RU2550092C2 - Способ длительного хранения отработавшего ядерного топлива - Google Patents

Abstract

Изобретение относится к способу длительного хранения отработавшего ядерного топлива ядерного реактора. В заявленном способе предварительно перед размещением отработавшей тепловыделяющей сборки ядерного реактора в стальном пенале и герметизацией пенала крышкой, в стальной пенал помещают свинец, химически инертный по отношению к материалу оболочки ТВЭЛов отработавших тепловыделяющих сборок, материалу корпуса пенала, воздуху и воде. При этом устанавливают стальной пенал в нагревательное устройство, нагревают стальной пенал с помещенным в него свинцом до перехода его в жидкое состояние, затем в стальном пенале размещают отработавшую тепловыделяющую сборку, извлеченную из ядерного реактора так. При этом топливная часть ТВЭЛов отработавших тепловыделяющих сборок должна находиться ниже уровня жидкого материала в стальном пенале. Далее фиксируют отработавшую тепловыделяющую сборку в этом положении и герметизируют пенал крышкой, после чего герметизированный стальной пенал извлекают из нагревательного устройства и устанавливают в хранилище, охлаждаемое атмосферным воздухом. Техническим результатом является возможность длительного безопасного хранения отработавших тепловыделяющих сборок, а также возможность транспортирования отработавших тепловыделяющих сборок на завод по переработке с обеспечением повышенной безопасности. 1 з.п. ф-лы.

Description

Область техники, к которой относится изобретение

Изобретение относится к области ядерной техники, а именно к способу длительного безопасного хранения отработавшего ядерного топлива ядерных реакторов.

Предшествующий уровень техники

Длительное (десятки лет) безопасное хранение отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), в частности отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) ядерных реакторов, представляет собой сложную техническую задачу. Это связано с тем, что в ОТВС накоплен высокий радиационный потенциал, обусловленный радиоактивностью содержащихся в ОЯТ продуктов деления ядер топливных материалов, а также радиоактивностью вторичного ядерного горючего (плутоний) и младших актинидов (нептуний, америций, кюрий), образовавшихся в процессе работы ядерного реактора (ЯР) при облучении нейтронами первичного ядерного горючего.

Повреждение основного барьера безопасности, оболочки тепловыделяющего элемента (ТВЭЛа) в результате коррозионного, теплового и механического воздействий приведет к выходу радиоактивности и серьезным радиоэкологическим последствиям.

Задача усложняется тем, что ОЯТ является неустранимым источником остаточного энерговыделения, которое постепенно уменьшается со временем, но даже через много лет требует организованного теплоотвода, нарушение которого приведет к повышению температуры ОЯТ и потере герметичности оболочек ТВЭЛов.

В настоящее время общепринятым способом длительного хранения ОЯТ является размещение ОТВС в бассейнах выдержки (БВ), заполненных водой, которая отводит остаточное энерговыделение ОТВС. Поскольку вода в БВ может быть радиоактивной, то ее охлаждение осуществляется через теплообменник от внешнего источника охлаждающей воды.

Известны способы хранения отработавшего ядерного топлива в бассейнах выдержки.

Например, известен способ хранения отработавшего ядерного топлива путем размещения в бассейне с обессоленной водой пеналов, перфорированных в верхней части, также заполненных обессоленной водой. Уровень воды в пеналах и бассейне поддерживают ниже кромки отверстий за счет периодической подачи обессоленной воды от автономной емкости в пеналы и бассейн. Кроме того, предложено подачу воды в пеналы производить периодически при достижении предельно допустимого уровня в контрольных пеналах с максимальной величиной остаточного энерговыделения (патент RU 2403633, G21C 19/06, G21F 9/36, 2010 г.).

Известен также способ хранения радиоактивных материалов, включающий: а) погружение в воду контейнера, имеющего верхнюю часть, нижнюю часть и полость в корпусе контейнера для заполнения водой, б) установку радиоактивного материала в полость помещенного под воду контейнера, в) подъем погруженного контейнера до момента, пока верхняя его часть не расположится выше уровня поверхности водоема, причем основная часть контейнера остается ниже уровня поверхности водоема, и г) удаление воды из полости контейнера, при этом верхняя часть контейнера остается выше уровня поверхности водоема, а остальная часть контейнера остается погруженной в воду (заявка США на изобретение US 2009069621, G21F 5/005, 2009).

Известен способ, использующийся в хранилищах отработавшего ядерного топлива, на АЭС и заводах по регенерации отработавшего ядерного топлива. Для длительного хранения отработавшего ядерного топлива в пеналах, заполненных водой, размещенных в водном бассейне под балочным перекрытием посредством подвесок, опорные части пеналов устанавливают на днище бассейна, а верхний торец пеналов размещают под балочным перекрытием с зазором 100÷150 мм при плотности размещения пеналов из расчета 30÷50 пеналов на квадратный метр площади днища бассейна (патент RU 2407083, G21C 19/22, 2010 г.).

Практика использования такого способа хранения ОЯТ показала, что со временем под воздействием коррозионных процессов происходит потеря герметичности контейнера или пенала с отработавшим ядерным топливом в бассейнах выдержки и радиоактивное загрязнение воды.

Для предотвращения этого явления в последнее время применяют «сухое» хранение ОТВС, когда ОТВС через некоторое время хранения в бассейнах выдержки (примерно три года) и уменьшения остаточного энерговыделения извлекают из бассейнов выдержки и помещают в герметизируемые пеналы, которые размещают в «сухом» хранилище с воздушным охлаждением.

Известно, что в результате аварии на АЭС Фукусима-1 из-за прекращения энергоснабжения системы охлаждения воды в бассейнах выдержки произошло ее испарение, перегрев ТВЭЛов, разрушение их оболочек с образованием большого количества водорода, образующегося при пароциркониевой реакции, и выброс радиоактивности в окружающую среду.

Учитывая такую ситуацию, представляется весьма актуальным переход на «сухое» хранение ОЯТ, минуя этап «мокрого» хранения в бассейнах выдержки.

Известны способы хранения методом «сухого» хранения ОЯТ, описанные в US 6802671, DE 3816195, US 5887042, US 8098790.

Известен способ транспортировки и/или хранения ядерных материалов, при котором ядерные материалы размещают в контейнере с радиационной защитой из литого свинца, расположенного поверх металлического каркаса (заявка США US 2010183110, G21F 5/008, 2010 г.).

Данное изобретение предусматривает наличие, по крайней мере, одного уровня радиационной защиты, который состоит, по крайней мере, из одного металлического каркаса, который ориентирован вдоль продольной оси и охвачен блоком из свинца или одного из сплавов свинца, отлитого поверх металлического каркаса, причем металлический каркас оснащен, по крайней мере, одним элементом для удержания отлитого из свинца (или одного из его сплавов) блока от перемещения в продольном направлении. Кроме того, упомянутый металлический каркас встроен в блок, отлитый из свинца (или одного из его сплавов), по меньшей мере, частью своей длины вдоль продольной оси, а в предпочтительном варианте - по всей длине блока. Таким образом, создается надежное механическое соединение металлического каркаса с блоком из свинца (или одного из его сплавов) и исключается относительное перемещение этих двух элементов по отношению друг к другу в продольном направлении при свободном падении упаковки.

Известен также способ хранения отработавшего ядерного топлива в конвекционно-охлаждаемом контейнере, при котором размещают чехол с отработавшим топливом в металлическом сосуде с герметичными крышками, причем сосуд выполнен с теплоотводящими боковыми и торцевыми ребрами, которые одновременно являются дистанцирующими и демпфирующими элементами. Сосуд устанавливают в корпус контейнера с образованием зазора для прохода воздуха, причем ребра сосуда контактируют с дном и боковой поверхностью внутренней части контейнера. Корпус контейнера образован из наружной и внутренней металлических оболочек, пространство между которыми заполнено материалом радиационной защиты, например жаростойким бетоном и/или нейтронопоглощающей композицией. Между оболочками установлены по касательной к внутренней оболочке арматурные теплоотводящие элементы, выполненные в виде металлических пластин с перфорацией, приваренных к внутренней оболочке и плотно контактирующих с наружной оболочкой. В нижней части корпуса выполнены подводящие каналы охлаждения, а в крышке выполнены отводящие каналы охлаждения. В случае разгерметизации сосуда каналы охлаждения закрывают заглушками (патент RU 2231837, G21F 5/008, 2004 г.).

Недостатком этого технического решения является то, что не исключена возможность выброса радиоактивности в окружающую среду в случае разгерметизации металлического сосуда, в котором размещен чехол с отработавшим ядерным топливом.

Ближайшим аналогом заявленного изобретения является способ «сухого» хранения ОЯТ с реакторов атомных подводных лодок (АПЛ), при котором выгруженную отработавшую выемную часть (ОВЧ) с находящейся в ее составе активной зоной с ОЯТ сразу после выгрузки временно помещают в одну из ячеек хранилища предварительного расхолаживания в стальном герметичном баке, внутри которого находился жидкий расплав эвтектики свинец-висмут, предварительно разогретый выше температуры ее плавления. Сверху на бак устанавливают герметический колпак. После выключения системы обогрева, снижения остаточных тепловыделений и затвердевания эвтектики бак с ОВЧ перемещают в ячейку хранилища длительного расхолаживания для последующего хранения в течение 3-5 лет или более (Зродников А.В. и др. Проблемы и подходы к обращению с отработавшим ядерным топливом жидкометаллических реакторов атомных подводных лодок. Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика - Министерство образования и науки Российской Федерации, Обнинск: №1, 2007, с.16).

Недостатком ближайшего аналога является очень ограниченная область применения - только выгруженные целиком в составе ОВЧ активные зоны реакторов АПЛ, обладающие очень низким уровнем мощности остаточного энерговыделения на момент выгрузки. Это обусловлено двумя факторами: 1) реакторы АПЛ эксплуатируются, в основном, на низких уровнях мощности, 2) перегрузка топлива приурочивается к заводскому ремонту АПЛ, поэтому выгрузка производится через достаточно продолжительное время после остановки реактора.

Для реакторов гражданских атомных электростанций такой способ выгрузки и хранения ОЯТ не применим из-за высокого уровня мощности остаточного энерговыделения, обусловленного работой реактора, в основном, на номинальной мощности и коротким временем расхолаживания перед выгрузкой ОЯТ. По этой же причине неприменимо использование в качестве теплопередающей среды эвтектического сплава свинец-висмут, имеющего низкую температуру плавления (123,5°C), так эта теплопередающая среда будет длительное время находиться в жидком состоянии, и не будет выполнять функцию дополнительного барьера безопасности.

Кроме того, такой способ хранения не позволяет в соответствии с действующей нормативной документацией производить транспортировку ОЯТ на завод по переработке. Требуется трудоемкая разборка активной зоны, являющейся источником высокой ядерной и радиационной опасности.

Раскрытие изобретения

Задачей изобретения является повышение безопасности длительного хранения отработавшего ядерного топлива при хранении отработавших тепловыделяющих сборок ядерного реактора в хранилищах с охлаждением атмосферным воздухом, предпочтительно, при естественной циркуляции атмосферного воздуха.

Поставленная задача решается за счет образования многобарьерной защиты на пути выхода радиоактивности в окружающую среду. Многобарьерная защита образуется за счет нагрева стального пенала для ОТВС, заполненного материалом, имеющим достаточно высокую температуру плавления, обладающим химической инертностью к материалу оболочки ТВЭЛов ОТВС, корпусу пенала, воздуху и воде, до его расплавления, размещение ОТВС в герметизируемом нагретом стальном пенале, в котором находится в жидком состоянии указанный материал. После извлечения пенала из нагревательного устройства его размещают в «сухом» хранилище ОЯТ с воздушным охлаждением атмосферным воздухом. После затвердевания материала, обладающего химической инертностью к материалу оболочки ТВЭЛа, материалу корпуса пенала, воздуху и воде, в стальном пенале формируется многобарьерная защита на пути выхода радиоактивности в окружающую среду, обеспечивающая длительное надежное и безопасное хранение ОТВС. Далее пенал можно разместить в гнезде «сухого» хранилища, охлаждаемого атмосферным воздухом при его естественной циркуляции, или в конвекционно-охлаждаемом контейнере, изготовленном, например, по патенту - ближайшему аналогу RU 2231837, в котором можно производить транспортировку ОТВС на завод по переработке ОЯТ.

За счет выбора материала заполнителя пенала с достаточно высокой теплопроводностью допустимая температура оболочек ТВЭЛов ОТВС не превышается, даже при естественной циркуляции атмосферного воздуха, что обеспечивает пассивный теплоотвод в течение неограниченного времени.

Наиболее подходящим материалом для заполнения пенала является свинец, обладающий достаточно высокой теплопроводностью, достаточно высокой температурой плавления, чтобы быстро затвердевать после размещения пенала с погруженной в свинец ОТВС в ячейку, охлаждаемую атмосферным воздухом хранилища, и, в то же время, достаточно низкой температурой плавления (327°С), чтобы исключить повреждение ТВЭЛов из-за недопустимого перегрева при погружении ОТВС в пенал из-за возрастания давления осколочных газов в компенсационном объеме, увеличения выхода газов из топливной композиции в компенсационный объем, ускорения коррозии материала оболочки ТВЭЛа и уменьшения ее прочности.

Осуществление изобретения

Способ длительного безопасного хранения ОЯТ заключается в следующем.

Перед выгрузкой ОТВС из ядерного реактора в нагревательное устройство устанавливают стальной оребренный пенал, который предварительно заполняют необходимым количеством свинца, обладающего химической инертностью по отношению к воде и воздуху, приемлемыми температурой плавления и теплопроводностью.

Под действием тепла, выделяемого нагревательным устройством, свинец переходит в жидкое состояние (температура плавления 327°С).

С помощью соответствующих приспособлений ОТВС извлекают из ядерного реактора и помещают в пенал таким образом, чтобы топливная часть ТВЭЛов находилась ниже уровня жидкого свинца в пенале и фиксировалась в этом положении механическими устройствами, имеющимися в пенале и/или в решетках ОТВС. После чего пенал герметизируют крышкой.

Далее герметизированный пенал извлекают из нагревательного устройства и устанавливают в соответствующее гнездо «сухого» хранилища, охлаждаемого атмосферным воздухом при его естественной циркуляции. Свинец, которым залиты ОТВС, затвердевает, создавая многобарьерную защиту - каждый ТВЭЛ ОТВС по отдельности охвачен слоем свинца, а также вся ОТВС по периметру также охвачена слоем свинца, располагающимся между ней и внутренней стенкой корпуса стального пенала.

Затем в отверстие гнезда хранилища устанавливается защитная пробка, после чего описанный цикл повторяется.

Claims (2)

1. Способ длительного хранения отработавшего ядерного топлива ядерного реактора, заключающийся в размещении отработавших тепловыделяющих сборок ядерного реактора в стальном пенале и герметизации пенала крышкой, отличающийся тем, что предварительно в стальной пенал помещают свинец, устанавливают стальной пенал в нагревательное устройство, нагревают стальной пенал с помещенным в него свинцом до перехода свинца в жидкое состояние, затем в стальном пенале размещают отработавшую тепловыделяющую сборку, извлеченную из ядерного реактора, так, чтобы топливная часть тепловыделяющих элементов отработавших тепловыделяющих сборок находилась ниже уровня свинца в стальном пенале, фиксируют отработавшую тепловыделяющую сборку в этом положении, и герметизируют пенал крышкой, после чего герметизированный стальной пенал извлекают из нагревательного устройства и устанавливают в хранилище, охлаждаемое атмосферным воздухом.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что хранилище, охлаждаемое атмосферным воздухом, выполнено с гнездами под стальные пеналы с отработавшими тепловыделяющими сборками, и защитными пробками над каждым гнездом, закрывающими хранилище после его заполнения, при этом охлаждение стальных пеналов в хранилище производят при естественной циркуляции атмосферного воздуха.