RU2031461C1 - Способ подготовки к хранению штучных радиоактивных отходов - Google Patents
Способ подготовки к хранению штучных радиоактивных отходов Download PDFInfo
- 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
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.
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) |
-
1992
- 1992-05-13 RU SU5041870 patent/RU2031461C1/ru active
Non-Patent Citations (3)
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 |