RU2313145C1

RU2313145C1 - Device for removing liquid radioactive waste incorporating solid particles of fissionable materials from cells of spent nuclear fuel dry storage units

Info

Publication number: RU2313145C1
Application number: RU2006117838/06A
Authority: RU
Inventors: Александр Владимирович Косс (RU); Александр Владимирович Косс; Роман Андреевич Пензин (RU); Роман Андреевич Пензин; В чеслав Павлович Тарасов (RU); Вячеслав Павлович Тарасов; Леонид Леонардович Вистинь (RU); Леонид Леонардович Вистинь; Андрей Васильевич Соколов (RU); Андрей Васильевич Соколов; Анатолий Викторович Демин (RU); Анатолий Викторович Демин
Original assignee: Александр Владимирович Косс
Priority date: 2006-05-24
Filing date: 2006-05-24
Publication date: 2007-12-20

Abstract

FIELD: nuclear power engineering; handling radioactive waste in dismounting and recovering spent nuclear fuel held in temporary storage.

SUBSTANCE: proposed device for removing radioactive waste incorporating solid particles of fissional materials from cells of spent nuclear fuel dry storage unit has at least one joint for attachment to dry storage unit cells, waste feed pipeline connected to ejector, centrifugal separator mounted at outlet of ejector mixing chamber and made in the form of flat rotary diffuser provided with separating screen, mechanical container filters provided with microfilters, working liquid tank, at least one motor-driven pump affording working liquid feed over pressure line to ejector inlet, connecting pipelines, liquid and gaseous product outlet lines, remote-control shut-off equipment, and instrumentation. Joint for attachment to dry storage unit cells is made in the form of cylindrical shell. Tubes moving in vertical plane on sliding supports are installed on generating line of shell. Self-alignment device designed for joining to unit cell and made in the form of hollow plug with lid is installed in bottom part of shell. Plug has tube-passing holes and base joined to mentioned lid by means of screw positioned along plug axis.

EFFECT: enhanced safety in removing slurry of radioactive waste from dry storage units while cleaning extracted waste from solid particles of fissionable materials; ability of decontaminating liquid waste from radionuclides.

4 cl, 2 dwg

Description

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к методам обращения с радиоактивными отходами, и может быть использовано при утилизации отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), находящегося во временных хранилищах.The invention relates to the field of nuclear energy, in particular to methods for radioactive waste management, and can be used in the disposal of spent nuclear fuel (SNF) located in temporary storage facilities.

Одним из используемых методов хранения ОЯТ является способ сухого хранения. Способ сухого хранения предполагает определенный первоначальный срок выдержки ОЯТ в бассейне с водой. После этого отработавшее топливо загружают в контейнер и сохраняют в месте хранения. Это может быть шахта на поверхности, сухая скважина, камера с воздушным охлаждением и т.п. (Справочник по ядерной энерготехнологии. Пер. с англ. Ф. Ран, А. Адамантиадес, Дж. Кентон, Ч.Браун / Под ред. В.А.Леонова. М.: Энергоатомиздат, 1989, с.494-496).One of the used methods for storing spent fuel is a dry storage method. The dry storage method involves a certain initial period of SNF aging in a pool of water. After that, the spent fuel is loaded into a container and stored in a storage location. This can be a surface mine, a dry well, an air-cooled chamber, etc. (Handbook of nuclear energy technology. Translated from English by F. Ran, A. Adamantiades, J. Kenton, C. Brown / Ed. By V.A. Leonov. M .: Energoatomizdat, 1989, pp. 494-496).

В процессе длительного контейнерного хранения отработанного ядерного топлива ОЯТ могут возникать непредвиденные (нештатные) ситуации, когда во внутреннюю полость контейнера, или ячейки, где находится ОЯТ, попадает вода. В период промежуточного хранения ОЯТ в атмосфере внутренней полости контейнера под воздействием радиации образуются оксиды азота, которые, реагируя с водой, приводят к образованию коррозионно-опасных азотной и азотистой кислот. Пары воды и кислых газов при высокой температуре, до которой нагревается внутренняя полость контейнера за счет тепловыделения ОЯТ, могут вызвать активную коррозию элементов конструкции контейнера. Такие явления часто наблюдаются во временных хранилищах, которые возводились без соблюдения необходимых требований к обеспечению нескольких барьеров защиты ОЯТ.During long-term container storage of spent nuclear fuel spent fuel, unforeseen (abnormal) situations may arise when water enters the internal cavity of the container, or the cell where the spent fuel is located. During the period of intermediate storage of spent nuclear fuel in the atmosphere of the internal cavity of the container, nitrogen oxides are formed under the influence of radiation, which, reacting with water, lead to the formation of corrosive nitric and nitrous acids. Vapors of water and acid gases at high temperature, to which the internal cavity of the container is heated due to the heat release of spent nuclear fuel, can cause active corrosion of the structural elements of the container. Such phenomena are often observed in temporary storage facilities, which were built without observing the necessary requirements for providing several barriers to the protection of SNF.

Поскольку ОЯТ в этих хранилищах находится в специальных пеналах, чехлах, ячейках, которые и сами могут быть частично повреждены, то штатный способ обращения с ОЯТ, включающий захват и втягивание сборки из пенала в перегрузочный контейнер для транспортирования на переработку, не может быть использован без предварительного удаления жидких радиоактивных отходов (ЖРО), находящихся в хранилищах.Since the spent nuclear fuel in these storage facilities is located in special canisters, covers, and cells, which themselves may be partially damaged, the standard method of handling spent nuclear fuel, including grabbing and retracting the assembly from the canister into a transfer container for transportation to reprocessing, cannot be used without prior disposal of liquid radioactive waste (LRW) in storage.

Кроме того, выгрузка из временных хранилищ отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) с вышеуказанными дефектами может привести к их разрушению и, следовательно, к неконтролируемому выделению в окружающую среду радиоактивных веществ (просыпей ОЯТ и т.д.), что способствует увеличению опасности радиационного облучения для обслуживающего персонала, а также ухудшению производственной и экологической среды.In addition, unloading from the temporary storage facilities of spent fuel assemblies (SFAs) with the above defects can lead to their destruction and, therefore, to uncontrolled release of radioactive substances into the environment (spills of spent nuclear fuel, etc.), which increases the risk of radiation exposure for maintenance staff, as well as the deterioration of the production and environmental environment.

Для безопасности демонтажа были предложены методы, описанные, например, в RU 2253158, 27.05.2005.For the safety of dismantling, methods have been proposed that are described, for example, in RU 2253158, 05.27.2005.

Однако использование известных технических решений при демонтаже ОЯТ из ячеек блока сухого хранения в случае накопления в них жидкой фазы невозможно, т.к. при этом возникает опасность попадания топлива в жидкость. Это в свою очередь может привести к возникновению самопроизвольной цепной реакции, что совершенно недопустимо исходя из требований техники безопасности.However, the use of well-known technical solutions for the dismantling of spent nuclear fuel from the cells of the dry storage unit in case of accumulation of the liquid phase in them is impossible, because there is a danger of fuel getting into the liquid. This, in turn, can lead to a spontaneous chain reaction, which is completely unacceptable based on safety requirements.

В связи с вышеизложенным появилась необходимость предварительной откачки жидкой фазы из ячеек блока сухого хранения перед их демонтажем.In connection with the foregoing, there was a need for preliminary pumping of the liquid phase from the cells of the dry storage unit before dismantling them.

Методы и устройства для осуществления такой операции из уровня техники не известны.Methods and devices for performing such an operation are not known in the art.

Для перекачки жидких радиоактивных пульп в атомной промышленности предлагались погружные насосные установки, содержащие пульсационные клапанные насосы, управляемые дистанционно (RU 2097605, 27.11.1997).For pumping liquid radioactive pulps in the nuclear industry, submersible pumping units were proposed containing pulsed valve pumps controlled remotely (RU 2097605, 11.27.1997).

Однако использование этих установок для откачивания суспензии из ячейки блока сухого хранения оказалось невозможным.However, the use of these plants for pumping the suspension from the cell of the dry storage unit was not possible.

Задачей настоящего изобретения является разработка установки, обеспечивающей безопасное удаление суспензии радиоактивных отходов, скопившихся в блоках сухого хранения ОЯТ, с разделением жидкой и твердой фазы, а также возможную очистку вторичных жидких отходов.The objective of the present invention is to develop an installation that ensures the safe removal of a suspension of radioactive waste accumulated in the dry storage units of SNF, with the separation of liquid and solid phases, as well as the possible treatment of secondary liquid waste.

Поставленная задача ранее не решалась.The task was not previously solved.

Для решения поставленной задачи предложена установка для удаления жидких радиоактивных отходов, содержащих твердые частицы делящихся материалов, из ячеек блока сухого хранения отработавшего ядерного топлива, содержащая по меньшей мере один узел сопряжения с ячейкой блока сухого хранения, трубопровод подачи отходов, соединенный с эжектором, центробежный сепаратор, установленный на выходе камеры смешения эжектора и выполненный в виде плоского поворотного диффузора, снабженного разделительной решеткой, механические фильтры-контейнеры, снабженные микрофильтрами, емкость с рабочей жидкостью, по меньшей мере, один электронасос, обеспечивающий подачу воды по напорной магистрали на вход эжектора, соединительные трубопроводы, отводящие магистрали жидких и газообразных продуктов, дистанционно управляемая запорная арматура, контрольно-измерительные приборы.To solve this problem, a plant for the removal of liquid radioactive waste containing solid particles of fissile materials from the cells of a dry spent fuel storage unit containing at least one interface unit with a cell of a dry storage unit, a waste feed pipe connected to an ejector, a centrifugal separator is proposed mounted on the output of the mixing chamber of the ejector and made in the form of a flat rotary diffuser equipped with a separation grill, mechanical filter containers Provided with a microfilter capacity with hydraulic fluid, at least one electric pump that supplies water at the pressure line to the input of the ejector, connecting pipelines, the outlet line of liquid and gaseous products, remotely operated valves, instrumentation.

В предложенной установке узел сопряжения с ячейкой блока сухого хранения выполнен в виде цилиндрического корпуса, по образующей которого установлены трубки с обеспечением их передвижения в вертикальной плоскости на скользящих опорах, при этом в нижней части упомянутого корпуса установлено самонаводящееся устройство стыковки с ячейкой блока, выполненное в виде полой пробки с крышкой, снабженной проходными отверстиями для трубок, и основанием, соединенным с упомянутой крышкой винтом, установленным по оси пробки.In the proposed installation, the node for interfacing with the cell of the dry storage unit is made in the form of a cylindrical body, along the generatrix of which tubes are installed to ensure their movement in a vertical plane on the sliding supports, while in the lower part of the said body there is a homing device for docking with the cell of the unit, made in the form a hollow plug with a lid provided with passage openings for tubes and a base connected to said lid by a screw mounted along the axis of the plug.

Предпочтительно узел сопряжения ячейки блока сухого хранения соединен с трубопроводом подачи отходов гибким соединительным шлангом.Preferably, the cell mating unit of the dry storage unit is connected to the waste supply line by a flexible connecting hose.

Установка может быть дополнительно снабжена одним или несколькими сорбционными фильтрами, установленными на отводящей магистрали жидких радиоактивных продуктов.The installation can be additionally equipped with one or more sorption filters installed on the discharge line of liquid radioactive products.

Установка снабжена упомянутыми сорбционными фильтрами, содержащими селективные неорганические сорбенты и смесь сульфокатионита в Na⁺-форме и сильноосновного анионита в ОН^--форме.The installation is equipped with the mentioned sorption filters containing selective inorganic sorbents and a mixture of sulfocationite in the Na ⁺ form and strongly basic anionite in the OH ^- form.

Установка может содержать в напорной магистрали воды теплообменное устройство для обеспечения ее охлаждения и фильтрующее устройство для ее очистки от взвешенных частиц.The installation may contain in the pressure line of the water a heat exchange device to ensure its cooling and a filter device for its purification from suspended particles.

Установка может быть дополнительно снабжена поддоном для сбора возможных протечек.The unit can be additionally equipped with a tray to collect possible leaks.

Установка также может быть снабжена воздушной магистралью для осушки механических фильтров-контейнеров.The installation can also be equipped with an air line for drying mechanical filter containers.

Описание установки в статике.Description of the installation in statics.

На Фиг.1 изображена установка для удаления жидких радиоактивных отходов, содержащих твердые частицы делящихся материалов, в которой:Figure 1 shows the installation for the removal of liquid radioactive waste containing solid particles of fissile materials, in which:

1 - узел сопряжения,1 - interface unit

2 - ячейка блока сухого хранения,2 - cell block dry storage,

3 - трубопровод подачи отходов,3 - pipeline supply waste

4 - дистанционно управляемая запорная арматура и контрольно-измерительные приборы,4 - remotely controlled shut-off valves and instrumentation,

5 - эжектор,5 - ejector,

6 - центробежный сепаратор,6 - centrifugal separator,

7 - разделительная решетка,7 - separation grid

8а и 8б - механические фильтры-контейнеры,8a and 8b - mechanical filter containers,

9 - емкость с водой,9 - a container of water,

10 - отводящая магистраль газообразных продуктов,10 - outlet line of gaseous products,

11 - отводящая магистраль воды и ЖРО,11 - the discharge line of water and LRW,

12 - электронасос,12 - electric pump,

13 - напорная магистраль воды,13 - pressure water line,

14 - теплообменное устройство,14 - heat exchange device

15 - фильтрующее устройство для очистки от взвешенных частиц,15 is a filtering device for cleaning suspended particles,

16а - сорбционный фильтр с селективными неорганическими сорбентами,16A - sorption filter with selective inorganic sorbents,

16б - сорбционный фильтр со смесью катионита и анионита,16b - sorption filter with a mixture of cation exchange resin and anion exchange resin,

17 - поддон,17 - pallet

18 - воздушная магистраль для осушки фильтров-контейнеров.18 - air line for drying filter containers.

19 - соединительный шланг.19 - a connecting hose.

На Фиг.2 показан разрез узла сопряжения 1, в котором:Figure 2 shows a section of the node pair 1, in which:

20 - цилиндрический корпус,20 is a cylindrical body,

21 - электропривод,21 - electric drive,

22 - скользящие опоры,22 - sliding bearings

23 - подвижные трубки,23 - movable tubes,

24 - сальниковое уплотнение,24 - stuffing box seal,

25 - самонаводящееся устройство стыковки, выполненное в виде пробки,25 - homing docking device, made in the form of a tube,

26 - направляющий канал для трубок,26 - guide channel for tubes,

27 - винт, соединяющий крышку пробки с ее основанием.27 - screw connecting the cap of the cork with its base.

Описание работы установки.Description of the installation.

Заявленная установка работает следующим образом.The claimed installation works as follows.

Грузоподъемным оборудованием цилиндрический корпус 20 узла сопряжения 1 подводят к ячейке блока сухого хранения 2 и самонаводящееся устройство стыковки 25 вводят в ячейку, плотно фиксируют корпус соосно с ячейкой с помощью винта 27. По команде оператора включают электропривод 21 скользящих опор 22 и опускают трубки 23 во внутреннее пространство ячейки. По направляющим каналам 26 трубки подают в зазор, образованный между металлической стенкой ячейки и корпусом узла сопряжения, установленного в ячейке. Процесс опускания трубок контролируют по показаниям датчиков, измеряющих дистанцию подачи трубок. При достижении трубкой дна ячейки процесс опускания трубок автоматически блокируется. Трубки соединяют гибким шлангом 19 с трубопроводом подачи отходов 3 и по команде оператора начинают процесс извлечения ЖРО из ячейки.With lifting equipment, the cylindrical body 20 of the interface unit 1 is brought to the cell of the dry storage unit 2 and the homing docking device 25 is inserted into the cell, the body is tightly fixed coaxially with the cell using the screw 27. At the command of the operator, the electric drive 21 of the sliding supports 22 are turned on and the tubes 23 are lowered into the inner cell space. Through the guide channels 26, the tubes are fed into the gap formed between the metal wall of the cell and the housing of the interface unit installed in the cell. The process of lowering the tubes is controlled by the readings of sensors that measure the distance of the tubes. When the tube reaches the bottom of the cell, the process of lowering the tubes is automatically blocked. The tubes are connected by a flexible hose 19 to the waste feed pipe 3 and, upon the command of the operator, they begin the process of extracting LRW from the cell.

Из емкости 9 воду подают электронасосом 12 под давлением 4 ати по напорной магистрали 13 к эжектору 5. При этом в подводящем трубопроводе 3 абсолютное давление падает до величины давления насыщения воды, за счет чего ЖРО из блока сухого хранения поступают в эжектор. Образовавшаяся смесь воды и ЖРО по цилиндрическому каналу камеры смешения эжектора поступает в центробежный сепаратор 6. Сепаратор, выполненный в виде плоского поворотного диффузора, за счет изменения направления потока и постепенного увеличения сечения обеспечивает однородность распределения частиц мелкой фракции по всему объему, одновременно частицы крупной фракции теряют свою скорость и выделяются из основного потока. Далее поток попадает на разделительную решетку 7, выполняющую две функции: пеногашения и разделения частиц по фракционному составу. Крупные твердые частицы делящихся материалов с размером больше 1,5 мм накапливаются в фильтре-контейнере 8а, мелкие частицы в фильтре-контейнере 8б. Очищенная от примесей смесь воды и ЖРО вновь поступает в емкость 9 и цикл повторяется, как описано выше.From the tank 9, water is supplied by an electric pump 12 at a pressure of 4 atm through the pressure line 13 to the ejector 5. In this case, in the supply pipe 3, the absolute pressure drops to the value of the water saturation pressure, due to which the LRW from the dry storage unit enters the ejector. The resulting mixture of water and LRW through the cylindrical channel of the ejector mixing chamber enters the centrifugal separator 6. The separator, made in the form of a flat rotary diffuser, by changing the flow direction and gradually increasing the cross section ensures uniform distribution of fine particles throughout the volume, while the large particles lose their speed and stand out from the main stream. Next, the flow enters the separation grid 7, which performs two functions: defoaming and separation of particles by fractional composition. Large solid particles of fissile materials with a size greater than 1.5 mm accumulate in the filter container 8a, small particles in the filter container 8b. The mixture of water and LRW purified from impurities again enters the tank 9 and the cycle is repeated as described above.

Если в систему попадает воздух, то его удаляют из емкости по отводящей магистрали газообразных продуктов 10. За счет добавления к первоначальному объему воды некоторого количества ЖРО уровень жидкости в емкости повышается, и ее избыточное количество выводят через сорбционный фильтр 16а, содержащий селективные неорганические сорбенты, поглощающие радионуклиды.If air enters the system, then it is removed from the tank through the outlet line of gaseous products 10. By adding to the initial volume of water a certain amount of LRW, the liquid level in the tank rises and its excess is removed through a sorption filter 16a containing selective inorganic sorbents that absorb radionuclides.

В случае появления α-активности смесь воды и ЖРО дополнительно пропускают через сорбционный фильтр 16б, содержащий смесь сульфокатионита и сильноосновного анионита.In the case of the appearance of α-activity, the mixture of water and LRW is additionally passed through a sorption filter 16b, containing a mixture of sulfocationite and strongly basic anionite.

При повышении температуры жидкости в высоконапорной магистрали выше 40°С ее дополнительно охлаждают в теплообменнике 14. При накоплении взвесей ее дополнительно чистят от взвешенных частиц в фильтре 15. Возможные протечки собирают в поддон 17. Периодически фильтры-контейнеры 8а и 8б подвергают осушке воздухом, подаваемым по магистрали 18.When the temperature of the liquid in the high-pressure line rises above 40 ° C, it is additionally cooled in the heat exchanger 14. When suspensions are accumulated, it is additionally cleaned of suspended particles in the filter 15. Possible leaks are collected in a pan 17. Periodically, the filter containers 8a and 8b are dried by air supplied on the highway 18.

Заявленная установка может содержать несколько узлов сопряжения с одной и/или несколькими ячейками блока сухого хранения, что позволяет обеспечить надежность работы установки и ее высокую производительность. В установке предусмотрено дублирующее оборудование и возможность замены отдельных элементов установки при выходе их из строя.The claimed installation may contain several interface nodes with one and / or several cells of the dry storage unit, which ensures the reliability of the installation and its high performance. The installation provides for redundant equipment and the ability to replace individual elements of the installation when they fail.

Установка эффективно работает при наличии в газовой среде ячейки блока сухого хранения воздуха, водяного пара, радиоактивных аэрозолей и газовых продуктов деления. Обеспечена работоспособность установки при температуре окружающего воздуха от 3°С до 35°С и относительной влажности до 98%. Сейсмичность района использования установки не должна превышать 7 баллов.The installation works effectively when there is a cell in the dry gas storage unit for air, water vapor, radioactive aerosols and gas fission products. The operation of the installation was ensured at an ambient temperature of 3 ° C to 35 ° C and relative humidity up to 98%. The seismicity of the area of use of the installation should not exceed 7 points.

Как видно из вышеизложенного, предложенная установка позволяет решить задачу безопасного удаления суспензии радиоактивных отходов из блоков сухого хранения с одновременной очисткой извлекаемых отходов от твердых частиц делящихся материалов. Установка позволяет также осуществить очистку вторичных жидких отходов от радионуклидов в сорбционных фильтрах.As can be seen from the foregoing, the proposed installation allows us to solve the problem of safely removing a suspension of radioactive waste from dry storage units while cleaning the recoverable waste from solid particles of fissile materials. The installation also allows the purification of secondary liquid waste from radionuclides in sorption filters.

Claims

1. Installation for the removal of liquid radioactive waste containing solid particles of fissile materials from the cells of the dry spent fuel storage unit, containing at least one interface with the cell of the dry storage unit, a waste feed pipe connected to the ejector, a centrifugal separator mounted on the output of the mixing chamber of the ejector, and made in the form of a flat rotary diffuser, equipped with a separation grid, mechanical filter containers equipped with microfilters, a container with eyes liquid, at least one electric pump that supplies water at the pressure line to the input of the ejector, connecting pipelines, the outlet line of liquid and gaseous products, remotely controlled shut-off valves, instrumentation.

2. Installation according to claim 1, characterized in that the node for interfacing with the cell of the dry storage unit is made in the form of a cylindrical body, along the generatrix of which tubes are installed to ensure their movement in a vertical plane on the sliding supports, while in the lower part of the said body there is a self-guiding a device for docking with a unit cell made in the form of a hollow plug with a cap provided with passage openings for tubes and a base connected to said cap with a screw mounted along the axis of the plug.

3. Installation according to any one of claims 1 or 2, characterized in that the node for interfacing with the cell of the dry storage unit is connected to the waste feed pipe by a flexible connecting hose.

4. Installation according to claim 1, characterized in that it is additionally equipped with one or more sorption filters mounted on the discharge line of liquid radioactive products.

5. Installation according to claim 4, characterized in that the sorption filters contain a selective inorganic sorbent and a mixture of sulfocationite in the Na ⁺ form and strongly basic anionite in the OH ^- form.

6. Installation according to claim 1, characterized in that a heat exchange device is installed in the pressure line of the water to ensure its cooling and a filtering device for cleaning it from suspended particles.

7. Installation according to claim 1, characterized in that it is additionally equipped with a tray for collecting possible leaks.

8. Installation according to claim 1, characterized in that it is equipped with an air line for drying mechanical filter containers.