Обеспечение защиты интеллектуальной собственности при выводе из эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов (А.О. Павлюк, Е.В. Беспала, С.Г. Котляревский, журнал "Интеллектуальная собственность. Промышленная собственность" N 6, июнь 2017 г.)

Обеспечение защиты интеллектуальной собственности при выводе из эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов

А.О. Павлюк,

к.ф.-м.н., руководитель группы НИОКР,

специалист АО "ОДЦ УГР", входящего в Госкорпорацию "Росатом"

(г. Северск)

Е.В. Беспала,

к.ф.-м.н., инженер-физик,

специалист АО "ОДЦ УГР", входящего в Госкорпорацию "Росатом"

(г. Северск)

С.Г. Котляревский,

ведущий инженер группы НИОКР,

специалист АО "ОДЦ УГР", входящего в Госкорпорацию "Росатом"

(г. Северск)

Журнал "Интеллектуальная собственность. Промышленная собственность" N 6, июнь 2017 г., с. 25-32.

Рынок технологий вывода из эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов (ЯРОО) в Российской Федерации начал формироваться относительно недавно и в настоящее время находится в стадии интенсивного развития. Основным толчком для его формирования послужило начало действия Федеральной целевой программы "Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года" (ФЦП ЯРБ-1) [1]. В настоящее время интенсивность развитию придает действующая Федеральная целевая программа "Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2016-2020 годы и на период до 2030 года" (ФЦП ЯРБ-2) [2]. ФЦП ЯРБ-2 нацелена на комплексное обеспечение ядерной и радиационной безопасности в Российской Федерации путем решения первоочередных проблем ядерного наследия и создания объектов инфраструктуры по обращению с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) и радиоактивными отходами (РАО). В рамках программы финансируется выполнение научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ, направленных на разработку инновационных технических решений для обеспечения безопасного вывода из эксплуатации ядерно и радиационно опасных объектов. Координацию усилий в части инновационного развития в рамках ФЦП осуществляет Блок по управлению инновациями Госкорпорации "Росатом" [3].

Как показывает анализ отечественного и международного опыта [4; 5], к основным направлениям развития инноваций при выводе из эксплуатации ЯРОО относятся:

- обследование ЯРОО и площадки его размещения в части, касающейся методического и аппаратурного обеспечения комплексного инженерного и радиационного обследования конечного состояния объектов и площадки их размещения (определение радиационной обстановки, нуклидного состава и уровней активности элементов ЯРОО, оценка количества и класса РАО, инженерное состояние и др.);

- создание дополнительных барьеров безопасности, включая: способы и устройства создания дополнительных защитных барьеров безопасности, изолирующих объект (пункт хранения радиоактивных отходов, не подлежащих извлечению), от окружающей среды; составы барьерных материалов; способы их изготовления и др.;

- сегментация и демонтаж ЯРОО в части, касающейся эффективных и дистанционных технологий демонтажа и фрагментации крупногабаритного радиоактивного оборудования (конструкций реакторов, циркуляционных насосов, трубопроводов, технологического оборудования и т.д.), сноса зданий и сооружений и др.;

- дезактивация оборудования, в том числе способы и установки для удаления поверхностной радиоактивности (лазерный, электрохимический, ультразвуковой, криогенный бластинг и др.);

- обращение с радиоактивными отходами и ядерными материалами, включая: разработку надежных и недорогих конструкций транспортных и упаковочных контейнеров, способов и оборудования для характеризации и переработки твердых и жидких отходов, сбора и переработки ядерных материалов и др.

Создание инноваций по вышеперечисленным направлениям позволяет получить полную и надежную информацию об объекте и площадке размещения, минимизировать количество радиоактивных отходов, предотвратить распространение радиоактивного загрязнения, обеспечить безопасную ликвидацию опасных объектов.

Несмотря на то что вышеуказанные направления в большинстве случаев в общем распространяются на все выводимые из эксплуатации ЯРОО, из-за существенных различий в специфике объектов и концепций их вывода из эксплуатации возникла необходимость в консолидации усилий и разработке технологий непосредственно под конкретные типы объекта с целью их дальнейшего тиражирования на однотипные объекты. Согласно Плану организационно-технических мероприятий по созданию отраслевой системы вывода из эксплуатации ядерных и радиационно опасных объектов были созданы Опытно-демонстрационные центры (ОДЦ), которые являются опытными площадками для разработки и отработки созданных технологических решений на реальных объектах [6].

Одним из таких центров является АО "Опытно-демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран-графитовых реакторов", г. Северск (ОДЦ УГР), созданный в 2010 г. как базовая компания Госкорпорации "Росатом" по выводу из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов.

Одной из самых важных задач, возникших перед АО "ОДЦ УГР" после формирования, стала разработка и защита собственных технических разработок, что было связано с влиянием следующих факторов:

- отсутствием на тот момент готовых и опробованных технологий вывода из эксплуатации ЯРОО и обращения с РАО. Многие разработки, которые первоначально предполагалось использовать, показали свою полную неработоспособность или недостаточную производительность;

- участие в проектах большого количества организаций в условиях постоянного информационного обмена создавало реальные риски утечки информации о созданных технологиях и идеях;

- финансирование со стороны государства привело к формированию значительного количества коммерческих организаций, стремящихся к прямому копированию технических решений и заинтересованных в выходе на технологический рынок ВЭ без усилий по разработке технологий.

В таких условиях принципиальным моментом является наличие возможности создания и защиты ключевых технологических решений по выводу из эксплуатации и обращению с радиоактивными отходами. При этом уровень изобретательской активности в организации позволяет демонстрировать техническое развитие организации и ее специалистов.

Особенностью вывода из эксплуатации является сложность некоторых проектов, которые включают в себя выполнение за относительно короткий период (2-4 года) полного цикла работ по подготовке и демонтажу конструкций ЯРОО, созданию дополнительных барьеров безопасности, обнаружению, извлечению и переработке РАО. В случаях если ранее опыта вывода из эксплуатации таких объектов не было, то необходимым является комплексный подход к разработке целого ряда совместимых технологий, т.е. подход при котором разрабатывается и защищается патентами весь перечень совместимых и дополняющих друг друга технологий, необходимых для выполнения всех этапов проекта.

Подобный комплексный подход был реализован ОДЦ УГР в процессе вывода из эксплуатации остановленного промышленного уран-графитового ядерного реактора ЭИ-2 (ПУГР ЭИ-2) [7]. В процессе эксплуатации ПУГР ЭИ-2 являлся технологическим комплексом, включающим в себя: уран-графитовый ядерный реактор, технологические системы и шахты, бассейн выдержки с отработавшим ядерным топливом и др. Соответственно для вывода из эксплуатации подобных объектов требуется наличие значительного количества совместимых технических решений.

ОДЦ УГР совместно другими организациями были разработаны и защищены патентами ключевые технологии вывода из эксплуатации уран-графитовых реакторов. Наиболее принципиальным (базовым) является патент РФ N 2580819 на способ вывода из эксплуатации уран-графитового ядерного реактора. Данный способ, представленный на рис. 1, направлен на реализацию утвержденной для ПУГР концепции вывода из эксплуатации по варианту радиационно безопасного захоронения на месте и включает следующие стадии:

- полный демонтаж обеспечивающих систем и оборудования ПУГР за исключением реакторной установки;

- бетонирование помещений нижних отметок и подреакторного пространства до нижней плиты биологической защиты;

- заполнение приреакторных помещений и внутриреакторных пространств барьерными материалами на основе природной глины;

- дезактивация строительных конструкций;

- демонтаж надземной части ПУГР ЭИ-2;

- создание экрана, препятствующего воздействию на объект атмосферных осадков.

Согласно концепции, обеспечение безопасности при выводе из эксплуатации ПУГР осуществляется путем надежной изоляции РАО на территории размещения ПУГР, гарантирующей радиационную безопасность персонала, населения и окружающей среды на весь период потенциальной опасности РАО.

Для реализации данного способа и обеспечения последующего контроля качества технологий были разработаны способы создания дополнительных барьеров в реакторных пространствах (патент РФ N 2580817) и обеспечения дальнейшего инструментального контроля стабильности созданных внутренних барьеров безопасности в пункте консервации уран-графитового реактора (патент РФ N 2579822). На первоначальном этапе вывода из эксплуатации ПУГР ЭИ-2 были разработаны установки и способы, которые были необходимы на подготовительной стадии вывода из эксплуатации ПУГР для дезактивации и переработки извлеченных РАО (патенты РФ N 2562829, 154091, 2572080 и 2605607). Данные разработки позволили обеспечить дезактивацию и переработку извлеченных радиоактивных отходов. Особая ценность разработанных технических решений заключается в том, что все они только после стендовых испытаний и доработки были применены для вывода из эксплуатации ПУГР ЭИ-2 [8].

Результаты исследований показали также перспективность применения барьерных материалов для различных типов реакторных материалов, содержащих долгоживущие радионуклиды [9].

Технологии отрабатываются не только для реактора, но и для повышения безопасности существующих приреакторных хранилищ РАО. С целью оценки возможности реализации способа долговременного хранения твердых радиоактивных отходов, образующихся при эксплуатации промышленных реакторов (патент РФ N 2357308) было выполнено экспериментальное моделирование поведения радионуклидов при создании дополнительных барьеров безопасности в хранилищах твердых радиоактивных отходов. В рамках данной работы был разработан и изготовлен макет хранилища, на котором была выполнена серия экспериментов для оценки эффективности создания дополнительных барьеров безопасности. Эксперименты были выполнены с применением фрагментов твердых радиоактивных отходов, в том числе с облученным графитом [10]. Полученные результаты подтвердили высокие противомиграционные и противофильтрационные свойства глины, использованной для сооружения барьера, даже в условиях длительного переувлажнения пород, вмещающих хранилище твердых радиоактивных отходов.

Учитывая перспективность направления, исследовательские работы по данному направлению продолжаются с целью совершенствования состава барьерного материала.

Все указанные разработки дополняют друг друга и изначально были направлены на решение одной комплексной задачи, что позволило впервые в мире вывести из эксплуатации уран-графитовый реактор по варианту "захоронения на месте" путем создания пункта долговременной консервации РАО. Данный проект был успешно завершен в сентябре 2015 г. на южной площадке ОДЦ УГР. Созданный пункт консервации является визитной карточкой, которая подтверждает технические возможности Опытно-демонстрационного центра, что способствует его дальнейшему развитию. Разработанные и запатентованные технологии будут использованы при выводе из эксплуатации ПУГР И-1, АД, АДЭ, АДЭ-2, АДЭ-3, АДЭ-4, АДЭ-5 и др.

В настоящее время с учетом потребностей отечественного и международного рынков особое внимание уделяется разработке технологий вывода из эксплуатации уран-графитовых реакторов по варианту "ликвидация". Разрабатываемые технические решения будут востребованы при выводе из эксплуатации энергетических уран-графитовых реакторов типа РБМК (Ленинградская, Курская и Смоленская АЭС), АМБ (Белоярская АЭС), ЭГП-6 (Билибинская АЭС), АМ (Обнинская АЭС). Данное направление также требует комплексного подхода и включает в себя множество новых задач, в том числе необходимость разработки технологий и способов демонтажа графитовых кладок, паспортизации, дезактивации или переработки графита и др.

По предварительным оценкам, для достижения поставленной цели (разработка технологии вывода из эксплуатации уран-графитовых реакторов по варианту "ликвидация") потребуется разработать не меньше десятка новых способов и устройств, которые должны устранить существующие технические пробелы для решения очередной сложной задачи, поставленной Госкорпорацией "Росатом".

Для реализации данного направления на ОДЦ УГР начаты исследовательские работы по разработке термических способов дезактивации и переработки облученного реакторного графита, что позволит в будущем существенно снизить затраты на захоронение графитовых РАО после их извлечения из реакторов и хранилищ за счет уменьшения их количества, удаления из графита слабосвязанных радионуклидов и, соответственно, понижения потенциальной опасности выхода последних в окружающую среду при захоронении. В стадии апробации находятся способы с применением низкотемпературной плазмы (патент РФ N 2580818) для переработки графита и термической дезактивации в инертных газах.

На полномасштабном макете были отработаны различные способы безопасного извлечения графита из реактора, а также опробовано устройство, разработанное для локального выбуривания участков графитовых колонн кладки реактора (патент РФ N 2618214). В настоящее время в стадии подготовки и рассмотрения находится пять заявок на изобретения, подготовленных по результатам НИОКР, выполняемых ОДЦ УГР по направлению вывода из эксплуатации УГР.

Охрана разработок патентами, их испытание на полномасштабных стендах и реальных объектах позволяет повысить надежность и конкурентоспособность разрабатываемых технологий, которые предполагается тиражировать не только на предприятиях "Росатома", но и на зарубежные организации Великобритании, Франции, Италии и т.д., в которых, как показывает опыт участия в международных проектах (проект МАГАТЭ по проблеме облученного графита GRAPA и др.), также остается нерешенной проблема обращения с облученным графитом из-за отсутствия безопасных и опробованных технологий.

Литература

1. Федеральная целевая программа "Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2008 год и на период до 2015 года": [Электронный ресурс] // URL: http://www.fcp-radbez.ru/ (Дата обращения: 10.03.2017).

2. Федеральная целевая программа "Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на 2016-2020 годы и на период до 2030 года": [Электронный ресурс] // URL: http://фцп-ярб2030.рф/ (Дата обращения: 10.03.2017).

3. Инновации Росатома: [Электронный ресурс] // URL: http://www.innov-rosatom.ru / (Дата обращения: 10.03.2017).

4. Innovative and adaptive technologies in decommissioning of nuclear facilities // IAEA-TECD0C-1602, IAEA, VIENNA, 2008 [Электронный ресурс] URL: http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/te_1602_web.pdf (Дата обращения: 10.03.2017).

5. R&D and innovation needs for decommissioning nuclear facilities // Radioactive Waste Management, OECD/NEA No. 7191, 2014 [Электронный ресурс] URL: https://www.oecd-nea.org/rwm/pubs/2014/7191-rd-innovation-needs.pdf (Дата обращения: 10.03.2017).

6. Формирование опытно-демонстрационных центров по выводу из эксплуатации уран-графитовых реакторов [Электронный ресурс] // Информационный портал "Российское атомное сообщество" URL: http://www.atomic-energy.ru/articles/2011/11/24/28993 (Дата обращения: 10.03.2017).

7. Павлюк А.О., Котляревский С.Г., Беспала Е.В. и др. Опыт вывода из эксплуатации промышленного уран-графитового реактора ЭИ-2 АО "ОДЦ УГР" // Сборник докладов международной конференции радиоактивность и радиоактивные элементы в среде обитания человека". - Томск: Изд-во Томского политехнического университета, 13-16 Сентября, 2016. C.508. [Электронный ресурс] URL: http://earchive.tpu.ru/handle/11683/32500 (Дата обращения: 10.03.2017).

8. Izmestiev A., Pavliuk A., Kotlyarevsky S. Application of void-free filling technology for additional safety barriers creation during uranium-graphite reactors decommissioning // Advanced Materials Research. - 2015. - V. 1084. - PP. 613-619.

9. S.G. Kotlyarevskiy, A.O. Pavliuk, E.V. Zakharova and A.G. Volkova. Capability assessment for application of clay mixture as barrier material for irradiated zirconium alloy structure elements long-term processing for storage during decommissioning of uranium-graphite nuclear reactors // IOP Conf. Series: Materials Science and Engineering. - 2016. - V. 135. - Number 1.

10. Pavliuk A.O., Kotlyarevskiy S.G., Bespala E.V. and etc. Experimental Simulation of the Radionuclide Behaviour in the Process of Creating Additional Safety Barriers in Solid Radioactive Waste Repositories Containing Irradiated Graphite // IOP Conf. Series: Materials Science and Engineering. - 2016. - V. 142.