RU34275U1

RU34275U1 - Контейнер для временного хранения радиоактивных отходов

Info

Publication number: RU34275U1
Application number: RU2003123939U
Authority: RU
Inventors: А.Е. Копьев; А.В. Крючков; А.А. Роменков; Н.А. Сударева; О.А. Ярмоленко
Priority date: 2003-08-01
Filing date: 2003-08-01
Publication date: 2003-11-27

Description

КОНТЕЙНЕР ДЛЯ ВРЕМЕННОГО ХРАНЕНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

Полезная модель относится к ядерной технике, а более кошфетно к устройствам для хранения твердых радиоактивных отходов.

Наиболее близким по совокупности существенных признаков к полезной модели является контейнер для хранения радиоактивных отходов, представляющий собой корпус отработавшего ядерного реактора, снабженный герметичной защитой (патент Японии N 3 101 095, МПК G21 F 9/30,2000 г.).

Для обеспечения безопасности хранения радиоактивных отходов, которые вместе с высокоактивными В1 трикорпусными элементами находятся в корпусе ядерного реактора, последний после окончания срока службы размещен в подземном бетонном хранилище.

Недостатком известного контейнера является невозможность его использования для хранения радиоактивных отходов в виде облученного графита, который в значительном количестве содержится в вьгоеденном из эксплуатации водогра4жгговом ядерном

3

MraCG21F9/30

реакторе. При захс юнении (или длительной локализации) практически вое детали графитовой кладки находятся под воздействием внутреннего гамма-облучения из-за присутствующих в облученном графите радионуклидов, которые, по большей части, являются гамма-облучателями. За определенный период хранения общая доза облучения может достичь нескольких сотен или тысяч мегарад. Гфи достаточной скорости выхода газообразных продуктов из облзгченного rpacjarra может увеличиться давление в контейнере, что может гц)ивести к н ушешпо его целостности вплоть до полного разрушения.

Задачей настоящей полезной модели является создание контейнера для временного хранения радиоактивных отходов, который обеспечит продолжительное (пятьдесят лет и более), безопасное и контролируемое ранение находящихся в нем радиоактивных отходов в виде высокоактивного облученного графита и В1 трикорпусных элементов.

Техническим результатом настоящей полезной модели яв.пяется со анение целостности контейнера для хранения радиоактивных отходов за счет организации естественной или принудительной циркуляции газообразных продуктов, вьщеляющихся из об.1 ченного графита, и их удаления из контейнера.

ОТХОДОВ, цредотавляющем корпус отработавшего ядерного реактора с герметичной защитой,

в качестве упомянутого реактора использован водогра4 гговый едерный реактор, корпус которого снабжен каналом для отвода газообразных Г5)одуктов, выполненным в виде технологического зазора между корпусом и радиоактивными отходами, при этом герметичная защита выполнена в виде крышек и заглушек, соединенных с корпусом посредством клеевого шва из радиационно-стойкого отверждаемогоматериала,

содержащего эпоксидную диановую смолу, фурфурол, сланцевое масло, полиэтиленполиамин и кероген при следующем соотношении компонентов, масс, ч.:

Эпоксидная диановая смола -100

Фзффурол - 40 - 50

Сланцевое масло - 40 - 50

Полиэтиленполиамин - 14 - 20

Кероген-18-40.

Сущность полезной модели поясняется чертежом, на котором изображен показан конгейнер для хранения радиоактивных отходов (продольный разрез).

Контейнер для хранения радиоактивных отходов выполнен в виде корпуса 1 отработавшего водограф1пх)вого ядерного реактора, в верхней части которого имеются открытые полости, образованные, например, технологическими люками 2 и

элементами 3. В люки 2 установлены крыппси 4, а трубные элементы 3 снабжены заглушками 5. Крышки 4 и заглушки 5 герметично соединены с корпусом 1 посредством клеевого шва 6. Шов 6 вьшолнен заливкой жидкого радиационно-стойкого мат зиала, способного к затвердеванию за счет поликоцценсации. Материал содержит эпоксидную диановую смолу, фурфурол, сланцевое масло, полиэтиленполиамин и кероген при следующем соотношении компонентов, масс, ч.:

Эпоксидная диановая смола - 100

Фурфурол - 40 - 50

Сланцевое масло - 40 - 50

Полиэтиленполиамин - 14 - 20

Кероген-18-40.

Использованы: эпоксщщая диановая смола марки ЭД-20 (ГОСТ 10587-84), фурфурол гидролизный «ч (ГОСТ 10930-74) или технический (ГОСТ 10437-80), сланцевое маслоС-1 (ТУ 38. 10957-80),

полиэтиленполиамин (ТУ 6-02-594-85Х кероген-70 непыляпщй (ТУ 38-10940-75). Крышки 4 и 5 являются элементами герметичной защиты и предназначены для локализации внутреннего объема контейнера, а клеевой шов 6, который также сложит элементом герметичной защигы, обеспечивает герметичность соединения крышек 4 и заглушек 5 с корпусом 1, В верхней и нижней частях корпуса 1 на

противоположных его сторонах выполнены отверстия 7, 8, в которые установлены патрз ки 9, 10. Внутри Kopityca 1 размещен облученный графит 11 кладки ядерного реактора, при этом между корпусом 1 и графятом 11 имеется технологический зазор 12, сообщенный с отверстиями 7, 8 и являющийся каналом для отвода выделяющихся из облученного графита газообразных продуктов. Крышки 4, заглушки 5 и клеевой шов 6 из радиационно-стойкого отвержденного материала позволяют обеспечить герметичную локализацию внутреннего реакторного пространства, а также организовать естественную или принудительную циркулящйо образующихся газообразных продуктов по каналу 12.

Контейнер работает следующим образом. Контейнер с радиоактивными отходами в виде облученного графгга герметизируют посредством установки крышек 4 и заглушек 5 соответственно в люки 2 и трубные элементы 3 и клеевого шва 6, который образуют заливкой отверждаемого поликонденсируемого материала по периметру соединяемых конструктивных элементов. В троцессе хранения все детали графитовой кладки находятся под воздействием внутреннего гаммаоблучения из-за присутствукшрк в облученном графите радионуклидов, которые, по большей части, являются гамма-облучателями. За период хранения (пятьдесят лет и

более) общая доза облучения может достичь нескольких сот«н или тысяч мегарад, что может привести к образованию из облученного графита значительного объема радиоактивныхгазоофазных продуктов.

Газообразные продукты по каналу 12 отводятся из полости корпуса 1 через отверстия 7, 8 и патрз ки 9, 10 и поступают на фильтры (на чертеже не показаны) и в абсорбционную колонну (на чертеже не показана). По мере загрязнения фильтры и колонна заменяются. Канал отвода газообразных продуктов можно использовать для осушки внутренней полости контейнера, в которой может скапливаться влага, для этого через отвфстия 7, 8 и патрубки 9, 10 г зопускают нешральный газ. Для контроля технического состояния корпуса 1 и радиоактивных отходов 11, 1ИХОДЯ1ЦИХСЯ в нем, контейнер может быть снабжен различными измерительными приборами (на чертеже не показаны).

Claims

Контейнер для хранения радиоактивных отходов, представляющий собой корпус отработавшего ядерного реактора с герметичной защитой, отличающийся тем, что в качестве упомянутого реактора использован водографитовый ядерный реактор, корпус которого снабжен каналом для отвода газообразных продуктов, выполненным в виде технологического зазора между корпусом и радиоактивными отходами, при этом герметичная защита выполнена в виде крышек и заглушек, соединенных с корпусом посредством клеевого шва из радиационно-стойкого отверждаемого материала, содержащего эпоксидную диановую смолу, фурфурол, сланцевое масло, полиэтиленполиамин и кероген при следующем соотношении компонентов, мас.ч.:

Эпоксидная диановая смола 100

Фурфурол 40-50

Сланцевое масло 40-50

Полиэтиленполиамин 14-20

Кероген 18-40