Способ формирования радиационно-защитной блок-упаковки для установки на береговое хранение

Способ формирования радиационно-защитной блок-упаковки для установки на береговое хранение

Иллюстрации

Показать все

Реферат

Изобретение относится к ядерной технике и технологии, в частности к комплексной утилизации, консервации, временному и длительному хранению радиационно-опасных реакторных отсеков (РО) крупногабаритных плавучих и других объектов, например крупнотоннажных надводных кораблей (НК), грузовых транспортных судов, ледоколов и плавучих электростанций с ядерными энергетическими установками (ЯЭУ).

Известен способ вывода из эксплуатации атомных подводных лодок (АПЛ) с последующей консервацией и утилизацией их радиационно-опасных реакторных отсеков, по которому после выгрузки из реактора отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) осуществляют следующие основные технологические операции:

- постановку АПЛ на стапель-палубу;

- демонтаж, выгрузку оборудования и механизмов;

- вырезку реакторного отсека (РО) в составе трехотсечного блока, иначе вырезку РО с двумя смежными с ним отсеками, придающими вырезанному РО плавучесть;

- кондиционирование радиоактивных отходов с укладкой бетонных твердеющих смесей внутри РО;

- буксировку на временное хранение РО на плаву в течение до 10...15 лет с целью активного контроля за состоянием твердых радиоактивных отходов (ТРО) в помещениях РО и снижением общей радиоактивности объекта;

- последующую буксировку трехотсечного РО АПЛ и установку на хранение на площадке берегового длительного хранения (ПДХ) посредством ее инфраструктуры, состоящей из судоподъемного комплекса, включающего транспортно-передаточный док, а также комплекса судовозного и стапельного оборудования, последовательно транспортирующего РО АПЛ на ПДХ на позиции отсоединения (отрезки) смежных отсеков и окончательного формирования РО в блок-упаковку и установку ее с помощью трансбордера на ПДХ (Сборник материалов международного семинара контактной экспертной группы МАГАТЭ (26-27 марта 2003 г.) "Проблемы утилизации многоцелевых АПЛ в Северо-западном регионе России" (изд. ФГУП НИПТБ "Онега" г.Северодвинск; Бюллетень "Вопросы утилизации АПЛ" №2, 2004 г., изд. ЗАО "Издательство Атомэнергоиздат" Москва, с.13).

Недостатками известного способа являются его ограниченное применение и небезопасность.

Наиболее близким аналогом к заявленному изобретению является способ вывода из эксплуатации, утилизации, временного хранения и захоронения объектов с радиационно-опасными РО по патенту РФ №2133062, опубл. 10.07.1999.

Этот способ включает выгрузку ОЯТ, комплексное инженерное обследование (КИО) оборудования, механизмов, конструкций и помещений РО, проверку уровня излучения, после чего производят демонтаж оборудования. Затем производят укладку твердеющих смесей в реакторный отсек, вырезку РО в поперечном направлении АПЛ вместе с двумя смежными с ним отсеками с целью придания вырезанной части плавучести и, в случае необходимости, для временного хранения РО на плаву. После этого в доке отделяют смежные отсеки и с помощью транспортно-кранового судна передают РО на береговое хранение, например на организованную определенным образом площадку берегового хранения.

Однако указанный способ утилизации, при котором вырезают РО АПЛ вместе со смежными отсеками для последующей установки его на ПДХ, сооруженной для хранения радиационно-опасных РО утилизируемых АПЛ и имеющей соответствующие габариты, не пригоден для утилизируемых РО крупнотоннажных НК, во-первых, из-за различий в конструкции РО. Кроме того, масса и размеры РО НК в несколько раз больше, чем у АПЛ (см. Регистр РФ (СССР) "Правила классификации и постройки атомных судов", 1982 г., Ленинград, стр.13). Поэтому инфраструктура ПДХ, предназначенной для хранения РО АПЛ, из-за ее ограниченности по грузоподъемности и размерам не сможет принять РО НК и судов с ЯЭУ, утилизированных по технологии указанного способа утилизации (например, из-за ограниченности ширины стапель-палубы транспортно-передаточного дока ПДХ, расстояния между судовозными путями стапельных мест позиции постановки РО на ПДХ и т.д.). Кроме того, у вырезанных по этим способам РО НК центр тяжести будет располагаться очень высоко, что создаст опасность его опрокидывания при транспортировке.

В то же время строительство новой специализированной ПДХ с инфраструктурой, предназначенной только для РО надводных кораблей и судов, потребует больших капитальных затрат, что экономически нецелесообразно и создаст дополнительную угрозу экологической и радиационной безопасности для региона размещения такой ПДХ.

Задачей настоящего изобретения является получение способа формования радиационно-защитной блок-упаковки, содержащей радиационно-опасную часть РО утилизируемых крупнотоннажных НК и судов, масса и габариты которой будут соответствовать имеющимся ПДХ для РО АПЛ без изменения их инфраструктуры, и одновременно с сохранением допустимо безопасного уровня наружного радиоактивного излучения такой блок-упаковки.

Технический результат, получаемый при реализации предлагаемого способа, заключается в унификации имеющегося арсенала технических средств для утилизации РО, а также в повышении остойчивости вырезанного из РО блока с паропроизводящей установкой за счет снижения высоты его центра тяжести.

Получение указанного технического результата обеспечивается за счет того, что в способе формирования радиационно-защитной блок-упаковки для установки на береговое хранение производят комплексное инженерное обследование реакторного отсека крупногабаритного плавучего объекта. Производят выемку отработавших тепловыделяющих сборок, демонтаж оборудования из реакторного отсека с последующим размещением его в зонах аппаратного помещения, производят укладку твердеющей смеси внутри помещений защитной оболочки. Вводят объект в ремонтный док, где из реакторного отсека вырезают атомную паропроизводящую установку, придают ей плавучесть и транспортируют к месту хранения. Установку вырезают вертикально по периметру защитной оболочки поверх ее биологической защиты. Затем двумя горизонтальными резами отрезают верхнюю часть оболочки. При этом расстояние между резами не должно затрагивать выступающие верхние части биологической защиты паропроизводящей установки. Удаляют вырезанную среднюю часть, приваривают верхнюю часть оболочки к нижней. После чего монтируют временный плавучий блок путем установки и приваривания с четырех сторон защитной оболочки водонепроницаемых переборок, к приваренным на частях прилегающих конструкций, оставшихся после выполнения продольных резов, водонепроницаемым переборкам присоединяют заподлицо с приваренными на прилегающих к биологической защите защитной оболочки частях, оставшихся после выполнения вертикально-поперечных резов, водонепроницаемыми переборками средства плавучести - понтоны. При этом центр тяжести установки должен располагаться на одинаковом расстоянии от противоположных переборок. Проводят проверку на герметичность, наносят антикоррозионное покрытие. Смонтированный плавучий блок выводят из ремонтного дока и после временного хранения на плаву вводят в транспортно-передаточный док, на котором его буксируют к месту хранения. Перегружают на берег, отсоединяют понтоны, наносят на наружную поверхность оставшегося блока радиационно-защитный слой торкретбетона толщиной 20-30 мм и устанавливают сформированную радиационно-защитную блок-упаковку на береговое хранение.

Для обоснования перспективности предлагаемого решения был проведен сопоставительный анализ массогабаритных характеристик утилизируемых в настоящее время АПЛ 1, 2, 3 поколений и подлежащих утилизации НК. В результате проведенного анализа было установлено:

- для РО АПЛ максимальная ширина (диаметр) цилиндрического прочного корпуса, т.е. ширина "В" составляет 13 м (что соответствует величине ширины стапель-палубы транспортно-передаточного дока с увеличением на бортовые проходы) при максимальной массе РО АПЛ не более 2000 т;

- для РО НК характерно, что максимальная ширина "В" достигает 42...45 м при его максимальной длине l, равной 26...32 м, и при массе РО НК не более 4000 т, но при этом максимальная ширина защитной оболочки "b" составляет всего лишь ≈20 м при проектных конструктивных соотношениях ширины и длины ЗО, равных b/l₁≈1,6...2, следовательно, длина ЗО "l₁" не превышает 10...13 м (см. фиг.4 и фиг.5).

Таким образом, из указанных соотношений можно сделать заключение, что сформированная по предлагаемому способу блок-упаковка будет соизмерима с утилизируемым РО АПЛ и допускает использование инфраструктуры ПДХ для АПЛ.

Уменьшение высоты ЗО за счет вырезки большей части помещения аппаратной обеспечит уменьшение высоты всей блок-упаковки и приблизит высоту ЗО к размерам ее ширины и длины, что в свою очередь повысит остойчивость и плавучесть при буксировке и хранении на плаву, а также повысит безопасность от опрокидывания при постановке блок-упаковки на ПДХ (высота ЗО до ее уменьшения достигает от днища НК до верхних люков 35...45 м и более).

Установка с четырех сторон вырезанной ЗО водонепроницаемых перегородок и присоединение с двух сторон понтонов обеспечит плавучесть такого блока, а расположение при этом центра тяжести АППУ на одинаковом расстоянии до противоположных переборок обеспечит достаточную остойчивость от опрокидывания при его транспортировке и хранении на плаву.

Обеспечение габаритного расстояния между длинными переборками меньше ширины транспортно-передаточного дока дает возможность использования инфраструктуры уже имеющихся ПДХ.

Нанесение на наружную поверхность блока после отделения от него понтонов методом торкретирования радиационно-защитного слоя торкретбетона толщиной 20...30 мм, обладающего высокой морозостойкостью и хорошей защитой от коррозии, обеспечивает создание дополнительного иммобилизационного барьера к основному, созданному заполнением бетона внутри помещения ЗО, и, кроме того, оно имеет весьма существенное значение как коррозионностойкое герметичное покрытие наружных поверхностей ЗО от воздействия климатических факторов внешней среды (атмосферных осадков, перепада температур окружающей среды и т.д.). Все это в целом создает более надежную изоляцию радиоактивных отходов (РАО) в сформированной блок-упаковке РО ПК.

Сущность изобретения поясняется следующими чертежами:

Фиг.1 - схема вырезки защитной оболочки из РО НК, установленного в доке;

Фиг.2 - схема отделения и вывода из дока бортовых корпусных конструкций РО, носовой и кормовой оконечностей ПК;

Фиг.3 - схема присоединения понтонов к приваренным коротким переборкам в доке;

Фиг.4 - разрез А-А;

Фиг.5 - разрез Б-Б;

Фиг.6 - разрез В-В (уменьшение высоты аппаратного помещения ЗО);

Фиг.7 - разрез Г-Г (уменьшение высоты аппаратного помещения ЗО);

Фиг.8 - выносной узел Д с установленной дополнительной переборкой;

Фиг.9 - выносной узел Е (разрез дополнительной переборки сформированной блок-упаковки с нанесенным торкретбетоном);

Фиг.10 - схема последовательности транспортировки временного плавучего блока на временное хранение и передачи на береговое хранение в ПДХ.

Подлежащий утилизации крупнотоннажный НК после выгрузки ОТВС и срезки надстроечных конструкций заводится в плавучий ремонтный док 1, являющийся уникальным крупногабаритным сооружением, созданным в единичных экземплярах для целей ремонта и утилизации крупнотоннажных атомных кораблей в Северо-западном и Тихоокеанском регионах, и устанавливается на его кильблоки (Фиг.1). Проводится комплексное инженерное и радиационное обследование помещений, оборудования и механизмов реакторного отсека 2.

По результатам радиационного обследования проводится оценка возможности выхода и распространения радиоактивности при длительном хранении через конструкцию ЗО 3 с биологической защитой 4 (Фиг.8), определяются конструктивные размеры иммобилизационных барьеров.

Многолетний опыт эксплуатации и наблюдений за радиационной обстановкой в РО НК показывает, что его помещения и оборудование, расположенные вне ЗО, особенно находящиеся у бортовых конструкций 5 (Фиг.2) и прочных поперечных переборок 6 (Фиг.1), а также имеющие вспомогательное назначение для работы реакторных установок, во многих случаях не являются радиоактивными и лишь в отдельных случаях их мощности дозы γ-излучения незначительно выходят за пределы фоновых значений, а по уровням радиоактивного загрязнения относятся к категориям, в основном, низкоактивным и редко к среднеактивным отходам ТРО.

Уровни радиоактивности в аппаратном помещении 7 ЗО (Фиг.4), имеющем большой объем свободного пространства из условий особенностей выгрузки ОЯТ, обслуживания, ремонта реакторной установки и т.д., во много раз ниже радиоактивности, чем в реакторном помещении 8 (Фиг.4), т.к. эти помещения разделены между собой биологической защитой.

Выполняют дезактивацию (в том числе легко съемную пленочную дезактивацию с целью фиксации, изоляции и локализации радиоактивных загрязнений), помещений и оборудования РО, далее осуществляют демонтаж оборудования, элементов конструкций, механизмов, трубопроводов. При этом определенные виды оборудования, выгружаемые из помещений бортовых конструкций 5 вне ЗО, относящиеся большей частью к низкоактивным ТРО, размещают компактно и закрепляют в свободных зонах нижней части аппаратного помещения 7 (с учетом центровки и массы формируемого в дальнейшем плавучего блок-модуля). После этого производят укладку внутри помещений ЗО бетонной твердеющей смеси в нужном количестве для создания иммобилизационного барьера достаточной мощности в соответствии с принятым технологическим процессом.

В соответствии с конструкцией и технической документацией проекта корабля определяют оптимальные линии выреза ЗО.

Вначале выполняют вертикально поперечные резы 9 за пределами биологической защиты ЗО по прилегающим к ней конструкциям, включая борта, палубу и днище РО НК, на оставшиеся части которых в дальнейшем установят и приварят водонепроницаемые переборки 10 с обеспечением между длинными переборками габаритного размера "l₁" (Фиг.5), позволяющего выполнять ввод и установку формируемого в дальнейшем временного плавучего блока 11 на стапель-палубу транспортно-передаточного дока 12 и площадку длительного хранения для РО АПЛ 13 (Фиг.10). При этом резы 9 выполняют таким образом, чтобы центр тяжести формируемого блока располагался максимально близко к середине размера "l₁", что даст возможность осуществлять его буксировку без крена и с надлежащей остойчивостью (при одинаковом водоизмещении и размерах присоединяемых к блоку понтонов 14).

Далее производят вывод из дока носовой 15 и кормовой 16 (Фиг.2) оконечностей НК для дальнейшей их разделки и утилизации. Затем аналогично выполняют продольные резы 17 по прилегающим конструкциям, на оставшиеся части которых в дальнейшем установят и приварят водонепроницаемые переборки 18 с обеспечением между переборками размера "b", при котором центр тяжести в дальнейшем формируемого блока будет находиться максимально близко к середине размера "b", что даст возможность осуществить его буксировку без дифферента и с надлежащей остойчивостью. После этого из дока выводят на разделку и утилизацию отрезанные от ЗО бортовые конструкции 5 (см. Фиг.2 и 4).

Затем выполняют два горизонтально-параллельных реза 19 по периметру ЗО в зоне ее свободного внутреннего пространства аппаратного помещения, оставшегося после укладки бетонной твердеющей смеси внутри ЗО. При этом расстояние между резами должно быть максимально возможным, но не затрагивающим выступающие верхние части биологической защиты АППУ.

После этого, предварительно застропив краном верхнюю часть 20 защитной оболочки и удалив среднюю часть 21, например, путем разрезки ее на отдельные фрагменты и при необходимости погрузив их в виде ТРО в нижнюю часть аппаратного помещения ЗО 7, пристыковывают и сваривают между собой верхнюю и нижнюю части ЗО 7 (см. Фиг.6, 7, 8).

В завершении работ по формированию временного плавучего блока 11 устанавливают и приваривают между собой по контуру, а также к прилегающим конструкциям ЗО водонепроницаемые переборки 10 (длинные) и 18 (короткие), проводят проверку на герметичность, нанесение антикоррозионного покрытия и присоединяют к коротким переборкам 18 заподлицо с длинными переборками 10 средства плавучести - понтоны 14 (Фиг.3, 8).

Далее, в случае неготовности площадки берегового длительного хранения 13 сформированный временный плавучий блок 11 выводят из дока 1 и буксируют на пункт временного хранения на плаву (ПВХ) 23, сформированный для приема и хранения на плаву трехотсечных РО АПЛ, и швартуют его к причалу рядом с пришвартованными трехотсечными РО АПЛ 24 (см. Фиг.10).

По мере готовности площадки берегового длительного хранения 13, организованной для хранения блок-упаковок РО АПЛ, временный плавучий блок вновь буксируют и вводят в транспортно-передаточный док 12 ПДХ, при этом размер "l₁" блока, образованного из ЗО ПК, позволяет установить его на стапель-палубу дока 12. Далее, известным способом из дока 12 блок 11 с помощью стапельного и судовозного оборудования ПДХ переводится на позицию (стапельную площадку) 25 отсоединения понтонов и наружного бетонирования.

После отсоединения понтонов и срезки наружных выступающих деталей и элементов приступают к торкретированию наружной поверхности оставшейся части блока 11. Сначала на его поверхность укладывают в один слой стальную сетку с прихваткой ее сваркой к поверхности блока, затем по разработанной технологии и рецептуре укладывают на сетку известным методом торкретирования с помощью цемент-пушки слой торкретбетона 26 толщиной "а", равной 20...30 мм.

По окончании полного отверждения (срок отверждения 28 суток) смеси бетона-консерванта, а также проверки его качества радиационно-защитная блок-упаковка 27 реакторного отсека НК будет полностью сформирована.

Далее, по мере подготовленности соответствующего места хранения на позиции (стапельного места) 28 ПДХ с помощью судовозного оборудования и трансбордера 29 блок-упаковку 27 транспортируют на соответствующее место хранения рядом с переданными на хранение радиационно-защитными упаковками 30 РО АПЛ.

За счет хранения в одном месте блок-упаковок реакторных отсеков от всех типов плавучих объектов будет улучшена экологическая и радиационная обстановка в регионах, выделенных для хранения утилизированных РО. Кроме того, этому будет содействовать также образование единых служб радиационного контроля, служб предотвращения аварийных ситуаций, мониторинга окружающей среды, создания иммобилизационных барьеров и т.д.

Способ формирования радиационно-защитной блок-упаковки для установки на береговое хранение, в котором производят комплексное инженерное обследование реакторного отсека крупногабаритного плавучего объекта, производят выемку отработавших тепловыделяющих сборок, демонтаж оборудования из реакторного отсека с последующим размещением его в зонах аппаратного помещения, производят укладку твердеющей смеси внутри помещений защитной оболочки, вводят объект в ремонтный док, где из реакторного отсека вырезают атомную паропроизводящую установку, придают ей плавучесть и транспортируют к месту хранения, отличающийся тем, что установку вырезают вертикально по периметру защитной оболочки поверх ее биологической защиты, затем двумя горизонтальными резами отрезают верхнюю часть оболочки, при этом расстояние между резами не должно затрагивать выступающие верхние части биологической защиты паропроизводящей установки, удаляют вырезанную среднюю часть, приваривают верхнюю часть оболочки к нижней, после чего монтируют временный плавучий блок путем установки и приваривания с четырех сторон защитной оболочки водонепроницаемых переборок, к приваренным на частях прилегающих конструкций, оставшихся после выполнения продольных резов, водонепроницаемым переборкам присоединяют заподлицо с приваренными на прилегающих к биологической защите защитной оболочки частях, оставшихся после выполнения вертикально поперечных резов, водонепроницаемыми переборками средства плавучести - понтоны, при этом центр тяжести установки должен располагаться на одинаковом расстоянии от противоположных переборок, проводят проверку на герметичность, наносят антикоррозионное покрытие, смонтированный плавучий блок выводят из ремонтного дока и после временного хранения на плаву вводят в транспортно-передаточный док, на котором его буксируют к месту хранения, перегружают на берег, отсоединяют понтоны, наносят на наружную поверхность оставшегося блока радиационно-защитный слой торкретбетона толщиной 20-30 мм и устанавливают сформированную радиационно-защитную блок-упаковку на береговое хранение.