СПОСОБ ДЛИТЕЛЬНОГО ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА В БАССЕЙНАХ ВЫДЕРЖКИ Российский патент 1995 года по МПК G21F9/36 

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к технологии хранения отработавшего топлива и радиоактивных отходов.

Отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) после выгрузки из реактора размещается в бассейнах выдержки, заполненных химически обессоленной водой (ХОВ). Вода является эффективным теплоносителем и защитой от радиоактивных излучений. Одним из основных требований, предъявляемых к технологии хранения ОЯТ, является обеспечение целостности оболочек ТВЭЛ. Конструкционный материал оболочек ТВЭЛ может нарушаться в процессе хранения в водной среде за счет общей и локальной коррозии. Наибольшую опасность представляют локальные виды коррозии, развитие которых зависит от среды хранения, исходного состояния ОЯТ, конструктивных особенностей топливных сборок.

Известны способы использования кальцийсодержащих веществ при хранении радиоактивных отходов, например способ фиксации среднеактивных отходов [1] заключающийся во введении цемента в раствор с отходами. В результате образуется монолитная масса, включающая в себя радионуклиды и загрязненные изделия. Недостатком этого способа является образование в объеме пенала монолита, что препятствует дальнейшему обращению с ТВЭЛ, например переработке на радиохимическом производстве.

За прототип принят способ хранения ОЯТ реакторов РБМК, по которому отработавшие кассеты хранят в герметичных пеналах, погруженных в водохлаждаемые бассейны [2]
Недостатками прототипа является то, что вода из пеналов в процессе хранения испаряется под действием остаточного тепловыделения. Для восстановления уровня воды в пеналах периодически производится доливка ХОВ. В результате в пеналах накапливаются примеси (галогениды), происходит образование нитратов радиолитического происхождения, а с ростом их концентрации снижение рН. Разнородность контактирующих конструкционных материалов элементов кассеты и пенала, наличие зазоров (щелей) между конструктивными элементами ТВС могут вызвать развитие местной коррозии.

Используемый способ хранения ОЯТ реакторов РБМК не позволяет обеспечить режим безопасного хранения ОЯТ из-за возможности коррозионного повреждения оболочек ТВЭЛ. С учетом происходящего в процессе эксплуатации в реакторе утонения оболочки ТВЭЛ на 30% от исходной, развитие локальных видов коррозии в процессе хранения повышает вероятность разгерметизации ТВЭЛ и выхода компонентов топлива и продуктов деления наружу на стадии хранения на площадках АЭС. Кроме изложенного, к недостаткам прототипа относится также высокая активность воды пеналов (10^-2-10^-5 Ки/кг) за счет перехода радиоактивных продуктов коррозии с поверхности ТВЭЛ и пребывающих в теплоносителе в ионной или коллоидной формах, а также вследствие воздействия радиоактивного излучения на теплоноситель и растворенные в нем газы, соли, ионы.

Решаемой задачей является обеспечение надежности и экологической безопасности длительного хранения ОЯТ в пеналах с водным теплоносителем за счет снижения скорости коррозии конструкционных материалов ТВЭЛ и снижения радиоактивности теплоносителя.

В предлагаемом способе длительного хранения отработавшего ядерного топлива в бассейнах выдержки в пеналах с водным теплоносителем в теплоноситель вводятся кальцийсодержащие добавки в количестве 3-5 г на 1 кг теплоносителя. В качестве кальцийсодержащей добавки используется смесь соединений оксида и карбоната кальция в мольном соотношении (2,5-7,0):1. Указанные ингибиторы воздействуют на химические процессы в теплоносителе среде хранения ОЯТ. В течение первого часа после введения добавок значение рН теплоносителя возрастает до 9,5-10,5. В результате повышения рН снижается скорость коррозии конструкционных материалов в 5 раз, замедляются коррозионные процессы в щелях, потенциал циркониевого сплава облагораживается по сравнению с потенциалом нержавеющей стали, что свидетельствует о блокировании процессов локальной коррозии.

Под действием углекислоты атмосферного воздуха гидратированная форма окиси кальция Са(ОН)₂ переходит в малорастворимую форму карбонат кальция, образуя в объеме теплоносителя зародыши кристаллов СаСО₃. В условиях смещения значений рН в щелочную область происходит снижение активности теплоносителя на 2-3 порядка за счет снижения растворимости продуктов коррозии, основных носителей радионуклидов, захвата и сорбции последних зародышами кристаллов СаСО₃ и осаждения вместе с ними на поверхности ТВЭЛ, на частицах введенного вместе со смесью карбоната кальция, или на дне пенала. Дополнительный антикоррозионный эффект проявляется за счет образования на поверхности конструктивных элементов ТВС и пеналов защитной пленки из карбоната кальция и окиси кальция с последующим переходом окиси кальция в карбонат кальция.

Процесс образования защитной пленки наиболее интенсивно протекает на поверхности ТВЭЛ на участках с большей температурой, т.е. в местах наибольшего утонения оболочки, язвенных поражений, контактов и щелей, где коррозионные процессы протекают наиболее активно и где в первую очередь необходима защита. Указанный эффект является следствием снижения растворимости карбоната кальция и ускорения процесса его кристаллизации с повышением температуры.

Сопоставительный анализ заявляемого решения с прототипом и аналогами показывает, что заявляемый способ отличается от известных, прежде всего, составом вводимого в теплоноситель вещества смеси окиси и карбоната кальция в определенном мольном соотношении (2,5-7,0):1. Окись кальция гидролизуется в теплоносителе и под действием содержащегося в нем в пределах насыщения углекислого газа кристаллизуется в виде карбоната кальция, за счет чего и происходит реализация положительных свойств: оперативное повышение рН, захват твердой фазой радионуклидов и соответствующее уменьшение активности, образование в присутствии необходимого количества вводимого в смеси СаСО₃ эффективной защитной пленки и снижение коррозии.

Сущность изобретения поясняется примерами.

П р и м е р 1. При хранении отработавшего ядерного топлива РБМК в пеналах, заполненных водным теплоносителем, по достижении концентрации хлоридов 1 мг/кг при 50^оС наблюдаются следующие характеристики среды: pH 4,0-7,5 Активность 10^-2-10^-5 Ки/кг; Скорость коррозии 5˙10^-4 мм/год
После введения смеси карбоната и оксида кальция (соотношение в молях 1:3 в количестве 3 г/л) в течение часа параметры изменяются до следующих значений: pH 9,5-10,5 Активность 10^-4-10^-6 Ки/кг Скорость коррозии 10^-4 мм/год
Положительное влияние увеличения рН на изменение потенциала пары цирконий/нержавеющая сталь (сдвиг в положительную область) подтверждается следующим фактом: потенциал Zr/X18H10T в растворе с рН 4 и содержанием Cl^- 1 мг/кг равен -0,230 В, после введения смеси СаО + СаСО₃ становится равным +0,170 В.

П р и м е р 2. При введении добавок в количестве 3 г/кг с различными мольными соотношениями СаО:CaCO₃ снимали через полчаса после введения, потенциодинамические поляризационные кривые, представленные на фиг.1 (в качестве рабочего электрода использовался плоский циркониевый образец). Из фиг. 1, 2, 3 следует, что пассивная область и отсутствие тенденции к питтингообразованию обратный ход (<<-) ниже прямого (->>) наблюдается только для мольных соотношений СаО:CaCO₃ (2,5-7,0):1.

На фиг. 1 показаны потенциометрические поляризационные кривые для Zr в растворах по прототипу (пунктирная кривая) и для различных вариантов добавок (сплошная кривая): a) CaCO₃; б) CaO:CaCO₃ 1,8:1; в) CaO:CaCO₃ 3,5:1; г) СаО.

На фиг. 2 показана зависимость протяженности пассивной области (i < 0,1 мкА/см²) от состава введенной смеси (заштрихована патентуемая область мольных отношений CaO: CaCO₃); на фиг.3 изменение отношения I_обр./I_пр. при сдвиге Δϕ 0,3 В от равновесного значения при различных составах введенной смеси (заштрихована патентуемая область мольных отношений CaO:CaCO₃).

Использование: в ядерной энергетике. Сущность изобретения: отработанное ядерное топливо размещают в пеналах, заполненных водным теплоносителем, в который вводят кальцийсодержащую добавку в виде соединений оксида и карбоната кальция с молярным соотношением (2,5 - 7,00) : 1 в количестве 3 - 5 г на 1 кг теплоносителя в пенале. 3 ил.

СПОСОБ ДЛИТЕЛЬНОГО ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА В БАССЕЙНАХ ВЫДЕРЖКИ, включающий размещение его в пеналах, заполненных водным теплоносителем, отличающийся тем, что в теплоноситель вводят кальцийсодержащую добавку в виде соединений оксида и карбоната кальция с молярным соотношением 2,5 7,0 1 в количестве 3 5 г на 1 кг теплоносителя в пенале.