Зарубежный опыт и подходы извлечения графита из уран-графитовых реакторов

-

Весь текст будет доступен после покупки

В настоящее время в мире насчитывается более 100 энергетических и промышленных уран-графитовых реакторов [1,2].
В основном все уран-графитовые реакторы (УГР) были построены в Российской Федерации, Франции, Великобритании и США. Относительно небольшое количество в Литве, Италии, Германии, Японии, Китае, Испании, Украине и Северной Корее [2]. В настоящее время большинство реакторов с графитовым замедлителем остановлены или находятся в стадии подготовки к окончательному останову.
Для УГР, за исключением поврежденных в результате инцидентов или относящихся к категории ядерного наследия [3], рассматривается вариант вывода из эксплуатации «Ликвидация», предполагающий полный демонтаж конструкций реактора, в том числе графитовой кладки.
Из-за сложности задачи к настоящему времени в мире накоплен уникальный практический опыт демонтажа только небольшой части зарубежных реакторов: GLEEP, DIORIT, WAGR, BGRR, HTGR и др. [4, 5, 6, 7, 8, 9, 10, 11], который требует всестороннего сравнительного анализа с целью определения наиболее перспективных подходов применительно к более мощным энергетическим реакторам, обладающим более сложной конструкцией и характеризующиеся более высокими уровнями излучения.
Для РФ анализ существующего опыта и разработка подходов также является актуальной задачей в свете начала поэтапного окончательного останова реакторов РБМК (Ленинградская и Курская АЭС) и внесения корректировок в постановление правительства №1069 [12], позволяющих обосновать возможность приповерхностного захоронения облученного графита энергетических реакторов и решить проблему уже в ближайшей перспективе.

Весь текст будет доступен после покупки

Подходы демонтажа графитовой кладки
В настоящее время рассматриваются следующие основные варианты демонтажа графитовых кладок, которые с учетом их достоинств и недостатков, представлены в таблице 1.
Таблица 1 – Подходы к демонтажу кладки УГР. Достоинства и недостатки
№ п/п Вариант Достоинства Недостатки
1 Организация узкого проема в верхней биологической защите и послойный демонтаж блоков Снижение радиационного воздействия на персонал относительно варианта 3. Сохраняются все существующие верхние защитные барьеры (плиты,
перекрытия и др.). Малый объем предварительных работ. Возможность работы персонала в непосредственной близости от проема. Необходимость изготовления дополнительной защиты для проходки. Необходима разработка технологий демонтажа и извлечения графитовых элементов через узкую проходку. Затрудненный доступ к блокам на начальной стадии демонтажа верхнего слоя графитовых блоков
2 Вариант бокового извлечения графитовых блоков Снижение радиационного воздействия на персонал.
Сохраняются все существующие верхние защитные барьеры (плиты,
перекрытия и др.). Необходима разработка технологий демонтажа и извлечения графитовых элементов через проходку в боковых конструкциях.
3 Вариант дробления графита (без демонтажа верхней биологической защиты) Снижение радиационного воздействия на персонал. Простота обращения с графитовой крошкой. Образование пыли и аэрозолей, трудоемкость, сложность реализации. Рост объема РАО. Проблема дальнейшего демонтажа МК из-за роста мощности дозы гамма-излучения в РП. Отсутствует решения проблемы дальнейшего обращения с графитовой крошкой.
4 Демонтаж верхней биологической защиты и послойное или поколонное извлечение блоков Простота извлечения графитовых блоков. Необходимо сооружение над РП защитного колпака. Радиационное воздействие на персонал. Сложность реализации.
5 Разбор под водой (затопление шахты реактора и демонтаж верхней биологической защиты) Снижение радиационного воздействия на персонал и выхода аэрозолей в окружающее пространство. Пожаробезопасность. Демонтаж кладки возможен поколонно и послойно. Образование жидких РАО, необходимость герметизации шахты реактора, риск протечек и выхода радионуклидов. Ограничения по ядерной безопасности для кладок с просыпями топлива.

Как видно (табл. 1), каждый подход так или иначе имеет положительные и отрицательные стороны. Учитывая сложность задачи для обоснования безопасности любого варианта требуется выполнение определённых этапов по разработке и испытанию технических решений, включая различное оборудование. При этом особую ценность представляет существующий опыт, полученный на реальных объектах. Такой опыт реализации вариантов к настоящему времени ограничивается по п.1 табл. 1 выполнением НИОКР на ОДЦ УГР, где был выполнен технический проем в верхних конструкциях и извлечена часть графитовых блоков [13,14,15] и по п.3-5 табл. 1 нижеприведенным опытом по демонтажу зарубежных реакторов электрической мощностью не выше 330 МВт (HTGR). При этом выбор единого оптимального подхода невозможен из-за существенных различий конструкционных и эксплуатационных особенностей, присущих как каждому типу реакторов, так и каждому реактору по отдельности.
Кроме вопросов безопасности, зависящих от параметров и истории эксплуатации реакторов, на выбор подхода демонтажа кладки и реактора в целом влияет тип расположения блоков в кладке, который может быть вертикальным так горизонтальным (рис.1). При этом горизонтальные расположение блоков в графитовой кладке присуще зарубежным реакторам первого поколения, таким как GLEEP, BGRR, Pile 1 и 2 и др. Вертикальное расположение блоков в графитовой кладке присуще более поздним типам реакторов – WAGR, Latina NPP и др. Форма корпуса у реакторов с вертикальным расположением может быть как сферической, так и цилиндрической. Для горизонтального присуща более однотипная компоновка конструкций, окружающих кладку, включающую прямоугольную биологическую защиту с разборной проходкой, расположенной сверху.

Рис.1 – Схемы реакторов с горизонтальным (слева, BGRR) и вертикальным расположением (справа, Latina NPP) блоков в кладках УГР [16,17]: 1 – проем в верхним перекрытиях; 2 – графитовая кладка
С точки зрения способов извлечения графита интерес также представляют тип водяного реактора с графитовым отражателем. Отображатель которого представляет собой цилиндр с круговым послойным расположением графитовых блоков.
С учетом расположения и конструкции блоков определяется возможный способ захвата блоков и извлечения. Схемы конструкции наиболее часто встречающихся зарубежных блоков (реактор Магнокс) с вертикальным расположением представлены на рис.2. Как видно блоки плотно прилегают друг к другу, что исключает возможность их захвата за внешние боковые поверхности. При этом каждый блок имеет внутренне отверстие, которое при вертикальном расположении блока, доступно для захвата. На торцевых поверхностях есть пазы, в которые вставляются соеденительные элементы (прямоугольными «ключи»), которые предназначены для обеспечения соединения как минимум из 2 слоев кирпичей, включая соседние.

Весь текст будет доступен после покупки

1. IAEA TECDOC Draft “Processing of Irradiated Graphite to meet Acceptance Criteria for Waste Disposal. Results of a coordinated research project”, IAEA, Vienna (2015).
2. Anthony Wickham, Hans-Jurgen Steinmetz, Patrick O'Sullivan, Michael I. Ojovan. Updating irradiated graphite disposal: Project ‘GRAPA’ and the international decommissioning network. Journal of Environmental Radioactivity 171 (2017) 34-40.
3. Managing the Decommissioning and Remediation of Damaged Nuclear Facilities, IAEA-TECDOC-1989, IAEA, Vienna (2021)
4. D.J. Potter*, R.B. Jarvis*, A.W. Banford*, L. Cordingley*, and M. Grave** Selection of Retrieval Techniques for Irradiated Graphite during Reactor Decommissioning - 11587 WM2011 Conference, February 27 - March 3, 2011, Phoenix, AZ.
5. Grave, M.J., Buffery, J., McNaughton, P., Hayward, R., Dobriskey, M., Decommissioning of GLEEP: Demolition and Waste Management of Concrete Structures and Foundations. Tenth International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management. September 4–8, 2005, Scottish Exhibition and Conference Centre, Glasgow, Scotland.
6. Sierra Perler, I.C.,etal.,Dismantling of the DIORIT research reactor-Conditioning of activated graphite, Journal of Environmental Radioactivity (2017), http://dx.doi.org/10.1016/j.jenvrad.2017.07.019
7. Chris Halliwell The Windscale Advanced Gas Cooled Reactor (WAGR) Decommissioning Project A Close Out Report for WAGR Decommissioning Campaigns 1 to 10 – 12474 / WM2012 Conference, February 26 – March 1, 2012, Phoenix, Arizona, USA
8. Bill Kirby. Brookhaven Graphite Research Reactor (BGRR) D&D Project – 11243 /WM2011 Conference, February 27 - March 3, 2011, Phoenix, AZ

Весь текст будет доступен после покупки