Приреакторные хранилища ОЯТ
Приреакторные хранилища ОЯТ ВВЭР-1000
Хранение облученного топлива ВВЭР-1000 первые 3-5 лет осуществляется в приреакторном бассейне, расположенном в центральном зале реакторного блока в непосредственной близости от реактора.
Перегрузка ОЯТ в приреакторный бассейн выдержки производится на остановленном реакторе через специальный бассейн перегрузки, который функционирует только в период остановки реактора, и перед началом плановой перегрузки бассейн перегрузки заполняется борированой водой и соединяется с бассейном хранения и реактором. Перегрузка осуществляется с использованием перегрузочной машины, которая под защитным слоем воды извлекает сборки из активной зоны реактора и передает их в хранилище. Принципиальная компоновочная схема приреакторного бассейна выдержки ОЯТ ВВЭР-1000 представлена на рисунке 2.
Общий объем приреакторного бассейна выдержки ОЯТ ВВЭР-1000 составляет 1100 м3 и разделен на 3 отсека. Первый отсек и половина второго заняты основным стеллажом для ОТВС. Кроме того, во втором отсеке размещается стеллаж для свежих сборок, куда они помещаются перед загрузкой в реактор. В третьем отсеке устанавливается запасной стеллаж для аварийной выгрузки активной зоны. При проектировании суммарная емкость бассейна выдержки принята исходя из возможности одновременного размещения в нем 2,5 активных зон реактора (три годовых перегрузки плюс аварийная выгрузка зоны)
165 т урана. Отработавшие герметичные ТВС устанавливаются в ячейки стеллажей бассейна выдержки. В стеллажах предусмотрены ячейки для установки в них герметичных пеналов с дефектными (негерметичными) ТВС. Шаг между ячейками 400 мм по равностороннему треугольнику [2].
Качество воды в бассейне определяется установленными нормами. Вели-чина рН должна быть выше 4,3, концентрация хлор- и фтор-ионов не должна превышать 100 мкг/кг, концентрация борной кислоты (при перегрузках ОЯТ ВВЭР) не менее 12 г/л. Двухступенчатая система водоочистки поддерживает прозрачность воды на уровне не менее 90% [2].
Рисунок 2. Принципиальная компоновочная схема приреакторного бассейна выдержки ОЯТ ВВЭР-1000.
1 — кран круговой электрический г/п 320+160/2+70;
2 — траверса контейнера для отработавшего топлива;
3 — штанга для контейнера; 4 — транспортный контейнер;
5 — стеллажи бассейна выдержки; 6 — перегрузочная машина.
Приреакторные хранилища ОЯТ РБМК-1000
Бассейн выдержки для ОТВС РБМК-1000 состоит из двух изолированных по воде отсеков, каждый из которых представляет собой открытую ёмкость из железобетона объёмом
750м3 с габаритными размерами (10700 х 4200 х 17520) мм, облицованную с внутренней стороны листовой нержавеющей сталью марки XI8HI0T толщиной 3 мм, а снаружи – углеродистой сталью. В каждом из отсеков имеется по 71 щели длиной 2 м, для установки в них ОТВС. Принципиальная компоновочная схема приреакторного бассейна выдержки ОЯТ РБМК-1000 представлена на рисунке 3.
Рисунок 3. Принципиальная компоновочная схема приреакторного бассейна выдержки ОЯТ РБМК-1000.
1 – реактор; 2 – разгрузочно-загрузочная машина; 3 – мостовой кран;
4 – бассейн выдержки; 5 – пеналы для хранения отработавшего топлива;
6 – вагон-контейнер ТК-8 для вывоза ОЯТ из БВ; 7 – вагон-контейнерная;
8 – загрузочная шахта; 9 – центральный зал.
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
Очевидно, что для дальнейшего развития атомной энергетики при отсутствии решения о переработке или окончательном удалении отработавшего ядерного топлива из сферы человеческой деятельности, необходима рациональная и эффективная инфраструктура хранения ОЯТ.
Создание АЭС с реакторами нового типа и использованием ТВС нового поколения со значительным увеличением выгорания потребует проведение дополнительных исследований, связанных с определением минимального времени выдержки в мокрых хранилищах (обеспечение безопасности при транспортировании), а также определением допустимых безопасных сроков мокрого и сухого хранения ОЯТ.
При любом возможном сценарии развития атомной энергетики в России до начала радиохимической переработки и/или захоронении ОЯТ, хранение ОЯТ будет оставаться ее обязательным и необходимым условием [1].
Источник
Бассейны выдержки и мокрой перегрузки
Отработавшее четыре года топливо удаляется реактора.
Выгруженные из ядерного реактора отработавшие ТВС содержат внутри твэлов большое количество радиоактивных веществ (“осколков” деления урана). Сразу после выгрузки одна отработавшая ТВС содержит, в среднем, 0,3 миллиона кюри радиоактивных веществ, которые выделяют энергию 100 кВт. По мере выдержки отработавших ТВС в воде бассейна выдержки уменьшается их радиоактивность и мощность остаточных энерговыделений (см. табл. 2).
Если отработавшую ТВС вынуть из воды и оставить на воздухе без чехла, то она разогреется до температуры указанной в табл. 3.
Таблица 2 — Остаточное тепловыделение одной отработавшей ТВС (ОТВС) реактора ВВЭР-1000
| Продолжительность выдержки | Мощность тепловыделений, кВт |
| 3 месяца | |
| 6 месяцев | |
| 1 год | |
| 2 года | 2.8 |
| 3 года | 1.7 |
Таблица 3 — Температура на поверхности ОТВС при естественном воздушном охлаждении после различной выдержки в бассейне выдержки (БВ)
| Продолжительность выдержки в воде БВ | 3 мес. | 6 мес. | 1 год | 2 года | 3 года |
| Температура на поверхности ТВС, °С |
Установка отработавшей ТВС в закрытый чехол с водой практически не изменяет ее температуру относительно поверхности чехла, но закрытие ТВС в чехле с воздухом вызывает увеличение ее температуры примерно на величину, указанную в предыдущей таблице.
Извлечение одной ТВС из воды БВ лишает ее защитного слоя воды и создает большую мощность экспозиционной дозы гамма-излучения в реакторном зале до (60-100) рентген/час (на расстоянии от 40 до 20 метров), что недопустимо для безопасности работающего там персонала.
В связи с этим после отработки ТВС в реакторе она выдерживается в БВ в течение не менее 3-х лет. После этого срока ОТВС можно хранить и транспортировать при воздушном охлаждении.
Организация хранения отработавших ТВС в приреакторных бассейнах выдержки с последующей отправкой их на завод по регенерации или в долговременные отдельно стоящие хранилища — заключительный этап всей технологической схемы эксплуатации ядерного топлива на АЭС. Этот этап характеризует собой начало так называемого »послереакторного» цикла.
Так же бассейн выдержки и мокрой перегрузки предназначен для временной выгрузки не полностью выгоревших ТВС, которые затем будут возвращены в реактор, для размещения внутрикорпусного оборудования реактора и т.д.
Полный перечень назначения БВ выглядит следующим образом — БВ предназначен для выполнения следующих функций:
• проведения транспортно-технологических операций с ТВС при перегрузке реактора;
• размещения ТВС, не полностью использовавших свой топливный ресурс (при компоновке активной зоны реактора);
• размещения чехла со свежими ТВС для загрузки в реактор (рис. 9);
• загрузки свежих ТВС в реактор из чехла свежих ТВС;
• загрузки отработавших ТВС в транспортный контейнер ТК-13 (рис. 10) для последующей транспортировки их на узел отработавшего топлива;
• загрузки и хранения ТВС, имеющих неплотные твэл в гермопеналы ПО 2-2-2 (рис. 11);
• загрузки гермопеналов (ПО 2-2-2,) с негерметичными ТВС в контейнер для гермопеналов (рис. 12) для последующей транспортировки их на узел отработавшего топлива;
• выгрузки и хранения отработавших ТВС;
• размещения транспортного контейнера для загрузки отработавших ТВС;
• проведения контроля герметичности оболочки (КГО) ТВС, отработавших в реакторе (рис. 13).
Рис. 9 — Чехол свежего топлива (вместимость 18 ТВС)
1 — крышка; 2- корпус чехла
Рис. 10 – Транспортный контейнер ТК-13 (ТУК13-В) для транспортировки ОТВС (вместимость 12 ТВС)
Рис. 11 – Пенал для негерметичных ТВС (гермопенал) ПО 2-2-2 (вместимость одна ТВС)
Рис. 12 – Контейнер для транспортировки гермопеналов с негерметичными ОТВС (вместимость 18 гермопеналов ПО2-2-2)
Рис. 13 – Механическая часть системы КГО ОТВС (в каждом пенале СОДС может размещаться одна ТВС)
Бассейн выдержки (БВ) располагается в центральном зале герметичной части РО. БВ примыкает непосредственно к шахте реактора, соединен с ней транспортно-технологическим каналом для проноса топливной сборки.
Функционирование БВ обеспечивается системами: заполнения, расхолаживания, очистки вод и опорожнения.
Бассейн выдержки ВВЭР-1000 с РУ В-320 состоит из четырех отсеков: три отсека TG21B01-03 под установку ТВС и герметичных пеналов, и гнездо универсальное TG21B04. Охлаждаемыми выполнены только кассетные отсеки БВ TG21B01-03 (рис. 7, 14).
Разделение БВ на три кассетных отсека дает возможность проводить ремонтные работы в одном из них при размещении отработанных кассет в других с осушением ремонтируемого отсека.
В отсеках TG21B01-03 располагаются стеллажи для одноярусного хранения отработанного топлива (ОТВС). Стеллажи выполнены из шести отдельных секций, каждая из которых состоит из двух дистанционирующих плит и одной (нижней) — несущей. Несущая плита установлена на опоры, расположенные на днище бассейна, а дистанционирующие плиты устанавливаются на опорные стойки, закрепленные на несущей плите. Конструкция стеллажей разработана с учетом нагрузок, вызванных максимальным расчетным землетрясением 9 баллов по шкале MSK-64. Конструкция стеллажей обеспечивает:
• вертикальность установленных в нем сборок и герметичных пеналов (ПО 2-2-2);
• исключение механических повреждений наружных поверхностей сборок при их установке/извлечении из ячеек стеллажа;
• фиксацию в плане устанавливаемых в стеллаж топливных сборок и герметичных пеналов (захватные пальцы кассет и пробок герметичных пеналов располагаются по оси II-IV);
• надежное снятие остаточного тепловыделения отработанных ТВС, размещенных непосредственно в гнездах стеллажа или находящихся в герметичных пеналах;
• размещение ячеек по равностороннему треугольнику со стороной (400-600) мм, при котором подкритичность больше 0,05;
• положение кассет (непосредственно в ячейках стеллажа и в пеналах герметичных) на одном уровне.
Универсальное гнездо TG21B04, которое иногда еще называют контейнерным отсеком, используется для:
— установки чехла со свежими ТВС;
— чехла для пеналов герметичных ПО 2-2-2;
— специального транспортного контейнера ТК-13, рассчитанного под установку в него 12 ОТВС.
В отсеке TG21B03 кроме стеллажей для ТВС также установлена механическая часть системы контроля герметичности оболочек (КГО), которая состоит из четырех пеналов, импульсных линий и КИП (см. рис. 13).
Изначально суммарная емкость бассейна выдержки принята из возможности размещения в нем 2,5 активных зон реактора с учетом двухгодичной кампании топлива и аварийной выгрузки из реактора всех кассет активной зоны. Поэтому бассейны выдержки блоков 3-5 ЗАЭС рассчитаны на хранение 392 ТВС (367 ячеек под ТВС и 25 ячеек под пеналы) каждый.
При реконструкции стеллажей БВ блоков 1, 2 и 6 ЗАЭС был реализован принцип уплотненного хранения ОТВС в чехлах из борированной стали с меньшим шагом между кассетами (шаг 300 мм). В результате вместимость БВ повысилась до 613 ТВС (563 ячейки под ТВС и 50 ячеек под пеналы).
С целью обеспечения ядерной безопасности при хранении отработанного топлива в БВ во всех аварийных ситуациях концентрация РБК в воде поддерживается на уровне 16 гр/дм 3 .
В кассетных отсеках предусмотрено использование части ячеек под установку специальных герметичных пеналов типа ПО2-2-2 (например 25 шт. для блоков 3-5 ЗАЭС и 50 шт. для блока 1,2 и 6 ЗАЭС), которые предназначены для установки в них ТВС с большой степенью негерметичности, что исключает загрязнение воды БВ и выделение газов в воздух центрального зала.
Пенал рассчитан для хранения одной негерметичной ОТВС. Пенал представляет собой гильзу, внутренняя полость которой герметизируется при помощи специальной уплотняющей пробки. Внутри пенала имеются дистанционирующие решетки шестигранной формы, что позволяет устанавливать в них ТВС. Для обеспечения условий охлаждения кассеты, размещенной в пенале, в корпус пенала вмонтированы охлаждающие трубки.
Системы вентиляции TL49 и TL21 работают в паре и по проекту образуют так называемую »воздушную завесу», служащую для предотвращения попадания испаряющихся с поверхности БВ радиоактивных паров в центральный зал РО.
Удаляемый воздух перед выбросом в венттрубу проходит очистку и дозиметрический контроль по содержанию в нем радиоактивных аэрозолей и ионов.
Для перегрузки ТВС используется перегрузочная машина типа МПС-В-1000.
Перегрузочная машина состоит из моста, перемещающегося над реактором и БВ, и установленной на нем передвижной тележки с рабочей штангой и специальными приспособлениями для телевизионного контроля (рис. 15).
В плане перемещения моста и тележки осуществляются во взаимно перпендикулярных направлениях, что обеспечивает автоматический и дистанционный выход ПМ на заданную координату в активной зоне реактора или бассейне выдержки (рис. 16).
Бассейн выдержки может быть отделен от шахтного объема специальным гидрозатвором плоским скользящим (см. рис. 17), который обычно называют шандорой.
Собственно шандора — это подъемное полотнище, представляющее из себя плиту толщиной 40 мм, окантованную с боков опорными стойками и обвязками снизу и сверху. Уплотнение шандоры осуществляется резиновым шнуром специального профиля, закрепленным на боковых стойках и нижней обвязке прижимными планками.
Аналогичными шандорами отсекаются от общего объема универсальное гнездо TG21B04 и кассетный отсек TG21B02. Снятие шандоры разрешается только при равных уровнях в соседних отсеках.
Во избежание вывода из циркуляции воды при аварии с разрывом 1 контура из-за ее паразитного накопления в БВ перед пуском энергоблока после перегрузки шандора, разделяющая БВ и шахтный объем, должна быть снята.
Рис. 14 — Общее устройство бассейна выдержки
1 — секции стеллажа под установку ТВС;
2 — ячейки под установку ТВС;
3 — пеналы системы определения дефектных сборок (СОДС);
4 — универсальное гнездо TG21В04.
Рис. 15 — Машина перегрузочная типа МПС-В-1000
Рис. 16 — Машина перегрузочная типа МПС-В-1000 (вид в плане)
Рис. 17 — Гидрозатвор плоский скользящий (всего на блоке три шт.)
Источник