ХРАНИЛИЩЕ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Заявляемая полезная модель относится к области атомной энергетики, касается в частности вопроса хранения отработавшего ядерного топлива и может быть использовано, например, для хранения отработавших топливных сборок канальных ядерных реакторов.
Вопросам хранения ядерного топлива уделяется большое внимание на всех этапах его жизненного цикла. Особое место в жизненном цикле ядерного топлива занимает этап хранения отработавшего топлива. Для временного хранения топлива с разной степенью выработки используют водный приреакторный бассейн. Для более длительного хранения на период от 5 до 40 лет используют хранилища, представляющие собой отдельно стоящие здания из бетона с водными бассейнами, в которых на подвесках под слоем обессоленной воды размещают топливные сборки в герметичных пеналах заполненных водой (или без пеналов) (Острянин К.А и др. «Хранение отработавшего топлива и обезвреживание отходов», Мариинске Лазне, апрель 1981 г., стр.1-12). В настоящее время широко используются хранилища, реализующие принцип уплотненного хранения отработавшего ядерного топлива на специальных подвесках. (Паитент РФ на изобретение №1626962, С 21 Р 9/34, Свидетельство на полезную модель №2161, О 21 Р 9/34). Потребность во временном хранении частично выгоревшего отработавшего топлива возникает и в период выполнения ремонтных работ на реакторе.
Ближайшим аналогом полезной модели является техническое решение по патенту (Патент РФ №2094865, О 21 С 19/32, с приоритетом
от 12.04.1995 г.). В указанном патенте описана конструкция хранилища отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ), включающего водный бассейн, щелевое балочное перекрытие, пеналы с отработавшим топливом заполненные водой и системы принудительной циркуляции воды бассейна для ее очистки и охлаждения.
Недостатком такого хранилища является ограниченная вместимость.
Задача, решаемая заявленным изобретением, состоит в нахождении новых мест хранения отработавшего ядерного топлива.
Сущность изобретения состоит в том, что предлагается в качестве хранилища отработавшего ядерного топлива использовать заглушенный ядерный реактор.
Применение заглушенного ядерного реактора в качестве хранилища возможно, т.к. реактор отвечает всем необходимым условиям хранения в нем отработавшего ядерного топлива за счет уже имеющихся (изначально) систем радиационной и биологической защиты, которые необходимы и в случае применения реактора в качестве хранилища отработанного ядерного топлива.
Данное техническое решение может быть использовано также на втором этапе реализации концепции вывода реактора из эксплуатации по варианту с отсроченным демонтажем реакторной установки, т.е. на этапе подготовки к выводу реактора из эксплуатации. Продолжительность этого этапа должна составить 3-5 лет. В пределах этого периода реактор также может быть использован в качестве хранилища отработавшего топлива.
Схематично конструкция хранилища канального ядерного реактора приведена на фиг.1 где: 1 - серпентинитовая засыпка в верхней металлоконструкции; 2 - нижняя плита верхней металлоконструкции;
3 - бетон; 4 - песчаная засыпка; 5 - штанга канала охлаждения отражателя; 6 - внутренняя обечайка бака водяной защиты; 7 - кожух реактора; 8 - графитовая кладка реактора; 9 - серпентинитовая засыпка в нижней металлоконструкции; 10 - верхняя плита нижней металлоконструкции; 11 - опорные стаканы и диафрагма; 12 - опорные плиты; 13 - защитные плиты; 14 - защитные экраны; 15 - направляющий патрубок; 16 - трубы технологических каналов и каналов СУЗ.
После выполнения необходимых действий по останову (заглушению) реактора, в технологические каналы помещают топливные сборки с отработавшим ядерным топливом. Возможность такого применения остановленного реактора была подтверждена на находящемся в эксплуатации канальном реакторе при проведения ремонтных работ. Топливо не выгружалось на период проведения работ из реактора. В таком же качестве реактор может быть использован и в период реализации концепции вывода его из эксплуатации по программе с отложенным демонтажем конструкций реактора. Длительность этой программы определяется радиационным состоянием реакторных конструкций и составляет порядка 90 лет. Анализ временных изменений радиационных параметров реакторных конструкций и отработавшего топлива показывает, что безопасная (без манипуляторов) работа с ними будет возможна не ранее чем через 50 лет.
Использование заявленного изобретения позволит сократить общие затраты по хранению ОЯТ на 5-7% от общих затрат по хранению. Экономический эффект будет еще выше, если в процессе хранения ОЯТ несколько технологических каналов этого хранилища использовать для наработки изотопов или целевого легирования различных материалов.