CC BY
17
Модернизация корпуса контейнера для транспортировки и хранения
отработавшего ядерного топлива
И.Р. Шегельман, А. С. Васильев Петрозаводский государственный университет, Петрозаводск
Аннотация: Проведен системный анализ конструкций контейнеров для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива. Выявлена тенденция к их совершенствованию с использованием инновационного потенциала современных достижений науки и техники. На основе результатов системного анализа предложена модернизированная литая конструкция контейнера. В стенку корпуса влит нейтронно-защитный барьер из материала с температурой плавления выше температуры плавления материала корпуса и коэффициентом теплопроводности не меньшим, чем у материала литого корпуса. Барьер препятствует свободному пролету нейтронов в радиальных направлениях.
Ключевые слова: атомная энергетика, контейнер, отработавшее ядерное топливо, транспортировка и хранение.
Одной из составляющих поиска новых технических решений является всестороннее изучение рассматриваемого объекта техники - проведение системного анализа. Системный анализ позволяет выделить выраженную тенденцию к использованию инновационного потенциала современных достижений науки и техники к совершенствованию технологий в различных отраслях промышленности [1, 2]. Это положение в полной мере относится к атомной энергетике в целом и в частности к способам обращения с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) атомных электростанций [3-5].
Контейнеры для транспортировки и хранения ОЯТ, изготавливаемые из высокопрочного чугуна, имеют, как правило, цилиндрическую форму. Их внешний диаметр и высота могут доходить до нескольких метров, толщина стенок контейнера, может достигать нескольких десятков сантиметров. Эти особенности требуют повышения технологичности контейнеров для снижения трудоемкости работ при их изготовлении и сборке.
При анализе выявлены недостатки известных конструкций контейнеров. Например, недостатком контейнера [6] является сложность изготовления и монтажа дополнительного промежуточного слоя из секций со сквозными
отверстиями, заполняемыми материалом нейтронной защиты. Недостатком контейнера [7] является сложность монтажа элементов с высокой теплопроводностью, проходящих через материал для поглощения нейтронов при сборке контейнера. Недостатком контейнера [8] является высокая трудоемкость заполнения полости между обечайками и арматурой тяжелым бетоном, недостаточная теплопроводность бетона. Контейнер ТУК 141 [9, 10] для топлива с повышенным выгоранием сложен в изготовлении, отверстия для нейтронной защиты выполняются продольным глубоким сверлением корпуса со стороны дна в шахматном порядке и требуют высокой точности изготовления, а повышение активности топлива приводит к необходимости увеличения диаметра отверстий и соответственно толщины стенки корпуса.
При участии авторов предложена модернизированная конструкция контейнера, корпус которого выполняют литым с внутренним объемом под чехол из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом. В стенку корпуса влит нейтронно-защитный барьер из материала с температурой плавления выше температуры плавления материала литого корпуса. Этот барьер выполняют из чередующихся вставок, образующих сплошную стенку, препятствующую свободному пролету нейтронов в радиальных направлениях.
Благодаря тому, что нейтронно-защитный барьер установлен не по всей длине литого корпуса, обеспечивается целостность и прочность корпуса. Наличие перемычек металла между вставками на уровне донной части отливки корпуса обеспечивает прочность корпуса контейнера в его донной части. В качестве нейтронно-защитного материала может быть использован графит - материал который нашел широкое применение в реакторах на тепловых нейтронах в качестве замедлителя нейтронов. Боросодержащий
(борный) графит, графит с добавлением гадолиния, графит с добавками бора и гадолиния в общем объеме 0-10%.
В настоящее время преимущественное применение в качестве нейтронной защиты в корпусах контейнеров транспортно-упаковочных комплектов нашли твердые водородосодержащие материалы такие как полиэтилен, полипропилен.
Сравнительный анализ нейтронной защиты из полиэтилена и графита показывает, что чистый графит в 1,7 раза хуже замедляет нейтроны по сравнению с полиэтиленом, но с учетом добавок к графиту в виде бора и гадолиния его нейтронно-защитные способности будут возрастать, уменьшая разницу в эффективности по сравнению с полиэтиленом. К достоинствам графита относятся высокая прочность, хорошая податливость механической обработке, высокая теплопроводность и незначительное тепловое расширение. Его коэффициент теплопроводности существенно выше, чем у чугуна с шаровидным графитом из которого изготовлен корпус. Графит является хорошим проводником тепла, благодаря чему будет обеспечен хороший отвод тепла от внутренней поверхности корпуса к его наружной поверхности. Борированный графит имеет более совершенную структуру, повышенную прочность, лучшую способность поглощать нейтроны. Борный графит приготовляют из смеси графита и какого-либо соединения бора (В4С, В203 и др.). Лист из борного графита толщиной 2,5 см (с массовым содержанием бора до 4%) ослабляет плотность потока тепловых нейтронов в 400 раз [11]. В атомной технике гадолиний нашел применение для защиты от нейтронов, он обладает наивысшей способностью к захвату нейтронов из всех стабильных изотопов. Его сечение равно 46 000 барн. Из всех изотопов гадолиния наивысшей способностью к захвату нейтронов обладает его изотоп гадолиний-157 [12].
В корпус модернизированного контейнера устанавливают чехол. Чехол может быть установлен по посадке с натягом; соединен за счет усадки металла при остывании отливки корпуса контейнера, для чего чехол устанавливают в литейную форму в качестве стержня при изготовлении отливки корпуса контейнера. На дно контейнера устанавливают крышку, под которую предварительно помещают нейтронно-защитный материал. В каналах чехла устанавливают тепловыделяющие сборки, контейнер закрывают крышками, образующими два барьера герметичности, между крышками и размещают нейтронно-защитный материал.
Во время эксплуатации контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива тепло излучаемое тепловыделяющими сборками передается к внутренней поверхности контейнера под чехол и через нейтронно-защитный барьер к наружной поверхности корпуса и далее отводится в окружающую среду. При этом нейтронное излучение, испускаемое тепловыделяющими сборками будет задерживаться нейтронно-защитным барьером, состоящим из вставок, образующих сплошную стенку, препятствующую свободному пролету нейтронов в радиальных направлениях.
Реализован корпус контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива может быть следующим образом. Собирают литейную форму. Для этого устанавливают поддон. На поддон устанавливают стержень формирующий внутренний объем под чехол отливки корпуса. На поддон устанавливают нижний и верхний кокиль. На верхний кокиль сверху устанавливают крышку формы.
В литейную форму в качестве стержней устанавливают вставки из нейтронно-защитного материала, таким образом, чтобы сформировать сплошную стенку. Одним концом вставки выходят за пределы отливки корпуса и проходят через отверстия в крышке. Сверху на крышку
устанавливают груз, предотвращающий всплытие вставок вследствие действия выталкивающей силы при заполнении литейной формы расплавом металла. Литейную форму заполняют расплавом высокопрочного чугуна с шаровидным графитом. По мере остывания расплава металла нейтронно-защитный барьер, образуемый вставками, оказывается влитым в отливку корпуса.
Благодаря тому, что материал нейтронно-защитного барьера образует сплошную стенку на уровне, соответствующем внутреннему объему под чехол, в верхней и донной частях отливки обеспечивается ее целостность и прочность. Через донную часть проходят лишь утонченные части вставок, что обеспечивает наличие перемычек металла между ними и тем самым прочность отливки в ее донной части.
Температура плавления материала, из которого выполнен нейтронно-защитный барьер выше температуры плавления материала корпуса гарантирует то, что при изготовлении отливки корпуса контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива не произойдет расплавление материала, из которого изготовлен нейтронно-защитный барьер.
Благодаря тому, что в отливке корпуса контейнера установлен нейтронно-защитный барьер из материала с коэффициентом теплопроводности большим, чем у материала корпуса обеспечивается улучшенный отвод тепла от внутренней посадочной поверхности под чехол к его наружной поверхности, что ведет к снижению риска возникновения неконтролируемых ядерных реакций в результате перегрева тепловыделяющих сборок, загруженных в чехол контейнера.
Благодаря выполнению нейтронно-защитного барьера из материала с температурой плавления выше температуры плавления материала корпуса обеспечивается возможность залития этого барьера расплавом металла при
изготовлении отливки корпуса контейнера и размещение его в стенке отливаемого корпуса на этапе изготовления отливки.
Использование метода системного анализа позволило разложить рассматриваемый объект на составные элементы, проанализировать особенности технологического процесса его изготовления и найти потенциал совершенствования конструкции контейнера для перевозки и хранения отработавшего ядерного топлива и предложить инновационное решение для реализации этого потенциала.
Литература
1. Кудрявцев П.Г., Фиговский О.Л. Нанокомпозитные органоминеральные гибридные материалы // Инженерный вестник Дона. 2014. № 2. URL: ivdon.ru/ru/magazine/archive/n2y2014/2476.
2. Фиговский О.Л., Кудрявцев Н.П., Ольховик Е.О. Устройство для измерения магнитных характеристик ферромагнитных материалов при объемном напряженном состоянии // Инженерный вестник Дона. 2016. № 3. URL: ivdon.ru/ru/magazine/archive/n3y2016/3740.
3. Report urges fuller embrace of nuclear energy // CBS Interactive Inc. 2011. URL: cbsnews.com/news/report-urges-fuller-embrace-of-nuclear-energy/ (date of access: 26.08.2018).
4. Safer storage of spent nuclear fuel // Union of concerned scientists. Science for a healthy planet and safer world. URL: ucsusa.org/nuclear-power/nuclear-waste/safer-storage-of-spent-fuel#.W4wk_399iM8 (date of access: 26.08.2018).
5. An American Nuclear society // Center for Nuclear Science and technology information. URL: nuclearconnect.org/know-nuclear/technology/nuclear-waste (date of access: 26.08.2018).
6. Контейнер для транспортировки и хранения радиоактивных отходов АЭС. URL: ru-patent.info/20/50-54/2054205.html (дата обращения: 26.08.2018).
7. Контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива. URL: fips.ru/Archive/PAT/2009FULL/2009.02.27/D0C/RUNWC1/000/000/002/348/08 5/D0CUMENT.PDF (дата обращения: 26.08.2018).
8. Контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива. URL: ru-patent.info/20/80-84/2084975.html (дата обращения: 26.08.2018).
9. Программа развития контейнерных технологий обращения с ОТВС российских АЭС, как инструмент унификации решений по длительному хранению ОЯТ. С. 9. URL: 2015.atomexpo.ru/mediafiles/u/files/materials/6/Afonutin.pdf (дата обращения: 26.08.2018).
10. Информационный бюллетень. № 4. 2016. URL: sosny.bas-net.by/wp-content/blogs.dir/2/files/2017/03/bull_4_2016.pdf (дата обращения: 26.08.2018).
11. Защита от ионизирующих излучений. Источники ионизирующих излучений АЭС. URL: zinref.ru/000_uchebniki/05300_tehnika_bezopasnosti/010_00_00_voprosi_dozime tria_nosovski_1998/007.htm (дата обращения: 26.08.2018).
12. Справочник химика. Химия и химическая технология. Гадолиний. URL:
chem21.info/page/005059191229237063075030088004015245202249173107/ (дата обращения: 26.08.2018).
References
1. Kudryavcev P.G., Figovskij O.L. Inzenernyj vestnik Dona (Rus). 2014. № 2. URL: ivdon.ru/ru/magazine/archive/n2y2014/2476.
2. Figovskij O.L., Kudryavcev N.P., Ol'hovik E.O. Inzenernyj vestnik Dona (Rus). 2016. № 3. URL: ivdon.ru/ru/magazine/archive/n3y2016/3740.
3. Report urges fuller embrace of nuclear energy. CBS Interactive Inc. 2011. URL: cbsnews.com/news/report-urges-fuller-embrace-of-nuclear-energy/ (accessed 26/08/2018).
4. Safer storage of spent nuclear fuel. Union of concerned scientists. Science for a healthy planet and safer world. URL: ucsusa.org/nuclear-power/nuclear-waste/safer-storage-of-spent-fuel#.W4wk_399iM8 (accessed 26/08/2018).
5. An American Nuclear society. Center for Nuclear Science and technology information. URL: nuclearconnect.org/know-nuclear/technology/nuclear-waste (accessed 26/08/2018).
6. Kontejner dlya transportirovki i hraneniya radioaktivnyh othodov AEHS [Container for transportation and storage of radioactive waste of nuclear power plants]. URL: ru-patent.info/20/50-54/2054205.html (accessed 26/08/2018).
7. Kontejner dlya transportirovki i/ili hraneniya otrabotavshego yadernogo topliva [Container for transportation and / or storage of spent nuclear fuel]. URL: fips.ru/Archive/PAT/2009FULL/2009.02.27/D0C/RUNWC1/000/000/002/348/08 5/DOCUMENT.PDF (accessed 26/08/2018).
8. Kontejner dlya transportirovki i/ili hraneniya otrabotavshego yadernogo topliva [Container for transportation and / or storage of spent nuclear fuel]. URL: ru-patent.info/20/80-84/2084975.html (accessed 26/08/2018).
9. Programma razvitiya kontejnernyh tekhnologij obrashcheniya s OTVS rossijskih AEHS, kak instrument unifikacii reshenij po dlitel'nomu hraneniyu OYAT [The program of development of container technologies for handling SFA of Russian NPPs, as a tool for unifying solutions for long-term storage of SNF].
Pp. 9. URL: 2015.atomexpo.ru/mediafiles/u/files/materials/6/Afonutin.pdf (accessed 26/08/2018).
10. Informacionnyj byulleten' [Information Bulletin]. № 4. 2016. URL: sosny.bas-net.by/wp-content/blogs.dir/2/files/2017/03/bull_4_2016 .pdf (accessed 26/08/2018).
11. Zashchita ot ioniziruyushchih izluchenij. Istochniki ioniziruyushchih izluchenij AEHS [Protection against ionizing radiation. Sources of ionizing radiation from nuclear power plants]. URL: zinref.ru/000_uchebniki/05300_tehnika_bezopasnosti/010_00_00_voprosi_dozime tria_nosovski_1998/007.htm (accessed 26/08/2018).
12. Spravochnik himika. Himiya i himicheskaya tekhnologiya. Gadolinij [Handbook of the chemist. Chemistry and chemical technology. Gadolinium]. URL:
chem21.info/page/005059191229237063075030088004015245202249173107/ (accessed 26/08/2018).
