CS258529B1

CS258529B1 - A method of storing spent fuel in a boric acid solution, purified by sorption on zeolites

Info

Publication number: CS258529B1
Application number: CS865263A
Authority: CS
Inventors: Pavel Franta; Petr Vanura
Original assignee: Pavel Franta; Petr Vanura
Priority date: 1986-07-11
Filing date: 1986-07-11
Publication date: 1988-08-16
Also published as: CS526386A1

Abstract

Řešení se týká skladování vyhořelého jaderného paliva a přečistování chladivá bazénu skladování a transportu vyhořelých palivových článků. Podstata spočívá v tom, že palivové články se skladují v roztoku kyseliny borité o koncentraci 2 až 25 g/1, přičemž tento roztok obsahuje kationty Na+, K+ a NHŤ v koncentraci nižší než 50 mg/1 a radionuklidy cézia a/nebo stříbra, přešlé do roztoku jsou odstraňovány sorpcí na zeolitech. Hlavní výhodou způsobu skladováni vyhořelého paliva v roztoku kyseliny borité, přečistovaném sorpcí na zeolitech je, že jednou náplní sorbentu lze přečistit velké objemy chladivá.The solution concerns the storage of spent nuclear fuel and the purification of the coolant of the storage and transport pool of spent fuel elements. The essence is that the fuel elements are stored in a boric acid solution with a concentration of 2 to 25 g/1, while this solution contains cations Na+, K+ and NHŤ in a concentration of less than 50 mg/1 and the cesium and/or silver radionuclides that have passed into the solution are removed by sorption on zeolites. The main advantage of the method of storing spent fuel in a boric acid solution purified by sorption on zeolites is that large volumes of coolant can be purified with one charge of the sorbent.

Description

Vyhořelé palivové články z jaderných reaktorů, ve kterých se radioaktivním rozpadem štěpných a/nebo korozních produktů vyvíjí značné množství tepla, jsou obvykle skladovány v nádržích nebo bazénech obsahujících chladivo, tvořené vodnými roztoky různého složení, které je dáno několika faktory, zejména nutností zabránit vzniku štěpné reakce a minimalizovat korozní působení prostředí na obal vyhořelých palivových článků. Do chladivá přitom přechází určité množství radionuklidů štěpných a korozních produktů, zejména Cs a Ag, jejichž přítomnost v chladivu je nežádoucí z hladiska radiační bezpečnosti. Proto jsou chladicí roztoky čištěny především pomocí organických nebo anorganických měničů iontů.Spent fuel elements from nuclear reactors in which a large amount of heat is generated by the radioactive decomposition of fission and / or corrosive products are usually stored in tanks or pools containing refrigerant consisting of aqueous solutions of different composition, due to several factors, in particular the need to prevent fission and minimize the corrosive effect of the environment on the spent fuel cell envelope. A certain amount of radionuclides of fission and corrosion products, in particular Cs and Ag, whose presence in the refrigerant is undesirable from the point of view of radiation safety, passes into the coolant. Therefore, the cooling solutions are mainly cleaned with organic or inorganic ion exchangers.

Doposud užívané metody popsané například ve sborníku Treatment of Low- and XntermediateLevel Liquid Radioaetive Wastes, IAEA Technical Report Seřies No 236 z roku 1984 mají některé nevýhody.The methods used hitherto, as described, for example, in the Treatment of Low- and X-IntermediateLevel Liquid Radioactive Wastes, IAEA Technical Report No. 236 of 1984, have some disadvantages.

Pokud je k čistění ohladiva skladovacích bazénů používáno organických měničů iontů, není zpravidla možné odstranit v dostatečné míře radionuklidy cezia, které jsou většinou hlavním kontaminantem. Wilding a Rhodes v práci ICP- 1 048 z roku 1974 a Denie, Knowlton a Veiland v práci 77-JPGC - NE - 15 z roku 1977 uvádějí výsledky čistění chladivá skladovacího bazénu pomocí merdenitu, zatímco Broadbent se spolupracovníky popisují ve svém referátu Development in the managoment of liquid an solid radioaetive wastes frem the irradiated fuel cooling pond at Trawsfynydd power station, předneseném na konferenci OECD v Curychu, konané ve dnech 26. až 30. 3. 1979 pro stejný účel aplikaci chabazitu.When organic ion exchangers are used to clean the lining of storage pools, it is generally not possible to sufficiently remove cesium radionuclides, which are mostly the main contaminant. Wilding and Rhodes at ICP-1 048 of 1974 and Denie, Knowlton and Veiland at 77-JPGC-NE-15 of 1977 report the results of purifying a refrigerated storage pool using merdenite, while Broadbent and coworkers describe in their report Development in the managoment of liquid radioactive wastes frem the irradiated fuel cooling pond at the Trawsfynydd Power Station, presented at the OECD Conference in Zurich, 26-30 March 1979 for the same purpose of applying chabazit.

V případě aplikaci zeolitů pro čistění ohladiva, které obsahuje kationty alkalických kovů a/nebo kovů alkalických zemin, prakticky využitelná kapacita sorpční náplně vyjadřovaná počtem přečištěných objemů lože sorbentu a/nebo dosažený dekontaminační faktor D^, tedy podíl specifické aktivity nepřečistěného a přečištěného chladivá, jsou poměrně nízké.In the case of the application of a zeolite for cleaning a polishing agent containing alkali and / or alkaline earth cations, the practically usable capacity of the sorption filler expressed by the number of purified sorbent bed volumes and / or the decontamination factor D ^ achieved, i.e. relatively low.

Uvedené nedostatky jsou odstraněny způsobem skladování vyhořelého paliva v roztoku kyseliny borité, přečistovaném sorpcí na zeolitech podle vynálezu, jehož podstata spočívá v tom, že palivo je skladováno v roztoku kyseliny borité o koncentraci dva až dvacet pět gramů na litr s obsahem kationtů Na , K , NH* pod 50 mg/1 a radionuklidy Ca a/nebo Ag, přešlé do roztoku jsou odstraňovány sorpcí na zeolitech.These drawbacks are overcome by the method of storing spent fuel in a boric acid solution purified by sorption on the zeolites of the present invention, wherein the fuel is stored in a boric acid solution at a concentration of two to twenty-five grams per liter containing Na, K, NH * below 50 mg / l and the Ca and / or Ag radionuclides transferred to the solution are removed by sorption on the zeolites.

Hlavní výhodou způsobu skladování vyhořelého paliva v roztoku kyseliny borité, přečistováném sorpcí na zeolitech podle vynálezu je tom že jednou náplní sorbentu lze přečistit velké objemy ohladiva, řádově desítky tisíc objemů lože sorbentu, při dosažení dekontaminačnich faktorů pro Cs zpravidla vyšších než 10. Radiační stálost zeolitu je natolik vysoká, že prakticky nedochází k radiačnímu rozkladu, který je omezujícím faktorem při použití organických měničů iontů. Vyčerpaný sorbent lze pak zpracovat běžnými metodami, užívanými pro likvidaci radioaktivních odpadů nebo vitrifikací.The main advantage of the method of storing spent fuel in a boric acid solution purified by sorption on zeolites according to the invention is that a large amount of polishing agent, of the order of tens of thousands of sorbent bed volumes, can be purified by one sorbent charge. it is so high that there is practically no radiation decomposition, which is a limiting factor when using organic ion exchangers. The spent sorbent can then be processed by conventional methods used for radioactive waste disposal or vitrification.

PříkladExample

Modelový roztok ohladiva bazénu skladování a transportu vyhořelých palivových článků s obsahem kyseliny borité 13,2 g/1 označený oeziem 137 byl přečištován na koleně s ložem granulovaného syntetického mordenitu rychlostí 8 až 10 objemů lože za hodinu. Celkový přečištěný objem ohladiva odpovídal 19 000 objemům lože sorbentu, přičemž dekontaminační faktor, tedy poměr specifické aktivity nepřečištěného a přečištěného ohladiva byl lepší než 20, že sorbent zachytil více než 95 % cezia 137 přítomného v nepřečeštěném roztoku.A model solution of the burn-down pool of spent fuel cells containing 13.2 g / l of boric acid, labeled Oesium 137, was purified on a knee with a bed of granulated synthetic mordenite at a rate of 8 to 10 bed volumes per hour. The total purified polishing volume corresponded to 19,000 bed volumes of the sorbent, with the decontamination factor, i.e. the ratio of the specific activity of the unpurified to the purified polishing agent being better than 20, that the sorbent captured more than 95% of the sium 137 present in the non-purified solution.

Claims

SUBJECT OF THE INVENTION

A method for storing spent fuel in a boric acid solution, purified by sorption on zeolites, characterized in that the fuel is stored in a boric acid solution of a concentration of

2 to 25 g / l with Na ⁺ , K ⁺ , and NH * cations below 50 mg / l and the Cs and / or Ag radionuclides passed into solution are removed by sorption on the zeolites.

2. A process according to claim 1, wherein the zeolite is a synthetic mordenite, granulated using an inorganic and / or organic binder.