RU2273902C2

RU2273902C2 - Способ утилизации радиационно-опасных отсеков подводных и надводных объектов

Info

Publication number: RU2273902C2
Application number: RU2004117277/06A
Authority: RU
Inventors: Юрий Васильевич Черногоров (RU); Юрий Васильевич Черногоров
Priority date: 2004-06-07
Filing date: 2004-06-07
Publication date: 2006-04-10

Abstract

Изобретение относится к области атомной техники. Сущность изобретения: способ утилизации радиационно-опасных отсеков подводных и надводных объектов включает приведение объекта в ядерно-безопасное состояние путем удаления из него делящихся материалов. Осуществляют обследование радиационного состояния, вырезку радиационно-опасного отсека из объекта, обработку его с помощью твердеющей смеси и герметизацию. При этом утилизацию осуществляют на суше. С корпуса вырезанного отсека дополнительно демонтируют наружные элементы. Радиоактивные демонтированные элементы разрезают на части и размещают внутри корпуса отсека. Обработку отсека с помощью твердеющей смеси производят путем его наружного омоноличивания слоем переменной расчетной толщины после герметизации и наружного обследования радиационного состояния отсека, в ходе которого производят замеры уровня γ-излучения. Определяют характеристики фиксированных загрязнений наружной поверхности корпуса α- и β-излучающими радионуклидами. Составляют картограммы полученных результатов, по которым определяют радиационно-опасные зоны и производят расчет локальной толщины защитного барьера в каждой из этих зон. Преимущества изобретения заключаются в его безопасности, в снижении трудоемкости и материалоемкости операций. 2 з.п. ф-лы, 11 ил.

Description

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к утилизации окончивших срок службы и аварийных подводных и надводных объектов с ядерными энергетическими установками, хранилищами отработавшего ядерного топлива, хранилищами твердых и жидких радиоактивных отходов, помещениями дезактивации оборудования и другими радиационно-опасными отсеками.

Известен способ упаковки радиоактивных отходов в сталефибробетонный контейнер. Способ-аналог заявляемого изобретения защищен патентом РФ №2164044, МПК⁷ G 21 F 5/005 и опубликован в бюллетене №7 от 10.03.2001.

В соответствии со способом-аналогом радиоактивные отходы загружают в корпус контейнера, после чего корпус укупоривают путем омоноличивания сталефибробетонной смесью со стороны загрузки отходов.

Способ-аналог не может быть использован для утилизации крупногабаритных объектов, к которым принадлежат радиационно-опасные отсеки атомных подводных лодок и надводных кораблей.

Прототипом заявляемого изобретения является способ утилизации объектов с радиационно-опасными реакторными отсеками, защищенный патентом РФ №2133062, МПК⁷ G 21 F 9/28, опубликованным в бюллетене №19 от 10.07.99.

Способ-прототип включает выемку отработавших тепловыделяющих сборок с последующим комплексным инженерным обследованием объекта, во время которого определяют техническое состояние корпуса, оборудования, систем, возможность удаления радиационно-опасных отходов из помещений объекта. При необходимости корпус подкрепляют для безопасного хранения на плаву. Производят демонтаж и выгрузку из утилизируемого объекта механизмов, оборудования и радиоактивных отходов. В радиационно-опасный отсек на плаву укладывают твердеющую смесь, удерживая при этом объект на ровном киле. Затем производят вырезку забетонированного радиационно-опасного отсека совместно с двумя смежными отсеками для придания ему плавучести в период временного хранения.

К недостатками способа-прототипа относятся:

- высокая степень радиационной опасности для персонала, производящего внутри радиационно-опасного отсека вскрытие настилов, люков, демонтаж и выгрузку механизмов, оборудования, радиоактивных отходов, установку опалубки и оборудования для укладки твердеющей смеси; эти работы занимают несколько суток и в соответствии с существующими нормами радиационной безопасности требуют значительных людских и дозовых затрат для организации сменности работы (допустимое время непрерывной работы одного человека в непосредственной близости от источников ионизирующего излучения 10-30 мин);

- неоправданно высокая трудоемкость и материалоемкость операций по утилизации объекта: для устранения крена и дифферента объекта при заливке на плаву твердеющей смеси в утилизируемый отсек требуется дополнительная заливка смеси в чистый отсек на противоположном конце плавучего объекта; для обеспечения плавучести забетонированного отсека необходимо его вырезать совместно с двумя соседними отсеками, которые требуется загерметизировать;

- утяжеление отсека за счет заполнения его внутренних полостей твердеющей смесью увеличивает нагрузку на корпусные детали, угрожает прочности и целостности корпусной конструкции в процессе временного хранения;

- наличие наружных металлических конструкций (для атомных подводных лодок - легкий корпус, для надводных кораблей - надстройка, грузоподъемные устройства и т.п.) увеличивает массу и габариты хранящегося отсека, подвергает опасности герметичность и прочность его корпуса из-за ускоренной (в 3-5 раз) язвенной коррозии металла при хранении на плаву.

Заявляемое изобретение повышает радиационную безопасность и эффективность утилизации радиационно-опасных отсеков, снижает трудоемкость и материалоемкость операций, расширяет функциональные возможности способа.

Поставленные задачи решаются заявляемым способом утилизации радиационно-опасных отсеков подводных и надводных объектов, включающим приведение объекта в ядерно-безопасное состояние путем удаления из него делящихся материалов, обследование радиационного состояния, вырезку радиационно-опасного отсека из объекта, обработку его с помощью твердеющей смеси и герметизацию. Утилизацию осуществляют на суше, с корпуса вырезанного отсека дополнительно демонтируют наружные элементы, радиоактивные демонтированные элементы разрезают на части и размещают внутри корпуса отсека. Обработку отсека с помощью твердеющей смеси производят путем его наружного омоноличивания слоем переменной расчетной толщины после герметизации и наружного обследования радиационного состояния отсека, в ходе которого производят замеры уровня γ-излучения, определяют характеристики фиксированных загрязнений наружной поверхности корпуса α- и β-излучающими радионуклидами, составляют картограммы полученных результатов, по которым определяют радиационно-опасные зоны и производят расчет локальной толщины защитного барьера в каждой из этих зон. В радиационно-опасных зонах наружной поверхности корпуса устанавливают опалубку и укладывают в нее твердеющую смесь до расчетной толщины защитного барьера, а на остальной части наружной поверхности корпуса и на его торцевых заглушках закрепляют армирующие конструкции и наносят антикоррозионный технологический торкрет-слой твердеющей смеси. В качестве твердеющей смеси используют антикоррозионную радиационно-стойкую мелкозернистую сорбирующую бетонную смесь.

Сущность заявляемого способа поясняется нижеследующим описанием и прилагаемыми к нему чертежами.

На фиг.1 изображена схема комплекса утилизации радиационно-опасных отсеков;

на фиг.2 - утилизируемый отсек после его вырезки из объекта и подготовки к передаче на трансбордер, вид сбоку;

на фиг.3 - то же, вид с торца;

на фиг.4 - трансбордер с установленным на нем утилизируемым отсеком, вид сбоку;

на фиг.5 - то же, вид с торца;

на фиг.6 - утилизируемый отсек, установленный на стапельное место после демонтажа с корпуса наружных элементов, вид сбоку;

на фиг.7 - то же, вид с торца;

на фиг.8 - поперечный разрез по одной из шпаций корпуса утилизируемого отсека с установленной в ней опалубкой;

на фиг.9 - вид А на паз для заводки опалубки;

на фиг. 10 - сечение Б-Б армированного торкрет-слоя на корпусе, шпангоутах и торцевой заглушке;

на фиг.11 - сечение В-В защитного барьера в опалубке.

Заявляемый способ утилизации радиационно-опасных отсеков подводных и надводных объектов осуществляют следующим образом.

Окончивший срок службы или аварийный подводный или надводный объект 1 приводят в ядерно-безопасное состояние путем удаления из него делящихся материалов, после чего объект вводят на плаву в передаточный док 2, судовозный путь 3 которого состыкован с судовозным путем 4 берегового стапеля 5. Из передаточного дока на судовозных тележках 6 и подкильных балках 7 объект передают на судовозный путь берегового стапеля, где осуществляют последующие операции заявляемого способа. Из объекта удаляют воду, газы, все виды жидких радиоактивных отходов и вырезают радиационно-опасный отсек 8. Чистые оконечности 9 объекта 1 последовательно передают через трансбордер 10 на площадку 11 по судовозным путям 12 для разделки на металлолом. Утилизируемый отсек 8 на судовозных тележках и подкильных балках транспортируют по судовозному пути и устанавливают на рельсовый путь 13 трансбордера 10. Трансбордер передвигают по колее 14 на тележках 15, стыкуют его рельсовый путь 13 с судовозным путем 16 и транспортируют отсек 8 на стапельное место 17, где по всей длине отсека демонтируют спецпокрытие и наружные элементы: для атомных подводных лодок - легкий корпус 18, цистерны главного балласта 19, подкильные балки, цистерну биологической защиты 20 и оборудование между легким корпусом 18 и корпусом 21, для надводных кораблей - надстройку, грузоподъемные устройства и механизмы, расположенные на верхней палубе. На корпус 21 утилизируемого отсека устанавливают технологические опоры 22. Демонтированное оборудование, металл которого имеет наведенную радиоактивность, разрезают на части и размещают внутри корпуса 21 утилизируемого отсека наряду с оставленными там радиоактивными отходами; для атомных подводных лодок и надводных кораблей это, например, части ядерных энергетических установок; для вспомогательных надводных судов обслуживания - части металлоконструкций хранилищ твердых и жидких радиоактивных отходов и части оборудования. Затем отсек герметизируют и проверяют на герметичность.

Далее проводят наружное обследование радиационного состояния загерметизированного отсека с последующим картографированием мощностей доз γ-излучения на поверхности корпуса 21 и на расстоянии 1 м от поверхности. Также картографируют фиксированные загрязнения наружной поверхности корпуса α- и β-излучающими радионуклидами. По результатам наружного обследования отсека и картографирования результатов замеров определяют радиационно-опасные поверхностные зоны на корпусе отсека, где мощность дозы γ-излучения на расстоянии 1 м от поверхности превышает установленную норму радиационной безопасности при хранении в 10 мбэр/ч, количество α-частиц превышает норму в 10 част./см²мин, а количество β-частиц - норму в 100 част./см²мин. Для выявленных радиационно-опасных зон производят расчет толщины δ защитного барьера 23. Локальную толщину δ защитного барьера (слоя) рассчитывают так, чтобы мощность дозы γ-излучения на расстоянии 1 м от его поверхности не превышала 10 мбэр/ч. В качестве материала для создания защитного барьера используют антикоррозионную радиационно-стойкую мелкозернистую сорбирующую бетонную смесь.

Для производства бетонных работ утилизируемый отсек на судовозных тележках через трансбордер передают в эллинг 24. Оборудование для приготовления бетонной смеси и доставки ее по бетоноводу 25 в эллинг (бетоносмесительный узел, бетонорастворонасос и др.) располагают в закрытом ангаре 26.

В радиационно-опасных зонах наружной поверхности корпуса 21 в шпангоутах 27 вырезают пазы 28 для заводки через них опалубки 29. С наружных поверхностей корпуса удаляют напластованные продукты коррозии, посторонние предметы, промывают поверхности водой, устанавливают на них крепления для армирующей конструкции. Опалубку заводят в каждую шпацию и закрепляют ее на корпусе. Последовательно по шпациям укладывают в опалубку предварительно подготовленную бетонную смесь до расчетной толщины δ защитного барьера. На оставшиеся после бетонирования радиационно-опасных зон наружные поверхности корпуса 21, шпангоуты 27 и торцевые заглушки 30 корпуса 21 устанавливают и закрепляют армирующую конструкцию (отдельно в каждую шпацию), поверх которой последовательно, по каждой шпации отдельно, укладывают антикоррозионный технологический торкрет-слой 31 бетонной смеси толщиной 25-30 мм.

Работы производят в нагретом до температуры не ниже +10°С эллинге, снабженном системами электроснабжения, вентиляции, освещения, обогрева, подачи сжатого воздуха, воды, стационарного радиационного контроля, автогидроподъемниками, средствами механизации бетонных работ и проч. Персонал, выполняющий работы, находится в радиационно-безопасной зоне.

Забетонированный отсек выдерживают в эллинге до затвердевания бетона (7-10 дней), монтируют на отсеке обухи, рымы и другое оборудование для крепления отсека при хранении, после чего транспортируют отсек на трансбордере и по судовозным путям 32 устанавливают его на стапельное место 33 площадки 34 временного хранения на открытом воздухе. По готовности могильника, но не ранее 28 суток после укладки последней порции твердеющей смеси (время полного твердения) отсек может быть передан на захоронение.

Антикоррозионная радиационно-стойкая мелкозернистая сорбирующая бетонная смесь снижает коррозию металла корпуса практически до нуля из-за наличия в ней щелочной среды (рН>12), обладающей повышенными пассивирующими свойствами. Защитный барьер из бетонной смеси исключает миграцию радионуклидов с поверхности утилизированного отсека. Мощность дозы γ-излучения на расстоянии 1 м от поверхности отсека не превышает 10 мбэр/ч. Расчетная долговечность защитного барьера, изготовленного заявляемым способом, - 500 лет, при этом в случае временного хранения отсека на открытом воздухе его прочность растет, а антикоррозионные свойства сохраняются.

Claims

1. Способ утилизации радиационно-опасных отсеков подводных и надводных объектов, включающий приведение объекта в ядерно-безопасное состояние путем удаления из него делящихся материалов, обследование радиационного состояния, вырезку радиационно-опасного отсека из объекта, обработку его с помощью твердеющей смеси и герметизацию, отличающийся тем, что утилизацию осуществляют на суше, с корпуса вырезанного отсека дополнительно демонтируют наружные элементы, радиоактивные демонтированные элементы разрезают на части и размещают внутри корпуса отсека, обработку отсека с помощью твердеющей смеси производят путем его наружного омоноличивания слоем переменной расчетной толщины после герметизации и наружного обследования радиационного состояния отсека, в ходе которого производят замеры уровня γ-излучения, определяют характеристики фиксированных загрязнений наружной поверхности корпуса α- и β-излучающими радионуклидами, составляют картограммы полученных результатов, по которым определяют радиационно-опасные зоны, и производят расчет локальной толщины защитного барьера в каждой из этих зон.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в радиационно-опасных зонах наружной поверхности корпуса устанавливают опалубку и укладывают в нее твердеющую смесь до расчетной толщины защитного барьера, а на остальной части наружной поверхности корпуса и на его торцевых заглушках закрепляют армирующие конструкции и наносят антикоррозионный технологический торкрет-слой твердеющей смеси.

3. Способ по п.2, отличающийся тем, что в качестве твердеющей смеси используют антикоррозионную радиационно-стойкую мелкозернистую сорбирующую бетонную смесь.