1. Обзор и сравнительный анализ стратегий
вывода из эксплуатации уран-графитовых
ядерных реакторов.
2. Цели и задачи проекта
Цель:
•Провести сравнительный анализ вариантов вывода из эксплуатации
промышленных уран-графитовых реакторов.
Задачи:
•На основании существующих разработок и НИОКР, в соответствии с
существующими экономическими возможностями и промышленными
мощностями, дополнительно привести и проанализировать новые
технологии и предложения.
www.rosatom.ru 2
3. Актуальность проекта
По степени сложности и важности вывод из эксплуатации (ВиЭ) промышленных
уран-графитовых реакторов (ПУГР) занимает высшие рейтинги, уступая только
работам по ВиЭ Ленинградской АЭС.
Согласно новой военной доктрине РФ и подписанию международных договоров
проточные ПУГР полностью потеряли свою актуальность, а длительная
эксплуатация двухцелевых вызвана необходимостью обеспечивать гражданские
нужды. На данный момент все ПУГР остановлены. Проводятся исследовательские
работы, согласно которым будет строится дальнейшая стратегия. В данной работе
будет детализировано рассмотрен план каждой из стратегий ВЭ и учтен зарубежный
опыт.
www.rosatom.ru 3
4. Типовая конструкция ПУГР
Плитный настил
Технологические каналы и каналы СУЗ
Верхняя несущая металлоконструкция
Графитовая кладка
Металлический кожух
Боковая несущая металлоконструкция
Нижняя несущая металлоконструкция
www.rosatom.ru
www.rosatom.ru 4
5. Актуальность проекта
Контур Эксплуатирующ Год ввода в Год Срок
Реактор Разработчик
теплоносителя ая организация эксплуатацию останова эксплуатации
А 1948 1987 39
НИКИЭТ проточный
АИ 1951 1987 36
АВ-1 ПО "Маяк", 1950 1989 39
г. Озерск
АВ-2 1951 1990 39
АВ-3 проточный 1952 1991 39
ОКБМ
АД 1958 1992 34
АДЭ-1 ГХК, 1961 1992 31
г. Железногорск
АДЭ-2 замкнутый 1964 - 44*
И-1 проточный 1955 1989 34
НИКИЭТ
ЭИ-2 замкнутый 1958 1990 32
АДЭ-3 СХК, 1961 1992 31
г. Северск
АДЭ-4 ОКБМ замкнутый 1964 2008 44
АДЭ-5 1965 2008 43
www.rosatom.ru 5
6. Цель концепции вывода из эксплуатации
ПУГР
o Формирование основных положений вывода из
эксплуатации ПУГР – наработчиков оружейного плутония
– по варианту радиационнобезопасной изоляции и
захоронения на месте
oОпределение направлений дальнейших работ по
обоснованию и реализации этого варианта вывода из
эксплуатации в качестве базового для всех ПУГР,
oЭффективное использование средств ФЦП ЯРБ
2015
www.rosatom.ru 6
8. Основания для разработки новой концепции
Результаты исследований радиационных характеристик
графитовых кладок реакторов
Оценки остаточного ресурса несущих конструкций реакторов
и существующих инженерных барьеров
Оценки пожаробезопасности графитовых кладок ПУГР
Результаты НИОКР, обосновывающие ядерную и радиационную
безопасность за счет создания многобарьерной системы
изоляции ПУГР
Радиационно-экологическое состояние промплощадок ПО
«Маяк», СХК, ГХК – наличие «особых» РАО
www.rosatom.ru 8
9. Базовые варианты ВЭ объектов
использования атомной энергии
Согласно отраслевой Концепции базовыми
вариантами вывода из эксплуатации (ВЭ)
являются:
Ликвидация ЯРОО (отложенный, поэтапный
или немедленный демонтаж)
Создание объекта окончательной изоляции
(захоронение на месте, консервация)
Конверсия ЯРОО
Ранее в качестве основного варианта ВЭ ПУГР
рассматривался отложенный демонтаж с
хранением реактора на период до 100 лет
www.rosatom.ru 9
10. Основания для разработки новой концепции
концепции
Результаты исследований радиационных характеристик
графитовых кладок реакторов
Оценки остаточного ресурса несущих конструкций
реакторов и существующих инженерных барьеров
Оценки пожаробезопасности графитовых кладок ПУГР
Результаты НИОКР, обосновывающие ядерную и
радиационную безопасность за счет создания
многобарьерной системы изоляции ПУГР
Радиационно-экологическое состояние промплощадок
ПО «Маяк», СХК, ГХК – наличие «особых» РАО
www.rosatom.ru 10
11. Объекты ядерного наследия на площадках
Росатома
Все 13 ПУГР находятся на площадках реакторных заводов трех
промышленных предприятий ядерно-оружейного комплекса
Минсредмаша / Росатома.
Длительный период выполнения оборонных программ привел к
созданию на территории этих предприятий многочисленных
объектов хранения и захоронения РАО:
Хранилища ЖРО В-9, В-17, ТКВ – на ПО «Маяк»
Хранилища ЖРО Б-1, Б-2, Б-25 – на СХК
Емкости-хранилища пульп, бассейны-хранилища ЖРО (365,
366, 354а) – на ГХК
При нынешнем уровне развития технологий полная
реабилитация этих территорий невозможна.
www.rosatom.ru 11
13. Концепция вывода из эксплуатации ПУГР
по варианту радиационно-безопасного захоронения на месте
Внутри шахты реактора:
выполняются демонтажные работы и работы по
созданию и укреплению защитных барьеров,
надежно изолирующих реактор от окружающей
среды.
действующий реактор Вне шахты реактора:
демонтируется оборудование и надземные
элементы строительных конструкций, помещения
подземной части зданий реакторов заполняются
глиносодержащими барьерными материалами,
создаѐтся внешний барьер безопасности на основе
гелеобразующих алюмо-силикатных полимеров.
захороненный реактор
www.rosatom.ru 13
14. Выполненные работы по выводу из эксплуатации реакторов
И-1, ЭИ-2 и АДЭ-3 «южной» площадки
Проведено КИРО оборудования и Из активной зоны Демонтаж оборудования и
площадки размещения ЯРОО удалено ОЯТ герметизация шахт реакторов
Создана система
наблюдательных скважин
для контроля за миграцией
радионуклидов из хранилищ
РАО
Разработана необходимая
проектная и техническая
документация
Созданы дополнительные
барьеры безопасности
реакторной установки
Введено в эксплуатацию
хранилище Получены лицензии Ростехнадзора
низкоактивных ТРО на право ВЭ ПУГР СХК
www.rosatom.ru 14
15. Разработка технологий изоляции ТРО
в долговременных хранилищах
Концепция:
Использование непроектных и
траншейных хранилищ низкоактивных
РАО.
Хранилища средне- и высокоактивных
РАО – захораниваются на месте.
Цель ведущихся НИОКР по
захоронению – отработка технологии
создания дополнительных защитных
барьеров из глинистых пород путем
заполнения свободного пространства
между фрагментами ТРО, оценка
эффективности барьеров.
Материал барьера – глинистые
породы из месторождений Челябинской
области.
www.rosatom.ru 15
16. Создание комплекса плазменной переработки
РАО
Цель – термическая переработка сгораемых и
несгораемых РАО, образующихся при ликвидации
непроектных и траншейных хранилищ РАО, а также
в процессе вывода из эксплуатации ПУГР.
Источник финансирования – ФЦП «ОЯРБ 2008-
2015гг.», стоимость комплекса согласно
разработанному проекту – 730 млн.руб. в ценах 2009
года.
Срок проведения государственной экспертизы
проекта – 2010 год.
Производительность – до 1000 т/год, результат на
выходе - шлаковый компаунд с высокой
механической прочностью и химической
стойкостью, пригодный для окончательного
захоронения.
1. Плазмотрон, 2. Сливной стопор
3.Смотровое окно, 4. Шибер, 5. Шахта,
6. Загрузочный бокс, 7. Узел слива шлака,
8. Приемный контейнер, 9. Упаковка с РАО
www.rosatom.ru 16
17. Создание установки для дезактивации металлических
РАО
Цель - электрохимическая дезактивация
оборудования и трубопроводов ПУГР.
Источник финансирования – средства
внешнего инвестора.
Результат - возврат в хозяйственный
оборот части материалов
демонтированного реакторного
оборудования.
www.rosatom.ru 17
18. Целевое состояние ПУГР как объекта
хранения и окончательной изоляции РАО
www.rosatom.ru 18
19. Выбор материала дополнительного барьера
безопасности в пределах шахты реактора
Основные требования к Материал
материалу барьера
Глины, породы с Характеристика
повышенным
содержанием глины
Высокая сорбционная . Коэффициент
способность распределения,
102-104см3/г
Низкая водопроницаемость . Коэффициент фильтрации,
104-106 м/сут
Стабильность свойств . Неограниченный физический
срок жизни
Высокая пластичность . Самозалечивание трещин,
«заиливание»
Совместимость с . Из месторождений вблизи
геологической средой размещения ПУГР
Доступность . Запасы практически
неограниченны
www.rosatom.ru 19
20. Выбор материала дополнительного барьера
безопасности за пределами шахты реактора
Основные требования к Материал
материалу барьера
Полимерные Характеристика
материалы на
основе Si-Al
Высокая сорбционная (селективно) Коэффициент распределения 10-30
способность по отношению к см3/г
различным радионуклидам
Низкая водопроницаемость Коэффициент фильтрации 107-109
. м/сут
Стабильность свойств на полимер термодинамически
протяжении сотен тысяч лет . стабилен
Высокая пластичность Сохраняет структуру в условиях
. пластового давления
Совместимость с геологической Si и Al – основные элементы
средой . породообразующих минералов
Доступность промышленное производство
. исходных реагентов
www.rosatom.ru 20
24. Результаты проекта
Вывод из эксплуатации ПУГР отличается определенной спецификой
и требует особого подхода, поскольку для реакторных установок
первого поколения при проектировании и строительстве не
предусматривались технические решения по выводу из
эксплуатации, а обеспечение безопасного ВиЭ реакторов в
значительной степени определяется особенностями
конструкции, размещения и эксплуатации, присущими ПУГР. В
данной работе были рассмотрены оптимальные пути решения
проблем вывода из эксплуатации реакторов данного типа.
www.rosatom.ru 24
25. Результаты проекта
• Анализ эффективности предлагаемой многобарьерной системы
защиты показал возможность надежной локализации радионуклидов
в шахте реактора.
• Несущая способность металлоконструкций обеспечивается на срок до
300 лет, к этому времени активность кладки будет определяться в
основном изотопами углерода-14 и хлора-36.
• Математическое моделирование миграции радионуклидов из
хранилища на длительный период после создания изолирующего
барьера не прогнозирует рисков перемещения Am-241, Pu-239, Cs-137,
Sr-90 и Ni-63 с подземными водами.
• Ядерная безопасность реактора обеспечивается низким (менее 300 г)
содержанием делящихся нуклидов (U-235 + Pu-239) в просыпях
аварийных ячеек.
• Возможность возгорания графитовых кладок реакторов за счѐт
выделения запасенной энергии исключается.
Система многобарьерной изоляции ПУГР на месте обеспечивает
надежность и безопасность
www.rosatom.ru 25
26. Схема обращения с продуктами деятельности
атомной промышленности, оборудованием и площадкой
www.rosatom.ru 26
