17 декабря 2012

Подготовка к выводу из эксплуатации исследовательских реакторов МР и РТФ

Atomic-Energy.ru
Демонтаж канала с облученной ТВС

В рамках подготовительной деятельности к выводу из эксплуатации исследовательских реакторов Курчатовского института в 2009-2010 годах было проведено радиационное обследование внутрикорпусных устройств реактора РТФ и извлечение из активной зоны реактора МР канала с облученной сборкой петлевой установки со свинцово-висмутовым теплоносителем.

Проект вывода из эксплуатации

В 2008 году в РНЦ «Курчатовский институт» был разработан проект вывода из эксплуатации исследовательских реакторов МР и РТФ. Данный проект одобрен  ФГУ «Главгосэкспертиза России» и Государственной экологической экспертизой, утвержден Федеральным агентством по науке и инновациям. В настоящее время документация для получения лицензии на вывод из эксплуатации реакторов МР и РТФ находится на рассмотрении в Ростехнадзоре.

В качестве базового варианта вывода из эксплуатации принят вариант DECON.  Обоснованность его выбора подтверждена многофакторным анализом и сравнением его с другими альтернативными вариантами вывода (SAFSTOR, ENTOMB).

Вариант DECON подразумевает немедленный поэтапный демонтаж конструкций, оборудования и петлевых установок, а также шахты с внутрикорпусными конструкциями реактора РТФ. После этого осуществляется дезактивация технологических помещений. Это определено целесообразностью дальнейшего использования оборудования центрального зала и других помещений в производственных целях центра по созданию специализированного технологического комплекса по обращению с ОЯТ и высокоактивными РАО.

Обследование реактора РТФ

Реактор РТФ – предшественник реактора МР. Этот реактор, предназначенный для проведения физических и технических исследований, был введен в эксплуатацию в составе первой в СССР комплексной экспериментальной материаловедческой базы в апреле 1952 года. После 10-летнего периода интенсивной эксплуатации, в 1962 году реактор РТФ был остановлен и частично демонтирован, а рядом с ним в том же помещении сооружен более мощный петлевой реактор МР.

В процессе вывода реактора из эксплуатации были демонтированы все рабочие и петлевые каналы, вертикальные облучательные экспериментальные каналы, расположенные в активной зоне и отражателе реактора, трубопроводы и технологическое оборудование первого контура системы охлаждения, оборудование контуров петлевых установок и т.д.

В настоящее время недемонтированная часть реактора РТФ, а именно графитовая кладка активной зоны и отражателя, осталась в стальном штатном корпусе в реакторном зале МР. Сверху корпус залит слоем бетона, над которым установлена защита из стальных плит.

Рис. 1. Продольный разрез реактора РТФ:  1– входные и выходные трубопроводы водяного охлаждения рабочих каналов; 2 – рабочие и петлевые каналы; 3 – стальной корпус; 4 – шибер; 6 – входные и выходные трубопроводы охлаждения петлевых каналов.

Рис. 2. Поперечное сечение реактора РТФ: 1– тепловая колонна; 2 – горизонтальные экспериментальные каналы; 3 – защита из тяжелого бетона; 4 – защита из обычного бетона; 5 – стальной корпус реактора; 6 –  каналы охлаждения отражателя; 7 – графитовый блоки отражателя; 8 – змеевики системы охлаждения; 9 – графитовые блоки кладки активной зоны реактора.

В связи с невозможностью доступа в шахту реактора РТФ в реакторном зале через биологическую защиту внутрь шахты с помощью установки алмазного бурения была просверлена горизонтальная скважина (рис. 3). С помощью диагностического оборудования проведена оценка радиационных полей внутри шахты, а также состава радионуклидов. С помощью видеотехники выполнены фото- и видеосъемки внутреннего пространства шахты. По результатам проведенных работ уточнены данные о технологии консервации и техническом состоянии конструкций шахты и корпуса реактора.

Особенность реактора РТФ состоит в том, что внутрикорпусные устройства расположены в ограниченном объеме шахты, в которой зафиксирован высокий уровень гамма-излучения (до 30 мЗв/ч), обусловленный наличием в корпусе, изготовленном из нержавеющей стали, нуклида 60Со, образовавшегося в результате активации нейтронами, и наличием графитовой кладки, загрязненной 137Cs. Это наложило на выбор технологий демонтажа определенные ограничения для обеспечения безопасности населения и защиты окружающей среды.

Рис. 3. Установка алмазного бурения

Демонтаж петлевого канала петлевой установки с жидкометаллическим теплоносителем

После останова реактора МР в 1993 году все топливо, за исключением сборки в канале петлевой установки с жидкометаллическим теплоносителем, было выгружено из активной зоны. В 2010 году проведена выгрузка канала петлевой установки со свинцово-висмутовым теплоносителем, в котором находилась облученная сборка. В связи с невозможностью штатной выгрузки ТВС из канала была разработана технология выгрузки, которая предусматривала извлечение канала с ТВС из активной зоны, отделение нижней части канала со сборкой, извлечение внутреннего чехла канала с ТВС и транспортировка его в защитном контейнере в сухое хранилище ОЯТ.

Для радиационного контроля использовались средства дистанционной диагностики, установленные на робототехническом средстве Brokk-90:

  • гамма-визор для получения изображения активной части канала;
  • дистанционно управляемый спектрометрический коллимированный детектор гамма-излучения (гамма-локатор) с детектором CZT для получения спектральных характеристик гамма-излучения;
  • коллимированная дозиметрическая система для измерения МЭД, видеосъемки и видеоконтроля процесса разделки канала.

С помощью Brokk-260, оснащенного гидроножницами, производилась резка горизонтальных участков подводящих и отводящих трубопроводов петлевой установки (рис. 4).

Рис. 4. Демонтаж канала петлевой установки с Pb-Bi-теплоносителем

Для извлечения облученной сборки из канала петлевой установки в реакторном зале над горловиной транспортного люка камеры резки был смонтирован специальный вентилируемый бокс. В бокс с помощью мостового крана устанавливался канал, при этом его активная часть размещалась в шахте транспортного люка камеры резки ниже уровня пола зала (рис. 5).

Оператор Brokk-260 устанавливал машину в районе плиты №45 настила центрального зала. Brokk-90, оснащенный комплексом «Гамма-пионер», размещали в районе трапа мостового крана, а монитор видеосистемы комплекса  «Гамма-пионер» – в районе хранилища системы управления и защиты, рядом с местом оператора Brokk-260.

С помощью Brokk-260 и монитора видеосистемы «Гамма-пионер» [1] производилась  резка канала на глубину 2-3 см с последующим поворотом канала на 20-30. После завершения круговой резки внутренний чехол с облученной ТВС с помощью мостового крана был извлечен из канала, затем загружен в специально изготовленный пенал из нержавеющей стали (диаметром 110 мм) и размещен во внутриобъектовом транспортном контейнере. Далее контейнер был перевезен в хранилище ОЯТ Курчатовского института.  

Рис. 5. Схема размещения канала в вентилируемом боксе над горловиной транспортного люка камеры резки

В процессе выгрузки канала были проведены спектрометрические измерения с помощью ППД-спектрометра. В ОТВС обнаружены радионуклиды 137Cs и 60Co  активностью около 6,5*1010 Бк и 4,5*1011 Бк соответственно.

При проведении работ по демонтажу канала петлевой установки проводилось измерение активности радионуклидов в воздушной среде центрального зала реактора. Выяснилось, что наиболее опасной (26 Бк/м3 по 137Cs, 53 Бк/м3 по 60Co) является операция по резке подводящих и отводящих трубопроводов, внутренняя поверхность которых была загрязнена радионуклидами, так как контактировала с загрязненным теплоносителем. Кроме того, резка проводилась непосредственно в зале реактора.
Существенно меньшее загрязнение (0,4 Бк/м3 по 137Cs, 0,2 Бк/м3 по 60Co) при резке внешней трубы канала было обусловлено тем, что воздух из зоны реза всасывался в камеру резки, поэтому основная часть образующихся радиоактивных аэрозолей не попадала в воздушную среду зала реактора.

***

В настоящий момент завершается реконструкция систем обеспечения работ по выводу из эксплуатации – электрообеспечения, спецвентиляции, тепло- и водоснабжения. После этого этап подготовительных работ по выводу из эксплуатации реакторов МР и РТФ будет завершен.

Литература:

1. Смирнов С.В. Робот радиационной разведки / С.В. Смирнов // Безопасность окружающей среды. – 2008. – №4. – С.77-79.

Авторы: В.Г. Волков, д.т.н., С.Г. Семенов, А.В. Лемус, В.Д. Музрукова, В.И. Колядин, к.т.н., В.И. Павленко, к.т.н., А.В. Чесноков, к.ф.-м.н. (РНЦ «Курчатовский институт»)