RU2625169C1

RU2625169C1 - Method of dumping of technological mine for radioactive wastes at decommissioning of uranium graphite reactor

Info

Publication number: RU2625169C1
Application number: RU2016123513A
Authority: RU
Inventors: Егор Станиславович Падерин; Александр Олегович Павлюк; Андрей Аркадьевич Шешин; Виталий Николаевич Писарев; Александр Николаевич Непомнящий; Евгений Владимирович Беспала; Сергей Геннадьевич Котляревский
Priority date: 2016-06-15
Filing date: 2016-06-15
Publication date: 2017-07-12

Abstract

FIELD: physics.

SUBSTANCE: method of dumping of a technological mine for radioactive waste during decommissioning of a uranium-graphite reactor, whereby the level of clarified river water is reduced to the level of the upper edge of the solid radioactive waste mound. The available solid radioactive waste is extracted from the process shaft, while the operation is repeated until the mine capacity is completely drained. The bottom sediments formed during the exploitation of the mine are extracted and tempered. In the side wall, at the level of the ground surface, a hole is drilled into which a metal pipe set is installed with nozzles for supplying compressed air and a deflecting head. In the center of the technological shaft, along the entire height, another pipe is mounted, the lower part of which is sealed. By injecting loose material through the stacking pipe, security barriers are created within the process shaft. The process of shrinkage and possible cavity formation is controlled by neutron-neutron logging.

EFFECT: invention makes it possible to transfer the technological shaft to a radiation-safe state.

4 dwg

Description

Изобретение относится к ядерной физике, а именно к технологии вывода из эксплуатации уран-графитового ядерного реактора, и может быть использовано для захоронения технологической шахты, в которой размещаются радиоактивные отходы различного типа.The invention relates to nuclear physics, and in particular to a technology for decommissioning a uranium-graphite nuclear reactor, and can be used for the disposal of a technological mine, which contains various types of radioactive waste.

Известен способ изоляции твердых радиоактивных отходов от окружающей среды [RU 2153720 C1, МПК G21F9/34 (2006.01), опубл. 27.07.2000], выбранный в качестве аналога, заключающийся в том, что создают подземную железобетонную емкость, разделенную железобетонными перегородками на секции. Внутренние поверхности днища и стенок железобетонной емкости покрывают гидроизолирующим составом и сооружают вокруг стенок глиняный замок, вокруг которого создают дренажную канаву. В созданные секции устанавливают перфорированные трубы с высотой большей, чем высота секции. Заполняют секции железобетонной емкости твердыми радиоактивными отходами, затем заливают их нерадиоактивным раствором. В качестве нерадиоактивного раствора используют смесь нерадиоактивного цемента с неорганическим сорбентом при содержании неорганического сорбента 3-50 мас.% от общего веса смеси. Перед закрытием секций железобетонной емкости железобетонными плитами перекрытия в них создают отверстия для перфорированных труб и расположенные вдоль продольных осей железобетонных плит перекрытия конические сужающиеся сверху вниз отверстия, которые заполняют термопластичным материалом. Омоноличивают твердые радиоактивные отходы путем выдержки нерадиоактивного раствора, содержащего цемент, до образования цементного камня. Выявляют незаполненные полости в секциях. Бурят через термопластичный материал конически сужающиеся сверху вниз отверстия и омоноличенные твердые радиоактивные отходы скважины до вскрытия выявленных незаполненных полостей. В полученные скважины устанавливают технологические трубы. Термопластичный материал конических сужающихся сверху вниз отверстий нагревают до обеспечения герметизации мест стыковки с ним технологических труб и охлаждают. Смесь нерадиоактивного цементного раствора с неорганическим сорбентом закачивают по технологическим трубам в выявленные незаполненные полости. Термопластичный материал нагревают и удаляют из скважин технологические трубы. Охлаждают термопластичный материал конических сужающихся сверху вниз отверстий и заполняют через эти отверстия скважины смесью нерадиоактивного цементного раствора с неорганическим сорбентом. Смесь нерадиоактивного цементного раствора с неорганическим сорбентом в полостях и скважинах выдерживают до образования из нее цементного камня. Нагревают термопластичный материал конических сужающихся сверху вниз отверстий до их заплавления. В процессе долгосрочной выдержки омоноличенных твердых радиоактивных отходов осуществляют радиоэкологический контроль за состоянием радионуклидов твердых радиоактивных отходов путем отбора проб из секций емкости через перфорированные трубы и их радионуклидного анализа, причем углы конических сужающихся сверху вниз отверстий, а также расстояния между каждыми двумя соседними сужающимися сверху вниз коническими отверстиями на железобетонных плитах перекрытия равны между собой, а общее количество сужающихся сверху вниз конических отверстий определяется из известного соотношения.A known method of isolation of solid radioactive waste from the environment [RU 2153720 C1, IPC G21F9 / 34 (2006.01), publ. July 27, 2000], selected as an analogue, consisting in the fact that they create an underground reinforced concrete tank divided by reinforced concrete partitions into sections. The inner surfaces of the bottom and walls of the reinforced concrete tank are covered with a waterproofing composition and a clay castle is built around the walls around which a drainage ditch is created. Perforated pipes with a height greater than the height of the section are installed in the created sections. Fill the sections of the reinforced concrete tank with solid radioactive waste, then fill them with a non-radioactive solution. As a non-radioactive solution, a mixture of non-radioactive cement with an inorganic sorbent is used with an inorganic sorbent content of 3-50 wt.% Of the total weight of the mixture. Before closing the sections of the reinforced concrete container with reinforced concrete floor slabs, they create openings for perforated pipes and conical openings narrowing from top to bottom along the longitudinal axis of the reinforced concrete floor slabs, which are filled with thermoplastic material. Solidify radioactive wastes by soaking a non-radioactive solution containing cement to form a cement stone. Identify unfilled cavities in sections. Drill holes through the thermoplastic material, conically tapering from top to bottom, and monolithic solid radioactive waste from the well before opening the revealed empty cavities. Technological pipes are installed in the obtained wells. The thermoplastic material of the conical openings tapering from top to bottom is heated to ensure sealing of the joints of the process pipes with it and cooled. A mixture of non-radioactive cement slurry with an inorganic sorbent is pumped through the process pipes into the revealed empty cavities. The thermoplastic material is heated and the process pipes are removed from the wells. The thermoplastic material of the conical openings tapering from top to bottom is cooled and filled through the holes of the well with a mixture of a non-radioactive cement mortar with an inorganic sorbent. A mixture of non-radioactive cement mortar with an inorganic sorbent in cavities and wells is maintained until a cement stone is formed from it. The thermoplastic material of the conical openings tapering from top to bottom is heated until they are melted. In the process of long-term exposure of monolithic solid radioactive waste, radioecological monitoring of the state of radionuclides of solid radioactive waste is carried out by sampling from sections of the container through perforated pipes and their radionuclide analysis, the angles of the conical openings narrowing from top to bottom, as well as the distances between each two adjacent conical narrowing from top to bottom holes on reinforced concrete slabs are equal to each other, and the total number of tapered holes is determined from a known ratio.

Известный способ имеет следующие недостатки:The known method has the following disadvantages:

- омоноличивание твердых радиоактивных отходов нерадиоактивным цементсодержащим раствором внутри железобетонной емкости накладывает временные ограничения на захоронение отходов сроком до 50-100 лет вследствие естественного разрушения создаваемого компаунда;- the monolithicization of solid radioactive waste by a non-radioactive cement-containing mortar inside a reinforced concrete tank imposes temporary restrictions on the disposal of waste for up to 50-100 years due to the natural destruction of the created compound;

- необходимость бурения скважин для выявления незаполненных полостей в секции приводит к нарушению целостности омоноличенных твердых радиоактивных отходов, что повышает риск разрушения цементного камня;- the need to drill wells to identify empty cavities in the section leads to a violation of the integrity of monolithic solid radioactive waste, which increases the risk of destruction of cement stone;

- неоднократное повторение операций нагревания и охлаждения термопластичного материала конических сужающихся сверху вниз отверстий приводит к усложнению известного способа, а также увеличивает время пребывания персонала в местах размещения радиоактивных отходов, что, в свою очередь, ведёт к увеличению дозовых нагрузок.- repeated repetition of the operations of heating and cooling the thermoplastic material of the conical tapering holes from top to bottom complicates the known method, and also increases the residence time of personnel in places of radioactive waste, which, in turn, leads to an increase in dose loads.

Известен способ долговременного хранения твердых радиоактивных отходов [RU 2357308 C2, МПК G21F9/00 (2006.01), опубл. 27.05.2008], выбранный в качестве аналога. По указанному способу твердые радиоактивные отходы складируют в хранилищах и изолируют путем заполнения пустот между отходами и стенками текучим составом, образованным при смешении песчано-глинистой породы, содержащей 15-30% глинистых минералов и 40-60% кварца, с водой при соотношении 1 кг породы на 2-8 л воды. При этом заполнение пустот в хранилище с отходами текучим песчано-глинистым раствором начинают снизу (со дна) и осуществляют постадийно, отдельными порциями, с выдержкой после нагнетания каждой порции от 5 до 30 суток до достижения максимального уплотнения слоя.A known method of long-term storage of solid radioactive waste [RU 2357308 C2, IPC G21F9 / 00 (2006.01), publ. May 27, 2008], selected as an analogue. According to this method, solid radioactive waste is stored in storage facilities and isolated by filling the voids between the waste and the walls with a fluid composition formed by mixing sand and clay rock containing 15-30% clay minerals and 40-60% quartz with water at a ratio of 1 kg of rock 2-8 liters of water. In this case, the filling of voids in the waste storage with a fluid sand-clay solution begins from the bottom (from the bottom) and is carried out in stages, in separate portions, with exposure after injection of each portion from 5 to 30 days to achieve maximum compaction of the layer.

Указанный способ имеет следующие недостатки:The specified method has the following disadvantages:

- необходимость выдержки песчано-глинистого раствора от 5 до 30 суток для достижения приемлемого уплотнения существенно увеличивает время ведения процесса;- the need for aging sand-clay mortar from 5 to 30 days to achieve acceptable compaction significantly increases the process time;

- при заполнении хранилища радиоактивных отходов песчано-глинистым раствором, содержащим глинистые минералы и кварц, возникают `неоднородности, вызванные эффектами вязкости, которые приводят к растрескиванию образующегося компаунда при длительном хранении.- when filling the radioactive waste storage with a sand-clay solution containing clay minerals and quartz, inhomogeneities arise due to viscosity effects that lead to cracking of the resulting compound during long-term storage.

Известен способ консервации подземного хранилища большого объема с концентрированными солевыми осадками высокоактивным ЖРО [RU 2388083 C2, МПК (2006.01), опубл. 27.04.2010], выбранный в качестве прототипа. По указанному способу грунтовые воды понижают ниже уровня нижней кромки свода хранилища. Затем через насыпной слой грунта и свод хранилища бурят скважины, в которые устанавливают обсадные трубы. После этого в скважины и штатные технологические отверстия вводят вертикально перемещаемые бетоноводы, с помощью которых в хранилище укладывают радиационностойкий бетон-консервант с радиационной стойкость не менее 6000 Мрад последовательными слоями с перерывом на каждый последующий слой в 7-10 дней. Причем конец бетоновода должен быть заглублен в укладываемый бетон на глубину, обеспечивающую непрерывность и качество процесса укладки. Перед укладкой каждого слоя бетона-консерванта проводят откачку имеющихся в хранилище ЖРО в объеме, равном объему укладываемого слоя бетона-консерванта, при этом толщина укладываемого слоя бетона-консерванта определяется с учетом результатов теплового расчета на выделение количества тепла в процессе гидратации цемента, при котором температура отвержденного монолита не должна превышать 20-25°С.A known method of preserving a large underground storage with concentrated salt sediments highly active LRW [RU 2388083 C2, IPC (2006.01), publ. 04/27/2010], selected as a prototype. According to the specified method, groundwater is lowered below the level of the lower edge of the vault arch. Then, wells are drilled through the bulk soil layer and the storage vault, into which casing pipes are installed. After that, vertically movable concrete ducts are introduced into the wells and regular technological openings, with the help of which radiation-resistant concrete-preservative with radiation resistance of at least 6000 Mrad is laid in successive layers with a break for each subsequent layer of 7-10 days. Moreover, the end of the concrete pipeline must be buried in the concrete to be laid to a depth that ensures the continuity and quality of the laying process. Before laying each layer of concrete-preservative, the LRW available in the storage is pumped out in an amount equal to the volume of the concrete-preserving layer to be laid, and the thickness of the concrete-preserving layer to be laid is determined taking into account the results of a heat calculation for the amount of heat released during cement hydration, at which the temperature cured monolith should not exceed 20-25 ° C.

- при использовании бетона в качестве иммобилизационного материала требуется его выдержка в течение 7-10 дней, что увеличивает общее время создания барьеров;- when using concrete as an immobilization material, exposure is required for 7-10 days, which increases the total time for creating barriers;

- использование бетона для создания барьеров безопасности накладывает временные ограничения на захоронение сроком до 50-100 лет вследствие естественного разрушение создаваемого компаунда;- the use of concrete to create safety barriers imposes temporary restrictions on burial for up to 50-100 years due to the natural destruction of the created compound;

- не предусмотрена система контроля стабильности барьеров безопасности при долговременной консервации подземного хранилища большого объема, что ставит под сомнение безопасность его использования.- there is no system for monitoring the stability of safety barriers during the long-term preservation of a large underground storage, which casts doubt on the safety of its use.

Задачей изобретения является разработка способа захоронения технологических емкостей и хранилищ радиоактивных отходов, обеспечивающего долговременную локализацию радионуклидов и возможность контроля состояния барьеров безопасности, при выводе из эксплуатации уран-графитового ядерного реактора.The objective of the invention is to develop a method for the disposal of technological capacities and storage of radioactive waste, providing long-term localization of radionuclides and the ability to monitor the status of safety barriers during decommissioning of a uranium-graphite nuclear reactor.

Поставленная задача решается за счет того, что уровень воды, находящейся в технологической шахте в здании размещения уран-графитового реактора, так же как и в прототипе, понижают до приемлемого уровня. Затем в боковой стенке шахты бурят отверстие, в которое устанавливают металлическую трубу. Перед созданием барьеров безопасности проводят откачку имеющихся в технологической шахте жидких радиоактивных отходов. Согласно предлагаемому изобретению уровень осветленной речной воды понижают до уровня верхней кромки насыпи твердых радиоактивных отходов. Доступные твердые радиоактивные отходы извлекают из технологической шахты, при этом операцию повторяют до полного осушения емкости шахты. Образованные при эксплуатации шахты донные отложения извлекают и омоноличивают. В боковой стенке на уровне поверхности земли бурят отверстие, в которое устанавливают наборную металлическую трубу с патрубками для подачи сжатого воздуха. Один конец наборной металлической трубы снабжен отклоняющейся головкой, выполненной в виде последовательно соединенных фланцев, а другой соединен со станцией растаривания сыпучего барьерного материла. В центре технологической шахты по всей высоте монтируют другую трубу, нижняя часть которой запаяна. Путем нагнетания сыпучего материала через наборную трубу создают барьеры безопасности внутри технологической шахты. Процесс усадки и возможного образования полостей контролируют через трубу, расположенную в центральной части технологической шахты, методом нейтрон-нейтронного каротажа.The problem is solved due to the fact that the water level located in the technological mine in the building of the uranium-graphite reactor, as well as in the prototype, is reduced to an acceptable level. Then, a hole is drilled in the side wall of the shaft into which a metal pipe is installed. Before creating safety barriers, they pump out the liquid radioactive waste available in the technological mine. According to the invention, the level of clarified river water is lowered to the level of the upper edge of the solid radioactive waste embankment. Available solid radioactive waste is removed from the technological mine, and the operation is repeated until the mine tank is completely drained. The bottom sediments formed during mine operation are recovered and monolithic. A hole is drilled in the side wall at the level of the earth's surface, into which a stacked metal pipe with nozzles for supplying compressed air is installed. One end of the stacked metal pipe is equipped with a deflecting head made in the form of series-connected flanges, and the other is connected to the station for unloading the bulk barrier material. In the center of the technological shaft, another pipe is mounted along the entire height, the lower part of which is sealed. By pumping bulk material through a stacked pipe, safety barriers are created inside the process shaft. The process of shrinkage and the possible formation of cavities is controlled through a pipe located in the central part of the technological shaft using the neutron-neutron logging method.

Положительный эффект достигается за счет того, что для захоронения технологической шахты для радиоактивных отходов при выводе из эксплуатации уран-графитового реактора проводят её расчистку. Образованные жидкие радиоактивные отходы омоноличивают и вместе с твердыми радиоактивными отходами отправляют на захоронение. Боковые стенки в верхней части шахты дезактивируют путем снятия части бетона до толщины, при которой достигается минимально значимая активность входящих в его состав радионуклидов. Этим достигается перевод технологической шахты в радиационно-безопасное состояние. Создают барьеры безопасности, предотвращающие миграцию радионуклидов за пределы шахты, путем нагнетания аэрированного сыпучего барьерного материала геологически совместимого со средой, в которой находится объект захоронения, до состояния естественного кургана. Создание барьеров безопасности проводят непрерывно. Мониторинг процессов, происходящих внутри технологической шахты после вывода её из эксплуатации, осуществляют методом нейтрон-нейтронного каротажа.A positive effect is achieved due to the fact that for the disposal of the technological mine for radioactive waste during the decommissioning of a uranium-graphite reactor, it is cleared. The formed liquid radioactive waste is monopolized and, together with the solid radioactive waste, is sent for burial. The side walls in the upper part of the shaft are deactivated by removing part of the concrete to a thickness at which the minimum significant activity of its radionuclides is achieved. This achieves the transfer of the technological mine to a radiation-safe state. They create safety barriers that prevent the migration of radionuclides outside the mine by injecting aerated granular barrier material that is geologically compatible with the environment in which the burial site is located, to the state of a natural mound. The creation of safety barriers is carried out continuously. Monitoring of the processes occurring inside the technological mine after its decommissioning is carried out by the neutron-neutron logging method.

На фиг. 1 представлен внешний вид технологической шахты в месте размещения уран-графитового ядерного реактора.In FIG. 1 shows the appearance of the technological mine at the location of the uranium-graphite nuclear reactor.

На фиг. 2 показана схема создания барьеров безопасности внутри технологической шахты.In FIG. 2 shows a diagram of creating safety barriers inside a process shaft.

На фиг. 3 представлен внешний вид выведенной из эксплуатации технологической шахты.In FIG. 3 shows the appearance of a decommissioned technological mine.

На фиг. 4 приведено распределение по высоте отклика быстрых нейтронов от барьерного материала при нейтрон-нейтронном каротаже при исследовании равномерности нахождения барьеров безопасности в технологической шахте.In FIG. Figure 4 shows the height distribution of the response of fast neutrons from a barrier material during neutron-neutron logging when studying the uniformity of the presence of safety barriers in a technological mine.

Технологическая шахта представляет собой емкость с бетонными стенками 1, заполненную осветлённой речной водой 2, для временной выдержки радиоактивного инструмента 3, а позднее для хранения радиоактивных отходов 4 при эксплуатации канального уран-графитового реактора (фиг. 1). Размещается технологическая шахта в одном здании с реактором в геологических формациях 5 на уровне ниже уровня поверхности земли и отделяется от промышленной площадки бетонными стенками 6 здания реактора. В результате долговременной выдержки радиоактивных отходов при отсутствии циркуляции и очистки воды 2 происходит накопление донных отложений 7 на стенках 1 бетонной шахты.The technological mine is a container with concrete walls 1 filled with clarified river water 2, for temporary exposure of a radioactive tool 3, and later for storage of radioactive waste 4 during operation of a channel uranium-graphite reactor (Fig. 1). The technological mine is located in the same building with the reactor in geological formations 5 at a level below the surface of the earth and is separated from the industrial site by the concrete walls 6 of the reactor building. As a result of long-term exposure of radioactive waste in the absence of circulation and water treatment 2, bottom sediments 7 accumulate on the walls of 1 concrete mine.

Для осуществления указанного способа выбиралась технологическая шахта промышленного уран-графитового реактора АО «ОДЦ УГР», представляющая собой прямоугольную емкость размером не менее 9,95×7,87 м и глубиной не более 23 м.To implement this method, the technological mine of an industrial uranium-graphite reactor of JSC "UDC UGR" was chosen, which is a rectangular tank with a size of at least 9.95 × 7.87 m and a depth of no more than 23 m.

Вначале уровень осветленной речной воды 2 понижали до уровня верхней кромки насыпи твердых радиоактивных отходов 4 путем откачки в промышленный бассейн. Доступные твердые радиоактивных отходы 4 в виде конструкционных элементов уран-графитового реактора дистанционно извлекали из технологической шахты с помощью манипуляторов и упаковывали в контейнеры для дальнейшего захоронения. Операцию повторяли до полного осушения емкости шахты. Оборудование 3, представляющее из себя штанги, фрезы, захваты и т.п., находящееся на выдержке в технологической шахте, извлекали и отправляли на дезактивацию.Initially, the level of clarified river water 2 was lowered to the level of the upper edge of the embankment of solid radioactive waste 4 by pumping into an industrial pool. Available solid radioactive waste 4 in the form of structural elements of a uranium-graphite reactor was remotely removed from the technological mine using manipulators and packed in containers for further disposal. The operation was repeated until the mine tank was completely drained. Equipment 3, which consists of rods, milling cutters, grabs, etc., which is kept in the processing shaft, was removed and sent for decontamination.

Образующиеся при эксплуатации шахты донные отложения 7 толщиной до 1 м извлекали из технологической шахты и омоноличивали. В качестве вещества, обеспечивающего заключение илов в керамическую матрицу, использовали смесь дигидрофосфата калия, оксида магния и замедлителя Fe(NO₃)⋅9H₂O.The bottom sediments 7 formed during mine operation up to 1 m thick were removed from the technological shaft and monopolized. A mixture of sludge in a ceramic matrix was a mixture of potassium dihydrogen phosphate, magnesium oxide, and a moderator Fe (NO ₃ ) ⋅ 9H ₂ O.

Боковые бетонные стенки 1 в верхней части технологической шахты дезактивировали путем удаления слоя бетона толщиной не менее 0,5 см и демонтажа металлических конструкций, являющихся неотъемлемой частью стенки. Тем самым снижали активность радионуклидов, находящихся в толще бетона стенки 1, до уровня минимально значимой удельной активности. Это обеспечивало перевод технологической шахты в радиационно-безопасное состояние.The side concrete walls 1 in the upper part of the technological shaft were deactivated by removing a layer of concrete with a thickness of at least 0.5 cm and dismantling the metal structures that are an integral part of the wall. Thereby, the activity of radionuclides located in the thickness of concrete of wall 1 was reduced to the level of the minimum significant specific activity. This ensured the transfer of the technological mine to a radiation-safe state.

С внешней стороны в боковой стенке 6 здания реактора выбуривали отверстие, обеспечивающее свободный доступ к технологической шахте (фиг. 2). В полученное отверстие устанавливали наборную металлическую трубу 8 внутренним диаметром 20 см, оснащенную в местах изгиба патрубком 9 для подачи сжатого воздуха и снабженную на одном конце отклоняющейся головкой в виде последовательно соединенных фланцев. Другой конец наборной металлической трубы 8 соединяли со станцией растаривания 10 мешков с барьерным материалом. В качестве барьерного материала использовали сухие смеси на основе глинистых пород после предварительного измельчения. Значительная часть породы состояла из тонкодисперсного материала катионобменной емкостью больше 30 мг-экв./100 г породы.From the outside, a hole was drilled in the side wall 6 of the reactor building, providing free access to the technological shaft (Fig. 2). A stacked metal pipe 8 with an internal diameter of 20 cm was installed in the hole obtained, equipped at the bending points with a pipe 9 for supplying compressed air and equipped at one end with a deflecting head in the form of series-connected flanges. The other end of the stacked metal pipe 8 was connected to the unloading station 10 of the bags with barrier material. Dry mixtures based on clay rocks after preliminary grinding were used as a barrier material. A significant part of the rock consisted of finely divided material with a cation exchange capacity of more than 30 mEq / 100 g of rock.

По центру технологической шахты монтировали трубу 11 диаметром 114 мм, выполненную из коррозионно-стойкой стали ГОСТ 9940-72, дно у которой было запаяно. Монтаж проводили таким образом, чтобы максимальный прогиб трубы не превышал 20 мм при длине около 30 м.A pipe 11 with a diameter of 114 mm was mounted in the center of the technological shaft, made of corrosion-resistant steel GOST 9940-72, the bottom of which was sealed. Installation was carried out in such a way that the maximum deflection of the pipe did not exceed 20 mm with a length of about 30 m.

Мешки распаковывали на станции растаривания 10, после чего барьерный материал под собственным весом перемещался по металлической трубе 8. Для его принудительного проталкивания в местах изгиба трубы и дополнительной аэрации через патрубки 9 подавали сжатый воздух давлением (1,5–2) атм. Заполняли емкость технологической шахты глиносодержащим барьерным материалом 12. При этом засыпку осуществляли непрерывно за счет использования отклоняющейся головки, расположенной на выходе их набортной трубы 8. Процесс проводили до состояния естественного кургана (фиг. 3), который образуется при выводе из эксплуатации уран-графитового ядерного реактора при использовании способа по патенту RU 2580819 C1.The bags were unpacked at the unloading station 10, after which the barrier material moved under the own weight along the metal pipe 8. For its forced pushing in the places of pipe bending and additional aeration, compressed air was supplied through the nozzles 9 with a pressure of (1.5–2) atm. The capacity of the technological mine was filled with clay-containing barrier material 12. In this case, filling was carried out continuously by using a deflecting head located at the outlet of their on-pipe 8. The process was carried out to the state of a natural mound (Fig. 3), which is formed during decommissioning of uranium-graphite nuclear reactor using the method according to patent RU 2580819 C1.

Контроль за возможным образованием полостей в местах усадки барьерного материала, а также обнаружение возможных мест обводнения осуществляли методом нейтрон-нейтронного каротажа по патенту RU 2579822 C1. Спектр плотности распределения быстрых нейтронов при исследовании состояния барьеров безопасности в технологической шахте представлен на фиг. 4. При ежемесячном контроле барьеров безопасности в технологической шахте в течение 1 года не было обнаружено никаких изменений.Control over the possible formation of cavities in places of shrinkage of the barrier material, as well as the detection of possible watering sites was carried out by the method of neutron-neutron logging according to patent RU 2579822 C1. The density neutron distribution spectrum of fast neutrons when examining the state of safety barriers in a technological mine is shown in FIG. 4. During the monthly monitoring of safety barriers in the technological mine for 1 year, no changes were found.

Таким образом, реализация настоящего изобретения дает возможность захоранивать технологические шахты для радиоактивных отходов при выводе из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов путем перевода в радиационно безопасное состояние и непрерывного создания сплошных барьеров безопасности, обеспечивающих надежную изоляцию радионуклидов, с возможностью дистанционного контроля их состояния.Thus, the implementation of the present invention makes it possible to bury technological shafts for radioactive waste during decommissioning of uranium-graphite nuclear reactors by putting them into a radiation-safe state and continuously creating continuous safety barriers providing reliable isolation of radionuclides, with the possibility of remote monitoring of their state.

Claims

A method of burying a technological shaft for radioactive waste during decommissioning of a uranium-graphite reactor, including lowering the level of water in the shaft to an acceptable level, drilling a hole in the side wall of the shaft, installing a metal pipe in this hole, pumping out liquid in the technological shaft radioactive waste, characterized in that the level of clarified river water is reduced to the level of the upper edge of the embankment of solid radioactive waste located in the technological mine, cat They are then removed, while the process is repeated until the mine tank is completely drained, then the bottom sediments formed during mine operation are removed and monolithic, after which a hole is drilled in the side wall at the level of the earth’s surface, into which a stacked metal pipe with nozzles for supplying compressed air is installed and a deflecting head connected to the station for unloading the bulk barrier material, then in the center of the technological shaft along the entire height another pipe is mounted, the lower part of which is soldered, after then by forcing particulate material through the pipe creates a dial safety barriers, process and the possible formation of shrinkage cavities is monitored by neutron-neutron logging tool with a probe through the tube located in the central part of technological shaft.