Переработка реакторного графита и обеспечение её пожарной безопасности

 
 
 
 
 
 
М. Р. Шавалеев, Н. М. Барбин, Д. И. Терентьев 
 
 
 
 
 
 
ПЕРЕРАБОТКА РЕАКТОРНОГО ГРАФИТА 
И ОБЕСПЕЧЕНИЕ ЕЁ ПОЖАРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ 
 
Монография 
 
Под редакцией Н. М. Барбина 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
Москва    Вологда 
«Инфра-Инженерия» 
2023 

УДК 621.039.7 
ББК 35.36 
Ш14 
 
 
Рецензенты: 
доктор технических наук Красиков С. А.; 
кандидат химических наук Сенин А. В. 
 
 
 
 
 
 
Шавалеев, М. Р. 
Ш14  
Переработка реакторного графита и обеспечение её пожарной безопасности : монография / М. Р. Шавалеев, Н. М. Барбин, Д. И. Терентьев; 
под ред. Н. М. Барбина. – Москва ; Вологда : Инфра-Инженерия, 2023. – 
164 с. : ил., табл. 
ISBN 978-5-9729-1497-5 
 
Рассматриваются способы переработки реакторного графита: компактирование и суперкомпактирование, беспламенное сжигание и другие. 
Даны рекомендации по организации и проведению работ пожарно-спасательными подразделениями в зоне повышенного облучения. 
Для специалистов в области радиационной безопасности, пожарной 
безопасности, исследователей, использующих термодинамическое моделирование, а также студентов соответствующих специальностей высших 
учебных заведений. 
 
УДК 621.039.7 
ББК 35.36 
 

 
 
 
 
 
 
 
ISBN 978-5-9729-1497-5 
” Шавалеев М. Р., Барбин Н. М., Терентьев Д. И., 2023 
” Уральский институт ГПС МЧС России, 2023 
” Уральский государственный аграрный университет, 2023 
 
” Издательство «Инфра-Инженерия», 2023 
 
” Оформление. Издательство «Инфра-Инженерия», 2023 

ОГЛАВЛЕНИЕ 
 
Основные термины и определения 
............................................................................ 5 
 
Введение ....................................................................................................................... 7 
 
Глава 1. Реакторный графит как разновидность твердых радиоактивных отходов 
.... 
8 
 
Глава 2. Существующие способы переработки реакторного графита ................ 12 
2.1. Компактирование и суперкомпактирование ............................................... 12 
2.2. Открытое (пламенное) сжигание 
.................................................................. 13 
2.3. Беспламенное сжигание 
................................................................................. 16 
2.4. В режиме самораспространяющегося высокотемпературного синтеза  
..... 19 
2.5. Высокотемпературная (плазменная) сепарация 
.......................................... 20 
 
Глава 3. Переработка реакторного графита в оксидно-карбонатных системах 
....... 22 
3.1. Термодинамическое моделирование процессов, протекающих  
при нагревании радиоактивного графита в различных системах ........................ 22 
3.1.1. Описание программы «Terra» и методика проводимого  
термодинамического моделирования 
...................................................................... 22 
3.1.2. Термодинамический анализ процесса нагрева реакторного графита  
в оксидно-карбонатных системах 
............................................................................ 24 
3.1.3. Термодинамические расчеты взаимодействия реакторного графита  
с оксидами меди и никеля в расплавах карбонатов 
............................................... 33 
3.2. Термический анализ процессов окисления графита в расплавах солей  
с оксидами меди и никеля ........................................................................................ 39 
3.2.1. Окисление углерода оксидами металлов 
.............................................  39 
3.2.2. Окисление углерода оксидом меди ......................................................  42 
3.2.3. Окисление углерода оксидом никеля 
.................................................... 46 
3.3. Методика проведения термического анализа ............................................. 48 
3.4. Результаты термического анализа 
................................................................ 52 
3.4.1. Термограммы нагревания оксида меди и углерода 
.................................. 
55 
3.4.2. Термограммы нагревания оксида меди в системе Na2CO3-K2CO3 
......... 
59 
3.4.3. Термограммы нагревания системы CuO-С-Na2CO3-K2CO3 .................... 
61 
3.4.4. Термограммы нагревания системы CuO-Na2CO3-K2CO3-Li2CO3 
........... 
65 
3.4.5. Термограммы нагревания системы CuO-С-Na2CO3-K2CO3-Li2CO3 
....... 
67 
3.4.6. Термограммы нагревания оксида никеля и углерода .............................. 
71 
3.4.7. Термограммы нагревания оксида никеля в системе Na2CO3-K2CO3 ..... 
74 
3.4.8. Термограммы нагревания системы NiO-С-Na2CO3-K2CO3 
..................... 
77 
3.4.9. Термограммы нагревания системы NiO-Na2CO3-K2CO3-Li2CO3 
............ 
79 
3.4.10. Термограммы нагревания системы NiO-С-Na2CO3-K2CO3-Li2CO3 ..... 
82 
3.5. Теоретические значения энтальпии реакций, протекающих  
при нагреве графита в различных системах ........................................................... 85 
3.6. Определение энтальпии реакций эталонных смесей 
.................................. 86 
3.7. Расчетные значения энтальпии реакций, протекающих  
при нагреве графита в различных системах ........................................................... 89 
3.8. Статистическая обработка полученных значений температуры  
протекающих процессов 
........................................................................................... 92 
3 


3.9. Термогравиметрический анализ процесса окисления графита  
в оксидно-карбонатных системах 
............................................................................ 94 
3.9.1. Аналитический обзор степени превращения углерода CuO и NiO ...... 94 
3.9.2. Методика проведения термогравиметрического анализа 
................... 96 
3.10. Результаты термогравиметрического анализа .......................................... 98 
3.10.1. Максимальное теоретическое изменение массы  
при взаимодействии углерода с оксидами NiO и CuO ........................................ 102 
3.10.2. Кинетические уравнения, характеризующие процесс  
взаимодействия углерода с оксидами в расплавах солей ................................... 103 
3.11. Определение энергии активации систем ................................................. 108 
3.12. Технология переработки реакторного графита в оксидно-карбонатных 
системах 
.................................................................................................................... 109 
3.12.1. Конструкция печи, применяемая для переработки реакторного  
графита методом окисления в расплаве солей ..................................................... 111 
 
Глава 4. Переработка реакторного графита в атмосфере азота  
в электродуговых печах .......................................................................................... 112 
4.1. Термодинамический анализ процессов, протекающих 
при нагреве реакторного графита в атмосфере азота 
...................................... 112 
4.2. Термодинамические расчеты физико-химических реакций, 
протекающих при нагревании реакторного графита в атмосфере азота 
....... 120 
4.3. Теплофизические свойства системы радиоактивный графит – азот 
в условиях полного сжигания углерода 
............................................................ 125 
4.4. Технологический процесс переработки реакторного графита ................ 134 
 
Глава 5. Пожарная опасность и противопожарная защита переработки  
реакторного графита ............................................................................................... 138 
5.1. Пожарная опасность графита 
...................................................................... 138 
5.2. Категорирование по взрывопожарной и пожарной опасности ............... 139 
5.2.1. Категорирование по взрывопожарной и пожарной опасности  
помещений с переработкой графита в оксидно-карбонатных системах ........... 140 
5.2.2. Категорирование по взрывопожарной и пожарной опасности  
помещений с переработкой графита в электродуговых печах ........................... 144 
5.3. Рекомендации по организации и проведению работ  
пожарно-спасательными подразделениями в зоне повышенного облучения ..... 145 
 
Заключение 
............................................................................................................... 150 
 
Список литературы ................................................................................................. 151 
 
Приложение А 
.......................................................................................................... 160 
 
Приложение Б .........................................................................................................  161 
 
 
 
4 


ОСНОВНЫЕ ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ 
 
АВАРИЙНАЯ СИТУАЦИЯ – ситуация, характеризующаяся вероятностью возникновения аварии с возможностью дальнейшего ее развития. 
АНАЛИЗ – дифференциальное и интегральное исчисление (то есть совокупность понятий, теорем и методик, позволяющая исследовать функции путём 
изучения скоростей их изменения, нахождения их средних значений, а также выяснения связи между этими объектами). 
АЭС (атомная электростанция) – ядерная установка для производства 
энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определённой проектом территории, на которой для осуществления этой 
цели используются ядерный реактор (реакторы) и комплекс необходимых систем, устройств, оборудования и сооружений с необходимыми работниками 
(персоналом) (ОПБ-88/97). 
БЛОК АЭС – часть АЭС, выполняющая функцию станции в определенном проектом объеме. 
ВЗРЫВ ПАРОВОЗДУШНОГО ОБЛАКА – процесс сгорания горючей 
паровоздушной смеси в открытом пространстве с образованием волн давления. 
ВЗРЫВООПАСНАЯ СМЕСЬ – смесь воздуха или окислителя с горючими газами, парами легковоспламеняющихся жидкостей, горючими пылями 
или волокнами, которая при определенной концентрации и возникновении источника инициирования взрыва способна взорваться. 
ВЕЩЕСТВО РАДИОАКТИВНОЕ – вещество в любом агрегатном состоянии, содержащее радионуклиды с активностью, на которые распространяются требования НРБ-99/2009. 
ГРАФИТ – минерал из класса самородных элементов, одна из аллотропных модификаций углерода. 
ЗАГРЯЗНЕНИЕ РАДИОАКТИВНОЕ – присутствие радиоактивных веществ на поверхности, внутри материала, в воздухе, в теле человека или в другом месте, в количестве, превышающем уровни, установленные НРБ-99/2009 и 
ОСПОРБ-99. 
ИЗОТОП – разновидности атомов (и ядер) какого-либо химического элемента, которые имеют одинаковый атомный (порядковый) номер, но при этом 
разные массовые числа. 
ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ – излучение, которое создается при 
радиоактивном распаде, ядерных превращениях, торможении заряженных частиц в веществе и образует при взаимодействии со средой ионы разных знаков. 
ИСТОЧНИК ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ – радиоактивное вещество или устройство, испускающее или способное испускать ионизирующее 
излучение, на которые распространяется действие НРБ-99/2009. 
КАТЕГОРИЯ ПОЖАРНОЙ (ВЗРЫВОПОЖАРНОЙ) ОПАСНОСТИ 
ОБЪЕКТА – классификационная характеристика пожарной (взрывопожарной) 
опасности здания (или частей здания между противопожарными стенами – пожарных отсеков), сооружения, строения, помещения, наружной установки. 
5 


ПОЖАР В ПОМЕЩЕНИИ – процесс диффузионного горения твердых, 
жидких и газообразных горючих веществ, находящихся в помещении, вызывающий прогрев строительных конструкций и технологического оборудования с 
возможной потерей ими несущей способности. 
ПОЖАРНАЯ НАГРУЗКА – количество теплоты, которое может выделиться в помещение при пожаре. 
РАДИОНУКЛИД – нуклиды, ядра которых нестабильны и испытывают 
радиоактивный распад. 
ТЕРМОДИНАМИЧЕСКОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ – анализ равновесного состояния систем в целом. Под термодинамическими системами понимаются условно выделенные материальные области, взаимодействие которых с 
окружающей средой сводится к обмену теплом и работой. 
УДЕЛЬНАЯ ПОЖАРНАЯ НАГРУЗКА – количество теплоты, которое 
может выделиться в помещение при пожаре, отнесенное к площади размещения 
находящихся в помещении горючих и трудногорючих веществ и материалов. 
 
 
 
 
6 


ВВЕДЕНИЕ 
 
Атомная энергетика – активно развивающаяся отрасль. Постепенно иссякающие запасы нефти, газа и угля делают применение атомных электростанций 
(АЭС) одним из перспективных, альтернативных источников энергии [1].  
Использование атомной энергетики – экономически заманчивая идея, так 
как для атомных электростанций с принципом действия на быстрых нейтронах 
стоимость калории оказывается примерно в 4000 раз дешевле, чем у угля. А в 
случае АЭС на медленных нейтронах и с использованием изотопа 235U стоимость 
«урановой» калории будет в 30 раз дешевле «угольной» при прочих равных условиях [2].  
Чтобы защитить человека от негативного воздействия радиоактивных отходов, необходимо обеспечить их сбор и изоляцию от биосферы. Следующее и 
главное условие обеспечения безопасности состоит в обезвреживании радиоактивных отходов. Сегодня для этого человечество преимущественно применяет 
способ выдерживания радиоактивных отходов в изолированных условиях такое 
время, в течение которого произойдет естественный распад всех содержащихся 
в них радионуклидов, либо сжиганием в различных системах [1]. Однако существующие технологии переработки ядерных графитовых отходов не могут быть 
признаны эффективными и требуют их совершенства. 
 
 
 
7 


ГЛАВА 1. Реакторный графит как разновидность 
твердых радиоактивных отходов 
 
Сегодня в мире работает 441 энергоблок АЭС с общей мощностью около 
350 ГВт, более 20 ядерных энергоблоков строится, свыше 110 энергоблоков АЭС 
и 380 исследовательских реакторов различного назначения уже остановлены или 
находятся в процессе подготовки к выводу из эксплуатации [3]. 
В структуре энергобаланса России доля атомной энергетики небольшая 
(около 16 %), а к 2030 году она должна вырасти до 25 %. Для достижения этой 
цели в стране будет построено еще 28 крупных блоков – это приблизительно 
столько же, сколько было произведено и пущено в строй за весь советский период [4].  
Однако использование АЭС имеет ряд ключевых проблем, не позволяющих более масштабное их внедрение в энергетику. Одной из таких проблем является безопасная утилизация радиоактивных отходов (РАО) после вывода реакторов из эксплуатации, отработавших свой ресурс. Это дорогостоящий и трудоемкий процесс, который сильно уменьшает рентабельность атомных реакторов [5]. 
В таблице 1 представлена характеристика действующих российских АЭС 
со сроком выведения их из эксплуатации [3, 6–9].  
 
Таблица 1.1 – Характеристики действующих российских АЭС 
АЭС 
№ 
блока 
Тип  
реактора 
Мощность, 
МВт, (эл.) 
Год ввода  
в эксплуатацию 
Поколение 
реактора 
Срок  
окончания 
эксплуатации 
ВВЭР-1000 
Балаковская 
1 
2 
3 
4 
1000 
1000 
1000 
1000 
1985 
1987 
1988 
1993 
2015 
2017 
2018 
2023 
2 
2 
2 
2 
Белоярская 
3 
БН-600 
600 
1980 
2010* 
2 
ЭГП-6 
Билибинская 
2009** 
2009** 
2010** 
2011** 
1 
1 
1 
1 
1974 
1974 
1975 
1976 
12 
12 
12 
12 
1 
2 
3 
4 
Волгодонская 
1 
ВВЭР-1000 
1000 
2002 
2032 
2 
2 
2 
2 
2014 
2016 
2035 
1984 
1986 
2005 
Калининская 
1 
2 
3 
ВВЭР-1000 
1000 
1000 
1000 
ВВЭР-440 
Кольская 
1973 
1974 
1979 
1981 
2008** 
2009** 
2009* 
2011 
1 
1 
2 
2 
1 
2 
3 
4 
440 
440 
440 
440 
РБМК-1000 
Курская 
1 
1 
2 
2 
2011** 
2009* 
2013 
2015 
1000 
1000 
1000 
1000 
1976 
1979 
1983 
1985 
1 
2 
3 
4 
Ленинградская 
РБМК-1000 
1 
2 
3 
4 
1000 
1000 
1000 
1000 
1973 
1975 
1979 
1981 
2008** 
2010** 
2009* 
2011 
1 
1 
2 
2 
 
 
 
 
 
 
 
8 


Окончание таблицы 1.1 
АЭС 
№ 
блока 
Тип  
реактора 
Мощность, 
МВт, (эл.) 
Год ввода  
в эксплуатацию 
Поколение 
реактора 
Срок  
окончания 
эксплуатации 
Ново- 
воронежская 
417 
417 
1000 
1971 
1972 
1980 
2016 
2017 
2010* 
1 
1 
2 
3 
4 
5 
ВВЭР-440 
ВВЭР-440 
ВВЭР1000 
РБМК1000 
Смоленская 
1 
2 
3 
1000 
1000 
1000 
1982 
1985 
1990 
2012 
2015 
2020 
2 
2 
2 
Примечание к таблице 1.1:  
* Планируется продление сроков эксплуатации энергоблоков с реакторами РБМК-1000, 
ВВЭР-440 1-го поколения, БН-600 на 15 лет и с реакторами ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 2-го поколения на 20 лет; 
** Обосновано продление срока эксплуатации на 15 лет и получена лицензия сроком 
на 5 лет.  
 
Из таблицы видно, что в настоящее время наблюдается массовое техническое «устаревание» урано-графитовых энергоблоков и вопрос о безопасной утилизации РАО встает все острее. Буквально в период 2018–2023 гг. реакторы первого поколения полностью вышли из эксплуатации, а с 2025 года начнется постепенное выведение АЭС второго поколения (рис. 1.1). 
 
 
 
Рисунок 1.1 – Прогноз структуры 
реакторных технологий атомной энергетики России 
 
9 


При выведении АЭС из эксплуатации образуется много радиоактивных отходов, и проблема их захоронения не решена, главным образом, потому что в 
отходах содержатся долгоживущие элементы. И когда речь идет об их захоронении в течение сотен и тысяч лет, такую надежность очень трудно обосновать 
хотя бы потому, что на такой срок чрезвычайно сложно прогнозировать геологические процессы [10, 11]. 
Некоторые типы реакторов первого и второго поколения предусматривают 
наличие в качестве замедлителя и отражателя графит, а внутренняя часть реакторного пространства заполнена инертным газом (чаще всего – азотом). К таким 
типам относятся реакторы большой мощности канальные – РБМК (по классификации МАГАТЭ – графитно-водный ядерный реактор), энергетический гетерогенный петлевой реактор – ЭГП, газовые реакторы с шаровой засыпкой [12, 13]. 
Всего в мире насчитывается более 100 атомных реакторов с наличием графитовых элементов в реакторе [14]. 
В нашей стране наибольшее распространение получили реакторы РБМК,  
из 17 данных энергоблоков в настоящее время действует 12, в том числе 3 энергоблока 1-го поколения, введенные в эксплуатацию в 70-х годах, на которые выполнены работы по продлению ресурса на 15 лет (табл. 1.1). Конструктивной 
особенностью данного реактора является применение графита в качестве замедлителя и отражателя нейтронов. По периферии активной зоны, а также сверху  
и снизу расположена сплошная графитовая кладка толщиной 0,65 метра. Кроме 
того, внутренняя часть реактора состоит из 2488 графитовых шестигранных колонн, внутрь которых помещают тепловыделяющие элементы. Масса графитовых элементов одного реактора РБМК в зависимости от его типа составля- 
ет 1,5–2,5 тыс. тонн [3, 15].  
Графитовые элементы со временем накапливают в себе небольшое количество урана (235U), элементов превращения (238Pu, 239Pu, 241Am и т. д.), радионуклиды (такие, как тритий и 14С), а также продукты деления (137Cs, 90Sr, 152Eu  
и т. п.). Таким образом, радиоактивный графит сам является источником радиации, что создает дополнительные трудности при эксплуатации реактора и безопасной утилизации графитовой кладки [16]. 
Общее количество облученного графита, по оценкам специалистов, в странах мира составляет около 230–250 тыс. тонн [14], а его удельная активность составляет порядка 1013 Бк/т [17]. 
Реакторный графит АЭС подразделяют на три группы [18]: 
1) блочный графит – графитовые блоки кладки активной зоны; 
2) втулочный графит – графитовые внутриблочные втулки; 
3) графит, загрязненный просыпями ядерного топлива и продуктами деления. 
Графит активной зоны (блочный графит), половина графита бокового отражателя, весь графит верхнего отражателя и половина графита нижнего отражателя относятся к группе ȱȱ твердых радиоактивных отходов (ТРО), а графитовые блоки кладки, загрязненные просыпями топлива и продуктами деления,  
к ȱȱȱ группе ТРО [17]. 
Вопрос вывода из эксплуатации ядерных установок с графитовыми элементами представляет собой комплекс проблем, связанный с необходимостью 
10