RU2212070C2 - Способ консервации затопленных отсеков ядерных энергетических установок для длительного хранения - Google Patents
Способ консервации затопленных отсеков ядерных энергетических установок для длительного хранения Download PDFInfo
- Publication number
- RU2212070C2 RU2212070C2 RU2001111737/06A RU2001111737A RU2212070C2 RU 2212070 C2 RU2212070 C2 RU 2212070C2 RU 2001111737/06 A RU2001111737/06 A RU 2001111737/06A RU 2001111737 A RU2001111737 A RU 2001111737A RU 2212070 C2 RU2212070 C2 RU 2212070C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- compartment
- liquid
- nuclear power
- long
- reactor
- Prior art date
Links
Landscapes
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
Abstract
Изобретение относится к области ядерной энергетики и касается вопросов консервации затопленных отсеков ядерных энергетических установок для длительного хранения. Способ консервации отсеков ядерных энергетических установок включает заполнение реакторного отсека жидким раствором отверждающихся веществ. В корпусе отсека образуют по крайней мере два отверстия, одно из которых выполняют в верхней его части. Заполнение реакторного отсека жидким раствором отверждающихся веществ осуществляется по трубопроводу через второе отверстие. Указанный раствор представляет собой смесь неорганических вяжущих материалов. Смесь содержит раствор соли-электролита с плотностью 1,2-1,3 г/см3, окись магния и вещество, стойкое к выщелачиванию водой, например окись кремния. Вытесняемую в результате этого из отсека жидкость через расположенное в верхней его части отверстие направляют в накопительный резервуар для жидких радиоактивных отходов для дальнейшей их утилизации. В результате использования изобретения решается задача консервации затопленных реакторных отсеков с помощью недорогих природных материалов, обеспечивающих надежную ядерную, радиационную и экологическую безопасность при их длительном хранении, а также при необходимости их подъема и транспортировки в места длительного хранения. 1 ил.
Description
Изобретение относится к области ядерной энергетики и касается вопросов консервации сухих и затопленных отсеков ядерных энергетических установок для их длительного хранения.
Известен способ отверждения радиоактивных отходов путем закрепления их в массе вещества, стойкого к выщелачиванию водой по патенту 1036257 А (Швеция), включающий смешивание радиоактивных отходов с веществами, стойкими к выщелачиванию, загрузку смеси в капсулу, выполненную из твердого материала с высокой температурой плавления, герметизацию капсулы и обработку изостатическим прессованием при высоком давлении. В указанном способе капсулу заполняют смесью, содержащей 2,5-40% радиоактивных отходов и 60-97,5% отверждающих веществ, выбранных из группы SiO2, В2О3, Аl2О3, МgО, TiO2, Zr2O3, Fе2O3, Fе3O4, Сr2О3, а изостатическое давление ведут при температуре 700-1350oС и давлении 50-300 МПа.
Недостатком данного способа для консервации затопленных отсеков ядерных энергетических установок является технологическая несовместимость с условиями отсеков и их массогабаритные характеристики.
Известен способ консервации крупных ядерных энергетических установок, примененный на объекте "Укрытие" четвертого блока Чернобыльской АЭС, заключающийся в изготовлении блочного саркофага вокруг аварийной реакторной установки (В. И. Купный, "Объект "Укрытие": решения проблемы, перспективы". Труды III Международной научно-практической конференции "Укрытие - 98", Славутич, 1998 г., стр.3).
Указанный способ имеет те недостатки, что в случае его использования для консервации затопленных отсеков ядерных энергетических установок: изготовление саркофага в подводном пространстве требует больших материальных и трудовых затрат, так как требуется сначала создать вокруг затопленного отсека кессон, откачать из него воздух и только потом вести работы по изготовлению бетонного саркофага. Эффективность бетонного саркофага, построенного вокруг затопленного отсека, низка, так как в результате воздействия морской воды на цемент происходит повышение его пористости и, в конечном счете, разрушение. Высокая пористость цемента (около 20% объема) приводит к значительной миграции радионуклидов через стенку саркофага, что оказывает радиационное воздействие на окружающую среду. Строительство массивного бетонного саркофага вокруг затопленного отсека значительно увеличивает его массогабаритные характеристики, что создает дополнительные технические сложности для подъема отсека и его транспортировки к месту длительного хранения. Кроме того, незафиксированность оборудования и материалов внутри отсека, как показала практика на объекте "Укрытие" вокруг четвертого блока Чернобыльской АЭС, приводит к ядерной и радиационной угрозе для внешней среды.
Известен также способ консервации аварийных ядерных энергетических установок путем омоноличивания бетоном всех свободных объемов энергоблока с общим направлением от реактора к периферии блока, от нижних отметок к верхним (В.М. Багрянский, "Преобразование объекта "Укрытие" в экологически безопасные системы". Материалы 2ой научно-технической конференции, посвященной 10ой годовщине завершения работ по строительству объекта "Укрытие", Славутич, 1997 г., стр.142).
Известный способ имеет недостатки при его использовании для консервации затопленных отсеков ядерных энергетических установок. Так, бетон даже в сухом состоянии обладает достаточно высокой (до 20% объема) пористостью, что приводит к миграции радионуклидов сквозь слой бетона и в свою очередь не обеспечивает ядерную, радиационную и экологическую безопасность. Под воздействием морской воды пористость бетона повышается, а это еще облегчает миграцию радионуклидов и повышает радиационную угрозу для окружающей среды.
Кроме того, бетон не обладает высокой прочностью. Под воздействием морской воды его прочность резко снижается и в конце концов происходит разрушение конструкции, что не обеспечивает ядерную, радиационную и экологическую безопасность при длительном хранении законсервированных таким образом отсеков ядерных энергетических установок.
Известен также способ консервации затопленных отсеков ядерных энергетических установок для их длительного хранения, описанный в патенте РФ 2081464 и предусматривающий изоляцию радиоактивного объекта при помощи жидкого раствора отверждающихся веществ - прототип.
Задачей предлагаемого изобретения является создание способа консервации затопленных отсеков ядерных энергетических установок с помощью недорогих природных материалов, обеспечивающих надежную ядерную, радиационную и экологическую безопасность с фиксацией находящегося внутри отсека оборудования при их длительном хранении, а также, в случае необходимости их подъема из водной глубины и транспортировки в места длительного хранения.
Для этого в известном способе консервации затопленных отсеков ядерных энергетических установок путем их заполнения жидким раствором отверждающихся веществ, в корпусе отсека образуют по крайней мере два отверстия, одно из которых выполняют в верхней части отсека, а заполнение реакторного отсека жидким раствором отверждающихся веществ осуществляют по трубопроводу через второе отверстие, при этом указанный раствор представляет собой смесь неорганических вяжущих материалов, схватывающихся впоследствии в твердую массу, содержащую раствор соли-электролита плотностью 1,2-1,3 г/см3, окись магния и вещество, стойкое к выщелачиванию водой, например, окись кремния. В качестве соли-электролита может быть использован раствор хлористого магния, в качестве окиси магния - каустический магнезит, а в качестве вещества, стойкого к выщелачиванию морской водой, можно выбирать вещество из ряда SiO2, В2О3, Аl2O3, TiO2, Fe2О3, Fе3O4, TiO. Вытесненную в результате заполнения реакторного отсека жидким раствором из него жидкость через отверстие, расположенное в верхней его части, направляют в наполнительный резервуар жидких радиоактивных отходов для дальнейшей их утилизации.
Выполнение в корпусе отсека по крайней мере двух отверстий, одно из которых расположено в верхней его части, обеспечивает заполнение реакторного отсека жидким раствором отверждающихся веществ, а через верхнее отверстие полное вытеснение находящейся в затопленном отсеке жидкости.
Заполнение реакторного отсека смесью неорганических вяжущих материалов, содержащей раствор соли-электролита плотностью 1,2-1,3 г/см3, окись магния и вещество, стойкое к выщелачиванию водой, например, окись кремния, позволяет обеспечить надежное отверждение раствора с образованием плотной камнеобразной массы с малой пористостью, высокой прочностью и стойкостью к воздействию морской воды, которая создает надежное препятствие для миграции радионуклидов сквозь нее в окружающую среду, что обеспечивает надежную ядерную, радиационную и экологическую безопасность при длительном хранении отсеков ядерных энергетических установок. Кроме того, это позволяет в случае необходимости обеспечить их подъем и транспортировку.
Способ консервации затопленных отсеков ядерных энергетических установок осуществляется следующим образом (см. чертеж).
В корпусе отсека 1 образуют по крайней мере два отверстия 2, 3, одно из которых 2 выполняют в верхней его части. Через второе отверстие 3 в отсек 1 по трубопроводу 4 подают смесь неорганических вяжущих веществ 5, содержащую солевой раствор электролита плотностью 1,2-1,3 г/см3, окись магния и вещество, стойкое к выщелачиванию водой, например, окись кремния, которая схватывается впоследствии в твердую массу и в результате чего омоноличивает реакторный отсек с фиксацией находящегося внутри него оборудования 6. Указанную смесь подают в реакторный отсек до полного его заполнения. Вытесняемую из отсека 1 жидкость 7 в результате подачи указанной смеси 5 в отсек 1 собирают в накопительный резервуар и жидких радиоактивных отходов для их дальнейшей утилизации.
Омоноличенный таким образом отсек может безопасно для окружающей среды храниться в течение длительного времени. При необходимости такой реакторный отсек может быть безопасно поднят на поверхность и транспортирован в места длительного хранения.
Предлагаемый способ консервации затопленных отсеков ядерных энергетических установок может быть использован и для консервации сухих отсеков для их длительного хранения. В этом случае задача упрощается, так как не требуется производить сбор жидких радиоактивных отходов.
Claims (1)
- Способ консервации затопленных отсеков ядерных энергетических установок для их длительного хранения, включающий изоляцию ядерной энергетической установки реакторного отсека от окружающей среды путем укладки вокруг нее жидкого раствора отверждающихся веществ, отличающийся тем, что изоляцию ядерной энергетической установки осуществляют заполнением реакторного отсека жидким раствором, представляющим собой смесь неорганических вяжущих материалов, содержащую раствор соли-электролита с плотностью 1,2-1,3 г/см3, окись магния и вещество, стойкое к выщелачиванию водой, например, окись кремния, с одновременным вытеснением из отсека жидкости, для чего предварительно в корпусе реакторного отсека образуют по крайней мере два отверстия, одно из которых выполняют в верхней части отсека для выхода вытесняемой из отсека жидкости, а через второе отверстие по трубопроводу осуществляют заполнение реакторного отсека жидким раствором отверждающихся веществ, причем вытесняемую при этом из отсека жидкость направляют в накопительный резервуар жидких радиоактивных отходов для дальнейшей их утилизации.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2001111737/06A RU2212070C2 (ru) | 2001-04-28 | 2001-04-28 | Способ консервации затопленных отсеков ядерных энергетических установок для длительного хранения |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2001111737/06A RU2212070C2 (ru) | 2001-04-28 | 2001-04-28 | Способ консервации затопленных отсеков ядерных энергетических установок для длительного хранения |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2001111737A RU2001111737A (ru) | 2003-02-27 |
RU2212070C2 true RU2212070C2 (ru) | 2003-09-10 |
Family
ID=29776683
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2001111737/06A RU2212070C2 (ru) | 2001-04-28 | 2001-04-28 | Способ консервации затопленных отсеков ядерных энергетических установок для длительного хранения |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2212070C2 (ru) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2626766C1 (ru) * | 2016-06-28 | 2017-08-01 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") | Способ консервации остатков радиоактивных отходов в емкостях-хранилищах |
-
2001
- 2001-04-28 RU RU2001111737/06A patent/RU2212070C2/ru not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
S.GAVRILOV et al. Spent nuclear fuel from retired nuclear powered submarine. Proceedings of topical meeting on decommissioning, decontamination and reutilization of commercial and facilities, September 7-12, Knoxville, Tennessee, American Nuclear Society, Inc., p.397-400. * |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2626766C1 (ru) * | 2016-06-28 | 2017-08-01 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") | Способ консервации остатков радиоактивных отходов в емкостях-хранилищах |
RU2626766C9 (ru) * | 2016-06-28 | 2017-09-18 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") | Способ консервации остатков радиоактивных отходов в емкостях-хранилищах |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
KR100783583B1 (ko) | 원전수거물 처리장치와 그 제조방법 및 그에 따른 설치방법 | |
JPH02287199A (ja) | 核廃棄物貯蔵モジュール | |
US4307679A (en) | Submergible barge retrievable storage and permanent disposal system for radioactive waste | |
US4652181A (en) | Storage complex for storing radioactive material in rock formations | |
US4586849A (en) | Nuclear disposal method and system | |
RU2212070C2 (ru) | Способ консервации затопленных отсеков ядерных энергетических установок для длительного хранения | |
RU2388083C2 (ru) | Способ консервации подземного хранилища большого объема с концентрированными солевыми осадками высокоактивных жро | |
RU2580819C1 (ru) | Способ вывода из эксплуатации уран-графитового ядерного реактора | |
KR100817616B1 (ko) | 사용후핵연료의 완충 블록 및 이를 이용한 저장 시스템 | |
FI97650B (fi) | Varasto | |
JPS6221100A (ja) | 放射性廃棄物の地中処分方法 | |
RU2724966C1 (ru) | Контейнер для радиоактивных отходов | |
RU2625169C1 (ru) | Способ захоронения технологической шахты для радиоактивных отходов при выводе из эксплуатации уран-графитового реактора | |
RU149811U1 (ru) | Сооружение из строительных блоков и/или строительных плит, строительный блок (варианты) и строительная плита | |
RU2225050C1 (ru) | Способ обращения с реакторными отсеками атомных подводных лодок (варианты) | |
DE3333156A1 (de) | Maritime kontrollierte lagerung von schaedlichem material | |
GB2145650A (en) | Device and method for storing radioactive wastes | |
RU2263984C2 (ru) | Способ предотвращения образования и распространения радиоактивных загрязнений при демонтаже строительных конструкций при выводе из эксплуатации преимущественно ядерных объектов | |
CA2557007A1 (en) | Method for storing underground ecologically dangerous substances and apparatus for accomplishing the method | |
JP2612669B2 (ja) | 地下タンクの構築方法およびそれによって構築された地下タンク | |
Milloy et al. | Review of International HGW Deep Ocean Disposal Engineering Studies | |
JP2570084Y2 (ja) | 放射性廃棄物の地層処分構造 | |
RU153354U1 (ru) | Строительный блок для сооружения основания промышленного здания | |
Larker | Applications of Hot Isostatic Pressing for Radioactive Waste Containment in Synthetic Minerals | |
US20170294245A1 (en) | Method for erecting a structure from building blocks and/or slabs |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20040429 |