СПОСОБ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА В ПРИРЕАКТОРНЫХ БАССЕЙНАХ Российский патент 1996 года по МПК G21C19/06 

Изобретение относится к технологии хранения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) АЭС, технологии водного теплоносителя вспомогательных систем АЭС, в частности, к области поддержания радиационной безопасности в помещениях, приреакторных бассейнах выдержки, для обеспечения коррозионной стойкости и целостности оболочек отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС).

Одним из способов хранения, описанных в литературе, является способ по ГОСТ 262890-84 "Режим атомных электрических станций с кипящими реакторами большой мощности водно-химический. Показатели качества вспомогательных систем". Способ основан на хранении отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) в течение 2-4 лет после выгрузки из активной зоны под слоем воды порядка 3 метров. К качеству воды предъявляются определенные требования: значения рН должны находиться в интервале 5,5^oC8,0; содержание хлоридов и фторидов - до 100 мкг/кг; содержание железа до 1000 мкг/кг; значения электропроводимости до 3 мкСм/см. Требуемые по ГОСТ 262890 84 значения показателей качества поддерживаются с помощью систем очистки. На практике средние значения рН располагаются в области 5,5^oC7, электропроводимости - 1^oC5 мкСм/см. Значения этих величин, с отчетливо выраженной тенденцией к закислению и соответствующему увеличению электропроводимости, обусловлены воздействием остаточного энерговыделения ОТВС на среду их хранения.

Поскольку приреакторные бассейны являются открытыми для воздуха системами, вода насыщена кислородом и азотом, что приводит в условиях контакта с ионизирующим излучением к образованию перекиси водорода до 100^oC300 мкг/кг, азотной и азотистой кислот до 300 мкг/кг. Накопление продуктов радиолиза сдвигает значение рН в кислую область. Недостатком описанного способа является повышенная вероятность разгерметизации оболочек ОТВС вследствие развития коррозии циркония локального вида в нейтральных и кислых средах в присутствии окислителей, к которым относится перекись водорода, особенно в местах контакта разнородных материалов: циркониевого сплава с нержавеющей сталью. Разгерметизация оболочек ОТВС приводит к ухудшению экологической обстановки, обусловленной выходом высокоактивных продуктов деления (цезия, стронция, йода и т. д.) в воду приреакторных бассейнов. Кроме того, в этих же условиях наблюдается избирательная повышенная коррозия сварных швов, оборудования бассейнов, выполняемых из нержавеющей стали, что приводит к повышению содержания продуктов коррозии железа, возможности разгерметизации облицовки бассейнов, загрязнению производственных помещений и окружающей среды водой, содержащей радиоактивные изотопы.

Прототипом предложенного способа является более совершенный способ с точки зрения уменьшения содержания радиоактивных продуктов коррозии и поддержания радиационной безопасности, по патенту СССР N 1313240. Способ заключается в том, что воду бассейна насыщают воздухом путем барботажа. При этом происходит понижение до 5,0^oC5,2 и выравнивание рН по всему объему бассейна, повышение растворимости продуктов коррозии и более эффективное их выведение вместе с радионуклидами на системах очистки. Недостатком способа, в условиях приреакторного бассейна выдержки отработавшего топлива, является интенсификация процессов радиолиза, повышение концентрации его продуктов, в том числе и перекиси водорода, а в результате снижение коррозионной стойкости оболочек ОТВС из циркониевого сплава, особенно в местах контакта с нержавеющей сталью.

Задачей, решаемой данным способом, является повышение коррозионной стойкости оболочек ОТВС из циркониевых сплавов путем снижения выхода таких продуктов радиолиза, как перекись водорода, нитрит и нитрат ионы.

Сущность заявляемого способа заключается в том, что в процессе хранения отработавшего ядерного топлива в качестве барботирующего агента используют газ инертный в коррозионном отношении, например азот. Барботаж газом проводят при рН 6^oC8 периодически, прекращая его подачу при достижении концентрации кислорода 5^oC10 мкг/кг в бассейне выдержки в зоне энерговыделения отработавшего ядерного топлива, где происходит радиолиз воды. Подачу газа возобновляют при концентрации кислорода 15^oC20 мкг/кг. Оптимальный интервал рН 6^oC8 поддерживают введением добавок гидроксида щелочного металла, например гидроксида калия. Целесообразно объемное содержание барботируемого газа в воде поддерживать в пределах 1%
В отличие от барботажа воздухом, при котором, вследствие насыщения воды кислородом и азотом, повышается растворимость продуктов коррозии, в том числе и за счет подкисления теплоносителя продуктами радиолиза, нитрат и нитрит ионами, происходит прежде всего удаление газов, в частности кислорода. Кислород является основным реагентом, присутствие которого в условиях облучения обеспечивает образование перекиси водорода и окислов азота. Снижение исходной концентрации кислорода в водных средах уменьшает скорость образования опасных для циркония в коррозионном отношении продуктов радиолиза: окислителя перекиси водорода и подкисляющих веществ нитрат и нитрит ионов. Поскольку отработавшие тепловыделяющие сборки хранятся под защитным слоем воды и основное поступление кислорода в зону радиолиза теплоносителя происходит за счет диффузии через зеркало бассейна и защитный слой воды, контроль концентрации кислорода необходимо производить на границе защитного слоя и зоны радиолиза.

В водных растворах при уменьшении содержания кислорода уменьшается растворимость основных форм продуктов коррозии железа (FeOOH, Fe₃O₄), что способствует закреплению их на поверхностях оборудования, например на облицовке бассейнов, и снижает скорость коррозии сталей. Закрепление продуктов коррозии на поверхностях оборудования соответствует и снижению радиоактивности теплоносителя, так как продукты коррозии являются основными носителями радионуклидов.

Сопоставительный анализ заявляемого решения с прототипом и аналогом показывает, что заявляемый способ отличается от известных тем, что для продувки водной среды приреакторных бассейнов выдержки ОЯТ используется газ, инертный в коррозионном отношении, при рН в интервале 6^oC8.

Способ поясняется примерами его осуществления.

Пример 1.

Поясняет влияние концентрации окислителей на величину потенциалов и поляризационного сопротивления поверхностных пленок образцов конструкционных материалов, сплавов Zr + 1% Nb и X18H10T.

Измерения потенциалов и поляризационного сопротивления поверхностных пленок производили в лабораторных условиях, моделирующих среду приреакторных бассейнов выдержки при 50^oC в водных растворах с различными концентрациями перекиси водорода с помощью потенциостата ПИ-50-1. Результаты приведены в таблице.

Из данных, представленных в таблице, видно, что с увеличением концентрации окислителей потенциалы конструкционных материалов сдвигаются в положительную область. Это может свидетельствовать либо о пассивации поверхности, либо о перепассивации, что для металлов, коррозионная стойкость которых обусловлена исключительно за счет поверхностных оксидных пленок, подобно цирконию, означает повышенную вероятность развития локальных видов коррозии. Изменение поляризационного сопротивления, характеризующего свойства поверхностных оксидных пленок, в тех же растворах показывает, что с ростом содержания окислителей прочность и проницаемость оксидных пленок падает вместе с уменьшением величины Rp. Следовательно, повышение концентрации перекиси водорода и кислорода выше (0-10) мкг/кг приводит к перепассивации поверхностей конструкционных материалов и понижению их коррозионной стойкости.

Пример 2.

Поясняет влияние изменения значения рН на величину тока коррозии конструкционных материалов.

На фиг. 1 показана зависимость токов коррозии, или что то же самое, скоростей коррозии сплавов Zr-1% Nb (кривая 1) и 12Х18Н10Т (кривая 2) от значения рН, полученная с помощью потенциостата ПИ-50-1 в лабораторных условиях при 50^oC для растворов, моделирующих воду приреакторных бассейнов выдержки. Из рисунка на фиг.1 видно, что при повышении рH до 6^oC8 наиболее существенно снижаются токи коррозии циркониевого сплава (кривая 1) конструкционного материала оболочек ОТВС.

Использование: в технологии хранения отработавшего ядерного топлива АЭС, технологии водного теплоносителя вспомогательных систем АЭС и поддержания радиационной безопасности в помещениях приреакторных бассейнов выдержки, повышения коррозионной стойкости и целостности оболочек отработавших тепловыделяющих сборок. Сущность изобретения: барботируют через водную среду бассейнов газ инертный в коррозионном отношении при рН 6^oC8. При этом происходит уменьшение выхода продуктов радиолиза, перекиси водорода, нитрит и нитрат ионов, которые снижают коррозионную стойкость циркония. Барботаж проводят периодически, прекращая подачу инертного газа при достижении концентрации кислорода 5^oC10 мкг/кг на границе защитного слоя и зоны радиолиза. Подачу газа возобновляют при концентрации кислорода 15^oC20 мкг/кг. Поддержание рН в интервале 6^oC8 проводят введением добавок гидроксида раствора щелочного металла, например гидроксида калия. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

1. Способ хранения отработавшего ядерного топлива в приреакторных бассейнах путем размещения его в бассейне с водой и барботирования газа через слой воды, отличающийся тем, что в качестве барботирующего агента используют газ, инертный в коррозионном отношении, а барботаж проводят при рН 6 8, периодически, прекращая подачу газа при снижении концентрации кислорода до 5 - 10 мкг/кг, и возобновляют подачу газа при концентрации кислорода 15 20 мкг/кг. 2. Способ по п.1, отличающийся тем, что контроль концентрации кислорода в воде бассейна проводят на границе защитного слоя воды в зоне радиолиза. 3. Способ по пп.1 и 2, отличающийся тем, что интервал рН поддерживают с помощью добавок гидроксида щелочного металла.