Способ длительного сухого хранения отработавшего ядерного топлива и контейнер для его реализации
METHOD FOR LONG-TERM DRY STORAGE OF SPENT NUCLEAR FUEL AND CONTAINER FOR ITS IMPLEMENTATION

Область техники
Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к способам и контейнерам для длительного сухого хранения отработавшего ядерного топлива, в частности, к контейнерам для сухого хранения ОЯТ ядерных реакторов типа ВВЭР-1000/1200.
Предшествующий уровень техники
В связи со все возрастающим распространением атомных электростанций увеличивается необходимость в создании надежных и безопасных способов хранения отработавшего ядерного топлива, которые должны обеспечить безопасное хранение в течение значительного отрезка времени, составляющего 60 или более лет.
Известны способы хранения отработавшего ядерного топлива в бассейнах выдержки (например, патент RU 2403633, G21C 19/06, G21F 9/36, 2010 г., заявка США на изобретение US 2009069621, G21F 5/005, 2009, патент RU 2407083, G21C 19/22,2010 г.). Однако при контакте внешних стенок контейнера с водой в бассейнах выдержки со временем под воздействием коррозионных процессов происходит потеря герметичности контейнера и радиоактивное загрязнение воды.
Указанная проблема не возникает при «сухом» хранении отработавшего ядерного топлива, при котором его помещают в герметизируемые пеналы, которые размещают в «сухом» хранилище с воздушным охлаждением.
Известен также способ хранения отработавшего ядерного топлива в конвекционно-охлаждаемом контейнере, при котором размещают чехол с отработавшим топливом в металлическом сосуде с герметичными крышками, причем сосуд выполнен с теплоотводящими боковыми и торцевыми ребрами, которые одновременно являются дистанцирующими и демпфирующими элементами. Сосуд устанавливают в корпус контейнера с образованием зазора для прохода воздуха, причем ребра сосуда контактируют с дном и боковой поверхностью внутренней части контейнера. Корпус контейнера образован из наружной и внутренней металлических оболочек, пространство между которыми заполнено материалом радиационной защиты, например жаростойким бетоном и/или нейтронопоглощающей композицией. Между оболочками установлены по касательной к внутренней оболочке арматурные теплоотводящие элементы, выполненные в виде металлических пластин с перфорацией, приваренных к внутренней оболочке и плотно контактирующих с наружной оболочкой. В нижней части корпуса выполнены подводящие каналы охлаждения, а в крышке выполнены отводящие каналы охлаждения. В случае разгерметизации сосуда каналы охлаждения закрывают заглушками (патент RU 2231837, G21F 5/008, 2004 г.).
Недостатком этого технического решения является то, что он не предусматривает постоянный контроль состояния герметизации контейнера и таким образом не исключается возможность выброса радиоактивности в окружающую среду в случае разгерметизации металлического сосуда, в котором размещен чехол с отработавшим ядерным топливом.
Известны устройства «сухого» хранения отработавшего ядерного топлива, например, описанные в патентах США №6802671, G21F5/10, 1999 г., №8098790, G21C19/06, 2004, в патенте РФ №2519248, G21F 5/00,2013 г., в заявке Японии №JP2017129365, G21F1/04; G21F7/00; G21F9/02; G21F9/36, 2016 г., в заявке РСТ №WO2018162767, G21F5/008; G21F5/06, 2017.
При упаковке отработавшего ядерного топлива из ядерных реакторов для сухого хранения и/или транспортировки первоочередное внимание уделяется надежности хранения радиоактивного ядерного топлива в целях предотвращения утечки радиоактивных веществ в окружающую среду. Надежность обеспечивается герметичностью контейнера, предназначенного для хранения, а также постоянным ее контролем.
Задача контроля герметичности контейнеров для длительного сухого хранения отработавшего ядерного топлива решается различными способами, которые включают измерение параметров газовой среды (температура, давление, состав) либо снаружи контейнера, либо внутри.
Наиболее надежными являются контейнеры, конструкция которых позволяет обеспечить контроль состояния герметичности путем измерения параметров газовой среды внутри контейнера. Такой подход позволяет минимизировать утечки радиоактивного вещества в окружающую среду.
Известен контейнер для транспортировки и/или хранения радиоактивных материалов (патент США №4495139, G21C 17/00, 1985 г.) Известный контейнер включает герметичное перекрытие внутренней полости контейнера, выполненное в виде двух съемных крышек, установленных одна над другой и образующих с корпусом контейнера герметизирующие контуры с образованием трех последовательно расположенных полостей (контрольных камер). Герметичность съемных крышек обеспечивается кольцевыми уплотнительными прокладками, которые располагаются в соответствующих пазах съемных крышек. Каждая из трех контрольных камер посредством отходящего от нее канала, выполненного во внутренней съемной крышке, соответственно сообщена с клапаном устройства для контроля герметичности. Каждый клапан установлен в гнезде, которое герметично перекрыто соответствующей съемной дополнительной крышкой, которая, в свою очередь, герметично перекрыта последующей съемной крышкой. Однако известное устройство предполагает сравнительно большую трудоемкость процедуры контроля герметичности внутренней полости контейнера, что обусловлено необходимостью предварительного съема наружной крышки герметичного перекрытия, а затем для обеспечения последовательного доступа к контрольным камерам съема дополнительных крышек соответственно перекрывающих клапаны устройства для контроля герметичности. Кроме того, осуществление контроля герметичности при снятой наружной съемной крышке снижает радиационную безопасность. Известен контейнер для длительного сухого хранения емкостей с отработавшим ядерным топливом реакторов (патент на полезную модель РФ №146 031, G21F 5/00, 2014 г.). Известный контейнер содержит корпус с крышкой, с размещенной в нем емкостью с отработавшим ядерным топливом. Контейнер снабжен манометром с сильфонным разделителем для замера давления инертного газа-гелия, закаченного во внутреннюю полость емкости с отработавшим ядерным топливом. Сильфонный разделитель смонтирован в полости, выполненной в крышке контейнера со стороны емкости с отработавшего ядерного топлива, и подсоединен к каналу, выполненному в верхней части емкости с отработавшим ядерным топливом. Шкала манометра установлена в сквозном отверстии в крышке устройства. В верхней части емкости с отработавшим ядерным топливом выполнен канал со штуцером для закачивания инертного газа-гелия в его внутреннюю полость.
Недостатком такого устройства является отсутствие возможности проводить замену манометра при его выходе из строя или для поверки в период долглвременного хранения. Также необходима установка видиокамер для фиксации показаний манометров для большого количества контейнеров в хранилище с отработавшим ядерным топливом. Сильфонный разделитель сообщается непосредственно с полостью емкости с отработавшим ядерным топливом, что при возможном нарушении герметичности не обеспечит защиту персонала от радиоактивных газов при проведении ремонтных работ. В техническом решении указанной полезной модели предлагается, при необходимости, закачивать инертный газ во внутреннюю полость емкости с отработавшим ядерным топливом в случае падения его давления. Падение давления во внутренней полости ниже пороговых значений сигнализирует о нарушении герметичности уплотнительных материалов и требует их обязательной замены, а процедура закачки инертного газа приведет к риску повышенного облучения персонала.
Известно герметичное перекрытие контейнера для транспортировки и/или хранения радиоактивных материалов (патент РФ №2464657, G21F 5/00, 2011 г.), смонтированное посредством болтовых соединений в выполненном с внешней стороны контейнера гнезде. Герметичное перекрытие выполнено в виде подвижного корпуса и содержит полость для пробного газа и каналы для сообщения с внешним устройством. Предложенное техническое решение позволяет обеспечить возможность доступа к внутренней среде контейнера без демонтажа герметизирующих элементов, а также обеспечить возможность стравливания из внутренней полости контейнера избыточного давления.
Однако конструкция герметичного рперекрытия данного контейнера с термостойкой прокладкой, выполненной из резины или другого эластомера не позволяет выдерживать температурные условия пожара и не обеспечивает сохранение своих физико-механических свойств при долговременном хранении контейнера с отработавшим ядерным топливом. Также конструкция герметичного перекрытия сообщается непосредственно с внутренней полостью контейнера без дополнительных барьеров безопасности, что приводит к снижению радиоционной безопасности.
Раскрытие изобретения
Задача, на решение которой направлено изобретение, заключается в создании способа длительного сухого хранения отработавшего ядерного топлива при котором осуществляется постоянный контроль состояния герметичности контейнера и контейнера, конструкция наружной крышки которого позволяет проводить контроль герметичности контейнера путем постоянного безопасного контроля давления инертного газа, закачанного в полость между двумя крышками контейнера с отработавшим ядерным топливом, а также позволяет проводить плановое техническое обслуживание датчиков давления в процессе долговременного хранения.
Технический результат заключается в повышении безопасности длительного хранения отработавшего ядерного топлива за счет постоянного мониторинга давления инертного газа, закачанного в полость между двумя крышками контейнера с ОЯТ, которая не имеет непосредственного контакта с внутренней полостью контейнера.
Указанная задача решается и указанный технический результат достигается благодаря тому, что способ длительного сухого хранения отработавшего ядерного топлива включает размещение во внутренней полости контейнера отработавшего ядерного топлива, заполнение внутренней полости контейнера инертным газом, герметизацию внутренней крышки контейнера, закрывающей внутреннюю полость с отработавшим ядерным топливом, герметизацию наружной крышки контейнера, закачку в полость между наружной и внутренней крышками контейнера инертный газ под давлением большем, чем давление во внутренней полости контейнера с отработавшим ядерным топливом, подключение к внутренней стороне наружной крышки контейнера датчиков давления.
Указанная задача решается и указанный технический результат достигается благодаря тому, что контейнер для хранения отработавшего ядерного топлива содержит корпус с размещенной в нем емкостью с отработавшим ядерным топливом, герметично закрывающиеся внутреннюю и наружную крышки, образующие между собой полость, в которую закачен инетный газ, с давлением большим, чем давление во внутренней полости контейнера, при этом в наружной крышке выполнено лабиринтное отверстие, закрытое фланцем и уплотненное прокладкой, во фланец установлен угловой клапан, к которому подключены, по крайней мере, два датчика давления, угловой клапан и датчики во время долговременного хранения накрыты защитной крышкой, в нижнем фланце которой выполнен кольцевой паз, в который установлена прокладка. Дополнительно в наружной крышке выполнен канал, соединенный с полостью между наружной и внутренней крышками, уплотненный клапаном, закрытым крышкой. Во время транспортировки контейнера и во время длительного хранения контейнера клапан, закрывающий канал, закрыт глухой клапанной крышкой.
Во время закачки инертного газа клапан, закрывающий канал, закрыт технологической крышкой, снабженной штоком для управления клапаном и быстроразъемным соединением для подключения системы закачки инертного газа и/или манометра. Лабиринтное отверстие, выполненное в наружной крышке, уплотнено зубчатой прокладкой, плакированной с двух сторон терморасширенным графитом. В кольцевой паз установлена двойная зубчатая металлическая прокладка, плакированная с двух сторон терморасширенным графитом.
Защитная крышка имеет герметичные уплотнения (гермовводы), предназначенные для прокладки кабелей системы постоянного контроля давления. Гермовводы уплотнены кольцом из терморасширенного графита.
Дополнительно в полость между двух составных частей двойной зубчатой металлической прокладки выведено отверстие, которое снаружи герметизировано пробкой с уплотнительным кольцом из терморасширенного графита. Один из датчиков, подключенных к угловому клапану, является дублирующим. Датчики давления через гермовводы на защитной крышке подключены к централизованной системе постоянного контроля давления.
Наличие полости между наружной и внутренней крышками с закаченным в нее инертным газом под давлением большим, чем давление во внутренней полости контейнера, обеспечивает дополнительную защиту от выхода радиоактивных газов. Постоянный контроль давления инертного газа внутри полости между наружной и внутренней крышками с помощью датчиков, установленных в наружней крышке, позволяет определить изменение давления в полости, которое будет сигнализировать о нарушении герметичности уплотнений внутренней крышки.
Предложенное техническое решение, используя несколько контуров герметичности, обеспечивает постоянный безопасный контроль давления инертного газа, закачанного в полость между двумя крышками контейнера с отработавшим ядерным топливом, которая не имеет непосредственного контакта с внутренней полостью контейнера.
Наличие дублирующего датчика позволяет не прерывать контроль давления в случае выхода из строя одного из датчиков.
Краткое описание чертежей
На фиг. 1 приведено изображение наружной крышки в положении транспортирования контейнера.
В наружной крышке 1 выполнено лабиринтное отверстие 2, закрытое фланцем с пробкой 3, уплотненное металлической прокладкой 4 и соединяющееся с полостью 5 между внутренней и наружной крышками. Над пробкой 3 установлена глухая клапанная крышка 6 с металлической прокладкой 4. Также в наружной крышке 1 имеется канал, который соединяется с полостью 5, уплотненный клапаном 6, который закрывается глухой клапанной крышкой 7. В таком положении наружной крышки осуществляется транспортирование контейнера.
На фиг. 2 приведено изображение технологической крышки.
Технологическая крышка 8 имеет шток для управления клапаном 6 и быстроразъемное
соединение 9 для подключения системы закачки инертного газа и/или манометра.
На фиг. 3 приведено изображение наружной крышки в положении долговременного хранения, при котором с внутренней стороны защитной крышки 11 к герметичным уплотнениям (гермовводам) 12 подключены датчики 13.
Вариант осуществления изобретения
После проведения вакуумного осушения внутренней полости контейнера с отработавшим ядерным топливом через внутреннюю крышку, согласно предъявляемым требованиям, внутреннюю полость контейнера с отработавшим ядерным топливом заполняют инертным газом, например гелием, который должен находиться во внутренней полости при длительном хранении отработавшего ядерного топлива (60 и более лет) и герметизируют внутреннюю крышку. После этого устанавливают и герметизируют наружную крышку контейнера 1.
Во время транспортировки канал закрывается глухой клапанной крышкой 7. После доставки в хранилище на длительное хранение с контейнером с отработавшим ядерным топливом проводят следующие технологические операции. Проводят демонтаж крышки 7, на место которой устанавливают и уплотняют технологическую крышку 8 (фиг. 2), имеющую шток для управления клапаном 6 и быстроразъемное соединение 9 для подключения системы закачки инертного газа и/или манометра. Для проверки герметичности уплотнений внутренней крышки контейнера с отработавшим ядерным топливом после транспортирования, к быстроразъемному соединению 9 подключают манометр, с помощью штока открывают клапан 6 и поверяют давление в полости между двумя крышками (при негерметичности уплотнений внутренней крышки манометр покажет повышение давления). После проверки герметичности уплотнений внутренней крышки манометр демонтируют и на его место подключают систему закачки инертного газа через быстроразъемное соединение 9. Далее демонтируют глухую крышку 7 (фиг. 1) и пробку 3, на место которой устанавливают угловой клапан 14 (фиг. 3). К угловому клапану 14 присоединяют два датчика давления 13 (один основной, второй - резервный). Угловой клапан 14 закрывают и открывают клапан 6 через шток. Проводят закачку инертного газа в полость 5 через быстроразъемное соединение 9 и клапан 6 с помощью системы закачки инертного газа. По достижении требуемого давления инертного газа в полости 5, клапан 6 закрывают, отключают систему закачки инертного газа, проводят демонтаж технологической крышки 8 и установку глухой крышки 7 с зубчатой металлической прокладкой. После проверки глухой крышки 7 на герметичность проводят открытие клапана 14. С внутренней стороны защитной крышки 11 (фиг. 3) к герметичным уплотнениям 12 (гермовводам) осуществляют подключение датчиков 13, после чего проводят уплотнение защитной крышки 11 с зубчатой металлической прокладкой и проверяют ее герметичность. С наружной стороны защитной крышки 11 к гермовводам 12 подключают кабели централизованной системы контроля давления в контейнерах с отработавшим ядерным топливом, размещенных в хранилище отработавшего ядерного топлива. Система контроля давления в контейнерах с отработавшим ядерным топливом позволяет проводить постоянный контроль давления в полости 5 каждого контейнера, установленного в хранилище контейнера с отработавшим ядерным топливом, и выводить результаты на пульт управления хранилища. При достижении пороговых значений давления в полости 5 определенного контейнера происходит срабатывание сигнализации на пульте управления, свидетельствующее о нарушении герметичности уплотнительных прокладок определенного контейнера с обработавшим ядерным топливом. Персонал хранилища должен принять меры по устранению нарушения герметичности контейнера с отработавшим ядерным топливом.
Использование двух датчиков давления на контейнере с отработавшим ядерным топливом исключает риск ложного срабатывания сигнализации, например из-за неисправности датчика давления.
Для поверки или замены неисправных датчиков давления необходимо выполнить следующее.
Отключить кабели, подключенные к гермовводам 12 (фиг. 3) с наружной стороны защитной крышки 11 и демонтировать ее. Отключить кабели, подключенные к гермовводам 12 и датчикам давления 13 с внутренней стороны защитной крышки 11. Закрыть угловой клапан 14 и демонтировать датчик (датчики). После замены датчиков 13 открыть угловой кларан 14 и выполнить уплотнение защитной крышки 11 и подключение кабелей системы контроля давления.
Промышленная применимость
Заявленная конструкция контейнера позволяет обеспечить безопасное долговременное сухое хранение отработавшего ядерного топлива ядерных реакторов типа ВВЭР-1000/1200.