Способ хранения отработавшего ядерного топлива

 

Изобретение относится к хранению отработавшего ядерного топлива, в частности к технологии хранения топливных сборок с герметичными оболочками тепловыделяющих элементов в приреакторных бассейнах. Сущность изобретения: отработавшее ядерное топливо размещают в пеналах, установленных в бассейне с очищаемой и охлаждаемой водой. Внутренняя полость пеналов посредством выполненных в них отверстий сообщена с объемом воды бассейна. Уровень воды в бассейне периодически изменяют. 1 ил.

Изобретение относится к области хранения отработавшего ядерного топлива, в частности к технологии хранения топливных сборок с герметичными оболочками в приреакторных бассейнах, и может быть использовано как на действующих АЭС, так и при проектировании новых АЭС.

Процесс хранения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) состоит из 3-х этапов: 1. Хранение в приреакторных бассейнах в течение 1-3 лет.

2. Хранение в промежуточных хранилищах на площадках АЭС в течение ≈30 лет.

3. Хранение в долговременных хранилищах.

Информация о способах хранения отработавшего ядерного топлива дана в Справочнике по ядерной энерготехнологии [1] Известен способ хранения отработанного топлива на АЭС, приведенный в статье Острянина К. А. [2] Данный способ хранения отработанного топлива на АЭС предусматривает установку топливных сборок в герметичные пеналы, размещенные в приреакторных бассейнах. Пеналы и бассейн заполняют химически обессоленной водой. Воду в бассейне непрерывно очищают и охлаждают. При этом вода пенала не смешивается с водой в бассейне. Происходит кипение воды в пенале, в то время как в объеме бассейна температурный режим устанавливается в пределах 50^oC. Теплообмен между водой пенала и водой бассейна происходит только путем передачи тепла через стенки пенала за счет ее теплопроводности.

Основным недостатком данного способа является коррозионное повреждение конструкционных материалов топливных сборок в процессе их хранения и, как следствие, разгерметизация оболочек ТВЭЛ. Коррозионное повреждение конструкционных материалов топливных сборок в процессе хранения в приреакторном бассейне происходит по следующим причинам.

Перегрузка топливных сборок реакторов типа РБМК производится в процессе работы реактора на мощности с использованием перегрузочной машины (РЗМ). Из РЗМ топливную сборку выгружают непосредственно в пенал, заполненный химически обессоленной водой (ХОВ), установленный в бассейне с ХОВ. Внутренняя полость пенала не сообщается с водным объемом бассейна (стенки и дно пенала герметичные). Необходимость использования пеналов вызвана следующими условиями: 1. Возможность выгрузки "горячей" топливной сборки из РЗМ.

2. Защита топливной сборки от механических повреждений при ее перемещении в бассейне и в процессе хранения.

3. Исключения падения элементов топливной сборки на днище бассейна при ее разрушении. Время, требуемое для выполнения технологических операций по выгрузке отработавшей топливной сборки из реактора в РЗМ и из РЗМ в пенал бассейна составляет 35 мин. Снижение величины остаточного энерговыделения топливной сборки происходит по экспоненциальной функции. Через 35 мин величина остаточного энерговыделения топливной сборки составит ≈ 5% (150 кВт) от исходной мощности, равной ≈ 3 МВт. Под воздействием остаточного энерговыделения топливной сборки происходит процесс интенсивного нагрева воды, замкнутой в объеме пенала (объем воды 100 л). Теплоотвод через стенку пенала водой бассейна является недостаточным для предотвращения кипения воды в пенале. В результате интенсивного испарения и уноса через негерметичную крышку пенала уровень воды в пенале понижается ниже уровня верхнего торца топливной сборки. Вне водяной среды конструкционный материал топливной сборки подвергается интенсивному коррозионному разрушению, что приводит к разгерметизации оболочек ТВЭЛ (циркониевый сплав 125). При этом следует также отметить высокий уровень ионизирующего излучения в зоне бассейнов из-за снижения защитного слоя воды в пеналах. Указанное требует систематического контроля уровня воды и доливки воды в каждый пенал. В процессе хранения в пеналах накапливаются примеси (галогениды), происходит образование нитратов радиолитического происхождения, что провоцирует коррозионное разрушение. Кроме того, постоянно возрастает активность воды в пеналах за счет перехода радиоактивных продуктов коррозии с поверхности ТВЭЛ, а также вследствие воздействия радиоактивного излучения.

Наиболее близким аналогом заявляемого изобретения является способ хранения отработавшего ядерного топлива, описанный в патенте ФРГ [3] В указанном патенте топливо размещают в пеналах, установленных в бассейне с водой. Внутренняя полость пеналов сообщена с объемом воды бассейна. Воду бассейна подвергают очистке и охлаждению, т.е. наряду с естественным тепломассообменом между пеналами и бассейном имеет место незначительный тепломассообмен за счет принудительной циркуляции. При этом часть воды через открытую верхнюю часть пенала поступает в бассейн.

Недостатком наиболее близкого аналога является низкая коррозионная стойкость режима хранения топливных сборок непосредственно в самих пеналах из-за недостаточного тепломассообмена между пеналами и бассейном.

Задача, решаемая изобретением, заключается в повышении коррозионной стойкости режима хранения топливных сборок внутри пеналов.

Сущность изобретения состоит в том, что в способе хранения отработавшего ядерного топлива путем размещения его в пеналах, установленных в бассейне с водой, внутренняя полость которых посредством выполненных в них отверстий сообщена с объемом воды бассейна, которую подвергают охлаждению и очистке, предложено уровень воды в бассейне периодически изменять.

При понижении уровня воды в бассейне, уровень воды в пеналах понижается, по принципу сообщающихся сосудов. Радиационно-загрязненная вода из пеналов начинает интенсивно поступать в бассейн через имеющиеся отверстия в пеналах и затем очищается на фильтрах системы очистки. При этом уровень воды в бассейне не должен опускаться ниже допустимого над верхними торцами сборок, обеспечивая необходимый радиационно-защитный слой воды. В дальнейшем уровень воды в бассейне повышают, при этом часть воды из бассейна поступает в пенал, что приводит к охлаждению и понижению уровня радиационной загрязненности. Указанное обеспечивает снижение скорости коррозии конструкционных материалов топливных сборок.

Из общего массива ОЯТ количество топливных сборок с герметичной оболочкой ТВЭЛ составляет 99% Герметичная оболочка ТВЭЛ предотвращает выход топливной композиции и ее продуктов в воду бассейна. Сообщение полости пеналов с водным объемом бассейна позволяет сохранить уровень воды в пеналах равным уровню воды в бассейне, исключить обезвоживание топливных сборок в процессе всего периода их хранения и при этом непосредственно использовать систему охлаждения бассейна. Наличие отверстий в пенале позволяет обеспечить его заполнение при установке в водный объем бассейна, тем самым исключить утяжелитель из конструкции пенала и упразднить операцию заполнения его водой от автономного источника. Так как доля пеналов с топливом с негерметичными оболочками ТВЭЛ незначительна и составляет ≈ 1% от общего количества размещенных в бассейне пеналов с топливными сборками, создание уровня воды в пеналах с топливом с герметичной оболочкой ТВЭЛ постоянно равным уровню воды в бассейне и выполнение непрерывной очистки воды указанных пеналов совместно с водой бассейна снизит уровень ионизирующего излучения в зале бассейнов.

Способ, согласно изобретению, заключается в выполнении операций, проиллюстрированных на чертеже, где 1 бассейн, 2 пеналы с герметичными топливными сборками, в которых выполнены отверстия, 3, 4 герметичный пенал с негерметичной топливной сборкой и система очистки и охлаждения воды, включающая насос 5, теплообменник 6, 7 фильтр, 8 уровень воды в бассейне, 9 уровень воды в герметичном пенале.

Способ осуществляется следующим образом. Топливные сборки в пеналах 2 и 4 помещают в водный бассейн 1. С помощью насоса 5, теплообменника 6 и фильтра 7 воду бассейна 1 охлаждают и очищают. Так как пенал 2 имеет отверстия 3, расположенные ниже уровня воды 8 бассейна 1, и вода пеналов 2 смешивается с водой бассейна 1, производят одновременное совместное охлаждение и очистку воды пеналов 2 и бассейна 1 на теплообменниках 6 и фильтрах 7. Процесс обмена воды в пеналах осуществляется путем периодического принудительного изменения уровня воды 8 в бассейне 1.

Предлагаемый способ хранения отработавшего ядерного топлива позволяет: повысить надежность и безопасность технологии хранения ОЯТ, предотвратить разгерметизацию оболочек ТВЭЛ; снизить трудоемкость технологии хранения ОЯТ; снизить уровень ионизирующего воздействия на персонал; снизить интенсивность испарения с зеркала воды пеналов и бассейна в целом; повысить экологическую безопасность АЭС.

Формула изобретения

Способ хранения отработавшего ядерного топлива путем размещения его в пеналах, установленных в бассейне с водой, внутренняя полость которых посредством выполненных в них отверстий сообщена с объемом воды бассейна, которую подвергают охлаждению и очистке, отличающийся тем, что уровень воды в бассейне периодически изменяют.

РИСУНКИ

Рисунок 1