一种长期储存废核燃料的方法

摘要

一种长期储存核反应堆废核燃料的方法，其包括在将核反应堆的废核燃料组件放入钢罐以及用盖子密封钢罐之前，向所述钢罐内放入一种对废核燃料组件燃料元件外壳的材料、钢罐壳体材料、空气和水都不起化学作用的材料，将所述钢罐放入到加热设备中，加热所述钢罐及放入所述钢罐内的材料使得所述材料转换成液体状态，之后在钢罐内放入从核反应堆取出的废核燃料组件，其中所述废核燃料组件燃料元件的燃料部分要处于钢罐内的液态材料的水平面下，将所述废核燃料组件固定在这个位置，并用盖子将所述钢罐密封，之后将密封好的钢罐从加热设备中取出并装入用大气冷却的库房内。该技术方案能保证核反应堆的废核燃料组件长期安全地储存在用大气冷却的库房内，尤其是在自然的大气循环的条件下的库房内，还能保证在很高的安全水平下将废核燃料组件运送到处理工厂。

权利要求

1.一种用于长期储存核反应堆的废核燃料的方法，其包括：-将钢罐放置到一加热设备中的步骤，

-加热钢罐使得其中的铅转变为液态的步骤，

-从核反应堆移除的所述废核燃料组件被以废核燃料组件的燃料元件的燃料部分低于钢罐中的液态铅的液面的方式放置到钢罐中的步骤，-将所述废核燃料组件通过罐内和/或废核燃料组件格栅中的机械装置固定到上述被放置的位置并且对钢罐使用盖子进行气密性地密封的步骤，以及-将被气密性地密封的钢罐从加热设备中移除并且放置到一使用大气冷却的库房中的步骤。

2.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，所述用大气冷却的库房中设置有用于放置装有废核燃料组件的钢罐的凹穴，在每个所述凹穴上设有保护塞，所述方法进一步包括：在凹穴中装填装有废核燃料组件的钢罐之后封闭库房，并使库房内所述钢罐在大气自然循环的条件下进行冷却的步骤。

说明书

一种长期储存废核燃料的方法

技术领域

[0001] 本发明涉及核技术领域，尤其涉及一种长期安全储存核反应堆废核燃料的方法。

背景技术

[0002] 长期(十年)安全储存废核燃料(SNF)，尤其是核反应堆的废核燃料组件(SFA)是一项复杂的技术任务。这是因为含有废核燃料的燃料核裂变产物的放射性，以及在二次核燃料(钚)和在中子辐照初级核燃料时核反应堆(NR)运行过程中产生的次锕系元素(镎、镅、锔)的放射性使得在废核燃料组件中积累了很高的辐射势。

[0003] 在腐蚀、热效应、机械作用下会损坏主要安全屏障-燃料元件外壳，从而导致辐射泄漏及严重的放射生态后果。

[0004] 该任务的复杂性在于，废核燃料是一种无法消除的剩余能量源，所述能量源会随着时间逐渐减弱，但经过多年后依然需要组织散热，如果不散热的话会导致废核燃料的温度升高及燃料元件外壳密封性的丧失。

[0005] 目前广泛应用的长期储存废核燃料的方法为将废核燃料组件放入填满水的燃料池内，所述水可以消除废核燃料组件的剩余能量。因为燃料池中的水是放射性的，所以可以通过与外面的冷水进行热交换来实现其冷却。

[0006] 已知一些在燃料池中储存废核燃料的方法。

[0007] 例如，已知一种通过将顶部有孔并填充有除盐水的罐放置在含有除盐水的水池中储存废核燃料的方法。由于除盐水定期从独立的容器内输送到罐内和池中，罐中和池中的水位保持在孔边缘的下方。此外，在监测罐内的水位达到剩余能量最大值所允许的水位时应当定期向罐内送水(俄罗斯专利RU2403633,G21C19/06,G21F9/36,2010年)。

[0008] 还已知一种储存放射性材料的方法，包括：a)将容器浸入水中，所述容器具有顶部、底部，在容器壳体内有一个用于装水的腔，b)在位于水下的容器的腔内安装放射性材料，c)将浸没的容器升起，直到容器的顶部高出水池表面的水位，且容器的主体部分低于水池表面的水位，及d)当容器的顶部高出水池表面的水位时将水从容器的腔内排出，而容器的其他部分依然浸在水中(美国发明申请US2009069621,G21F5/005,2009)。

[0009] 已知一种用在废核燃料库房、核电站及回收废核燃料的工厂的方法。为将废核燃料长期储存在填满水并放置在悬挂搁栅顶棚下的水池中的罐中，所述罐的支撑部分安装在水池的底部，所述罐的顶端放置在搁栅顶棚下，间隙为100-150mm，罐的放置密度为在水池底面积上30-50个/平方米(俄罗斯专利RU2407083,G21C19/22,2010年)。

[0010] 使用这种储存废核燃料的方法实践表明，随着时间的推移，在腐蚀的作用下会使燃料池中装有废核燃料的容器或罐的密封性丧失，而且会对水造成放射性污染。

[0011] 为防止出现这种现象，最近开始采用“干式”储存废核燃料组件的方法，即当在燃料池中储存了一段时间(例如三年)并且剩余能量减弱后将其从燃料池中取出并放置在密封好的罐中，而所述罐放置在“干燥”的具有冷却空气的库房中。

[0012] 众所周知，福岛-1核电站事故是由于燃料池中水的冷却系统电源中断使得水蒸发，燃料元件过热，燃料元件的外壳破损，在锆与蒸汽的反应下生成了大量的氢气，放射性释放到环境中。

[0013] 考虑到这种情况，绕过燃料池中的“湿式”储存阶段，转换成“干式”储存废核燃料就是非常迫切的问题。

[0014] 已知在专利US 6802671,DE 3816195,US 5887042,US 8098790中描述了一些“干式”储存废核燃料的储存方法。

[0015] 已知一种运输和/或储存核材料的方法，其中所述核材料设置在位于金属框架上方的具有辐射防护的铅铸容器内(美国发明申请US2010183110,G21F5/008,2010年)。

[0016] 本发明包括至少一个辐射防护结构，所述辐射防护结构由至少一个金属框架组成，所述金属框架沿着纵轴方向延伸并被由浇铸在金属框架表面上的铅或一种铅合金制成的模块包裹着，而且所述金属框架安装有至少一个用于阻止由铅(或一种铅合金)浇铸的模块向纵向方向移动的元件。此外，所述金属框架沿着纵轴方向的至少一部分长度嵌入到由铅(或一种铅合金)浇铸的模块中，在优选实施例中为整个长度的模块。因此，在金属框架与铅(或一种铅合金)制的模块之间创建了可靠的机械连接，当包装箱自由落下时能使这两个元件在纵向上不会发生相对运动。

[0017] 还已知一种将废核燃料存储在对流冷却放置箱内的方法，其中将装有废燃料的套管放置在具有密封盖的金属容器内，而且所述金属容器的两侧和端部都设置有散热片，所述散热片同时也是间隔元件和阻尼元件。所述容器安装在具有空气流通间隙的放置箱的壳体内，而且所述容器的散热片与所述放置箱内部的底和侧表面接合。放置箱的壳体由外侧和内侧的金属壳构成，在内外侧金属壳之间的空间内填充有如耐火混凝土和/或中子吸收成分的防辐射材料。在外壳之间装有与内壳相切的钢筋散热元件，所述散热元件为一种带穿孔的金属板，所述金属板焊接到内壳上并与外壳紧密接触。在壳体底部设置有冷却的入口通道，在盖上设置有冷却的出口通道。当容器失去密封性时用螺塞封堵冷却通道(俄罗斯专利RU2231837,G21F5/008,2004年)。

[0018] 这种技术方案的缺点为当放置有废核燃料的套管的金属容器失去密封性时无法向环境排出放射性的可能性。

[0019] 一种“干式”储存核潜艇反应堆的废核燃料的方法与本发明最为接近，包括将作为堆芯组成部分的废抽出件从废核燃料中卸下来，并在其卸下后立即放置到密封钢罐的预先冷却的一个存储单元中，所述密封钢罐位于铅铋共晶合金液体内，所述铅铋共晶合金液体是预先在高于其熔点的温度下加热形成的。在所述钢罐的顶部安装有密封帽。在关闭加热系统、剩余的放热量减弱和凝固后，将装有废抽出件的共晶罐转移到长时间冷却的储存单元中，接下来可以存储3-5年或者更久。(兹罗德尼科夫，A.B.等人，处理核潜艇液态金属反应堆废核燃料的问题和方法。核能源大学通报——俄罗斯联邦国防部，奥布宁斯克：No.1，2007，16页)

[0020] 该方法的缺点为其应用范围非常有限——只能用于完全卸载下的核潜艇反应堆的在卸载时其所剩余的能耗功率非常低的堆芯，该堆芯由废抽出件组成。这是由以下两个因素所决定的：1)核潜艇所使用的反应堆主要是低功率的，2)核燃料的重新加载只在核潜艇修理厂进行，因此在反应堆关停后经过相当长的时间才会进行卸载。

[0021] 对于民用核电站的反应堆来说，由于反应堆运行所造成的剩余能耗的功率较大，基本上为额定功率，而且废核燃料卸载前的冷却时间短，因此这种卸载和储存废核燃料的方法不适用。由于这个原因，具有低熔点(123.5℃)的铅铋共晶合金不适合用作热传递介质，因此这种热传递介质将会长时间处于液体状态，而且不能作为额外的安全屏障。

[0022] 除此之外，依据现有标准文件，无法用这种储存方法将废核燃料运送到处理工厂。需要花费大力气来拆卸作为高强调核辐射危险源的堆芯。

发明内容

[0023] 本发明的任务为当在用大气冷却的，尤其是在大气自然循环下的库房中储存核反应堆的废核燃料组件时提高废核燃料长期储存的安全性。

[0024] 通过形成防止辐射泄漏到环境中的多重屏障来解决所提出的任务。加热废核燃料组件的钢罐，所述钢罐内填充有具有极高熔点的材料，所述材料对废核燃料组件燃料元件外壳的材料、钢罐壳体材料、空气和水都不起化学作用，将废核燃料组件放入密封的加热的钢罐内，在所述钢罐内的所述材料为液态，由此形成了多重保护屏障。在将所述钢罐从加热设备中取出之后将其放入“干燥的”用大气进行空气冷却的废核燃料库房。对废核燃料组件燃料元件外壳的材料、钢罐壳体材料、空气和水都不起化学作用的材料凝固后，在钢罐内形成了可防止辐射泄漏到环境中的多重保护屏障，确保废核燃料组件得以长期可靠安全的储存。所述钢罐也可以放在“干燥的”用空气自然循环来冷却的库房的坑穴内，或者放在对流冷却放置箱内，例如，根据专利RU 2231837的最接近的模拟装置制成的放置箱，在所述放置箱中可以将废核燃料组件运送到废核燃料处理工厂。

[0025] 由于所述钢罐的填充材料具有非常好的导热性，所以不会超过废核燃料的废核燃料组件外壳所允许的温度，甚至在自然大气循环的条件下也不会超过该温度，这提供了不限时间的被动散热。

具体实施方式

[0026] 一种长期安全储存废核燃料的方法如下。

[0027] 在将废核燃料组件从核反应堆中卸下之前，将装有散热片的钢罐放入加热设备内，所述钢罐提前填充有必要数量的对废核燃料组件燃料元件外壳的材料、钢罐壳体材料、空气和水都不起化学作用的材料，所述材料具有可接受的熔点及导热性，例如，铅。

[0028] 在加热设备释放出的热量作用下铅变成液态(熔点为327℃)。

[0029] 使用相应的设备将废核燃料组件从核反应堆中取出并将其放入罐内，放入的方式为燃料元件的燃料部分位于罐内液态铅的水平面下并通过罐内和/或废核燃料组件格栅中的机械装置固定在这个位置上。之后用盖子将罐密封上。

[0030] 接着将密封好的罐从加热设备内取出并放入“干燥”库房相应的凹穴内，所述库房在大气自然循环的状态下用大气冷却。浇铸在废核燃料组件上的材料凝固后形成多重保护屏障——每个废核燃料组件的燃料元件分别被铅层包裹着，整个废核燃料组件的周围也被位于钢罐壳体内壁与废核燃料组件之间的铅层包裹。

[0031] 然后在库房凹穴的孔上安装防护塞，在这之后重复所述操作过程。