RU2518362C1

RU2518362C1 - Radioactive waste storage

Info

Publication number: RU2518362C1
Application number: RU2012155115/13A
Authority: RU
Inventors: Евгений Иванович Веселов; Владимир Иванович Титков; Алексей Викторович Ткаченко
Priority date: 2012-12-20
Filing date: 2012-12-20
Publication date: 2014-06-10

Abstract

FIELD: ecology.SUBSTANCE: proposed radioactive waste storage (RWS) comprises a foreshaft 1, fixed with the steel shell 2, the well 4 drilled through this foreshaft 1 in rock mass 3, cased with the metal casing 6 with the bottom 7, the thermoinsulator 11 of inert waterproof and heat-resistant material, located on the inner generant of the metal casing 6, the external engineering protective barrier 9 with the lower protective screen 10 of bentonite-cement monolith, the internal engineering protective barrier 12 with upper protective screen 13, the aggregate state control system 14 of the material of the internal engineering protective barrier 12, made of pipes 15, tripping column 16 with containers 17, 18 placed on it with RWS, the radioecological monitoring system 20 and the lid 21 of the casing 6. The bottom 7 is provided with alighting bearing-centring hubs 8. The external engineering protective barrier 9 is created by grouting the annulus. The internal engineering protective barrier 12 with the upper protective screen 13 is formed inside the metal casing 6 with inert material which is solid in natural conditions, but able to change its aggregate state (solid-liquid) under the thermal effect.EFFECT: invention improves environmental safety, area usage factor of land allocation intended for RW storage, increases the amount of waste of increased activity in the storage, reduces the labour intensity of RW storage decommissioning at the end of its period of use.4 dwg

Description

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, а точнее к области консервации радиоактивных отходов (РАО) в породных массивах. Наиболее эффективно заявляемое устройство может быть реализовано при консервации твердых радиоактивных отходов низкого и среднего уровней активности в хранилищах скважинного типа.The invention relates to the field of environmental protection, and more specifically to the field of conservation of radioactive waste (RAW) in rock masses. The most effectively claimed device can be implemented during the conservation of solid radioactive waste of low and medium levels of activity in downhole storage facilities.

Известно хранилище радиоактивных отходов, используемое в способе захоронения радиоактивных отходов в породных массивах, имеющих неоднородное геологическое строение (Патент 2143759 (Россия), 6 G21F 9/24, 9/34, B09B 1/00, 22.07.98, опуб. 27.12.99. Бюл. №36 [1]), включающее пробуренную в породном массиве скважину с созданием по периметру скважины в зонах залегания водонасыщенных пород кольцевых полостей, перекрывающих мощности этих пластов и имеющих увеличенное сечение, размещенные в скважине посредством спускоподъемного устройства контейнеры с радиоактивными отходами, инженерный защитный барьер по высоте скважины, созданный путем тампонажа пространства между контейнерами и внутренней образующей скважины бентонито-цементным раствором, и герметизированное устье, созданное путем заливки тампонажного материала гудроном, битумом или подобным термопластичным материалом.A known storage facility for radioactive waste used in a method for the disposal of radioactive waste in rock masses having a heterogeneous geological structure (Patent 2143759 (Russia), 6 G21F 9/24, 9/34, B09B 1/00, 07/22/98, publ. 27.12.99 Bulletin No. 36 [1]), including a well drilled in the rock mass with the creation of annular cavities along the perimeter of the well in the zones of water-saturated rocks, overlapping the thicknesses of these layers and having an enlarged section, containers with radioactive waste placed in the well by means of a lifting device odes, an engineering protective barrier along the height of the well, created by plugging the space between the containers and the internal forming well with a bentonite-cement mortar, and a sealed mouth, created by pouring the grouting material with tar, bitumen or similar thermoplastic material.

Недостатками известного хранилища являются:The disadvantages of the known storage are:

- низкая экологическая безопасность при долговременной эксплуатации вследствие наличия единственного инженерного защитного барьера хранилища (монобарьерная защита окружающей среды) и возможности нарушения его целостности при нештатных ситуациях, в частности смещении пород, слагающих породный массив;- low environmental safety during long-term operation due to the presence of the only engineering protective barrier of the storage (monobarrier protection of the environment) and the possibility of violating its integrity in emergency situations, in particular, displacement of rocks composing the rock mass;

- низкая экологическая безопасность из-за невозможности извлечения отходов из хранилища при возникновении нештатной ситуации и после завершения срока эксплуатации этого хранилища.- low environmental safety due to the impossibility of extracting waste from the repository in case of an emergency and after the end of the life of this repository.

Известно хранилище РАО, используемое в способе длительного хранения отработанного ядерного топлива (ОЯТ) в скважинах большого диаметра с трехслойной сталебетонной обсадкой (Патент 2212720 (Россия), 7 G21F 9/34, 11.03.2002, опубликовано 20.09.03. Бюл. №26 [2], включающее пробуренную в породном массиве скважину, обсаженную трехслойной сталебетонной крепью, состоящей из двух концентрически расположенных обечаек, выполненных из углеродистой стали с пространством между ними, заполненным бентонито-цементным раствором, бетонное дно, колпак с воздухозаборными устройствами, обваловку из глины и размещенные в хранилище контейнеры (2).It is a known RW storage facility used in a method for long-term storage of spent nuclear fuel (SNF) in large diameter wells with a three-layer steel-concrete casing (Patent 2212720 (Russia), 7 G21F 9/34, 03/11/2002, published on September 20, 2003. Bull. No. 26 [ 2], including a well drilled in the rock mass, cased with a three-layer steel-concrete support, consisting of two concentrically arranged shells made of carbon steel with a space between them filled with bentonite-cement mortar, a concrete bottom, a cap with air intake roystvami, embankment of clay and containers (2) placed in the vault.

- низкая экологическая безопасность при долговременной эксплуатации вследствие наличия в нижней части хранилища инженерного барьера пониженной надежности - бетонного дна, связанного с крепью за счет связи «металл-цемент», нарушающейся при температурном воздействии ОЯТ из-за разности коэффициентов температурного расширения у металла и бетона, что приводит к образованию трещин и каналов, способствующих проникновению в хранилище грунтовых вод;- low environmental safety during long-term operation due to the presence in the lower part of the storage of an engineering barrier of reduced reliability - a concrete bottom connected to the lining due to the metal-cement bond, which is disturbed by the temperature effect of SNF due to the difference in the coefficients of thermal expansion of the metal and concrete, which leads to the formation of cracks and channels that facilitate the penetration of groundwater into the store;

- высокая стоимость и большая трудоемкость изготовления и монтажа, препятствующая распространению этого типа хранилища для хранения отходов различных уровней активности.- high cost and high complexity of manufacturing and installation, preventing the spread of this type of storage for storing waste of various levels of activity.

Наиболее близким по технической сущности к заявленному хранилищу радиоактивных отходов является хранилище радиоактивных отходов (Прозоров Л.Б., Литинский Ю.В., Ткаченко А.В. «Новые хранилища РАО; скважины большого диаметра». //Барьер безопасности. - М.: «Радон-Пресс», 2005, №3-4, с.47-50 [3]), включающее форшахту, закрепленную стальной обечайкой, пробуренную через эту форшахту в породном массиве скважину, обсаженную металлической обсадной колонной с дном, внешний инженерный защитный барьер с нижним защитным экраном из бентонито-цементного монолита, созданного путем тампонажа затрубного пространства, внутренний инженерный защитный барьер с верхним защитным экраном, образованный внутри обсадной колонны бентонито-цементным монолитом, спускоподъемную колонну, контейнеры с РАО, установленные на спускоподъемной колонне, систему радиоэкологического мониторинга, размещенную в каналах внутреннего инженерного защитного барьера, и крышку обсадной колонны.The closest in technical essence to the declared storage facility for radioactive waste is a storage facility for radioactive waste (Prozorov LB, Litinsky Yu.V., Tkachenko A.V. “New radwaste storage facilities; large diameter wells.” // Safety barrier. - M. : “Radon-Press”, 2005, No. 3-4, p.47-50 [3]), including a foreshaft fixed with a steel shell drilled through this foreshaft in the rock mass, cased with a metal casing with a bottom, external engineering protective a barrier with a lower protective screen made of bentonite-cement monolith, created by plugging the annulus, an internal engineering protective barrier with an upper protective screen formed inside the casing by a bentonite-cement monolith, a lifting string, containers with radioactive waste mounted on a lifting string, a radioecological monitoring system located in the channels of the internal engineering protective barrier, and a cover casing string.

- низкая экологическая безопасность при долговременной эксплуатации хранилища с внутренним инженерным защитным барьером, образованным бентонито-цементным монолитом, вследствие отсутствия возможности оперативного извлечения размещенных в нем контейнеров с радиоактивными отходами при деформации и нарушении целостности инженерных защитных барьеров, вызываемых подвижкой пород вмещающего массива и, соответственно, снижения надежности системы обеспечения экологической безопасности, отсутствия возможности восстановления целостности внутреннего инженерного защитного барьера при незначительных нарушениях в этом барьере, вызванных техногенными факторами и выявленных в ходе мониторинга, повышенной опасности разрушения внутреннего защитного барьера хранилища при нарушении соосности обсадной колонны и спускоподъемной колонны с контейнерами из-за возможного нарушения вертикальности скважины, результатом чего является неравномерность зазора между стенками обсадной колонны и контейнерами и, соответственно, толщины и прочности внутреннего инженерного защитного барьера, состоящего из бентонито-цементного монолита;- low environmental safety during the long-term operation of the storage facility with an internal engineering protective barrier formed by a bentonite-cement monolith, due to the inability to quickly remove containers containing radioactive waste placed in it during deformation and violation of the integrity of engineering protective barriers caused by rock movement of the enclosing massif and, accordingly, reduce the reliability of the environmental safety system, the lack of the ability to restore integrity internal engineering protective barrier with minor violations in this barrier caused by man-caused factors and identified during monitoring, increased risk of destruction of the internal protective barrier of the storehouse when the alignment of the casing string and the casing string with containers is violated due to a possible violation of the verticality of the well, resulting in uneven clearance between the walls of the casing and the containers and, accordingly, the thickness and strength of the internal engineering protective bar ier, consisting of a bentonite-cement monolith;

- повышенная трудоемкость вывода хранилища радиоактивных отходов из эксплуатации при завершении срока его использования по причине сложности извлечения размещенных в нем контейнеров с РАО, находящихся в бентонито-цементном монолите, образующем внутренний инженерный защитный барьер;- increased complexity of the decommissioning of the radioactive waste storage facility at the end of its use due to the difficulty of removing the containers placed in it from the radioactive waste located in a bentonite-cement monolith forming an internal engineering protective barrier;

- низкий коэффициент эффективности использования площади землеотвода, выделенного под хранилище, в связи с ограничениями по глубине и вместимости хранилища, обусловленных прочностными характеристиками спускоподъемной колонны и грузоподъемностью используемого при загрузке спускоподъемного оборудования, и, как следствие, отсутствие возможности хранения значительных объемов отходов повышенной активности, глубина размещения которых регламентируется нормативными документами Международного Агенства по Атомной Энергии (МАГАТЭ) (General Safety Guide. Classification of Radioactive Waste. GSG-1. IAEA-2009 [4]).- low coefficient of efficiency of use of the area of land allotted for storage, due to restrictions on the depth and capacity of the storage, due to the strength characteristics of the lifting column and the load capacity of the lifting equipment used when loading, and, as a result, the inability to store significant volumes of waste of increased activity, depth placement of which is regulated by regulatory documents of the International Atomic Energy Agency (IAEA) (General Saf ety Guide. Classification of Radioactive Waste. GSG-1. IAEA-2009 [4]).

Преимуществами заявляемого хранилища радиоактивных отходов являются повышение экологической безопасности, повышение коэффициента использования площади землеотвода, выделяемого под хранилище радиоактивных отходов, возможность размещения в хранилище увеличенного количества отходов повышенной активности, пониженная трудоемкость вывода хранилища радиоактивных отходов из эксплуатации при завершении срока его использования.The advantages of the inventive radioactive waste storage are increased environmental safety, increased utilization of the land allotment area allocated for the radioactive waste storage, the possibility of placing an increased amount of increased activity waste in the storage, reduced laboriousness of decommissioning of the radioactive waste storage at the end of its useful life.

Указанные преимущества достигаются тем, что хранилище радиоактивных отходов включает форшахту, закрепленную стальной обечайкой, пробуренную через эту форшахту в породном массиве скважину, обсаженную металлической обсадной колонной с дном, снабженным посадочными опорно-центрирующими башмаками, термоизолятор из инертного водонепроницаемого и термостойкого материала, размещенный по внутренней образующей металлической обсадной колонны, внешний инженерный защитный барьер с нижним защитным экраном из бентонито-цементного монолита, созданный путем тампонажа затрубного пространства, внутренний инженерный защитный барьер с верхним защитным экраном, образованный внутри металлической обсадной колонны инертным материалом, твердым в естественных условиях, но способным изменять свое агрегатное состояние (твердое - жидкое) под тепловым воздействием, систему управления агрегатным состоянием материала внутреннего инженерного защитного барьера, выполненную из труб, спускоподъемную колонну с размещенными на ней контейнерами с РАО, систему радиоэкологического мониторинга и крышку обсадной колонны.These advantages are achieved in that the radioactive waste storage facility includes a foreshaft fixed with a steel shell, a well drilled through this foreshaft, cased with a metal casing with a bottom equipped with landing support-centering shoes, an insulator made of an inert waterproof and heat-resistant material, placed on the inside forming metal casing, external engineering protective barrier with a lower protective screen made of bentonite-cement monolith, with given by grouting the annulus, an internal engineering protective barrier with an upper protective shield, formed inside the metal casing with an inert material that is solid under natural conditions, but capable of changing its state of aggregation (solid - liquid) under thermal influence, a control system for the state of aggregation of internal engineering material a protective barrier made of pipes, a hoisting column with containers with radioactive waste placed on it, a radioecological monitoring system and casing cover.

Отличительными признаками предлагаемого хранилища радиоактивных отходов является то, что дно металлической обсадной колонны снабжено посадочными опорно-центрирующими башмаками, выполненными с направляющими скосами и обеспечивающими коаксиальность расположения спускоподъемной и обсадной колонн, что позволяет достичь равной толщины и соответственно одинаковых прочностных и защитных характеристик внутреннего инженерного защитного барьера по всему периметру хранилища; термоизолятор из инертного водонепроницаемого и термостойкого материала, размещенный по внутренней образующей металлической обсадной колонны, снижает воздействие температурных факторов на внутренний и внешний инженерные защитные барьеры и вмещающий массив; внутренний инженерный защитный барьер образован инертным материалом, твердым в естественных условиях, но способным изменять свое агрегатное состояние (твердое-жидкое) под тепловым воздействием (например: бентонит, гудрон, другие аналогичные термопластичные материалы или алюмосиликаты), что позволяет в ходе эксплуатации хранилища обеспечить надежную изоляцию контейнеров с РАО во внутреннем инженерном защитном барьере, образованном твердым водонепроницаемым материалом, а перевод этого материала в жидкое агрегатное состояние обеспечивает возможность оперативного извлечения контейнеров с РАО из хранилища при выводе хранилища из эксплуатации и возникновении аварийной ситуации, а также осуществлять восстановление защитных свойств внутреннего инженерного защитного барьера, поскольку приведение его в жидкое состояние приводит к заполнению и ликвидации трещин и других деформаций, образующихся в процессе эксплуатации хранилища, кроме того, использование термопластичного материала для внутреннего инженерного защитного барьера позволяет сооружать хранилища радиоактивных отходов увеличенных глубин для обеспечения возможности размещения в них контейнеров с отходами различного уровня активности на рекомендованных глубинах без использования техники увеличенной грузоподъемности, поскольку в процессе размещения контейнеров с РАО в хранилище радиоактивных отходов материал, образующий внутренний инженерный защитный барьер, находится в жидком агрегатном состоянии и частично компенсирует массу загружаемых контейнеров с РАО; система управления агрегатным состоянием материала внутреннего инженерного защитного барьера выполнена из последовательно связанных в единую коммуникационную систему U-образных труб, равномерно размещенных по внутренней образующей металлической обсадной колонны и связанных через подводное устройство с технологическим комплексом подготовки используемого теплоносителя (воды, пара или воздуха), а верхние части этих труб снабжены оголовками с герметизирующими крышками, обеспечивающими в процессе эксплуатации хранилища доступ во внутренние полости этих труб и размещение там системы радиоэкологического мониторинга, такая конструкция системы управления агрегатным состоянием материала внутреннего инженерного защитного барьера позволяет осуществлять его перевод из одного агрегатного состояния в другое и обеспечивать возможность радиоэкологического мониторинга всего объема хранилища радиоактивных отходов.Distinctive features of the proposed storage facility for radioactive waste is that the bottom of the metal casing is equipped with landing support-centering shoes made with guide bevels and providing coaxial arrangement of the lifting and casing strings, which makes it possible to achieve equal thickness and correspondingly the same strength and protective characteristics of the internal engineering protective barrier around the perimeter of the store; a thermal insulator made from an inert waterproof and heat-resistant material, placed along the inner generatrix of the metal casing string, reduces the influence of temperature factors on the internal and external engineering protective barriers and the enclosing array; the internal engineering protective barrier is formed by an inert material that is solid under natural conditions, but capable of changing its state of aggregation (solid-liquid) under thermal influence (for example: bentonite, tar, other similar thermoplastic materials or aluminosilicates), which allows reliable storage during operation isolation of containers with radioactive waste in the internal engineering protective barrier formed by a solid waterproof material, and the transfer of this material into a liquid state of aggregation will ensure This makes it possible to promptly remove containers with radioactive waste from the storage facility during decommissioning and an emergency, as well as to restore the protective properties of the internal engineering protective barrier, since bringing it into a liquid state leads to the filling and elimination of cracks and other deformations formed during operation storage facilities, in addition, the use of thermoplastic material for the internal engineering protective barrier allows the construction of radioactive storage facilities increased waste depths to ensure that containers with waste of various levels of activity can be placed in them at recommended depths without the use of increased load-carrying equipment, since in the process of placing containers with radioactive waste in the radioactive waste storage, the material that forms the internal engineering protective barrier is in a liquid state of aggregation and partially compensates for the mass of loaded containers with radioactive waste; the control system for the state of aggregation of the material of the internal engineering protective barrier is made of U-shaped pipes sequentially connected into a single communication system, uniformly placed along the inner generatrix of the metal casing and connected through an underwater device to the technological complex for preparing the coolant used (water, steam or air), and the upper parts of these pipes are equipped with heads with sealing caps that provide access to the interior during storage operation rennie cavity and placement of these tubes there radiation monitoring system, such control system design engineering internal protective barrier material aggregate state enables its transfer from one state to another and allow radiological monitoring the total volume of radioactive waste storage.

Таким образом, предлагаемое изобретение обеспечивает повышение экологической безопасности хранилищ радиоактивных отходов путем создания эффективной и надежной многобарьерной защиты окружающей среды, исключающей возможность миграции радионуклидов в породы вмещающего массива и грунтовые воды, снижает трудоемкость вывода хранилищ этого типа из эксплуатации, а также позволяет повысить коэффициент эффективности использования площади землеотвода, выделенного под хранилище, за счет сооружения хранилищ повышенной глубины и вместимости и размещения в них контейнеров с отходами различного уровня активности на рекомендованных глубинах.Thus, the present invention improves the environmental safety of radioactive waste storages by creating effective and reliable multi-barrier environmental protection, eliminating the possibility of radionuclide migration into the rocks of the enclosing massif and groundwater, reduces the complexity of decommissioning of this type of storages, and also improves the efficiency of use land allotment area allocated for storage due to the construction of storage facilities of increased depth and capacity and placing in them containers with waste of various levels of activity at recommended depths.

Предлагаемое хранилище радиоактивных отходов представлено на фиг.1, 2, 3 и 4, где фиг.1 - вид хранилища радиоактивных отходов в разрезе; фиг.2 - вид хранилища радиоактивных отходов в разрезе по A-A, фиг.3 - развертка системы управления агрегатным состоянием материала внутреннего инженерного барьера по стрелке B фиг.2, фиг.4 - пример расположения системы радиоэкологического мониторинга в трубе системы управления агрегатным состоянием материала внутреннего инженерного защитного барьера.The proposed storage of radioactive waste is presented in figures 1, 2, 3 and 4, where figure 1 is a sectional view of the storage of radioactive waste; figure 2 is a view of the storage of radioactive waste in the context of AA, figure 3 is a scan of the control system of the state of aggregation of the material of the internal engineering barrier in arrow B figure 2, figure 4 is an example of the location of the radioecological monitoring system in the pipe of the system of control of the state of aggregation of the material of internal engineering protective barrier.

Хранилище радиоактивных отходов включает форшахту 1 закрепленную стальной обечайкой 2, пробуренную через форшахту 1 в породном массиве 3 скважину 4 глубиной (L_t), выполненную с расширением в зонах залегания пластов 5, представленных слабыми неустойчивыми и обводненными породами, металлическую обсадную колонну 6 с дном 7, снабженным посадочными опорно-центрирующими башмаками 8, внешний инженерный защитный барьер 9 с нижним защитным экраном 10, созданным путем тампонажа затрубного пространства, термоизолятор 11 из инертного водонепроницаемого и термостойкого материала, размещенный по внутренней образующей металлической обсадной колонны 6, внутренний инженерный защитный барьер 12 с верхним защитным экраном 13, образованный внутри металлической обсадной колонны 6 инертным материалом, твердым в естественных условиях, но способным изменять свое агрегатное состояние (твердое-жидкое) под тепловым воздействием, систему управления агрегатным состоянием 14 материала внутреннего инженерного защитного барьера 12, выполненную из труб 15, спускоподъемную колонну 16 с размещенными на ней контейнерами с РАО - контейнерами с низкоактивными отходами 17 и контейнерами с отходами повышенной активности 18, технологический комплекс (на рисунке не показан) подготовки (нагрева или охлаждения) используемого в технологическом процессе теплоносителя (воды, пара или воздуха), связанный посредством подводного устройства 19 с системой управления агрегатным состоянием 14 материала внутреннего инженерного защитного барьера 12, спускоподъемное устройство (на рисунке не показано), обеспечивающее спускоподъемные операции со спускоподъемной колонной 16, и систему радиоэкологического мониторинга 20, крышку 21 металлической обсадной колонны 6. При этом глубина (L₁) скважины 4 превышает высоту (L₂) металлической обсадной колонны 6 на толщину нижнего защитного экрана 10, определяемого в зависимости от горно-геологической ситуации в месте сооружения хранилища и радиационных характеристик, размещаемых в этом хранилище радиоактивных отходов, высота (L₂) металлической обсадной колонны 6 превышает общую высоту (L₃) контейнеров с отходами повышенной активности 18, размещенных в этом хранилище, на рекомендованную для данных отходов минимальную глубину (L₄) (для отходов среднего уровня активности эта глубина составляет 30÷35 м) [4]; материал, используемый для создания внутреннего инженерного защитного барьера 12, является термопластичным (например: бентонит, гудрон, другие аналогичные материалы или алюмосиликаты) и способен изменять свое агрегатное состояние (твердое-жидкое) под тепловым воздействием; система управления агрегатным состоянием 14 внутреннего инженерного защитного барьера 12 выполнена из последовательно связанных в единую коммуникационную систему U-образных труб 15, равномерно размещенных по внутренней образующей металлической обсадной колонны 6 хранилища (фиг.3) и снабженных в верхней части оголовками 22 с герметизирующими крышками 23, обеспечивающими в процессе эксплуатации хранилища доступ во внутренние полости труб 15 системы радиоэкологического мониторинга 20 состояния инженерных барьеров, и связана через патрубки 19 с технологическим комплексом подготовки теплоносителя; опорно-центрирующие башмаки 8 выполнены с направляющими скосами, обеспечивающими коаксиальность взаимного расположения металлической обсадной колонны 6 со спускоподъемной колонной 16 с размещенными на ней контейнерами с РАО.The radioactive waste storage facility includes foreshaft 1 fixed by a steel shell 2, drilled through foreshaft 1 in rock mass 3, a well 4 of depth (L _t ), made with expansion in the bedding zones of formations 5, represented by weak unstable and flooded rocks, a metal casing 6 with a bottom 7 equipped with landing support-centering shoes 8, an external engineering protective barrier 9 with a lower protective screen 10, created by tamping the annulus, thermal insulator 11 from an inert waterproof and heat-resistant material, placed along the inner generatrix of the metal casing 6, the internal engineering protective barrier 12 with the upper protective screen 13, formed inside the metal casing 6 with an inert material, solid in natural conditions, but capable of changing its state of aggregation (solid-liquid) under thermal effect, the control system of the state of aggregation 14 of the material of the internal engineering protective barrier 12, made of pipes 15, the hoisting column 16 with containers with radioactive waste - containers with low-level waste 17 and containers with high-activity waste 18, a technological complex (not shown in the figure) for the preparation (heating or cooling) of the coolant used in the technological process (water, steam or air) connected through an underwater device 19 s an aggregate state control system 14 of the material of the internal engineering protective barrier 12, a hoisting device (not shown in the figure) providing hoisting operations with a hoisting ring 16, and the radioecological monitoring system 20, the cover 21 of the metal casing 6. In this case, the depth (L ₁ ) of the well 4 exceeds the height (L ₂ ) of the metal casing 6 by the thickness of the lower protective screen 10, which is determined depending on the geological situation at the site of the construction of the storage facility and the radiation characteristics placed in this storage facility for radioactive waste, the height (L ₂ ) of the metal casing 6 exceeds the total height (L ₃ ) of the containers with increased activity waste 18 located in this storage facility, the minimum depth recommended for these wastes (L ₄ ) (for wastes of an average level of activity, this depth is 30–35 m) [4]; the material used to create the internal engineering protective barrier 12 is thermoplastic (for example: bentonite, tar, other similar materials or aluminosilicates) and is able to change its state of aggregation (solid-liquid) under thermal influence; the control system for the state of aggregation 14 of the internal engineering protective barrier 12 is made of U-shaped pipes 15 sequentially connected into a single communication system, evenly spaced along the inner generatrix of the metal casing 6 of the storage (Fig. 3) and equipped at the top with heads 22 with sealing caps 23 that provide access to the internal cavities of pipes 15 of the radioecological monitoring system 20 of the state of engineering barriers during operation of the storage facility and is connected through pipes 19 s technological complex for the preparation of a coolant; support-centering shoes 8 are made with guide bevels providing coaxiality of the relative position of the metal casing 6 with the hoisting string 16 with containers with radioactive waste placed on it.

Хранилище радиоактивных отходов используется следующим образом - в металлическую обсадную колонну 6 загружается выбранный для создания внутреннего инженерного барьера 12 термопластичный материал в объеме, достаточном для заполнения всего свободного от контейнеров с РАО пространства, после чего посредством технологического комплекса подготовки теплоносителя через патрубки 19 в трубы 15 системы управления агрегатным состоянием 14 подается нагретый теплоноситель. Под тепловым воздействием размещенный в металлической обсадной колонне 6 термопластичный материал переходит в жидкое агрегатное состояние, при этом термоизолятор 11 снижает воздействие температуры на внешний инженерный защитный барьер 9 и тепловые потери во внешнюю среду. После приведения термопластичного материала в жидкое агрегатное состояние осуществляется загрузка хранилища радиоактивных отходов, для чего над металлической обсадной колонной 6 монтируется спускоподъемная колонна 16, на которой устанавливаются контейнеры с РАО, при этом в нижней части спускоподъемной колонны 16 устанавливаются контейнеры с отходами повышенной активности 18 с таким условием, что верх верхнего ряда этих контейнеров при размещении в хранилище будет находиться на отметке не выше глубины (L4) над контейнерами с отходами повышенной активности 18, на спускоподъемной колонне 16, устанавливаются контейнеры с низкоактивными отходами 17 на которые ограничения по глубине размещения не распространяются. Такое расположение контейнеров с РАО в хранилище радиоактивных отходов позволяет наиболее эффективно использовать полезный объем этого хранилища, поскольку контейнеры с отходами различных уровней активности размещаются на глубинах, регламентированных нормативными документами для размещения отходов данного уровня активности, что обеспечивает как полную загрузку хранилища, так и наиболее рациональное использование его глубины при обеспечении экологической безопасности. Заполнение спускоподъемной колонны 16 контейнерами с РАО может осуществляться как полностью перед ее спуском в металлическую обсадную колонну 6, так и в процессе этого спуска. Спускоподъемная колонна 16 с контейнерами с РАО, спускоподъемным устройством опускается в металлическую обсадную колонну 6 и устанавливается на опорно-центрирующие башмаки 8, которые способствуют их взаимному коаксиальному расположению и обеспечивают равновеликий зазор между контейнерами с РАО и стенками металлической обсадной колонны 6. Спускаемые контейнеры с РАО вытесняют вверх по металлической обсадной колонне 6 излишки жидкого термопластичного материала, который заполняет все технологические полости и зазоры, а также свободное пространство в верхней части металлической обсадной колонны 6 над контейнерами с низкоактивными отходами 17. При этом плотность находящегося в жидком состоянии термопластичного материала частично компенсирует массу спускаемой в металлическую обсадную колонну 6 спускоподъемной колонны 16 с контейнерами с РАО. После завершения спуска спускоподъемной колонны 16 в металлическую обсадную колонну 6 путем изменения температуры теплоносителя, подаваемого в систему управления агрегатным состоянием 14, термопластичный материал переводится в твердое агрегатное состояние, образуя надежный водонепроницаемый внутренний инженерный защитный барьер 12 с верхним защитным экраном 13. Затем подача теплоносителя в систему управления агрегатным состоянием 14 прекращается, теплоноситель удаляется из труб 15 через патрубки 19 и металлическая обсадная колонна 6 закрывается крышкой 21.The radioactive waste storage facility is used as follows - thermoplastic material selected to create an internal engineering barrier 12 is loaded into a metal casing 6 in an amount sufficient to fill all the space free from containers with radioactive waste, after which, through a technological complex for preparing the coolant through pipes 19 into pipes 15 of the system control of the state of aggregation 14 serves the heated coolant. Under thermal influence, the thermoplastic material placed in the metal casing 6 passes into the liquid aggregate state, while the thermal insulator 11 reduces the effect of temperature on the external engineering protective barrier 9 and heat loss to the external environment. After the thermoplastic material is brought into a liquid state of aggregation, the radioactive waste storage is loaded, for which a hoisting string 16 is mounted over the metal casing 6, on which containers with radioactive waste are installed, while containers with increased activity 18 are installed in the lower part of the hoisting string 16 with such provided that the top of the top row of these containers when placed in storage will be at a mark no higher than the depth (L4) above the containers with waste shennoy activity 18 tripping on the column 16, mounted with a low level radioactive waste containers 17 in which the depth of placement restrictions do not apply. This arrangement of containers with radioactive waste in the radioactive waste repository allows the most efficient use of the useful volume of this repository, since containers with waste of various levels of activity are located at depths regulated by regulatory documents for waste disposal at a given level of activity, which ensures both full loading of the storage and the most rational use of its depth while ensuring environmental safety. Filling of the lifting string with 16 containers with radioactive waste can be carried out both completely before its descent into the metal casing 6, and during this descent. Launching string 16 with containers with radioactive waste, a lifting device is lowered into the metal casing 6 and mounted on the support-centering shoes 8, which facilitate their mutual coaxial location and provide an equal gap between the containers with radioactive waste and the walls of the metal casing 6. Launching containers with radioactive waste the surplus liquid thermoplastic material is displaced up the metal casing 6, which fills all technological cavities and gaps, as well as free the space in the upper part of the metal casing 6 above the containers with low-level waste 17. At the same time, the density of the thermoplastic material in the liquid state partially compensates for the mass of the lowering string 16 with the radioactive waste containers discharged into the metal casing 6. After the descent of the hoisting string 16 into the metal casing 6 is completed by changing the temperature of the coolant supplied to the state control system 14, the thermoplastic material becomes solid state, forming a reliable waterproof internal engineering protective barrier 12 with the upper protective screen 13. Then the coolant is fed into the state control system 14 is terminated, the coolant is removed from the pipes 15 through the nozzles 19 and the metal casing 6 closed lid 21.

Контроль состояния барьеров инженерной защиты системы обеспечения экологической безопасности хранилища радиоактивных отходов в процессе эксплуатации производится системой радиоэкологического мониторинга 20, для чего с оголовков 22 снимаются герметизирующие крышки 23 и в трубах 15 размещается система радиоэкологического мониторинга 20 (фиг.4), при этом расположение труб 15 по всему периметру хранилища обеспечивает возможность получения информации о состоянии барьеров инженерной защиты по всему объему хранилища.Monitoring the status of engineering protection barriers of the environmental safety system of the radioactive waste storage facility during operation is carried out by the radioecological monitoring system 20, for which sealing caps 23 are removed from the heads 22 and the radioecological monitoring system 20 is placed in the pipes 15 (Fig. 4), while the arrangement of the pipes 15 along the entire perimeter of the repository provides the ability to obtain information on the status of engineering protection barriers throughout the repository.

При выводе хранилища радиоактивных отходов из эксплуатации посредством подачи теплоносителя в систему управления агрегатным состоянием 14 термопластичный материал, образующий внутренний инженерный защитный барьер 12, переводится в жидкое агрегатное состояние и спускоподъемная колонна 16 с контейнерами с РАО спускоподъемным устройством извлекается из металлической обсадной колонны 6, затем извлекается термопластичный материал, а внутренний объем металлической обсадной колонны 6 заполняется материалом, способным зафиксировать оставшиеся радионуклиды, например бентонито-цементный раствор, глина.When a radioactive waste storage facility is decommissioned by supplying a coolant to an aggregate state control system 14, the thermoplastic material forming an internal engineering protective barrier 12 is transferred to an aggregate liquid state and the lifting string 16 with RW containers with a lifting and lifting device is removed from the metal casing 6, then removed thermoplastic material, and the internal volume of the metal casing 6 is filled with material capable of fixing the remaining Esja radionuclides, such as bentonite-cement slurry, clay.

В результате проведенного анализа проектируемых и существующих хранилищ скважинного типа и моделирования процессов функционирования инженерных барьеров этих хранилищ было установлено, что хранилище радиоактивных отходов скважинного типа с предложенной системой обеспечения экологической безопасности обеспечивает значительное повышение надежности локализации радиоактивных отходов в различных горно-геологических условиях и наиболее полное и рациональное использование землеотвода.As a result of the analysis of the designed and existing downhole storage facilities and modeling of the functioning of engineering barriers of these storage facilities, it was found that the downhole type radioactive waste storage facility with the proposed environmental safety system provides a significant increase in the reliability of radioactive waste localization in various mining and geological conditions and the most complete and rational use of land allocation.

Claims

A radioactive waste storage facility comprising a foreshaft fixed with a steel shell drilled through this foreshaft in a rock mass, cased with a metal casing with a bottom, an external engineering protective barrier with a lower protective screen made of bentonite-cement monolith created by plugging the annular space, an internal engineering protective barrier with an upper protective shield, formed inside a metal casing string, a hoisting string with RW containers placed on it, a system environmental monitoring and the casing cover, characterized in that the bottom of the metal casing is equipped with landing support-centering shoes, the inner surface of the metal casing is equipped with a heat insulator of inert waterproof and heat-resistant material, the internal engineering protective barrier with the upper protective screen inside the metal casing is formed material that is solid under natural conditions, but capable of changing its state of aggregation (solid thin) under thermal influence, and has a control system for the state of aggregation of the material forming an internal engineering protective barrier, made in the form of series-connected U-shaped pipes placed along the inner generatrix of the metal casing, and the radioecological monitoring system during operation of the radioactive waste storage facility is located in pipes of the control system for the state of aggregation of the material of the internal engineering protective barrier.