RU2671844C1 - Способ длительного хранения отработавшего ядерного топлива и бак расхолаживания и хранения для его реализации - Google Patents
Способ длительного хранения отработавшего ядерного топлива и бак расхолаживания и хранения для его реализации Download PDFInfo
- Publication number
- RU2671844C1 RU2671844C1 RU2017142901A RU2017142901A RU2671844C1 RU 2671844 C1 RU2671844 C1 RU 2671844C1 RU 2017142901 A RU2017142901 A RU 2017142901A RU 2017142901 A RU2017142901 A RU 2017142901A RU 2671844 C1 RU2671844 C1 RU 2671844C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- lead
- tank
- bismuth
- alloy
- storage
- Prior art date
Links
- 238000001816 cooling Methods 0.000 title claims abstract description 40
- 230000007774 longterm Effects 0.000 title claims abstract description 20
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 20
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title abstract description 7
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 claims abstract description 51
- 229910001152 Bi alloy Inorganic materials 0.000 claims abstract description 49
- 230000005496 eutectics Effects 0.000 claims abstract description 43
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims abstract description 26
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims abstract description 18
- 238000004806 packaging method and process Methods 0.000 claims abstract description 15
- 229910052797 bismuth Inorganic materials 0.000 claims abstract description 9
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 claims abstract description 7
- 239000000956 alloy Substances 0.000 claims abstract description 7
- 238000012546 transfer Methods 0.000 claims abstract description 6
- 238000013016 damping Methods 0.000 claims description 29
- 238000007654 immersion Methods 0.000 claims description 14
- 229910000909 Lead-bismuth eutectic Inorganic materials 0.000 claims description 10
- 239000006023 eutectic alloy Substances 0.000 claims description 9
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 claims description 9
- 238000013461 design Methods 0.000 claims description 7
- JCXGWMGPZLAOME-UHFFFAOYSA-N bismuth atom Chemical compound [Bi] JCXGWMGPZLAOME-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 6
- 238000012958 reprocessing Methods 0.000 claims description 6
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 6
- 239000004567 concrete Substances 0.000 claims description 5
- 238000000926 separation method Methods 0.000 claims description 5
- 229910000978 Pb alloy Inorganic materials 0.000 claims description 4
- 230000017525 heat dissipation Effects 0.000 claims description 3
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 claims description 3
- 239000011150 reinforced concrete Substances 0.000 claims description 3
- 238000007789 sealing Methods 0.000 claims description 3
- 238000007599 discharging Methods 0.000 claims 1
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 claims 1
- 238000012856 packing Methods 0.000 claims 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 abstract description 6
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract 1
- 230000005658 nuclear physics Effects 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 239000003570 air Substances 0.000 description 8
- 230000020169 heat generation Effects 0.000 description 3
- 230000001174 ascending effect Effects 0.000 description 2
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 2
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 2
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 2
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 2
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 2
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 2
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 2
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 2
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 2
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000012080 ambient air Substances 0.000 description 1
- 238000013459 approach Methods 0.000 description 1
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 1
- 238000000605 extraction Methods 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 229910001338 liquidmetal Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 1
- 238000007726 management method Methods 0.000 description 1
- 230000002265 prevention Effects 0.000 description 1
- 238000012545 processing Methods 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
- 238000007711 solidification Methods 0.000 description 1
- 230000008023 solidification Effects 0.000 description 1
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 1
- 210000000352 storage cell Anatomy 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/28—Treating solids
- G21F9/34—Disposal of solid waste
- G21F9/36—Disposal of solid waste by packaging; by baling
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F5/00—Transportable or portable shielded containers
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/24—Promoting flow of the coolant
- G21C15/243—Promoting flow of the coolant for liquids
- G21C15/247—Promoting flow of the coolant for liquids for liquid metals
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F5/00—Transportable or portable shielded containers
- G21F5/005—Containers for solid radioactive wastes, e.g. for ultimate disposal
- G21F5/008—Containers for fuel elements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F5/00—Transportable or portable shielded containers
- G21F5/005—Containers for solid radioactive wastes, e.g. for ultimate disposal
- G21F5/008—Containers for fuel elements
- G21F5/012—Fuel element racks in the containers
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F5/00—Transportable or portable shielded containers
- G21F5/06—Details of, or accessories to, the containers
- G21F5/10—Heat-removal systems, e.g. using circulating fluid or cooling fins
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F5/00—Transportable or portable shielded containers
- G21F5/06—Details of, or accessories to, the containers
- G21F5/12—Closures for containers; Sealing arrangements
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- Environmental & Geological Engineering (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Группа изобретений относятся к ядерной энергетике. Способ длительного хранения отработавшего ядерного топлива заключается в выгрузке топлива целиком без разборки активной зоны в составе блока выемного и его размещение в баке расхолаживания и хранения, размещенном в шахте с системой охлаждения и заполненном жидким сплавом свинец-висмут эвтектического состава, в котором обеспечены условия поддержания жидкого состояния сплава свинец-висмут и контроля его температуры для отвода остаточного тепловыделения. Извлекают и размещают бак во внутристанционном упаковочном контейнере без превышения допустимой температуры сплава свинец-висмут при отводе остаточного тепловыделения до затвердевания в нем сплава свинец-висмут. Перегружают бак в транспортно-упаковочный контейнер без принятия дополнительных мер по организации теплоотвода. Имеется также бак расхолаживания и хранения. Группа изобретений позволяет обеспечить упрощение процесса и сокращение срока перегрузки ядерного топлива с высоким уровнем остаточного тепловыделения. 2 н. и 10 з.п. ф-лы, 1 ил.
Description
Область техники
Заявленная группа изобретений относится к ядерной энергетике, а именно к способам обращения с отработавшим ядерным топливом, прежде всего, реакторов со свинцово-висмутовым теплоносителем, работающих без частичных перегрузок топлива.
Уровень техники
Из уровня техники известен способ длительного хранения отработавшего ядерного топлива по патенту РФ №2550092, заключающийся в размещении отработавших тепловыделяющих сборок в стальных оребренных пеналах, предварительно заполненных жидким свинцом, для чего пенал размещается в вертикальной электрической печи. Далее каждый пенал вместе с погруженной в жидкий свинец отработавшей тепловыделяющей сборкой (ОТВС) извлекается из электрической печи и помещается в ячейку хранилища с воздушным охлаждением. В связи с высокой температурой плавления свинца (327°С) и низкой температурой охлаждающего воздуха свинец быстро затвердевает, а тепло остаточного тепловыделения отработавшей тепловыделяющей сборки отводится теплопроводностью свинца через стенку пенала к охлаждающему воздуху. Недостатком данного технического решения является невозможность его применения для хранения нескольких отработавших тепловыделяющих сборок и тем более целиком активной зоны реактора, в связи с высоким уровнем остаточного тепловыделения и неприемлемо высокими температурами оболочек тепловыделяющих элементов (твэлов) при передаче тепла теплопроводностью твердого или остающимся жидким в центральной части отработавшей тепловыделяющей сборки свинца.
Известен также способ хранения выгруженной активной зоны целиком из реакторов атомных подводных лодок со свинцово-висмутовым теплоносителем в баке хранения, предварительно заполненным сплавом свинец-висмут эвтектического состава с температурой плавления 123,5°C (А.В. Зродников, А.Н. Забудько, С.В. Игнатьев и др. «Проблемы и подходы к обращению с отработавшим ядерным топливом жидкометаллических реакторов атомных подводных лодок». Журнал Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, №1, 2007 г., стр. 13-22). После погружения активной зоны в бак хранения и отключения системы обогрева, сплав свинец-висмут быстро затвердевает, а тепло остаточного тепловыделения отводится теплопроводностью сплава и далее через стенку бака хранения к окружающему воздуху без превышения допустимых температур оболочек твэлов, что обусловлено низким уровнем остаточного тепловыделения активных зон реакторов атомных подводных лодок, в связи с малым значением коэффициента использования установленной мощности (КИУМ), характерным для режимов эксплуатации реакторов атомных подводных лодок, и сравнительно длительной выдержкой активной зоны реактора перед выгрузкой после окончания кампании. Недостатком указанного способа является невозможность его применения для реакторов атомных электростанций АЭС гражданского назначения в связи с высоким уровнем остаточного тепловыделения, обусловленным высоким значением КИУМ, характерным для режимов эксплуатации гражданских АЭС, и невозможностью длительной выдержки активной зоны для спада остаточного тепловыделения после окончания кампании, что привело бы к вынужденному простою соответствующей реакторной установки.
Раскрытие сущности группы изобретений
Задачей, на решение которой было направлено создание группы заявленных изобретений, является создание технологии обращения с отработавшим ядерным топливом, обеспечивающей упрощение процесса и сокращение сроков перегрузки ядерного топлива с высоким уровнем остаточного тепловыделения, обеспечивающего высокую степень безопасности при обращении и длительном хранении выгруженного одновременно большого количества отработавшего ядерного топлива без разборки активной зоны в составе блока выемного из реактора гражданской атомной электростанции, а также снижение затрат и повышение экономической эффективности технологии обращения, в т.ч. на этапе длительного и контролируемого хранения отработавшего ядерного топлива.
Техническими результатами, достигаемыми при реализации заявленного способа длительного хранения отработавшего ядерного топлива, в частности, являются обеспечение упрощения процесса и сокращение сроков перегрузки ядерного топлива, эффективного длительного и контролируемого хранения выгруженного одновременно большого количества отработавшего ядерного топлива без разборки активной зоны реактора в составе блока выемного, обеспечение высокой степени безопасности такого хранения, формирование надежной многоступенчатой защиты в глубину для выхода радиоактивных продуктов в окружающую среду, обеспечение экономической эффективности за счет уменьшения объема реакторного отделения путем исключения камерных хранилищ пеналов с отдельными ОТВС.
Сущность заявленного способа длительного хранения отработавшего ядерного топлива заключается в том, что сначала осуществляют выгрузку из реактора отработавшего ядерного топлива целиком без разборки активной зоны в составе блока выемного и его размещение в баке расхолаживания и хранения, который предварительно был размещен в шахте с системой охлаждения и заполнен жидким сплавом свинец-висмут эвтектического состава. Система охлаждения представляет собой, например, размещенный внутри бетонной шахты кольцевой бак с проточной водой, отводящей тепло от стенок бака расхолаживания и хранения в кольцевой бак через воздушный зазор. При этом конструкцией бака после погружения в него отработавшего ядерного топлива в составе блока выемного ниже уровня сплава свинец-висмут эвтектического состава обеспечены условия естественной циркуляции, поддержания жидкого состояния и контроля температуры сплава свинец-висмут эвтектического состава для отвода остаточного тепловыделения отработавшего ядерного топлива в составе блока выемного через корпус бака расхолаживания и хранения в шахту без превышения допустимой температуры сплава свинец-висмут эвтектического состава в период хранения до снижения остаточного тепловыделения отработавшего ядерного топлива в составе блока выемного до уровня, позволяющего перегрузить бак расхолаживания и хранения во внутристанционный упаковочный контейнер без превышения допустимых температур. При этом контроль температуры сплава свинец-висмут эвтектического состава осуществляют, например, посредством датчиков контроля температуры, установленных на входе и выходе из зоны размещения блока выемного в баке расхолаживания и хранения. После этого извлекают бак расхолаживания и хранения из шахты и размещают его во внутристанционном упаковочном контейнере для дальнейшего охлаждения и хранения на площадке АЭС без превышения допустимой температуры сплава свинец-висмут эвтектического состава при отводе остаточного тепловыделения отработавшего ядерного топлива за счет естественной циркуляции атмосферного воздуха до затвердевания в нем сплава свинец-висмут эвтектического состава перед его перегрузкой в транспортно-упаковочный контейнер для вывоза с площадки АЭС. В качестве внутристанционного упаковочного контейнера может быть использован, например, железобетонный контейнер, имеющий в цилиндрическом корпусе окна снизу и сверху для прохождения атмосферного воздуха при его естественной циркуляции. Далее осуществляют перегрузку бака расхолаживания и хранения из внутристанционного упаковочного контейнера в траспортно-упакововчный контейнер без принятия дополнительных мер по организации теплоотвода и осуществляют его транспортировку к месту длительного хранения или переработки размещенного внутри него отработавшего ядерного топлива в составе блока выемного. Затем осуществляют выгрузку отработавшего ядерного топлива в составе блока выемного из бака расхолаживания и хранения в бак длительного хранения на специальном полигоне или для разборки активной зоны на предприятии по переработке отработавшего ядерного топлива, для чего предварительно доводят сплав свинец-висмут эвтектического состава до жидкого состояния с помощью системы обогрева, которая, например, может быть встроена в конструкцию бака расхолаживания и хранения или представлять собой самостоятельное транспортабельное или стационарное устройство, интегрированное с водяным кольцевым баком.
Техническими результатами, достигаемыми при реализации заявленного бака расхолаживания и хранения, в частности, являются обеспечение упрощения процесса и сокращение сроков перегрузки ядерного топлива реакторов гражданских АЭС, эффективного длительного и контролируемого хранения выгруженного одновременно большого количества отработавшего ядерного топлива без разборки активной зоны реактора в составе блока выемного, обеспечение высокой степени безопасности такого хранения, формирование надежной многоступенчатой защиты в глубину для выхода радиоактивных продуктов в окружающую среду, обеспечение экономической эффективности за счет уменьшения объема реакторного отделения и за счет исключения камерных хранилищ пеналов с отдельными ОТВС, а также за счет возможности многократного использования бака хранения и расхолаживания.
Сущность заявленного бака расхолаживания и хранения заключается в следующем. Бак расхолаживания и хранения содержит корпус, заполненный эвтектическим сплавом свинец-висмут до требуемого уровня, защитную пробку-вытеснитель, устройство герметизации пробки-вытеснителя, устройство, препятствующее всплытию размещенного внутри бака расхолаживания и хранения отработавшего ядерного топлива, выгруженного из реактора целиком без разборки активной зоны в составе блока выемного, и пробки-вытеснителя, при этом пробка-вытеснитель имеет диаметр меньший, чем диаметр блока выемного. В случае, если пробка-вытеснитель после ее погружения в бак расхолаживания и хранения будет иметь положительную плавучесть, для ее погружения в бак расхолаживания и хранения в штатное положение могут быть дополнительно использованы, например, механические домкраты или съемный груз. Кроме того, между корпусом бака расхолаживания и хранения и зоной, в которой расположены пробка-вытеснитель и блок выемной дополнительно размещена разделительная обечайка требуемой высоты, образующая между корпусом бака расхолаживания и хранения опускной кольцевой канал для формирования контура естественной циркуляции эвтектического сплава свинец-висмут и передачи тепла через корпус бака расхолаживания и хранения в окружающую среду после погружения в бак расхолаживания и хранения блока выемного и пробки вытеснителя и повышения уровня сплава свинец-висмут до перелива горячего восходящего потока эвтектического сплава свинец-висмут в опускной кольцевой канал, при этом в нижней части разделительной обечайки выполнены окна, через которые охлажденный эвтектический сплав свинец-висмут поступает на вход зоны размещения блока выемного, замыкая, тем самым, контур естественной циркуляции эвтектического сплава свинец-висмут в баке расхолаживания и хранения. Для повышения интенсивности отвода тепла на наружной поверхности корпуса бака расхолаживания и хранения, при необходимости, могут быть выполнены продольные ребра.
Краткое описание чертежа
На Фиг. 1 представлен чертеж, отражающий конструкцию бака расхолаживания и хранения.
Как показано на Фиг. 1, бак расхолаживания и хранения (далее - бак), предварительно размещенный в бетонной шахте в кольцевом баке 1 с проточной водой, состоит из корпуса 2, заполненного эвтектическим сплавом свинец-висмут 3 до требуемого уровня 4, содержит защитную пробку-вытеснитель 5, устройство герметизации 6 пробки-вытеснителя, механическое устройство 7, препятствующее всплытию размещенного внутри бака отработавшего ядерного топлива в составе блока выемного 8. При этом пробка-вытеснитель 5 выполнена с меньшим диаметром по сравнению с диаметром размещенного внутри бака блока выемного 8 с отработавшим ядерным топливом, формируя восходящий кольцевой канал горячего сплава свинец-висмут. В случае, если пробка-вытеснитель 5 после ее погружения в бак будет иметь положительную плавучесть, для ее погружения в бак расхолаживания и хранения в штатное положение могут быть дополнительно использованы, например, механические домкраты или съемный груз. Между корпусом 2 бака и зоной, в которой расположены пробка-вытеснитель 5 и блок выемной 8 дополнительно размещена обечайка 9 требуемой высоты, образующая между корпусом 2 бака опускной кольцевой канал 10 для формирования контура естественной циркуляции эвтектического сплава свинец-висмут 3 и передачи тепла через корпус 2 бака в окружающую среду после погружения в него блока выемного 8 и пробки-вытеснителя 5 и перелива восходящего потока горячего эвтектического сплава свинец-висмут 3 в кольцевой канал 10. При этом в нижней части разделительной обечайки 9 выполнены окна 11, через которые охлажденный эвтектический сплав свинец-висмут 3 поступает на вход расположения блока выемного 8, замыкая, тем самым, контур естественной циркуляции эвтектического сплава свинец-висмут 3 в баке. Осуществление изобретения
Реализация заявленного способа длительного хранения отработавшего ядерного топлива осуществляется следующим образом. Первоначально бак расхолаживания и хранения заполняют жидким сплавом свинец-висмут эвтектического состава, поддержание жидкого состояния которого обеспечивается системой обогрева до требуемой температуры, которая, например, может быть встроена в конструкцию бака расхолаживания и хранения или представлять собой самостоятельное транспортабельное или стационарное устройство, интегрированное с кольцевым водяным баком. В качестве сплава свинец-висмут эвтектического состава в баке расхолаживания и хранения используют сплав свинца и висмута, изготовленный из технических сортов свинца и висмута, что также существенно удешевляет технологию длительного хранения отработавшего ядерного топлива в целом. Далее бак расхолаживания и хранения погружают бетонную шахту с системой охлаждения, представляющую собой, например, размещенный внутри бетонной шахты кольцевой бак с проточной водой, отводящей тепло от стенок бака расхолаживания и хранения в кольцевой бак через воздушный зазор. Затем отработавшее ядерное топливо целиком без разборки активной зоны в составе блока выемного выгружают из реактора в подготовленный бак расхолаживания и хранения для последующего охлаждения за счет процесса естественной циркуляции сплава свинец-висмут эвтектического состава после погружения блока выемного ниже уровня такого сплава через корпус бака расхолаживания и хранения в шахту без превышения допустимой температуры сплава свинец-висмут эвтектического состава, что обеспечивается особенностями конструкции бака расхолаживания и хранения (Фиг. 1). После снижения остаточного тепловыделения отработавшего ядерного топлива в составе блока выемного в процессе хранения до уровня, позволяющего перегрузить бак расхолаживания и хранения во внутристанционный упаковочный контейнер без превышения допустимых температур, извлекают бак расхолаживания и хранения из шахты и размещают его во внутристанционном упаковочном контейнере для дальнейшего охлаждения без превышения допустимой температуры сплава свинец-висмут эвтектического состава при отводе остаточного тепловыделения отработавшего ядерного топлива за счет естественной циркуляции атмосферного воздуха до затвердевания в нем сплава свинец-висмут эвтектического состава и хранения в течение требуемого времени. Контроль температуры сплава свинец-висмут эвтектического состава осуществляют, например, посредством датчиков контроля температуры, установленных на входе и выходе из зоны размещения блока выемного в баке расхолаживания и хранения. В качестве внутристанционного упаковочного контейнера может быть использован, например, железобетонный контейнер, имеющий в цилиндрическом корпусе сверху и снизу окна для прохода атмосферного воздуха при его естественной циркуляции. После затвердевания сплава свинец-висмут эвтектического состава и хранения бака расхолаживания и хранения на площадке АЭС в течение требуемого времени осуществляют перегрузку бака расхолаживания и хранения из внутристанционного контейнера в траспортно-упакововчный контейнер без принятия дополнительных мер по организации теплоотвода и осуществляют его транспортировку к месту длительного хранения на специальном полигоне или переработки отработавшего ядерного топлива. Далее осуществляют доведение сплава свинец-висмут эвтектического состава до жидкого состояния посредством системы обогрева и последующую выгрузку отработавшего ядерного топлива в составе блока выемного из бака расхолаживания и хранения в бак длительного хранения, заполненный свинцом, который размещается на полигоне длительного хранения, для чего уже не требуется принятия дополнительных мер по охлаждению отработавшего ядерного топлива, ввиду его низкого уровня остаточного тепловыделения. В случае доставки бака расхолаживания и хранения на предприятие по переработке отработавшего ядерного топлива выгруженное отработавшее ядерное топливо в составе блока выемного разбирается на ТВС для последующей переработки. Бак расхолаживания и хранения после выгрузки из него отработавшего ядерного топлива в составе блока выемного возвращается на АЭС для последующего повторного использования.
Принцип работы бака расхолаживания и хранения при осуществлении заявленного способа длительного хранения отработавшего ядерного топлива заключается в следующем. Пробка-вытеснитель 5 после погружения в бак блока выемного 8 обеспечивает подъем уровня жидкого эвтектического сплава свинец-висмут 3 до перелива через верхнюю кромку разделительной обечайки 9. Если пробка-вытеснитель 5 будет иметь отрицательную плавучесть в жидком эвтектическим сплаве свинец-висмут 3, ее погружение в баке будет осуществляться за счет собственного веса. В случае, если пробка-вытеснитель 5 после ее погружения в бак будет иметь положительную плавучесть, для ее погружения в бак в штатное положение могут быть дополнительно использованы, например, механические домкраты или съемный груз. Поддержание жидкого состояния эвтектического сплава свинец-висмут 3 до и после погружения в бак блока выемного 8 и предотвращение его затвердевания на опускном участке в кольцевом канале 10 после спада уровня остаточного энерговыделения отработавшего ядерного топлива осуществляется за счет системы обогрева, выполненной, например, агрегированной вместе с корпусом 2 бака и размещенной снаружи него. Нагретый остаточным тепловыделением эвтектический сплав свинец-висмут, имеющий меньшую плотность по сравнению с плотностью «холодного» эвтектического сплава свинец-висмут на входе в зону размещения блока выемного 8, восходящим потоком поднимается в баке до уровня перелива через разделительную обечайку 9, далее нисходящим потоком опускается по кольцевому каналу 10, охлаждаясь за счет передачи тепла через стенку корпуса 2 бака в окружающую среду. Для повышения интенсивности отвода тепла на наружной поверхности корпуса 2 бака, при необходимости, могут быть выполнены продольные ребра. Охлажденный эвтектический сплав свинец-висмут через окна 11 в нижней части разделительной обечайки 9 поступает на вход зоны расположения блока выемного 8, замыкая, тем самым, контур естественной циркуляции. Необходимый расход эвтектического сплава свинец-висмут обеспечивается движущим напором, создаваемым высотой разделительной обечайки 9 и разностью средних температур эвтектического сплава свинец-висмут и, соответственно, плотностей на подъемном и опускном участках контура естественной циркуляции. Для контроля температуры эвтектического сплава свинец-висмут 3 и, как следствие, уровня остаточного тепловыделения отработавшего ядерного топлива, бак оснащают датчиками контроля температуры эвтектического сплава свинец-висмут 12 и 13 на входе и выходе из зоны расположения блока выемного 8 соответственно через специальные каналы 14 и 15.
Claims (12)
1. Способ длительного хранения отработавшего ядерного топлива заключается в том, что сначала осуществляют выгрузку из реактора отработавшего ядерного топлива целиком без разборки активной зоны в составе блока выемного и его размещение в баке расхолаживания и хранения, предварительно размещенном в шахте с системой охлаждения и заполненном жидким сплавом свинец-висмут эвтектического состава, особенностями конструкции которого после погружения в него отработавшего ядерного топлива в составе блока выемного ниже уровня сплава свинец-висмут эвтектического состава обеспечены условия естественной циркуляции, поддержания жидкого состояния сплава свинец-висмут эвтектического состава и контроля его температуры для отвода остаточного тепловыделения отработавшего ядерного топлива в составе блока выемного через корпус бака расхолаживания и хранения в шахту без превышения допустимой температуры сплава свинец-висмут эвтектического состава в период хранения до снижения остаточного тепловыделения отработавшего ядерного топлива в составе блока выемного до требуемого уровня, после чего извлекают бак расхолаживания и хранения из шахты и размещают его во внутристанционном упаковочном контейнере без превышения допустимой температуры сплава свинец-висмут эвтектического состава при отводе остаточного тепловыделения отработавшего ядерного топлива за счет естественной циркуляции атмосферного воздуха до затвердевания в нем сплава свинец-висмут эвтектического состава, далее осуществляют перегрузку бака расхолаживания и хранения из внуристанционного упаковочного контейнера в транспортно-упаковочный контейнер без принятия дополнительных мер по организации теплоотвода и осуществляют его транспортировку к месту длительного хранения или переработки размещенного внутри него отработавшего ядерного топлива, а затем осуществляют выгрузку отработавшего ядерного топлива в составе блока выемного из бака расхолаживания и хранения в бак длительного хранения на специальном полигоне или для разборки активной зоны в составе блока выемного на предприятии по переработке отработавшего ядерного топлива, для чего предварительно доводят сплав свинец-висмут эвтектического состава до жидкого состояния с помощью системы обогрева.
2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что система охлаждения шахты представляет собой размещенный внутри бетонной шахты кольцевой бак с проточной водой, отводящей тепло от стенок бака расхолаживания и хранения в кольцевой бак через воздушный зазор.
3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что поддержание жидкого состояния сплава свинец-висмут эвтектического состава обеспечивается посредством системы обогрева.
4. Способ по п. 3, отличающийся тем, что система обогрева может быть встроена в конструкцию бака расхолаживания и хранения или представлять собой самостоятельное транспортабельное или стационарное устройство, интегрированное с кольцевым баком.
5. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве внутристанционного упаковочного контейнера может быть использован железобетонный контейнер, имеющий в цилиндрическом корпусе сверху и снизу окна для прохода атмосферного воздуха при его естественной циркуляции.
6. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве сплава свинец-висмут эвтектического состава в баке расхолаживания и хранения используют сплав свинца и висмута, изготовленный из технических сортов свинца и висмута.
7. Бак расхолаживания и хранения, содержащий корпус, заполненный эвтектическим сплавом свинец-висмут до требуемого уровня, защитную пробку-вытеснитель, устройство герметизации пробки-вытеснителя, устройство, препятствующее всплытию размещенного внутри бака расхолаживания и хранения отработавшего ядерного топлива, отличающийся тем, что размещенное внутри бака расхолаживания и хранения отработавшее ядерное топливо представляет собой выгруженную целиком из реактора без разборки активную зону в составе блока выемного, пробка-вытеснитель имеет диаметр, меньший, чем диаметр блока выемного, а между корпусом бака расхолаживания и хранения и зоной, в которой расположены пробка-вытеснитель и блок выемной, дополнительно размещена разделительная обечайка требуемой высоты, образующая между корпусом бака расхолаживания и хранения опускной кольцевой канал для формирования контура естественной циркуляции эвтектического сплава свинец-висмут и передачи тепла через корпус бака расхолаживания и хранения в окружающую среду после погружения в бак расхолаживания и хранения блока выемного и пробки-вытеснителя и повышения уровня сплава свинец-висмут до перелива горячего восходящего потока эвтектического сплава свинец-висмут в опускной кольцевой канал, при этом в нижней части разделительной обечайки выполнены окна, через которые охлажденный эвтектический сплав свинец-висмут поступает на вход зоны размещения блока выемного, замыкая тем самым контур естественной циркуляции эвтектического сплава свинец-висмут в баке расхолаживания и хранения.
8. Бак по п. 7, отличающийся тем, что дополнительно может содержать систему обогрева.
9. Бак по п. 7, отличающийся тем, что дополнительно может содержать механические домкраты или съемные грузы для погружения пробки-вытеснителя в штатное положение в бак расхолаживания и хранения в случае, если пробка-вытеснитель будет иметь положительную плавучесть.
10. Бак по п. 7, отличающийся тем, что на наружной поверхности корпуса бака расхолаживания и хранения дополнительно могут быть выполнены ребра для повышения интенсивности отвода тепла.
11. Бак по п. 7, отличающийся тем, что дополнительно содержит датчики контроля температуры эвтектического сплава свинец-висмут, размещенные через специальные каналы на входе и выходе из зоны размещения блока выемного.
12. Бак по п. 7, отличающийся тем, что в качестве сплава свинец-висмут эвтектического состава в баке расхолаживания и хранения используют сплав свинца и висмута, изготовленный из технических сортов свинца и висмута.
Priority Applications (4)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2017142901A RU2671844C1 (ru) | 2017-12-08 | 2017-12-08 | Способ длительного хранения отработавшего ядерного топлива и бак расхолаживания и хранения для его реализации |
| EP18885341.0A EP3723101A4 (en) | 2017-12-08 | 2018-12-10 | PROCEDURE FOR LONG-TERM STORAGE OF USED FUEL RODS AND COOLING AND STORAGE TANK TO IMPLEMENT THE PROCESS |
| CN201880088693.0A CN111712886B (zh) | 2017-12-08 | 2018-12-10 | 用于长期存储乏燃料的方法及用于其实施的冷却存储罐 |
| PCT/RU2018/000800 WO2019112482A2 (ru) | 2017-12-08 | 2018-12-10 | Способ длительного хранения отработавшего ядерного топлива и бак расхолаживания и хранения для его реализации |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2017142901A RU2671844C1 (ru) | 2017-12-08 | 2017-12-08 | Способ длительного хранения отработавшего ядерного топлива и бак расхолаживания и хранения для его реализации |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2671844C1 true RU2671844C1 (ru) | 2018-11-07 |
Family
ID=64103358
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2017142901A RU2671844C1 (ru) | 2017-12-08 | 2017-12-08 | Способ длительного хранения отработавшего ядерного топлива и бак расхолаживания и хранения для его реализации |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| EP (1) | EP3723101A4 (ru) |
| CN (1) | CN111712886B (ru) |
| RU (1) | RU2671844C1 (ru) |
| WO (1) | WO2019112482A2 (ru) |
Families Citing this family (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN112657931B (zh) * | 2020-12-18 | 2022-10-11 | 岭东核电有限公司 | 乏燃料上铅铋合金的清洗方法 |
| CN113130108B (zh) * | 2021-03-05 | 2023-11-24 | 安徽中科超核科技有限公司 | 基于可凝固流体包容放射性物质的凝固运输装置及方法 |
| CN113289968B (zh) * | 2021-04-07 | 2022-04-12 | 岭东核电有限公司 | 乏燃料组件的处理设备及方法 |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3962587A (en) * | 1974-06-25 | 1976-06-08 | Nuclear Fuel Services, Inc. | Shipping cask for spent nuclear fuel assemblies |
| DE19619432A1 (de) * | 1996-05-14 | 1997-11-20 | Gnb Gmbh | Abschirmbehälter aus Metall für den Transport und/oder die Lagerung von neutronenstrahlenden Gegenständen der Kerntechnik |
| RU2231837C1 (ru) * | 2003-04-17 | 2004-06-27 | Клюев Олег Александрович | Конвекционно-охлаждаемый контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива |
| RU2550092C2 (ru) * | 2013-07-31 | 2015-05-10 | Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Способ длительного хранения отработавшего ядерного топлива |
Family Cites Families (15)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB1446016A (en) * | 1973-07-24 | 1976-08-11 | Europ Pour Le Traitement Chimi | Method for the conditioning of high level radioactive wastes for their safe storage and disposal |
| DE2524169C2 (de) * | 1975-05-31 | 1985-06-20 | Deutsche Gesellschaft für Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH, 3000 Hannover | Körper mit hochradioaktive Abfallstoffe und/oder Actinide enthaltendem Glasgranulat |
| US4147938A (en) * | 1978-02-07 | 1979-04-03 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Fire resistant nuclear fuel cask |
| DE3114725A1 (de) * | 1981-04-11 | 1982-10-21 | Deutsche Gesellschaft für Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH, 3000 Hannover | Behaelter zur langzeitlagerung von radioaktiven stoffen (ii) |
| RU2132098C1 (ru) * | 1998-04-20 | 1999-06-20 | Гаврилов Сергей Дмитриевич | Способ обращения с корпусным реактором с активной зоной |
| JP2001108793A (ja) * | 1999-10-13 | 2001-04-20 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 鉛ビスマス共晶合金の純化方法および純化装置 |
| RU2273901C2 (ru) * | 2001-10-05 | 2006-04-10 | Валентин Николаевич Долгов | Подземная атомная электростанция |
| US7147823B2 (en) * | 2002-04-15 | 2006-12-12 | Battelle Energy Alliance, Llc | High temperature cooling system and method |
| RU2279725C1 (ru) * | 2004-12-01 | 2006-07-10 | Открытое акционерное общество "Конструкторское бюро специального машиностроения" | Металлобетонный контейнер для транспортировки и/или хранения отработавших сборок твэл ядерных реакторов |
| JP2006275730A (ja) * | 2005-03-29 | 2006-10-12 | Mitsui Eng & Shipbuild Co Ltd | キャスクの構造 |
| RU2348085C1 (ru) * | 2007-07-09 | 2009-02-27 | Открытое акционерное общество "Конструкторское бюро специального машиностроения" | Контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива |
| KR20100035731A (ko) * | 2008-09-29 | 2010-04-07 | 서울대학교산학협력단 | 고유 안전형 핵연료 재활용 실증로 |
| RU109314U1 (ru) * | 2011-05-12 | 2011-10-10 | Общество с ограниченной ответственностью "ЭлектроЛаб" (ООО "ЭлектроЛаб") | Контейнер для транспортирования, хранения и захоронения радиоактивных материалов |
| RU2459297C1 (ru) * | 2011-07-11 | 2012-08-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Способ очистки и дезактивации контурного оборудования реакторной установки с жидкометаллическим свинцово-висмутовым теплоносителем |
| US9911516B2 (en) * | 2012-12-26 | 2018-03-06 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Cooling systems for spent nuclear fuel, casks including the cooling systems, and methods for cooling spent nuclear fuel |
-
2017
- 2017-12-08 RU RU2017142901A patent/RU2671844C1/ru active
-
2018
- 2018-12-10 WO PCT/RU2018/000800 patent/WO2019112482A2/ru unknown
- 2018-12-10 EP EP18885341.0A patent/EP3723101A4/en active Pending
- 2018-12-10 CN CN201880088693.0A patent/CN111712886B/zh active Active
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3962587A (en) * | 1974-06-25 | 1976-06-08 | Nuclear Fuel Services, Inc. | Shipping cask for spent nuclear fuel assemblies |
| DE19619432A1 (de) * | 1996-05-14 | 1997-11-20 | Gnb Gmbh | Abschirmbehälter aus Metall für den Transport und/oder die Lagerung von neutronenstrahlenden Gegenständen der Kerntechnik |
| RU2231837C1 (ru) * | 2003-04-17 | 2004-06-27 | Клюев Олег Александрович | Конвекционно-охлаждаемый контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива |
| RU2550092C2 (ru) * | 2013-07-31 | 2015-05-10 | Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Способ длительного хранения отработавшего ядерного топлива |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| WO2019112482A2 (ru) | 2019-06-13 |
| EP3723101A4 (en) | 2021-09-15 |
| WO2019112482A3 (ru) | 2019-09-06 |
| CN111712886A (zh) | 2020-09-25 |
| CN111712886B (zh) | 2024-03-19 |
| EP3723101A2 (en) | 2020-10-14 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2671844C1 (ru) | Способ длительного хранения отработавшего ядерного топлива и бак расхолаживания и хранения для его реализации | |
| RU2518066C2 (ru) | Ядерный реактор с жидкометаллическим охлаждением и способ отвода от него теплоты | |
| RU2545098C1 (ru) | Реакторная установка с реактором на быстрых нейтронах и свинцовым теплоносителем | |
| KR20150122794A (ko) | 원자로의 사용후 연료 봉 관리 | |
| RU2650653C2 (ru) | Плавильное устройство для консолидации загрязненного лома | |
| RU2682901C2 (ru) | Плавучий ядерный энергетический реактор с самоохлаждающейся конструкцией защитной оболочки реактора и системой аварийного теплообмена | |
| JP4746911B2 (ja) | 高速炉および高速炉施設の建設方法 | |
| KR101389840B1 (ko) | 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통 | |
| US4842844A (en) | Method of generating hydrogen | |
| JP2011196700A (ja) | 残留熱除去システム及び除去方法 | |
| CA1175163A (en) | Storage of irradiated fuel assemblies | |
| KR20190008123A (ko) | 제거 가능한 밀봉 플러그를 포함하는 원자로용 완화 조립체 | |
| CN105556615B (zh) | 一种长期储存废核燃料的方法 | |
| RU194792U1 (ru) | Контейнер для хранения и переработки отработавшего ядерного топлива | |
| RU2357307C1 (ru) | Способ упаковки отработанного ядерного топлива | |
| Alekseev et al. | Calculation of impurity mass transfer in cold traps with sodium cooling | |
| RU2656249C1 (ru) | Способ размещения отработавшего ядерного топлива | |
| KR101545085B1 (ko) | 원자로 격납구조물 장기 냉각 시스템 | |
| JP2006010330A (ja) | 使用済燃料の高密度貯蔵システム | |
| RU2459294C1 (ru) | Способ упаковки поврежденного отработавшего ядерного топлива | |
| KR20230172530A (ko) | 사용 후 나트륨 냉각 원자로 연료 조립체들의 자막 안정화 | |
| RU2682639C2 (ru) | Способ обработки натрия, осажденного на элементах ядерного реактора, и способ промывки топливной кассеты ядерного реактора с использованием указанного способа обработки | |
| KR20240061996A (ko) | 외부 냉각수 탱크를 이용한 원자력발전소 격납건물 내부 장기 냉각 시스템 | |
| WO2019106482A1 (en) | High-temperature nuclear reactor cooled with molten fluoride salt | |
| LT6740B (lt) | Branduolinio reaktoriaus grafito klojinio išmontavimo būdas |