Результат интеллектуальной деятельности: СПОСОБ РАЗМЕЩЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Изобретение относится к ядерной технике, в частности, к хранилищам отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) и может быть использовано на атомных электрических станциях (АЭС).

Под отработавшим ядерным топливом понимаются извлеченные из ядерного реактора тепловыделяющие элементы, преимущественно в виде собранных в кассеты трубок, заполненных веществом, содержащим уран или плутоний. Особенностью отработавшего ядерного топлива является мощное остаточное тепловыделение и ионизирующее излучение за счет распада образовавшихся за время нахождения в реакторе нестабильных изотопов. Для отвода тепла и защиты от ионизирующего излучения отработавшее ядерное топливо необходимо несколько лет выдерживать в заполненном водой хранилище, после чего возможна транспортировка ОЯТ за пределы АЭС. Хранилище должно иметь объем, достаточный для размещения ОЯТ, образовавшегося за несколько лет работы реактора, иметь систему охлаждения и мощную радиационную защиту.

Известны следующие способы размещения ОЯТ на АЭС:

Известен способ размещения ОЯТ в приреакторном бассейне выдержки, представляющем собой железобетонную емкость преимущественно в форме параллелепипеда, примыкающую к шахте реактора и находящуюся в здании реактора [1].

Недостатком такого способа является ограничение по объему бассейна, не позволяющее размещать весь объем ОЯТ, образующегося за время эксплуатации АЭС. Кроме того, этот способ требует выделения значительного объема в здании реактора. Хранящиеся таким образом ОЯТ представляет опасность для эксплуатационного персонала АЭС ввиду высокой радиоактивности и потенциальную опасность при аварийных ситуациях на АЭС ввиду остаточного тепловыделения ОЯТ.

Также известен способ размещения ОЯТ в бассейне выдержки, вынесенном за пределы здания реактора [2].

Размещение ОЯТ в бассейне выдержки, вынесенном за пределы здания реактора усложняет технологию обращения с ядерным топливом, требует сооружения дополнительных зданий и предполагает перемещение высокоактивного ОЯТ на значительное расстояние, что увеличивает вероятность аварийных ситуаций.

Известен способ (ЗАЯВКА НА ИЗОБРЕТЕНИЕ №93041398 А от 18.08.1993, G21F 5/00, G21F 5/008, G21C 19/06) относящийся к области хранения отработавшего ядерного топлива, в частности к технологии хранения топливных сборок с герметичными оболочками ТВЭЛ в приреакторных бассейнах, который может быть использован как на действующих АЭС, так и при проектировании новых АЭС. Сущностью изобретения является способ хранения отработавшего ядерного топлива с размещением его в пеналах, устанавливаемых в бассейнах с очищаемой и охлаждаемой водой. Способ предусматривает установку отработавшего ядерного топлива с герметичной оболочкой в пеналы, внутренняя полость которых сообщена с объемом воды бассейна ниже ее уровня, при этом одновременно с водой бассейна очищают и охлаждают воду пеналов. Дополнительно предлагается периодически изменять уровень воды в бассейне. Использование способа позволяет повысить надежность и безопасность хранения ОЯТ, предотвратить разгерметизацию ТВЭЛ в процессе хранения, снизить трудоемкость технологии хранения ОЯТ, снизить металлоемкость пеналов, понизить уровень ионизирующего воздействия на персонал, повысить общую экологическую безопасность на АЭС, понизить общее количество жидкости, испаряющейся из пеналов.

Недостатком способа является ограниченный объем приреакторного бассейна и опасность расплавления ОЯТ при аварийных ситуациях.

Ближайшим аналогом заявленного изобретения является способ длительного хранения отработавшего ядерного топлива в скважинах (Патент РФ №2212720 С1 от 11.03.2002, G21F 9/34), включающий бурение скважины, ее обсадку сталебетонной крепью, размещение в ней корзин с пеналами с отработавшим ядерным топливом и закупоривание скважины, отличающийся тем, что бурят скважину большого диаметра 2,8÷3 м и глубиной до 100 м, обсаживают ее трехслойной сталебетонной крепью, состоящей из двух концентрически расположенных обечаек, выполненных из углеродистой стали, с заполнением пространства между ними бетоном, после обсадки скважины внешней обечайкой проводят тампонаж бентонитоцементным раствором, бетонируют дно скважины до размещения внутренней обечайки, корзины устанавливают на кронштейны, приваренные к внутренней обечайке, с плотным соединением одной корзины к другой, закрывают скважину колпаком, вокруг которого делают обваловку из глины, а вентиляцию закрытой скважины осуществляют при помощи воздухозаборных устройств.

Недостатком способа является удаленность скважины от здания реактора АЭС и, следовательно, невозможность прямой выгрузки ОЯТ из реактора.

Задача настоящего изобретения состоит в разработке способа размещения отработавшего ядерного топлива, обладающего высокой безопасностью и позволяющего обеспечить размещение всего ОЯТ, образовавшегося за период эксплуатации АЭС.

Технический результат, достигаемый при реализации разработанного способа, состоит в повышении безопасности эксплуатации атомной электрической станции за счет размещения ОЯТ под зданием реактора в шахте, верхняя часть которой примыкает к реактору, а нижняя расположена под зданием реактора и увеличении объема хранилища ОЯТ до размера, достаточного для размещения всего ОЯТ, образовавшегося за период эксплуатации АЭС.

Технический результат достигается тем, что в известном способе размещения отработавшего ядерного топлива, включающем бурение скважины для формирования шахты выдержки отработавшего ядерного топлива и размещение в ней корзин с кассетами с отработавшим ядерным топливом, бурение скважины осуществляют под зданием реактора атомной электростанции, шахту выдержки отработавшего ядерного топлива формируют из нижней части, сформированной из пробуренной скважины, и верхней части, которую формируют в здании реактора атомной электростанции, бурение скважины и строительство шахты необходимой глубины для размещения и выдержки отработавшего ядреного топлива производят при строительстве атомной электростанции, верхнюю часть шахты выдержки выполняют с возможностью перегрузки кассет с отработавшим ядерным топливом из реактора, после остановки реактора перегружают кассеты с отработавшим ядерным топливом из реактора в шахту выдержки, размещают их в контейнере, после чего контейнер опускают в нижнюю часть шахты выдержки.

Целесообразно формировать шахту выдержки в едином корпусе.

Предпочтительно после формирования шахты выдержки заполнять ее обессоленной водой, а перед перегрузкой кассет с отработавшим топливом заполнять обессоленной водой также внутренний объем реактора и пространство, в котором производят перегрузку кассет.

Рекомендуется осуществлять перегрузку кассет с отработавшим ядерным топливом из реактора в шахту выдержки с последующим размещением в контейнере перегрузочной машиной, расположенной над реактором и шахтой выдержки с возможностью перемещения между ними.

Целесообразно контейнеры с кассетами с отработавшим ядерным топливом выполнить с возможностью извлечения любой кассеты с отработавшим ядерным топливом.

Рекомендуется выбрать объем контейнера из расчета загрузки кассет, выгружаемых из реактора за одну топливную кампанию.

Предпочтительно выполнить шахту выдержки с глубиной, достаточной для размещения объема отработавшего ядерного топлива, образовавшегося за все время эксплуатации атомной электростанции.

Один из вариантов реализации способа приведен на Фиг. 1 и Фиг. 2, при этом использованы следующие обозначения: реакторное здание АЭС 1, реактор 2, шахта выдержки ОЯТ 3, кассета с ОЯТ 4, обессоленная вода 5, перегрузочная машина 6, контейнер 7.

На Фиг. 1 изображен вертикальный разрез реакторного здания АЭС 1, на котором показан реактор 2 с примыкающей к нему шахтой выдержки ОЯТ 3, заполненной обессоленной водой 5. Кассеты с ОЯТ 4 из реактора 2 извлекают перегрузочной машиной 6 и под слоем обессоленной воды 5 перемещают в контейнер 7, расположенный в верхней части шахты выдержки ОЯТ 3. Объем контейнера 7 выбирают из расчета загрузки всех кассет с ОЯТ 4, выгружаемых из реактора 2 за одну топливную кампанию.

На Фиг. 2 изображен горизонтальный разрез шахты выдержки ОЯТ 3 с размещенным в ней контейнером 7, заполненной кассетами с ОЯТ 4 и обессоленной водой 5. Внутри контейнера 7 имеется незаполненное пространство, что позволяет при любом заполнении шахты выдержки ОЯТ 3 при повороте вокруг своей оси контейнера 7 извлечь, в случае необходимости, любую кассету с ОЯТ 4.

Размещение ОЯТ производят следующим образом.

После остановки реактора 2 снимают крышку реактора. Затем повышают уровень обессоленной воды 5 в шахте выдержки ОЯТ 3 за счет поступления добавочной воды до тех пор, пока объем реактора 2 и объем шахты выдержки ОЯТ 3 не окажутся под общим слоем воды, достаточным для транспортировки под водой кассеты с ОЯТ 4. После этого устанавливают перегрузочную машину 6 над реактором 2. Затем с помощью перегрузочной машины 6 извлекает из реактора 2 кассету с ОЯТ 4. После этого посредством перегрузочной машины 6 под слоем обессоленной воды 5 перемещают кассету с ОЯТ 4 в верхнюю часть шахты 3, в которой установлен контейнер 7 и размещают кассету с ОЯТ 4 в контейнере 7. Затем таким же образом все кассеты с ОЯТ 4 извлекают из реактора 2 и размещают в контейнере 7. После этого контейнер 7 опускают в шахту 3. Глубину шахты выдержки ОЯТ 3 выбирают таким образом, чтобы обеспечить размещение всего ОЯТ, образовавшегося за время эксплуатации АЭС. Для современных АЭС время эксплуатации составляет 60 лет, а промежуток между перегрузками 1 год. Как правило, топливная кампания реактора продолжается 1÷1.5 года и предполагает перегрузку 1/3 топливных кассет, размещенных в реакторе. Таким образом, в шахте выдержки ОЯТ 3 необходимо разместить 60 контейнеров 7, заполненных кассетами с ОЯТ 4. Высота кассеты 4 составляет примерно 3.5 м. Ввиду этого высоту контейнера 7 предпочтительно выбрать также примерно 3.5 м. Контейнер должен обеспечивать размещение кассет с ОЯТ, образовавшихся за одну топливную кампанию (1÷1.5 года) с промежутком между кассетами, достаточным для циркуляции охлаждающей воды. Так же конструкция контейнера должна предусматривать узел крепления для перемещения контейнера грузоподъемным механизмом. За время эксплуатации АЭС образуется 60 контейнеров 7, заполненных кассетами с ОЯТ 4. Для размещения такого количества контейнеров 7 глубина шахты выдержки ОЯТ должна быть 250÷300 м. Сооружение железобетонной шахты такой глубины при строительстве АЭС не представляет проблемы для современной строительной технологии.

При этом большим преимуществом размещения ОЯТ в шахте выдержки является отсутствие необходимости периодического вывоза ОЯТ с действующей АЭС, что сопряжено с большими финансовыми, техническими и организационными проблемами, а также с риском. Кассеты с ОЯТ в шахте выдержки могут храниться до прекращения эксплуатации АЭС и вывозиться во время вывода АЭС из эксплуатации.

Другим преимуществом размещения ОЯТ в шахте выдержки является удаление кассет ОЯТ из обслуживаемой зоны АЭС, где они представляют значительную радиационную опасность.

Также преимуществом размещения ОЯТ в шахте выдержки является повышение безопасности эксплуатации АЭС за счет гарантированного заполнения водой объема шахты при любых аварийных режимах, так как аварии на Чернобыльской АЭС и на АЭС «Фукусима» показали, что в случае потери воды в приреакторных бассейнах выдержки за счет нарушения теплоотвода происходит разрушение кассет с ОЯТ и выброс радиоактивных веществ.

Предложенный способ размещения отработавшего ядерного топлива позволяет повысить безопасность эксплуатации АЭС и может быть применен на любых типах перспективных АЭС.

Список использованной литературы:

1. Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции. М.. Высшая школа, 1984

2. Андрюшин И.А., Юдин Ю.А. Обзор проблем обращения с радиоактивными отходами и отработавшим ядерным топливом, типография ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ", г. Саров, 2010