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 60oС. 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 Жo 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 40Из 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
РИСУНКИ
Рисунок 1, Рисунок 2, Рисунок 3, Рисунок 4, Рисунок 5, Рисунок 6, Рисунок 7, Рисунок 8