Хранилище для отработавшего ядерного топлива


 


Владельцы патента RU 2413316:

Открытое акционерное общество "Ордена Ленина Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники имени Н.А. Доллежаля" (RU)

Изобретение относится к конструкции хранилища для длительного хранения в нем контейнеров с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ). Техническим результатом изобретения является обеспечение радиации на поверхности хранилища не выше заданной нормы. Согласно изобретению в хранилище ОЯТ, состоящем из бетонного массива с вертикальными ячейками, в бетонном массиве выполнен разделительный слой из полимерной композиции толщиной не менее 40 мм, например из полимерной композиции холодного отвержения, содержащий компоненты в следующем соотношении массовых частей: эпоксидная диановая смола 100, фурфурол 25-35, полиамидная смола 40-95, этанол 25-35, цемент 0-380. Разделительный слой выполнен выше верхних торцов контейнеров с отработавшим ядерным топливом, сверху которого уложен защитный слой из бетона, наружная поверхность которого покрыта слоем из полимерной композиции, толщиной не менее 3 мм. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.

 

Изобретение относится к атомной промышленности, в частности к хранилищам для отработавшего ядерного топлива в виде бетонного массива, в котором выполнены вертикальные ячейки для размещения в них контейнеров с отработавшим ядерным топливом.

В процессе длительной эксплуатации таких хранилищ во влажном климате с большими перепадами дневных и ночных температур, а также в условиях резких сезонных перепадов температур, на стенках бетонного массива образуется водный конденсат, который собирается в ячейках для хранения контейнеров с отработавшим ядерным топливом и со временем насыщается радионуклидами, которые, в свою очередь, по порам и трещинам проникают в толщу бетонного массива и со временем выходят на наружную поверхность бетонного массива, на которой производятся работы операторов по обслуживанию хранилища, что затрудняет его нормальную экплуатацию.

Известные типы хранилищ для отработавшего ядерного топлива, состоящие из бетонного массива с вертикальными ячейками для хранения в них контейнеров с делящимися материалами, не защищены от пропитки бетонного массива мигрирующими радионуклидами при их длительной эксплуатации во влажном климате (см. Проспект "Хранилище делящихся материалов", Маякинфо, 1999, вып.9. RU).

Задачей, на решение которой направлено заявляемое изобретение, является разработка конструкции хранилища для отработавшего ядерного топлива, предназначенного для эксплуатации во влажом климате со значительными перепадами температур атмосферного воздуха, в котором в результате длительной эксплуатации отсутствует выход радионуклидов к верхней поверхности бетонного массива хранилища.

Технический результат, получаемый в результате решения поставленной задачи, заключается в том, что на верхней поверхности бетонного массива после длительной его эксплуатации во влажном климате с резкими перепадами температур атмосферного воздуха уровень радиации не превышает нормы эксплуатации хранилищ для отработавшегого ядерного топлива.

Указанный технический результат достигается тем, что в хранилище для отработавшего ядерного топлива, состоящем из бетонного массива с вертикальными ячейками, предназначенными для хранения в них контейнеров с отработавшим ядерным топливом, в бетонном массиве выше уровня расположения верхних торцов контейнеров выполнен разделительный слой из полимерной композиции, при этом сверху полимерного слоя размещен защитный слой из бетона, наружная поверхность которого покрыта слоем из полимерной композиции.

Кроме того, полимерная композиция разделительного слоя выполнена холодного отвержения и содержащит компоненты в следующем соотношении массовых частей:

эпоксидная диановая смола 100,

фурфурол 25-35,

полиамидная смола 40-95,

этанол 25-35, цемент 0-380.

Кроме того, слой из полимерной композиции, расположенный выше уровня расположения верхних торцов контейнеров, выполнен толщиной не менее 40 мм.

Кроме того, слой из полимерной композиции, покрывающий наружную поверхность защитного слоя из бетона, выполнен толщиной не менее 3 мм.

Слой бетона, расположенный между верхними торцами контейнеров с отработавшим ядерным топливом и наружной поверхностью бетонного массива, предназначен для защиты обслуживающего персонала от радиации, исходящей от контейнеров. Однако в результате длительной эксплуатации хранилища во влажном климате со значительными перепадами температур наружного воздуха этот защитный слой бетона за счет постоянного наличия конденсата на его поверхностях постепенно пропитывается радионуклидами, поднимающимися к верхней поверхности бетонного массива, на которой может находиться обслуживающий это хранилище рабочий персоонал и подвергаться радиоактивному облучению. Для предотвращения миграции в верхний защитный слой бетона радионуклидов между основным бетонным массивом и этим защитным слоем выполнен слой из полимерной композиции, например из полимерной композиции холодного отвержения, в следующем соотношении массовых частей: эпоксидная диановая смола 100, фурфурол 25-35, полиамидная смола 40-95, этанол 25-35, цемент 0-380. При использовании этой композиции опытным путем было получено, что толщина этого слоя, которая надежно защищает верхний слой бетона от проникновения в него радионуклидов из нижнего бетонного массива, должна быть не менее 40 мм.

В процессе длительного обслуживания хранилища его верхняя бетонная поверхность постепенно загрязняется радиоактивными отходами, которые трудно отмываются из-за шероховатости бетонной поверхности, поэтому для улучшения радиационной безопасности верхнюю поверхность бетонного хранилища покрывают слоем из полимерной композиции толщиной не менее 3 мм.

Сущность изобретения поясняется чертежом, на котором схематически показан фрагмент сечения хранилища для отработавшего ядерного топлива. Хранилище состоит из бетонного массива 1 с вертикальными ячейками 2, предназначенными для хранения в них контейнеров 3 с отработавшим ядерным топливом. В бетонном массиве выше расположения верхних торцов контейнеров выполнен разделительный слой 4 из полимерной композиции толщиной не менее 40 мм, сверху которого уложен защитный слой 5 из бетона, наружная поверхность которого покрыта слоем 6 из полимерной композиции толщиной не менее 3 мм.

Чтобы не насыщался радионуклидами защитный бетонный слой 5, расположенный выше верхних торцов контейнеров 3, между бетонным массивом 1 и бетонным защитным слоем 5 выполнен разделительный слой 4 из полимерной композиции, который в процессе длительной эксплуатации хранилища во влажном и холодном климате практически полностью блокирует верхний защитный слой 5 из бетона от блуждающих радионуклидов, поднимающихся из бетонного массива 1.

Хранилище изготавливают в следующей последовательности.

Сначала монтируют опалубку с внутренним каркасом и закрепляют на каркасе вертикальные ячейки в виде труб с донышками, располагая ячейки строго на заданном уровне, после чего пространство между ячейками заполняют бетоном с поглощающими добавками до расчетного уровня, на котором будут располагаться верхние торцы контейнеров с отработавшим ядерным топливом, и тщательно выравнивают и сглаживают поверхность бетонной массы. После полного отверждения на бетонную поверхность наносят разделительный слой преимущественно из полимерной композиции холодного отверждения толщиной не менее 40 мм. После ее отверждения на нее укладывают защитный слой бетона с поглощающим добавками, толщина которого должна с полной гарантией защищать обслуживающий персонал от радиации, исходящей от контейнеров с отработавшим ядерным топливом.

Наружную поверхность защитного слоя из бетона тщательно выравнивают и сглаживают и дают бетону полностью затвердеть, а после отверждения бетона его поверхность покрывается слоем из полимерной композиции толщиной не менее 3 мм.

Эта же конструкция применима и для реконструкции старого хранилища для отработавшего ядерного топлива, у которого наружная рабочая поверхность бетонного массива уже загрязнена радионуклидами и другими радиоактивными отходами. В процессе реконструкции хранилища с целью восстановления нормальной радиационной обстановки на площадке обслуживания сначала производят наращивание трубчатых ячеек на высоту нового защитного бетонного слоя, после чего на старую загрязненную поверхность бетонного массива наносят разделительный слой из полимерной композиции, например, холодного отверждения толщиной не менее 40 мм. После отверждения полимерной композиции сверху на нее укладывают защитный слой из бетона с поглощающими добавками, толщину которого выбирают так, чтобы она полностью могла гарантировать обслуживающему персоналу радиационную безопасность на весь дальнейший срок эксплуатации хранилища. Поверхность бетонной массы выравнивают и сглаживают, а после полного отверждения бетона на его наружную поверхность наносят слой из полимерной композиции толщиной не менее 3 мм.

1. Хранилище для отработавшего ядерного топлива, состоящее из бетонного массива с вертикальными ячейками, предназначенными для хранения в них контейнеров с отработавшим ядерным топливом, отличающееся тем, что в бетонном массиве выше уровня расположения верхних торцов контейнеров выполнен разделительный слой из полимерной композиции, при этом сверху полимерного слоя размещен защитный слой из бетона, наружная поверхность которого покрыта слоем из полимерной композиции.

2. Хранилище по п.1, отличающееся тем, что полимерная композиция разделительного слоя выполнена холодного отвержения и содержит компоненты в следующем соотношении, мас.ч.:

эпоксидная диановая смола 100
фурфурол 25-35
полиамидная смола 40-95
этанол 25-35
цемент 0-380

3. Хранилище по п.1 или 2, отличающееся тем, что слой из полимерной композиции, расположенный выше уровня расположения верхних торцов контейнеров, выполнен толщиной не менее 40 мм.

4. Хранилище по п.1, отличающееся тем, что слой из полимерной композиции, покрывающий наружную поверхность защитного слоя из бетона, выполнен толщиной не менее 3 мм.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к способу переработки и захоронения радиационно загрязненной растительности на территориях криолитозоны. .
Изобретение относится к способам захоронения жидких радиоактивных фторидсодержащих отходов и может быть использовано на радиохимических предприятиях. .

Изобретение относится к области обращения с твердыми радиоактивными отходами и может быть использовано при возведении защитных саркофагов полууглубленных могильников твердых радиоактивных отходов в криолитозоне.

Изобретение относится к области захоронения опасных отходов и может быть использовано для консервации опасных отходов, размещенных на дне водоемов различного типа.
Изобретение относится к способам захоронения жидких радиоактивных отходов, а именно отработанного экстрагента - трибутилфосфат в гексахлорбутадиене, в глубоко залегающие подземные пласты-коллекторы.

Изобретение относится к охране окружающей среды и может быть использовано для защиты от загрязнения токсичными или радиоактивными веществами подземных питьевых вод, грунтов и почв в районах размещения технических отходов.

Изобретение относится к способам очистки русел малых рек криолитозоны с сезонным стоком от донных отложений, загрязненных радионуклидами, и обращения с твердыми радиоактивными отходами.

Изобретение относится к области подземного захоронения биологически опасных сточных вод (промстоков) различных предприятий, очистка и переработка которых затруднена, а сброс в открытые водоемы невозможен.

Изобретение относится к специальному строительству, а именно к технологии захоронения аварийных реакторов и других экологически опасных объектов. .
Изобретение относится к способам захоронения жидких радиоактивных отходов и может быть использовано на радиохимических предприятиях для их утилизации. .

Изобретение относится к области охраны окружающей среды от радиоактивного, а также прочих видов загрязнения и может быть использовано в процессе захоронения радиоактивных и промышленных отходов

Изобретение относится к области обращения с радиоактивными отходами (РАО) низкого и среднего уровня активности и предназначено для их безопасного длительного хранения и/или захоронения в подземных сооружениях, созданных в однородных слабопроницаемых породах
Изобретение относится к способам подземного захоронения жидких радиоактивных кремнийсодержащих отходов и для их утилизации может быть использовано на радиохимических предприятиях

Изобретение относится к областям охраны окружающей среды и ядерной энергетике и может быть использовано для консервации на длительное хранение приповерхностных хранилищ как с жидкими, так и с твердыми радиоактивными отходами (ЖРО, ТРО). Разработаны три варианта рецептуры изготовления консерванта в зависимости от гидрогеологических условий расположения хранилища (выше или ниже уровня первого водоносного горизонта) и вида радиоактивных отходов (ЖРО или ТРО). Для консервации хранилищ с ЖРО основной компонентой консерванта является перемешанная до однородного состояния, включая осадок, жидкостная фаза отходов конкретного хранилища, в которую в зависимости от конкретных гидрогеологических условий либо вводят под давлением порошок бентонитовой глины непосредственно, либо с предварительным добавлением специально подобранного для конкретного хранилища гелеобразующего раствора. Для консервации хранилищ с ТРО в консерванте в качестве жидкостной компоненты использована природная вода, смешанная с гелеобразующим раствором и порошком бентонитовой глины. Изобретение позволяет исключить миграцию радионуклидов за пределы хранилища. 2 н. и 3 з.п. ф-лы, 2 ил.

Заявленное изобретение относится к способу сооружения хранилища для радиоактивных отходов. Заявленный способ включает бурение скважины в вечномерзлотных породах, спуск и цементирование обсадной колонны, размещение в скважине контейнеров с радиоактивными отходами, герметизацию верхней части скважины. В заявленном способе обсадную колонну цементируют в интервале от расчетной границы зоны растепления до поверхности, а контейнеры с радиоактивными отходами устанавливают на полую колонну-хвостовик, перфорированную в нижней части, на расстоянии от забоя скважины, где hom - высота интервала, в пределах которого произойдет оттаивание вечномерзлых пород; m - пористость вечномерзлых пород; Rom - расчетный радиус оттаивания; Rc - внутренний радиус скважины. Техническим результатом является обеспечение более высокой степени надежности захоронения радиоактивных отходов и исключение возможности миграции радионуклидов за пределы хранилища. 3 з. п.ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к горной промышленности и может быть использовано при захоронении высокотоксичных и радиоактивных отходов в рудниках при камерных системах разработки с закладкой выработанного пространства твердеющими смесями. Способ включает образование камер, разделенных междукамерными целиками, сооружение саркофагов из отработавших колесных шин большегрузной самоходной техники, размещение в саркофагах контейнеров с отходами и заполнение камер гидравлической закладкой из твердеющих смесей. Техническим результатом является использование подлежащих утилизации шин большегрузной техники для повышения надежности захоронения опасных отходов промышленности. 1 ил.

Изобретение относится к средствам захоронения радиоактивных отходов (РАО), а также средствам исследования (6, 7) геологических пород (8) в глубинных слоях литосферы вплоть до мантии (9). Заявленное устройство содержит герметичный контейнер, корпус (1) которого выполнен из тугоплавкого материала и заполнен тепловыделяющими элементами (2) с прочной оболочкой и теплопроводящим наполнителем (3). Оболочки элементов заполнены РАО и тепловыделяющими активными радионуклидами. Корпус имеет две торцевые поверхности и боковую поверхность, имеющие осесимметричную форму. Высота Н контейнера вдоль его оси симметрии и максимальный поперечный размер контейнера в плоскости, расположенной перпендикулярно его оси симметрии, выбраны из условия: D>4H. Контейнер снабжен теплоизоляцией (4), расположенной со стороны верхней торцевой поверхности, над которой расположены зоны расплавленных (11) и затвердевшего расплава (12) геологических пород. На нижней торцевой поверхности корпуса, под которой расположен слой (10) расплава геологической породы, выполнены выступы. Предусмотрена возможность использования дополнительного контейнера (5) для помещения капсул с РАО. Техническим результатом является увеличение скорости погружения, увеличение объема и массы погружаемых веществ или оборудования (6, 7) и уменьшение температуры корпуса контейнера и внутренних элементов конструкции устройства. 23 з.п. ф-лы, 7 ил., 1 табл.

Изобретение относится к способу подготовки и захоронения радиоактивных отходов (РАО). Заявленный способ включает доставку РАО к месту захоронения, подготовку РАО, размещение РАО в объеме захоронения и окончательную изоляцию от окружающей среды. При этом для захоронения используют открытые горные выработки с завершенным циклом добычи полезных ископаемых - горные или горнорудные карьеры (3) со скальной основой, при которых производят оборудование площадки (8) выгрузки и подготовки РАО к захоронению, пункта (2) переработки МРАО, транспортной сети (6) для РАО. Захоронение осуществляют преимущественно в предварительно подготовленных унифицированных металлических единичных упаковках кубической формы. При этом предусмотрен возврат части металла в хозяйственный оборот после прохождения дезактивации в пунктах (10). Дно-основание карьера засыпают привозной глиной (4) с выравниванием до горизонтальной площадки, где РАО выстраивают с обеспечением зазоров между блоками (5) и стенами карьера, после чего зазоры заполняют глиной, дают ей выдержку на осадку, продолжают блочно-ярусное заполнение карьера, затем незаполненную часть карьера перекрывают глиной и засыпают грунтом с восстановлением ландшафта. Техническим результатом является повышение надежности длительной изоляции-захоронения РАО и эффективности захоронения РАО без ограничений по происхождению, активности, конструкции, материалам, формам, габаритам, времени и условиям предшествующего хранения контейнеров и упаковок РАО. 8 ил.

Изобретение относится к области приповерхностного захоронения твердых или отвержденных радиоактивных отходов (РАО). Способ приповерхностного захоронения РАО включает в себя создание котлована, бетонирование его дна и стенок, образование в основании котлована экрана с абсорбирующим веществом. Выбирают несколько пригодных для изоляции РАО участков грунтового массива. Путем многократных измерений определяют значения коэффициента фильтрации местных вод и минимальные расстояния по толще грунтов от границы зоны размещения РАО до первого от поверхности водоносного горизонта. Собирают статистическую информацию о климатическом режиме. Для каждого участка определяют величину коэффициента риска ru попадания опасной концентрации радионуклидов в зону активного водообмена. Отсеивают из рассмотрения участки с ru>1,0. Среди оставшихся для строительства рекомендуют участок с наименьшим значением ru. На этом участке грунтового массива строят приповерхностный могильник. Изобретение позволяет исключить возможность выноса из приповерхностного могильника РАО в окружающую среду в ситуации некачественного исполнения или разрушения его инженерных барьеров.

Изобретение относится к технологиям обращения с токсичными и радиоактивными технологиями и может быть использовано при разработке месторождений с закладкой выработанного пространства. По мере возведения саркофагов из шин внутренний зазор между ними и контейнерами для скрепления заполняют монтажной пеной на основе жидкого предполимера с пропеллентом с последующим образованием жесткого пенополиуретана. Высоту подачи пены принимают равной половине высоты саркофага из шин при подаче пены на весь саркофаг сразу. Технический результат - снижение трудоемкости создания саркофагов, снижение вероятности коррозии контейнеров. 1 ил.
Наверх