен процесс утилизации РИТЭГ, имеющего внешние повреждения корпуса.

При допустимом уровне радиационного внешнего излучения вскрывают корпус. Если обнаруживается, что из-за повреждений деталей радиационной защиты блоки РИТ в горячей камере не извлекаются из блока радиационной защиты, то изготавливают герметизируемый контейнер в виде бидона с размерами, позволяющими поместить его в ячейку хранилища на комбинате ПО «Маяк». Изготовив герметизируемый контейнер и приспособления для фиксации РТБ внутри контейнера, РТБ отрезают от теплопровода на радиатор и помещают внутрь контейнера. Закрепляют с помощью приспособлений. Заваривают контейнер герметично. Через специальный штуцер откачивают воздух из контейнера до вакуума 10^-3 мм рт.ст. Заполняют контейнер аргоном. Выдерживают несколько дней. Отбирают пробы газа. Выполняют анализ газа на кислород и водород. Повторяют процесс откачки и заполнения до концентраций H₂<1% и O₂<1% и стабилизации этого значения во времени. После этого заваривают штуцер контейнера. Устанавливают герметизированный контейнер в сертифицированный транспортный контейнер и отправляют на ПО «Маяк» для захоронения.

По мнению авторов и заявителя, указанные в описании и формуле изобретения отличительные признаки необходимы и достаточны для обеспечения заявленного технического результата.