Способ хранения отработавшего ядерного топлива



 


Владельцы патента RU 2555856:

Акционерное общество "ИНСТИТУТ РЕАКТОРНЫХ МАТЕРИАЛОВ" (RU)

Изобретение относится к технологии хранения отработавшего ядерного топлива в бассейнах выдержки, в частности к области коррозионно-безопасного хранения, обеспечения целостности оболочек твэлов и чехлов отработавших тепловыделяющих сборок, и может быть использовано как на действующих АЭС, так и при проектировании новых АЭС. Заявленный способ включает операции выгрузки отработавшей тепловыделяющей сборки (ОТВС) из реактора, ее отмывки от остатков натрия, термического отжига ОТВС в инертной среде при температуре от 700 до 750°C в течение от 1 до 10 часов с давлением, соответствующим давлению внутритвэльной атмосферы, помещения ее в негерметичный по воде чехол, расположенный на дне БВ. Техническим результатом является повышение коррозионной стойкости оболочек твэлов и чехлов ОТВС, выполненных из ферритно-мартенситных 12%-ных хромистых сталей, уменьшение радиационной и экологической опасности при хранении ОЯТ за счет снижения концентрации радионуклидов в воде бассейна выдержки. 2 табл.

 

Изобретение относится к технологии хранения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) в бассейнах выдержки (БВ), в частности к области коррозионно-безопасного хранения ОЯТ, обеспечения целостности оболочек твэлов и чехловых труб отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, и может быть использовано как на действующих, так и при проектировании новых АЭС.

Известен способ хранения отработавшего ядерного топлива [Патент SU 1313240, МПК6 G21C 19/06, 1995] путем погружения пеналов с ОЯТ в бассейн с водой, насыщением воды бассейна воздухом до предельной растворимости (15-18)·10-6 м3/л и одновременным перемешиванием путем барботажа воздухом в течение 3-4 суток со скоростью 18-20 м/ч.

Недостаток вышеизложенного способа заключается в том, что насыщение воды БВ воздухом приводит к закислению воды (к снижению pH воды за счет образования угольной кислоты при растворении CO2, а также за счет образования азотной и азотистой кислот при радиолизе растворенного воде азота) и образованию радиолитической перекиси водорода, являющейся сильным окислителем, что может привести к более ускоренной скорости коррозии и более высокой скорости выноса продуктов коррозии (ПК) в воду БВ элементов конструкции ОТВС реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, выполненных из ферритно-мартенситных 12%-ных хромистых сталей [Карпенко А.Н., Козманов Е.А., Огородов А.Н., Ошканов Н.Н. Эксплуатационные свойства элементов реактора БН-600, изготовленных из стали ЭП-450 // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы. - М.: ВНИИНМ, 2005. - Вып.1(64). - С.281-285]. Наряду с более высокими скоростями коррозии и выноса ПК в воде БВ будет возрастать концентрация радионуклидов, повышая тем самым уровень радиационной опасности. Не исключается возможность развития коррозии по локальному (язвенному) типу [Баканов М.В., Мальцев В.В., Ошканов Н.Н., Чуев В.В. Основные результаты эксплуатации конструкционных материалов активных зон реактора БН-600 // Известия высших учебных заведений: Ядерная энергетика. - 2011. - №11. - С.177-186], в результате которой возможно нарушение герметичности оболочек твэлов и с выходом высокоактивных продуктов деления топлива (цезия, стронция, йода) в окружающую среду. Риск вероятности разгерметизации оболочек твэлов снижает экологическую безопасность хранения таких ОТВС в БВ.

Другой известный способ хранения отработавшего ядерного топлива [Патент RU 1349561, МПК6 G21C 19/06, 1995] заключается в установке в водные бассейны отработавшего топлива с периодическим одновременным в период очистки повышением температуры воды до 40-50°C со скоростью 0,08-0,20°C/ч, поддержанием указанной температуры во время очистки с последующим ее снижением до исходной.

Недостатком данного способа является увеличение с повышением температуры воды БВ скорости коррозии и скорости выноса продуктов коррозии в воду БВ элементов конструкции ОТВС реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, выполненных из ферритно-мартенситных 12%-ных хромистых сталей [Карпенко А.Н., Козманов Е.А., Огородов А.Н., Ошканов Н.Н. Эксплуатационные свойства элементов реактора БН-600, изготовленных из стали ЭП-450 // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы. - М.: ВНИИНМ, 2005. - Вып.1(64). - С.281-285], с увеличением вероятности развития коррозии по локальному (язвенному) типу [Баканов М.В., Мальцев В.В., Ошканов Н.Н., Чуев В.В. Основные результаты эксплуатации конструкционных материалов активных зон реактора БН-600 // Известия высших учебных заведений: Ядерная энергетика. - 2011. - №11. - С.177-186]. Более высокие скорости коррозии и выноса ПК элементов конструкции ОТВС в воду БВ будут приводить к возрастанию концентрация радионуклидов, повышая тем самым уровень радиационной опасности. А возможность развития коррозии по локальному (язвенному) типу приводит к повышению риска вероятности разгерметизации оболочек твэлов со снижением уровня экологической безопасности за счет повышения вероятности выхода высокоактивных продуктов деления топлива (цезия, стронция, йода) в окружающую среду.

Известен также способ хранения отработавшего ядерного топлива [Патент RU 2065212, МПК6 G21C 19/06, 1996] путем размещения его в бассейне с водой с периодическим барботированием через слой воды инертного в коррозионном отношении газа. Подачу газа прекращают при снижении концентрации кислорода в воде БВ до 5-10 мкг/кг и возобновляют подачу газа при концентрации кислорода 15-20 мкг/кг.

Недостатком указанного способа является лишь незначительное снижение в ~1,5-2 раза концентрации растворенных в воде БВ газов (кислорода, азота и углекислого газа), наличие и радиолиз которых приводит к закислению среды БВ, а периодический характер барботирования инертного газа неспособен подавить этот процесс. Закисление среды БВ приводит к повышенным скоростям коррозии выноса продуктов коррозии в воду БВ элементов конструкции ОТВС реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, выполненных из ферритно-мартенситных 12%-ных хромистых сталей [Карпенко А.Н., Козманов Е.А., Огородов А.Н., Ошканов Н.Н. Эксплуатационные свойства элементов реактора БН-600, изготовленных из стали ЭП-450 // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы. - М.: ВНИИНМ, 2005. - Вып.1(64). - С.281-285]. Оба этих процесса приводят к возрастанию концентрации радионуклидов, повышая тем самым уровень радиационной опасности в БВ. Не исключается возможность развития коррозии по локальному (язвенному) типу [Баканов М.В., Мальцев В.В., Ошканов Н.Н., Чуев В.В. Основные результаты эксплуатации конструкционных материалов активных зон реактора БН-600 // Известия высших учебных заведений: Ядерная энергетика. - 2011. - №11. - С.177-186], в результате которой возможно нарушение герметичности оболочек твэлов с выходом высокоактивных продуктов деления топлива (цезия, стронция, йода) в окружающую среду. Риск вероятности разгерметизации оболочек твэлов снижает экологическую безопасность хранения таких ОТВС в БВ.

Ближайшим аналогом заявляемого изобретения является способ хранения в бассейне выдержки ОЯТ реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, согласно которой ОТВС выгружают из реактора, подвергают отмывке от остатков натрия, помещают в негерметичные чехлы, расположенные вертикально на дне БВ, заполненного обессоленной водой [Калинкин В.И. и др. Хранение отработавшего ядерного топлива энергетических реакторов: Препринт / В.И. Калинкин, В.Г. Крицкий, А.И. Токаренко, Н.С.Тихонов, Н.В. Размашкин, А.Л. Серова, А.Н. Балицкая. СПб.: ОАО «ГИ ВНИПИЭТ», 2009. - 124 с.].

К качеству воды БВ реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем предъявляются определенные требования [Калинкин В.И. и др. Хранение отработавшего ядерного топлива энергетических реакторов: Препринт / В.И. Калинкин, В.Г. Крицкий, А.И. Токаренко, Н.С. Тихонов, Н.В. Размашкин, А.Л. Серова, А.Н. Балицкая. СПб.: ОАО «ГИ ВНИПИЭТ», 2009. - 124 с.]: прозрачность - 95%; значения pH должны находиться в интервале 6,5-7,5; содержание хлоридов и фторидов до 100 мкг/кг; кг; значения электропроводимости - до 5 мкСм/см; удельная активность - до 3,7×103 Бк/л. Требуемые значения показателей качества воды поддерживаются с помощью систем очистки. На практике средние значения pH располагаются в области 5,5-7, электропроводимости 1-5 мкСм/см. Значения этих величин с отчетливо выраженной тенденцией к закислению и соответствующему увеличению электропроводимости обусловлены воздействием остаточного энерговыделения ОТВС на среду их хранения. Поскольку приреакторные бассейны выдержки ОЯТ являются открытыми для воздуха системами, вода насыщена кислородом и азотом, что приводит в условиях контакта с ионизирующим излучением к образованию перекиси водорода до 100-300 мкг/кг, азотной и азотистой кислот до 300 мкг/кг. Накопление продуктов радиолиза сдвигает значение pH в кислую область. Недостатком описанного способа является повышенная скорость равномерной и локальной коррозии чехловых труб и оболочек твэлов ОТВС из ферритно-мартенситных 12%-ных хромистых сталей в воде БВ [Карпенко А.Н., Козманов Е.А., Огородов А.Н., Ошканов Н.Н. Эксплуатационные свойства элементов реактора БН-600, изготовленных из стали ЭП-450 // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы. - М.: ВНИИНМ, 2005. - Вып.1(64). - С.281-285; Баканов М.В., Мальцев В.В., Ошканов Н.Н., Чуев В.В. Основные результаты эксплуатации конструкционных материалов активных зон реактора БН-600 // Известия высших учебных заведений: Ядерная энергетика. - 2011. - №11. - С.177-186], приобретаемая ими в процессе длительной эксплуатации в активной зоне реактора при высоких температурах и в мощных полях нейтронного и гамма-излучения, обусловленная протеканием физико-химических процессов как на поверхности чехловых труб и оболочек твэлов ОТВС, так и в объеме металла этих конструктивных элементов ОТВС. Высокая скорость равномерной коррозии чехлов и оболочек твэлов ОТВС приводит к повышенной концентрации радионуклидов в воде БВ, обусловленных поступлением растворимых в воде продуктов коррозии железа, а повышенная вероятность разгерметизации оболочек твэлов ОТВС вследствие развития коррозии локального вида в нейтральных и кислых средах в присутствии окислителей, к которым относится перекись водорода, приводит к ухудшению экологической обстановки, обусловленной выходом высокоактивных продуктов деления (цезия, стронция, йода и т.д.) в воду приреакторных бассейнов.

Недостатками прототипа являются низкая коррозионная стойкость в воде БВ чехлов и оболочек твэлов ОТВС из ферритно-мартенситных 12% хромистых сталей и недостаточный уровень радиационной и экологической безопасности.

Техническая задача, решаемая изобретением, заключается в повышении коррозионной стойкости в воде БВ чехловых труб и оболочек твэлов ОТВС из ферритно-мартенситных 12%-ных хромистых сталей и в повышении радиационной и экологической безопасности хранения отработавшего ядерного топлива.

Поставленная техническая задача решается тем, что предлагается способ хранения отработавшего ядерного топлива реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем в бассейнах выдержки (БВ), заполненных обессоленной водой, включающей операции выгрузки отработавшей тепловыделяющей сборки из реактора (ОТВС) из реактора, отмывки ее от остатков натрия, помещения в негерметичный по воде чехол, расположенный на дне БВ, при этом после отмывки от остатков натрия проводят термический отжиг ОТВС, который ведут в инертной среде при температуре от 700 до 750°C в течение от 1 до 10 часов с давлением, соответствующим давлению внутритвэльной атмосферы.

Технический результат - повышение коррозионной стойкости оболочек твэлов и чехлов ОТВС, выполненных из ферритно-мартенситных 12%-ных хромистых сталей, уменьшение радиационной и экологической опасности при хранении ОЯТ за счет снижения концентрации радионуклидов в воде бассейна выдержки.

В уровне техники, касающемся термической обработки металлов и сплавов, имеется большой набор термических отжигов [Новиков И.И. Теория термической обработки металлов. Изд. 3-е, испр. и доп. - М.: Металлургия, 1978. - 392 с.]. В частности, отжиги 1-го рода (гомогенизирующий, дорекристаллизационный, рекристаллизационный и уменьшающий напряжения) направлены на устранение отклонений от равновесной структуры металлов и сплавов. Для сталей применяются отжиги 2-го рода (полный и неполный отжиг, сфероидизирующий отжиг, изотермический отжиг, нормализация и патентирование) - это термические обработки, при которых главным процессом является аустенизация с последующим перлитным превращением, направлены на формирование равновесной структуры с определенными характеристиками прочности и пластичности. В современном уровне техники известно применение изотермических отжигов только для изучения поведения радиационных дефектов при отжиге облученных металлов и сплавов [Паршин A.M. Структура, прочность и радиационная повреждаемость коррозионно-стойких сталей и сплавов. - М.: Металлургия, 1988. - 656 с.] и восстановления механических характеристик корпусных сталей реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-100 [Патент RU 2081187, МПК6 C21D 1/78, 1997]. Сведения о применении изотермических отжигов для восстановления или повышения коррозионных свойств облученных материалов, в том числе и сталей, в современном уровне техники отсутствуют.

Совокупность отличительных признаков

1. Применение дополнительной операции термического отжига ОТВС.

2. Температура отжига - от 700 до 750°C.

3. Длительность отжига должна составлять от 1 до 10 часов, при этом меньшей температуре соответствуют более длительные времена отжига.

4. Использование инертной среды при проведении термического отжига ОТВС с целью исключения возможности окисления чехлов и оболочек твэлов ОТВС в процессе отжига.

5. Выравнивание давления среды отжига и внутритвэльной атмосферы предотвратит возможность разгерметизации оболочек твэлов ОТВС в процессе проведения отжига.

Применение операции термического отжига ОТВС позволяет решить важнейшие задачи - повышение коррозионной стойкости в воде БВ чехловых труб и оболочек твэлов ОТВС реакторов на быстрых нейтронах, изготовленных ферритно-мартенситных 12%-ных хромистых сталей; снижение уровня радиационной опасности за счет уменьшения концентрации радионуклидов, поступающих в воду БВ с растворимыми продуктами коррозии (ПК) железа; повышение экологической безопасности в БВ за счет снижения риска разгерметизации оболочек твэлов ОТВС в результате протекания локальной коррозии.

Изобретение иллюстрируется следующими примерами.

Пример 1. Способ был осуществлен в лабораторных условиях в серии опытов по изучению влияния температуры и длительности термического отжига на скорость коррозии материала чехловой трубы (ферритно-мартенситная 12%-ная хромистая сталь ЭП-450) ОТВС, находившейся в эксплуатации в реакторе БН-600 Белоярской АЭС до набора максимальной повреждающей нейтронной дозы 75,6 сна. Для испытаний использовались образцы размером 30×15×2,5 мм, вырезанные из участка чехловой трубы, подвергаемые максимальному коррозионному воздействию при хранении в воде БВ. Поверхность плоских граней образцов находилась в состоянии поставки (после выгрузки из реактора). Коррозионные испытания образцов проводили в дистиллированной воде в стояночном режиме при параметрах, максимально приближенных к натурным БВ-3 реактора БН-600 Белоярской АЭС. Длительность коррозионных испытаний составляла 2000 ч. Отжиг образцов проводили в инертной среде аргона. Температура отжига 650, 700, 750°C. Длительность отжига 0,5, 1,3, 10 часов.

Среднюю скорость коррозии образцов определяли с использованием метода гравиметрии, основанном на убыли массы образцов [ГОСТ 21910-76. Металлы. Характеристики жаростойкости, наименования, определения, расчетные формулы и единицы величин], по выражению

где - средняя скорость коррозии за время испытаний, г/(м2·ч);

m0 и m2 - соответственно массы образца до и после испытаний с удаленными продуктами коррозии, г;

S - площадь поверхности образца, м2;

t - время испытаний.

Степень защиты от коррозии Z (в %) образцов по предлагаемому способу в сравнении с исходным состоянием образцов оценивали по выражению

где и - соответственно средние скорости коррозии за время испытаний образца в исходном состоянии и образца после обработки по предлагаемому способу, г/(м2·ч).

Полученные результаты по убыли массы исследуемых образцов, их скорости коррозии и степени защиты в зависимости от параметров термического отжига по сравнению с исходными приведены в таблице 1.

Как видно из данных таблицы 1, термические отжиги при 650°C в течение 1-10 часов недостаточны для получения положительного эффекта, они даже приводят к увеличению в ~3-5 раз скорости коррозии облученной стали ЭП-450. Наряду с равномерной коррозией имеются очаги локально язвенной коррозии.

Отрицательное влияние на коррозионную стойкость стали оказывает и отжиг при 700°C в течение 0,5 и 1 часа. Отжиг в течение 3 часов практически не повлиял на коррозионное поведение стали. И только при увеличении длительности отжига до 10 часов получается положительный эффект: скорость коррозии снизилась в ~2 раза по сравнению с исходным состоянием (состоянием поставки), степень защиты составила ~59%. Отжиги в течение 0,5, 1 и 3 часов не изменяли характер коррозии (коррозия носила равномерный и язвенный характер). Коррозия образцов при длительности отжига 10 часов была равномерной, следов язвенной коррозии не выявлено.

Отжиг при 750°C (за исключением начальной выдержки 0,5 ч) положительно влияет на коррозионную стойкость облученной стали ЭП-450. После отжига в течение от 1 до 10 часов ее скорость коррозии снижается в ~4-5 раз по сравнению с образцами без отжига, степень защиты от коррозии достигает ~80%, характер коррозии - равномерный.

Таким образом, термические отжиги при 700°C и длительности более 3 часов, а также при 750°C и длительности от 1 до 10 часов соответствуют завяленному техническому результату - повышение коррозионной стойкости в воде БВ чехлов и оболочек твэлов ОТВС из ферритно-мартенситных 12%-ных хромистых сталей.

Пример 2. Способ был осуществлен в лабораторных условиях в серии опытов по изучению влияния температуры и длительности термического отжига на скорость выноса в воду БВ продуктов коррозии материала чехловой трубы (ферритно-мартенситная 12%-ная хромистая сталь ЭП-450) ОТВС, находившейся в эксплуатации в реакторе БН-600 Белоярской АЭС до набора максимальной повреждающей нейтронной дозы 75,6 сна. Форма, размеры образцов, их обработка и условия испытаний в этом примере были аналогичны описанным в примере 1.

Среднюю скорость выноса продуктов коррозии образцов в воду (в пересчете на металл) определяли с использованием метода гравиметрии, основанного на убыли массы образцов [10], по выражению

где - средняя скорость выноса продуктов коррозии за время испытаний, г/(м2·ч);

m0 - масса образца до испытаний, г;

m1 и m2 - массы образца после испытаний, соответственно до и после удаления продуктов коррозии, г;

S - площадь поверхности образца, м2;

t - время испытаний;

γ - стехиометрический коэффициент, учитывающий содержание металла в продуктах коррозии.

Степень защиты воды от выноса в нее продуктов коррозии образцов стали ЭП-450 Z (в %) по предлагаемому способу в сравнению с исходным состоянием образцов оценивали по выражению, аналогичному выражению (2)

где и - соответственно средние скорости выноса продуктов коррозии за время испытаний образца в исходном состоянии и образца после обработки по термического отжига, г/(м2·ч).

Полученные результаты по удельной массе продуктов коррозии, вынесенных в воду БВ за время испытаний, их средней скорости и степени защиты воды БВ от выноса продуктов коррозии в зависимости от параметров термического отжига по сравнению с исходными приведены в таблице 2.

Учитывая, что масса радионуклидов связана с их активностью выражением [Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. - М.: Энергоатомиздат, 1987. - 192 с.]

где М - масса радионуклида в кг;

А - активность радионуклида в Бк;

Ан - массовое число ядер радионуклида;

Т1/2 - период полураспада радионуклида в секундах,

то данные по скорости выноса продуктов коррозии, приведенные в таблице 2, характеризуют и скорость накопления активности радионуклидов в воде БВ.

Аналогично данным по скорости коррозии, приведенным в таблице 1, термические отжиги при 650°C в течение 1-10 ч и при 700°C длительностью до 3 ч не дают положительного эффекта. Положительный эффект снижения выноса продуктов коррозии в воду и защиты воды от накопления радионуклидов достигается после отжига при 700°C в течение 10 ч и при 750°C в диапазоне времен от 1 до 10 ч: вынос ПК снижается в 7,8 раза по сравнению с исходным, а степень защиты воды от накопления в ней радионуклидов достигает 87%.

Таким образом, термические отжиги при 700°C и длительности более 3 часов, а также при 750°C и длительности от 1 до 10 часов соответствуют заявленному техническому результату - повышению радиационной и экологической безопасности хранения за счет снижения концентрации радионуклидов в воде БВ.

Пример 3. Проведение термических отжигов на воздухе является недопустимым. Это обусловлено тем, что при эксплуатации в реакторе на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем поверхностные слои ферритно-мартенситных 12%-ных хромистых сталей подвержены обеднению по никелю и хрому за счет их селективного выноса в натрий, а также за счет науглероживания [Коррозия конструкционных материалов в жидких щелочных металлах / Б.А. Невзоров, В.В. Зотов, В.А. Иванов и др. - М.: Атомиздат, 1977. - 264 с.]. Поэтому на поверхности чехлов и оболочек твэлов из ферритно-мартенситных 12%-ных хромистых сталей при отжиге на воздухе 700-750°C возможно образование окалины в виде шпинели Fe3O4. Последний неустойчив в воде при температурах БВ и способен к превращению в лепидокрокит FeOOH [Продукты коррозии в контурах атомных станций / Брусов К.Н., Крутиков П.Г., Осминин Э.С., Чекмарев А.М. - М.: Энергоатомиздат, 1988. - 168 с.], который имеет низкие защитные свойства и может приводить к локальной коррозии.

Пример 4. Давление внутритвэльной газовой среды в твэлах реактора БН-600, по измерениям при комнатной температуре, может достигать 19 кГс/см2. При температуре 750°C давление газов внутри твэла будет равно ~64 кГс/см2 (~6,4 МПа). Это давление эквивалентно тангенциальным напряжениям, возникающим в оболочке твэла, равным -75 МПа (оценка выполнена с учетом утонения оболочки твэла за счет коррозии снаружи и изнутри оболочки при эксплуатации в реакторе). Значения условного предела текучести и временного сопротивления стали ЭП-450, облученной в реакторе БН-600, изменяются по высоте твэла и зависят от температуры испытаний. При проведении оценки использованы минимальные значения условного предела текучести и временного сопротивления, которые равны: для условного предела текучести - 740, 535 и 245 МПа соответственно при 20, 400 и 650°C, для временного сопротивления - 870, 610 и 270 МПа соответственно при 20, 400 и 650°C. Экстраполяция этих данных на 750°C дает следующие величины 205 и 220 МПа соответственно для условного предела текучести и временного сопротивления. Расчетные значения тангенциальных напряжений, возникающих в оболочке твэла за счет давления газов, в ~3 раза ниже условного предела текучести и временного сопротивления. Однако для снижения риска нарушения герметичности оболочек твэлов и исключения выхода ГПД из-под оболочки термический отжиг лучше проводить при давлении, равном давлению внутритвэльной среды при температуре проводимого отжига.

Таким образом, вышеизложенные сведения свидетельствуют о выполнении при использовании заявленного изобретения следующей совокупности условий:

- способ, воплощающий заявленное изобретение при его осуществлении, предназначен для технологии хранения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) в бассейнах выдержки (БВ), в частности к области коррозионно-безопасного хранения ОЯТ, обеспечения целостности оболочек твэлов и чехловых труб отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем и может быть использовано как на действующих, так и при проектировании новых АЭС;

- для заявленного способа в том виде, как он охарактеризован в независимом пункте изложенной формулы изобретения, подтверждена возможность его осуществления с помощью описанных в заявке или известных до даты приоритета средств и методов;

- способ, воплощающий заявленное изобретение при его осуществлении, позволяет обеспечить достижение усматриваемого заявителем технического результата.

Преимущество изобретения состоит в том, что повышается при хранении в БВ коррозионная стойкость чехловых труб и оболочек твэлов ОТВС реакторов на быстрых нейтронах, изготовленных ферритно-мартенситных 12%-ных хромистых сталей.

Снижается уровень радиационной опасности за счет уменьшения выноса продуктов коррозии чехловых труб и оболочек твэлов ОТВС в воду и снижения концентрации радионуклидов в воде.

Повышается уровень экологической безопасности за счет подавления развития коррозии по локальному (язвенному) типу и исключения в результате этого риска разгерметизации оболочек твэлов.

Следовательно, заявленное изобретение соответствует условию «промышленная применимость».

Особенности достижения технического результата.

Особенность №1 заключается в том, что вводится дополнительная операция - термический отжиг, выполняемый после операции отмывки ОТВС от остатков натрия.

Особенность №2 заключается в том, что температура отжига должна находиться в диапазоне от 700 до 750°C.

Особенность №3 заключается в том, что длительность отжига должна составлять от 1 до 10 часов, при этом меньшей температуре должны соответствовать более длительные времена отжига.

Особенность №4 заключается в том, что для проведения термического отжига ОТВС должна использоваться инертной среда с целью исключения возможности окисления чехлов и оболочек твэлов ОТВС в процессе отжига.

Особенность №5 заключается в том, что при проведении термического отжига ОТВС давление среды отжига и внутритвэльной атмосферы должны быть выравнены с целью предотвращения возможности разгерметизации оболочек твэлов ОТВС в процессе проведения отжига.

При исследовании отличительных признаков описываемого способа не выявлено каких-либо аналогичных, известных решений, позволяющих увеличить коррозионную стойкость, что показывает наличие причинно-следственной связи между совокупностью существенных признаков, перечисленных выше из формулы изобретения, и вышеизложенным техническим результатом. Тем самым доказывается существенность признаков формулы изобретения.

Проведенный заявителем анализ уровня техники, включающий поиск по патентным и научно-техническим источникам информации, и выявление источников, содержащих сведения об аналогах заявленного изобретения, позволил установить, что заявитель не обнаружил аналог, характеризующийся признаками, тождественными (идентичными) всем существенным признакам заявленного изобретения. Определение из перечня выявленных аналогов прототипа как наиболее близкого по совокупности существенных признаков аналога позволил выявить совокупность существенных по отношению к усматриваемому заявителем техническому результату отличительных признаков в заявленном способе, изложенных в формуле изобретения.

Следовательно, заявленное изобретение соответствует условию «новизна».

Для проверки соответствия заявленного изобретения условию «изобретательский уровень» заявитель провел дополнительный поиск известных решений, чтобы выявить признаки, совпадающие с отличительными от прототипа признаками заявленного устройства. Результаты поиска показали, что заявленное изобретение не вытекает для специалиста явным образом из известного уровня техники, поскольку из уровня техники, определенного заявителем, не выявлено влияние предусматриваемых существенными признаками заявленного изобретения преобразований на достижение технического результата, в частности заявленным изобретением не предусматриваются следующие преобразования:

- создание способа, состоящего из известных операций, выбор которых и связь между которыми осуществлены на основании известных правил, рекомендаций, и достигаемый при этом технический результат обусловлен только известными свойствами операций этого способа и связей между ними.

Следовательно, заявленное изобретение соответствует уровню «изобретательский уровень».

Таблица 1
Средняя скорость коррозии и степень защиты образцов стали ЭП-450 в исходном состоянии (после выгрузки из реактора) и после термического отжига
Состояние образцов Убыль массы, г/м2 Тип коррозии* Средняя скорость коррозии, 10-3 г/(м2·ч) Степень защиты Zg, %
В исходном состоянии (после выгрузки из реактора) 2,38 Р+Я 1,19 0
После термической обработки:
Температура отжига, °C Время отжига, ч
650 1,0 8,15 Р+Я 4,08 <0
650 3,0 6,23 Р+Я 3,12 <0
650 10,0 5,53 Р+Я 2,77 <0
700 0,5 6,51 Р+Я 3,26 <0
700 1,0 4,13 Р+Я 2,06 <0
700 3,0 2,63 Р+Я 1,32 <0
700 10,0 0,98 Р 0,49 58,8
750 0,5 2,66 Р+Я 1,33 <0
750 1,0 0,48 Р 0,24 79,8
750 3,0 0,56 Р 0,28 76,5
750 10,0 0,54 Р 0,27 77,3
* - тип коррозии: Р - равномерная, Я - язвенная.
Таблица 2
Средняя скорость выноса продуктов коррозии стали ЭП-450 в воду и степень защиты ее от накопления активности образцов стали ЭП-450 в исходном состоянии (после выгрузки из реактора) и после термического отжига
Состояние образцов Вынос ПК (в пересчете на металл, г/м2 Средняя скорость выноса ПК в воду, 10-3 г/(м2·ч) Степень защиты ZW, %
В исходном состоянии (после выгрузки из реактора) 1,32 0,66 0
После термической обработки:
Температура отжига, °C Время отжига, ч
650 1,0 4,74 2,37 <0
650 3,0 3,39 1,70 <0
650 10,0 3,07 1,54 <0
700 0,5 3,83 1,92 <0
700 1,0 2,65 1,33 <0
700 3,0 1,14 0,57 13,6
700 10,0 0,82 0,41 37,9
750 0,5 1,55 0,78 <0
750 1,0 0,17 0,09 87,1
750 3,0 0,28 0,14 78,8
750 10,0 0,35 0,18 73,5

Способ хранения отработавшего ядерного топлива реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, включающий операции выгрузки отработавшей тепловыделяющей сборки из реактора, отмывки ее от остатков натрия, загрузки отработавшей тепловыделяющей сборки в негерметичный чехол, расположенный на дне бассейна выдержки, заполненный химически обессоленной водой, отличающийся тем, что отработавшую тепловыделяющую сборку подвергают термическому отжигу перед загрузкой в чехол, отжиг ведут в инертной среде при температуре 700-750°C в течение 1-10 часов при давлении среды, равном давлению внутритвэльной атмосферы при температуре отжига.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к транспортированию, выгрузке и размещению пучков тепловыделяющих элементов реактора РБМК-1000 в пеналах сухого хранилища. Контейнер содержит корпус, в котором размещен чехол, и защитную крышку.

Группа изобретений относится к ядерной технике, в частности к упаковке (загрузке) дефектных отработавших твэлов в ампулу (пенал) для временного хранения в бассейне выдержки и последующей транспортировки на переработку.

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к средствам для хранения отработавших ядерных топливных элементов реактора РБМК-1000, а более конкретно к средствам для обеспечения безопасности при перегрузке ампул, загруженных пучками отработавших тепловыделяющих элементов (твэлов) реактора РБМК-1000, и предназначено для использования в «сухом» хранилище отработавшего ядерного топлива.

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к средствам для обеспечения безопасности при перегрузке ампул, загруженных пучками отработавших тепловыделяющих элементов (твэлов) реактора РБМК-1000, и предназначено для использования в «сухом» хранилище отработавшего ядерного топлива.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к обращению с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ), а более конкретно к загрузке, транспортированию, выгрузке и размещению ампул с пучками тепловыделяющих элементов реактора РБМК-1000 в пеналах сухого хранилища.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к групповой перегрузке ампул с отработавшим ядерным топливом реактора РБМК - 1000 из транспортного чехла в пеналы.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к средствам для хранения отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС), а более конкретно - к средствам для хранения дефектных ОТВС реактора ВВЭР-1000 и предназначено для использования в хранилищах отработанного ядерного топлива на заводах по регенерации такого топлива или на АЭС.

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к средствам для хранения отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВЭР-1000 и предназначено для использования в стационарных хранилищах отработанного ядерного топлива на заводах по регенерации такого топлива или на АЭС.

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к средствам для хранения отработавших ядерных топливных элементов реактора РБМК-1000, и предназначено для использования в стационарных хранилищах отработанного ядерного топлива на заводах по регенерации такого топлива или на АЭС.

Заявленное изобретение относится к пеналам сухого хранилища для тепловыделяющих элементов (твэлов) реактора РБМК-1000. Пенал содержит корпус с амортизатором, крышку (10) с клапаном и замком и выемную кассету (1) с основанием и присоединенными к нему вертикальными стойками (4) и трубами для размещения в них пучков твэлов (22). Трубы соединены с вертикальными стойками и между собой на сварке и снабжены в нижней части донышками (7), а в верхней части крышками. Выемная кассета снабжена транспортным съемным диском, установленным при помощи направляющих (12) и фиксирующих (13) элементов на вертикальных стойках над крышками с возможностью вертикального перемещения и фиксации в верхнем положении. На нижней поверхности съемного диска (11), соосно с крышками, прикреплены пружины (28), на верхней поверхности по его центральной оси - грузозахватный грибок (25). По центральной оси выемной кассеты установлена дополнительная труба с донышком и крышкой, в которой размещается дополнительный пучок твэлов. Крышки установлены в корпус с возможностью вертикального перемещения в трубах. После загрузки выемных кассет с пучками твэлов в защитный контейнер и установки защитной крышки контейнера последняя перемещает транспортный съемный диск, пружинами которого крышки вдвигаются в трубы и фиксируют пучки твэлов в них. Технический результат заключается в повышении вместимости выемной кассеты. 3 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к обращению с отработавшим ядерным топливом, а более конкретно к загрузке, транспортированию и выгрузке ампул с пучками тепловыделяющих элементов реактора РБМК-1000 из транспортного чехла в пеналы сухого хранилища. Решетка включает в себя присоединенные к основанию центральную трубу, вертикальные стойки и ячейки для размещения ампул с пучками твэлов, выполненные в несколько соосных ярусов. В основании выполнены отверстия, соосные с осями симметрии ячеек и отверстие по оси центральной трубы. Внутренний диаметр центральной трубы выполнен равным внутреннему диаметру ячеек, а верхняя часть центральной трубы снабжена устройством для ее зацепления после извлечения из нее ампулы. Технический результат - возможность размещения в центральной трубе ампулы с кондиционным или некондиционным пучком твэлов. 2 з.п. ф-лы, 4 ил.
Наверх