Графит радиация что такое
В качестве одного из основных конструкционных углеродных материалов (КУМ) в атомных установках разного назначения используют графит реакторный. Детали из него выполняют важную функцию в технологии управляемой ядерной реакции ‒ замедление, отражение нейтронов, воспрепятствование покидания ими активной зоны реактора. При этом графитные материалы обеспечивают первый рубеж радиационной защиты персонала от ионизирующего нейтронного облучения. Кроме того, из реакторного графита изготавливают разные виды элементов конструкции реакторного технологического оборудования, деталей машин.
Особенности условий применения реакторных графитов
Далеко не каждая марка выпускаемых графитовых промышленных материалов подходит для использования в качестве графита реакторного. Углеродный материал в процессе эксплуатации, помимо температурных, химических и механических нагрузок, подвергается еще и мощному радиоактивному облучению (осколки деления, нейтроны, гамма-кванты). Под воздействием больших доз радиации в графитной конструкции протекают процессы радиационной деградации:
Конструкционные углеродные детали должны быть высокоочищенными и не содержать в составе даже следов примесей таких поглощающих нейтроны элементов, как бор, кадмий, ванадий, ртуть, хлор, литий, редкоземельные металлы.
Свойства
Марки реакторных графитов в основном относятся к группе среднезернистых с плотностью 1,7-1,8 г/куб. см. С учетом критических условий эксплуатации в установках ядерной энергетики графит реакторный обладает уникальными физико-химическими свойствами и соответствует следующим общим требованиям:
Кроме того, обеспечивается низкое значение коэффициента температурного расширения, а также высокая тепло- и электропроводность материала в условиях воздействия радиации. Применяемые марки реакторных графитов соответствуют требованиям по продолжительности периода эксплуатации, составляющего не менее 20 лет (до 50 лет для вновь разрабатываемых видов).
Материалы изготовления, марки
По основным эксплуатационным параметрам марки графитов реакторных соответствуют высоким требованиям атомной энергетики. При их изготовлении применяют специальные виды сырья. Исходными материалами чаще всего служат высокоочищенные нефтяной кокс и связующие вещества из каменноугольной смолы. Куски кокса измельчают и перемешивают со смолой до получения однородной тестоподобной густой массы. Детали заданной формы изготавливают методами прессования или экструзии, снижая к минимуму дальнейшую механическую обработку.
В атомной промышленности используют, в частности, такие специальные марки графита: ВПГ, МПГ, ГРП-2, ГР-280, ГР-220. Выпускаются они для эксплуатации в составе оборудования исследовательских и энергетических атомных установок разного назначения. Разрабатываются графиты реакторные новых марок для использования в ядерных энергоустановках IV поколения (высокотемпературных газоохлаждаемых ВТГР) и реакторов МКЭР-1500 с ресурсом до 50 лет.
Что делать с радиоактивным графитом?
Пресс-конференция физиков-атомщиков в Санкт-Петербурге
Андрей Талевлин – к.ю.н., доцент Челябинского государственного университета, председатель регионального общественного движения «За природу, г. Челябинск (по скайпу).
Институт региональной прессы Санкт-Петербург, 16 марта 2020 года
Презентация доклада «Современные вызовы и возможные решения по обращению с реакторным графитом при выводе из эксплуатации реакторов РБМК.»
Текст доклада читайте в Интернете по адресу: http://decommission.ru/wp-content/uploads/2020/03/Grafit_16.03.2020_рус.pdf
Из доклада: «Планетарная экосистема с определенным соот¬ношением между стабильными и радиоактивными изотопами углерода сформировалась в результате эволюционного процесса в течение миллионов лет. Поэтому революционное изменение (повышение) концентрации антропогенного 14С в природной среде в течение всего нескольких десятилетий — ядерные взрывы и выбросы-сбросы предприятий ядерной энергетики представляют большую экологическую и гигиеническую проблемы.».
В2018 году в декабре был остановлен самый старый из реакторов РБМК 1000 Ленинградской атомной станции и начата подготовка к выводу его из эксплуатации. В ближайшие годы будут остановлены 2-ой, 3-ий и 4-ый энергоблоки, последний из них будет закрыт в 25 году. Процесс вывода из эксплуатации всех энергоблоков должен завершиться в 2059 году. При этом предстоит решить проблему безопасной утилизации примерно 15 тысяч тонн графита, облученного в процессе эксплуатации станции, который содержит радиоактивный углерод с периодом полураспада 5730 лет.
В процессе охлаждения графита азотом, атомы азот бомбардируются нейтронами, которые присутствуют в реакторе. При попадании нейтронов в азот, атомы азота превращаются в углерод 14.
Из-за выработки назначенного ресурса работы к выводу из эксплуатации готовятся три уран-графитовых реактора типа РБМК на Украине, два реактора на Игналинской АЭС в Литовской республике, в Сосновом Бору в Ленинградской области. 9 января 2020 года появилась статья с сообщением о принятых решениях о подготовке к демонтажу двух уран-графитовых реакторов во Франции.
«Мирный атом» также вносит свой вклад в загрязнение атмосферы Земли. Выбросы радиоуглерода в экосистему Земли возросли и представляют большие экологические проблемы. С 1974 года началось и сейчас продолжается использование ядерных технологий для производства электроэнергии и тепла на атомных электростанциях. Всего в мире 197 атомных электростанций.
Значительный выброс углерода 14 произошел во время аварии на Чернобыльской АЭС, когда в результате взрыва реакторов по оценкам экспертов на крыши соседних зданий могло быть выброшено до 300 тонн графита. Затем, 10 дней продолжалось горение оставшихся 2300 тонн. В биосферу поступил радиоуглерод в виде двуокиси и окиси радиоуглерода.
Сегодня нет технологии безопасного обращения с облученным реакторным графитом, который в процессе эксплуатации реактора стал распухшим, рыхлым и пылящим материалом. К тому же взрывоопасным. Не существует полезного опыта выполнения в высоких полях радиации трудоемких технологически сложных демонтажных операций в больших масштабах.
Я предлагаю графитом не пылить и принять стратегию с контролируемым хранением облученного реакторного графита и радиоактивных отходов в течение 60-70 лет, а реактор демонтировать только тогда, когда в мире появится новая безопасная технология обращения с радиоактивными отходами.
? Первый реактор был построен в США под трибуной чикагского стадиона в 1945году. Впоследствии графитовые реакторы появились в Великобритании, в США, в СССР, во Франции и во многих других странах. Всего в мире в настоящее время находится 123 графитовых реактора. Это реакторы самого разного назначения: энергетические для выработки электроэнергии, промышленные реакторы для наработки оружейного плутония и исследовательские реакторы. В Великобритании эксплуатируется 23 уран-графитовые реактора с газовым охлаждением, в России — 13. В России все промышленные реакторы, построенные для оружейного плутония, уже остановлены и находятся в состоянии вывода из эксплуатации или в состоянии подготовки к выводу из эксплуатации.
Пока отходы находятся на атомных станциях, пристанционных хранилищах, на комбинатах во временных хранилищах.
Насколько безопасно они хранятся сейчас?
С точки зрения технологического контроля мы можем только надеяться, что представители атомной отрасли выполняют свою задачу четко и прозрачно, но при этом на сегодняшний день отсутствует комплексный технологический мониторинг в районе размещения таких хранилищ, отсутствует объективная информация, которая помогла бы оценить состояние природы и сделать вывод о том, действительно ли это безопасно. И это создает иллюзию, что все безопасно. Но есть признаки того, что это не так. Генетики зафиксировали цито-генетические повреждения у сосен в районе ядерного комплекса в Сосновом Бору, в три раза больше процент таких повреждений, чем на границе с Петербургом, а в городе Сосновый Бор в два раза больше. Эти результаты не воспринимаются лицами, принимающими политические решения, потому что это «всего лишь» научные результаты, и они не отнесены к категории утвержденных критериев для принятия политических решений.
Мы предлагаем вариант долговременного хранения этих отходов на месте, так называемый «Зеленый курган».
В мире рассматривались различные способы обращения с отходами, но ни одной эффективной технологии как с точки зрения технической, экологической, так и с точки зрения экономики пока не существует. Большое внимание проблеме обращения с облученным графитом уделяет и МАГАТЭ. Это проблема общемировая. НИОКРы проводятся во всех странах.
По требованию МАГАТЭ и по нашим законам пункты захоронения радиоактивных отходов 2-го класса должны находиться на глубине нескольких сотен метров в безопасной породе. Таких пунктов захоронения нет не только в России, но и нигде в мире. Ближе всех подошли к такому варианту финны. Они строят хранилище под дном Балтийского моря на глубине 450 метров. Первый пункт будет построен в 2024-25 годах.
У нас принято решение только о создании подземной исследовательской лаборатории. В Нижнеканском горном массиве в гранитных породах Красноярского края на глубине 475 метров будет построена подземная лаборатория для исследований по геологическим, гидрогеологическим свойствам породы. (https://www.atomic-energy.ru/articles/2017/08/22/78690) Будут загружены имитаторы по тепловыделению и по другим физическим свойствам радиоактивных отходов и в течение длительного времени будут проводиться исследования. Если окажется, что такое хранилище безопасно, подземная исследовательская лаборатория будет переведена в могильник, то есть лабораторию будут использовать для захоронения радиоактивных отходов. Подземная исследовательская лаборатория войдет в строй только в 25-году, затем 10-15 лет будут проводиться исследования, поэтому наиболее оптимистический вариант ввода в эксплуатацию места для захоронения отходов 2-го класса не ранее 40-го года.
Примерно 150 тысяч жителей Красноярского региона подписали петицию против создания этой лаборатории. Это не оригинальная реакция, по всему миру намерение свезти куда-то отходы создает такие социальные процессы.
Но такая технология утилизации графита к реактору РБМК, похоже, мало применима, потому что во-первых, он находится на поверхности земли, во-вторых, его объемы, его массо-габаритные характеристики превосходят более, чем в 4 раза объем промышленного реактора.
Во всех странах, где эксплуатировались уран-графитовые реакторы, проблема технологии окончательной утилизации находится в стадии отложенного решения. Все реакторы находятся в состоянии длительного хранения с мониторингом, обеспечивается безопасность хранения реактора, но проблема оставлена на будущие поколения.
— С одной стороны у нас есть нормативная база, касающаяся регулирования отношений по безопасному обращению с радиоактивными отходами, это и международные правовые нормы, прежде всего Объединенная Конвенция «О безопасности обращения с отработавшим топливом и о безопасности обращения с радиоактивными отходами», другие международные акты, национальная правовая база: «Закон об использовании атомной энергии», «Об обращении с радиоактивными отходами» и другие законы о радиационной безопасности населения, об охране окружающей среды. Очень много подзаконных актов, где прописаны только общие правила обращения с радиоактивными отходами.
Ленинградская атомная станция утвердила специальную концепцию, которая предусматривает немедленную ликвидацию энергоблока, который после выгрузки отработавшего ядерного топлива должен быть утилизирован. По этому сценарию ликвидации все шесть классов радиоактивных отходов и большинство графита, который содержится в первом энергоблоке, по действующему законодательству подлежат захоронению. Однако на сегодняшний день для захоронения второго класса радиоактивных отходов, к которому относится облученный графит, у нас в стране не построено ни одного пункта. В единственном действующем пункте захоронения в Новоуральске Свердловской области, размещаются отходы 3 или 4 класса опасности.
«Немедленный демонтаж» означает работу примерно в течение 40-50 лет. На Игналинской атомной станции первоначально блок был остановлен в 2009 году, подлежал немедленному демонтажу, и по всем предполагаемым концепциям утилизация должна была быть завершена к 2038 году. Это значит срок 30 лет. На ЛАЭС первый блок сейчас уже остановлен, там проводится выгрузка топлива, освобождение приреакторного бассейна. До 2022 года. То есть, 6 лет проводится только перевод блока из ядерной опасности в радиационную опасность. Потом уже начнутся работы по сливу теплоносителя, демонтаж всех сопутствующих систем: трубопроводы, вспомогательные механизмы. Поэтому к разбору графита дело дойдет только к 2030 или даже к 2040-му году. В соответствии с нормативными документами. В мире то же самое, все тоже находится в состоянии длительного ожидания..
Авторский коллектив доклада предложил отказаться от захоронения радиоактивных отходов, а пойти по пути долговременного безопасного хранения в месте их образования и дождаться приемлемой технологии обращения с этим опасным веществом. Радиоактивные отходы, образовавшиеся на территории Ленинградской области вряд-ли будут принимать с распростертыми объятиями в других регионах страны, поэтому мы исходим из того, что такие отходы должны безопасно храниться не далеко от мест их образования.
Необходимо привлечь многих специалистов, население для обсуждения этой проблемы. Придется вносить изменения не только в федеральное законодательство, но и разрабатывать региональные законы.
Остановленный энергоблок Ленинградской АЭС это первый энергоблок, который подлежит утилизации на территории Ленинградской области.
Что целесообразно делать в текущий момент в первую очередь правительству РФ совместно с госкорпорацией Росатом.
— Создать межрегиональную экологическую лабораторию СПб и Ленинградской области для того, чтобы контролировать все решения, которые будут приняты в отношение Ленинградской атомной станции.
— Концерну Росэнергоатом отложить демонтаж графитовой кладки реактора РБМК 1000 и не осуществлять перемещение радиоактивного графита без крайней необходимости до разработки безопасных экологически, экономически и нравственно приемлемых технологий ее утилизации.
— Целесообразно хранить графит на территории того региона, где он произведен. То есть на территории Северо-Запада.
Нужно создать общественный совет по экологии и энергетике при администрации Соснового Бора, где расположена ЛАЭС, аналогичные советы в свое время были созданы в Висагинасе (Игналинская АЭС), в Германии. В него должны войти все заинтересованные стороны: ветераны атомной отрасли, проживающие в Сосновом Бору и готовые делиться бесценным опытом, приобретенным за годы эксплуатации реактора, независимые от атомной отрасли эксперты, общественность.
У нас реакторы РБМК уже не строятся. Последний уран-графитовый реактор введен в конце 80-х годов 3-й энергоблок на Смоленской атомной станции.
Есть ли научный и технологический смысл разбирать на мелкие части вот эти графитовые реакторы?
Сейчас первый блок ЛАЭС уже год не работал, и на обеспечение эксплуатации без генерации энергии, потребовалось примерно 2.5 миллиарда рублей.
Доклад должен быть передан директору ЛАЭС, в муниципалитет Соснового Бора, в Росэнергоатом, в Росатом и в Ростехнадзор, правительству Спб и Ленинградской области, поскольку в выводах доклада этим заинтересованным органам предлагаются конкретные решения.
Сейчас 6 тысяч рабочих мест на ЛАЭС. К 26-му году эти рабочие места могут исчезнут. Это серьезные социальные потрясения и для атомного города Сосновый Бор и для региона.
Олег Бодров: Я живу в Сосновом Бору уже скоро 40 лет, поэтому у меня нет альтернативы. Я часть этого общества и я люблю свой город, и я буду продолжать заниматься тем, чем занимался, но, к сожалению пока у власти открытого желания взаимодействовать не существует. При этом я хочу сказать, что мы организовали поездки представителей муниципальных властей на Игналинскую станцию, на Грайфсвальд, на АЭС в США, после этих поездок наша организация «Зеленый мир» после 30 лет работы была признана иностранным агентом, заплатила большой штраф и вынуждена была закрыться. Но я продолжаю жить в этом городе и надеяться, что не все потеряно. Собственно другого выхода у нашей организации нет. Более того, мы сейчас объединяем эти усилия по продвижению безопасных решений с нашими партнерами из других населенный пунктов южного берега Финского залива. Создана в настоящее время ассоциация друзей побережья, которая включает в себя социально-активные группы на всем участке побережья от Петербурга до эстонской границы. Нас много и мы продолжим этот путь.
Материал подготовлен Татьяной Романенко, Санкт-Петербург
Что делать с радиоактивным графитом при выводе из эксплуатации ЛАЭС
«Что делать с радиоактивным графитом при выводе из эксплуатации ЛАЭС» — пресс-конференция на эту тему прошла 17 марта в Санкт-Петербурге. Участники сделали обзор ситуации, представили аналитический доклад «Обращение с графитом при выводе из эксплуатации реакторов РБМК» и сделали ряд предложений.
Между тем, в процессе вывода из эксплуатации энергоблоков ЛАЭС запланирован дистанционный демонтаж и последующее захоронение примерно 15 000 тонн радиоактивного графита с четырех реакторов РБМК-1000, содержащего радиоуглерод 14 С с периодом полураспада 5730 лет. При этом в России пока не существует могильников, отвечающих требованиям, предъявляемым к захоронению этого радиоактивного графита.
Авторы доклада считают необходимым более широкое обсуждение безопасных вариантов изоляции реакторного графита в России с учетом интересов атомного бизнеса, властей всех уровней, органов местного самоуправления, независимых экспертов и заинтересованной общественности.
В завершение пресс-конференции они озвучили свои предложения:
Законодательному Собранию Ленинградской области — разработать и принять областной закон «О полномочиях органов государственной власти Ленинградской области в сфере обеспечения радиационной безопасности населения и использования атомной энергии», который бы обеспечил более широкое вовлечение общественности в процесс принятия решений при продвижении проектов связанных с атомной энергетикой, в том числе с выводом из эксплуатации.
Отложить демонтаж графитовой кладки реакторов РБМК-1000 ЛАЭС до разработки безопасных, экологически и экономически приемлемых промышленных технологий ее утилизации, долговременной изоляции или перевода в нерадиоактивное состояние.
Учитывая, что перемещение облученного графита чрезвычайно опасно на всех этапах транспортировки, не осуществлять его без крайней необходимости, на возможные минимальные расстояния от объектов их образования.
Рассмотреть возможность использования курганной технологии для временной (на 100-300 лет) изоляции облученного реакторного графита всех типов уран-графитовых реакторов.
Стоит отметить, что пока сведения о процессе вывода из эксплуатации старейшего энергоблока ЛАЭС до общественности доносятся очень скупо, хотя это пилотный проект для России, который должен стать образцом для выведения из эксплуатации последующих энергоблоков РБМК. В конце ноября 2019 года появилось сообщение о совещании, на котором представители ЛАЭС, АО «Концерн Росэнергоатом», АО «ТВЭЛ», АО «Атомэнергопроект», АО «ВНИИАЭС», АО «НИКИЭТ», АО «ЦПТИ» и АО «ГК «НЕОЛАНТ» обсудили особенности «дорожной карты» по выводу из эксплуатации энергоблоков № 1 и № 2 ЛАЭС и разработку соответствующей проектной документации, но какие-либо подробности сообщены не были. В Общественной палате Соснового Бора важнейший для города вопрос вывода из эксплуатации энергоблоков ЛАЭС с учетом не только технологических, но и социальных аспектов, пока не обсуждался.
Кондиционирование реакторного графита выводимых из эксплуатации уран-графитовых реакторов для целей захоронения
Авторы: М.А. Туктаров, Л.А. Андреева, А.А. Роменков (АО «НИКИЭТ», Москва)
Введение
В ближайшем будущем перед Госкорпорацией «Росатом» стоят масштабные задачи по выводу из эксплуатации указанных УГР (рис. 1).
Табл.1. Энергетические уран-графитовые реакторы атомных станций РФ
Тип реактора
Мощность,
Масса графитовой кладки, т
Масса сменного
графита, т
Продолжительность работы, лет, год ввода /останова
*С учетом продления срока службы на 15 лет. **Втулочный графит в составе ОТВС
При выводе из эксплуатации ОИАЭ значительную долю затрат составляет обращение с радиоактивными отходами (РАО). Например, в структуре затрат на вывод из эксплуатации блока АЭС с реактором типа РБМК (табл. 2) обращение с РАО составляет более 65 %.
Табл. 2. Структура затрат на вывод из эксплуатации блока Ленинградской АЭС с РБМК
Наименование этапа
Вклад в общую стоимость, %
Планирование, проектирование и лицензирование
Работы по останову блока АЭС
Консервация блока АЭС
Демонтаж блока АЭС
Эксплуатационные расходы и управление
Возврат лома, материалов повторного использования
Закупка материалов и оборудования
Применительно к выводу из эксплуатации объектов УГР, в особенности блоков атомных станций, обращение с облученным реакторным графитом, в том числе его кондиционирование для целей захоронения, является одной из критических задач.
Решение вопроса по окончательному обращению с реакторным графитом, т.е. по его захоронению, осложняется наличием в составе графитовых изделий долгоживущих радионуклидов (прежде всего, 14 С, 36 Сl) и его значительными количествами. По разным оценкам, суммарное количество облученного реакторного графита в России может достигать 50-60 тысяч тонн [1].
Необходимо отметить, что в настоящий момент в мире не существует окончательно принятого решения по проблеме утилизации отработанного графита [3].
Ниже рассматриваются решения по кондиционированию облученного реакторного графита и снижению издержек на его окончательное захоронение.
Концепции обращения с реакторным графитом выводимых из эксплуатации УГР
Характеризация реакторного графита
Графит в качестве конструкционного материала активных зон УГР используется в виде несменяемых изделий (в виде графитовых блоков) и сменяемых элементов: колец контакта между кладкой и технологическими каналами, втулок ТВС, вытеснителей стержней СУЗ и др. В процессе эксплуатации графитовой кладки под действием нейтронного облучения происходит активация примесей, изначально присутствующих в графите. Происходит загрязнение графита вследствие контакта с другими изделиями активной зоны и активации газа, продувающего кладку. Влияние типа продувающего газа показана в работе [9]. Удельная активность 14 С в ПУГР АО «СХК», продуваемом азотом, в 8-10 раз выше, чем в реакторах AGR, кладки которых продувались углекислым газом.
Эксплуатация УГР первого поколения, например, блоков №1 и №2 Белоярской АЭС, сопровождалась инцидентами с просыпями ядерного топлива (ЯТ) в кладки аппаратов. Ядерные материалы, загрязняющие кладки, подвергались облучению и делению с образованием радиоактивных продуктов реакций. Радиоактивные материалы, внешне загрязняющие кладку, могли мигрировать внутрь объема кладки, частично плавиться, переходить в газовую фазу и уноситься вместе с продувочным газом, распространяться иными путями по реакторному оборудованию и системам.
С учетом этого в общем виде, радиоактивность облученного реакторного графита УГР может быть обусловлена следующими процессами:
Примеры количественных значений удельных активностей радионуклидов графитовых кладок различных УГР, полученных из 8, приведены в табл. 3.
Как можно видеть, основной вклад в активность графита кладки (при отсутствии просыпей ЯТ, применительно к графиту РБМК Чернобыльской АЭС – см. первый столбец) вносят следующие радионуклиды: 3 Н, 14 С, 36 Cl, 55 Fe, 60 Со, 65 Zn, 134 Cs. Гамма излучающие нуклиды, прежде всего, 60 Со, 134 Cs, определяют уровень гамма фона от реакторного графита и мероприятия по защите персонала при обращении с графитовыми отходами (при демонтаже кладок, обращении с контейнерами и др.).
В соответствии с Постановлением Правительства РФ № 1069 от 19.10.2012 «О критериях отнесения…» графит кладок УГР (при отсутствии просыпей топлива) относится к классу 2 удаляемых твердых РАО (долгоживущие отходы средней категории активности с периодом полураспада отдельных радионуклидов более 30 лет) и подлежат захоронению в пунктах глубинного захоронения РАО (ПГЗРО) без предварительной выдержки в целях снижения их тепловыделения. Аварийный графит, содержащий просыпи ОЯТ, неоднороден по своему загрязнению. При создании соответствующих условий по сортировке и выделению графита с просыпями ядерного топлива в процессе демонтажа графитовой кладки УГР аварийный графит будет относиться к классу 1 и также подлежит захоронению в ПГЗРО.
Сменные графитовые изделия подвергаются реакторному облучению в течение меньшего времени – около 5-15 лет по сравнению с графитовыми блоками – 30-45 лет. Соответственно, удельная активность большинства радионуклидов сменных графитовых изделий ниже, и находится в прямой зависимости от времени облучения.
Табл. 3. Усредненные значения удельной активности радионуклидов в облученном реакторном графите УГР, Бк/г
Нуклид; период полураспада, лет; тип излучения
Тип графита
Кладка РБМК
Чернобыльской АЭС [6]
Кладка И-1
АО «СХК» [7]
Кладка ЭИ-2
АО «СХК» [7]
Графит УГР «Када-раш», Франция [8]
2 39 Pu; 2,439×10 4 ; α
Примечание: * Значения для загрязнений поверхности графитовых блоков просыпями ядерного топлива
Применительно к графиту энергетических УГР оцениваемое количество удаляемого графита класса 1 (аварийный графит) составит 1500 т, класса 2– 22 000 т (кладки УГР), класса 3 (втулки, кольца и др.) – 7500 т. (рис. 3).
Для оценки безопасности захоронения РАО, помимо удельной активности, принципиальное значение имеют и другие характеристики радионуклидов: период полураспада, радиотоксичность, миграционные свойства и др.
Оценить радиотоксичность нуклида можно, например, по дозовому коэффициенту при поступлении радионуклида с пищей (табл. 4). Путем перемножения значения удельной активности на дозовый коэффициент можно получить «потенциальную дозу» и выявить наиболее опасные нуклиды в графите, которые могут поступить в организм человека с пищей.
Табл. 4. Анализ параметров радионуклидного загрязнения реакторного графита УГР РБМК
Нуклид; период полураспада, лет; тип излучения
Удельная активность нуклида,
Дозовый коэффициент при поступ-лении с пищей, Зв/Бк
Максимальная потенциальная доза, Dпот, Зв
Активность нуклида в кладке, Бк*
Период потен-циальной опасности
(по ПЗУА) Тпзуа, лет
Период потен-циальной опасности
(по МЗА)
Тмза, лет
Примечание: * В пересчете на массу графита 2000 т
В соответствии с Постановлением Правительства РФ № 1069 от 19.10.2012 «О критериях отнесения…» критерием отнесения отходов к радиоактивным является условие, при котором сумма отношений удельных активностей радионуклидов в отходах к их предельным значениям (ПЗУА или МЗУА в НРБ-99/2009), превышает 1. С учетом этого условия и закона радиоактивного распада можно оценить период потенциальной опасности конкретного нуклида и всего графита в целом (Тпзуа ). Как можно видеть, предел потенциальной опасности графитовых отходов, рассчитанный по ПЗУА (см. табл. 4, рис. 4), определяется нуклидом 94 Nb.
Характеристики, определяющие обращение с реакторным графитом
Каждый проект ПЗРО устанавливает специфические критерии приемлемости РАО, которые являются ключевым элементом при выборе упаковок для захоронения. Соответствие реакторного графита критериям приемлемости определяется рядом его характеристик, которые требуют их изучения и учета при проектировании технологических процессов обращения с графитом и при обосновании безопасности его захоронения. К ним, прежде всего, можно отнести:
Необходимость учета этих характеристик в проектах обращения и захоронения потребует проведения детальных исследований указанных свойств реакторного графита.
Подходы к захоронению реакторного графита УГР
С учетом специфики геологии расположения площадок объекта с УГР, промышленной инфраструктуры района размещения объекта, конструктивных особенностей, истории эксплуатации аппаратов, радиоактивного загрязнения и др. в отношении способов обращения и захоронения графитовых отходов целесообразно использовать дифференцированный подход, предусматривающий выделение референтных групп графитовых отходов и создание для них соответствующих технологий обращения.
Реакторный графит выводимых из эксплуатации УГР по уровню радиационного загрязнения можно разделить следующие группы:
В 2015 году завершены работы по созданию пункта консервации реактора ЭИ-2 ОАО «СХК», реализуются проекты вывода из эксплуатации ПУГР ФГУП ФЯО «ГХК».
Консервант «F» представляет собой твердеющий при нормальной температуре герметизирующий состав, включающий радиационно- и химически стойкое связующее, наполнитель, отвердитель и целевые добавки, обеспечивающие возможность широкого варьирования технологическими и техническими характеристиками.
Консервант «F» в отвержденном состоянии биологически инертен, обеспечивает экологическую чистоту окружающей среды и относится к трудносгораемым и не поддерживающим горение веществам. Консервант стоек к перепадам температур, не требует дополнительного разогрева при его использовании.
В работе [11] представлены результаты НИОКР по применению защитного полимерного компаунда «F». В табл. 5 представлена характеристика консерванта «F».
Табл. 5. Основные параметры консерванта «F»
Наименование показателя
Значение
Температура окружающей среды при проведении работ, о С
Радиационная стойкость, Мрад, не менее
Прочность при сжатии, МПа, не менее
Радиационное газовыделение, см 3 (гЧрад)
Скорость выщелачивания (по Cs), г/(см 2 Чсут)
Основными преимуществами консерванта «F» являются высокая радиационная и водостойкость, механическая прочность и технологичность (низкая вязкость, длительная жизнеспособность, простота технологии приготовления и использования).
Рецептура консерванта «F» запатентована [12]. Технология приготовления и заливки отработана на стендовых испытаниях макетов, при проведении работ по консервации реакторов стендов-прототипов реакторов АПЛ, апробирована при консервации аварийных АПЛ с невыгруженным ОЯТ, при герметизации реакторного пространства (РП) остановленного блока №1 Белоярской АЭС (рис. 5), при испытаниях материалов – стабилизаторов ОЯТ АМБ в пеналах транспортно-упаковочных контейнеров ТУК-84.
Проведенные в АО «НИКИЭТ» НИР по обоснованию возможности использования консерванта «F» в дополнение к глиняной смеси показали, что:
-низкая вязкость консерванта обеспечивает бесполостное заполнение свободных объемов, его проникновение в межблочные щели, а также в микроскопические полости и трещины, имеющиеся в облученном реакторном графите, что приводит после отверждения консерванта к образованию монолита «графит–консервант» (рис. 6);
Рис. 5. Герметизация реакторного пространства блока № 1 Белоярской АЭС
7 мкм, заполненная консервантом – эксперимент РНЦ КИ)
Рис. 6. Модуль «графит – консервант» и заполнение щелей и трещин в графитовых блоках: а– модуль из двух графитовых блоков РБМК, залитых консервантом; б – шлиф по графиту, залитого консервантом (трещина длиной 300 мкм с перемычкой размером
7 мкм, заполненная консервантом – эксперимент РНЦ КИ); в– межблочный щелевой зазор, заполненный консервантом
Применение дополнительного барьера в виде консерванта при захоронении ПУГР несколько увеличивает проектную стоимость работ по выводу из эксплуатации. Оценочно, сводная сметная стоимость работ для захоронения ПУГР АД (при заливке консервантом реакторного пространства, схем «О» и «Р» вместо засыпки глинами) может возрасти на 5-6%. Однако применение консерванта при захоронении ПУГР вследствие снижения риска миграции радионуклидов, повышения прочностных свойств несущих конструкций, снижения поступления грунтовых вод к объекту, может быть обосновано и экономически, при учете рисков и затрат на ликвидацию возможных негативных последствий распространения нуклидов в геологическую среду.
Помимо реакторных кладок аппаратов ПУГР значительное количество графитовых изделий в виде втулок размещено вне реакторов, в местах непроектного хранения. На комбинатах ФГУП «ПО МАЯК», АО «СХК», ФГУП «ГХК» имеются могильники низкоактивных (траншейного типа), среднеактивных и высокоактивных отходов, которые можно отнести к объектам ядерного наследия, и содержащие графитовые отходы в виде сменных элементов. Графитовые втулки размещены в подобных могильниках в виде отходов, смешанных с другими изделиями, инструментом, обрезками каналов и др. Результаты обследований некоторых объектов показывают, что радионуклиды начали миграцию в окружающий строительный бетон. В связи с тем, что большинство указанных объектов, вероятно, будут выводиться из эксплуатации по варианту захоронения на месте, актуальна задача создания дополнительного барьера для захоронения графита РАО в объеме хранилищ с применением защитного материала, обладающего требуемыми изолирующими свойствами, например, путем применения рассмотренного выше консерванта.
Локальные концепции вывода из эксплуатации блоков Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС с РБМК предусматривают варианты демонтажа (немедленного или отложенного) реакторных установок с упаковкой графитовых отходов в контейнеры и их вывозом на захоронение.
Основным аргументом в пользу отложенного демонтажа является высокий уровень гамма фона реакторов, обусловленный в первые 30 лет высокоэнергетическими γ-квантами, сопровождающими β-распад 60 Co [13], и, соответственно, стремление снизить дозозатраты персонала при демонтаже. Реализация варианта отложенного демонтажа блока АЭС при этом сопровождается затратами на эксплуатацию (без производства энергии) и поддержание блоков в безопасном состоянии.
Как можно видеть из расчетных данных НИЦ КИ (рис. 7), мощность дозы от графитового блока после 10 лет выдержки достигнет транспортного критерия, т.е. ограничения по мощности дозы при перевозке упаковок с РАО [13], что позволит уже обращаться с графитом более безопасно и менее затратно.
Таким образом, при выводе из эксплуатации блоков АЭС с РБМК целесообразно придерживаться стратегии немедленного демонтажа.
При демонтаже кладок УГР предусматривается упаковка извлеченных графитовых изделий в контейнеры, предназначенные для транспортировки и передачи НО РАО для захоронения. При выборе типа ПЗРО для захоронения – пункт приповерхностного захоронения РАО (ППРО), размещаемый выше поверхности земли, на одном уровне или ниже поверхности земли на глубине до 100 м; или пункт глубинного захоронения РАО (ПГЗРО), размещаемый на глубине более 100 м от поверхности – определяющим является содержание долгоживущих радионуклидов в графите.
В соответствии с ПП РФ № 1069 графит кладок энергетических УГР, в основной массе, относится к классу 2 и подлежит захоронению в ПГЗРО, аварийный графит, загрязненный просыпями ядерного топлива, может быть отнесен к классу 1 удаляемых ТРО, а графитовые сменные изделия (втулки, кольца), в общем виде, к классу 3.
В России ведутся работы по созданию пункта глубинного захоронения РАО классов 1 и 2, располагаемого в Нижнеканнском массиве, Красноярский край [14, 15]. Проект ПГЗРО «Нижнеканнский массив» разработан в 2014 г, а в 2015 г прошел государственную экспертизу. Однако следует отметить, что проект не рассматривает проблему захоронения графитовых отходов энергетических УГР в указанном ПГЗРО.
В 2015 году по заказу АО «Концерн Росэнергоатом» АО «НИКИЭТ» провел работы по разработке технических требований к кондиционированию и контейнеру для обращения и захоронения графитовых блоков АЭС с РБМК, предположительно в пункте глубинного захоронения. Были проведены технико-экономические исследования различных вариантов использования сертифицированных контейнеров для графита, включая невозвратно-защитный железобетонный контейнер (НЗК); невозвратный металлический контейнер, например, типа КРАД-1,3, перевозимый в защитном транспортном контейнере (с биологической защитой); металлический контейнер, например, типа КМЗ, с возможностью заполнения свободных полостей загруженного графитом контейнера защитным материалом (рис. 8). Были рассмотрены все стадии обращения с графитом после демонтажа кладки: контейниризация и кондиционирование графитовых блоков, промежуточное хранение графита на площадке АЭС, перевозка графита к пункту захоронения и захоронение реакторного графита. В результате проведенных оценок было показано, что при соответствующем обосновании принципиально возможно использование для захоронения графита класса 2 (графитовые кладки) существующих сертифицированных контейнеров, при этом экономически эффективным (затраты примерно в 2,5 раза ниже) является использование невозвратной выемной части (под захоронение), перевозимой в транспортном защитном контейнере (табл. 6), по сравнению с применением невозвратного защитного контейнера. Это обосновывается тем, что при существующих тарифах на захоронение РАО затраты непосредственно на стадию захоронения составляют около 70-80 % (класса 2), т.е. стоимость обращения с графитом достаточно чувствительна к захоронению непроизводительных («паразитных») объемов РАО.
Табл. 6. Оценка затрат на захоронение графитовой кладки РБМК, млн. руб (в ценах 2015 г)
Этап обращения
Тип контейнера
Невозвратный с защитой (железобетонный)
Возвратный защитный с невозвратной выемной частью