Successfully reported this slideshow.
We use your LinkedIn profile and activity data to personalize ads and to show you more relevant ads. You can change your ad preferences anytime.

ТеМП 2012. Проект команды Маяк

746 views

Published on

Published in: Education
  • Be the first to comment

  • Be the first to like this

ТеМП 2012. Проект команды Маяк

  1. 1. Обзор и сравнительный анализ стратегийвывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов.
  2. 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. 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. 4. Типовая конструкция ПУГР Плитный настил Технологические каналы и каналы СУЗ Верхняя несущая металлоконструкция Графитовая кладка Металлический кожух Боковая несущая металлоконструкция Нижняя несущая металлоконструкцияwww.rosatom.ruwww.rosatom.ru 4
  5. 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. 6. Цель концепции вывода из эксплуатацииПУГРo Формирование основных положений вывода изэксплуатации ПУГР – наработчиков оружейного плутония– по варианту радиационнобезопасной изоляции изахоронения на местеoОпределение направлений дальнейших работ пообоснованию и реализации этого варианта вывода изэксплуатации в качестве базового для всех ПУГР,oЭффективное использование средств ФЦП ЯРБ2015 www.rosatom.ru 6
  7. 7. Финансирование ВЭ Объем в т.ч.Мероприятие ФЦП финансирования«Обеспечение ЯРБ всего,млн.рублей НИОКР/ прочие/на 2008-2015 гг.» Капитальные вложенияВЭПУГРПО«Маяк» 651,9 18,5/ 633,4/ -ВЭ ПУГР СХК (2 м/п 2 896,2 191,0/ 2390,6/ 314,6)ВЭ ПУГР ГХК 1247,5 18,1/ 614,7/ 614,7Всего: 4 795,6 227,6/ 3 638,7/ 929,3 www.rosatom.ru 7
  8. 8. Основания для разработки новой концепцииРезультаты исследований радиационных характеристикграфитовых кладок реакторовОценки остаточного ресурса несущих конструкций реакторови существующих инженерных барьеров Оценки пожаробезопасности графитовых кладок ПУГРРезультаты НИОКР, обосновывающие ядерную и радиационнуюбезопасность за счет создания многобарьерной системыизоляции ПУГРРадиационно-экологическое состояние промплощадок ПО«Маяк», СХК, ГХК – наличие «особых» РАО www.rosatom.ru 8
  9. 9. Базовые варианты ВЭ объектовиспользования атомной энергииСогласно отраслевой Концепции базовымивариантами вывода из эксплуатации (ВЭ)являются: Ликвидация ЯРОО (отложенный, поэтапныйили немедленный демонтаж) Создание объекта окончательной изоляции(захоронение на месте, консервация) Конверсия ЯРООРанее в качестве основного варианта ВЭ ПУГРрассматривался отложенный демонтаж схранением реактора на период до 100 лет www.rosatom.ru 9
  10. 10. Основания для разработки новой концепцииконцепции 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. 11. Объекты ядерного наследия на площадкахРосатомаВсе 13 ПУГР находятся на площадках реакторных заводов трехпромышленных предприятий ядерно-оружейного комплексаМинсредмаша / Росатома.Длительный период выполнения оборонных программ привел ксозданию на территории этих предприятий многочисленныхобъектов хранения и захоронения РАО:Хранилища ЖРО В-9, В-17, ТКВ – на ПО «Маяк»Хранилища ЖРО Б-1, Б-2, Б-25 – на СХКЕмкости-хранилища пульп, бассейны-хранилища ЖРО (365,366, 354а) – на ГХКПри нынешнем уровне развития технологий полнаяреабилитация этих территорий невозможна. www.rosatom.ru 11
  12. 12. Потенциальные рискиОпасность, возникающая при ВЭ объектов атомной отрасли:-Радиационная-Ядерная-Экологическая-Социально – экономическая. www.rosatom.ru 12
  13. 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 реакторwww.rosatom.ru 13
  14. 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 реакторовСоздана системанаблюдательных скважиндля контроля за миграциейрадионуклидов из хранилищРАО 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. 15. Разработка технологий изоляции ТРО в долговременных хранилищахКонцепция:Использование непроектных итраншейных хранилищ низкоактивныхРАО.Хранилища средне- и высокоактивныхРАО – захораниваются на месте.Цель ведущихся НИОКР позахоронению – отработка технологиисоздания дополнительных защитныхбарьеров из глинистых пород путемзаполнения свободного пространствамежду фрагментами ТРО, оценкаэффективности барьеров.Материал барьера – глинистыепороды из месторождений Челябинскойобласти.www.rosatom.ru 15
  16. 16. Создание комплекса плазменной переработки РАОЦель – термическая переработка сгораемых инесгораемых РАО, образующихся при ликвидациинепроектных и траншейных хранилищ РАО, а такжев процессе вывода из эксплуатации ПУГР.Источник финансирования – ФЦП «ОЯРБ 2008-2015гг.», стоимость комплекса согласноразработанному проекту – 730 млн.руб. в ценах 2009года.Срок проведения государственной экспертизыпроекта – 2010 год.Производительность – до 1000 т/год, результат навыходе - шлаковый компаунд с высокоймеханической прочностью и химическойстойкостью, пригодный для окончательногозахоронения. 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. 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. 18. Целевое состояние ПУГР как объектахранения и окончательной изоляции РАО www.rosatom.ru 18
  19. 19. Выбор материала дополнительного барьерабезопасности 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. 20. Выбор материала дополнительного барьерабезопасности 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
  21. 21. Распределение радионуклеидов по глубинеперекрытого хранилища ЖРО www.rosatom.ru 21
  22. 22. Результаты прогнозных расчетов миграции 14С www.rosatom.ru 22
  23. 23. Принятые решенияwww.rosatom.ru 23
  24. 24. Результаты проектаВывод 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. 25. Результаты проекта• Анализ эффективности предлагаемой многобарьерной системызащиты показал возможность надежной локализации радионуклидовв шахте реактора.• Несущая способность металлоконструкций обеспечивается на срок до300 лет, к этому времени активность кладки будет определяться восновном изотопами углерода-14 и хлора-36.• Математическое моделирование миграции радионуклидов изхранилища на длительный период после создания изолирующегобарьера 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 просыпяхаварийных ячеек.• Возможность возгорания графитовых кладок реакторов за счѐтвыделения запасенной энергии исключается.Система многобарьерной изоляции ПУГР на месте обеспечиваетнадежность и безопасность www.rosatom.ru 25
  26. 26. Схема обращения с продуктами деятельностиатомной промышленности, оборудованием и площадкой www.rosatom.ru 26
  27. 27. Наша командаwww.rosatom.ru 27

×