Сховище для атомних реакторних блоків, що вийшли з ладу

Винахід відноситься до області ядерної енергетики і може бути використаний, як нове екологічно безпечне укриття для атомних реакторних блоків, що вийшли з ладу, зокрема, як укриття для колишнього 4-го блоку Чорнобильської атомної електростанції (ЧАЕС). Відомі укриття для атомних реакторних блоків, що вийшли з ладу, які виконані у виді саркофага з бетону і сталі (див. Міжнародний чорнобильський проект. Оцінка радіологічних наслідків і защитних мір. Доповідь Міжнародного консультативного комітету. — М.: ИздАТ,1991. — С. 85). При цьому для спостереження за умовами усередині спорудження в різних місцях виміряються рівні гамма-випромінювання і температура. Однак, у зв'язку з тяжкими умовами будівництва «саркофага», зокрема при аварії на Чорнобильської АЕС, він не був ізольований від навколишнього середовища. Сутність винаходу складається в створенні екологічно ефективного укриття для реакторних блоків атомних електростанцій, що вийшли з ладу на основі гранульованого магнітного заліза. Технічна задача вирішується за рахунок створення зробленого укриття для захисту атмосфери з застосуванням матеріалів із гранульованого магнітного заліза, а також екранування підземної гідросфери з матеріалів на основі карбонату кальцію і чорноморських мулів донних відкладень. Захист атмосфери від матеріалів зруйнованого реактора (g-випромінювання, нейтронного випромінювання і таких радіонуклідів, як цезій-137, стронцій-90, плутоній-239, уран-235 і уран-238) найбільш ефективний при застосуванні гранульованого магнітного заліза внаслідок наступних параметрів: - залізо (щільність 7,89г/см 3), як матеріал для захисних екранів від g-випромінювання, добре вивчено і широко рекомендується для застосування в практичних умовах. Його ефективність як ядерно-фізичного матеріалу для екранування від g-випромінювання характеризується відомими довідковими даними (наприклад, для ослаблення випромінювання з енергією 1,25МеВ у 10 разів потрібно монолітний екран товщиною усього 48см); воно також є ефективним поглинаючим нейтрони у діапазоні енергій 0,025-14МеВ з утворенням радіонуклідів Fe52 (8,4 години, е.з. - 41%, b + - 59%), Мn52 (5,7 днів, b +, Еg=1,46-0,73кеВ), Fe53 (8,9хв, b +), Mn53 (>> 140 років, е.з.), Fe55 (2,6 роки, е.з. - 100 %, 6кеВ), Fe59 (45 днів, b, Еg=1,29МеВ-191кеВ), Fe61 (6хв, b), З61 (b) з утворенням стабільних ізотопів Ni61, Co59, Cr52, Cr53 , Mn55, Fe54, Fe56, Fe57, Fe58 при ефективності захоплення до 1000 і більш мбар; залізо має високу електропровідність; - гранульоване залізо (кулясті гранули діаметром 1-5см) здатні послабляти потік g-випромінювання з енергією 1,25МеВ у 10 разів шаром 66см при діаметрі гранул 1,0см, що складає 380г/см 2; при прийнятому запасі надійності, рівному 1,5, товщина шаруючи такого заліза при енергії в 1,25МеВ і коефіцієнті ослаблення 107 (діаметр гранул 1,0см) складає приблизно 1,0м чи 570г/см 2; - магнітне гранульоване залізо як конструкційний будівельний матеріал технологічно, нетоксичне, має відносно низьку вартість у порівнянні з екранними матеріалами аналогічної щільності; магнітні властивості гранул заліза при наявності порівняно високої питомої ваги, створюючи тиск до 570г/см 2 при висоті 1м, створюють сипкість гранульованого кулеподібного матеріалу і, тим самим, визначену «в'язкість» маси матеріалу, відносну його «міцність» чи «плинність»; - таке гранульоване залізо має широку поверхню, тому в навколишньому природному середовищі (на границі розділу фаз вологе повітря - вода, вода - осадові тверді породи, зважена речовина - у воді і повітрі) здатна піддаватися активної корозії з утворенням гідратів оксидів заліза (II) і заліза (III), що, у свою чергу, є багатоємними, практично малорозчинними у воді сорбентами стосовно полівалентних іонів металів і металоїдів (у т.ч. у виді з'єднань неорганічної й органічної природи з радіонуклідами); у результаті корозії гранульоване залізо буде створювати постійно продуцируємий сорбент для очищення води і повітря усередині захисного екрану і служить матеріалом, здатним для захоронения радіонуклідів; - роблячи істотний тиск, рухливий захисний екран із гранульованого заліза приведе до постійного тиску на матеріали колишнього реактора, що будуть поступово переходити в глибинні шари його природних порід, що підстилають; виникне, таким чином, додатковий ефект захоронення радіоактивних матеріалів, особливо при збереженні одної і тієї ж висоти укриття над поверхнею землі. Захист підземних вод від матеріалів реактора (радіонуклідів цезій-137, стронцій-90, плутоній-239, уран-235 і уран-238) найбільш ефективний у результаті створення сорбційних екранів, що містять природні ефективні сорбенти, ряд яких широко застосовується в практиці. Як такі сорбенти пропонується використовувати карбонат кальцію і мули донних відкладень мілководних районів Чорного моря. Кальцій карбонат (кальцій вуглекислий, вапняк) буде служити ефективним сорбентом стронцію-90 завдяки наступним властивостям: - він є малорозчинним у воді з'єднанням, широко розповсюджений у природі (карбонатні породи) і як технічний матеріал повсюдно використовується у виді різних напівпродуктів і продуктів, екологічно безпечний, економічно дешевий (наприклад, відходи при розробці вапняку в Інкермані, м. Севастополь); - кальцій-хімічний аналог стронцію і вуглекисла сіль останнього, ізоморфна вуглекислої солі кальцію, тому іони стронцію (Sr2+) відкладаються з іонами кальцію у виді змішаних карбонатів у водяному середовищі, а при низьких концентраціях стронцію (як, наприклад, стронцій-90) останні сорбируються кристалами вуглекислої солі кальцію і, таким чином, стронцій-90 переходить у тверду малорозчинну форму з низькими міграційними характеристиками. Останнє приводить до витягу розчинених у підземних водах іонів стронцію-90, до очищення цих вод від стронцію-90 і захороненню останнього в осадових породах; - кальцію карбонат не є ефективним матеріалом для витягу цезію-137, що є однозарядним іоном і не утворить малорозчинних у природі з'єднань. Мули донних відкладень Чорного моря (глинистий мул, алевритовий мул, фазеолітовий мул, а також у трохи меншому ступені пісок донних відкладень) є ефективними сорбентами цезію-137 і, як показали результати спеціальних досліджень, здатний хоронити цей радіонуклід разом із поруч інших радіонуклідів (стронцій-90 сорбирується неефективно). Реалізація винаходу здійснюється в такий послідовності: - сховище має площу в залежності від розмірів блоку, що вийшов з ладу; - на цій площі насипається піраміда, що складається з гранульованого магнітного заліза (кулясті гранули з діаметром 1-5см); - центр піраміди розташований у центрі площі схови ща; - висота піраміди - 4-5м у центрі і 1м - по периметру площі сховища, якщо кратність ослаблення gвипромінювання є енергією 1,25МеВ буде складати 107 разів; - піраміда має дах для ізоляції піраміди від атмосферних опадів; - в міру заглиблення піраміди вона повинна добудовуватися (проводитися її досипання до первісної висоти над поверхнею); - по периметрі площі укриття до необхідної глибини створена траншея, у якій розміщена щільна суміш порошкоподібної маси вапняку і чорноморського мулу. В міру заглиблення сорбційної суміші необхідно проводити додаткове заповнення траншеї до первісного рівня. Реалізація даного винаходу дає наступні практичні переваги - розробка проекту по остаточній ліквідації сучасної радіаційної небезпеки на ЧАЕС унаслідок катастрофи 4-го реакторного блоку з мінімальними матеріальними витратами, що дозволить цілком ліквідувати наслідку катастрофи шляхом поступового поглиблення останків реактора в нижні підземні обрії поза біосферою і зберегти сучасну ЧАЕС в екологічно прийнятному стані.