Технологии 8 марта 2014
Atomic-Energy.ru

Бесполостное заполнение пустот в реакторном пространстве при выводе из эксплуатации ПУГР

Рис. 1. Этапы создания дополнительных барьеров безопасности при выводе из эксплуатации УГР по варианту радиационно безопасного захоронения на месте (на примере ПУГР ЭИ-2 ОАО «СХК»)

Технология, созданная для использования при выводе из эксплуатации промышленных уранграфитовых реакторов (ПУГР) ОАО «СХК» позволяет создавать надежные геотехногенные барьеры, предотвращающие выход радионуклидов из объекта захоронения в окружающую среду на тысячи лет.

Согласно «Концепции вывода из эксплуатации промышленных уранграфитовых реакторов по варианту радиационно безопасного захоронения на месте», утвержденной 28 декабря 2009 года, обеспечение безопасности при выводе из эксплуатации ПУГР осуществляется путем надежной изоляции радиоактивных отходов на территории размещения реактора, обеспечивающей радиационную безопасность персонала, населения и окружающей среды на весь период потенциальной опасности РАО.

При реализации данной концепции непосредственно для основных конструкций реакторных установок (графитовой кладки, несущих металлоконструкций, биологической защиты), относящихся к категории особых РАО и не подлежащих демонтажу и удалению, выполнение указанных требований возможно только при условии создания дополнительных барьеров безопасности, обеспечивающих надежную изоляцию радионуклидов, содержащихся в материалах и конструкциях захораниваемых реакторных установок.

Система захоронения РАО в случае вывода из эксплуатации ПУГР (рис. 1) – это совокупность природно-геологических образований (вмещающих и покрывающих пород), шахты реактора и приреакторных помещений, захораниваемых РАО (основной источник активности – облученный графит) и создаваемых инженерных барьеров безопасности.

 

Рис. 1. Этапы создания дополнительных барьеров безопасности при выводе из эксплуатации УГР по варианту радиационно безопасного захоронения на месте (на примере ПУГР ЭИ-2 ОАО «СХК»)

 

В облученном графите присутствуют продукты активации, основными из которых являются 14C, 36Cl, 59Ni, 55Fe, 60Co, продукты деления 3H, 134,137Cs, 90Sr, изотопы U, Am, Cm, 237Np, и это не полный перечень. Графитовые блоки имеют объемное загрязнение, сформировавшееся за счет активации микропримесей, и поверхностное загрязнение, являющееся последствием аварийных ситуаций. В основном в жидкую фазу при контакте с грунтовыми водами переходят радионуклиды, образующие поверхностное загрязнение. Степень выщелачивания минимальна для радионуклидов активационного происхождения (14С, 36Cl, 59Fe) и максимальна для продуктов деления (137Cs, 90Sr).

Выбор материала для геотехногенных барьеров

С учетом различия свойств радионуклидов (сорбируемые и несорбируемые) и времени сохранения потенциальной опасности долгоживущих радионуклидов (сотни и тысячи лет), очевидно, что барьеры, сооруженные в шахте ПУГР и приреакторных помещениях, должны обладать как противомиграционными, так и противофильтрационными свойствами. Коэффициенты диффузии радионуклидов в материале барьера при этом должны быть настолько малыми, чтобы уровень активности радионуклидов при выходе за пределы захораниваемого объекта не превышал соответствующие уровни вмешательства. Кроме того, для достижения указанных целей потребуется создание таких дополнительных защитных барьеров, которые отвечали бы вышеуказанным требованиям в случае вероятного обводнения изолируемых объектов.

На протяжении последних лет был проведен ряд научно-исследовательских, опытно-конструкторских и проектных работ, направленных на разработку и научное обоснование технологий создания барьеров безопасности при выводе из эксплуатации ПУГР ОАО «СХК» по варианту радиационно безопасного захоронения на месте.

Подбор материала, предполагаемого для использования при создании дополнительных барьеров безопасности, проведен по следующим критериям:

  • низкая водопроницаемость;
  • низкие коэффициенты диффузии, высокая сорбционная способность по отношению к радионуклидам, в первую очередь, актинидам и долгоживущим 14С и 36Cl;
  • стабильность свойств на период сохранения потенциальной опасности РАО;
  • отсутствие компонентов, способных повышать мобильность радионуклидов при эксплуатации барьера;
  • стабильность свойств барьера в различных по уровню водонасыщенности породах;
  • экологическая безопасность;
  • достаточная несущая способность;
  • доступность;
  • экономическая обоснованность.

Кроме этого, материалы, используемые для создания геотехногенных барьеров, должны быть совместимы с геологической средой, окружающей захораниваемый реактор. В противном случае образуется неравновесная система, в которой начнутся процессы, направленные на достижение геохимического равновесия, и в результате материал созданного барьера может утратить свои полезные свойства.

Результаты исследований показали, что в большей степени данным требованиям удовлетворяют природные материалы – породы с повышенным содержанием глинистой составляющей. Например, результаты, полученные при исследовании образцов пород, отобранных из карьера, находящегося на территории одной из площадок ОАО «СХК», показывают следующее.

Содержание илистой фракции в образцах изменяется от 18% мас. до 28% мас., тонкопылеватой фракции – от 34% мас. до 50% мас., то есть значительная часть породы состоит из тонкодисперсного материала, емкость катионного обмена превышает 30 мг-экв./100 г породы.

Детальный анализ минералогического состава свидетельствует о перспективности использования исследуемых образцов в качестве барьерных материалов. С одной стороны, наблюдается многообразие возможностей для сорбции, с другой – высокое содержание тонкодисперсного материала, что значительно снижает его водопроницаемость за счет заиливания тонкодисперсными частицами межзерновых каналов.

Предварительно уп­лот­ненные (до 1,5 г/см3) образцы пород практически водонепроницаемы. Мобильные и немобильные радионуклиды сорбируются с высокими значениями коэффициентов распределения; преобладают прочнофиксированные формы сорбированных радионуклидов. Сорбционная емкость одного грамма породы составляет для 241Am – 1,7*105 Бк, 237Np – 1,8*104 Бк, 239Pu - 1,1*105 Бк, 233U – 1,7*104 Бк, при этом максимальная емкость не была достигнута.

Технология бесполостного заполнения

Положительные результаты данных исследований послужили основанием для разработки технологии бесполостного заполнения пустот в реакторном пространстве выводимых из эксплуатации промышленных уранграфитовых реакторов ОАО «СХК». В качестве барьерного материала используются сухие смеси на основе глинистых пород, полученные после измельчения (помола). Заполнение свободного пространства молотой глиной осуществляется при помощи шнекового устройства – трубы, в которой соосно установлен свободно вращающийся шнек, нижний конец которого выступает из нижнего свободного торца трубы (рис. 2). Штанга устанавливается в ячейку ПУГР (проходку или другое технологическое отверстие) и фиксируется. При этом  верхний конец штанги с приводом вращения шнека будет располагаться в месте свободного доступа, а нижний – в полости свободного пространства, в котором создается барьер.

 

Рис. 2. Процесс создания дополнительных барьеров безопасности в шахте ПУГР с использованием технологии бесполостного заполнения

 

Молотая глина подается в верхнюю часть устройства. За счет вращения шнека глина продвигается к нижнему торцу штанги и выходит в заполняемую полость. Постоянное вращение шнека также обеспечивает избыточное давление, за счет которого происходит разрушение «холма» засыпанной глины и обтекание ею препятствий и стенок в заполняемой полости.

Бесполостное заполнение пустот в шахте ПУГР осуществляется последовательно:

  • заполнение пустот подреакторных опорных металлоконструкций (рис. 3(1));
  • заполнение бокового пространства между кожухом ПУГР и баками боковой биологической защиты (рис. 3(2));
  • заполнение ячеек ПУГР (рис. 3(3));
  • заполнение пустот надреакторных конструкций (рис. 3(4)).

 

Заполнение пустот подреакторных опорных металлоконструкций (1)
Заполнение бокового пространства между кожухом ПУГР и баками боковой биологической защиты (2)
Заполнение ячеек ПУГР (3)
Заполнение пустот надреакторных конструкций (4)

 

Предварительная подготовка глиняных смесей

Как показали результаты исследований водно-физических свойств глин*, рассматриваемых в качестве материала барьера, данные породы можно использовать для создания защитных барьеров после сушки и разрушения крупных комков до размера частиц <0,5 мм. Было также показано, что наличие частиц размером менее 0,1 мм оказывает положительное влияние на водно-физические свойства барьера – снижается коэффициент фильтрации, увеличивается общая влагоемкость материала барьера. Таким образом, технология предварительной подготовки глины должна гарантировать соблюдение данных требований.

Используемое в ОАО «ОДЦ УГР» оборудование для предварительной подготовки глиняных смесей позволяет получать смеси со следующими параметрами: влагосодержание  непосредственно после помола составляет 0,7-0,8%, насыпная плотность – 1,02-1,03 г/см3. Характерный гранулометрический состав приготовленной смеси приведен на рисунке 4.

 

Рис. 4. Гранулометрический состав частиц глины непосредственно после помола

 

Доля частиц размером менее 0,5 мм составляет около 95%, менее 0,1 мм – 67-70%, что тоже достаточно много.

После помола глина достаточно быстро набирает влагу. Результаты исследований показывают, что наиболее интенсивный рост влагосодержания наблюдается примерно 10 суток после помола. Далее рост замедляется и выходит практически на постоянный уровень (рис. 5).

 

Рис. 5. Динамика роста влагосодержания глины после предварительной подготовки

 

Таким образом, при прогнозируемых условиях хранения глины после помола (температура воздуха не выше 25oС, влажность воздуха не более 95%), возможный диапазон значений влагосодержания составит 0,7-6,2%. И этот диапазон будет характерен для глины при использовании ее в технологии заполнения полостей для создания барьеров безопасности в шахте ПУГР.

При самых высоких значениях рассматриваемого диапазона величины влагосодержания (около 6%) массовая доля частиц размером <0,5 мм практически не меняется по сравнению с массовой долей данных частиц непосредственно после помола (влагосодержание – примерно 1%) и составляет около 95%. Массовая доля частиц размером <0,1 мм снижается незначительно – с 67-70% до 66% (требуемое значение – не менее 50%). Таким образом, увлажнение в процессе хранения молотой глины в рассмотренных условиях не может привести к непригодности ее использования в технологии.

Отработка технологии

В ОАО «ОДЦ УГР» проведена макетная отработка технологии бесполостного заполнения (рис. 6), состоящая из серии экспериментов по заполнению пространств различной геометрии и конфигурации имитаторов элементов конструкций ПУГР с использованием оборудования, предлагаемого для реализации данных технологических процессов на ПУГР ЭИ-2 ОАО «СХК».

 

 
Рис. 6. Проведение макетных испытаний технологии бесполостного заполнения

 

В ходе испытаний отработана технологическая последовательность заполнения полостей, оптимизированы параметры используемого оборудования, доказана возможность бесполостного заполнения пространств различной геометрии. При этом плотность созданного барьера внутри объема макета достигает величины 1,6-1,8 г/см3, что гарантирует водонепроницаемость барьера (необходимое значение – не менее 1,5 г/см3).

Проведенная с учетом реальных условий на площадке размещения захораниваемого на месте ПУГР ЭИ-2 ОАО «СХК» и определенных в ходе проведенных исследований параметров и характеристик существующей системы барьеров безопасности и барьеров, созданных с использованием технологии бесполостного заполнения, расчетная прогнозная оценка радиационного воздействия на население и окружающую среду* показала:

  • при миграции радионуклидов за пределами инженерных барьеров до места разгрузки грунтового водоносного горизонта в реку Томь прогнозируемая удельная активность всех радионуклидов (59Ni, 63Ni, 231Pa, 227Ac, 234,236,238U, 229,230,232Th, 226Ra, 238,239,240Pu, 210Pb, 241Am, 237Np, 3H, 151Sm, 154Eu, 93Zr, 90Sr, 107Pd, 137Cs, 244Cm, 60Со, 125Sb) будет незначительной, менее 10-3 Бк/кг, на весь прогнозируемый период (10000 лет), что ниже уровней вмешательства не менее чем на два порядка;
  • на протяжении всего прогнозируемого периода дозы облучения критической группы населения при нормальной эволюции системы захоронения не превысят 0,3 мЗв;
  • – при любом сценарии эволюции системы захоронения не прогнозируется превышение уровней вмешательства для 14С и 36Cl.

Авторы

Юшицин Константин Владимирович

Сеелев Игорь Николаевич

Котляревский С.Г.

Изместьев Андрей Михайлович