Способ размещения и хранения радиоактивных веществ в жидкой среде



Способ размещения и хранения радиоактивных веществ в жидкой среде
Способ размещения и хранения радиоактивных веществ в жидкой среде
Способ размещения и хранения радиоактивных веществ в жидкой среде
Способ размещения и хранения радиоактивных веществ в жидкой среде

 


Владельцы патента RU 2538765:

Общество с ограниченной ответственностью научно-производственная фирма "Сосны" (RU)

Изобретение относится к технологии размещения и хранения отработавшего ядерного топлива и может быть использовано в хранилищах радиоактивных веществ. В заявленном способе предусмотрено размещение радиоактивных веществ (1) в заполненной жидкостью емкости (3), при этом внутреннюю полость емкости (2), ограниченную сверху крышкой (7), соединяют с окружающей емкость жидкой средой (10) компенсационным каналом (5) и газоотводной трубкой (8). Объем компенсационного канала выполняют превышающим увеличение объема жидкости в емкости за счет теплового расширения, а длину компенсационного канала с выходным отверстием (6) выбирают из условия превышения времени выхода за счет диффузии через компенсационный канал растворенных в жидкости радиоактивных веществ над временем хранения. Газоотводную трубку выполняют в форме, обеспечивающей газовый затвор (9) в ней при погружении в жидкую среду. При этом компенсационный канал и газоотводную трубку герметично соединяют с внутренней полостью емкости, содержащей жидкость (4). Техническим результатом является исключение попадания радиоактивной жидкости из емкости в окружающую ее жидкую среду бассейна, возможность осуществления отвода газов, образующихся в емкости при радиолизе, а также возможность обеспечения пополнения емкости жидкостью без участия персонала и создания специальных систем. 6 з.п. ф-лы, 4 ил.

 

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к технологии размещения и хранения в жидкой среде радиоактивных веществ, в частности, отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), и может быть использовано в хранилищах радиоактивных веществ, преимущественно в бассейнах временного размещения, в том числе бассейнах выдержки на АЭС.

Известен способ хранения отработавшего ядерного топлива (патент РФ №2403633, кл. G21C 19/06, G21F 9/36, опубл. 10.11.2010) путем размещения в бассейне с обессоленной водой пеналов, перфорированных в верхней части, заполненных обессоленной водой. Уровень воды в пеналах и бассейне поддерживают ниже кромки отверстий, подавая периодически обессоленную воду от автономной емкости в пеналы и бассейн. Газы, образующиеся в результате радиолиза воды в пенале, выходят в надводное пространство хранилища и отводятся системой вентиляции.

Устройство, реализующее способ, состоит из открытого пенала (емкости), перфорированного в верхней части. Пеналы снабжены фланцами, за которые подвешиваются на балках перекрытия бассейна хранилища и перемещаются перегрузочными машинами.

Способ позволяет исключить попадание радиоактивной воды из пеналов с ОЯТ в водный бассейн хранилища и обеспечить чистоту воды в бассейне. В результате снижается уровень ионизирующего излучения в обслуживаемых помещениях хранилища и повышается безопасность хранения ОЯТ.

Однако высота пенала должна на несколько метров превышать высоту размещенного в нем ОЯТ, в частности, отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС), для обеспечения радиационной защиты персонала за счет слоя воды над ОЯТ. Такие устройства невозможно разместить в бассейне компактно, например, в два яруса. Перегрузка ОЯТ из такого пенала может быть выполнена только с подъемом его из воды выше торца пенала, что делает невозможным осуществлять радиационно более безопасную перегрузку ОЯТ под водой.

Кроме того, требуется постоянный контроль уровня воды в пеналах и бассейне и поддержание этого уровня ниже кромки отверстий.

Известен способ размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок реактора ВВЭР-1000 в жидкой среде, реализованный в устройстве «Чехол для размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок реактора ВВЭР-1000» (патент РФ №2477899, кл. G21C 19/06, опубл. 20.03.2013), включающий размещение радиоактивных веществ в заполненной жидкостью емкости. По данному способу ОТВС размещают в трубах чехла, заполненных водой. Трубы разделены дистанционирующими решетками, закрепленными на центральной несущей трубе. К нижнему торцу труб герметично присоединены днища, образуя емкость, а к верхним торцам - фланцы. На трубы герметично устанавливают крышки, которые снабжены головками, в верхней части которых установлены металлокерамические фильтры. Чехол размещают в бассейне хранилища.

Способ позволяет обеспечить безопасное хранение ОТВС, в том числе дефектных ОТВС, в бассейне хранилища, поскольку исключается циркуляция воды в трубах чехла за счет их герметизации и выход радиоактивной воды в бассейн. Газы, образующиеся во внутренней полости труб в результате радиолиза, удаляются через металлокерамические фильтры. Устройство компактно и может быть использовано в ограниченном пространстве, в частности, в бассейнах выдержки на АЭС, не нарушая при этом штатную работу реактора.

В данном способе обеспечено только удаление из внутренней полости труб газов, но не предусмотрена возможность пополнения труб водой. В результате чего возможно снижение уровня воды в трубах и, как следствие, перегрев ОТВС, что может привести к аварийной ситуации.

Заявляемый способ позволяет обеспечить безопасность хранения радиоактивных веществ путем исключения попадания радиоактивной жидкости из емкости в окружающую ее жидкую среду бассейна и осуществления отвода газов, образующихся в емкости при радиолизе, при обеспечении пополнения емкости жидкостью без участия персонала и создания специальных систем.

Указанный результат достигается тем, что способ размещения и хранения радиоактивных веществ в жидкой среде включает размещение радиоактивных веществ в заполненной жидкостью емкости, при этом внутреннюю полость емкости соединяют с окружающей емкость жидкой средой компенсационным каналом, по меньшей мере, одним, и газоотводной трубкой, по меньшей мере, одной. Объем компенсационного канала выполняют превышающим увеличение объема жидкости в емкости за счет теплового расширения, а длину компенсационного канала выбирают из условия превышения времени выхода за счет диффузии через компенсационный канал растворенных в жидкости радиоактивных веществ над временем хранения с учетом теплового расширения жидкости. Газоотводную трубку выполняют в форме, обеспечивающей газовый затвор в ней при погружении в жидкую среду. При этом компенсационный канал и газоотводную трубку соединяют с внутренней полостью емкости герметично.

Компенсационный канал могут выполнить в виде трубки, которую преимущественно укладывают в форме спирали.

Компенсационный канал могут выполнить в виде винтовой канавки, витки которой изолируют друг от друга для исключения протечек между ними.

Компенсационный канал и газоотводную трубку могут разместить в одном корпусе, при этом корпус соединяют с внутренней полостью емкости герметично.

Компенсационный канал могут выполнить охватывающим газоотводную трубку.

Газоотводную трубку могут соединить с компенсационным каналом нисходящими отводными каналами.

Емкость могут снабдить крышкой с отводящим штуцером, газоотводную трубку соединить с компенсационным каналом нисходящими отводными каналами и выполнить соединение газоотводной трубки со штуцером емкости герметичным.

Соединение внутренней полости емкости с окружающей емкость жидкой средой компенсационным каналом и газоотводной трубкой позволяет разделить пути выхода из емкости жидкости с растворенными в ней радиоактивными веществами и газа. При этом в зависимости от конструкции емкости, формы исполнения компенсационного канала и газоотводной трубки, условий эксплуатации и других факторов могут быть использованы несколько компенсационных каналов и/или газоотводных трубок. Они могут быть выполнены независимыми, либо соединены между собой.

Выполнение объема компенсационного канала превышающим увеличение объема жидкости в емкости за счет теплового расширения и выбор длины компенсационного канала из условия превышения времени выхода за счет диффузии через компенсационный канал растворенных в жидкости радиоактивных веществ над временем хранения с учетом теплового расширения жидкости исключит выход жидкости из емкости и растворенных в ней радиоактивных веществ в жидкую среду бассейна хранения. При этом компенсационный канал обеспечит подпитку емкости жидкостью из бассейна, что гарантированно исключит снижение уровня жидкости в емкости, а следовательно, аварийные ситуации, связанные с перегревом хранящихся в емкости радиоактивных веществ, в частности, ОТВС. Кроме того, обеспечение пополнения емкости жидкостью происходит без участия персонала и создания специальных систем.

Выполнение газоотводной трубки в форме, обеспечивающей газовый затвор в ней при погружении в жидкую среду, обеспечит выход газа из емкости через газоотводную трубку и предотвратит выход через нее жидкости из емкости. Газовый затвор исключит также вынос через газоотводную трубку жидкости из емкости с пузырьками газа. При этом газовый затвор будет самовосстанавливающимся за счет радиолиза жидкости в емкости и образования радиолитических газов. В качестве жидкости в емкости используется преимущественно обессоленная вода или водные растворы, содержащие, например, антикоррозионные добавки.

Компенсационный канал и газоотводную трубку соединяют с внутренней полостью емкости герметично, тем самым исключают протечки жидкости из емкости в жидкую среду бассейна хранения в местах соединения компенсационного канала и газоотводной трубки с внутренней полостью емкости.

Выполняя компенсационный канал в виде трубки, которую преимущественно укладывают в виде спирали, или выполняя компенсационный канал в виде винтовой канавки, витки которой изолируют друг от друга для исключения протечек между ними, обеспечивают отсутствие выхода через компенсационный канал растворенных в жидкости внутри емкости радиоактивных веществ за счет естественной конвекции.

Размещая компенсационный канал и газоотводную трубку в одном корпусе и выполняя компенсационный канал в виде спирали или винтовой канавки, охватывающей газоотводную трубку, достигают реализации способа более компактным устройством, что позволяет использовать его в ограниченном пространстве, в частности, в бассейнах выдержки на АЭС, не нарушая при этом штатную работу реактора. В некоторых случаях реализации способа, например, для емкости, крышка которой имеет отводящий штуцер, газоотводную трубку могут соединить со штуцером герметично и выполнить соединение газоотводной трубки с компенсационным каналом нисходящими отводными каналами. Соединение газоотводной трубки с компенсационным каналом нисходящими отводными каналами обеспечит выход газа только через газоотводную трубку и предотвратит выход газа через компенсационный канал.

Заявляемый способ проиллюстрирован схемами, представленными на Фиг.1 и Фиг.2, где 1 - радиоактивные вещества; 2 - емкость; 3 - бассейн хранения; 4 - жидкость во внутренней полости емкости; 5 - компенсационный канал; 6 - выходное отверстие компенсационного канала; 7 - крышка; 8 - газоотводная трубка; 9 - газовый затвор; 10 - жидкая среда бассейна хранения; 11 - нисходящие отводные каналы; 12 - штуцер.

На графике Фиг.3 и в таблице Фиг.4 представлены результаты расчета распределения потока активности по длине компенсационного канала для разных сроков хранения емкости.

Способ осуществляется следующим образом. Радиоактивные вещества (1) размещают в емкости (2), которая установлена в бассейне (3) и заполнена жидкостью (4), и закрывают крышкой (7). Внутреннюю полость емкости (2) соединяют компенсационным каналом (5), имеющим выходное отверстие (6), и газоотводной трубкой (8) с окружающей емкость жидкой средой (10) бассейна хранения (3). Газоотводную трубку (8) выполняют в форме, обеспечивающей газовый затвор (9) в ней при погружении в жидкую среду (10). Для герметичного соединения компенсационного канала (5) и газоотводной трубки (8) с внутренней полостью емкости (2) используют известные разъемные или неразъемные соединения (на схемах не изображены). На схеме Фиг.1 показано выполнение компенсационного канала (5) в виде трубки, уложенной в форме спирали и охватывающей корпус емкости (2). На схеме Фиг.2, иллюстрирующей реализацию заявляемого способа, емкость (2) снабжена крышкой (7) с отводящим штуцером (12). Газоотводная трубка (8) и охватывающий ее компенсационный канал (5) размещены в одном корпусе в виде отдельного устройства, которое устанавливают сверху на крышку (7) емкости (2), при этом обеспечивают герметичное соединение (элементы соединения на схеме не показаны) газоотводной трубки (8) со штуцером (12). Газоотводную трубку (8) и компенсационный канал (5) соединяют между собой нисходящими отводными каналами (11). На этой же схеме показано выполнение компенсационного канала (5) в виде винтовой канавки, витки которой изолируют друг от друга для исключения протечек между ними. Использование нескольких компенсационных каналов и/или газоотводных трубок и их возможное соединение между собой на схемах не показано.

Пример. В емкость объемом 0,03 м3, погруженную в водную среду бассейна хранения и заполненную водой, было загружено ОЯТ в виде фрагментов ОТВС и твэлов, содержащих таблетки топлива. Объем воды в емкости составил 0,024 м3. К емкости герметично подсоединили трубку, выполняющую функции компенсационного канала, и газоотводную трубку, которые соединили внутреннюю полость емкости с водной средой бассейна хранения. Площадь поперечного сечения компенсационного канала и газоотводной трубки была выбрана равной ≈10-4 м2. Газоотводную трубку в верхней части выполнили изогнутой в форме «гусака», что при погружении в бассейн обеспечило образование в ней газового затвора. Предполагалось хранение емкости с ОЯТ в бассейне в течение 5 лет. Температура воды в бассейне при нормальном режиме хранения составляет от 30°C до 40°C, при аварийном режиме допускается кратковременное (несколько суток) повышение температуры воды до 100°C без кипения. Абсолютное давление внутри емкости (с учетом гидростатического давления) составляло от 135 до 205 кПа.

При увеличении температуры воды в бассейне от 30°C до 100°C увеличение объема воды в емкости в результате теплового расширения составит:

Δ V B = V B 0 ρ 2 0 ρ 6 0 ρ 2 0 = 0 , 0 2 9 9 5 , 6 8 9 5 8 , 3 0 9 9 5 , 6 8 7 , 5 1 0 4 м 3 ; ( 1 )

где

ΔVB - увеличение объема воды;

VB0 - объем воды в емкости при температуре 30°C, VB0=0,02 м3;

ρ20 - плотность воды при температуре 30°C, ρ20=995,68 кг/м3;

ρ60 - плотность воды при температуре 100°C, ρ60=958,30 кг/м3.

Значения плотности воды взяты из справочной литературы (Чиркин B.C. Теплофизические свойства материалов ядерной техники. Справочник. - М.: Атомиздат, 1968).

Таким образом, при площади поперечного сечения компенсационного канала ≈10-4 м2 для компенсации теплового расширения воды в емкости во всех режимах хранения его длина должна составлять не менее 7,5 м.

Для оценки выхода радиоактивных веществ из пенала за счет диффузии через компенсационный канал используем закон Фика, заменив градиент концентрации на градиент объемной активности воды:

где

j - плотность потока активности, Бк/(м2с);

а - объемная активность воды (сумма по всем изотопам), Бк/м3;

x - расстояние от входного отверстия компенсационного канала, м;

D - коэффициент диффузии продуктов деления в воде, м2/с.

Распределение объемной активности воды по длине компенсационного канала x через время t можно найти из решения нестационарной задачи:

Начальные и граничные условия:

a(t≤0, x>0)=а БВ - в начальный момент компенсационный канал заполнен водой бассейна с активностью а БВ,

a(t,x=0)=а П - активность воды на входе в компенсационный канал равна активности воды в емкости а П,

a(t,x=∞)=а БВ;

Решение данной задачи аналогично решению нестационарной задачи нагревания полубесконечного слоя (Берд Р., Стюарт В., Лайтфут Е., Явления переноса. Пер с англ. Н.Н. Кулова. - М.: "Химия", 1974) и для потока активности J через сечение S компенсационного канала с координатой x через время t после герметизации емкости имеет вид:

J ( t , x ) = j ( t , x ) S = ( a П a Б В ) S D π t e x p ( x 2 4 D t ) . ( 4 )

При расчете J(t,x) коэффициент диффузии для всех радионуклидов принят равным 10-9 м2/с (консервативное значение). Объемная активность воды в емкости определялась по предельной растворимости урана 1,62·10-2 г/л с учетом периодов полураспада изотопов.

На графике Фиг.3 и в таблице Фиг.4 представлены результаты расчета распределения потока активности по длине компенсационного канала для разных сроков хранения емкости.

С учетом (1) и результатов расчетов, представленных в таблице Фиг.4, длина компенсационного канала должна составлять не менее 10,25 м: 7,5 м - для компенсации теплового расширения воды в емкости и 2,75 м - для предотвращения выхода радиоактивных веществ в воду бассейна за счет диффузии через компенсационный канал. Консервативно было выбрано значение 10,5 м.

В течение 5 лет хранения емкости в бассейне проводились периодические замеры локального значения объемной активности воды на выходе из компенсационного канала, которые не показали превышения над средней активностью воды в бассейне, что подтверждает отсутствие выхода из емкости растворенных в жидкости радиоактивных веществ. Удаление газов, выходящих через газоотводную трубку, осуществляли штатной системой сдувки с поверхности воды бассейна. При этом во время хранения обеспечивалось постоянное пополнение емкости жидкостью.

Таким образом, проведенные испытания подтвердили осуществимость способа и обеспечение безопасности хранения радиоактивных веществ, то есть достижение заявляемого эффекта.

1. Способ размещения и хранения радиоактивных веществ в жидкой среде, включающий размещение радиоактивных веществ в заполненной жидкостью емкости, отличающийся тем, что внутреннюю полость емкости соединяют с окружающей емкость жидкой средой компенсационным каналом, по меньшей мере, одним, и газоотводной трубкой, по меньшей мере, одной, при этом объем компенсационного канала выполняют превышающим увеличение объема жидкости в емкости за счет теплового расширения, а длину компенсационного канала выбирают из условия превышения времени выхода за счет диффузии через компенсационный канал растворенных в жидкости радиоактивных веществ над временем хранения с учетом теплового расширения жидкости, газоотводную трубку выполняют в форме, обеспечивающей газовый затвор в ней при погружении в жидкую среду, при этом компенсационный канал и газоотводную трубку соединяют с внутренней полостью емкости герметично.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что компенсационный канал выполняют в виде трубки, которую преимущественно укладывают в форме спирали.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что компенсационный канал выполняют в виде винтовой канавки, витки которой изолируют друг от друга для исключения протечек между ними.

4. Способ по п.1, отличающийся тем, что компенсационный канал и газоотводную трубку размещают в одном корпусе, при этом корпус соединяют с внутренней полостью емкости герметично.

5. Способ по п.1, отличающийся тем, что компенсационный канал выполняют охватывающим газоотводную трубку.

6. Способ по п.1, отличающийся тем, что газоотводную трубку соединяют с компенсационным каналом нисходящими отводными каналами.

7. Способ по п.1, отличающийся тем, что емкость снабжают крышкой с отводящим штуцером, газоотводную трубку соединяют с компенсационным каналом нисходящими отводными каналами и выполняют соединение газоотводной трубки со штуцером герметичным.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к упаковке твердых радиоактивных отходов (ТРО) с уменьшением их объема. .

Изобретение относится к прессам для компактирования и может быть использовано для упаковки твердых отходов, в частности радиоактивных, в бочки перед их утилизацией или захоронением.

Изобретение относится к области металлургии, в частности к титановым сплавам, пригодным для работы в неокисляющейся среде. .

Изобретение относится к композициям, необратимо аккумулирующим газообразный водород, и может быть использована, например, для улавливания водорода, освобождаемого при радиолизе в блоках радиоактивных отходов.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, касается, в частности, технологии хранения отработавшего ядерного топлива и может быть использовано в хранилищах отработавшего ядерного топлива.

Изобретение относится к технике переработки твердых радиоактивных отходов, а конкретно к омоноличиванию зольных остатков в цементные компаунды, преимущественно на предприятиях, в которых от сжигания ТРО образуется 0,5-2 м зольных остатков в год.

Изобретение относится к области утилизации опасных веществ. .

Изобретение относится к области переработки радиоактивных отходов. .

Изобретение относится к области переработки радиоактивных отходов. .

Изобретение относится к области атомной энергетике. Предложенный комплекс для хранения опасных отходов содержит контейнер, выполненный с возможностью герметичного содержания опасных отходов, первую секции и вторую секцию. Первая секция содержит первый пост для проведения манипуляций с контейнером. Вторая секция содержит второй пост для проведения манипуляций с контейнером. Вторая секция изолирована от первой секции. Давление в первой секции меньше, чем давление во второй секции. Изобретение обеспечивает эффективное снижение и/или устранение нежелательного загрязнения. 19 з.п. ф-лы, 20 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к выводу из эксплуатации выработавших свой ресурс объектов использования атомной энергии и захоронения твердых и отвержденных радиоактивных отходов. В качестве сыпучей массы используют каменную, калийную соли или их смесь, укладываемую послойно с увлажнением каждого слоя водой, причем отходы складируют перед засыпкой в помещениях на расстоянии от стен и потолка не менее 10 В, м, где В - толщина стенки реактора. Технический результат - исключение возможности миграции отходов из хранилища, повышение механической прочности материала засыпки, повышение безопасности проведения работ. 2 ил.
Наверх