Способ длительного хранения отработавшего ядерного топлива и бак расхолаживания и хранения для его реализации
METHOD OF LONG-TERM STORAGE OF NUCLEAR FUEL AND TANK FOR COOLING AND STORAGE FOR ITS IMPLEMENTATION

Область техники
Заявленная группа изобретений относится к ядерной энергетике, а именно к способам обращения с отработавшим ядерным топливом, прежде всего, реакторов со свинцово-висмутовым теплоносителем, работающих без частичных перегрузок топлива.
Уровень техники
Из уровня техники известен способ длительного хранения отработавшего ядерного топлива по патенту РФ №2550092, заключающийся в размещении отработавших тепловыделяющих сборок в стальных оребренных пеналах, предварительно заполненных жидким свинцом, для чего пенал размещается в вертикальной электрической печи. Далее каждый пенал вместе с погруженной в жидкий свинец отработавшей тепловыделяющей сборкой (ОТВС) извлекается из электрической печи и помещается в ячейку хранилища с воздушным охлаждением. В связи с высокой температурой плавления свинца (327°С) и низкой температурой охлаждающего воздуха свинец быстро затвердевает, а тепло остаточного тепловыделения отработавшей тепловыделяющей сборки отводится теплопроводностью свинца через стенку пенала к охлаждающему воздуху. Недостатком данного технического решения является невозможность его применения для хранения нескольких отработавших тепловыделяющих сборок и тем более целиком активной зоны реактора, в связи с высоким уровнем остаточного тепловыделения и неприемлемо высокими температурами оболочек тепловыделяющих элементов (твэлов) при передаче тепла теплопроводностью твердого или остающимся жидким в центральной части отработавшей тепловыделяющей сборки свинца.
Известен также способ хранения выгруженной активной зоны целиком из реакторов атомных подводных лодок со свинцово-висмутовым теплоносителем в баке хранения, предварительно заполненным сплавом свинец-висмут эвтектического состава с температурой плавления 123,5°C (А.В. Зродников, А.Н. Забудько, С.В. Игнатьев и др. «Проблемы и подходы к обращению с отработавшим ядерным топливом жидкометаллических реакторов атомных подводных лодок». Журнал Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, №1, 2007 г., стр. 13-22). После погружения активной зоны в бак хранения и отключения системы обогрева, сплав свинец-висмут быстро затвердевает, а тепло остаточного тепловыделения отводится теплопроводностью сплава и далее через стенку бака хранения к окружающему воздуху без превышения допустимых температур оболочек твэлов, что обусловлено низким уровнем остаточного тепловыделения активных зон реакторов атомных подводных лодок, в связи с малым значением коэффициента использования установленной мощности (КИУМ), характерным для режимов эксплуатации реакторов атомных подводных лодок, и сравнительно длительной выдержкой активной зоны реактора перед выгрузкой после окончания кампании. Недостатком указанного способа является невозможность его применения для реакторов атомных электростанций АЭС гражданского назначения в связи с высоким уровнем остаточного тепловыделения, обусловленным высоким значением КИУМ, характерным для режимов эксплуатации гражданских АЭС, и невозможностью длительной выдержки активной зоны для спада остаточного тепловыделения после окончания кампании, что привело бы к вынужденному простою соответствующей реакторной установки.
Раскрытие сущности группы изобретений
Задачей, на решение которой было направлено создание группы заявленных изобретений, является создание технологии обращения с отработавшим ядерным топливом, обеспечивающей упрощение процесса и сокращение сроков перегрузки ядерного топлива с высоким уровнем остаточного тепловыделения, обеспечивающего высокую степень безопасности при обращении и длительном хранении выгруженного одновременно большого количества отработавшего ядерного топлива без разборки активной зоны в составе блока выемного из реактора гражданской атомной электростанции, а также снижение затрат и повышение экономической эффективности технологии обращения, в т.ч. на этапе длительного и контролируемого хранения отработавшего ядерного топлива.
Техническими результатами, достигаемыми при реализации заявленного способа длительного хранения отработавшего ядерного топлива, в частности, являются обеспечение упрощения процесса и сокращение сроков перегрузки ядерного топлива, эффективного длительного и контролируемого хранения выгруженного одновременно большого количества отработавшего ядерного топлива без разборки активной зоны реактора в составе блока выемного, обеспечение высокой степени безопасности такого хранения, формирование надежной многоступенчатой защиты в глубину для выхода радиоактивных продуктов в окружающую среду, обеспечение экономической эффективности за счет уменьшения объема реакторного отделения путем исключения камерных хранилищ пеналов с отдельными ОТВС.
Сущность заявленного способа длительного хранения отработавшего ядерного топлива заключается в том, что сначала осуществляют выгрузку из реактора отработавшего ядерного топлива целиком без разборки активной зоны в составе блока выемного и его размещение в баке расхолаживания и хранения, который предварительно был размещен в шахте с системой охлаждения и заполнен жидким сплавом свинец-висмут эвтектического состава. Система охлаждения представляет собой, например, размещенный внутри бетонной шахты кольцевой бак с проточной водой, отводящей тепло от стенок бака расхолаживания и хранения в кольцевой бак через воздушный зазор. При этом конструкцией бака после погружения в него отработавшего ядерного топлива в составе блока выемного ниже уровня сплава свинец-висмут эвтектического состава обеспечены условия естественной циркуляции, поддержания жидкого состояния и контроля температуры сплава свинец-висмут эвтектического состава для отвода остаточного тепловыделения отработавшего ядерного топлива в составе блока выемного через корпус бака расхолаживания и хранения в шахту без превышения допустимой температуры сплава свинец-висмут эвтектического состава в период хранения до снижения остаточного тепловыделения отработавшего ядерного топлива в составе блока выемного до уровня, позволяющего перегрузить бак расхолаживания и хранения во внутристанционный упаковочный контейнер без превышения допустимых температур. При этом контроль температуры сплава свинец-висмут эвтектического состава осуществляют, например, посредством датчиков контроля температуры, установленных на входе и выходе из зоны размещения блока выемного в баке расхолаживания и хранения. После этого извлекают бак расхолаживания и хранения из шахты и размещают его во внутристанционном упаковочном контейнере для дальнейшего охлаждения и хранения на площадке АЭС без превышения допустимой температуры сплава свинец-висмут эвтектического состава при отводе остаточного тепловыделения отработавшего ядерного топлива за счет естественной циркуляции атмосферного воздуха до затвердевания в нем сплава свинец-висмут эвтектического состава перед его перегрузкой в транспортно-упаковочный контейнер для вывоза с площадки АЭС. В качестве внутристанционного упаковочного контейнера может быть использован, например, железобетонный контейнер, имеющий в цилиндрическом корпусе окна снизу и сверху для прохождения атмосферного воздуха при его естественной циркуляции. Далее осуществляют перегрузку бака расхолаживания и хранения из внутристанционного упаковочного контейнера в траспортно-упакововчный контейнер без принятия дополнительных мер по организации теплоотвода и осуществляют его транспортировку к месту длительного хранения или переработки размещенного внутри него отработавшего ядерного топлива в составе блока выемного. Затем осуществляют выгрузку отработавшего ядерного топлива в составе блока выемного из бака расхолаживания и хранения в бак длительного хранения на специальном полигоне или для разборки активной зоны на предприятии по переработке отработавшего ядерного топлива, для чего предварительно доводят сплав свинец-висмут эвтектического состава до жидкого состояния с помощью системы обогрева, которая, например, может быть встроена в конструкцию бака расхолаживания и хранения или представлять собой самостоятельное транспортабельное или стационарное устройство, интегрированное с водяным кольцевым баком.
Техническими результатами, достигаемыми при реализации заявленного бака расхолаживания и хранения, в частности, являются обеспечение упрощения процесса и сокращение сроков перегрузки ядерного топлива реакторов гражданских АЭС, эффективного длительного и контролируемого хранения выгруженного одновременно большого количества отработавшего ядерного топлива без разборки активной зоны реактора в составе блока выемного, обеспечение высокой степени безопасности такого хранения, формирование надежной многоступенчатой защиты в глубину для выхода радиоактивных продуктов в окружающую среду, обеспечение экономической эффективности за счет уменьшения объема реакторного отделения и за счет исключения камерных хранилищ пеналов с отдельными ОТВС, а также за счет возможности многократного использования бака хранения и расхолаживания.
Сущность заявленного бака расхолаживания и хранения заключается в следующем. Бак расхолаживания и хранения содержит корпус, заполненный эвтектическим сплавом свинец-висмут до требуемого уровня, защитную пробку-вытеснитель, устройство герметизации пробки-вытеснителя, устройство, препятствующее всплытию размещенного внутри бака расхолаживания и хранения отработавшего ядерного топлива, выгруженного из реактора целиком без разборки активной зоны в составе блока выемного, и пробки-вытеснителя, при этом пробка-вытеснитель имеет диаметр меньший, чем диаметр блока выемного. В случае, если пробка-вытеснитель после ее погружения в бак расхолаживания и хранения будет иметь положительную плавучесть, для ее погружения в бак расхолаживания и хранения в штатное положение могут быть дополнительно использованы, например, механические домкраты или съемный груз. Кроме того, между корпусом бака расхолаживания и хранения и зоной, в которой расположены пробка-вытеснитель и блок выемной дополнительно размещена разделительная обечайка требуемой высоты, образующая между корпусом бака расхолаживания и хранения опускной кольцевой канал для формирования контура естественной циркуляции эвтектического сплава свинец-висмут и передачи тепла через корпус бака расхолаживания и хранения в окружающую среду после погружения в бак расхолаживания и хранения блока выемного и пробки вытеснителя и повышения уровня сплава свинец-висмут до перелива горячего восходящего потока эвтектического сплава свинец-висмут в опускной кольцевой канал, при этом в нижней части разделительной обечайки выполнены окна, через которые охлажденный эвтектический сплав свинец-висмут поступает на вход зоны размещения блока выемного, замыкая, тем самым, контур естественной циркуляции эвтектического сплава свинец-висмут в баке расхолаживания и хранения. Для повышения интенсивности отвода тепла на наружной поверхности корпуса бака расхолаживания и хранения, при необходимости, могут быть выполнены продольные ребра.
Краткое описание чертежа
На Фиг. 1 представлен чертеж, отражающий конструкцию бака расхолаживания и хранения.
Как показано на Фиг. 1, бак расхолаживания и хранения (далее - бак), предварительно размещенный в бетонной шахте в кольцевом баке 1 с проточной водой, состоит из корпуса 2, заполненного эвтектическим сплавом свинец-висмут 3 до требуемого уровня 4, содержит защитную пробку-вытеснитель 5, устройство герметизации 6 пробки-вытеснителя, механическое устройство 7, препятствующее всплытию размещенного внутри бака отработавшего ядерного топлива в составе блока выемного 8. При этом пробка-вытеснитель 5 выполнена с меньшим диаметром по сравнению с диаметром размещенного внутри бака блока выемного 8 с отработавшим ядерным топливом, формируя восходящий кольцевой канал горячего сплава свинец-висмут. В случае, если пробка-вытеснитель 5 после ее погружения в бак будет иметь положительную плавучесть, для ее погружения в бак расхолаживания и хранения в штатное положение могут быть дополнительно использованы, например, механические домкраты или съемный груз. Между корпусом 2 бака и зоной, в которой расположены пробка-вытеснитель 5 и блок выемной 8 дополнительно размещена обечайка 9 требуемой высоты, образующая между корпусом 2 бака опускной кольцевой канал 10 для формирования контура естественной циркуляции эвтектического сплава свинец-висмут 3 и передачи тепла через корпус 2 бака в окружающую среду после погружения в него блока выемного 8 и пробки-вытеснителя 5 и перелива восходящего потока горячего эвтектического сплава свинец-висмут 3 в кольцевой канал 10. При этом в нижней части разделительной обечайки 9 выполнены окна 11, через которые охлажденный эвтектический сплав свинец-висмут 3 поступает на вход расположения блока выемного 8, замыкая, тем самым, контур естественной циркуляции эвтектического сплава свинец-висмут 3 в баке. Осуществление изобретения
Реализация заявленного способа длительного хранения отработавшего ядерного топлива осуществляется следующим образом. Первоначально бак расхолаживания и хранения заполняют жидким сплавом свинец-висмут эвтектического состава, поддержание жидкого состояния которого обеспечивается системой обогрева до требуемой температуры, которая, например, может быть встроена в конструкцию бака расхолаживания и хранения или представлять собой самостоятельное транспортабельное или стационарное устройство, интегрированное с кольцевым водяным баком. В качестве сплава свинец-висмут эвтектического состава в баке расхолаживания и хранения используют сплав свинца и висмута, изготовленный из технических сортов свинца и висмута, что также существенно удешевляет технологию длительного хранения отработавшего ядерного топлива в целом. Далее бак расхолаживания и хранения погружают бетонную шахту с системой охлаждения, представляющую собой, например, размещенный внутри бетонной шахты кольцевой бак с проточной водой, отводящей тепло от стенок бака расхолаживания и хранения в кольцевой бак через воздушный зазор. Затем отработавшее ядерное топливо целиком без разборки активной зоны в составе блока выемного выгружают из реактора в подготовленный бак расхолаживания и хранения для последующего охлаждения за счет процесса естественной циркуляции сплава свинец-висмут эвтектического состава после погружения блока выемного ниже уровня такого сплава через корпус бака расхолаживания и хранения в шахту без превышения допустимой температуры сплава свинец-висмут эвтектического состава, что обеспечивается особенностями конструкции бака расхолаживания и хранения (Фиг. 1). После снижения остаточного тепловыделения отработавшего ядерного топлива в составе блока выемного в процессе хранения до уровня, позволяющего перегрузить бак расхолаживания и хранения во внутристанционный упаковочный контейнер без превышения допустимых температур, извлекают бак расхолаживания и хранения из шахты и размещают его во внутристанционном упаковочном контейнере для дальнейшего охлаждения без превышения допустимой температуры сплава свинец-висмут эвтектического состава при отводе остаточного тепловыделения отработавшего ядерного топлива за счет естественной циркуляции атмосферного воздуха до затвердевания в нем сплава свинец-висмут эвтектического состава и хранения в течение требуемого времени. Контроль температуры сплава свинец-висмут эвтектического состава осуществляют, например, посредством датчиков контроля температуры, установленных на входе и выходе из зоны размещения блока выемного в баке расхолаживания и хранения. В качестве внутристанционного упаковочного контейнера может быть использован, например, железобетонный контейнер, имеющий в цилиндрическом корпусе сверху и снизу окна для прохода атмосферного воздуха при его естественной циркуляции. После затвердевания сплава свинец-висмут эвтектического состава и хранения бака расхолаживания и хранения на площадке АЭС в течение требуемого времени осуществляют перегрузку бака расхолаживания и хранения из внутристанционного контейнера в траспортно-упакововчный контейнер без принятия дополнительных мер по организации теплоотвода и осуществляют его транспортировку к месту длительного хранения на специальном полигоне или переработки отработавшего ядерного топлива. Далее осуществляют доведение сплава свинец-висмут эвтектического состава до жидкого состояния посредством системы обогрева и последующую выгрузку отработавшего ядерного топлива в составе блока выемного из бака расхолаживания и хранения в бак длительного хранения, заполненный свинцом, который размещается на полигоне длительного хранения, для чего уже не требуется принятия дополнительных мер по охлаждению отработавшего ядерного топлива, ввиду его низкого уровня остаточного тепловыделения. В случае доставки бака расхолаживания и хранения на предприятие по переработке отработавшего ядерного топлива выгруженное отработавшее ядерное топливо в составе блока выемного разбирается на ТВС для последующей переработки. Бак расхолаживания и хранения после выгрузки из него отработавшего ядерного топлива в составе блока выемного возвращается на АЭС для последующего повторного использования.
Принцип работы бака расхолаживания и хранения при осуществлении заявленного способа длительного хранения отработавшего ядерного топлива заключается в следующем. Пробка-вытеснитель 5 после погружения в бак блока выемного 8 обеспечивает подъем уровня жидкого эвтектического сплава свинец-висмут 3 до перелива через верхнюю кромку разделительной обечайки 9. Если пробка-вытеснитель 5 будет иметь отрицательную плавучесть в жидком эвтектическим сплаве свинец-висмут 3, ее погружение в баке будет осуществляться за счет собственного веса. В случае, если пробка-вытеснитель 5 после ее погружения в бак будет иметь положительную плавучесть, для ее погружения в бак в штатное положение могут быть дополнительно использованы, например, механические домкраты или съемный груз. Поддержание жидкого состояния эвтектического сплава свинец-висмут 3 до и после погружения в бак блока выемного 8 и предотвращение его затвердевания на опускном участке в кольцевом канале 10 после спада уровня остаточного энерговыделения отработавшего ядерного топлива осуществляется за счет системы обогрева, выполненной, например, агрегированной вместе с корпусом 2 бака и размещенной снаружи него. Нагретый остаточным тепловыделением эвтектический сплав свинец-висмут, имеющий меньшую плотность по сравнению с плотностью «холодного» эвтектического сплава свинец-висмут на входе в зону размещения блока выемного 8, восходящим потоком поднимается в баке до уровня перелива через разделительную обечайку 9, далее нисходящим потоком опускается по кольцевому каналу 10, охлаждаясь за счет передачи тепла через стенку корпуса 2 бака в окружающую среду. Для повышения интенсивности отвода тепла на наружной поверхности корпуса 2 бака, при необходимости, могут быть выполнены продольные ребра. Охлажденный эвтектический сплав свинец-висмут через окна 11 в нижней части разделительной обечайки 9 поступает на вход зоны расположения блока выемного 8, замыкая, тем самым, контур естественной циркуляции. Необходимый расход эвтектического сплава свинец-висмут обеспечивается движущим напором, создаваемым высотой разделительной обечайки 9 и разностью средних температур эвтектического сплава свинец-висмут и, соответственно, плотностей на подъемном и опускном участках контура естественной циркуляции. Для контроля температуры эвтектического сплава свинец-висмут 3 и, как следствие, уровня остаточного тепловыделения отработавшего ядерного топлива, бак оснащают датчиками контроля температуры эвтектического сплава свинец-висмут 12 и 13 на входе и выходе из зоны расположения блока выемного 8 соответственно через специальные каналы 14 и 15.