UA64004C2 - Structure for storing radioactive substances; method and material for building the structure - Google Patents
Structure for storing radioactive substances; method and material for building the structure Download PDFInfo
- Publication number
- UA64004C2 UA64004C2 UA2000127209A UA2000127209A UA64004C2 UA 64004 C2 UA64004 C2 UA 64004C2 UA 2000127209 A UA2000127209 A UA 2000127209A UA 2000127209 A UA2000127209 A UA 2000127209A UA 64004 C2 UA64004 C2 UA 64004C2
- Authority
- UA
- Ukraine
- Prior art keywords
- materials
- filling
- ratio
- nuclear
- radioactive substances
- Prior art date
Links
- 239000000463 material Substances 0.000 title claims abstract description 66
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 24
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 title claims description 27
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims abstract description 28
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 claims abstract description 3
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 claims description 38
- 239000004567 concrete Substances 0.000 claims description 27
- 230000005855 radiation Effects 0.000 claims description 25
- 239000012634 fragment Substances 0.000 claims description 14
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims description 14
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 claims description 12
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 claims description 10
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 claims description 9
- 239000012535 impurity Substances 0.000 claims description 8
- 238000010276 construction Methods 0.000 claims description 7
- 238000013461 design Methods 0.000 claims description 7
- 239000004033 plastic Substances 0.000 claims description 6
- 239000012530 fluid Substances 0.000 claims description 5
- 238000009434 installation Methods 0.000 claims description 4
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims description 3
- 238000001179 sorption measurement Methods 0.000 claims description 3
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 claims description 3
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 238000003745 diagnosis Methods 0.000 claims description 2
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 claims description 2
- 239000000654 additive Substances 0.000 claims 1
- 239000011148 porous material Substances 0.000 claims 1
- 230000003313 weakening effect Effects 0.000 claims 1
- 239000004615 ingredient Substances 0.000 abstract description 10
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 abstract description 9
- 230000008569 process Effects 0.000 abstract description 4
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 3
- 235000008733 Citrus aurantifolia Nutrition 0.000 abstract 1
- 235000011941 Tilia x europaea Nutrition 0.000 abstract 1
- 239000004571 lime Substances 0.000 abstract 1
- 238000007711 solidification Methods 0.000 abstract 1
- 230000008023 solidification Effects 0.000 abstract 1
- 238000013517 stratification Methods 0.000 abstract 1
- 239000012857 radioactive material Substances 0.000 description 11
- 238000005553 drilling Methods 0.000 description 5
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 5
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 230000006378 damage Effects 0.000 description 4
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 4
- 238000004321 preservation Methods 0.000 description 4
- 238000003860 storage Methods 0.000 description 4
- 230000009466 transformation Effects 0.000 description 4
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 3
- 230000008859 change Effects 0.000 description 3
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 3
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 3
- 238000012545 processing Methods 0.000 description 3
- 230000002269 spontaneous effect Effects 0.000 description 3
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 description 2
- 238000009933 burial Methods 0.000 description 2
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 2
- 230000006866 deterioration Effects 0.000 description 2
- 238000011161 development Methods 0.000 description 2
- 230000018109 developmental process Effects 0.000 description 2
- 238000009792 diffusion process Methods 0.000 description 2
- 239000000428 dust Substances 0.000 description 2
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 2
- 239000000383 hazardous chemical Substances 0.000 description 2
- 230000035515 penetration Effects 0.000 description 2
- 230000035699 permeability Effects 0.000 description 2
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 description 2
- 238000010561 standard procedure Methods 0.000 description 2
- 239000013543 active substance Substances 0.000 description 1
- 230000002730 additional effect Effects 0.000 description 1
- 230000032683 aging Effects 0.000 description 1
- 239000004568 cement Substances 0.000 description 1
- 238000004891 communication Methods 0.000 description 1
- 238000005056 compaction Methods 0.000 description 1
- 239000008032 concrete plasticizer Substances 0.000 description 1
- 238000005202 decontamination Methods 0.000 description 1
- 230000003588 decontaminative effect Effects 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- -1 for example Substances 0.000 description 1
- 231100001261 hazardous Toxicity 0.000 description 1
- 230000017525 heat dissipation Effects 0.000 description 1
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 1
- 239000000155 melt Substances 0.000 description 1
- 238000010309 melting process Methods 0.000 description 1
- 239000011824 nuclear material Substances 0.000 description 1
- 238000005192 partition Methods 0.000 description 1
- 230000000149 penetrating effect Effects 0.000 description 1
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 238000005728 strengthening Methods 0.000 description 1
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 1
- 238000004078 waterproofing Methods 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C11/00—Shielding structurally associated with the reactor
- G21C11/02—Biological shielding ; Neutron or gamma shielding
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/10—Means for preventing contamination in the event of leakage, e.g. double wall
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F3/00—Shielding characterised by its physical form, e.g. granules, or shape of the material
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Health & Medical Sciences (AREA)
- Biomedical Technology (AREA)
- General Health & Medical Sciences (AREA)
- Molecular Biology (AREA)
- Buildings Adapted To Withstand Abnormal External Influences (AREA)
- Nitrogen And Oxygen Or Sulfur-Condensed Heterocyclic Ring Systems (AREA)
- Building Environments (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Опис винаходуDescription of the invention
Винахід відноситься до галузі атомної енергетики і промисловості, а більш конкретно до захисної споруди 2 для радіоактивних речовин, способу і матеріалу для його виготовлення.The invention relates to the field of nuclear energy and industry, and more specifically to the protective structure 2 for radioactive substances, the method and material for its manufacture.
Під радіаційно- і ядерно-небезпечними об'єктами розуміють об'єкти, на яких під час виробничого технологічного процесу застосовуються радіоактивні матеріали (матеріали, що діляться, і продукти їхнього поділу). У першу чергу, до числа таких об'єктів відносяться ядерні реактори і радіохімічні установки з переробки відпрацьованого ядерного палива. 70 Припинення експлуатації цих об'єктів (остаточно без поновлення експлуатації, реконструкції або модернізації) відбувається, в основному, з двох причин: - у результаті вичерпання ресурсного терміну експлуатації устаткування, будинків і споруд - плановий вивід; - внаслідок надзвичайних (екстремальних) ситуацій, наслідком яких є фізична неможливість відновлення об'єкта для подальшої експлуатації (аварії, стихійні лиха тощо) - аварійний вивід. 12 Припинення експлуатації радіаційно- і ядерно-небезпечних об'єктів, як показує світовий досвід розвитку атомної енергетики і промисловості, спричиняє за собою необхідність проведення значного комплексу дорогих заходів щодо виводу їх з експлуатації. При цьому перелік заходів, терміни здійснення робіт і їхня вартість залежать, головним чином, від причин зупинки (у плановому порядку або в результаті аварії) і стану виведеного з експлуатації об'єкта. Останній чинник також найбільшою мірою визначає вибір концепції поводження з радіаційно - і ядерно-небезпечними об'єктами після їхньої остаточної зупинки.Radiation- and nuclear-hazardous objects are understood as objects on which radioactive materials (fissile materials and their fission products) are used during the production process. First of all, such objects include nuclear reactors and radiochemical installations for the processing of spent nuclear fuel. 70 Termination of operation of these objects (finally without resumption of operation, reconstruction or modernization) occurs mainly for two reasons: - as a result of the exhaustion of the resource life of the equipment, buildings and structures - planned withdrawal; - as a result of emergency (extreme) situations, the consequence of which is the physical impossibility of restoring the object for further operation (accidents, natural disasters, etc.) - emergency evacuation. 12 Termination of operation of radiation- and nuclear-hazardous objects, as shown by the world experience of the development of atomic energy and industry, entails the necessity of carrying out a significant complex of expensive measures for decommissioning them. At the same time, the list of measures, the terms of the works and their cost depend mainly on the reasons for the stoppage (as planned or as a result of an accident) and the condition of the decommissioned object. The last factor also largely determines the choice of the concept of handling radioactive and nuclear hazardous objects after their final shutdown.
Найбільш поширеною у світовій практиці концепцією виводу з експлуатації ядерних установок є їхня консервація на тривалий період (30-100 років) після зупинки і проведення ряду підготовчих операцій.The most common concept of decommissioning of nuclear installations in world practice is their conservation for a long period (30-100 years) after shutdown and carrying out a number of preparatory operations.
Відомі захисні споруди для радіоактивних речовин, способи і матеріали для їхнього виготовлення з метою консервації об'єктів ядерної енергетики і промисловості, що виводяться з експлуатації в плановому порядку. с 29 (Досвід зняття АЕС з експлуатації". Світова енергетика, 1997 р., Мо 2, -С.16-21; Ахмадьяров Д.М. "Бетони Ге) нового покоління для ядерної енергетики і промисловості Росії". Атомна енергія, 1995 р., т. 78, вип. 2, -6б.127-132;. Кулай В. И. "Перетворення "Саркофага" Чорнобильської АЕС у підземний радіаційний захист."Known protective structures for radioactive substances, methods and materials for their manufacture for the purpose of conservation of nuclear energy and industrial facilities decommissioned in a planned manner. p. 29 (Experience of NPP decommissioning". World Energy, 1997, Mo. 2, - p. 16-21; Ahmadyarov D.M. "Concretes of Ge) of a new generation for nuclear power and industry of Russia". Atomic Energy, 1995 r., vol. 78, issue 2, -6b.127-132; V. I. Kulai "Transformation of the "Sarcophagus" of the Chornobyl NPP into underground radiation protection."
Атомна енергія, 1995 р., т. 78, вип. 4, - 283с.; Бурангулов Н.Л., Бавикіна А.П., Волков А.М., Плугін А.И. "Засіб підземної консервації об'єктів (на прикладі 4-го аварійного енергоблоку Чорнобильської АЕС)". Атомна З 30 енергія, 1996 р., т. 81, вип. 1, -С.70-725. КМУ, А, 2012079; КИ, А, 2077746; Єрмолов Н.А. "Засіб ліквідації ав наслідків аварії на Чорнобильській АЕС". Атомна енергія, 1995 р., т. 78, вип. 3)Atomic Energy, 1995, vol. 78, no. 4, - 283 p.; Burangulov N.L., Bavykina A.P., Volkov A.M., Plugin A.I. "A means of underground conservation of objects (on the example of the 4th emergency power unit of the Chornobyl NPP)". Atomic Z 30 energy, 1996, v. 81, issue 1, - P.70-725. KMU, A, 2012079; KY, A, 2077746; Yermolov N.A. "A means of eliminating the consequences of the accident at the Chornobyl NPP". Atomic Energy, 1995, v. 78, no. 3)
Відмінною рисою всіх цих способів є те, що для них обов'язковими є операції з повного видалення з ядерних о реакторів, технологічних апаратів (основних і допоміжних) ядерного палива та інших матеріалів, що діляться, і «І продуктів поділу і транспортування їх у спеціальні сховища радіоактивних матеріалів. 3о Реалізація цих операцій штатними методами можлива тільки при збереженні в процесі експлуатації захисних ее, конструкцій активних зон ядерних реакторів, технологічних апаратів радіаційно-хімічних установок та іншого радіаційно- і ядерно-небезпечного устаткування, а, отже, при умовах невисокого рівня радіоактивності в помешканнях об'єкта, що обслуговуються. При відхиленнях реальних ситуацій на об'єкті від нормативних (що в « деяких випадках відбувається на практиці), використання штатних методів для виймання і видалення матеріалів, З 50 що діляться, стає найчастіше неможливим. Потрібна розробка і використання індивідуальної спеціальної с технології й устаткування, що значно здорожує процес консервації об'єкта.A distinctive feature of all these methods is that they require the operations of complete removal from nuclear reactors, technological devices (main and auxiliary) of nuclear fuel and other fissionable materials and fission products and their transportation to special storage of radioactive materials. 3o The implementation of these operations by standard methods is possible only if protective equipment, structures of active zones of nuclear reactors, technological devices of radiation-chemical installations and other radiation- and nuclear-hazardous equipment are preserved during operation, and, therefore, under conditions of a low level of radioactivity in residences of the serviced object. When the real situations at the object deviate from the normative ones (which in some cases happens in practice), the use of standard methods for extracting and removing materials that are divided from 50 is often impossible. The development and use of individual special technology and equipment is required, which significantly increases the cost of the object's conservation process.
Із» Задача консервації радіаційно- і ядерно-небезпечних об'єктів ще більш ускладнюється під час виводу з експлуатації об'єктів Через аварії з руйнацією активної зони реактора, технологічного устаткування і комунікацій, основних несучих будівельних конструкцій. Руйнація активної зони може призвести до утворення 45 радіаційного фону в робочих помешканнях, що не дозволяє перебування в них людей протягом тривалого б періоду часу, який обчислюється десятками або сотнями років, а завалення і втрата несучої спроможності «» будівельних конструкцій перешкоджає доступу до місця перебування аварійного ядерного палива спеціальної техніки з дистанційним керуванням, призначеної для проведення операцій з його видалення і демонтажу о устаткування. ав! 20 Крім того, при аваріях на радіаційно- і ядерно-небезпечних об'єктах, що супроводжуються динамічними ефектами і/або процесами плавлення в результаті виділення тепла розпаду радіоактивних речовин,From" The task of conservation of radiation- and nuclear-hazardous objects becomes even more complicated during the decommissioning of objects due to accidents with the destruction of the active zone of the reactor, technological equipment and communications, the main supporting building structures. The destruction of the active zone can lead to the formation of a 45 radiation background in work apartments, which does not allow people to stay in them for a long period of time, which is calculated as tens or hundreds of years, and the collapse and loss of load-bearing capacity "" of building structures prevents access to the location of the emergency nuclear fuel of special equipment with remote control, intended for carrying out operations on its removal and dismantling of the equipment. aw! 20 In addition, in the case of accidents at radiation- and nuclear-hazardous objects, accompanied by dynamic effects and/or melting processes as a result of the release of heat from the decay of radioactive substances,
Т» фрагментовані і/або розплавлені ядерні паливні матеріали можуть знаходитися в різноманітних технологічних приміщеннях на різних висотних відмітках об'єктів. У наступний період часу в результаті старіння матеріалів або зовнішніх впливів можливі завалення аварійних конструкцій, що можуть викликати зміни просторового розташування фрагментованих частин і/або мас затверділих розплавів ядерного палива, що у свою чергу можеT" fragmented and/or melted nuclear fuel materials can be located in various technological rooms at different elevations of the objects. In the next period of time, as a result of aging of materials or external influences, collapse of emergency structures is possible, which can cause changes in the spatial arrangement of fragmented parts and/or masses of solidified nuclear fuel melts, which in turn can
ГФ) призвести не тільки до викидів радіоактивних речовин у навколишнє середовище, але і до змін підкритичності юю ядерного палива, а динамічні впливи під час завалень - до посилення цих змін, тобто до нових потенційних ядерних аварій. Ця небезпека сильно ускладнює вибір способу консервації або перетворення аварійних ядерно-небезпечних об'єктів, а також обмежує вибір застосовуваних матеріалів і технічних засобів. 60 Для аварійних об'єктів кількість запропонованих способів також велика, але вони виходять із конкретної ситуації на об'єкті і тому відрізняються від способів планового виводу з експлуатації тим, що мають малу ймовірність повторного використання.HF) lead not only to emissions of radioactive substances into the environment, but also to changes in the subcriticality of nuclear fuel, and dynamic effects during collapses - to the strengthening of these changes, that is, to new potential nuclear accidents. This danger greatly complicates the choice of a method of conservation or transformation of emergency nuclear-hazardous objects, and also limits the choice of applied materials and technical means. 60 For emergency facilities, the number of proposed methods is also large, but they are based on the specific situation at the facility and therefore differ from planned decommissioning methods in that they have a low probability of reuse.
Відомі способи консервації об'єктів ядерної енергетики, виведених з експлуатації в результаті аварії з виходом у технологічні помешкання великої кількості радіоактивних речовин (Ахмадьяров Д.М. "Бетони нового 62 покоління для ядерної енергетики промисловості Росії". Атомна енергія, 1995 р., т. 78, вип. 2, -С.127-132)Known methods of conservation of nuclear power facilities decommissioned as a result of an accident with the release of a large amount of radioactive substances into the technological premises (Akhmadyarov D.M. "Concretes of the new 62 generation for the nuclear power industry of Russia". Atomic energy, 1995 78, issue 2, p. 127-132)
включають такі основні операції: контроль радіаційної обстановки; тривала витримка для зниження рівня радіоактивності; дезактивація устаткування і помешкань перед демонтажем; демонтаж устаткування, виймання радіоактивних матеріалів і матеріалів, що діляться; транспортування витягнутих радіоактивних матеріалів і розміщення їх в спеціальні сховища або на переробку.include the following basic operations: control of the radiation situation; long exposure to reduce the level of radioactivity; decontamination of equipment and housing before dismantling; dismantling of equipment, removal of radioactive and fissile materials; transportation of extracted radioactive materials and placing them in special storage facilities or for processing.
Деякі особливості цих способів ті ж, що і для способів, які використовуються під час консервації об'єкта, виведеного з експлуатації в плановому порядку. Але для них характерні: - необхідність набагато більш тривалої витримки об'єкта з метою зниження рівня радіоактивності, що призводить до збільшення термінів консервації; 70 - висока ймовірність завалення ушкоджених у результаті аварії будівельних конструкцій у процесі демонтажу устаткування і виймання ядерного палива та інших радіоактивних матеріалів; високий рівень радіоактивності, що робить практично неможливим проведення робіт із демонтажу устаткування і виймання радіоактивних матеріалів навіть із використанням робототехніки; - необхідність створення нестандартної техніки для демонтажу; необхідність спорудження додаткових 7/5 бХховищ для радіоактивних матеріалів.Some features of these methods are the same as for the methods used during the conservation of an object decommissioned in a planned manner. But they are characterized by: - the need for a much longer exposure of the object in order to reduce the level of radioactivity, which leads to an increase in the conservation period; 70 - high probability of collapse of building structures damaged as a result of the accident in the process of dismantling the equipment and removing nuclear fuel and other radioactive materials; high level of radioactivity, which makes it practically impossible to carry out work on dismantling equipment and removing radioactive materials, even with the use of robotics; - the need to create non-standard equipment for dismantling; the need to build additional 7/5 storage facilities for radioactive materials.
Відомий спосіб консервації шляхом виготовлення захисної споруди з використанням спеціальних матеріалів об'єкта атомної енергетики, виведеного з експлуатації в результаті аварії без демонтажу устаткування і виймання радіоактивних матеріалів, застосований у процесі ліквідації аварії на Чорнобильської АЕС.A well-known method of conservation by manufacturing a protective structure using special materials of a nuclear power facility decommissioned as a result of an accident without disassembling the equipment and removing radioactive materials was used in the process of eliminating the accident at the Chernobyl NPP.
Цей спосіб характеризується тим, що після оцінки радіаційної обстановки і проведення ряду підготовчих робіт виведений з експлуатації в результаті аварії об'єк, що містить фрагменти ядерного палива і високоактивні радіоактивні матеріали, включаючи устаткування і будівельні конструкції, без демонтажу устаткування і без виймання ядерного палива та інших радіоактивних матеріалів шляхом створення системи захисних бар'єрів вміщують у захисну оболонку, що спирається на нові конструкції.This method is characterized by the fact that after assessing the radiation situation and carrying out a number of preparatory works, the object containing nuclear fuel fragments and highly active radioactive materials, including equipment and building structures, decommissioned as a result of the accident, without dismantling the equipment and without removing the nuclear fuel and other radioactive materials by creating a system of protective barriers are placed in a protective shell based on new structures.
Аналіз стану законсервованого таким способом об'єкта показує, що хоча нова система захисних бар'єрів і с г перешкоджає виходові радіоактивних речовин у навколишнє середовище з об'єкта, а також захищає його деякою мірою від природних катастроф і техногенних впливів, вона має короткий термін служби (за проектом - 30 і) років), що викликає необхідність розв'язання проблеми подальшої долі об'єкта вже з урахуванням стану захисної оболонки.The analysis of the state of the object conserved in this way shows that although the new system of protective barriers prevents the release of radioactive substances into the environment from the object, and also protects it to some extent from natural disasters and man-made influences, it has a short term service (according to the project - 30 and) years), which makes it necessary to solve the problem of the further fate of the object already taking into account the state of the protective shell.
За своєю суттю об'єкт після консервації в такій захисній оболонці перетвориться в сховище радіоактивних «г зо відходів високого рівня активності. Водночас фізичний і фізико-хімічний стан аварійних відходів, серед яких велика кількість відкритих джерел, не дозволяє віднести його до розряду радіаційно-безпечних об'єктів, а тим о більше характеризувати його, як такий, що відповідає чинним нормам і правилам. оBy its very nature, the object after conservation in such a protective shell will turn into a repository of radioactive waste of a high level of activity. At the same time, the physical and physico-chemical state of emergency waste, including a large number of open sources, does not allow it to be classified as a radiation-safe facility, and even more so to characterize it as complying with current norms and rules. at
Крім того, існує потенційна небезпека наступної руйнації зведеної споруди, що може призвести, по-перше, до виходу радіоактивних речовин у навколишнє середовище і, по-друге, до попадання води всередину оболонки, - з5 що за умови контакту з відкритими фрагментами ядерного палива і за певних інших умов може призвести до (ду самовільної ланцюгової реакції.In addition, there is a potential danger of the subsequent destruction of the erected structure, which can lead, firstly, to the release of radioactive substances into the environment and, secondly, to the ingress of water into the shell, which in case of contact with open fragments of nuclear fuel and under certain other conditions can lead to a spontaneous chain reaction.
Зважаючи на те, що неможливо створити систему захисних бар'єрів, що цілком герметизує нову споруду, потенційною небезпекою для навколишнього середовища є радіоактивні викиди при можливих локальних заваленнях ушкоджених конструкцій усередині аварійного об'єкта. «Considering the fact that it is impossible to create a system of protective barriers that completely seals the new structure, the potential danger for the environment is radioactive emissions in case of possible local collapse of damaged structures inside the emergency object. "
В основу даного винаходу покладено задачу створення захисної споруди для радіоактивних речовин з таким пт») с конструктивним виконанням, що забезпечувало б перетворення виведеного з експлуатації радіаційно - і ядерно-небезпечного об'єкта в конструктивно-технологічну систему для екологічно безпечного довгострокового ;» збереження радіоактивних відходів і матеріалів високої активності на місці їхнього утворення, способу виготовлення захисної споруди з таким режимом заповнення зазначеного об'єкта і споруди матеріалами, які тВердіють, що за рахунок зміни теплового стану об'єкта виключав би природний відвід тепла розпаду б радіоактивних елементів, а також створення матеріалу для його виготовлення з такими захисними властивостями, що забезпечували б скорочення дозових навантажень на персонал, що виконує роботи з ве консервації і поховання об'єкта. о Поставлена задача вирішується тим, що в захисній споруді для радіоактивних речовин, що міститьThe basis of this invention is the task of creating a protective structure for radioactive substances with such a structural design that would ensure the transformation of a decommissioned radiation- and nuclear-hazardous object into a structural-technological system for an environmentally safe long-term;" preservation of radioactive waste and high-activity materials at the place of their formation, a method of manufacturing a protective structure with such a mode of filling the specified object and structure with materials that prove that due to a change in the thermal state of the object, the natural heat dissipation of the decay of radioactive elements would be excluded, as well as the creation of a material for its manufacture with such protective properties that would ensure a reduction of dose loads on personnel performing conservation and burial of the object. o The task is solved by the fact that in a protective structure for radioactive substances containing
Конструктивні елементи, включно з несучими конструктивними елементами і утвореними ними порожнинами, а о також конструктивні елементи і порожнини, заповнені і/або забруднені радіоактивними речовинами і ї» фрагментами ядерного палива, конструкції технологічних апаратів і трубопроводи об'єкта що має бути законсервованим, відповідно до винаходу, одну групу несучих конструктивнах елементів споруди складають конструктивні елементи об'єкта, які не втратили навантажувальну спроможність, а всі зазначені порожнини ов Заповнені матеріалами, що твердіють, і /або сипучими матеріалами з утворенням монолітного єдиного блоку, товщина заповнення якого відповідає товщині еквівалентного захисного бар'єра, обраної з умови послаблення (Ф, потужності Р/- дози гамма-випромінювання об'єкта до припустимої потужності Р. дози гамма-випромінювання де межах «р ро «1пд2 , при цьому співвідношення мінімального і максимального розмірів І,;», утвореного бо /Монолітного блоку, що проходять через його геометричний центр, обрано із співвідношення 12 «(153715 5 2, а співвідношення суми м, незаповнених об'ємів усіх порожнин всередині споруди і максимального його об'єму мо вибрано із співвідношення 1 5 (м ми ма 15.Structural elements, including load-bearing structural elements and cavities formed by them, as well as structural elements and cavities filled and/or contaminated with radioactive substances and fragments of nuclear fuel, structures of technological devices and pipelines of the object to be conserved, in accordance with of the invention, one group of load-bearing structural elements of the building consists of structural elements of the object that have not lost their load-bearing capacity, and all the indicated cavities are filled with hardening materials and/or loose materials to form a monolithic single block, the thickness of which is filled with the thickness of the equivalent protective the barrier selected from the condition of attenuation (F, power P/- of the gamma radiation dose of the object to the permissible power P. of the gamma radiation dose where the limits "р ro "1pd2 , while the ratio of the minimum and maximum sizes I,;" , formed by /Monolithic block, passing through its geometric center r, chosen from the ratio 12 "(153715 5 2, and the ratio of the sum of m, unfilled volumes of all cavities inside the building and its maximum volume mo was chosen from the ratio 1 5 (m we have 15.
Доцільно, щоб вздовж зовнішнього периметру захисної споруди був би додатково встановлений прошарок, б5 виконаний із водонепроникного матеріалу.It is advisable that along the outer perimeter of the protective structure there would be an additional layer, b5, made of waterproof material.
Радіоактивні речовини, ядерне паливо, елементи будівельних конструкцій, що знаходяться на виведеному об'єкті в різноманітних формах (від пилу до значних фрагментів) внаслідок заповнення приміщень бетоном надійно зв'язуються в монолітний блок, вихід їх у навколишнє середовище практично буде зведений до мінімуму, обумовленого швидкістю молекулярної дифузії.Radioactive substances, nuclear fuel, elements of construction structures located at the removed object in various forms (from dust to significant fragments) as a result of filling the premises with concrete are reliably bound into a monolithic block, their release into the environment will be practically minimized, determined by the rate of molecular diffusion.
У результаті заповнення приміщень бетоном відбувається також закріплення і посилення будівельних конструкцій (зруйнованих і не зруйнованих), що запобігає їхньому заваленню протягом тривалого періоду існування об'єкта і виключає переміщення фрагментів ядерного палива і/або мас, що містять паливо. Крім того, бетон, що затвердів, є перепоною для проникнення води до місць розташування ядерного палива і запобігає виникненню самовільної ланцюгової реакції. 70 Товщина прошарку заповнення залежить від кількості і розташування ядерного палива, часу його витримки до заповнення, стану будівельних конструкцій і матеріалу заповнення і визначається для кожного конкретного випадку.As a result of filling the premises with concrete, building structures (destroyed and not destroyed) are also secured and strengthened, which prevents their collapse during the long period of the object's existence and excludes the movement of fragments of nuclear fuel and/or masses containing fuel. In addition, the hardened concrete is a barrier to the penetration of water to the locations of the nuclear fuel and prevents the occurrence of a spontaneous chain reaction. 70 The thickness of the filling layer depends on the amount and location of nuclear fuel, the time it is left to fill, the condition of the building structures and the filling material and is determined for each specific case.
Поставлена задача вирішується також тим, що в способі виготовлення захисної споруди для радіоактивних речовин, що включає визначення стану будівельних конструкцій об'єкта що має бути законсервованим, 7/5 діагностику радіаційних і теплових полів, локацію ядерного палива та інших радіоактивних речовин, вибір трас прокладки магістралей для подачі матеріалу заповнення об'єкта, встановлення будівельного устаткування і захисних екранів, відповідно до винаходу, вільні порожнини об'ємом мз, що містять радіоактивні речовини і матеріали, які діляться, заповнюють до значень ма , співвідношення між якими, вибирають у межах п 5 май. 10, матеріалами, що твердіють, і/або сипучими матеріалами, у які добавляють інгредієнти, що сприяють підвищеному поглинанню нейтронів із їхнім сумарним об'ємом 5 і суперпластифікатори з їхнім сумарним об'ємом у , значення яких вибирають відносно об'єму 44 у межах 1 га ме віха а заповнення здійснюють по напрямку знизу нагору і від периферії до центру споруди прошарками з наступною сч ов Витримкою прошарків, що вкладаються, обираючи співвідношення мінімального проміжку ії часу витримки і максимального проміжку Її: часу витримки в межах 1 54 12115 52. оThe task is also solved by the fact that in the method of manufacturing a protective structure for radioactive substances, which includes determining the state of the building structures of the object to be conserved, 7/5 diagnostics of radiation and thermal fields, the location of nuclear fuel and other radioactive substances, the selection of laying routes highways for supplying material for filling the object, installing construction equipment and protective screens, according to the invention, free cavities with a volume of mz containing radioactive substances and fissile materials are filled to the values of ma , the ratio between which is chosen within n May 5 10, hardening materials and/or loose materials to which ingredients contributing to the increased absorption of neutrons with their total volume of 5 and superplasticizers with their total volume of y are added, the values of which are selected relative to the volume of 44 within The 1st year milestone is filled from the bottom up and from the periphery to the center of the structure in layers with the next step.
Однією з відмінних рис способу, що заявляється, є зміна теплового стану аварійного об'єкта в результаті виконання споруди у вигляді монолітного блока. Поступово, в міру заповнення матеріалами, що твердіють, приміщень, які містять фрагменти ядерного палива і/або маси, що містять паливо, виключається природний З відвід тепла розпаду радіоактивних елементів конвекцією і випромінюванням і/або спеціально організований ав! відвід тепла, що призводить до погіршення умов охолодження паливних мас і навколишніх матеріалів.One of the distinguishing features of the proposed method is the change in the thermal state of the emergency object as a result of the execution of the construction in the form of a monolithic block. Gradually, as the rooms containing fragments of nuclear fuel and/or masses containing fuel are filled with solidifying materials, the natural removal of heat from the decay of radioactive elements by convection and radiation and/or a specially organized av! heat removal, which leads to deterioration of cooling conditions of fuel masses and surrounding materials.
Порушення сформованого режиму неорганізованого або організованого відводу тепла неминуче призводить до о розігріву матеріалів. У зв'язку з цим заповнення аварійних ядерних об'єктів необхідно здійснювати, виходячи з «Її розміру потужності залишкового енерговиділення палива і/або мас, що містять паливо, завдяки якомуViolation of the formed regime of unorganized or organized heat removal inevitably leads to heating of materials. In this regard, the filling of emergency nuclear facilities must be carried out based on "Its size of the power of residual energy release of fuel and/or masses containing fuel, due to which
Зо забезпечується припустимий розігрів і матеріалів - заповнювачів, і будівельних конструкцій. оAllowable heating of aggregates and building structures is ensured. at
Заповнення порожнин матеріалами, що твердіють і/або сипучими матеріалами здійснюють, зокрема, локалізуючи, ізолюючи і запобігаючи переміщенню виявлених конгломератів радіоактивних речовин, цілеспрямовано змінюючи їхні ядерно-фізичні властивості. «Cavities are filled with solidifying and/or bulk materials, in particular, by localizing, isolating and preventing the movement of detected conglomerates of radioactive substances, purposefully changing their nuclear-physical properties. "
При цьому здійснюють поетапний або безупинний контроль потужності дози гамма-випромінювання і зміни З 70 теплових параметрів матеріалів, який заповнюють порожнини споруди. с Час початку заповнення порожнин обирають з умови неперевищення питомого залишкового тепловиділення з» у фрагментах ядерного палива величини ЗООВт на тонну палива по урану.At the same time, they carry out stepwise or continuous control of the dose of gamma radiation and changes in thermal parameters of the materials that fill the cavities of the building. c The time of beginning filling of the cavities is chosen on the condition that the specific residual heat release in nuclear fuel fragments does not exceed ZOOVt per ton of uranium fuel.
Готуючи матеріали, що твердіють, у їхній склад уводять домішки, що регулюють їхню водопроникність, міцність і сорбціонні властивості.When preparing materials that harden, impurities are introduced into their composition that regulate their water permeability, strength and sorption properties.
Поставлена задача вирішується також тим, що матеріал для виготовлення захисної споруди, що містить б пластичні і текучі інгредієнти, які швидко твердіють, а також інгредієнти, що поглинають нейтрони, відповідно «г» до винаходу, як пластичні і текучі інгредієнти містить бетони, що характеризуються пластичністю, яка визначається осіданням конуса в межах 18-25см, здатністю твердіти, яка визначається співвідношенням о мінімального часу їз твердіння до рівня ті проектної міцності, що обраний стосовно максимальної проектної о 20 міцності Т. у межах 0,5 5 Тит 510, і максимального часу 14 твердіння до рівня То міцності, обраним у межахThe task is also solved by the fact that the material for the production of a protective structure, which contains plastic and fluid ingredients that harden quickly, as well as ingredients that absorb neutrons, according to the invention, as plastic and fluid ingredients, contains concretes characterized plasticity, which is determined by the subsidence of the cone in the range of 18-25 cm, the ability to harden, which is determined by the ratio of the minimum time of hardening to the level of the design strength, which is chosen in relation to the maximum design strength of 20 T. within 0.5 5 Tit 510, and the maximum time 14 of hardening to the strength level To, chosen within the limits
Т» 15 «(їз кід1й 4 5 2, і/або, сипучі матеріали з захисними властивостями, що визначаються питомим коефіцієнтом ослаблення потужності дози гамма-випромінення, обраним у межах 12К520 , поглинанням нейтронів, що ВИЗНачається із співвідношення середніх за спектрами нейтронів макроскопічних поперечних перерізів поглинання нейтронів матеріалів, які твердіють, і сипучих матеріалів з домішками, що поглинають, маг і без о домішок 5Заї у межах 15 Уа У аї 51000, а також припустимим градієнтом температур у межах від 2 до 30 іме) град./м.T" 15 "(drive code 1 and 4 5 2, and/or, loose materials with protective properties, determined by the specific attenuation coefficient of the gamma radiation dose power, selected within 12K520, neutron absorption, which is DETERMINED from the ratio of the average neutron spectra of macroscopic transverse cross sections of neutron absorption of materials that harden and bulk materials with absorbing impurities, mag and without impurities 5Zai within 15 Ua Uai 51000, as well as an acceptable temperature gradient in the range from 2 to 30 ime) deg./m.
Короткий перелік креслень 60 Надалі запропонований винахід пояснюється конкретним прикладом його виконання і супровідним кресленням, на якому схематично зображені конструктивні основні елементи захисної споруди для радіоактивних речовин, виконаної відповідно до винаходу.Brief list of drawings 60 Further, the proposed invention is explained by a specific example of its implementation and an accompanying drawing, which schematically depicts the main structural elements of a protective structure for radioactive substances, made in accordance with the invention.
Кращий варіант здійснення винаходуThe best variant of the invention
Захисна споруда для радіоактивних речовин містить бетонну основу 1, прошарок гідроізоляції 2, бо фундаментну плиту З і зовнішню стіну 4. Усередині споруди зведені конструктивні елементи, якими є, наприклад,The protective structure for radioactive substances contains a concrete base 1, a layer of waterproofing 2, because the foundation slab C and an external wall 4. Inside the structure, structural elements are erected, which are, for example,
внутрішні розділювальні перегородки 5 і перекриття б, між якими утворені порожнини 7 і 8, у тому числі і порожнини 9, заповнені і/або забруднені радісактивними речовинами, наприклад у вигляді скупчення 10, |і фрагментами 11 ядерного палива . У захисну споруду входять також конструкції технологічних апаратів 12 і трубопроводів 13 об'єкта, що має бути законсервованим. Одну групу несучих конструктивних елементів споруди складають конструктивні елементи 14 об'єкта, які не згубили навантажувальну спроможність. Порожнини 7 і9 заповнені матеріалами, що твердіють, і/або сипучими матеріалами 15 з утворенням монолітного єдиного блока.internal dividing partitions 5 and overlap b, between which cavities 7 and 8, including cavities 9, are formed, are filled and/or contaminated with radioactive substances, for example in the form of clusters 10 and fragments 11 of nuclear fuel. The protective structure also includes constructions of technological devices 12 and pipelines 13 of the object, which must be conserved. One group of load-bearing structural elements of the building consists of structural elements of 14 objects that have not lost their load-bearing capacity. Cavities 7 and 9 are filled with solidifying materials and/or loose materials 15 to form a monolithic single block.
Товщина заповнення відповідає товщині еквівалентного захисного бар'єра, яка обрана з умови послаблення потужності Рі. дози гамма-випромінювання об'єкта до допустимої потужності Р. дози гамма-випромінювання в 70 межах РР» є 1012. Під поняттям еквівалентний захисний бар'єр розуміється захисний бар'єр - плоский або сферичний, що можна було б помістити між джерелом радіації і вимірювачем її рівня для послаблення проникаючої радіації до рівня, до якого її послабляє, зокрема, захисна споруда, що заявляється. При цьому співвідношення суми мМ незаповнених об'ємів усіх порожнин 8 усередині споруди і максимального його об'єму 75 ма обрано зі співвідношення 1 2, мом. 5195 . Вздовж зовнішнього периметра споруди розташований прошарок 16, виконаний із водонепроникного матеріалу, наприклад бетону, що захищений зовнішньою обробкою 17. Для утвореного монолітного блока співвідношення мінімального розміру 1, який з'єднує точки А ІВ, і який проходить через його геометричний центр О, і максимального розміру І2, що з'єднує точки С и 0, обрано зі співвідношення 1,2 «(ЦІ2175 52. Геометричний центр О споруди в даному випадку може бути визначений, наприклад, як центр мас об'єкта який за зовнішньою конфігурацією співпадає із захисною спорудою і заповненого суцільним однорідним матеріалом.The thickness of the filling corresponds to the thickness of the equivalent protective barrier, which is selected from the condition of power attenuation Ri. the dose of gamma radiation of an object up to the permissible power of R. the dose of gamma radiation within 70 limits of RR" is 1012. The concept of equivalent protective barrier is understood as a protective barrier - flat or spherical, which could be placed between the source of radiation and a meter of its level to weaken the penetrating radiation to the level to which it is weakened, in particular, by the protective structure being applied for. At the same time, the ratio of the sum of mm of unfilled volumes of all cavities 8 inside the building and its maximum volume of 75 ma is chosen from the ratio 1 2, mm. 5195. Along the outer perimeter of the building there is a layer 16, made of a waterproof material, for example, concrete, which is protected by an external finish 17. For the formed monolithic block, the ratio of the minimum size 1, which connects the points A and IV, and which passes through its geometric center O, and the maximum of size I2, connecting points C and 0, is chosen from the ratio 1.2 "(ЦИ2175 52. The geometric center О of the structure in this case can be defined, for example, as the center of mass of the object which, according to the external configuration, coincides with the protective structure and filled with solid homogeneous material.
У результаті функціонування запропонований пристрій забезпечує надійну консервацію радіоактивних і сч ядерно-небезпечних речовин.As a result of operation, the proposed device ensures reliable preservation of radioactive and highly nuclear hazardous substances.
Запропонований спосіб виготовлення захисної споруди здійснюють наступним шляхом. оThe proposed method of manufacturing a protective structure is carried out in the following way. at
До початку заповнення приміщень матеріалами, що твердіють, детально вивчають радіаційну обстановку і стан будівельних конструкцій у місцях гаданої прокладки магістралей для подачі матеріалів (і в приміщеннях для буріння свердловин), здійснюють заходи щодо зниження радіаційного фону і, за необхідності, з посилення « будівельних конструкцій у місцях прокладки трас магістралей.Before the beginning of filling the premises with hardening materials, the radiation situation and the condition of the building structures are studied in detail in the places where the lines are supposed to be laid for the supply of materials (and in the rooms for drilling wells), measures are taken to reduce the radiation background and, if necessary, to strengthen the building structures in places where highway routes are laid.
Після цього за допомогою серійних бурових машин виконують бурові роботи і встановлюють обсаднітруби,а (2 саме буріння свердловин може виконуватись як із горизонтальним, так і з вертикальним розташуванням о останніх. Продуктивність бурових машин вибирають у залежності від довжини (глибини) свердловин і часу, передбаченого на виконання цих робіт, а діаметри свердловин і обсадних труб - у залежності від розмірів « бетоноводів, що прокладаються в них. Останні з'єднують із бетононасосами, за допомогою яких бетон і «со подається в приміщення, що підлягає заповненню. Для подачі бетону використовують серійні бетононасоси.After that, with the help of serial drilling machines, drilling works are carried out and casing pipes are installed, and (2) the drilling of wells can be carried out both with a horizontal and with a vertical arrangement of the latter. The productivity of the drilling machines is chosen depending on the length (depth) of the wells and the expected time for the performance of these works, and the diameters of wells and casing pipes - depending on the size of the concrete pipelines laid in them. The latter are connected to concrete pumps, with the help of which concrete is fed into the room to be filled. To supply concrete, use serial concrete pumps.
Вільні порожнини об'ємом хз , що містять високоактивні речовини, заповнюють до значень хм, співвідношення яких вибирають у межах 0,5 мама :10, матеріалами, що твердіють, і/або сипучими « матеріалами. У них добавляють інгредієнти, що сприяють підвищеному поглинанню нейтронів із їхнім сумарним - об'ємом м | суперпластифікатори з їхнім сумарним об'ємом х5, значення яких вибирають відносно об'єму х4 у - межах 1 5 (ма Ме; м) ма с. » Заповнення здійснюють в напрямку знизу нагору і від периферії до центру споруди прошарками з наступною витримкою прошарків, що вкладаються, обираючи співвідношення мінімального проміжку ії часу витримки і б 75 максимального проміжку ї2 витримки в межах 1 5 й ні21Л9 52.Free cavities with a volume of xz containing highly active substances are filled to the values of xm, the ratio of which is chosen within 0.5 mm:10, with hardening materials and/or loose materials. Ingredients are added to them that contribute to the increased absorption of neutrons with their total volume of m | superplasticizers with their total volume x5, the values of which are chosen relative to the volume x4 in - within 1 5 (ma Me; m) ma s. » Filling is carried out in the direction from the bottom to the top and from the periphery to the center of the structure in layers with subsequent exposure of the nested layers, choosing the ratio of the minimum interval of exposure time and b 75 of the maximum interval of exposure within the limits of 1 5 and no 21L9 52.
Вказана послідовність операцій і виготовлений пристрій забезпечують надійний захист радіоактивних і е ядерно-небезпечних речовин, які підлягають консервації. ав) Заповнення порожнин матеріалами, що твердіють, або сипучими матеріалами здійснюють, зокрема, локалізуючи, ізолюючи і запобігаючи переміщенню виявлених конгломератів радіоактивних речовин, о цілеспрямовано змінюючи їхні ядерно-фізичні властивості. При цьому здійснюють поетапний або безупиннийThe specified sequence of operations and the manufactured device provide reliable protection of radioactive and nuclear hazardous substances that are subject to preservation. av) Filling of cavities with solidifying materials or loose materials is carried out, in particular, by localizing, isolating and preventing the movement of detected conglomerates of radioactive substances, o purposefully changing their nuclear-physical properties. At the same time, it is carried out in stages or continuously
Чл» контроль потужності дози гамма-випромінювання і зміни теплових параметрів бетонних мас. Час початку робіт із заповнення порожнин вибирають з умови не перевищення питомого залишкового тепловиділення у фрагментах ядерного палива величини ЗО0Вт на тонну палива по урану. Під час підготовки матеріалів у їхній склад уводять домішки, що регулюють їхню водопроникність, міцність і сорбційні властивості.Chl" control of gamma radiation dose power and changes in thermal parameters of concrete masses. The time of commencement of cavity filling works is chosen on the condition that the specific residual heat release in nuclear fuel fragments does not exceed the value of ЗО0Wt per ton of uranium fuel. During the preparation of materials, impurities are introduced into their composition, which regulate their water permeability, strength and sorption properties.
Під час здійснення способу, зокрема, після попередніх операцій, метою яких є діагностика радіаційноїDuring the implementation of the method, in particular, after previous operations, the purpose of which is the diagnosis of radiation
Ф, обстановки і стану виведеного з експлуатації об'єкта, усі вільні об'єми порожнин, у тому числі ті, що містять ко ядерне паливо, радіоактивні матеріали, зруйновані будівельні елементи і конструкції технологічних апаратів, заповнюють бетоном (або іншими матеріалами, що твердіють), у який при заповненні порожнин із масами, що бо містять паливо, за необхідністю, додають спеціально підібрані інгредієнти, що сприяють поглинанню нейтронів.Ф, conditions and conditions of the decommissioned object, all free volumes of cavities, including those containing nuclear fuel, radioactive materials, destroyed building elements and structures of technological devices, are filled with concrete (or other materials that harden ), in which, when filling the cavities with masses containing fuel, if necessary, specially selected ingredients are added that contribute to the absorption of neutrons.
Одночасно для збільшення рухливості бетону без збільшення водоцементного відношення і досягнення осідання конуса бетону 22-26см, що, у свою чергу, дозволяє використовувати для подачі бетону серійні бетононасоси і вкладати бетон без розрівнювання й ущільнення, використовуються пластифікатори бетону. При цьому заповнення порожнин рекомендується здійснювати знизу нагору і від периферії до центру об'єкта. 65 Зважаючи на те, що радіоактивні речовини, ядерне паливо, елементи будівельних конструкцій, що знаходяться на виведеному об'єкті в різноманітних формах (від пилу до значних фрагментів), під час заповнення бетоном порожнин надійно зв'язуються в монолітний блок, вихід їх у навколишнє середовище практично буде зведений до мінімуму, який визначається швидкістю молекулярної дифузії.At the same time, concrete plasticizers are used to increase the mobility of concrete without increasing the water-cement ratio and to achieve a concrete cone settlement of 22-26 cm, which, in turn, allows the use of serial concrete pumps for concrete supply and placing concrete without leveling and compaction. At the same time, it is recommended to fill the cavities from the bottom up and from the periphery to the center of the object. 65 Given the fact that radioactive substances, nuclear fuel, and elements of construction structures located at the removed object in various forms (from dust to significant fragments) during the filling of the cavities with concrete are reliably bound into a monolithic block, their exit in the environment will practically be reduced to a minimum, which is determined by the rate of molecular diffusion.
У результаті заповнення помешкань бетоном відбувається також закріплення і посилення будівельних конструкцій (зруйнованих і не зруйнованих), що запобігає їхньому руйнуванню протягом тривалого періоду існування об'єкта і виключає переміщення фрагментів ядерного палива і/або мас, що містять паливо.As a result of filling the apartments with concrete, building structures (destroyed and not destroyed) are also secured and strengthened, which prevents their destruction during the long period of the object's existence and excludes the movement of fragments of nuclear fuel and/or masses containing fuel.
З'являється також додатковий ефект, який полягає в тому, що затверділий бетон є перепоною проникненню води до місць розташування ядерного палива і запобігає виникненню самовільної ланцюгової реакції.There is also an additional effect, which consists in the fact that hardened concrete is an obstacle to the penetration of water to the locations of nuclear fuel and prevents the occurrence of a spontaneous chain reaction.
Однієї з відмінних рис поданого способу консервації аварійних об'єктів є зміна їхнього теплового стану в /о результаті утворення монолітного блока. Поступово, у міру заповнення порожнин, що містять фрагменти ядерного палива і/або маси, що містять паливо, виключається природний відвід тепла розпаду радіоактивних елементів конвекцією і випромінюванням і/або спеціально організований відвід тепла, що призводить до погіршення умов охолодження паливних мас і навколишніх матеріалів. Порушення сформованого режиму неорганізованого або організованого відводу тепла неминуче призводить до розігріву матеріалів. У зв'язку з 7/5 цим заповнення ядерних аварійних об'єктів необхідно здійснювати, виходячи з розміру потужності залишкового енерговиділення палива, і/або мас, що містять паливо, при якому забезпечується припустимий розігрів матеріалів - заповнювачів і будівельних конструкцій.One of the distinctive features of the presented method of conservation of emergency objects is a change in their thermal state as a result of the formation of a monolithic block. Gradually, as the cavities containing fragments of nuclear fuel and/or masses containing fuel are filled, the natural heat removal of decay of radioactive elements by convection and radiation and/or specially organized heat removal is excluded, which leads to deterioration of the cooling conditions of fuel masses and surrounding materials . Violation of the formed regime of unorganized or organized heat removal inevitably leads to heating of materials. In connection with 7/5, the filling of nuclear emergency objects must be carried out based on the size of the power of residual energy release of fuel and/or masses containing fuel, which ensures acceptable heating of materials - aggregates and building structures.
Матеріал для виготовлення захисної споруди містить пластичні і текучі інгредієнти, що швидко твердіють, а також інгредієнти, що є поглиначами нейтронів. У якості пластичних і текучих інгредієнтів обрані бетони, що 2о характеризуються пластичністю, яка визначається осіданням конуса в межах 18-25см, здатністю твердіти, що визначається співвідношенням мінімального часу із твердіння до Ті рівня проектної міцності, що обраний відносно максимальної проектної міцності т у межах 0,5 5 Тит 5:10 і максимального часу ї4 твердіння до рівня т міцності, що обраний у межах 15 «(13 кід1й4 5 2. Всі зазначені матеріали, включаючи сипучі, обрані сч ге із захисними властивостями, які визначаються питомим коефіцієнтом ослаблення потужності дози гамма-випромінення, обраним у межах 152К2-:20 , поглинанням нейтронів, яке визначається із співвідношення о середніх за спектрами нейтронів макроскопічних поперечних переризів поглинання нейтронів матеріалів, що твердіють, і сипучих матеріалів із домішками, що поглинають, маг Ї без домішок У аї у межахThe material for the production of the protective structure contains plastic and liquid ingredients that harden quickly, as well as ingredients that are neutron absorbers. As plastic and fluid ingredients, concretes that are characterized by plasticity, which is determined by the subsidence of the cone within 18-25 cm, and the ability to harden, which is determined by the ratio of the minimum time from hardening to the design strength level Ti, are chosen relative to the maximum design strength t in the range of 0 ,5 5 Tit 5:10 and the maximum time і4 of hardening to the level t of strength, which is selected within 15 "(13 кид1й4 5 2. All the specified materials, including loose ones, are selected with protective properties, which are determined by the specific attenuation coefficient of the dose rate gamma radiation, chosen within the range of 152K2-:20 , by neutron absorption, which is determined from the ratio o of the average neutron spectra of the macroscopic neutron absorption cross sections of solidifying materials and bulk materials with absorbing impurities, mag Y without impurities U ai u boundaries
Маз/у і 51000 , а також припустимим градієнтом температур у межах від 2 до ЗбОград/м. -Maz/u and 51000, as well as an acceptable temperature gradient within the range from 2 to ZbOgrad/m. -
Зо Все це і забезпечує досягнення зазначеного технічного результату, зокрема, перетворення виведеного з о експлуатації радіаційно - і ядерно-небезпечного об'єкта в систему екологічно безпечного довгострокового о збереження радіоактивних матеріалів високої активності, що утворилися на об'єкті, при одночасному скороченні витрат на будівництво сховищ, при скороченні дозових навантажень на персонал, що здійснює роботи з Ж 35 консервації і поховання об'єкта. «соAll this ensures the achievement of the specified technical result, in particular, the transformation of a decommissioned radiation- and nuclear-hazardous facility into a system of environmentally safe long-term preservation of high-activity radioactive materials formed at the facility, while simultaneously reducing costs for construction of storage facilities, while reducing the dose loads on the personnel performing work with Zh 35 conservation and burial of the object. "co
Нижні і верхні значення заявлених меж були отримані на основі статистичного опрацювання результатів експериментальних досліджень, аналізу й узагальнення їх і відомих з опублікованих джерел даних, виходячи з умови досягнення зазначеного технічного результату.The lower and upper values of the declared limits were obtained on the basis of statistical processing of the results of experimental studies, analysis and generalization of them and data known from published sources, based on the condition of achieving the specified technical result.
Можливість промислового застосування «The possibility of industrial application «
Запропонований винахід може бути використаний під час консервації на тривалий період виведених з ш-в експлуатації аварійних об'єктів, на яких відбулися руйнації захисних оболонок ядерних матеріалів, що с діляться, і вихід радіоактивних речовин у навколишнє середовище. зThe proposed invention can be used during the long-term conservation of decommissioned emergency facilities, where the protective shells of fissile nuclear materials were destroyed and radioactive substances were released into the environment. with
Claims (7)
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU98111373/25A RU2133990C1 (en) | 1998-06-15 | 1998-06-15 | Safety structure for radioactive materials, method and material for its manufacture |
| PCT/RU1999/000198 WO1999066512A2 (en) | 1998-06-15 | 1999-06-15 | Protection structure against radioactive substances, and method and material for realising said structure |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| UA64004C2 true UA64004C2 (en) | 2004-02-16 |
Family
ID=20207278
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| UA2000127209A UA64004C2 (en) | 1998-06-15 | 1999-06-15 | Structure for storing radioactive substances; method and material for building the structure |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| AU (1) | AU4400499A (en) |
| RU (1) | RU2133990C1 (en) |
| UA (1) | UA64004C2 (en) |
| WO (1) | WO1999066512A2 (en) |
Families Citing this family (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE202008017761U1 (en) | 2008-05-15 | 2010-06-24 | Engineer Center Of Nuclear Containers | protective cover |
| RU2444796C1 (en) * | 2010-07-15 | 2012-03-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" | Method for removing channel uranium-graphite nuclear reactor from service |
| RU2488904C1 (en) * | 2012-01-12 | 2013-07-27 | Открытое акционерное общество "Научно-исследовательский и конструкторский институт монтажной технологии - Атомстрой" (ОАО "НИКИМТ - Атомстрой") | Disposal method of solid radioactive wastes |
Family Cites Families (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4292528A (en) * | 1979-06-21 | 1981-09-29 | The Carborundum Company | Cask for radioactive material and method for preventing release of neutrons from radioactive material |
| JPS5831117A (en) * | 1981-08-14 | 1983-02-23 | Toray Ind Inc | Production of fiber composite material for neutron shielding |
| GB2096521B (en) * | 1981-03-03 | 1984-05-23 | Nat Nuclear Corp Ltd | Dry storage cells for radioactive material |
| FR2501895A1 (en) * | 1981-03-13 | 1982-09-17 | Commissariat Energie Atomique | PRODUCT ABSORBING NEUTRONS, METHOD FOR MANUFACTURING THE SAME, AND APPLICATION OF SAID PRODUCT TO STORAGE CASTLES |
| SE448194B (en) * | 1985-04-02 | 1987-01-26 | Boliden Ab | PROCEDURE FOR PREPARING A PLANT FOR STORAGE OF RADIOACTIVE WASTE IN BERG |
| IT1235121B (en) * | 1989-07-13 | 1992-06-18 | Casagrande Spa | SYSTEM FOR THE PERMANENT STORAGE OF RADIOACTIVE WASTE. |
| JPH06180389A (en) * | 1992-12-11 | 1994-06-28 | Sanoya Sangyo Kk | Radiation shielding material capable of simultaneous shielding of gamma-ray, x-ray and neutron ray |
-
1998
- 1998-06-15 RU RU98111373/25A patent/RU2133990C1/en not_active IP Right Cessation
-
1999
- 1999-06-15 AU AU44004/99A patent/AU4400499A/en not_active Abandoned
- 1999-06-15 WO PCT/RU1999/000198 patent/WO1999066512A2/en active Application Filing
- 1999-06-15 UA UA2000127209A patent/UA64004C2/en unknown
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| AU4400499A (en) | 2000-01-05 |
| WO1999066512A3 (en) | 2000-01-27 |
| WO1999066512A2 (en) | 1999-12-23 |
| RU2133990C1 (en) | 1999-07-27 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2444796C1 (en) | Method for removing channel uranium-graphite nuclear reactor from service | |
| UA64004C2 (en) | Structure for storing radioactive substances; method and material for building the structure | |
| US5171483A (en) | Method for retrievable/permanent storage of hazardous waste materials | |
| JP2014002098A (en) | Disposal plant, system and method for controlling confinement of radioactive cesium | |
| Botsch et al. | Safety aspects of dry spent fuel storage and spent fuel management | |
| Engovatov et al. | Providing rationale for the possibility of decommissioning Bilibino nuclear cogeneration plant based on the onsite disposal option | |
| Kuznetsov et al. | Decommissioning of Research Building B at VNIINM: Main Results | |
| Van Alsenoy et al. | Special Waste Generated by the Belgian Nuclear Research Centre | |
| Grebenkov et al. | Radioactive waste immobilization technology for Belarus site remediation after Chernobyl accident | |
| Bretheau et al. | Role of waste packages in the safety of a high level waste repository in a deep geological formation | |
| Potier | ANDRA's Centre de l'Aube: Design, construction, operation of a state of the art surface disposal facility for low and intermediate level waste | |
| Rabe et al. | From Dealing with Legacy Waste to Avoiding It–17432 | |
| Tsyplenkov | Geological disposal of high level radioactive waste | |
| McBride | Safety review of the design, operation, and radiation sections of the General Electric Morris Operation Consolidated Safety Analysis Report | |
| Kulikov et al. | Decommissioning industrial uranium-graphite reactors | |
| Ooms et al. | Management of the Decommissioning of the Thetis Reactor | |
| McElroy et al. | Nuclear waste management status and recent accomplishments. Final report | |
| Anastasova | Decommissioning of SU †œPRRAW Novi Khan†| |
| Marciano et al. | French Approach for Long Term Storage Safety | |
| JPH0521437B2 (en) | ||
| De Valkeneer et al. | Latest Developments About Spent Fuel Management in Belgium | |
| Ledebrink et al. | Conditioning of Plutonium Waste for Long-Term Interim Storage | |
| Thuillier et al. | Cleanup under Airlock of an Old Uranium Foundry–13273 | |
| Lagrave et al. | Starting DIADEM Medium-Level Waste Interim Storage’s Construction–15034 | |
| Wilson | Design Considerations of Storage Tanks for Radioactive Wastes |