Устройства и способы предотвращения критичности при производстве ядерного топлива

Авторы патента:


Устройства и способы предотвращения критичности при производстве ядерного топлива
Устройства и способы предотвращения критичности при производстве ядерного топлива
Устройства и способы предотвращения критичности при производстве ядерного топлива
Устройства и способы предотвращения критичности при производстве ядерного топлива
Устройства и способы предотвращения критичности при производстве ядерного топлива
Устройства и способы предотвращения критичности при производстве ядерного топлива
Устройства и способы предотвращения критичности при производстве ядерного топлива
Устройства и способы предотвращения критичности при производстве ядерного топлива
Устройства и способы предотвращения критичности при производстве ядерного топлива
Устройства и способы предотвращения критичности при производстве ядерного топлива
Устройства и способы предотвращения критичности при производстве ядерного топлива

 

G21F52 - Защита от рентгеновского излучения, гамма-излучения, корпускулярного излучения, бомбардировки частицами; обработка материалов с радиоактивным заражением; устройства для устранения радиоактивного заражения таких материалов (защита от облучения фармацевтическими средствами A61K 7/40; на космических кораблях B64G; защитные устройства, конструктивно объединенные с реактором, G21C 11/00; в рентгеновских трубках H01J 35/16; защитные устройства, конструтивно объединенные с рентгеновскими аппаратами H05G 1/02)

Владельцы патента RU 2450379:

БЕЛЬГОНЮКЛЕЭР СА (BE)

Изобретение относится к сосуду для переработки, аккумуляции и/или перегрузки материала, содержащего гражданский или оружейный плутоний в виде оксида, карбида и/или нитрида плутония. Защитная камера для переработки материала предпочтительно в виде порошка, гранул и/или таблеток, который содержит гражданский или оружейный плутоний в виде оксида, карбида и/или нитрида плутония и может содержать другие актиниды, например америций, нептуний или кюрий, имеющая внешнюю границу и основание. Защитная камера имеет на основании, а также при соответствующих условиях и на внешней границе множество отдельных подкритических промежутков (603) для улавливания просыпанного материала, содержащего плутоний. Изобретение позволяет более эффективно предотвращать критичность на заводах. 8 з.п. ф-лы, 11 ил.

 

Область техники, к которой относится изобретение

Изобретение относится к устройствам и способам изготовления ядерного топлива.

Роль ядерной энергии в мировой энергетике растет. Ограниченность экономически целесообразных природных запасов урана все более оправдывает рециркуляцию содержащихся в отработавшем топливе материалов, годных для повторного использования. Производство ядерного топлива МОХ, содержащего смеси оксидов урана и гражданского плутония, уже было испытано в промышленных масштабах на заводах, где применяют технологию MIMAS, описанную в докладе «MIMAS, установление мирового стандарта для рециркуляции плутония», представленном A.Vandergheynst и Y.Vanderborck на 13-й международной конференции по вопросам ядерной энергетики (ICONE) в Пекине (16-20 мая 2005 г). Производство МОХ-топлива для реакторов на тепловых и быстрых нейтронах является текущим условием программ уничтожения оружейного плутония. Для грядущих десятилетий рассматриваются новые поколения ядерных реакторов, использующих новые типы ядерного топлива в воспроизводящей или инертной матрице, иногда - с целью уменьшения рисков распространения ядерных материалов (например, в рамках инициативы GNEP). Также рассматриваются новые циклы, например U-Th, и рассматривается использование неметаллического топлива, отличного от уже хорошо известных оксидов и карбидов, например нитридов.

В ближайшие несколько десятилетий продолжится производство смешанного оксидного топлива, предназначенного для существующих легководных реакторов и реакторов следующих поколений 3+ (ABWR, EPR, АР), в виде топливных таблеток, заключенных в герметичные оболочки, объединенные в пучки (или сборки).

С другой стороны, проблемы окончательного захоронения отработавшего топлива заставили снова прибегнуть к его регенерации/рециркуляции. Разработаны и применены в производстве новые технологии регенерации отработавшего топлива (например, UPEX), которые предположительно меньше способствуют распространению ядерных материалов, чем испытанная в промышленном отношении технология PUREX. Данные технологии обычно применяют в перчаточных камерах, т.е. герметичных контейнерах с по меньшей мере одним прозрачным окном и одной перчаткой, установленной на одной из стенок контейнера, защищающих оператора от альфа-излучения при работе с материалами и технологическим оборудованием. Помимо плутония в топливе присутствуют трансурановые актиниды, например америций, нептуний или кюрий, которые являются источником сильного гамма-излучения, поэтому данные новые технологии требуют по меньшей мере частичного размещения производства топлива в горячих камерах, т.е. надежно экранированных помещениях с дистанционными манипуляторами. Учитывая трудность обслуживания технологического оборудования с помощью дистанционных манипуляторов, предпочтительно максимально упростить операции переработки топлива, проводимые в горячих камерах.

В рамках глобализации экономики и либерализации рынков энергоресурсов общие экономические показатели как современных, так и будущих материалов, будут определять рентабельность будущих разработок, не сказываясь отрицательно на безопасности населения или окружающей среды.

Будущие средние и крупные заводы по изготовлению ядерного топлива будут перерабатывать десятки и более килограмм делящихся материалов, например плутония, что создаст возможные риски их критичности. На уже действующих заводах в качестве сырьевых продуктов используются чистые оксиды плутония или смеси оксидов урана и плутония с высоким содержанием оксида плутония, например 50 мас.% в Японии, которая определенно способствует нераспространению ядерных материалов.

Риск аварии с возникновением критичности из-за размещения делящихся материалов и замедлителей нейтронов в определенных количествах и конфигурациях, недопустим из-за возможных радиологических и механических последствий. Такой риск может возникнуть в эксплуатационных режимах, близких к нормальным, например при отказе системы автоматического регулирования или ошибках оператора, а также в аварийных ситуациях внутреннего происхождения, например при пожаре, конструкционном отказе, снижении нагрузки или внутризаводском затоплении, или внешнего происхождения, например при землетрясении, авиакатастрофе или наводнении. Такие аварийные ситуации могут быть спровоцированы природными явлениями и/или человеком.

Задачей настоящего изобретения является более эффективное предотвращение критичности на будущих топливных заводах. Устройства и способы согласно настоящему изобретению направлены на упрощение систем предотвращения критичности для повышения их надежности и облегчения обслуживания. Они способствуют также снижению капитальных и эксплуатационных затрат. Применение данных устройств и технологий особенно предпочтительно при производстве ядерного топлива в горячих камерах из-за худших условий управления и обслуживания.

Уровень техники

Обычно ядерное топливо, используемое в современных ядерных реакторах, а также реакторах следующего поколения, представляет собой стержни, объединенные в пучки или сборки. Такой стержень обычно выполнен в виде металлической трубчатой оболочки, открытые концы которой закрыты двумя концевыми пробками. Данная трубка содержит множество цилиндрических керамических таблеток оксида, нитрида или карбида по меньшей мере одного делящегося элемента, например урана или плутония. В зависимости от способа регулирования расхода топлива, к по меньшей мере одному делящемуся элементу можно примешивать другие воспроизводящие или инертные элементы. Различные существующие заводы по изготовлению ядерного топлива производят топливные таблетки, содержащие смеси оксидов (МОХ) урана и плутония, а также смеси нитридов и/или карбидов. Данные заводы имеют годовую производительность от 40 до 200 тонн тяжелого металла, т.е. перерабатывают от 2 до 10 тонн металлического плутония в год. В качестве сырья заводы получают свежий оксид урана с заводов, перерабатывающих ядерное топливо, и оксид плутония с регенерационных заводов. Данный оксид плутония может поступать в чистом виде или быть разбавлен оксидом урана. Такая смесь может быть изготовлена на регенерационном заводе сухим способом. Сырьевые продукты могут быть в виде порошка и/или гранул.

На первом этапе переработки оксид урана и чистый или разбавленный оксид плутония смешивают механическим путем порциями. Затем их измельчают или дробят до получения однородной смеси, позволяющей изготовить топливные таблетки без высокообогащенных участков, образующих местные перегревы при загрузке топлива в реактор, и улучшить химическую растворимость топлива после выгорания для упрощения его регенерации.

Среди заводов, демонстрирующих приемлемые безопасность, производство и соответствие качества, существуют заводы, на которых используют перчаточные боксы в соответствии с технологией MIMAS, описанной в международных заявках WO 00/45394 и WO 01/03143. MIMAS - это аббревиатура для MIcronization MASter blend. Технология MIMAS включает производство UO2-образного топлива, т.е. топлива в виде твердого раствора частиц (U-Pu)O2 в матрице UO2, как описано в вышеупомянутом докладе «MIMAS, установление мирового стандарта для рециркуляции плутония». Для этого технология MIMAS включает второй этап перемешивания, на котором продукт, измельченный на предыдущем этапе, дополнительно перемешивают с оксидом урана в порошкообразном и/или гранулированном виде. Однако другие известные технологии производства МОХ-топлива, например SBR и COCA, не включают второй этап перемешивания. Данные альтернативные технологии предполагают перемешивание всех оксидов урана и плутония одной партии в единой операции.

Для улучшения сыпучести смеси при дальнейшем таблетировании после смешивания и измельчения материалов можно провести их дополнительную механическую обработку, например сфероидизирующий отжиг.

В смесь могут быть также введены добавки. Такие добавки, как металлорганические порообразователи и/или оксиды пониженной плотности, например U3O8, могут быть добавлены для контроля плотности смеси после спекания. Смазочные добавки, например цинк, кальций и/или стеарат лития, могут быть добавлены для облегчения таблетирования. Некоторые из данных добавок имеют свойства замедления нейтронов из-за содержания в них водорода и/или углерода.

Затем таблетировочные системы придают сыпучей смеси форму таблеток. Вместо смазывания твердой массы в дальнейшем можно смазывать таблетировочные матрицы путем впрыска в них масла.

Наконец, таблетки уплотняют путем спекания в печах. После круглого шлифования и группирования полученные спеченные таблетки ядерного топлива готовы для загрузки в топливные стержни, которые, в свою очередь, могут быть объединены в пучки или сборки для загрузки в ядерные реакторы.

На заводах, производящих ядерное топливо по данной технологии, производство топлива организовано комплектно для единства измерений и контроля качества, а главные механические или тепловые операции, например смешивание, измельчение, прессование или спекание являются сухими, то есть проходят без участия жидких сред. На данных заводах критичность топлива, расположенного в оборудовании для хранения и переработки топлива, обычно предотвращается разными способами.

В устройствах для хранения материалов, например хранилищах большой емкости или буферных хранилищах, критичность лучше всего предотвращается размещением устройств в отдельных помещениях с максимально ограниченной пожароопасностью, сейсмостойкими конструкциями и обеспечением достаточного шага сетки для всех условий замедления, при этом данный шаг сетки, равный расстоянию между отдельными контейнерами, обеспечивается при всех возможных аварийных ситуациях.

В каждом помещении обычно расположено несколько единиц технологического оборудования, например устройств для первичного или вторичного перемешивания, измельчения, дробления, гранулирования, гомогенизации, таблетирования, спекания, шлифования или рециркуляции отходов. Критичность материалов на данном оборудовании в эксплуатационных условиях, близких к нормальным, обычно предотвращается ограничением массы делящегося материала в каждом устройстве или помещении, а также замедлением нейтронов с помощью смазок, содержащих водород и/или углерод, например порошкообразных смазок и порообразующих добавок. Таким образом, аварийная ситуация или авария с достижением критичности маловероятны, поскольку они требуют одновременного возникновения двух независимых и маловероятных аномалий - так называемой «двойной случайности». Кроме того, коэффициенты безопасности велики, поскольку каждый источник нейтронов выполнен в виде сферы с полностью водным отражателем, как описано, например в документах «Проверка условий критичности в сферических плутониевых системах» (В. Lance и др., семинар по вопросам интегральных экспериментов со слабозамедляющим МОХ-топливом, Париж, 14-15 апреля 2004 г.); и «DANTSYS и MCNP как универсальные инструменты безопасности станции BELGONUCLEAIRE МОХ» (М. Labilloy и др., М&С Proceedings, Avignon, сентябрь 12-15, 2005 г.).

Данный эволюционный подход был продиктован постепенным переходом от лабораторных установок к опытным и, наконец, мощным промышленным установкам. До сих пор ограниченное число установок, сложность технологии, ряд ограничений безопасности, стоимость данных установок - как в отношении вложений, так и расходов на демонтаж - и трудности проведения экспериментов в натуральную величину заставляли эксплуатационников и инженеров придерживаться данного метода ограничения масс и замедлителей и устанавливать дополнительные средства автоматизированного управления вместо поиска других концепций заводов и оборудования. Данные проверенные решения долгое время считались наилучшими возможными способами.

На данных заводах массу и замедлители обычно ограничивают комбинацией по меньшей мере одного датчика, например весов, шкалы и, т.д. и по меньшей мере одной простой и/или резервной вычислительной машины, например устройства контроля ядерного топлива, программируемого логического контроллера или программируемой автоматизированной системы контроля безопасности от критичности. Данные устройства сложны и имеют ограниченную надежность, а значит, являются источником возможных ошибок.

Из-за различных плотностей материалов в различных рабочих режимах технологическое устройство может принять до семи раз больше обрабатываемых материалов по сравнению с допустимым количеством. Замедлитель, масса которого обычно ограничена несколькими процентами от массы ядерного материала, может быть также подведен несколько раз при отказе оборудования или ошибке оператора. Это явление называется «двойным или многократным дозированием».

При отказах или закупоривании работающего технологического оборудования могут потребоваться внеплановые вмешательства при наличии делящегося материала. Это может привести к различным ситуациям, в которых аспекты защиты от критичности недостаточно тщательно оценены.

Ограничение массы замедлителя в устройствах для переработки или хранения материалов требует также предотвращения рассеяния замедлителя в камерах, например перчаточных боксах или горячих камерах и/или помещениях, где расположены данные устройства, в любых ситуациях. Таким замедлителем может быть, например, вода из системы водяного охлаждения или естественных источников, например, дождя или наводнения. Замедлителем может также быть, например, рабочая жидкость из технологического оборудования, например таблетировочного пресса. Выполнение данного требования нераспространения замедлителя сложно и связано с большими расходами. Кроме того, поскольку в некотором технологическом оборудовании масса перерабатываемого делящегося материала превышает массу подкритической сферы при оптимальном замедлении/отражении, необходимо обеспечить удержание делящегося материала в контейнерах и технологическом оборудовании гарантированной целостности даже в аварийных ситуациях, например при землетрясении.

Из-за ограничения массы делящегося и замедляющего материалов, подаваемых к различным устройствам для обработки и хранения материалов, возникают многочисленные требования к конструированию, уровню подготовки персонала и операциям, таким как:

- предотвращение многократного дозирования;

- обучение и наблюдение за управляющим персоналом;

- обеспечение качества при определении параметров и конструировании систем;

- резервирование автоматизированных систем и обеспечение качества различных управляющих устройств и/или программируемых систем в течение всего жизненного цикла.

Оценка обеспечения целостности оборудования в аварийных ситуациях может потребовать важных испытаний и/или превышения размеров оборудования. Данные испытания могут включать, например, оценку сейсмостойкости в масштабе 1:1 на вибростенде или определение динамики напряжение-время.

Следует также отметить, что использование воды в качестве средства пожаротушения на средних или крупных топливных заводах было, как правило, исключено из-за ее замедляющих свойств.

Несмотря на все данные меры предположительные или критические случаи комбинации аварий, например землетрясение с последующим пожаром, иногда не рассматриваются.

Для решения данных проблем известно использование максимально безопасных геометрий устройств для хранения и обработки делящихся материалов. В правилах конструирования и эксплуатации установок, продиктованных ведомствами безопасности крупных ядерных держав (например, во Франции - «Règle Fondamentale de Swétûr» RFS 1.3.c - oct. 1984 и США - ANSI 8.1.1998) для предотвращения критичности на нереакторных установках при изготовлении ядерного топлива отдано предпочтение безопасным геометриям, хотя фактически признаны способы ограничения масс и замедлителей.

Известно кольцевое продолговатое устройство для сухого перемешивания с горизонтальной осью, которое описано в GB 1280864. Хотя приведенные геометрические параметры данного устройства для перемешивания материалов также направлены на предотвращение критичности, устройство предназначено только для перемешивания порошкообразного ядерного топлива, то есть последней операции приготовления порошкообразного ядерного топлива перед таблетированием и, таким образом, не применимо для больших концентраций делящегося материала, например от 20 до 50 мас.% плутония, которые могут быть достигнуты при приготовлении порошков МОХ. При всех возможных условиях замедления, в том числе в случае аварии, предложенный объем 80 литров данного смесительного устройства оказывается слишком большим для предотвращения критичности делящегося материала с такими большими концентрациями.

В заявке JP 8089775 описаны способ и устройство для рыхления и смешивания UO2 и PuO2, при этом используется горизонтальный вращающийся диск с безопасной плоской геометрией. Однако в этом случае предложенный объем устройства оказывается слишком маленьким для обеспечения экономически выгодной технологии.

Другие предложенные устройства для переработки плутония основаны на сравнительно безопасных геометриях установок для отделения водной фазы и конверсии.

Международная заявка WO 2004078303, поданная BNFL и опубл. 2004, раскрывает способ непрерывного электрохимического разделения (U-Pu) жидкой фазы в сосудах с плоской геометрией. Однако большой объем предложенных сосудов - 100 или 300 литров - также не гарантирует безопасность при всех возможных условиях замедления, даже в случае аварии.

В заявке ЕР 0767465, поданной СЕА и опубл. 1997, описаны способ и устройство для разбавления смеси оксидов U и Pu в сосудах с подкритической геометрией. Однако точные форма и размеры сосудов не раскрыты.

В заявке JP 09-17888, поданной ММС и опубл. 1997, описан способ и устройство для рекуперации материалов в пластине.

В заявке JP 04-031792, поданной Power Reactor & Nuclear Fuel и опубл. 1992, описан кольцеобразный бак-хранилище растворов, но не уточнены его геометрические параметры.

В документе GB 8822950, принадлежащем АЕА и опубл. 1961, описаны трубчатые сосуды с ограниченными диаметрами для вмещения плутониевого раствора. Как и в заявке JP 04-031792, решаемой задачей является предотвращение критичности, но не раскрыты специальные геометрические параметры.

Раскрытие изобретения

Настоящее изобретение относится, прежде всего, к сосуду для безопасной обработки, перемещения, аккумуляции и/или хранения материалов, содержащих плутоний гражданского или военного происхождения в виде оксида, карбида и/или нитрида плутония с заданным изотопным диапазоном. Указанный материал может содержать другие актиниды, например америций, нептуний или кюрий. Кроме того, предпочтительно, чтобы материал был твердым, в частности, в виде порошка, гранул и/или таблеток.

Задачей изобретения является предотвращение критичности при всех условиях заполнения такого сосуда и всех условиях замедления и отражения нейтронов в сосуде в нормальных или аварийных ситуациях, а также при всех концентрациях, плотностях и изотопных композициях плутония, которые могут встречаться на заводе по производству плутониевого топлива, где установлены данные сосуды. Сосуд согласно настоящему изобретению имеет объем от 20 до 70 литров для вмещения указанного материала и ограничен по меньшей мере двумя, по существу, параллельными стенками, расположенными на расстоянии от 8 до 15 см одна от другой. Под «по существу, параллельными» подразумеваются стенки, которые могут расходиться под углом не более 15°.

Предпочтительно сосуд имеет объем от 20 до 50 л, высоту h - от 30 до 60 см и кольцевую форму, причем одна из двух, по существу, параллельных стенок является внутренней, а другая - внешней, и обе эти стенки образуют, по существу, осесимметричные концентрические поверхности. Внутренняя стенка ограничивает внутреннюю часть диаметром d от 10 до 30 см. Данная конфигурация сосуда допускает перемещение материала в вертикальном направлении при заданном расстоянии между внутренней и внешней стенками в пределах их высоты и ширины. Таким образом, данное устройство может иметь форму безопасного, но компактного бака или бункера.

Предпочтительно емкость имеет отверстие для ввода и извлечения материала, а ее поверхности являются, по существу, цилиндрическими. Под «по существу, цилиндрическими» подразумеваются стенки, которые могут образовывать угол конусности не более 15°. При данной конфигурации сосуд может образовывать безопасный, но компактный бак.

Кроме того, предпочтительно, чтобы ось симметрии указанных поверхностей была, по существу, вертикальной, а емкость имела верхнее отверстие для ввода материала и нижнее отверстие для извлечения материала. При данной конфигурации устройство может образовывать безопасный, но компактный бункер.

В другом случае емкость имеет объем от 40 до 70 литров, а ее форма образована, по существу, цилиндрическими и плоскими поверхностями, при этом две указанные стенки, по существу, плоские, а полость также разделена третьей, по существу, цилиндрической стенкой диаметром D от 70 до 90 см, которая соединяет две, по существу, плоские стенки. Сосуд с такой формой в виде диска может образовывать безопасное, но эффективное устройство для измельчения или дробления твердого материала, содержащего плутоний. В частности, может быть образована безопасная и эффективная шаровая мельница.

Другой задачей настоящего изобретения является предотвращение критичности в защитной камере, например перчаточном боксе или горячей камере при переработке материала, содержащего плутоний гражданского или военного происхождения в виде оксида, карбида и/или нитрида плутония, из-за просыпания указанного плутониевого материала. Плутониевый материал может также содержать другие актиниды, например америций, нептуний или кюрий. Кроме того, предпочтительно, чтобы плутониевый материал был в виде порошка, гранул и/или таблеток. Данная защитная камера имеет внешнюю границу и основание.

Проблема, рассмотренная в данном примере осуществления настоящего изобретения, относится также к исключению риска критичности при всех условиях замедления и отражения нейтронов в нормальной, близкой к нормальной, аварийной ситуациях, а также при аварии.

Для улавливания просыпанного плутониевого материала на основании, а при необходимости - и на внешней границе указанной защитной камеры расположено множество отдельных подкритических промежутков.

Предпочтительно разделять указанные подкритические промежутки пассивными частями, выполненными по меньшей мере частично из металла и заполненными твердым минеральным материалом, поглощающим нейтроны, при этом каждый подкритический промежуток ограничен по меньшей мере двумя, по существу, параллельными и вертикальными стенками высотой h от 30 до 50 см, расположенными на расстоянии е от 8 до 12 см друг от друга, а пассивные части имеют толщину р от 10 до 15 см. Под «по существу, вертикальными» подразумеваются стенки, образующие угол с вертикалью не более 15°. Данные геометрические параметры обеспечивают подкритичность для широкого диапазона концентраций, плотностей и композиции изотопов плутония, а также при наиболее неблагоприятных условиях замедления и отражения нейтронов.

При просыпании плутониевого материала данные подкритические промежутки, форма и объем которых обеспечивают их подкритичность при любых условиях замедления нейтронов, могут вместить просыпанный материал. Предпочтительно, чтобы доступный объем подкритических промежутков превышал объем плутониевого материала, который может перерабатываться и/или храниться в защитной камере в тот или иной момент, поэтому даже если весь плутониевый материал просыпан, он может быть надежно вмещен подкритическими промежутками.

Предпочтительно, чтобы камера согласно настоящему изобретению содержала по меньшей мере один сосуд согласно настоящему изобретению.

Предпочтительно, чтобы общий объем промежутков в защитной камере превышал объем по меньшей мере одного сосуда. Таким образом, если в защитной камере просыпан весь плутониевый материал сосудов, например, в аварийных условиях, он может быть надежно вмещен подкритическими промежутками, даже с учетом наиболее неблагоприятного наклона горки плутониевого порошка, т.е. с углом наклона до 30°.

Настоящее изобретение относится также к заводу для переработки смесей оксида, карбида и/или нитрида урана, оксида, карбида и/или нитрида плутония гражданского или военного происхождения и других актинидов, например америция, нептуния или кюрия. Данный завод содержит набор сосудов согласно настоящему изобретению, установленных в группе камер согласно настоящему изобретению для исключения риска критичности.

Настоящее изобретение относится также к способу изготовления ядерного топлива путем переработки смеси оксида, карбида или нитрида урана и плутония гражданского или военного происхождения в оксид, карбид или нитрид плутония соответственно, а также других актинидов, например америция, нептуния и/или кюрия.

Для предотвращения критичности данная смесь содержит плутоний с концентрацией, не превышающей максимально гарантированную, и композицией изотопов заданного диапазона. В процессе переработки, по существу, вся смесь и любой ее продукт всегда находятся в наборе сосудов с размерами, обеспечивающими подкритичность даже при полном заполнении сосудов плутониевой смесью с максимально гарантированной концентрацией плутония, любой композицией изотопов заданного диапазона, любой плотностью, вплоть до максимально гарантированной, и при наиболее неблагоприятных условиях отражения и замедления нейтронов.

При использовании такой безопасной конфигурации для всех сосудов, содержащих плутоний в процессе всей переработки, можно гарантировать предотвращение критичности даже в случае ошибки оператора, например двойного дозирования или перемешивания, не прибегая к сложным и, по существу, уязвимым системам контроля.

Предпочтительно, чтобы указанный способ включал дополнительную операцию измельчения материала для получения однородной смеси и предотвращения местных перегревов ядерного топлива.

Предпочтительно, чтобы указанный способ включал по меньшей мере одну дополнительную операцию перемешивания материалов, при которой смесь перемешивают с дополнительной порцией оксида, карбида или нитрида урана. Все последующие операции также проходят с использованием сосудов с размерами, обеспечивающими подкритичность даже при максимально гарантированном содержании плутония в смеси, поэтому критичность при последующих операциях исключена даже в случае ошибочного пропуска по меньшей мере одной дополнительной операции перемешивания.

Ядерное топливо предпочтительно таблетизировать, а полученные топливные таблетки - спекать.

Предпочтительно использовать в ходе данной операции добавки, замедляющие нейтроны.

Предпочтительно получать смесь по сухой технологии, включающей следующие операции:

- проверку заданной массы и композиции изотопов плутония, содержащегося в партии контейнеров в виде оксида, карбида или нитрида плутония;

- помещение в защитную камеру, например перчаточный бокс или горячую камеру, группы контейнеров, отобранных из указанной партии контейнеров, для получения лишь достаточного количества плутония для одиночной подкритической порции смеси;

- проверку содержания в указанной группе контейнеров лишь достаточного количества плутония для указанной одиночной порции смеси предпочтительно путем механической проверки их заданной массы;

- открытие указанной группы контейнеров после их герметичного соединения с разгрузочным сосудом, который герметично соединен со смесительным сосудом, также расположенным в защитной камере;

- помещение в смесительный сосуд лишь достаточного количества плутония для одиночной порции смеси и урана в виде оксида, карбида или нитрида урана;

- непрерывное и грубое перемешивание смеси в смесительном сосуде механическими способами;

- проверку на выходе содержания плутония в порции смеси, по меньшей мере, путем механической проверки общей массы смеси и измерения ее нейтронного излучения.

Данный способ составления смеси гарантирует содержание в смеси плутония в определенном диапазоне ниже максимально гарантированного значения. Это, в свою очередь, способствует предотвращению критичности при последующих операциях с использованием сосудов согласно настоящему изобретению.

Таким образом, для устранения риска критичности на заводе по переработке топлива принимают следующие меры:

- деление завода на различные помещения с перегруппировкой сосудов для переработки материалов в отдельном помещении отдельно от сосудов для хранения материалов, причем сосуды для переработки материалов представляют одинаковый риск критичности в зависимости от подачи материала, замедляющего нейтроны и необходимого в нормальных или аварийных условиях;

- определение и соблюдение диапазонов содержания плутония, композиции изотопов плутония и плотности плутониевого материала и предотвращение критичности во всех сосудах для переработки и хранения материалов при данных диапазонах;

- предотвращение критичности во всех ситуациях, например нормальных, близких к нормальным, аварийных, и при авариях с помощью постоянных и легко обеспечиваемых компоновок.

Настоящее изобретение относится также к хранению наиболее эффективных средств предотвращения/тушения пожара без ослабления защиты от критичности. Например, данные средства могут для тушения пожара допускать использование воды каждый раз при подтверждении риска возникновения пожара, например, когда имеются горючие материалы, взрывоопасность и детонатор, а наиболее подходящей жидкостью для тушения пожара является вода.

Краткое описание чертежей

Далее подробно описан частный вариант осуществления настоящего изобретения со ссылкой на чертежи.

На фиг.1 показан вид в разрезе кольцевого перегрузочного сосуда в виде бака, соответствующего одному варианту осуществления настоящего изобретения;

на фиг.2 - вид в разрезе кольцевого аккумулирующего сосуда в виде бункера, соответствующего другому варианту осуществления настоящего изобретения;

на фиг.3 - вид в разрезе шаровой мельницы, соответствующей другому варианту осуществления настоящего изобретения;

на фиг.4 - схематичный вид защитной камеры со смесительным сосудом, соответствующим другому варианту осуществления настоящего изобретения;

на фиг.5 - защитная камера, соответствующая другому варианту осуществления настоящего изобретения;

на фиг.6 - другой вид защитной камеры по линии А-А, изображенной на фиг.5;

на фиг.7 - схема приготовления смеси в соответствии с настоящим изобретением для достижения обычного или двойного перемешивания изотопов;

на фиг.8 - схематичный вид завода по переработке ядерного топлива в соответствии с настоящим изобретением;

на фиг.9 и 10 - схематичные виды в перспективе емкостей сосудов, соответствующих двум различным вариантам осуществления настоящего изобретения;

на фиг.11 - схематичный вид в перспективе подкритических промежутков защитной камеры, изображенной, например, на фиг.5 и 6.

Осуществление изобретения

На заводе по производству ядерного топлива из материалов, содержащих плутоний в виде оксида, карбида и/или нитрида плутония, можно установить максимально гарантированные содержание и плотность плутония, а также диапазон композиции изотопов плутония для плутониевых материалов в процессе всего изготовления на основе содержания, плотности и композиции изотопов сырьевых материалов. При конструировании различных сосудов и устройств для хранения и переработки плутониевых материалов, обеспечивающих подкритичность даже при указанном максимально гарантированном содержании, плотности и диапазоне композиции изотопов плутония, можно исключить риск критичности даже тогда, когда из-за ошибки оператора или отказа систем управления нормальное содержание и/или плотность плутония превышаются во время определенной технологической операции. Это может произойти, например, при недостаточном разбавлении оксида плутония, а также в процессе изготовления ядерного топлива с двойным перемешиванием, например, в процессе MIMAS, если вместо первого перемешивания применено второе.

С помощью специальных подкритических конфигураций можно гарантировать предотвращение критичности даже при наиболее неблагоприятных условиях заполнения, отражения и замедления в нормальных, близких к нормальным и/или аварийных ситуациях.

Под близкими к нормальным или аварийными ситуациями подразумеваются все аномалии и отказы, которые могут быть вызваны одним или несколькими отказами аппаратного или программного обеспечении систем автоматического управления, например, вычислительной машины, систем автоматического слежения, систем автоматического контроля дозирования или датчика, а также неисправными командами управления, например ошибочным приемом и отправкой материалов, вводом команд, передачей или вводом данных.

Данные конфигурации обеспечивают также защиту при случайной или аварийной подаче материала, замедляющего нейтроны, например, при разрыве трубопроводов для воды или масла, при тушении пожара с помощью водных спринклеров и т.д.

Различные варианты осуществления настоящего изобретения включают полный набор геометрически безопасных сосудов для плутониевого материала, а также защитную камеру, например перчаточный бокс, горячую камеру с геометрически безопасным донным уловителем для надежного улавливания плутониевого материала, просыпанного, например, из-за случайной потери целостности данных сосудов.

Для изготовления плутониевых порошков и/или гранул выбраны устройства кольцевой или пластинчатой формы, подкритичность которых подтверждена, с коэффициентами безопасности и неопределенности, установленными соответствующими инстанциями, для частичного или полного заполнения доступного объема, для отражения слоем воды и для всех условий замедления водой и/или другими возможными замедлителями в кольце или пластине. При данном подходе больше не нужно предотвращать двойное или многократное дозирование плутониевого материала и/или замедляющих добавок.

На фиг.1 показан перегрузочный и/или смесительный сосуд в виде кольцевого бака 101. Данный бак 101 высотой h от 30 до 60 см имеет емкость 103 объемом от 20 до 50 литров и ограничен двумя, по существу, концентрическими и цилиндрическими стенками 102, 104, расположенными на расстоянии е от 8 до 15 см друг от друга. Внутренняя стенка 104 ограничивает внутреннюю часть диаметром d от 10 до 30 см. Хотя внутренняя стенка 104 имеет, по существу, форму цилиндра, она может образовывать небольшой угол конусности до 15° для облегчения извлечения порошкового материала из бака 101. Внутренняя часть может содержать поглотитель 105 нейтронов. Бак 101 имеет отверстие 109 для ввода и/или извлечения плутониевого материала. Данная емкость 103 также схематично изображена на фиг.9. Бак 101 может быть также снабжен радиационной защитой 107 для защиты прилегающей окружающей среды и теплоотводом 106 для предотвращения чрезмерного нагревания добавок в порошке, расположенном в баке 101.

Бак 101 может находиться в вертикальном или наклонном положении или поворачиваться вокруг горизонтальной оси.

На фиг.2 показан аккумулирующий и/или перегрузочный сосуд в виде бункера 201. Данный бункер 201 также имеет кольцевую форму. Однако емкость 203 бункера 201 ограничена, по существу, коническими стенками 202, 204. В частности, внешние стенки 202 и внутренние стенки 204 имеют, по существу, форму двойных конусов с общей вертикальной осью вращения для облегчения перемещения плутониевого материала от верхнего отверстия 209 к нижнему отверстию 208 с изоляцией при сохранении высоты и максимального диаметра бункера 201 в заданных пределах. Как и в баке 101, емкость 203 бункера 201 имеет объем от 20 до 50 литров и высоту h от 30 до 60 см, а расстояние е между внешней и внутренней стенками 202, 204 составляет от 8 до 15 см. Внутренняя стенка 204 также ограничивает внутреннюю часть диаметром d от 10 до 30 см, которая может содержать поглотитель 205 нейтронов.

Для дробления плутониевого материала можно использовать дробилку типа «воздушная форсунка» с безопасной геометрией. Можно также использовать шаровую мельницу 301 с плоской цилиндрической конфигурацией, как показано на фиг.3. В данной шаровой мельнице 301 емкость 303 для вмещения плутониевого материала и ряд дробящих шаров 309 ограничены двумя, по существу, плоскими и параллельными стенками 302, 304, расположенными на расстоянии е от 8 до 15 см друг от друга, и цилиндрической стенкой 305 диаметром D от 70 до 90 см. Данная конфигурация также схематически изображена на фиг.10. Объем емкости 303 составляет от 40 до 70 литров.

Шаровая мельница 301 может поворачиваться вокруг невертикальной оси так, чтобы шары 309 дробили плутониевый материал в емкости 303. Данный плутониевый материал может быть введен и/или извлечен из емкости 303 через предпочтительно центральное отверстие шаровой мельницы 301. Предпочтительно, чтобы в отверстие была вставлена решетка 311 для удержания шаров, показанная на фиг.3. Указанное отверстие может также соединяться с отверстием 109 бака 101 с помощью муфты-фиксатора 310. Как показано на фиг.3, плутониевый материал можно перегружать из бака 101 в шаровую мельницу 301 путем наклона соединенных бака 101 и шаровой мельницы 301 вокруг, по существу, горизонтальной оси.

Для предварительного перемешивания материалов вместо промышленных шнековых смесителей можно использовать смесительный бак 101, который может поворачиваться вокруг невертикальной оси на по меньшей мере одной опоре 415, как показано на фиг.4.

Критичность в аварийных ситуациях при данных диапазонах композиции изотопов, содержания и плотности плутония и наиболее неблагоприятных условиях отражения и замедления может быть также предотвращена с помощью отдельных донных уловителей, показанных на фиг.5 и 6.

Аварийные ситуации могут быть вызваны, например, тряской, пожаром или случайным падением движущихся грузов. Тряска может иметь естественное и/или искусственное происхождение. Искусственная тряска может быть вызвана, например, падением гражданского или военного самолета. Пожары могут быть также осложнены использованием водяных спринклеров. Возможный риск представляют также случайные падения грузов, поскольку на некоторых заводах, на которых, например, засыпают порошок под действием силы тяжести, сосуды с плутониевым материалом часто поднимают над технологическим оборудованием для его загрузки.

Для защиты оборудования завода по переработке ядерного топлива в данных ситуациях большое внимание уделяется определению параметров конструкций для выполнения общего критерия устойчивости с возможной частичной пластической деформацией и обеспечению устойчивости технологического оборудования и конструкций защитной камеры при пожаре, например, путем покрытия огнестойкой краской 619, изображенной на фиг.5 и 6, по меньшей мере, некоторых металлических конструкций 617 завода.

Однако для принятия мер при возможном просыпании плутониевого материала в защитной камере и/или вокруг нее в данном месте камеры может быть расположен подкритический донный уловитель 500. На фиг.5 и 6 изображен донный уловитель 500 на дне перчаточной защитной камеры, выполненной в виде конструкции 620 с прозрачными панелями. В этом варианте осуществления изобретения защитная камера содержит бак 101, который перемещается по роликам 616 и заполняется плутониевым материалом из бункера 201. Для улавливания любого вещества, просыпанного из бака 101, бункера 201 или других рабочих сосудов, донный уловитель 500 выполнен в виде ряда подкритических промежутков 603, разделенных пассивными частями 601. Данные пассивные части 601, известные также как разделители, могут быть выполнены, по меньшей мере частично, из металла и предпочтительно заполнены твердым минеральным материалом 605, поглощающим нейтроны. Каждый из подкритических промежутков 603 ограничен по меньшей мере двумя, по существу, параллельными и вертикальными стенками 602, 604 высотой h от 30 до 50 см, расположенными на расстоянии е от 8 до 12 см друг от друга. Части 601 имеют толщину р от 10 до 15 см. Размеры донного уловителя 500, соответствующего данному варианту осуществления изобретения, обеспечивают необходимую конфигурацию при пожаре, землетрясении и падении грузов. Размеры уловителя обеспечивают удержание всего количества плутониевого материала, который может одновременно находиться в защитной камере в тот или иной момент, и его подкритичность при всех условиях замедления нейтронов, даже с учетом эффективного объема удержания, ограниченного эффектом наклона горки порошков с плохой сыпучестью, которые могут образовывать угол до 30° к вертикали. Объем горки плутониевого материала, который может скапливаться с данным углом наклона выше верхнего уровня разделителей, должен составлять пренебрежимо малую часть общего объема материала. Масса данной горки может составлять, например, менее 10% от общей массы просыпанного плутониевого материала, при этом горка образует пирамиду, диаметр кругового основания которой меньше одного шага, т.е. суммы толщины р и расстояния е.

Все вышеупомянутые методы предотвращения критичности могут быть объединены на одном заводе по переработке смесей оксидов плутония и урана.

На данном заводе устройства, представляющие особый риск с точки зрения критичности, предпочтительно размещать в специальных помещениях. Одно из таких специальных помещений изображено на фиг.4. Помещение содержит смесительный бак 101 для перемешивания оксида, отходов урана и оксида плутония, ввозимого в помещение в плутониевых контейнерах 412, с обеспечением максимально гарантированного содержания плутония. Это может потребоваться на заводах, получающих чистый плутоний, для его разбавления перед дальнейшей переработкой.

Можно предотвратить критичность и гарантировать содержание плутония в смеси при комбинации следующих условий:

- использование контейнеров 412, защищенных от неумелого обращения;

- последовательный ввод в смесительный бак 101 составных частей смеси;

- непрерывное и грубое перемешивание смеси механическими способами, в показанном варианте осуществления изобретения - поворотом бака при составлении смеси.

Для определенных средств управления предпочтительно использовать различные механические средства управления с высокой надежностью. Например, контейнеры 412 и/или смесительный бак 101 могут быть защищены от неумелого обращения благодаря соответствующим форме и размерам, масса плутониевого материала может быть проверена с помощью коленчатого направляющего участка и/или предварительно напряженной пружинной системы, число баков 101 на установке или обслуживающей направляющей может быть проверено с помощью механического накопителя и т.д.

Данные надежные устройства механического контроля позволяют обойтись без измерительной или цифровой аппаратуры, которая менее надежна и более дорога, а также требует специальных мер предосторожности при калибровке, установке на ноль и/или бесперебойного электроснабжения.

Оборудование для хранения материалов, которое представляет различные опасности, имеет низкую пожароопасность и гарантированную возможность тушения пожара, и требует, таким образом, других решений по сравнению с технологическим оборудованием; оно может быть расположено в специальных противопожарных помещениях, предназначенных только для этой цели.

Как показано на фиг.8, предпочтительно перегруппировать печи для спекания и оборудование для таблетирования путем гидравлического прессования в специальные противопожарные помещения, поскольку данные устройства имеют повышенную пожароопасность и содержат важные источники замедления нейтронов, например, воду для охлаждения печи и масло из гидравлических прессов для таблетирования. Оптимально, хотя труднодостижимо, использование в аварийных ситуациях противопожарных спринклеров в соответствии с правилами, известными специалистам в данной области техники.

Далее со ссылкой на фиг.7 и 8 будет кратко и наглядно описан способ изготовления МОХ-топлива из гражданского или оружейного плутония в виде оксида плутония. Обычно максимальное содержание плутония 25% в плутониевом сырьевом материале, поступающем на завод по изготовлению МОХ-топлива, относится к оружейному плутонию, а максимальное содержание плутония 50% - к плутонию, полученному регенерацией отработавшего топлива UO2 из коммерческих легководных реакторов, при этом заводы могут производить МОХ-топливо как для легководных реакторов, так и для реакторов на быстрых нейтронах.

Если оксид плутония разбавлен на предыдущих коммерческих заводах по переработке или конверсии топлива, то можно предотвратить его критичность при содержании плутония 50 мас.% (например, в JMOX, получающем МН-МОХ с завода по переработке топлива компании JNFL в Rokkasho-mura, Япония) в течение всего процесса приготовления МОХ путем операций контроля на выходе данного завода и/или контроля на входе завода, на котором осуществляют данный процесс приготовления МОХ-топлива с гарантированным содержанием плутония.

Специалистам в данной области техники известно, что изотопы плутония Pu239, Pu240, Pu241 Pu242, получаемые после переработки коммерческого отработавшего топлива UO2 с выгоранием до 50 ГВт сут/т, имеют изотопный состав около 70/18/10/2, соответственно. С другой стороны, оружейный плутоний, получаемый путем регенерации отработавшего топлива из графитогазовых реакторов, таких как, например, Магнокс, обычно имеет изотопную композицию 95/4/1/-, используемую при нейтронно-физических расчетах для обеспечения безопасности от критичности.

Максимальная плотность смеси МОХ, измельченной до микронных размеров, или рыхлых спеченных таблеток МОХ установлена от 5 до 5,5 г/см3.

При данных параметрах может быть применена технология MIMAS производства ядерного топлива МОХ для легководных реакторов на заводе средней производительности (8 т тяжелого металла МОХ/год) в соответствии со следующим вариантом осуществления настоящего изобретения (фиг.8).

Сырьевые материалы поступают на завод в герметичных контейнерах, например коробках, с 3 кг чистого оксида плутония, произведенного из партии 100 кг, и сыпучего свежего урана, произведенного из партии 3000 кг. Оксид 701 плутония поступает на завод в партии герметичных контейнеров 412. При поступлении на завод данной партии контейнеров массу и изотопную композицию материала каждого контейнера 412 проверяют на соответствие гарантированному диапазону.

На данном заводе защитная камера 414, например перчаточный бокс или горячая камера в противопожарном помещении 801, содержит описанный выше кольцевой смесительный бак 101, изображенный на фиг.1 и 4. На первом этапе 701 в защитной камере 414 составляют первичную смесь оксидов урана и плутония.

Из партии контейнеров 412 в защитную камеру 414 затем поступает группа контейнеров 412, содержащих в сумме не более 20 кг оксида плутония. Массу группы контейнеров 412, поступающих в защитную камеру 414, проверяют на входе или выходе с помощью коленчатого направляющего участка и/или предварительно напряженной пружинной системы, которая может быть оснащена механическим накопителем.

В защитной камере 414 каждый контейнер 412 по очереди герметично соединяют с разгрузочным устройством 413, герметично соединенным с кольцеобразным смесительным баком 101. Только затем контейнер 412 открывают для опорожнения оксида плутония в кольцевой смесительный бак 101. Для изготовления первичной смеси массой 60 кг с концентрацией PuO2 30% открывают и опорожняют 5 контейнеров 412 по 3 кг, в то время как в тот же кольцевой смесительный бак 101 поступает 45 кг отходов производства ядерного топлива и/или оксида урана. Данные отходы состоят из материала, не применимого в конечном продукте. Они получаются на разных этапах производства топлива; это могут быть, например, пробы, бракованные таблетки, материал, получаемый при шлифовании таблеток до заданного диаметра, и избыточный материал. Возможны разные формы (до или после спекания, порошок или таблетки) и количество производственных отходов. В настоящее время перед рециркуляцией отходов в топливе в виде третьего сырьевого продукта с постоянными отличительными характеристиками их подвергают различным сухим периодическим процессам, например таблетированию, спеканию, дроблению, измельчению и перемешиванию. Оксид плутония, отходы и оксид урана затем грубо перемешивают путем поворота кольцевого смесительного бака 101 для получения 60 кг первичной смеси. Первичную смесь перемещают в другую защитную камеру с мельницей, например шаровой мельницей 301, описанной выше и изображенной также на фиг.3, при этом первичную смесь измельчают с помощью дробящих шаров. Можно использовать и другую мельницу, например, мельницу типа «воздушная форсунка».

На следующем этапе 70360 кг измельченной первичной смеси кондиционируют в промежуточных 5-килограммовых контейнерах, которые в конечном итоге помещают в буферное хранилище защитной камеры 802 отдельного противопожарного помещения.

Когда необходимо приготовить, например, вторичную смесь с концентрацией PuO2 6%, четыре 5-килограммовых контейнера с измельченной первичной смесью перемещают для выполнения 704 вторичной смеси ко второму смесительному баку 101 другой защитной камеры 804 отдельного противопожарного помещения 805. Во второй смесительный бак 101 дополнительно вводят 60 кг свежего оксида урана из партии 3000 кг для смешивания с измельченной первичной смесью. Полученные 80 кг ядерного топлива затем перемешивают в другом смесителе (не показан) защитной камеры 804 для производства вторичной смеси, которую вводят в бункер 201, например, описанный выше и показанный на фиг.2, для таблетирования 705 в гидравлических таблетировочных прессах защитных камер 806 отдельных противопожарных помещений 807. Из-за повышенной пожароопасности, но сниженного риска критичности данные противопожарные помещения 807 могут быть оснащены спринклерными системами 808 для защиты от пожара.

В первичную или вторичную смеси также можно вводить добавки. Некоторые добавки, например металлорганические порообразователи, можно добавлять для контроля плотности смеси. Смазочные добавки, например стеарат цинка, можно добавлять для облегчения таблетирования. Данные добавки имеют свойства замедления нейтронов из-за содержания в них водорода и/или углерода.

Таблетировочные прессы затем загружают вторичной смесью из бункера 201. Вторичная смесь прессуется для получения таблеток МОХ-топлива, которые после временного хранения в другой защитной камере 809 противопожарного помещения 810 подаются для спекания в противопожарное помещение 811, также оборудованное спринклерами 808. Таблетки уплотняют спеканием в герметичных печах 812, которые также образуют защитные камеры. Спеченные таблетки можно затем перемещать в другое противопожарное помещение 813 для хранения в другой защитной камере 814, откуда их можно забирать для дальнейшей обработки, например шлифования диаметра и группирования для окончательного включения в состав топливных стержней и сборок, или поставок.

Для улучшения безопасности, качества и эффективности производства всей технологией можно управлять, по меньшей мере, до таблетирования, с помощью системы «Канбан».

Для исключения риска критичности даже при рассьшании плутониевого материала в и/или вокруг каждой защитной камеры 414, 804, 806 и/или 812 можно установить донные уловители, например донный уловитель 500, описанный выше и изображенный на фиг.5 и 6.

Доступ в каждое противопожарное помещение возможен только через один или несколько пожарных замков.

В таблицах 1-3 представлен наглядный выбор подкритических конфигураций, т.е. конфигураций, обеспечивающих эффективный коэффициент размножения нейтронов kэфф<0,95 для всех условий заполнения и замедления и отражения H2O:

- кольцевидная конфигурация (фиг.1, 2 и 8 и таблица 1) для транспортировочных и аккумулирующих сосудов, например баков 101 и бункеров 201;

- конфигурация плоского цилиндра (фигуры 3 и 10 и таблица 2) для шаровых мельниц 301;

- плоскопараллельная конфигурация (фигуры 5, 6 и 11 и таблица 3) для улавливающих устройств в защитных камерах.

Хотя данное описание относится к производству смесей оксидов, карбидов и/или нитридов урана и плутония, которые могут быть связаны с другими трансурановыми актинидами, например америцием, нептунием и/или кюрием, чтобы способствовать нераспространению ядерных материалов, способы и устройства согласно настоящему изобретению могут быть также применены к следующим группам топлива:

- дисперсии неметаллической смеси плутония, например, оксида, карбида и/или нитрида плутония, в инертной матрице; и

- топливо, использующее ториевый и урановый циклы.

Хотя настоящее изобретение описано в отношении частных вариантов осуществления, очевидно существование различных модификаций без отступления от объема изобретения, изложенного в формуле. Таким образом, описание и чертежи приведены лишь для наглядности.

Обозначения на чертежах

101 Бак

102 Внешняя стенка

103 Емкость

104 Внутренняя стенка

105 Поглотитель нейтронов

106 Теплоотвод

107 Радиационная защита

109 Отверстие

201 Бункер

202 Внешняя стенка

203 Емкость

204 Внутренняя стенка

205 Поглотитель нейтронов

206 Теплоотвод

207 Радиационная защита

208 Нижнее отверстие с изоляцией

209 Верхнее отверстие

301 Шаровая мельница

302 Плоская стенка

303 Емкость

304 Плоская стенка

305 Цилиндрическая стенка

309 Дробящие шары

310 Муфта-фиксатор

311 Решетка для удержания шаров

410 Муфта-фиксатор

412 Герметичные плутониевые контейнеры

413 Разгрузочное устройство

414 Помещение

415 Подшипник вращения

601 Плоские пассивные части

602 Стенка

603 Подкритический промежуток

604 Стенка

605 Твердый минеральный поглотитель нейтронов

616 Роликовый транспортер

617 Твердый минеральный поглотитель нейтронов

618 Прозрачные панели

619 Огнестойкая краска

620 Конструкция защитной камеры

621 Огнестойкая краска

622 Конструкция технологического оборудования

623 Решетка

624 Бетонный пол

625 Металлическое дно

701 Порции порошка PuO2

702 Составление первичных смесей в баках

703 Кондиционирование первичных смесей в промежуточных баках и возможное хранение

704 Составление вторичных смесей в баках

705 Таблетирование

801 Противопожарное помещение

802 Защитная камера

803 Противопожарное помещение

804 Защитная камера

805 Противопожарное помещение

806 Защитная камера

807 Противопожарное помещение

808 Спринклерная система

809 Защитная камера

810 Противопожарное помещение

811 Противопожарное помещение

812 Печь для спекания

813 Противопожарное помещение

814 Защитная камера

815 Пожарный замок

901 Сосуд

902 Внешняя стенка

903 Полость

904 Внутренняя стенка

Таблица 1
Коэффициенты размножения нейтронов (kэфф) для кольцевого сосуда (бака, бункера, смесителя и т.д.)
Размеры Отражение - внутренняя часть, заполненная Н2О - кольцо, окруженное 20 см Н2О
Композиция изотопов (%) Содержание PuO2 (%) Плотность δ (г/см. куб.) kэфф Замедление H2O (г/см. куб.)
d=15 см Pu239 Pu240 Pu241 Pu242 0 0,2 0,4 0,6 0,8 1,0
d+2е=35 см 95 4 1 - 30 5 0,57 0,65 0,64 0,82 0,88 0,96
V=23,5 л Н=30 см 70 18 10 2 50 5 0,64 0,72 0,79 (*) 0,85 0,91 0,94
Расчет кодов WIMS (*) 0,92 для d=20 см, d=2е=40 см, h=40 см
Таблица 2
Коэффициенты размножения нейтронов (kэфф) для технологического оборудования в форме пластин
Размеры Источник
- содержание: 50%
D=80 см - плотность: 5 г/см. куб.
Е=12 см - изотопы: 70/18/10/2%
V=60 л Отражение: 2,5 см H2O
Замедление: 0,55 г/см. куб. H2O
Расчет кодов WIMS kэфф=0,92
Таблица 3
Коэффициенты размножения нейтронов (kэфф) для размеров N пластин
Размеры Источник
N=4 - содержание:
Р=15 см - плотность δ (см. ниже)
е=10 см - композиция изотопов:
h=35 см Pu9,0,1,2=70/18/10/2
L1=L2=100 cм
V=140 л
Отражение-замедление
- отражение в донной части 30-см бетоном, а в верхней части - 2,5 см Н2О
- замедление 0,8 г/куб, см. H2O
δ kэфф
1 0,82
5 0,95

1. Защитная камера для переработки материала предпочтительно в виде порошка, гранул и/или таблеток, который содержит гражданский или оружейный плутоний в виде оксида, карбида и/или нитрида плутония и может содержать другие актиниды, например, америций, нептуний или кюрий, имеющая внешнюю границу и основание, отличающаяся тем, что имеет на основании, а также при соответствующих условиях и на внешней границе множество отдельных подкритических промежутков (603) для улавливания просыпанного материала, содержащего плутоний.

2. Защитная камера по п.1, отличающаяся тем, что подкритические промежутки (603) отделены пассивными частями (601), выполненными, по меньшей мере, частично из металла и предпочтительно заполненными твердым минеральным материалом, поглощающим нейтроны, причем каждый подкритический промежуток (603) ограничен, по меньшей мере, двумя, по существу, параллельными и вертикальными стенками (602, 604) высотой h от 30 до 50 см, расположенными на расстоянии е от 8 до 12 см одна от другой, а толщина р указанных частей составляет от 10 до 15 см.

3. Защитная камера по п.1 или 2, отличающаяся тем, что содержит, по меньшей мере, один сосуд (101, 201, 301, 901) для безопасной переработки, транспортировки, сбора и/или хранения материала предпочтительно в виде порошка, гранул и/или таблеток, который содержит гражданский или оружейный плутоний в виде оксида, карбида и/или нитрида плутония и может содержать другие актиниды, например, америций, нептуний или кюрий, при этом указанный сосуд содержит емкость (103, 203, 303, 903) для вмещения материала объемом от 20 до 70 л, ограниченную, по меньшей мере, двумя стенками (102, 104; 202, 204; 302, 304; 902, 904), которые расположены одна напротив другой и являются параллельными или расходятся под углом не более 15°, причем эти две стенки (102, 104; 202, 204; 302, 304; 902, 904) расположены на расстоянии е от 8 до 15 см одна от другой.

4. Защитная камера по п.3, отличающаяся тем, что емкость (103, 203, 903) сосуда имеет объем от 20 до 50 л и высоту h от 30 до 60 см, а две стенки имеют кольцевую форму, причем одна из стенок (104, 204, 904) является внутренней, а другая стенка (102, 202, 902) - внешней, а каждая из указанных стенок (102, 104; 202, 204; 902, 904) образует, по существу, осесимметричную поверхность, причем эти поверхности являются, по существу, концентрическими, при этом внутренняя стенка ограничивает внутреннюю часть диаметра d от 10 до 30 см.

5. Защитная камера по п.4, отличающаяся тем, что емкость (103) сосуда имеет одно отверстие (109) для ввода и извлечения материала, причем, по существу, концентрические поверхности предпочтительно имеют форму, по существу, цилиндра.

6. Защитная камера по п.4, отличающая тем, что ось симметрии указанных поверхностей является, по существу, вертикальной, а емкость (203) имеет верхнее отверстие (209) для ввода материала и нижнее отверстие (208) для извлечения материала.

7. Защитная камера по п.3, отличающаяся тем, что емкость (303) сосуда имеет объем от 40 до 70 л и форму, по существу, цилиндра, две стенки (302, 304) которого являются, по существу, плоскими, причем емкость (303) ограничена, по существу, цилиндрической третьей стенкой (305) диаметром D от 70 до 90 см, соединяющей две, по существу, плоские стенки (302, 304).

8. Защитная камера по п.7, отличающаяся тем, чтог сосуд является шаровой мельницей.

9. Защитная камера по п.3, отличающаяся тем, что эффективный объем подкритических промежутков (603) превышает общий объем, по меньшей мере, одного сосуда.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области ядерной энергетики. .

Изобретение относится к области неразрушающих методов контроля сосудов, предназначенных для сбора, хранения или технологического использования растворов, содержащих ядерно-опасные вещества.

Изобретение относится к управлению и перемещению материалов и предметов в замкнутом пространстве, в частности в ядерных установках. .

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к ампуле, в которую осуществляется загрузка дефектного пучка твэлов (ПТ) отработавшей тепловыделяющей сборки (ОТВС) для временного хранения в бассейне выдержки и последующего сухого хранения.

Изобретение относится к ядерной технике, к сухому контейнерному хранению отработавших тепловыделяющих сборок атомных электростанций. .

Изобретение относится к контейнерным устройствам для хранения опасного материала, в частности, используемым для окончательного захоронения ядерного топлива. .

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к пеналу, в который осуществляется загрузка ампул с пучками твэлов для последующего долговременного сухого хранения в стационарных хранилищах отработавшего ядерного топлива.

Изобретение относится к ядерной технологии и может быть использовано для упаковки отработанного ядерного топлива (ОЯТ). .

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к ампуле, в которую осуществляется загрузка пучка твэлов отработавшей тепловыделяющей сборки реактора РБМК-1000 для последующего размещения в контейнере с целью транспортирования и долговременного сухого хранения.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к передвижным защитным контейнерам, и предназначено для транспортирования и хранения отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС).

Изобретение относится к переработке облученного ядерного топлива. .

Кюбель // 2308777
Изобретение относится к устройствам для приема, транспортировки и хранения отработавших твэлов в бассейнах, заполненных водой, и предназначено для использования на предприятиях, эксплуатирующих ядерные реакторы, при хранении контейнеров с отработавшими твэлами.

Группа изобретений относится к ядерной технике, в частности к средствам обеспечения безопасности при хранении отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВЭР-1000, и предназначено для охлаждения чехлов с ОТВС при запроектной аварии, вызванной осушением бассейнов выдержки. При орошении чехлов с ОТВС распыленной дренчерными оросителями водой, воду в дренчерные распылители подают периодически, причем минимальный расход воды определяют по формуле: G мин=Q/r×F1/F2, где G мин - минимальный массовый расход воды, кг/с; Qот - суммарное тепловыделение ОТВС в отсеке, кВт; R - удельная теплота парообразования воды, кДж /кг; F1 - площадь отсека, м2; F2 - суммарная площадь чехлов с ОТВС в отсеке, м2. Бак аварийного водоснабжения соединен через запорный клапан и подводящий трубопровод непосредственно с системами орошения чехлов с ОТВС и стен, и параллельно через запорный клапан с всасывающим патрубком повысительной насосной станции. Ее нагнетательный патрубок также через запорные клапаны соединен с подводящим трубопроводом и с баком аварийного водоснабжения байпасным трубопроводом. Запорные клапаны снабжены электроприводами и пультом управления, обеспечивающим их открытие и закрытие через заданные промежутки времени. Технический результат - повышение эффективности использования охлаждающей воды за счет прерывистого режима подачи воды на орошение чехлов с ОТВС, обеспечивающего преимущественно пленочный режим кипения охлаждающей воды на стенках чехлов. 2н. и 1 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к хранению отработавшего ядерного топлива (ОЯТ)

Изобретение относится к ядерной технологии и может быть использовано для упаковки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ)

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к хранению отработавшего ядерного топлива (ОЯТ)

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к хранению отработавшего ядерного топлива

Изобретение относится к контейнерам для длительного хранения и транспортировки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ)

Изобретение относится к контейнерам для длительного хранения и транспортировки отработавшего ядерного топлива

Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к системам управления шлюзом

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к производству упаковок для хранения и транспортировки отработавшего ядерного топлива
Наверх