Комплект для хранения отработавшего ядерного топлива в водном бассейне
Полезная модель относится к области ядерной энергетики, в частности, к хранению отработавшего ядерного топлива. Задача, решаемая полезной моделью, заключается в повышении эффективности очистки воды пеналов от радионуклидов, снижении скорости коррозии оболочек ТВЭЛ и отработавших топливных сборок, увеличении надежности работы фильтра при эксплуатации пенала. Сущность предлагаемого технического решения заключается в том, что в комплекте для хранения отработавшего ядерного топлива в водном бассейне, состоящем из пенала и расположенного внутри него водопроницаемого фильтра, предложено, в качестве сорбционного материала фильтра использовать полигидраты алюмосиликатов в кальциевой форме в количестве 0,2÷2% от массы воды в пенале. Кроме того, предложено, в качестве сорбционного материала использовать полигидраты алюмосиликатов двух структурных типов: тип А-0,9÷0,95СаО·Аl2О 3×1,9÷2,0SiO2 или тип Х-0,9÷0,95Na 20·Аl2О3 ×2,3÷2,5SiO2 или их смеси. Использование предложенной полезной модели позволяет более эффективно проводить очистку воды пеналов от радионуклидов и снизить скорость коррозии циркониевых сплавов (оболочки ТВЭЛ, отработавших тепловыделяющих сборок) по сравнению с использованием наиболее близкого аналога.
Полезная модель относится к области ядерной энергетики, в частности, к хранению отработавшего ядерного топлива.
В практике хранения отработавшего ядерного топлива широкое распространение получил способ "мокрого" хранения отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) в бассейнах, заполненных водой, очищаемой на фильтрах с ионообменными смолами (U.Machacek etc.at Experience in Wet Storage and prospecis of speni fuel managementin SZEcho-slovakiaIAEA. Technikal Committee Meetting on Behaviour Equipment at Long-term Wet Storage Conditions, Leningrade, USSR, 26-31 May, 1986). Способ предназначен для хранения герметичных ОТВС. Использование данного способа для негерметичных ОТВС ведет к загрязнению воды бассейнов радионуклидами, что значительно ухудшает радиационную обстановку. Известно устройство (Сборник " Исследования в области переработки облученного топлива и обезвреживания отходов ", Пятый симпозиум стран - членов СЭВ, ЧССР, Марианске Лазне, апрель 1981 г., с.1-121) для хранения отработавшего ядерного топлива реакторов типа РБМК в пеналах, заполненных водой. Недостатком указанного устройства является отсутствие очистки воды внутри пеналов, что приводит к накоплению в нем радионуклидов. Известен также пенал для хранения отработавшего ядерного топлива в водном бассейне, на боковой поверхности которого выполнены отверстия, закрытые водопроницаемым сорбционным материалом на основе полиакрилонитрильного волокна (Патент РФ №2072573, МКИ: G 21 С 19/06).
Наиболее близким аналогом полезной модели является пенал для хранения отработавшего ядерного топлива, содержащий корпус с узлом подвески и размещенный внутри корпуса фильтр, выполненный в форме гибкого чехла, повторяющего контур пенала (Патент РФ №2168219, МКИ:0 21 С 19/06).
Недостатками наиболее близкого аналога являются:;
- возможность механического повреждения фильтра при установке в пенал отработанной тепловыделяющей сборки и ее извлечении из пенала;
- низкая эффективность очистки воды от радионуклидов цезия;
- отсутствие эффективных мер по снижению скорости коррозии циркониевых сплавов (оболочки ТВЭЛ и отработавших топливных сборок).
Задача решаемая полезной моделью, заключается в повышении эффективности очистки воды пеналов от радионуклидов, снижений скорости коррозии оболочек ТВЭЛ и отработавших топливных сборок, увеличений надежности работы фильтра при эксплуатации пенала.
Сущность предлагаемого технического решения заключается в том, что в комплекте для хранения отработавшего ядерного топлива в водном бассейне, состоящем из пенала и расположенного внутри него водопроницаемого фильтра, предложено, в качестве сорбционного материала фильтра использовать полигидраты алюмосиликатов в кальциевой форме в количестве 0,2÷2% от массы воды в пенале. Кроме того, предложено, в качестве сорбционного материала использовать полигидраты алюмосиликатов двух структурных типов: тип А-0,9÷0,95 СаО·Аl2 О3×1,9-2,0SiO2 или тип Х-0,9÷0,95СаО·Аl2О 3×2,3-2,5SiO2 или их смеси.
Сорбция данным фильтром радионуклидов цезия, который вносит основной вклад в активность воды пеналов, значительно превосходит
сорбцию примесных катионов: натрия, калия, аммония. Избирательность сорбционных свойств полигидратов алюмосиликатов основана на молекулярно-ионоситовом действии, т.е. возможности проникновения сорбируемых форм через окна полигидратов алюмосиликатов (узкие отверстия, соединяющие полости цеолитов). Для модифицированного полиакрилонитрильного волокна, используемого в одном из аналогов (Патент РФ №2072573, МКИ: G 21 С 19/06) в качестве сорбционного материала, присутствие в водной среде солей натрия, калия, аммония, железа и т.д. резко снижает очистку воды пеналов от радионуклидов. Это связано с тем, что данный сорбент не обладает селективными свойствами и примесные катионы вытесняют радионуклиды из ионообменных групп. Для очистки воды пеналов оптимальное соотношение количества полигидратов алюмосиликатов в кальциевой форме к массе воды в пеналах составляет 0,2-2% (табл.1). Увеличение количества сорбента на основе полигидрата алюмосиликата выше 2% от массы воды нецелесообразно, так как не дает дополнительного эффекта.
Предполагаемое техническое решение проиллюстрировано графическим материалом (фиг.1) и примерами по использованию полезной модели. На фиг.1 изображен предлагаемый комплект с установленной в нем тепловыделяющей сборкой. Комплект состоит из пенала 1, корпус которого содержит технологическое отверстие 2. Внутри пенала помещена топливная сборка 3 и водопроницаемый фильтр 4, содержащий в качестве сорбента полигидрат алюмосиликата в кальциевой форме. Топливная сборка 3 и фильтр 4 расположены под защитным слоем воды 5. За счет тепловыделения от ТВС вода в пенале нагревается и поднимается вверх. Контактируя с полигидратом алюмосиликата фильтра 4, вода очищается от радионуклидов. Пример 1 показывает зависимость сорбции Cs137 полигидратами алюмосиликатов двух структурных типов: тип А-0,9÷0,95СаО·Аl 2О3×1,9-2,0SiO 2 и тип X-0,9÷0,95СаО·Аl2 O3×
2,3-2,5SiO 2 из воды пеналов от соотношения количества полигидратов алюмосиликатов к массе воды в пенале (время выдержки фильтра в пенале -30 суток). Экспериментальные данные приведены в табл.1. Пример 2 поясняет влияние полигидратов алюмосиликатов в кальциевой форме на коррозию циркониевых сплавов. Зависимость скорости коррозии сплава Zr+2,5%Nb представлена в табл.2. Пример 3 характеризует заявленную полезную модель. Для сравнения приведены данные по эффективности удаления радионуклидов с использованием наиболее близкого аналога (сорбционный материал - модифицированное полиакрило-нитрильное волокно по патенту РФ №2072573, МКИ: G 21 С 19/06). Экспериментальные данные по очистке воды пеналов от радионуклида Cs 137 с использованием предложенной полезной модели и наиболее близкого аналога (время выдержки фильтра в пенале - 30 суток) приведены в табл.3. В качестве сорбента использовались полигидраты алюмосиликатов состава 0,9÷0,95СаО·Аl 2О3×1,9-2,0SiQ 2 и 0,9-0,95CaO·Аl2O 3×2,3-2,5SiO2. Эффективность сорбции полигидратами алюмосиликатов радионуклидов из воды пеналов бассейнов выдержки оценивали по величине Y (отн.ед.):
Y=Ан/Ак,
где:
Ан - активность воды в пеналах до использования полезной модели, Бк/л;
Ак - активность воды в пеналах при использовании предлагаемой полезной модели, Бк/л.
Результаты сравнительных испытаний (табл.3) показывают, что использование предложенной полезной модели позволяет более эффективно проводить очистку воды пеналов от радионуклидов и снизить скорость коррозии циркониевых сплавов (оболочки ТВЭЛ, ОТВС) по сравнению с использованием наиболее близкого аналога.
Таблица 1 | |||
№п/п | Отношение количества полигидрата алюмосиликата (кальциевая форма) к объему воды в пеналах, % | Yотн.ед | |
СаХ | СаА | ||
1 | 0,1 | 140 | |
2 | 0,2 | 500 | 450 |
3 | 0,3 | 700 | 590 |
4 | 0,5 | 910 | 630 |
5 | 1,0 | 1100 | 950 |
6 | 2,0 | 1150 | 1000 |
7 | 4,0 | 1200 | 1100 |
Таблица 2 | ||
№, п/п | Отношение количества цеолита(типХ) к объему воды в пеналах, % | Скорость коррозии, мкА/см2 |
1 | 0 | 8 |
2 | 0,2 | 1 |
3 | 0,8 | 0,6 |
4 | 2,0 | 0,5 |
5 | 4,0 | 0,5 |
Таблица 3 | |||
№ п/п | Отношение количества полигидра ты алюмосиликатов к массе воды в пеналах, % | Yотн.ед. | Скорость коррозии, мкА/см2 |
Предложенная полезная модель | |||
0,2 | 500 | 1,0 | |
1,2 | 1100 | 0,55 | |
2,0 | 1150 | 0,5 | |
Наиболее близкий аналог (с фильт рующим материалом по патенту РФ №2072573) | 25 | 8,0 |
1. Комплект для хранения отработавшего ядерного топлива в водном бассейне, содержащий пенал, с расположенным в нем водопроницаемым фильтром, отличающийся тем, что в качестве сорбционного материала фильтра использованы полигидраты алюмосиликатов в кальциевой форме в количестве 0,2÷ 2% от массы воды в пенале.
2. Комплект по п.1, отличающийся тем, что в качестве сорбционного материала использованы полигидраты алюмосиликатов двух структурных типов: тип А-0,9÷ 0,95СаО· Al2 О3·1,9÷ 2,0SiO2 или тип Х-0,9÷ 0,95CaO· Al2О3·2,3÷ 2,5SiO2 или их смеси.