Эксперименты для обоснования пожаро-и взрывобезопасности при обращении с ОЯТ реакторов РБМК-1000

 

С.В. Амосов, А.Ю.Лещенко (ООО «НПФ «Сосны»), В.Г. Теплов, П.А. Ильин (ОАО «ГНЦ НИИАР»)

Х Российская конференция по реакторному материаловедению, Димитровград, 27-31 мая 2013 г.

PDF версия

Введение

На АЭС с реакторами РБМК-1000 к настоящему времени накоплено большое количество ОЯТ. Основным способом обращения с ОЯТ РБМК 1000 признан перевод на сухое хранение с вывозом в централизованное хранилище на ГХК. Данное решение проработано для кондиционных ОТВС, т.е. пригодных для длительного сухого хранения. Способы обращения с некондиционными ОТВС в настоящее время разрабатываются. Одним из путем решения проблемы обращения с некондиционным ОЯТ является его переработка на заводе РТ-1 ФГУП «ПО «Маяк».
В 2010 году ГК «Росатом» инициировала работу по теме «Обеспечение безопасного обращения с отработавшим ядерным топливом реакторов РБМК. Обоснование переработки». Данный проект предусматривал подготовку к регулярным перевозкам некондиционных ОТВС РБМК на переработку.
Перевозка некондиционных (в основном, негерметичных) ОТВС РБМК-1000 была осуществлена в герметичных по газу и по воде ампулах в составе контейнера ТУК-11. В процессе временного хранения и транспортирования неосушенных ОТВС РБМК-1000 в контейнере ТУК-11 возникает опасность накопления продуктов радиолиза, в частности, водорода.
Для организации вывоза некондиционных ОТВС расчетными методами была обоснована пожаро- и взрывобезопасность временного хранения и транспортирования негерметичных ОТВС РБМК-1000 в ТУК-11 без предварительной осушки. Целью данной работы являлось определение кинетики накопления водорода в условиях, моделирующих транспортирование ОТВС РБМК-1000 с водой, находящейся под оболочками негерметичных твэлов, для верификации математических моделей образования радиолитического водорода в герметичных ампулах с ОТВС РБМК-1000.

Объекты исследования

Для проведения в условиях защитных камер экспериментов по определению кинетики накопления водорода в герметичных ампулах, содержащих негерметичные твэлы РБМК-1000 с водой под оболочкой, были отобраны твэлы, параметры которых обеспечивали консервативность оценки кинетики накопления водорода.
Предполагаемые к перевозке и переработке ОТВС РБМК-1000 имеют обогащение 2,0 – 2,4%. С точки зрения радиационной безопасности, при перевозке и переработке ОТВС выдержка должна составлять не менее 10 лет. С точки зрения рентабельности переработки ОЯТ выгорание топлива не должно превышать 24 МВт•сут/кгU.
Выбор твэлов с максимальным выгоранием и минимальным сроком выдержки в указанных пределах обеспечивает максимальную радиационную нагрузку на воду, а следовательно, обеспечивает консерватизм по выходу продуктов радиолиза.
Таким образом, для проведения эксперимента было выбрано четыре твэла из ТВС РБМК-1000 с обогащением 2,4%, выгоранием топлива 24,0 МВт•сут/кгU и выдержкой около 10 лет на начало эксперимента. Перед установкой в ампулу у всех четырех твэлов были срезаны верхние заглушки.
Кинетику накопления водорода определяли при температуре защитной камеры (30–40°С) и при максимально возможной температуре газовой среды во время транспортирования ОТВС РБМК­1000 (80°С).

Экспериментальная установка

В состав оборудования для заполнения твэлов водой и моделирования условий транспортирования ОЯТ РБМК входят следующие основные компоненты:
– ампула для размещения твэлов;
– вспомогательная система для подготовки ампулы к эксперименту;
– система пробоотбора.
Свободный объем негерметичного твэла после эксплуатации и хранения в БВ может быть полностью заполнен водой. Для того чтобы это смоделировать, ампулу с твэлами заполняли водой после предварительного вакуумирования. Воду из свободного объема ампулы сливали под давлением аргона, что позволило создать в ампуле инертную атмосферу. После герметизации ампулы твэлы находились в среде аргона при давлении около 1 атм.
Принципиальная схема стенда для отбора проб приведена на рис. 1. Объем системы пробоотбора (включая пробоотборник) приблизительно в 100 раз меньше свободного объема в ампуле, что обеспечивает минимальное влияние пробоотбора на процессы в ампуле. Анализ состава проб газовой фазы из ампулы проводили на масс-спектрометре МИ-1201 по методике масс-спектрометрического анализа состава газов в твэлах.
Количество водорода в ампуле на момент пробоотбора определяется как
, (1)
где – количество водорода в ампуле, моль;
– свободный объем в ампуле, см3;
– объем системы пробоотбора, см3;
– молярный объем, см3/моль;
– объемная доля водорода в пробе, %;
– нормальное давление, кПа;
– нормальная температура, К;
– давление при пробоотборе, кПа;
– температура при пробоотборе, К.
При определении количества водорода, образовавшегося в результате радиолиза воды, учитывали уменьшение количества водорода в ампуле за счет пробоотбора по формуле
, (2)
где i – номер отбираемой пробы.
Относительная погрешность определения количества водорода в ампуле практически полностью определяется погрешностью масс-спектрометрического анализа состава газа и составляет не более 20,1% от измеренного значения в диапазоне концентрации до 0,1% об. и не более 10,1% от измеренного значения в диапазоне концентрации выше 0,1% об. Для поддержания в течение длительного времени температуры твэлов на уровне 80°С использовали внутрикамерный стенд сухого хранения (рис. 2).
После завершения эксперимента по изучению кинетики накопления водорода при температуре защитной камеры 30­40°С, у ампулы с твэлами РБМК-1000 вскрыли крышку. Из газосборников всех четырех твэлов с помощью шприца, оснащенного удлиняющей насадкой, удалили воду. После этого твэлы были перегружены из ампулы стенда моделирования перевозки ОЯТ РБМК в ампулу стенда сухого хранения. Твэлы в ампуле располагались вертикально газосборниками вверх. На ампулу герметично установили крышку. Погрешность регулирования температуры нагревательных элементов стенда сухого хранения (±4 °С) приводит к колебаниям давления внутри ампулы, что препятствует расчету количества газовой фазы в ампуле с твэлами.
В связи с этим был разработан способ расчета количества накопленного в ампуле водорода, основанный на возможности расчетного определения количества аргона в ампуле с твэлами при каждом отборе проб.
Количество аргона в ампуле на момент -го отбора пробы определяется как
, (3)
где – количество аргона в ампуле, моль;
– коэффициент пробоотбора.
Доля газа (коэффициент пробоотбора), остающегося в ампуле с твэлами после -го пробоотбора
, (4)
где – температура газа в ампуле, К;
– температура газа в системе пробоотбора, К;
– свободный объем в ампуле, см3 ( = 8548,3 см3);
– объем системы пробоотбора, см3 ( = 92,4 см3).
Количество аргона в ампуле на момент отбора пробы № 0 определяется как
, (5)
где – объемная доля аргона в пробе №0, %;
– давление при отборе пробы №0, Па;
– температура при отборе пробы №0, К.
Количество водорода в ампуле на момент i-го пробоотбора определяется как
, (6)
где – количество водорода в ампуле, моль;
– количество аргона в ампуле, моль;
– объемная доля водорода в пробе, %;
– объемная доля аргона в пробе, %;
Количество водорода, накопленного на момент i­го пробоотбора, определяется как
. (7)

Обсуждение результатов

Кинетика образования радиолитического водорода в ампуле с облученными негерметичными твэлами РБМК­1000 при температурах 30 и 80°С представлена на рис. 3.
Были выполнены оценочные расчеты скорости накопления водорода внутри герметичной ампулы с ПТ негерметичной ОТВС с параметрами:
– исходное обогащение по 235U 2%;
– выгорание 24,9 МВт*сут/кгU;
– выдержка 10 лет.
При расчете были использованы радиационные характеристики ОТВС с указанными выше параметрами, которые приведены в [1]. Температура оболочек твэлов и газа внутри ампулы принималась равной 80 С. Предполагалось, что внутренний объем негерметичного твэла полностью заполнен водой. В этом случае накопление водорода происходит за счет радиолиза водяного пара в газовом объеме ампулы под действием гамма-излучения и за счет радиолиза воды в негерметичном твэле под действием альфа-, бета- и гамма-излучения.
Для оценки скорости образования водорода в результате радиолиза воды или водяного пара использовалось соотношение [2]
(8)
где – скорость образования водорода, моль/с;
– первичный радиационный выход водорода, который составляет 0,45 и 8,0 молекул/100 эВ для воды и водяного пара соответственно [2];
NA – число Авогадро, NA=6,02•1023, молекул/моль;
E – поток энергии, поглощаемой водой или водяным паром, эВ/с.
Расчетная скорость накопления водорода составила 3,17•10-6 моль/час только за счет радиолиза воды внутри одного негерметичного твэла, а наибольшая скорость накопления для четырех твэлов в эксперименте при температуре 80°С без заполненного водой газосборника составляла 3,03•10 6 моль/час, т.е. в пересчете на один твэл в четыре раза меньше расчетного.
Расхождение между расчетом и экспериментом, по-видимому, объясняется отсутствием учета при моделировании следующих факторов:
– зависимость концентрации водорода в газовой фазе от его концентрации в жидкости (закон Генри);
– обратные химические реакции, протекающие в воде и приводящие к рекомбинации продуктов радиолиза с образованием молекул воды, например,
H2 + OH → H + H2O. (8)
Последняя реакция конкурирует с процессом удаления молекулярного водорода путем диффузии до границы раздела жидкой и газовой фаз и десорбции с поверхности воды в газовую фазу. Чем больше высота столба воды, тем больше вероятность реакции рекомбинации молекулярного водорода по сравнению с вероятностью удаления водорода из жидкой фазы, а высота твэла реактора РБМК-1000 составляет 3,64 м.
Не менее важным фактором, влияющим на снижение выхода радиолитического водорода, является протекание физико-химических процессов окисления-восстановления диоксида урана на границе контакта топлива с водой.
Образующиеся в процессе радиолиза оксиданты (в основном, перекись водорода H2O2, а также кислород O2 и свободные радикалы OH-) реагируют с U(IV) на поверхности топлива, формируя U(VI). При достижении стехиометрического состава U3O7 урановая матрица разрушается и растворяется в воде [3]. Этот процесс не уменьшает вероятность рекомбинации молекулярного водорода оксидантами. Перекись водорода вносит основной вклад (98-99%) в окисление диоксида урана по цепочке реакций
, (9)
, (10)
при этом также образуются радикалы гидроксила.
Однако многочисленные эксперименты выявили значительный эффект подавления процесса растворения топлива в присутствии молекулярного водорода [3,4].
Кроме реакций рекомбинации, возможны еще и другие механизмы: восстановление водородом растворенного U(VI) или U(VI) в твердой фазе на поверхности топлива. Было предположено, что восстановление твердой фазы урана может быть катализировано нанометровыми частицами благородных металлов, присутствующими в отработавшем топливе [5], по реакции
. (11)
Частицы благородных металлов, называемые -частицы, состоят из смеси металлических продуктов деления (Mo, Pd, Ru, Tc и Rh) [6]. Также возможна реакция между H2 и радиолитической перекисью водорода, скатализированая -частицами [7].
Тем не менее, в любом случае молекулярный водород потребляется на подавление процесса растворения топлива перекисью водорода. И еще один момент: наличие двух объемов воды внутри негерметичного твэла – вода в топливном столбе и вода в газосборнике. Радиолиз воды в газосборнике твэла протекает только под действием гамма-излучения топлива (пробег альфа- и бета-частиц в воде составляет ~0,04 мм и ~0,85 мм, соответственно, при высоте газосборника 170 мм), т.е. мощность поглощенной дозы для воды в газосборнике в несколько раз меньше, чем для воды в топливной части твэла, и концентрация водорода в воде газосборника всегда будет ниже.
Важное практическое замечание при обосновании безопасности транспортирования негерметичного топлива РБМК-1000: в том случае, если негерметичный твэл полностью заполнен водой, включая газосборник, скорость выхода водорода в газовый объем ампулы определяется условиями радиолиза воды в газосборнике под действием гамма-излучения и условиями массопереноса водорода между жидкой и газовой фазой. Альфа- и бета-излучение топлива негерметичного твэла практически не влияет на скорость накопления водорода в газовом объеме ампулы, а заполненный водой газосборник играет роль своеобразного «газового затвора». Это продемонстрировано различием скорости выхода водорода почти на порядок в экспериментах с заполненным водой газосборником и без, при том, что зависимость радиационного выхода водорода от температуры значительно слабее.

Заключение

Получены экспериментальные данные, позволяющие верифицировать расчетные модели для обоснования пожаро- и взрывобезопасности перевозки некондиционных ОТВС РБМК-1000 без предварительной осушки в герметичных ампулах.
Существенное расхождение между результатами расчетов и экспериментальными данными объясняется отсутствием учета при моделировании следующих факторов:
– зависимость концентрации водорода в газовой фазе от его концентрации в жидкости (закон Генри);
– обратные химические реакции, приводящие к рекомбинации продуктов радиолиза с образованием молекул воды.

Список используемой литературы

1 Радиационные характеристики облученного ядерного топлива: Справочник/ В.М. Колобашкин, П.М. Рубцов, П.А. Ружанский, В.Д. Сидоренко.– М.: Энергоатомиздат, 1983.
2 С.А. Кабакчи, Г.П. Булгакова. Радиационная химия в ядерном топливном цикле. – М.:РХТУ им. Д.И. Менделеева, 1997.
3 J. Bruno, E. Cera, M. Grivé, Experimental determination and chemical modeling of radyolitic processes at the spent fuel/water interface. SKB Technical Report TR-99-26, 1999, Svensk Kärnbränslehantering AB.
4 P. Carbol, J. Cobos-Sabate, J. P. Glatz, B. Grambow, B. Kienzler, A. Loida, A. Martinez, E. Valiente, V. Metz, J. Quiones, C. Ronchi, V. Rondinella, K. Spahiu, D. H. Wegen, T. Wiss, The effect of dissolved hydrogen on the dissolution of 233U doped UO2(s), high burn-up spent fuel and MOX fuel. SKB Technical Report TR-05-09, 2005, Svensk Kärnbränslehantering AB.
5 Cera E, Bruno, Duro L, Eriksen T E. Experimental determination and chemical modelling of radiolytic processes at the spent fuel/water interface. SKB Technical Report TR 06 07, Stockholm, 2006, Svensk Kärnbränslehantering AB.
6 Nilsson S., Jonsson M., On the catalytic effect of Pd(s) on the reduction of UO22+ with H2 in aqueous solution, J. Nucl. Mater., 2008, V. 374, P. 290-292.
7 Nilsson S, Jonsson M., On the catalytic effects of UO2(s) and Pd(s) on the reaction between H2O2 and H2 in aqueous solution, J. Nucl. Mater., 2008, V. 372. – P. 160-163.

Количество просмотров: 257

Перезвоните мне
Спасибо! Ваша сообщение отправлено, в ближайшее время мы свяжемся с Вами!