Способ хранения отработавшего ядерного топлива в бассейнах выдержки

 

Использование: в ядерной энергетике, технологиях переработки и хранения отработавшего ядерного топлива и радиоактивных отходов. Сущность изобретения: отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) размещают в пеналах, заполненных водным теплоносителем, в который вводят карбонат кальция в раздробленном виде с крупностью частиц не более 1 мм в количестве 3 5 г на 1 кг теплоносителя. Способ позволяет повысить рН теплоносителя до значений 8,2 8,8, снизить до 5 раз скорость коррозии циркониевого сплава, исключить возможность развития местной контактной коррозии, снизить на 2 порядка активность теплоносителя и улучшить радиационные условия в обслуживаемых помещениях хранилищ ОЯТ. 2 ил.

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к технологии хранения отработавшего ядерного топлива и радиоактивных отходов.

Отработавшее ядерное топливо после выгрузки из реактора размещается в бассейнах выдержки, в пеналах, заполненных водным теплоносителем. При этом одним из важных требований является обеспечение целостности оболочек ТВЭЛ в процессе хранения. Материал оболочки может нарушаться в водной среде за счет общей и контактной коррозии. Например, топливо РБМК в циркониевой оболочке контактирует не только с дистанционирующими решетками, но и стенками пенала хранения, изготовленными из нержавеющей стали. Теплоноситель в пенале относится к радиоактивным отходам, поскольку в него переходят радиоактивные продукты коррозии с поверхности ТВЭЛ, а также вследствие взаимодействия радиоактивного излучения с самим теплоносителем и растворенными в нем газами, солями и ионами.

Известен способ обработки радиоактивных отходов, по которому в радиоактивную жидкость, содержащую бор и натрий, добавляют растворимое соединение кальция с мольным соотношением к бору 0,2-0,7 и нагревают до 40-70^оС, перемешивают, при этом образуется нерастворимый осадок, включающий в себя радиоактивные отходы [1] Недостатком этого способа является существенное увеличение электропроводности при добавлении растворимых соединений кальция и соответственно увеличение интенсивности процесса контактной коррозии на стыке цирконий/нержавеющая сталь. После связывания радионуклидов осадком в теплоносителе останутся анионы, введенные вместе с кальцием, как это отмечено выше, в результате радиолитических процессов произойдет подкисление раствора. Итогом этого будет повышение и общей коррозии, снижение механической прочности и повышенная вероятность разгерметизации, приводящая к нарушению экологической безопасности.

Наиболее близким к изобретению является способ хранения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) в пеналах, заполненных химически очищенной водой (ХОВ) [2] Однако в результате выпара и уноса воды из пеналов из-за остаточного тепловыделения и последующей компенсации потерь ХОВ накапливаются примеси (галогениды), а также происходит накопление нитратов радиолитического происхождения и соответственно снижение рН до значений 5,5-7,5. Указанное не позволяет обеспечить режим безопасного хранения ОЯТ из-за коррозионного повреждения оболочки ТВЭЛ. Опасным является также контактная коррозия в местах соприкосновения разнородных материалов топливной сборки и пенала: цирконий-нержавеющая сталь. При значениях рН меньше 7 поток электронов направлен в сторону нержавеющей стали, что свидетельствует о снижении механической прочности оболочки ТВЭЛ в месте контакта с нержавеющей сталью. В результате возрастает вероятность разгерметизации и выхода продуктов деления наружу. Кроме того, к недостаткам этого способа относится повышенная активность теплоносителя за счет радиоактивных продуктов коррозии, переходящих с поверхностей ТВЭЛ и пребывающих в растворе в коллоидной форме.

Задачей изобретения является повышение экологической безопасности хранения ОЯТ в пеналах, заполненных водным теплоносителем, за счет снижения содержания радионуклидов в теплоносителе среды хранения ОЯТ и снижения скорости коррозии ТВЭЛ.

Для этого в пенал с ОЯТ, заполненный водным теплоносителем, вводят термодинамически устойчивое при 25-100^оС и малорастворимое соединение кальция, его карбонат в раздробленном виде с крупностью частиц не более 1 мм в количестве 3-5 г на 1 кг теплоносителя. Такое количество введенного карбоната кальция прежде всего стабилизует значение рН в области 8,2-8,8, в результате чего снижается в 5 раз скорость коррозии. Практически сравниваются потенциалы циркониевого сплава и нержавеющей стали. Повышение рН и наличие дисперсной фазы СаСО₃ на дне снижает в среднем на два порядка активность раствора за счет сорбции, осаждения и снижения растворимости. Электропроводность же, ввиду малой растворимости СаСО₃, существенно не увеличивается.

Сопоставительный анализ описанного решения с прототипом и аналогом показывает, что предлагаемый способ отличается от известных прежде всего химической формой добавляемого в теплоноситель вещества СаСО₃, вместо цемента или водорастворимых соединений кальция. Химические свойства СаСО₃, малая растворимость, существенно не меняющая электропроводности, но достаточная для смещения и поддержания рН в слабощелочной области, обеспечивают решение задачи.

П р и м е р 1. При хранении отработавшего ядерного топлива в пеналах, заполненных водным теплоносителем без введения СаСО₃, при достижении концентрации хлоридов 1 мг/кг наблюдаются следующие характеристики среды: рН 5,5-7,5 Температура, ^оС 40-50 Радиоактивность, КИ/кг 10^-(2-5) Скорость коррозии, мм/год 5 х 10^-4 После введения карбоната кальция с размерами частиц менее 1 мм и выдержки в течение 100 ч параметры теплоносителя следующие: рН 8,2-8,5 Температура, ^оС 40-50 Радиоактивность, КИ/кг 10^-(4-6) Скорость коррозии, мм/год 1 х 10^-4 Положительное влияние увеличения рН на изменение потенциала пары цирконий/нержавеющая сталь (сдвиг в положительную область) на изменение тока (его уменьшение) коррозии конструкционных материалов иллюстрируется на фиг.1, 2.

На фиг. 1 показано изменение потенциала ϕ циркония относительно стали 12Х18Н10Т после 50 ч выдержки в растворах с различным рН при 50^оС (кривая 1) и при 20^оС (кривая 2); на фиг.2 приведена зависимость тока коррозии i_корр конструкционных материалов (плоские образцы) от состава раствора при 50^оС: цирконий (кривая 1) и сталь 12Х18Н10Т (кривая 2).

П р и м е р 2. При введении добавки СаСО₃ крупностью частиц менее 1 мм и меньше чем 3 г/кг время выхода на параметры, приведенные в примере 1, увеличивается пропорционально уменьшению добавки, например с добавкой 1 г/кг это время составляет 150 ч.

Кроме того, уменьшаются буферные свойства. Увеличение объема добавки сверх 5 г/кг нецелесообразно, так как не приводит к улучшению показателей.

Использование частиц СаСО₃ крупностью более 1 мм нецелесообразно из-за увеличения времени (150 ч и более) начала воздействия на теплоноситель, что является следствием уменьшения поверхности реакции.

Формула изобретения

СПОСОБ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА В БАССЕЙНАХ ВЫДЕРЖКИ, включающий размещение его в пеналах, заполненных водным теплоносителем, отличающийся тем, что на 1 кг теплоносителя вводят 3 5 г карбоната кальция в раздробленном виде с крупностью частиц не более 1 мм.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2