UA64004C2 - Structure for storing radioactive substances; method and material for building the structure - Google Patents

Description

Опис винаходу

Винахід відноситься до галузі атомної енергетики і промисловості, а більш конкретно до захисної споруди 2 для радіоактивних речовин, способу і матеріалу для його виготовлення.

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.

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.

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."

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)

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.

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,

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 може

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.

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)

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.

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.

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.

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.

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.

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. о

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.

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. «

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 містить

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.

Доцільно, щоб вздовж зовнішнього периметру захисної споруди був би додатково встановлений прошарок, б5 виконаний із водонепроникного матеріалу.

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.

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.

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. о

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.

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 якому

Зо забезпечується припустимий розігрів і матеріалів - заповнювачів, і будівельних конструкцій. о

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. «

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.

Готуючи матеріали, що твердіють, у їхній склад уводять домішки, що регулюють їхню водопроникність, міцність і сорбціонні властивості.

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 межах

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.

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.

Кращий варіант здійснення винаходу

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,

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.

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.

У результаті функціонування запропонований пристрій забезпечує надійну консервацію радіоактивних і сч ядерно-небезпечних речовин.

Запропонований спосіб виготовлення захисної споруди здійснюють наступним шляхом. о

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.

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.

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.

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 безупинний

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.

Під час здійснення способу, зокрема, після попередніх операцій, метою яких є діагностика радіаційної

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.

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.

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.

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.

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.

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 межах

Маз/у і 51000 , а також припустимим градієнтом температур у межах від 2 до ЗбОград/м. -

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. «со

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.

Можливість промислового застосування «

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. з

Claims (7)

Формула винаходу

1. Захисна споруда для радіоактивних речовин, що включає існуючі та знову зведені конструктивні елементи, т» порожнини, утворені ними, зокрема заповнені та / або забруднені радіоактивними речовинами і фрагментами о ядерного палива, в тому числі невпорядковано, несучі конструктивні елементи і такі, що втратили несучу здатність, конструкції технологічних апаратів і трубопроводів, у тому числі зруйновані, яка відрізняється тим, що («в) співвідношення мінімального розміру Ії споруди, що проходить Через її геометричний центр, і максимального Її ГТ» розміру Іо вибране зі співвідношення 1,2 х (112) / Її» «х 2, як несучі конструкції використані конструктивні елементи, що не втратили навантажувальну здатність та замонолічені заповненням затверділими та / або сипучими матеріалами, порожнини, утворені конструктивними елементами, заповнені затверділими та / або вв бипучими матеріалами з товщиною еквівалентного захисного бар'єра, вибраною з умови послаблення потужності дози гамма-випромінювання в джерелі Р. до припустимої потужності дози гамма-випромінювання Ро (Ф) в межах 1 « Р. / Ро « 1012, а співвідношення сумарного об'єму всіх незаповнених порожнин усередині споруди М 4 ка і максимального об'єму споруди в цілому Мо вибране в межах 1 « (М1М2) / Мо « 1,95.

2. Спосіб виготовлення захисної споруди, який включає визначення стану будівельних конструкцій, бо діагностику радіаційних і теплових полів, локацію ядерного палива та інших радіоактивних речовин, вибір трас прокладання бетоноводів, установлення будівельного устаткування і захисних екранів, який відрізняється тим, що вільні простори об'ємом Мз, що містять радіоактивні речовини і матеріали, що діляться, заповнюють до значень Му, співвідношення яких вибирають у межах 0,7 « Му / Му «х 1,0, тими, що твердіють і / або сипучими матеріалами, в які додають складові, що сприяють підвищеному поглинанню нейтронів, із їхнім сумарним 65 об'ємом М»5, і суперпластифікатори з їхнім сумарним об'ємом М, значення яких вибирають відносно об'єму Мі в межах 1 « (Му-МеМ';) / Му «х 2, а заповнення здійснюють в напрямку знизу догори і від периферії до центра споруди пошарово, з наступною витримкою шарів, що вкладаються, вибираючи співвідношення мінімального проміжку часу витримки і і максимального проміжку витримки ї5 в межах 1 « (ЦНо)/ « 2.

З. Спосіб за п.2, який відрізняється тим, що заповнення порожнин затверділими або сипучими матеріалами Здійснюють, зокрема, локалізуючи, ізолюючи і запобігаючи переміщенню виявлених конгломератів радіоактивних речовин, цілеспрямовано змінюючи їхні ядерно-фізичні властивості.

4. Спосіб за п.2, який відрізняється тим, що здійснюють поетапний або безперервний контроль потужності дози гамма-випромінювання і зміни теплових параметрів бетонних мас.

5. Спосіб за п.2, який відрізняється тим, що час початку робіт із заповнення порожнин вибирають з умови 7/0 неперевищення питомим залишковим тепловиділенням у фрагментах ядерного палива величини З00 Вт на 1 т палива по урану.

б. Спосіб за п.2, який відрізняється тим, що при підготовці затверділих матеріалів до їхнього складу вводять добавки, що регулюють їхню водонепроникність, міцнісні й сорбційні властивості.

7. Матеріал для виготовлення захисної споруди, що містить пластичні і текучі складові, що швидко 7/5 твердіють, а також складові - поглиначі нейтронів, який відрізняється тим, що як пластичні і текучі складові вибрані бетони, які характеризуються пластичністю, що визначається осіданням конуса в межах 18-25 см, здатністю твердіти, що визначається співвідношенням мінімального часу ї з затвердіння до рівня ТТ проектної міцності, вибраного відносно максимальної проектної міцності То в межах 0,5 « Т.4 / То «х 1,0, Її максимального часу | затвердіння до рівня Т 5 міцності, вибраного в межах 1,5 « (Ін) / «2, і / або сипучі матеріали із захисними властивостями всіх вказаних матеріалів, які визначаються питомим коефіцієнтом К послаблення потужності дози гамма-випромінювання, вибраним у межах 1 « К « 20, поглинанням нейтронів, яке визначається із співвідношення середніх за спектрами нейтронів макроскопічних поперечних перерізів поглинання нейтронів затверділих матеріалів і сипучих матеріалів із поглинаючими домішками Уа? і без домішок Уа! у межах 1 хх Уа2 /Уа1ї « 1000, а також припустимим градієнтом температури у межах від 2 до З0 град / м. с щі 6) « «в) «в) « (Се)

- . и? (о) щ» («в) («в) с» іме) 60 б5