Пенал для хранения отработавшего ядерного топлива в водном бассейне

 

Использование: в хранилищах отработанного ядерного топлива. Сущность изобретения: в корпусе пенала, заполненном водой и предназначенном для хранения отработанного ядерного топлива, на боковой его стенке выполнены отверстия. Отверстия закрыты водопроницаемым сорбционным материалом на основе полиакрилонитрильного (ПАН) волокна, содержащего слабокислотные группы со статической обменной емкостью 3,0 - 4,5 ммоль/г c обменной массой 0,5 - 1,5 %. Отверстия на боковой стенке корпуса выполнены выше уровня верхнего торца топливной сборки. Такая конструкция позволяет уменьшить радиационную опасность и трудозатраты при эксплуатации пенала в процессе хранения отработанного ядерного топлива. 2 з.п. ф-лы, 4 ил., 5 табл.

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано в хранилищах отработанного ядерного топлива (ОЯТ).

Известен способ хранения отработанных тепловыделяющих сборок (ОТВС) в бассейнах, заполненных водой, очищаемой на фильтрах с ионообменными смолами [1] Недостатком указанного способа является невозможность хранения разгерметизированных ОТВС, неэффективная работа ионообменных смол по Сs-134 и Сs-137, и испарение радиоактивной воды с поверхности бассейна.

Прототипом предлагаемого технического решения является известное устройство для хранения отработанного ядерного топлива реакторов типа РБМК в пеналах с химически очищенной водой, установленных в водный бассейн [2] Недостатками указанного устройства являются: интенсивное испарение воды в пеналах, в результате чего снижается объем воды в пеналах, обеспечивающий радиационную защиту персонала, необходимость доливки воды для поддержания уровня, что вызывает изменение водного режима за счет приноса газов и солей с добавляемой водой. Вода в пеналах не очищается в течение всего срока хранения топлива. Активная вода постоянно выпаривается и в виде парогазовой фазы радиоактивных выделений направляется в вентиляционные системы. Скорость выпаривания зависит от величины остаточного энерговыделения, времени выдержки топливной сборки и температуры воды. Так, напримеp, величина выпаривания из пенала для топливных сборок с выдержкой 3-4 года составляет 260 400 г/сут.

Задачей изобретения является уменьшение радиационной опасности и трудозатрат при эксплуатации пенала в процессе хранения отработанного топлива.

Сущность изобретения заключается в том, что в корпусе пенала, заполненного водой и предназначенного для хранения отработанного ядерного топлива, на боковой стенке выполнены отверстия, которые закрыты водопроницаемым сорбционным материалом на основе полиакрилонитрильного (ПАН) волокна, содержащим ионогенные группы, преимущественно слабокислотные в количестве 3,0 4,5 ммоль/г с объемной массой 0,5 1,5 На фиг.1 изображен пенал по прототипу для хранения отработанного ядерного топлива в водном бассейне хранилища.

Пенал содержит корпус 1 с открытой верхней частью для загрузки топливной сборки и наполнения его водой до заданного уровня над топливной сборкой.

На фиг.2 и 3 предлагаемый пенал, который содержит корпус 1 с отверстиями 2 на боковой стенке в верхней его части. Внутри пенала помещают топливную сборку 3, находящуюся под защитным слоем воды 4, уровень которой поддерживается постоянным и не меняется из-за наличия отверстий на боковой стенке пенала. Отверстия закрыты водопроницаемым сорбционным материалом из полиакрилонитрильного волокна, модифицированного гидроксониевым основанием, этилсиликонатом натрия или другими агентами, со статической обменной емкостью (СОЕ) 3,0 4,5 ммоль/г. Количество этого материала выбирается в зависимости от объема воды в пенале в следующей пропорции: масса сорбционного материала составляет 0,5 1,5 от массы воды.

Пенал (фиг.2) помещают в бассейн 6 с водой (фиг.3) на опорных балках 7. В случае, если уровень воды над топливной сборкой 3 превышает уровень воды в бассейне 6, вода из пенала самотеком через отверстия 2, закрытые фильтрующей перегородкой 5 из сорбционного материала, перетекает в бассейн 6 с водой, будучи очищенной и не ухудшает при этом показатели качества воды бассейна 6. Ионообменный нетканный фильтрующий материал с указанными емкостными характеристиками является эффективным сорбентом радионуклидов, в особенности Cs-134 и Сs-137, а также солевых примесей, в том числе железа, меди, кобальта, никеля, ионов фтора и хлора. В случае понижения уровня воды в пенале (например, в результате испарения), вода из бассейна перельется через фильтрующую перегородку в пенал, осуществляя при этом доливку недостающего объема воды. При этом происходит выравнивание уровней воды в пенале и бассейне (фиг. 3). Выбор указанного водопроницаемого нетканного ионообменного материала в качестве фильтрующей перегородки обусловлен хорошими сорбционными свойствами и его высокой радиационной стойкостью. Как показали результаты экспериментальных исследований, для этого материала характерна тенденция к увеличению статической обменной емкости: с увеличением дозы облучения, по меньшей мере, до дозы 510⁶ Гр, близкой к дозе, которую он может получить за 5-10 лет хранения ОЯТ в пенале. Кроме того, материал не содержит посторонних примесей способных вызвать коррозию металла корпуса пенала и несет защитную функцию. Как показали экспериментальные исследования, при его использовании в условиях ионизирующего излучения в воде, для оксидированных нержавеющих сталей марки ОХ18Н10Т сокращается скорость разрушения оксидной пленки, что способствует уменьшению загрязнения воды продуктами оксидных отложений. Испытания в реальных условиях предлагаемого пенала, выполненные в бассейне хранилища ОЯТ ЛАЭС, включали изучение водного режима, активности воды и мощности дозы гамма-излучения над поверхностью пенала с негерметичной ТВС.

Место расположения отверстия на боковой поверхности стенки корпуса обусловлено условиями радиационной безопасности эксплуатации пеналов предложенной конструкции. Из сопоставления двух способов хранения, с использованием традиционных герметичных пеналов с отверстиями на боковых стенках видно, что при использовании герметичных пеналов нельзя исключить случаи понижения воды в пенале ниже безопасного уровня, в том числе и понижение зеркала воды ниже верхнего торца топливной сборки. Как следствие, указанное приводит к повышению уровня радиации в зале бассейна и коррозионному повреждению оболочки ТВЭЛ топливной сборки.

Пример 1. Выбор оптимального по сорбционным свойствам волокна, используемого в пенале для хранения ОЯТ, и обоснование граничных условий по емкости и массе волокна.

Сравнивались следующие волокна: 1. ПАН волокно, модифицированное гидроксониевым основанием.

2. ПАН волокно, модифицированное этилсиликонатом натрия.

В табл. 1 приведены данные по сорбции солевых примесей и радионуклидов Сs-137 на исследуемых волокнах в статическом режиме при 20 60^oС.

Из данных, приведенных в табл.1 видно, что указанные типы ПАН волокон используемых в качестве сорбционного материала равноценны по своим сорбционным характеристикам. Для них соблюдаются граничные условия по статической обменной емкости 3,0 4,5 ммоль/г, где эффективность по всем показателям примесей достигает максимальной величины, Fe 92,93 96 Ж_o 97,99 92,99 Сl^- 75 75,81 F^- 84,90 90,94 Cs-137 снижение активности на 1,5 2 порядка.

В табл. 2 приведены сведения о влиянии массы сорбционного волокна на эффективность очистки, выявляющие граничные условия. Из табл.2 видно, что наиболее целесообразно осуществить сорбцию на ПАН волокнах при массе волокна 0,5 1,5 по отношению к объему воды пенала.

Пример 2. Сорбция железа, находящегося в коллоидном состоянии. В табл.3 приведены данные по сорбции железа, находящегося в коллоидном состоянии, на ПАН волокнах, модифицированных гидроксониевым основанием и этилсиликонатом натрия.

Известно, что эффективность очистки железа, находящегося в коллоидном состоянии, на катионите КУ-2 составляет 50 на ЭМФ 35 40
Из данных табл.3 видно, что применение указанных ПАН волокон для очистки от коллоидных соединений железа приводит к большему эффекту.

Пример 3. Обоснование положительного воздействия радиоактивного облучения ан сорбционные материалы. Исследование влияния радиоактивного облучения на ПАН волокна проводили в лабораторных и натуральных условиях. Воздействие дозы облучения определяли по изменению статической обменной емкости ионообменного волокна. Изменение емкости сорбционного материала при дозе облучения 1,610⁶ Гр приведено в табл.4.

Пример 4. Обоснование положительного воздействия радиоактивного облучения на сорбционный материал. Сравнение параметров радиационной обстановки при хранении ОЯТ с использованием предлагаемого и известного технических решений приведены в табл.5.

Как видно из приведенных данных, использование данного технического решения позволяет существенно снизить, по сравнению с прототипом, степень радиационной опасности работ, связанных с эксплуатацией пеналов для хранения ОЯТ в бассейнах выдержки.

Значительно увеличивается ресурс работы пеналов за счет повышения коррозийной стойкости материала пенала.

Сокращаются трудозатраты на эксплуатацию бассейна с ОЯТ за счет исключения технологической операции периодической заливки воды в пеналы.

Формула изобретения

1. Пенал для хранения отработавшего ядерного топлива в водном бассейне, содержащий корпус с расположенной внутри него топливной сборкой, отличающийся тем, что на боковой стенке корпуса выполнены отверстия, закрытые водопроницаемым сорбционным материалом, содержащим слабокислотные группы со статической обменной емкостью 3,0 4,5 моль/г.

2. Пенал по п.1, отличающийся тем, что отверстия на боковой стенке корпуса выполнены выше уровня верхнего торца топливной сборки.

3. Пенал по п.1, отличающийся тем, что масса сорбционного материала составляет 0,5 1,5% от массы воды в пенале.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2, Рисунок 3, Рисунок 4, Рисунок 5, Рисунок 6, Рисунок 7, Рисунок 8