RU2031461C1 - Способ подготовки к хранению штучных радиоактивных отходов - Google Patents

Способ подготовки к хранению штучных радиоактивных отходов Download PDF

Info

Publication number
RU2031461C1
RU2031461C1 SU5041870A RU2031461C1 RU 2031461 C1 RU2031461 C1 RU 2031461C1 SU 5041870 A SU5041870 A SU 5041870A RU 2031461 C1 RU2031461 C1 RU 2031461C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
container
matrix material
storage
melt
fuel rods
Prior art date
Application number
Other languages
English (en)
Inventor
А.Э. Арустамов
М.И. Ожован
В.В. Ширяев
Original Assignee
Московское научно-производственное объединение "Радон"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Московское научно-производственное объединение "Радон" filed Critical Московское научно-производственное объединение "Радон"
Priority to SU5041870 priority Critical patent/RU2031461C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2031461C1 publication Critical patent/RU2031461C1/ru

Links

Images

Landscapes

  • Processing Of Solid Wastes (AREA)

Abstract

Использование: в ядерной энергетике. Сущность изобретения: радиоактивные отходы размещают в контейнере для хранения, заливают расплавом матричного материала, в котором содержится 1 - 5 мас.% кадмия, перед заливкой подогревают контейнер на 10 - 50°С выше температуры плавления матричного материала. Подогрев контейнера осуществляют одновременно с размещением отходов или после размещения. Для размещения отходов используют контейнер с углублениями в толще дна или вкладышем с отверстиями или углублениями. Используют матричный материал на основе свинца или его сплавов. 3 з.п. ф-лы, 1 табл.

Description

Способ относится к области охраны окружающей среды от загрязнения ее продуктами радиоактивного распада и преимущественно предназначен для подготовки радиоактивных отходов высокого уровня активности - отработанного ядерного топлива (твэлов) к длительному хранению.
В принципе способы хранения указанных объектов - известны. Сущность их заключается в том, что отработанное ядерное топливо (твэлы) размещают в стальных контейнерах, которые складируют в хранилищах "сухого" или "влажного" типа. Общим недостатком этих способов является возможность загрязнения окружающей среды продуктами радиоактивного распада, в связи с чем и предпринимаются различные меры для предотвращения или снижения этого явления. Например, известен способ хранения твэлов в инертной атмосфере. Сущность этого способа заключается в том, что твэлы, извлеченные из сборки, закрепляют на металлической ленте, ленту скатывают в рулон, а рулон вставляют в контейнер с трехслойным корпусом (нержавеющая сталь, нейтронопоглощающая резина, углеродистая сталь) и отправляют на хранение в хранилище, заполнив его перед этим инертным газом [1].
Использование трехслойного корпуса контейнера хотя и повышает радиационную безопасность хранения твэлов в течение длительного времени, но не исключает возможности разгерметизации контейнера, деструкции нейтронопоглощающей резины под воздействием температурных и радиационных факторов и времени, что приводит к возможности загрязнения окружающей среды продуктами радиоактивного распада и снижению радиационной безопасности хранения. Серьезным недостатком также являются конструкционные и технологические сложности при изготовлении контейнера и сборке твэлов в контейнер.
Известен другой способ хранения твэлов, заключающийся в помещении твэлов в контейнер и заливке их жидким горячим битумом, который, охлаждаясь, герметизирует твэлы в контейнере и контейнер в целом. Герметизация позволяет снизить выход продуктов деления за пределы контейнера, но низкая температура плавления матричного материала (битума), его деструкция под воздействием радиационных и температурных полей в процессе хранения не исключают возможности разрушения матричного слоя и самого контейнера (например, вследствие возгорания битума) и, следовательно, не исключается возможность загрязнения среды продуктами радиоактивного распада [2].
Наиболее близким по технической сущности к заявляемому способу является способ включения радиоактивных отходов высокого уровня активности (отработанных источников ионизирующего излучения) в металлические матрицы. Сущность этого способа заключается в том, что отработанные источники ионизирующего излучения (по своему радионуклидному составу и радиационным полям они сопоставимы с отработанным ядерным топливом) размещают в хранилищах "колодезного" типа и заливают расплавом матричного материала на основе свинца и его сплавов. Хранилище "колодезного" типа в этом случае выполняет функцию контейнера, оно заполняется источниками порциями с последующей порционной заливкой расплавом металла и так до полного заполнения его объема [3].
Недостатком данного способа является возникновение неравномерных радиационных и температурных полей вследствие как неупорядоченного расположения источников в контейнере, так и "тепловых" ударов при порционной загрузке колодца, приводящих к растрескиванию матричного материала и, следовательно, снижению радиационной безопасности и возможности загрязнения окружающей среды радионуклидами в процессе загрузки и хранении источников.
Способом по из обретению достигается повышение радиационной безопасности при хранении твэлов с одновременным снижением возможности загрязнения окружающей среды продуктами деления.
Достижение указанного технического эффекта обеспечивается тем, что по способу подготовки к хранению радиоактивных отходов высокого уровня активности, например твэлов, заключающемуся в помещении твэлов в контейнер и заливке их расплавом матричного материала, твэлы располагают в контейнере в фиксированно-упорядоченном порядке и заливают расплавом матричного материала с присадкой кадмия в количестве 1-5% от количества матричного материала, причем перед заливкой расплава контейнер после помещения или в процессе помещения в него твэлов подогревают од температуры на 10-50оС выше температуры плавления матричного материала. В качестве матричного материала используют расплав на основе свинца или его сплавов, а фиксированно-упорядоченное расположение твэлов, вынутых из кассет, в контейнере обеспечивается использованием контейнера с углублениями в толще дна или путем установки в него вкладыша из материала с отверстиями или углублениями. Способ может быть осуществлен на пунктах захоронения радиоактивных отходов.
Заливка расположенных в упорядоченно-фиксированном порядке твэлов в контейнере расплавом матричного материала с присадкой кадмия и подогрев контейнера с ними перед заливкой расплавом до температуры, превышающей температуру плавления матричного материала, позволяют заполнить все свободные пространства между твэлами, твэлами и стенками контейнера и тем самым после кристаллизации расплава получить конечный продукт в виде металлического моноблока с равномерно распределенными радиационными и температурными полями. При этом твэлы как бы расположены внутри металлического стакана.
Использование в расплаве присадки кадмия в количестве 1-5% от количества матричного материала обусловлено тем, что, как следует из экспериментов, при минимальном (<1%) количестве кадмия в расплаве наблюдается относительно большой выход нейтронов за пределы контейнера в процессе хранения. При использовании максимального количества присадки (>5%) в расплаве матричного материала снижается температура его плавления, что может привести к плавлению матрицы за счет радиационно-индуцированного разогрева и тем самым к возможности загрязнения радионуклидами окружающей среды.
Осуществление способа по изобретению иллюстрируется примером подготовки к хранению твэлов с размерами ⌀13,6х0,9х3644 мм и мощностью дозы на боковой поверхности ≈102 мР/ч.
В вертикально расположенный контейнер с размерами ⌀98х5х3800 мм для твэлов, вынутых из кассет, сначала укладывают пластину-вкладыш с отверстиями диаметром, на 1-2% превышающим размеры диаметра твэлов, а затем устанавливают в эти отверстия твэлы. Если в контейнере размещается кассета с твэлами, то необходимость в пластине-вкладыше отпадает. При указанных размерах контейнера и твэлов в контейнер поместилось 18 твэлов. Одновременно с установкой твэлов осуществляется подогрев контейнера до температуры, превышающей на 10-50оС температуру плавления (Тпл) матричного материала. Так как в качестве матричного материала использовался расплав на основе свинца, то подогрев контейнера осуществляется до температуры 340-380оС. Для полного заполнения контейнера с твэлами потребовалось 140-150 кг расплава из свинца и кадмия (150 кг свинца, 3-8 кг кадмия). Заливку расплава осуществляли непрерывно до полного заполнения объема контейнера. Так как заливку расплава осуществляли в подогретый выше температуры плавления свинца контейнер, то расплав свободно распределялся между твэлами, твэлами, дном и стенками контейнера. После кристаллизации расплава каждый твэл оказывается изолированным от корпусов других твэлов и стенок контейнера, т.е. оказывается в герметичном объеме. Кроме того, образовался дополнительный барьер из свинца между твэлами и стенками и дном контейнера, исключая тем самым возможность непосредственного контактирования твэла с корпусом контейнера. В целом после кристаллизации расплава матричного материала с кадмием контейнер с твэлами получился в виде цельного металлического моноблока, который и отправляется в хранилище на длительное хранение.
В таблице приведены экспериментальные данные, полученные при использовании для заливки расплава свинца с различным содержанием кадмия.
Анализ результатов показывает, что использование кадмия в качестве присадки к расплаву на основе свинца снижает относительный выход нейтронов за пределы контейнера в процессе хранения.
Ограничением по количеству используемого кадмия является снижение Тпл получаемого сплава. Добавка 10 кг кадмия приводит к получению сплава с Тпл, равной ≈285оС, дальнейшее увеличение количества кадмия ведет к снижению удельно захораниваемой активности или возможности плавления сплава за счет радиационно-индуцированного разогрева, что приводит к выходу радионуклидов на поверхность расплава с последующей миграцией в окружающую среду.
Аналогично могут быть подготовлены к хранению отработанные источники ионизирующего излучения. Из выпускаемых промышленностью СССР нейтронных источников описанным способом может быть захоронен тип источника ИБН-8 (238Рu+Be(α ,n) c Т1/2, сут=3,2 x 104 и активностью 1,2 ТБк).
Технико-экономическая эффективность заявляемого способа заключается в том, что способ позволяет повысить безопасность хранения твэлов за счет герметизации корпуса каждого твэла, включения их в металлический моноблок, что также снижает радиационные поля за пределами контейнера и повышает тепло-физические, физико-химические, коррозионные параметры получаемого металлоблока. Аналогично могут быть обработаны и другие высокоактивные отходы.

Claims (4)

1. СПОСОБ ПОДГОТОВКИ К ХРАНЕНИЮ ШТУЧНЫХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ, включающий размещение отходов в контейнере для хранения и заливку их расплавом матричного материала, отличающийся тем, что в матричный материал вводят кадмий в количестве 1-5 мас.%, осуществляют подогрев контейнера до температуры на 10-50oС превышающей температуру плавления матричного материала, после чего проводят заливку расплавом матричного материала.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что подогрев контейнера осуществляют одновременно с размещением или после размещения в нем радиоактивных отходов.
3. Способ по пп.1 и 2, отличающийся тем, что для размещения отходов используют контейнер с углублениями в толще дна или с вкладышем с отверстиями или углублениями.
4. Способ по пп.1-3, отличающийся тем, что используют матричный материал на основе свинца или его сплавов.
SU5041870 1992-05-13 1992-05-13 Способ подготовки к хранению штучных радиоактивных отходов RU2031461C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU5041870 RU2031461C1 (ru) 1992-05-13 1992-05-13 Способ подготовки к хранению штучных радиоактивных отходов

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU5041870 RU2031461C1 (ru) 1992-05-13 1992-05-13 Способ подготовки к хранению штучных радиоактивных отходов

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2031461C1 true RU2031461C1 (ru) 1995-03-20

Family

ID=21604047

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU5041870 RU2031461C1 (ru) 1992-05-13 1992-05-13 Способ подготовки к хранению штучных радиоактивных отходов

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2031461C1 (ru)

Non-Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
1. Патент США N 4636645, кл. G 21F 9/28, 1986. *
2. Патент США N 4513205, кл. G 21F 9/28, 1985. *
3. Авторское свидетельство СССР N 1184382, кл. G 21F 9/28, 1987. *

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CA1118217A (en) Storage arrangement for radioactive waste
GB1444479A (en) Radioactive waste storage
GB847902A (en) Means and method of changing the neutron density curve across a nuclear reactor
GB2132814A (en) Container arrangement
Wiley Leach rates of high activity waste from borosilicate glass
US3213031A (en) Method of sealing refractory vessel containing radioactive wastes
RU2031461C1 (ru) Способ подготовки к хранению штучных радиоактивных отходов
US5642390A (en) Uranium-containing nuclear-fuel sintered pellet
US3350274A (en) Matrix-type nuclear fuel element including fission product retentive materials
US4681732A (en) Method of and device for the reduction of reactivity of a nuclear reactor core
US20170200519A1 (en) Method for the decontamination of contaminated graphite
US4269728A (en) Method for storing spent nuclear fuel in repositories
GB1043713A (en) Method of and apparatus for treating bituminous material or hydrocarbons underground with energy from nuclear fission
RU2109355C1 (ru) Способ упаковки отработавшего ядерного топлива
Arustamov et al. Lead and lead-based alloys as waste matrix materials
Sobolev et al. Disposal of Spent Sealed Radiation Sources in Borehole Repositories
Mendel et al. WASTE SOLIDIFICATION PROGRAM. VOLUME 10. EVALUATION OF SOLIDIFIED WASTE PRODUCTS.
Ojovan et al. Long-term safe storage and disposal of spent sealed radioactive sources in borehole type repositories
CN110709944A (zh) 用于长寿命的低到高水平放射性废弃物的容器
ES427732A1 (es) Procedimiento e instalacion para la manipulacion de montajescombustibles irradiados en reactores nucleares de neutrones.
Bonniaud et al. Application of borate glasses and various boron bearing glasses to the management of French radioactive wastes
RU2035076C1 (ru) Источник гамма-излучения с активным сердечником и способ его изготовления
Deepa et al. Estimation of the heat generation in vitrified waste product and shield thickness for the transportation of vitrified waste product using Monte Carlo technique
US3567648A (en) Dissolution of stainless steel clad nuclear fuel elements
Alikulov et al. Study of uranium-235 fission products in the WWR-SM reactor core