RU2487431C1

RU2487431C1 - Method for recycling of spend riteg for long-term storage

Info

Publication number: RU2487431C1
Application number: RU2011149001/07A
Authority: RU
Inventors: Артур Георгиевич Каташев; Владимир Владимирович Колесников
Priority date: 2011-12-02
Filing date: 2011-12-02
Publication date: 2013-07-10
Also published as: RU2011149001A

Abstract

FIELD: power engineering.

SUBSTANCE: method for recycling of RITEG consists in total withdrawal of a radiation and thermal block (RTB) with all thermal elements (RIT) and radiation protection from depleted uranium, placement into a container, rigid fixation in it, welding of the container cover. Then the container is vacuumised, afterwards it is filled with inert gas, sealed and transported to the place of burial.

EFFECT: invention makes it possible to recycle emergency and problem RITEG, with design damages, preventing withdrawal of separate RIT blocks and several blocks for separate burial.

Description

Изобретение относится к области ядерной техники, а точнее к способам утилизации радиоизотопных термоэлектрических генераторов (РИТЭГ), отработавших срок службы, содержащих радионуклидные источники тепла (РИТ) на основе стронция-90 с активностью 5000÷350000 Ки.The invention relates to the field of nuclear engineering, and more specifically to methods for the disposal of radioisotope thermoelectric generators (RTGs) that have spent their service life, containing radionuclide heat sources (RIT) based on strontium-90 with an activity of 5000 ÷ 350,000 Ci.

В целях обеспечения радиационной безопасности, согласно действующим нормативным документам, при выводе из эксплуатации РИТЭГ необходимо источники РИТ извлечь из конструкции РИТЭГ, консервировать и вывезти на место захоронения радиоактивных отходов.In order to ensure radiation safety, according to the current regulatory documents, when decommissioning RTGs, it is necessary to remove the RHT sources from the RTG design, preserve them and take them to the place of burial of radioactive waste.

В связи с высокой радиационной активностью источников стронция-90 РИТЭГ разбирают в горячей камере, отделяют радионуклидные источники тепла (РИТ), затем РИТ остекловывают и захоранивают.Due to the high radiation activity of strontium-90 sources, RTGs are disassembled in a hot chamber, radionuclide heat sources (RITs) are separated, then RITs are vitrified and buried.

В связи с тем что уран, из которого сделаны детали блока радиационной защиты РИТ, вступает во взаимодействие с влагой воздуха, ненамеренно попадающего внутрь некоторых РИТЭГ, происходит химическая реакция, при которой выделяется водород, при этом блок защиты разрушается и в нем появляются трещины. В результате интенсивность излучения от ампулы РИТ со стронцием увеличивается. РИТ с разрушенной защитой невозможно транспортировать к месту захоронения.Due to the fact that the uranium, from which the details of the RIT radiation protection block are made, interacts with the moisture of the air that inadvertently enters some RTGs, a chemical reaction occurs in which hydrogen is released, and the protection block breaks and cracks appear in it. As a result, the radiation intensity from the RIT ampoule with strontium increases. RHS with shattered protection cannot be transported to the burial site.

Известен способ вывода из эксплуатации, временного хранения и дальнейшего захоронения радиационно опасных объектов, по которому осуществляют выемку отработавших тепловыделяющих сборок и захоронение в радиационно опасном отсеке, заполненом твердой смесью (патент РФ 2133062, G21F 9/28, опубл. 10.07.1999 г.).A known method of decommissioning, temporary storage and further disposal of radiation hazardous facilities, which carry out the extraction of spent fuel assemblies and disposal in a radiation hazardous compartment filled with solid mixture (RF patent 2133062, G21F 9/28, published on July 10, 1999) .

Недостатком этого способа является трудность транспортировки и высокая стоимость объема захоронения из-за больших габаритов радиационно опасного объекта.The disadvantage of this method is the difficulty of transportation and the high cost of the burial volume due to the large dimensions of the radiation hazardous facility.

Известен способ формирования радиационно-защитной блок-упаковки для установки на береговое хранение (патент РФ 2293386, G21F 9/34, опубл. 10.02.2007 г.).A known method of forming a radiation-protective block packaging for installation onshore storage (RF patent 2293386, G21F 9/34, publ. 02/10/2007).

При реализации известного способа производят комплексное инженерное обследование объекта утилизации, производят выемку тепловыделяющих элементов, производят укладку твердеющей смеси внутри защитной оболочки, по периметру защитной оболочки поверх ее биологической защиты вырезают атомную паропроводящую установку, приваривают с четырех сторон водонепроницаемые переборки, проводят проверку на герметичность, наносят антикоррозийное покрытие и транспортируют к месту хранения.When implementing the known method, a comprehensive engineering survey of the disposal object is carried out, the fuel elements are removed, the hardening mixture is laid inside the protective shell, an atomic steam conducting installation is cut out over the protective shell perimeter of the protective shell, the watertight bulkheads are welded on four sides, they are tested for leaks, applied anticorrosive coating and transported to the storage place.

К недостаткам способа можно также отнести большие масс-габариты и ненадежность консервации тепловыделяющих элементов твердеющими смесями, обусловленную разрывами смеси водородом, выделяемым при взаимодействии остаточной влаги и воздуха в конструктивах тепловыделяющих элементов, что приводит к разрушению биологической защиты и к нарушению радиационной безопасности.The disadvantages of the method include the large mass dimensions and the unreliability of the preservation of the fuel elements by hardening mixtures, due to breaks in the mixture with hydrogen released during the interaction of residual moisture and air in the structures of the fuel elements, which leads to the destruction of biological protection and to the violation of radiation safety.

Наиболее близким к заявленному является способ утилизации РИТЭГ на основе тепловых источников, заключающийся в комплексном инженерном обследовании отработавшего ресурс или аварийного РИТЭГ, определении дозных полей и выемке тепловыделяющих элементов для их последующей утилизации. При этом РИТЭГ, подлежащий утилизации, разбирается в горячей камере, радионуклидные источники тепла на основе Sr-90 (РИТ-90) извлекаются из РИТЭГ, перегружаются в специальные контейнеры. Контейнеры транспортируются на ПО «Маяк», где блоки РИТ извлекаются из транспортных контейнеров и захораниваются в герметичные бидоны с остеклованнными отходами от переработки ядерного топлива в специальном хранилище (Правила эксплуатации и вывода из эксплуатации радионуклидных энергетических установок на основе радионуклидных источников тепла на стронции-90. Утверждены Первым зам. министра РФ по атомной энергии В.Б.Ивановым в 1999 г.).Closest to the claimed one is a method for utilization of RTGs based on heat sources, which consists in a comprehensive engineering survey of a spent resource or an emergency RTG, determination of dose fields and removal of fuel elements for their subsequent disposal. At the same time, the RTG to be disposed of is disassembled in a hot chamber, radionuclide sources of heat based on Sr-90 (RIT-90) are extracted from the RTG and loaded into special containers. The containers are transported to Mayak Production Center, where the RIT blocks are removed from transport containers and stored in sealed cans of vitrified waste from nuclear fuel reprocessing in a special storage facility (Rules for the operation and decommissioning of radionuclide power plants based on radionuclide heat sources on strontium-90. Approved by the First Deputy Minister of the Russian Federation for Atomic Energy VB Ivanov in 1999).

Недостатком известного способа является высокая трудоемкость извлечения РИТ в горячей камере, а также неприменимость этого способа к аварийным и проблемным РИТЭГ, то есть к таким, из которых невозможно извлечь блоки РИТ в горячей камере из-за повреждения деталей конструкции РИТЭГ.The disadvantage of this method is the high complexity of the extraction of RHS in the hot chamber, as well as the inapplicability of this method to emergency and problem RTGs, that is, to those from which it is impossible to remove RHS blocks in the hot chamber due to damage to the details of the RTG construction.

Технический результат, получаемый при реализации предлагаемого способа, заключается в обеспечении возможности утилизации аварийных и проблемных РИТЭГ, имеющих повреждение деталей конструкции, не позволяющее извлекать как отдельные блоки РИТ, так и несколько блоков для отдельного захоронения, в снижении трудоемкости утилизации, в уменьшении дозовых нагрузок на персонал и повышении безопасности работ.The technical result obtained by the implementation of the proposed method consists in providing the ability to dispose of emergency and problematic RTGs that have damaged structural parts, which does not allow to extract individual RIT blocks or several blocks for separate burial, to reduce the complexity of disposal, to reduce dose loads on personnel and increased job security.

Указанный технический результат достигается за счет того, что в предлагаемом способе утилизации РИТЭГ из РИТЭГ извлекают целиком радиационно-тепловой блок (РТБ) со всеми тепловыми элементами (РИТ) и радиационной защитой из обедненного урана, помещают РТБ в контейнер, жестко закрепляют в нем, заваривают крышку контейнера, затем производят вакууммирование контейнера, после чего заполняют его инертным газом (например, аргоном), повторяют откачку и заполнение аргоном несколько раз - до получения стабильно низких значений содержания H₂ и O₂ в составе внутренней атмосферы контейнера, герметизируют контейнер и транспортируют на место захоронения.The specified technical result is achieved due to the fact that in the proposed method for the disposal of RTGs from the RTGs, the entire radiation thermal block (RTB) with all the thermal elements (RIT) and radiation protection from the depleted uranium is removed, the RTB is placed in a container, rigidly fixed in it, brewed the lid of the container, then the container is evacuated, then it is filled with an inert gas (for example, argon), pumping and filling with argon are repeated several times to obtain stable low values of H ₂ and O ₂ in s leaving the internal atmosphere of the container, seal the container and transport to the place of burial.

В качестве примера реализации заявленного способа изложен процесс утилизации РИТЭГ, имеющего внешние повреждения корпуса.As an example of the implementation of the claimed method, the process of disposal of an RTG having external damage to the housing is described.

При допустимом уровне радиационного внешнего излучения вскрывают корпус. Если обнаруживается, что из-за повреждений деталей радиационной защиты блоки РИТ в горячей камере не извлекаются из блока радиационной защиты, то изготавливают герметизируемый контейнер в виде бидона с размерами, позволяющими поместить его в ячейку хранилища на комбинате ПО «Маяк». Изготовив герметизируемый контейнер и приспособления для фиксации РТБ внутри контейнера, РТБ отрезают от теплопровода на радиатор и помещают внутрь контейнера. Закрепляют с помощью приспособлений. Заваривают контейнер герметично. Через специальный штуцер откачивают воздух из контейнера до вакуума 10^-3 мм рт.ст. Заполняют контейнер аргоном. Выдерживают несколько дней. Отбирают пробы газа. Выполняют анализ газа на кислород и водород. Повторяют процесс откачки и заполнения до концентраций H₂<1% и O₂<1% и стабилизации этого значения во времени. После этого заваривают штуцер контейнера. Устанавливают герметизированный контейнер в сертифицированный транспортный контейнер и отправляют на ПО «Маяк» для захоронения.At an acceptable level of radiation of external radiation open the case. If it is discovered that, due to damage to the radiation protection parts, the RIT units in the hot chamber cannot be removed from the radiation protection unit, then a sealed container is made in the form of a can with dimensions that can be placed in the storage cell at the Mayak Production Plant. Having made a sealed container and devices for fixing the RTB inside the container, the RTB is cut from the heat pipe to the radiator and placed inside the container. Fasten with the help of devices. The container is brewed hermetically. Air is pumped out of the container through a special nozzle to a vacuum of 10 ^-3 mm Hg. Fill the container with argon. Stand for several days. Gas samples are taken. Perform gas analysis for oxygen and hydrogen. The process of pumping and filling is repeated to the concentrations of H ₂ <1% and O ₂ <1% and stabilization of this value over time. After this, the container fitting is brewed. Install a sealed container in a certified shipping container and send it to Mayak for disposal.

По мнению авторов и заявителя, указанные в описании и формуле изобретения отличительные признаки необходимы и достаточны для обеспечения заявленного технического результата.According to the authors and the applicant, the distinguishing features indicated in the description and claims are necessary and sufficient to ensure the claimed technical result.

Claims

A method for the disposal of radioisotope thermoelectric generators (RTGs), which consists in a comprehensive engineering survey of spent resources or emergency RTGs, determining dose fields, disassembling the housing and removing fuel elements, characterized in that the entire radiation thermal block (RTB) with all thermal elements is removed from the RTG (RIT) and radiation protection from depleted uranium, put the RTB in a sealed container, tightly fix it, brew the lid of the container, then vacuum to nteynera to control the composition of the internal environment, and then filled with an inert gas, sealed, and transported to the burial site.