Бушуев Радиоактивныы реакторныы графит 2015

УДК 621.039.532.2+621.039.51 ББК 31.46 Р 15

Радиоактивный реакторный графит: Монография / А.В. Бушуев,

А.Ф. Кожин, Е.В. Петрова, В.Н. Зубарев, Т.Б. Алеева, Н.А. Гирке. – М.:

НИЯУ МИФИ, 2015. – 148 с.

Графит − один из важнейших реакторных материалов. Его используют в качестве замедлителя и отражателя нейтронов, вводят в состав топливных элементов. Отработавший графит составляет значительную часть твердых радиоактивных отходов атомной промышленности.

Монография основана на многочисленных экспериментальных исследованиях, проведенных сотрудниками НИЯУ МИФИ с графитом ядер-

ных реакторов. Цель исследований − определение содержания радионуклидов, составляющих загрязнение отработавшего графита, в их число входили 3H, 14C, 60Co, продукты деления и актиноиды. Изучены закономерности образования радионуклидов в реакторном графите и особенности их поведения. Полученные данные могут служить основой для планирования мероприятий по утилизации графита при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов.

Предназначено для научных сотрудников, аспирантов, магистрантов, специализирующихся в области разработки, эксплуатации и вывода из эксплуатации водо-графитовых и газографитовых ядерных реакторов и обращения с графитовыми РАО.

Рецензенты: Е.А. Крамер-Агеев, д-р физ.-мат. наук, проф. НИЯУ МИФИ; А.И. Ионов, вед. научный сотрудник ОАО «НИКИЭТ»; А.В. Слободчиков, нач. лаборатории ОАО «НИКИЭТ»; И.А. Стенбок, канд., техн. наук, гл. научный сотрудник ОАО «НИКИЭТ»; М.П. Цевелев, канд. техн. наук, нач. лаборатории ЦЗЛ ФГУП «ПО Маяк»; С.Л. Левунин, канд. техн. наук, нач. лаборатории ЦЗЛ ФГУП «ПО Маяк»

Редактор И.Н. Маркина

Оригинал-макет подготовлен С.В. Тялиной

Подписано в печать 10.12.2015. Формат 60×84 1/16.

Уч.-изд.л. 9.25. Печ.л. 9,25. Тираж 100 экз. Изд. № 009-3. Заказ № 203.

Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ». Типография НИЯУ МИФИ.

115409, Москва, Каширское ш., 31.

2

3

4

5

Предисловие

Изучению свойств реакторного графита были посвящены многие десятки работ. Сотрудники кафедры «Теоретическая и экспериментальная физика ядерных реакторов» НИЯУ МИФИ на протяжении 25 лет проводили исследования радиоактивной загрязненности отработавшего графита ядерных реакторов разного типа. Наиболее значимые из полученных результатов представлены в десяти статьях, пяти докладах на международных конференциях, двух кандидатских диссертациях. Работа осуществлялась в рамках ряда проектов, в том числе трех международных, при сотрудничестве со специалистами российских организаций СХК, ГНЦ РФ – ФЭИ, НИЦ «Курчатовский институт», ИФХ РАН и коллабораторами из FRAMATOM (Франция), PNNL (США), ядерного центра в Юлихе (Германия).

Данная монография представляет собой попытку в сжатой форме обобщить и проанализировать информацию о механизмах загрязнения графита в процессе эксплуатации реакторов, уровнях содержания отдельных радионуклидов в графитовых реакторных компонентах, возможных способах обращения с отработавшим графитом. Основное внимание уделено отработавшему графиту российских реакторов, затрагиваются вопросы универсальности экспериментальных данных, полученных на отдельных реакторах с помощью конкретных методов.

Проблема утилизации отработавшего графита имеет международный характер, ее масштаб характеризуется следующими цифрами: во всем мире накоплено около двухсот тысяч тонн отработавшего в реакторах графита, активность которого измеряется миллионами беккерелей. Приемлемого для всех решения проблемы до сих пор не найдено, но оценки показали, что затраты на длительное хранение и захоронение графита одного промышленного уранграфитового реактора составят несколько миллиардов рублей. Необходимых технологий для подготовки к длительному (сотни лет) хранению не создано, хотя в разных странах ведутся их поиски.

Данная монография может оказаться полезной для инженеров и аспирантов, связанных с решением проблемы выведения из эксплуатации ядерных реакторов и исследующих возможность дальнейшего применения графита в качестве реакторного материала.

6

Введение. ПРИМЕНЕНИЕ ГРАФИТА В ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРАХ

Цепную реакцию деления в реакторах с топливом из естественного урана можно осуществить при условии эффективного (с малыми потерями) замедления рождающихся нейтронов. Углерод – самый тяжелый из широко используемых замедлителей, обладающий довольно низкой замедляющей способностью, но имеющий очень малое сечение поглощения тепловых нейтронов и высокий коэффициент замедления. Графит использовали в качестве замедлителя уже в первых ядерных реакторах.

Первый реактор СР-1 был пущен Э.Ферми в США в 1942 г. В качестве топлива использовались твэлы, изготовленные из прессованных оксидов урана, и металлические слитки. Реактор содержал около 385 т графита и представлял собой сооружение с основанием 9х9 м и высотой 6 м (рис. В.1).

Рис. В.1. Первый реактор СР-1 (США 1942 г.)

7

В 1946 г. в России было освоено производство металлического урана, получены первые партии чистого графита. Первый российский реактор Ф-1 заработал в декабре 1946 г. в ЛИПАН (в настоящее время НЦ «Курчатовский институт»). Он был собран из блоков металлического урана, брикетов из окиси урана и графитовых блоков, и до сих пор сохраняет работоспособность (рис. В.2). Его тепловая колонна является образцовым источником тепловых нейтронов. Погрешность данных о величине плотности потока в ней не

превышает 2 % (2σ). Она используется для калибровки ионизационных камер, предназначенных для измерений плотности потока нейтронов в СУЗ реакторов АЭС [1].

.

Рис. В.2. Кладка реактора Ф-1 и пульт управления

В.1. Промышленные уран-графитовые реакторы

Промышленные уран-графитовые реакторы (ПУГР) принадлежат к первому поколению отечественных уран-графитовых реакторов на тепловых нейтронах с вертикальным расположением технологических каналов. Их топливная загрузка состояла из цилиндрических твэлов (блочков) из металлического природного урана, очехлованных алюминием. Технологические трубы изготавливались из алюминия, теплоносителем служила вода. Первые промышленные реакторы США и России были проточные: вода, пройдя через реактор, сбрасывалась в водоем.

8

Основными элементами кладки промышленных уранграфитовых реакторов являлись графитовые блоки с отверстиями, в которые помещали графитовые втулки и топливные каналы. Графитовая кладка, собранная в виде вертикальных колонн, являлась несменяемой частью уран-графитового реактора. Она должна была обладать работоспособностью на протяжении всего срока эксплуатации реактора, подвергаясь радиационному, температурному, механическому и другим видам воздействия.

Первыми российскими уран-графитовыми реакторами были А, АИ, АВ-1, И-1 и др. Следует отметить, что первоначальный ресурс их работы был превышен в несколько раз. Реактор А планировали использовать 3 года, а проработал он 38,5 года.

В 1958 г. был построен ПУГР с замкнутым контуром охлаждения водой ЭИ-2, который имел двойное назначение: кроме наработки плутония он производил и электроэнергию (мощность 100 тыс. кВт). Он стал прототипом для создания серии реакторов АДЭ-2, АДЭ-3, АДЭ-4, АДЭ-5.

На рис. В.3 показана конструкция реактора АДЭ-3 [2]. Графитовая кладка реактора состоит из 3624 колонн массой около 1920 т. В отверстия после установки графитовых втулок помещали технологические каналы с топливом и каналы СУЗ. Боковую поверхность кладки окружает металлический кожух. На верх графитовой кладки уложен алюминиевый плитный настил с отверстиями для центрирования верхних концов колонн. Кладку сверху закрывает алюминиевая кровля, а снизу – герметизирующая диафрагма. Кожух, кровля и диафрагма образуют герметичный объем, через который прокачивался азот для предохранения графита от окисления.

В работе [3] указаны общие характерные для промышленных реакторов эксплуатационные параметры:

• длительность облучения графита около 30 лет;

• плотность потока тепловых нейтронов – 3·1013 с−1 см−2;

• флюенс тепловых нейтронов – 3·1022 см−2;

• температура графита – 900 K.

В настоящее время все ПУГР остановлены, топливо из них удалено, идет процесс вывода из эксплуатации.

9