Главная страница  |  Описание сайта  |  Контакты
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ НАТРИЕВОГО ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ НАТРИЕВОГО ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ НАТРИЕВОГО ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Патент Российской Федерации
Суть изобретения: Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано при снятии с эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах. Изобретение позволяет сократить количество отходов и повторно использовать отработавший ресурс натрий, обеспечив при этом безопасность процесса с минимумом энергетических затрат и облучения персонала. Данный результат достигается тем, что натриевый теплоноситель непосредственно в контуре реактора очищают от всех радиационно опасных нуклидов и неактивных примесей до уровней ниже контрольных. Затем натрий удаляют из контура в емкости с инертной атмосферой и после выдержки используют в качестве теплоносителя ядерных энергетических установок либо в промышленности. 4 з.п. ф-лы, 1 табл.
Поиск по сайту

1. С помощью поисковых систем

   С помощью Google:    

2. Экспресс-поиск по номеру патента


введите номер патента (7 цифр)

3. По номеру патента и году публикации

2000000 ... 2099999   (1994-1997 гг.)

2100000 ... 2199999   (1997-2003 гг.)
Номер патента: 2123732
Класс(ы) патента: G21F9/04, G21C19/31
Номер заявки: 97107523/25
Дата подачи заявки: 05.05.1997
Дата публикации: 20.12.1998
Заявитель(и): Государственный научный центр Российской Федерации Научно- исследовательский институт атомных реакторов
Автор(ы): Поляков В.И.; Штында Ю.Е.
Патентообладатель(и): Государственный научный центр Российской Федерации Научно- исследовательский институт атомных реакторов
Описание изобретения: Способ переработки натриевого теплоносителя ядерного реактора относится к ядерной энергетике, в частности, к переработке радиоактивного натрия при снятии с эксплуатации АЭС с реакторами на быстрых нейтронах (БН-реакторы). Натриевый теплоноситель первого контура БН-реакторов (БН-600, БН-350, PHENIX, SUPERPHENIX, PFR, FFTF, MONJU и др.) обладает высокой наведенной активностью - Na-22, высокой активностью долгоживущих продуктов деления и коррозии - Cs-137, Cs-134, Sb-125, Mn-54, Co-60, Ag-110m, Zn-65, Ru-106, Ce-144, H-3, загрязнен ядерным топливом, а также пожаро- и взрывоопасен. Масса радиоактивного натрия в первом контуре реакторных установок составляет от 22 т (БОР-60) до 3300 т (SUPERPHENIX), и его перевод в безопасные формы после окончательной остановки реактора требует длительных и дорогостоящих процедур.
Переработка отработавшего натриевого теплоносителя - это последовательность методов и операций, обеспечивающих его удаление из контура реактора с соблюдением требований радиационной безопасности (минимальное облучение персонала) и перевод в химическое состояние, пригодное для утилизации или безопасного хранения (захоронения). Известные технологии переработки предполагают первоначально сливать натрий из контура реактора с последующей химической его переработкой в специальных цехах в пожаробезопасные радиоактивные отходы (РАО).
Известен способ переработки радиоактивного натрия ядерных реакторов в гидроокись натрия - NOAH, освоенный в промышленном масштабе ["Способ и установка для превращения натрия в гидрокись натрия". Заявка Франции N 2598248 G 21 C 19/30. Публ. 87.11.06.(ИСМ N 7, 1988 г. с.12)]. Радиоактивный натрий, слитый из контура реактора, передают в специальную установку, где осуществляют контролируемую экзотермическую реакцию: напорную струю водного раствора из сопла направляют на инжекционную головку, через которую через регулярные интервалы времени подают дозированные количества натрия. Затем проводят нейтрализацию щелочи кислотой, осушку, смешение соли с эпоксидной смолой и передают на хранение в качестве РАО.
Практическая реализация метода NOAH для обезвреживания натриевого теплоносителя реактора RAPSODIE выполнялась на установке DESORA и потребовала для уменьшения активности образующегося гидроксида очистки натрия от Cs-137 [C. Levilian and oth. "Experimental plant for treating contaminated sodium." Proc.of Fourth Inter. Confer. on Liquid Metal Eng. and techn. Avingon, Paris Press, 1988, v. 1, p.313]. Натриевый теплоноситель был слит из контура реактора в дренажные баки, затем на специально смонтированном стенде с ловушкой цезия частично очищен от Cs-137, а затем перелит из дренажного бака во внешний бак, из которого осуществляли впрыскивание жидкого натрия через сопла порциями по 1,5 см3 с расходом 25-40 кг/ч под давлением 300 бар при 350oC в реакционный сосуд с водой. Образующийся в реакционном сосуде водород через конденсатор и фильтры сбрасывали в трубу. Установка оснащена разрывной мембраной, компьютеризированным автоматическим контролем и управляется тремя операторами. В результате переработки 37 т натрия 1 контура было получено 64 т NaOH растворенных в 150 т воды, содержащих 220 ГБк Cs-137, 50 ГБкNa-22 и 10 ГБк трития. После нейтрализации раствора кислотой получено для переработки и захоронения 94 т радиоактивной соли и 180 т радиоактивной воды.
NOAH - технологию предполагается также применить для обезвреживания 1500 т натриевого теплоносителя снятых с эксплуатации реакторов PFR и KNK-II, на что UKAEA выделил 17 млн. фунтов стерлингов [NNC in view. Issue 5, 1996]. При переработке будет получено свыше 12000 т РАО (не считая оборудования стендов). Таким образом, этот способ позволяет перевести натриевый теплоноситель в химически неактивные формы, но создает большую массу подлежащих хранению радиоактивных отходов, что делает его неэкологичным. Экономические затраты на переработку, реагенты и, особенно, хранение радиоактивных отходов очень высоки.
В России в лабораторном масштабе изучались методы переработки радиоактивного натрия диспергированием в инертном носителе с последующим газофазным окислением смесью углекислого газа с кислородом (водой, или диоксидом марганца при 360oC) и с последующим отверждением, чтобы щелочной компонент находился в твердом продукте переработки в связанном состоянии (глины, молотые шлаки, каолин) [О.В.Старков и др. "Исследование обезвреживания и утилизации радиоактивных отходов натриевого теплоносителя быстрых реакторов." Сборник тезисов докладов межотраслевой конференции "Теплофизика-91", Обнинск, 1993, с.207-210.]. По другой технологии продукты реакции переводили в геоцементный камень состава Na2O·Al2O3·(2-4)SiO2·nH2O [Э.В. Коновалов и др. "Экологически безопасная локализация отходов радиоактивных щелочных металлов.", Атомная энергия, т.70, вып.5, с.307-309, 1991 г.]. Масса камня, подлежащего захоронению, в 7-10 раз превышает массу перерабатываемого натрия.
Известны и другие способы переработки натрия из отдельных элементов оборудования ядерных реакторов:
- дистилляционный - (MEDEC-процесс, разработанный в США; MEDEC = Melt + Drain + Evaporate + Calcine) [C.S. Abrams and oth. "Development of disposal method and burial criteria for radioactive sodium wastes." Proc. of LIMET-84, v.2, p.l65-170],
- парогазовый [K.Bohnel, D.Hanke, K.Ch. Stade "Washing sodium contaminated component at KNK II. "Report on G6 meeting at Phenix Power station, 1995],
- отмывка спиртами, их водными растворами и смесями [С.Н.Скоморохова и др. "Исследование и разработка технологии процесса отмывки оборудования ЯЭУ от щелочного металла составами на основе бутилцеллозольва." Сборник тезисов докладов межотраслевой конференции "Теплофизика-91", Обнинск, 1993, с.211-212.],
- растворение водой под вакуумом [Ю.М.Симановский и др. "Разработка и совершенствование технологии отмывки оборудования от остатков натриевого теплоносителя". Сборник тезисов докладов межотраслевой конференции "Теплофизика-91", Обнинск, 1993, с.201-203].
Основной недостаток дистилляционного метода - высокая стоимость и непригодность для больших масс натрия. Недостатки остальных методов - большая масса радиоактивных отходов, трудоемкость, негарантированная безопасность процедур (например, при отмывке от натрия дренажного бака реактора RAPSODIE с помощью тяжелого спирта произошел взрыв с гибелью оператора ["Information about the mach 31st 1994 Accident in Cadarache." Progress in liquid metal fast reactor technology. Proc. of the 28th meeting of Intern. Work. Group on Fast Reactors. Vienna 9-11 May 1995]).
Известны предложения использовать натриевый теплоноситель снимаемых с эксплуатации ядерных реакторов во вновь строящихся: натриевый теплоноситель удаляют из контура реактора, очищают от Cs-137 до уровня активности Na-22, фильтруют при низкой температуре, транспортируют и используют в новом БН-реакторе [О. В. Старков и др. "Исследования обезвреживания и утилизации радиоактивных отходов натриевого теплоносителя быстрых реакторов". Сб.тезисов докладов межотраслевой конференции "Теплофизика-91", Обнинск, 1993, c.207-210] . Прямое использование этой идеи невозможно, т.к. суммарная активность радионуклидов в натрии в миллион раз превышает пороговый уровень по классификации радиоактивных источников, и очистка натрия от Cs-137 примерно в 10 раз не позволит обеспечить выполнение требований по безопасности населения при транспортировке взрывоопасного и радиоактивного натрия к БН-реактору и по радиационной безопасности персонала реакторной установки на стадии пусконаладочных работ.
Частичная реализация такого способа (до стадии извлечения в ловушку примерно 95% Cs-137, но с последующей переработкой натрия в РАО) испытана на реакторе RAPSODIE. [N. Hanebeck et al., "The development of Cesium Traps for Commercial Sodium-Cooled Fast Breeder Reactors".- In: "Fission and Corrosion Products Behaviour in Primary Circuits of LMFBR's". Proc. of an IAEA Specialist's Meeting IWGFR. Karsruhe, FRG, May 5-8, 1987. Editors: H.Feuerstein, A.W.Thorley. Kernforschungszentrum. Karlsruhe. P.187-190.].
Данный способ выбран в качестве прототипа.
Натриевый теплоноситель (примерно 40 т) был слит из контура реактора в дренажные баки, затем на специальном стенде был прокачан при температуре 200oC с расходом 1 м3/ч через ловушку, заполненную графитовым материалом RVC (объем - 2.5 л, вес в защите 630 кг), и фильтр-ловушку (размер пор 25 мкм, площадь фильтрации 0.37 м2, вес в защите 160 кг). В результате активность Cs-137 была снижена от 103 до 8.3 кБк/г при активности Na-22 5.7 кБк/г. Затем натрий перелили из дренажного бака во "внешний" бак через цезиевую ловушку N 2 при температуре 130oC с расходом 100 л/ч, и при этом активность Cs-137 снижена до уровня "примерно в 2 раза ниже Na-22". Затем весь натрий был переработан в щелочь по технологии NOAH.
Способ продемонстрировал возможность уменьшения объема высокоактивных отходов, но не обеспечил утилизации натрия. Невысокий коэффициент очистки натрия от цезия ловушкой N 2 (в 2.9 раза, а первой - в 12.4) подтверждает невозможность оптимизировать технологию процесса в условиях стенда и довести натрий до кондиции, приемлемой для транспортировки и повторного использования.
Заявляемый способ переработки натриевого теплоносителя ядерного реактора соответствует экологическим требованиям: он позволяет сократить количество радиоактивных отходов, повторно использовать отработавший ресурс материал (натрий), обеспечить безопасность процесса, минимум энергетических затрат и облучения персонала.
Поставленная цель достигается следующим образом.
Сначала непосредственно в контуре реактора натриевый теплоноситель очищают до контрольных уровней от всех радиационноопасных нуклидов и неактивных примесей. На последнем этапе работы реактора в активную зону устанавливают высокотемпературные никелевые ловушки для очистки от Мn-54 и Zn-65, затем с помощью холодных ловушек выполняют очистку от Sb-125, Со-60, Н-З и неактивных примесей, затем низкотемпературными графитовыми удаляют Cs-137 и Cs-134, а металлокерамическими - топливные частицы. Необходимая степень очистки определяется достижением контрольных уровней (по определению "Норм радиационной безопасности" (НРБ-96) это "уровни, устанавливаемые администрацией и Госсанэпиднадзором для закрепления достигнутого уровня радиационной безопасности"), которые соответствуют требованиям обеспечения радиационной безопасности в процессе последующего хранения и использования натрия. Практически очистку от радионуклидов проводят до уровней, когда их активность в течение всего срока обращения с натрием будет ниже активности Na-22 (утилизация в качестве теплоносителя ядерного реактора) или до уровней, при которых радиоактивные вещества освобождаются от регламентации Нормами радиационной безопасности (утилизация в промышленности). Затем очищенный от радиоактивных примесей натрий удаляют из первого контура в емкости (баки) с инертной атмосферой, замораживают и герметизируют. Натрий выдерживают в емкостях в течение срока, рассчитываемого из условий обеспечения радиационной безопасности :
- при утилизации в промышленности - более 25 лет,
- при утилизации в ядерной энергетике - более 10 лет.
Химически чистый и нерадиоактивный натрий передают для утилизации - использования в химической промышленности, энергетике или для других нужд.
Заявляемый способ переработки натриевого теплоносителя ядерного реактора позволит:
- вернуть для промышленных нужд натрий высокой чистоты,
- в сотни раз сократить объем РАО (вместо тысяч тонн солей натрия и жидких РАО - только компактные радионуклидные ловушки),
- обеспечить низкую стоимость,
- обеспечить безопасность,
- сократить облучение персонала в процессе переработки натрия.
Заявляемый способ, кроме того, комплексно решает проблему дезактивации натриевого теплоносителя и внутренних поверхностей в контуре, что обеспечивает радиационнобезопасное обращение с оборудованием снимаемого с эксплуатации ядерного реактора.
Эти преимущества способа достигаются за счет проведения всех основных процедур по удалению из теплоносителя радионуклидов непосредственно в первом контуре реактора штатным оборудованием и выбором эффективных технологий очистки. Необходимая глубокая очистка практически неосуществима вне контура реактора, т.к. стоимость стенда, обеспечивающего необходимые температуры, их градиенты, расходы натрия, будет сравнима со стоимостью контура реактора. Конструкция реакторной установки гарантирует безопасность процедур, отсутствует необходимость разработки цехов и транспортировки больших объемов радиоактивных отходов.
Возможность достижения глубокой очистки теплоносителя от радионуклидов подтверждается экспериментальными результатами ["Результаты исследований по повышению радиационной и экологической безопасности быстрых реакторов на БОР-60". - Авт.Гаджиев Г.И. и др. В сб. "Радиоэкологические проблемы в ядерной энергетике и при конверсии производства". Обнинский симпозиум XV Менделеевского съезда по общей и прикладной химии, 31 мая-5 июня 1993 г. Изд.: ГНЦ РФ ФЭИ, 1994 г. ч.1, стр 109-119; "Управление радиационным состоянием АЭС с реакторами на быстрых нейтронах". Авт. Поляков В.И. В сб. "Вопросы атомной науки и техники". Серия "Ядерная техника и технология".М.: ЦНИИатоминформ. Вып.1, стр. 60-66. 1990 г].
Для достижения поставленной цели - утилизации натриевого теплоносителя необходимо снизить активность самого натрия (нуклид Na-22) примерно на три порядка и в 2 - 5000 раз еще нескольких "радиационноопасных" нуклидов, что достигается естественным распадом и специализированными ловушками. К "радиационноопасным" нуклидам в соответствии с НРБ-96 относят такие, суммарная активность которых превышает 1 кБк (группа "А"), 10 кБк ("Б"), 1 МБк ("В"), 100 МБк ("Г"). В рассматриваемом случае радиационноопасными следует считать нуклиды:
- с удельной активностью в натрии, дающей существенный (свыше 10 %) вклад в дозу при дренаже, транспортных операциях, хранении, а также в аварийных ситуациях с проливами и горением натрия (Cs-137, Cs- 134, Zn-65, Sb-125),
- с активностью, превышающей уровень значимости по нормам радиационной безопасности на период после выдержки натрия (Cs-137, Sb-125, топливо),
- создающих после дренажа натрия около оборудования такую мощность дозы, что за время проведения работ по демонтажу лица из персонала могут получить дозу выше основного дозового предела (Mn-54, Co-60, Cs-137). Отсутствует необходимость очистки натриевого теплоносителя от нуклидов:
- с периодами полураспада менее 30 суток,
- с активностью и периодами полураспада меньше, чем у Na-22 (Ru-103, Ru-106, Ag-110m, Sb-124, Te-127m и др.),
- с длительными периодами полураспада, но удельная активность которых через 100 - 1000 лет будет ниже уровня регламентации Норм радиационной безопасности (Н-З, Ве-10, C-14, Cl-36, Ar-39, Ca-41),
- находящихся в основном в отложениях на оборудовании и вклад которых в дозу через несколько месяцев после остановки реактора незначителен (Zr-Nb-95, Ba-La-140, Sr-89, Sr-90, Y-91, Ce-141, Ce-144, Co-58).
Необходимая степень очистки натриевого теплоносителя от радиационноопасных нуклидов зависит от их исходной активности и сроков проведения демонтажных работ на реакторе и рассчитывается исходя из требований по обеспечению пределов дозы и/или радиоактивности нуклидов. В частности, при длительной отсрочке отпадает необходимость очистки от Mn-54, Co-60, Zn-65, Sb-125; а продолжительность выдержки очищенного натрия (более 25 лет) выбрана достаточной для распада активности от исходной в реакторах на быстрых нейтронах 10 - 50 кБк/г до граничной, регламентируемой по НРБ-96 удельной активности источника - 10 Бк/г.
Осуществление способа переработки радиоактивного натриевого теплоносителя рассмотрим на примере реактора БОР-60, срок работы которого ограничен 2000 г. На этапе подготовки к снятию реактора с эксплуатации определяются реальные уровни активности радионуклидов и степень необходимой очистки от них натрия, корректируются проекты специальных ловушек и технологические параметры процессов.
В таблице приведены результаты измерения удельной активности радионуклидов в натриевом теплоносителе и поверхностной на трубопроводах БОР-60 (январь 1997 г.) и результаты расчета необходимой степени снижения их активности для обеспечения требований радиационной безопасности при условии выполнения дренажа натрия и работ по демонтажу оборудования через 1 год после остановки реактора.
Масса натриевого теплоносителя в первом контуре реактора - 22 т. Его переработка включает следующие этапы.
1. Первый этап - удаление из натриевого теплоносителя непосредственно в первом контуре реактора радиационноопасных нуклидов.
1a. На последнем этапе эксплуатации реактора (за два года до остановки) в активную зону на границе с боковым экраном устанавливают радионуклидные ловушки, выполненные с габаритными размерами, соответствующими тепловыделяющим сборкам (ТВС), и с расположенной внутри тонкой фольгой из чистого никеля. Расчеты показали, что для удаления Mn-54 в ловушке должно находиться 6.25 м2 никелевой фольги при температуре 600oC, но конструктивные ограничения позволяют разместить в одной ловушке с габаритами ТВС 0.94 м2 и, следовательно, необходимо установить 7 ловушек. При работе реактора на мощности натриевый теплоноситель, прокачиваемый через активную зону, проходит также через никелевые ловушки. За счет эффективной очистки натрия от радионуклидов снижается поток их отложения на поверхности оборудования, а отложившиеся в более ранний период распадаются. Активность Mn-54 в натрии этими ловушками будет снижена в 6 раз и в 5.7 раз снизится его активность в отложениях на оборудовании за счет распада; активность Zn-65 будет снижена почти в 100 раз, Co-60 - в 1.3 раза.
1б. На пониженной мощности реактора натриевый теплоноситель прокачивают последовательно через две штатные холодные ловушки, в которых поддерживают температуру в зоне отстоя около 110oC. После прокачки через каждую ловушку более 10 объемов натрия первого контура активность Co-60 и Sb-125 будет снижена на 40% от активности в контуре, а также снижено содержание оксидов и других неактивных примесей до уровня требований "реакторной чистоты".
1в. На работающем реакторе в течение 30 - 40 дней перед остановкой натриевый теплоноситель прокачивают через ловушки, заполненные графитовым материалом для улавливания цезия. В соответствии с расчетами при температуре в ловушке 180oC снижение активности цезия в 3700 раз может быть достигнуто модифицированной стационарной системой реактора при увеличении в ней массы графитового материала (необходима масса 14 кг специального пористого графита типа "синтактическая пена" или 68 кг гранулированного графита типа РБМ или ГМЗ, а в штатной ловушке 13 кг гранул ГМЗ).
Высокая температура натрия в первом контуре позволяет обеспечить глубокую очистку не только натрия, но и поверхностей контура от цезия.
1г. Выполняют разгрузку реактора от топлива и за это время (3-5 месяцев) происходит дезактивация натриевого теплоносителя за счет естественного распада от Zr-Nb-95, Ba-La-140, Ru-103, Sb-124, Te-127m и др. В этот же период натриевый теплоноситель периодически прокачивают в режиме пульсирующего расхода через металлокерамические фильтры (размер пор 20 мкм, площадь фильтрации 2 кв. м), смонтированные внутри чехлов, аналогичных штатным ТВС, и установленные на место выгруженных ТВС. Температуру натрия в процессе очистки снижают от 300 до 110oC. На фильтрах происходит доочистка от цезия, частиц топлива, радионуклидов с низкой растворимостью.
2. Натрий первого контура переливают в подготовленные, очищенные емкости (баки) объемом 1 м3, с инертной атмосферой, охлаждают до замерзания и герметизируют от контакта с атмосферой заливкой сверху расплавленным парафином. Мощность дозы от баков с натрием составит 2м3в/ч, что позволяет их транспортировать и хранить с соблюдением требований радиационной безопасности.
3. Баки с натрием (22 штуки) передают на сухой охраняемый склад, где хранят расчетное время для распада короткоживущих нуклидов.
4. Химически чистый натрий (по содержанию всех примесей он соответствует требованиям "реакторной чистоты") через 10 лет хранения на складе транспортируют для использования на вновь построенную АЭС с БН-реактором (по прогнозам в 2020 - 2050 гг. ожидается расширенное их строительство). Возможен вариант иного использования натрия. После выдержки 28.8 лет натрий имеет удельную активность ниже уровня значимости по нормам радиационной безопасности (10 Бк/кг) и в соответствии с конъюнктурой он может быть продан для использования в качестве теплоносителя на солнечную электростанцию, в химическое производство (сода, удобрения и т.п.), для производства фотоэлементов или модифицированных сплавов.
Формула изобретения: 1. Способ переработки натриевого теплоносителя ядерного реактора, включающий удаление из контура и очистку от Cs-137, отличающийся тем, что натриевый теплоноситель непосредственно в контуре очищают от всех радиационно опасных нуклидов и неактивных примесей до уровней ниже контрольных, после чего удаляют из контура в емкости с инертной атмосферой, герметизируют, выдерживают, а затем утилизируют.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что очистку натриевого теплоносителя от радиационно опасных нуклидов и неактивных примесей выполняют на последнем этапе работы реактора.
3. Способ по п.1, отличающийся тем, что очистку натриевого теплоносителя выполняют до контрольных уровней, при которых активность всех радиационно опасных нуклидов в течение всего срока обращения с натрием будет ниже активности Na-22, затем его выдерживают более 10 лет и утилизируют в качестве теплоносителя ядерного реактора.
4. Способ по п.1, отличающийся тем, что очистку натриевого теплоносителя выполняют до контрольных уровней, при которых радиоактивные вещества освобождаются от регламентации Нормами радиационной безопасности, выдерживают более 25 лет и затем утилизируют в промышленности.
5. Способ по п.1, отличающийся тем, что очистку натриевого теплоносителя до заданных уровней активности радионуклидов выполняют последовательно специализированными ловушками: от Mn-54 и Zn-65 - высокотемпературными никелевыми, от Sb-125, Co-60, H-3 и неактивных примесей - холодными, от Cs-137 и Cs-134 - низкотемпературными графитовыми, от частиц топлива-металлокерамическими.