№ 4
ИЗВЕСТИЯ АКАДЕМИИ НАУК ЭНЕРГЕТИКА
2014
УДК 621.039.58
ОСОБЕННОСТИ РАСЧЕТА ВЫХОДА РАДИОАКТИВНОСТИ ИЗ ЗАТОПЛЕННОГО АТОМНОГО ОБЪЕКТА СО СЛОЖНОЙ СИСТЕМОЙ ЗАЩИТНЫХ БАРЬЕРОВ
© 2014 г. БИЛАШЕНКО В.П., СОТНИКОВ В.А.
Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук
(ИБРАЭ РАН), Москва E-mail: bilvp@ibrae.ac.ru
Проблема реабилитации Арктики от затопленных ядерно-опасных объектов (ЗЯРОО) сохраняет высокую актуальность. Опасность представляют объекты с отработавшим ядерным топливом, а также реакторные конструкции с высоким уровнем наведенной активности, затопленные в 1961 — 1993 гг. в морях Северного Ледовитого океана. При выполнении исследований по классификации и типизации этих объектов по степени опасности определяющим является оценка времени их разгерметизации и выхода в среду продуктов деления топлива и продуктов коррозии активированных элементов конструкций. Разработана методика оценки времени разгерметизации с учетом физико-химических свойств морской воды на глубине затопления, материалов, применяемых при консервации, и последовательности защитных барьеров. Ввиду конструкционной сложности объектов — эшелонированной защиты и "индивидуальности" подготовки перед затоплением — применение расчетной методики становится многофакторной задачей с вероятностным подходом к решению, отчего возрастает роль экспертных оценок. В первую очередь, это касается определения вероятных путей поступления морской воды в ЗЯРОО. В данной статье на примере нескольких объектов представлен расчет времени их полного разрушения в соответствии с разработанной методикой, а также обоснование необходимости использования качественного подхода, базирующегося на учете мнений ведущих экспертов.
Ключевые слова: затопленные ядерно-опасные объекты (ЗЯРОО), радиационная опасность, реабилитация, защитные барьеры, методика расчета, экспертные оценки.
PECULIARITIES OF CALCULATING RADIOACTIVITY RELEASE FROM DUMPED NUCLEAR STRUCTURES WITH SOPHISTICATED SHIELDING BARRIERS
Bilashenko V.P., Sotnikov У.А.
FGBUN Nuclear Safety Institute of the Russian Academy of Sciences, Moscow E-mail: bilvp@ibrae.ac.ru
The problem of environmental remediation of the Arctic region from dumped Nuclear-and Radiation-Hazardous Structures (NRHS) still remains a topical issue. The objects with spent nuclear fuel and also reactor's constructions with high level of induced activity that was dumped at seas of the Arctic Ocean in 1961—1993 constitute a danger. Estimating the time of depressurization of these objects and releasing of fuel fission products and activated structural elements to the marine environment are essential during investigation on classification and characterization of it by degree of danger. Method of estimating the time of de-pressurization based on physicochemical properties of sea water at the depth of dumping
materials used for conservation and taking into account the sequence of shielding barriers was developed. Due to structural complexity of the objects, i.e. a sequence of shielding barriers and individual specificity of pre-dumping operations, the application of calculation method becomes a multifactor task with a probabilistic approach to its solution; consequently, the role of expert evaluations increases. First and foremost, this concerns identification of most probable paths of seawater penetration into NRHS. The method of calculation the time of total degradation several objects based on developed methodology and also demonstrating the need of using qualitative approach based on the opinion of leading experts are presented in this paper.
Key words: dumped structures, shielding barriers, expert evaluations, estimation procedure.
В работе [2] приведена методика оценки коррозионной деградации защитных барьеров: обобщены данные о скоростях разрушения различных материалов, рассмотрены некоторые типы коррозионного разрушения, приведена зависимость скорости протекания процесса от физико-химических свойств воды, таких как среднегодовая температура, концентрация растворенного кислорода и пр. Следует отметить, что при проведении расчетов для конкретного затопленного объекта необходимо учитывать его защитные барьеры не отдельно, но как связанную систему, так как разрушение некоторого внешнего барьера ведет к ускорению разрушения последующих из-за появления или возрастания массообмена.
Обоснование и расчет
Рассмотрим герметизированный реакторный отсек атомной подводной лодки (РО АПЛ, рис. 1), затопленной у Архипелага Новая Земля в заливе Абросимова на глубине 20 м. Всего затоплено четыре таких объекта: два РО АПЛ заказа № 285 и 901 содержат ОЯТ, два — заказы 254 и 260 затоплены без ОЯТ.
Пользуясь данными [3, 4] о выполненных работах по консервации перед затоплением, можно составить схему возможных путей поступления воды внутрь реакторов (рис. 2), но невозможно заведомо определить наиболее вероятный. Для его выбора из всех заданным пользователем можно применить алгоритм Дейкстра [5], суть которого в нахождении минимального остова направленного графа. Минимальный остов в данной задаче — такой набор путей, по которым вода быстрее всего достигнет каждого из барьеров. То есть это граф, описанный ранее в обобщенной схеме, но из которого исключены пути, по которым доступ воды маловероятен. В узлах графа находятся защитные барьеры, а ребрами являются времена их полного разрушения. Начальная точка направленного графа 0 описывает открытое море (океан).
Выстроенный в соответствии с разработанной методикой коррозионного разрушения для затопленнного ядерного и радиационно-опасного объекта направленный граф, иллюстрирующий полное время растворения объекта, и наиболее вероятный путь поступления воды к топливу, приведен на рис. 3. Исходя из заложенных предположений о скоростях коррозии различных сталей и размывания консерванта на основе фурфурола за 100 лет [6], можно сделать вывод, что контакт морской воды с корпусом
Рис. 1. Герметизированный реакторный отсек атомной подводной лодки: 1 — були плавучести; 2 — реакторный отсек; 3 — легкий корпус
Рис. 2. Обобщенная схема поступления морской воды и коррозионного разрушения защитных барьеров законсервированных и затопленных реакторных отсеков у Архипелага Новая Земля в заливе Абросимова на глубине 20 м
1. Буль 2. Внутренняя
переборка
46 лет (46)
122 года (122)
9. Легкий 10. Прочный
корпус корпус
3. Корпус реактора
1553 года (1612) 4. Крышка реактора
8. Фланцы
281 год (340)
11. Патрубки
6168 лет (6227)
Фурфурол
5. Плакировка корпуса
1753 года (2014) 6. Плакировка крышки
1753 года (2014) 7. ВРК
1270 лет (1531)
Топливо
100 лет
52 года (52) 295 лет (315) 708 лет (767) 100 лет
Рис. 3. Наиболее вероятная схема, вычисленная при помощи алгоритма Дейкстра, разрушения реакторных отсеков у Архипелага Новая Земля в заливе Абросимова на глубине 20 м (ребра графа — время разрушения барьера, цифра в скобках — время полного разрушения барьера от момента затопления)
реактора произойдет вследствие разрушения буля плавучести и внутренней переборки, что случится примерно через 120 лет после затопления объекта. На рис. 3 указаны времена полного разрушения защитных барьеров, а нарушение герметичности объекта произойдет раньше с появлением сквозных язвенных отверстий на поверхности внутренней переборки. Учитывая питтинговое коррозионное разрушение, разгерметизация реакторного отсека атомной подводной лодки произойдет примерно через (59 ± 17) лет. С этого момента начнется поступление радионуклидов в открытое море. Нарушение герметичности вследствие разрушения легкого и прочного корпусов из углеродистой стали АК-27, толщинами 5 и 27 мм, маловероятно, так как оно произошло бы через ~300 лет, следовательно, прочный корпус начнет подвергаться коррозионному воздействию с внутренней поверхности с момента поступления воды через переборку.
Рис. 4. Консервация реакторного отсека АПЛ, заказ № 601 проекта 645 [4]: 1 — прочный корпус АПЛ; 2 — парогенератор; 3 — клапан и сильфонный компенсатор; 4 — бокс бака насосов; 5 — реактор; 6 — бак СВЗ; 7 — сплав; 8 — фурфурол с азотно-кислым кадмием; 9 — битум с ортоборной кислотой; 10 — битум; 11 — насосы; 12 — теплоизоляция; 13 — трубопроводы
Интересно определение времени, когда вода попадет в реактор и подойдет к отработанному ядерному топливу. Быстрыми путями поступления морской воды можно считать процессы, обусловленные коррозией 20 мм фланцев из углеродистой стали, которыми заглушены импульсные трубки первого контура из нержавеющей стали 08Х18Н10Т толщиной 2 мм, трубопровода системы подпитки первого контура и гильзы штока КР толщиной 5 мм и трубопровода первого контура толщиной 10 мм. При попадании воды внутрь в первую очередь вымывается фурфурол (100—500 лет) [4, 6, 7], после чего коррозии подвергаются внутриреакторные конструкции (ВРК), включающие в себя компенсирующую решетку, выемные и невыемные экраны из нержавеющей стали.
Разработанная методика и программа для оценки начала выхода радионуклидов в море с учетом индивидуальности и последовательности защитных барьеров объекта дает некоторые количественные меры "опасности" этих объектов. Однако расчетное время нарушения герметичности, например, заказа № 601 (АПЛ "К-27") оказывается значительным, что обусловлено технологиями консервации.
По данным [4] перед затоплением АПЛ заказа № 601 проекта 645 оборудование ее ядерной энергетической установки (ЯЭУ) с жидко-металлическим теплоносителем (ЖМТ) и РО были подвергнуты особой консервации (рис. 4). Теплоноситель находится в "замороженном" состоянии в реакторе левого борта и в другом оборудовании первого контура ЯЭУ левого борта. Из систем ЯЭУ правого борта теплоноситель слит, и только в реакторе уровень РЪ—В1 сплава находится выше активной зоны на 80 см. Свободные объемы реактора и связанного с ним оборудования, в частности, змеевики охлаждения и обогрева корпуса реактора и выемной части, содержащей ОЯТ, паровая рубашка и водяной кожух реактора, конденсаторы расхолаживания, зазоры в чехлах стержней системы управления и защиты (СУЗ) реакторов б
Для дальнейшего прочтения статьи необходимо приобрести полный текст. Статьи высылаются в формате PDF на указанную при оплате почту. Время доставки составляет менее 10 минут. Стоимость одной статьи — 150 рублей.