ТеМП 2012. Проект команды Маяк
TRANSCRIPT
Обзор и сравнительный анализ стратегий
вывода из эксплуатации уран-графитовых
ядерных реакторов.
www.rosatom.ru
Цели и задачи проектаЦели и задачи проекта
2
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
Актуальность проектаАктуальность проекта
3
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
Плитный настил
Технологические каналы и каналы СУЗ
Верхняя несущая металлоконструкция
Графитовая кладка
Металлический кожух
Боковая несущая металлоконструкция
Нижняя несущая металлоконструкция
www.rosatom.ru 4
Типовая конструкция ПУГР
www.rosatom.ru
Актуальность проектаАктуальность проекта
5
Реактор Разработчик Контур теплоносителя
Эксплуатирующая организация
Год ввода в эксплуатацию
Год останова
Срок эксплуатации
АНИКИЭТ проточный
ПО "Маяк", г. Озерск
1948 1987 39
АИ 1951 1987 36
АВ-1
ОКБМпроточный
1950 1989 39
АВ-2 1951 1990 39
АВ-3 1952 1991 39
АДГХК,
г. Железногорск
1958 1992 34
АДЭ-1 1961 1992 31
АДЭ-2 замкнутый 1964 - 44*
И-1НИКИЭТ
проточный
СХК,г. Северск
1955 1989 34
ЭИ-2 замкнутый 1958 1990 32
АДЭ-3
ОКБМ замкнутый
1961 1992 31
АДЭ-4 1964 2008 44
АДЭ-5 1965 2008 43
www.rosatom.ru 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 пообоснованию и реализации этого варианта вывода изэксплуатации в качестве базового для всех ПУГР, oЭффективное использование средств ФЦП ЯРБ2015
www.rosatom.ru 7
Финансирование ВЭ
Мероприятие ФЦП «Обеспечение ЯРБ на 2008-2015 гг.»
Объемфинансирования всего,млн.рублей
в т.ч.
НИОКР/ прочие/Капитальные
вложения
ВЭПУГРПО«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/ 614,7
Всего: 4 795,6 227,6/ 3 638,7/ 929,3
www.rosatom.ru 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 ПУГРРезультаты 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
Базовые варианты ВЭ объектовиспользования атомной энергии Базовые варианты ВЭ объектовиспользования атомной энергии
9
Согласно 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 10
Основания для разработки новой концепции концепции
Результаты исследований радиационных характеристикграфитовых кладок реакторовОценки остаточного ресурса несущих конструкцийреакторов и существующих инженерных барьеровОценки пожаробезопасности графитовых кладок ПУГРРезультаты НИОКР, обосновывающие ядерную ирадиационную безопасность за счет созданиямногобарьерной системы изоляции ПУГРРадиационно-экологическое состояние промплощадокПО «Маяк», СХК, ГХК – наличие «особых» РАО
www.rosatom.ru 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 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 ГХК
При нынешнем уровне развития технологий полнаяреабилитация этих территорий невозможна.
www.rosatom.ru
Потенциальные рискиПотенциальные риски
12
Опасность, возникающая при ВЭ объектов атомной отрасли:
-Радиационная
-Ядерная
-Экологическая
-Социально – экономическая.
www.rosatom.ru 13
Концепция вывода из эксплуатации ПУГРпо варианту радиационно-безопасного захоронения на месте
Концепция вывода из эксплуатации ПУГРпо варианту радиационно-безопасного захоронения на месте
действующий реактор
захороненный реактор
Внутри шахты реактора: выполняются демонтажные работы и работы по созданию и укреплению защитных барьеров, надежно изолирующих реактор от окружающей среды.
Вне шахты реактора:
демонтируется оборудование и надземные элементы строительных конструкций, помещения подземной части зданий реакторов заполняются глиносодержащими барьерными материалами, создаётся внешний барьер безопасности на основе гелеобразующих алюмо-силикатных полимеров.
www.rosatom.ru
Выполненные работы по выводу из эксплуатации реакторов И-1, ЭИ-2 и АДЭ-3 «южной» площадки
Выполненные работы по выводу из эксплуатации реакторов И-1, ЭИ-2 и АДЭ-3 «южной» площадки
14
Из активной зоны удалено ОЯТ
Проведено КИРО оборудования и площадки размещения ЯРОО
Демонтаж оборудования и герметизация шахт реакторов
Разработана необходимая проектная и техническая документация
Введено в эксплуатациюхранилище низкоактивных ТРО
Создана система наблюдательных скважиндля контроля за миграцией радионуклидов из хранилищРАО
Созданы дополнительныебарьеры безопасности реакторной установки
Получены лицензии Ростехнадзорана право ВЭ ПУГР СХК
www.rosatom.ru
Разработка технологий изоляции ТРО в долговременных хранилищах
Разработка технологий изоляции ТРО в долговременных хранилищах
15
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
Создание комплекса плазменной переработки РАО
Создание комплекса плазменной переработки РАО
16
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
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.
www.rosatom.ru
Создание установки для дезактивации металлических РАО
Создание установки для дезактивации металлических РАО
17
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 18
Целевое состояние ПУГР как объектахранения и окончательной изоляции РАОЦелевое состояние ПУГР как объектахранения и окончательной изоляции РАО
www.rosatom.ru 19
Выбор материала дополнительного барьерабезопасности в пределах шахты реактораВыбор материала дополнительного барьерабезопасности в пределах шахты реактора
Основные требования к материалу барьера
Материал
Глины, породы сповышенным
содержанием глины
Характеристика
Высокая сорбционная способность
. Коэффициентраспределения,
102-104см3/г
Низкая водопроницаемость . Коэффициент фильтрации, 104-106 м/сут
Стабильность свойств . Неограниченный физический срок жизни
Высокая пластичность . Самозалечивание трещин, «заиливание»
Совместимость с геологической средой
. Из месторождений вблизи размещения ПУГР
Доступность . Запасы практически неограниченны
www.rosatom.ru 20
Выбор материала дополнительного барьерабезопасности за пределами шахты реактораВыбор материала дополнительного барьерабезопасности за пределами шахты реактора
Основные требования к материалу барьера
Материал
Полимерныематериалы наоснове Si-Al
Характеристика
Высокая сорбционная способность по отношению к различным радионуклидам
(селективно) Коэффициент распределения 10-30 см3/г
Низкая водопроницаемость .Коэффициент фильтрации 107-109
м/сут
Стабильность свойств на протяжении сотен тысяч лет
.полимер термодинамически
стабилен
Высокая пластичность .Сохраняет структуру в условиях
пластового давления
Совместимость с геологической средой
. Si и Al – основные элементы породообразующих минералов
Доступность .промышленное производство
исходных реагентов
www.rosatom.ru 21
Распределение радионуклеидов по глубине перекрытого хранилища ЖРОРаспределение радионуклеидов по глубине перекрытого хранилища ЖРО
www.rosatom.ru 22
Результаты прогнозных расчетов миграции 14СРезультаты прогнозных расчетов миграции 14С
www.rosatom.ru
Результаты проектаРезультаты проекта
24
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
Результаты проекта Результаты проекта
25
• 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 счётвыделения запасенной энергии исключается.Система многобарьерной изоляции ПУГР на месте обеспечиваетнадежность и безопасность
www.rosatom.ru
Схема обращения с продуктами деятельностиатомной промышленности, оборудованием и площадкойСхема обращения с продуктами деятельностиатомной промышленности, оборудованием и площадкой
26
