Контейнер для зберігання відходів, спосіб виготовлення такого контейнера та його застосування

Реферат: Винахід стосується контейнера для зберігання радіоактивних відходів, який придатний для тривалого, надійного захоронення відходів, з вологонепроникною, корозійностійкою графітовою матрицею та з відходами, вміщеними в металеву оболонку, яка вставляється в матрицю. Крім того, винахід стосується способу виготовлення такого контейнера. UA 105288 C2 (12) UA 105288 C2 UA 105288 C2 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 Цей винахід стосується контейнера для зберігання відходів, який придатний для тривалого, надійного заховання відходів, з вологонепроникною, корозійностійкою графітовою матрицею і, принаймні, з однією секцією, призначеною для відходів, яка вставляється в матрицю. Крім того, описується спосіб виготовлення контейнера та його застосування. Під терміном «відходи» розуміється будь-який вид відходів, переважно такий, який випускає радіоактивне випромінювання, тобто містить продукти ділення і розпаду. Це винахід, зокрема, може використовуватися для заховання високорадіоактивних відходів, так званих High Level Waste (HLW). До них відносяться, наприклад, будь-які відходи, які утворюються при регенерації відпрацьованих паливних елементів. Крім того, зокрема, відпрацьовані паливні елементи, які не пройшли регенерацію, класифікуються як HLW. В даний час тільки в Європі на складах проміжного зберігання знаходиться близько 8000 кубічних метрів HLW з установок для регенерації ядерного палива. Щороку кількість таких відходів збільшується приблизно на 280 кубічних метрів. Матеріали, що наявні в даний час, і способи для герметизації такого типу HLW-відходів до цих пір не придатні для тривалого заховання. При переробці відпрацьованих паливних елементів, наприклад, в ядерному реакторі на легкій воді з потужністю 1000 МегаВат електроенергії, щорічно утворюється близько 720 кг високорадіоактивних відходів. Після переробки відходи перетворяться в рідку форму, а перетворення їх в тверду форму зазвичай виконується за допомогою кальцинування. У гіршому разі значення теплоти, що виділяється при розпаді, і періоду напіврозпаду для окремих радіонуклідів можуть відрізнятися більш, ніж в 10 разів. Для того, щоб могильник для заховання радіоактивних відходів відповідав вимогам по розміщенню і зберіганню HLW, були розроблені ряд способів. Для того, щоб контейнери забезпечували надійне заховання HLW на дуже тривалий період часу, вони повинні відповідати вимогам відносно їх корозійностійкості, з тим, щоб, не дивлячись на радіоактивне випромінювання і температури понад 100 °C, додатково унеможливлювалося проникнення вологи і світла в результаті цієї корозії, обумовленої процесом радіолізу. Крім того, радіонукліди повинні мати, по можливості, низьку мобільність під час протікання процесів дифузії. В даний час розроблений спосіб для виготовлення склоблоків, що містять HLW. При цьому HLW, що надходять з установки для регенерації, переважно вплавляються в боросилікатне скло, і виготовлені склоблоки поміщаються в резервуар з високоякісної сталі і, таким чином, є брикетами з відходів (Waste Package). Склування HLW-блоків в більшості випадків вже виконується у виробничому масштабі. Для цього, зокрема, у Франції (Marcoule і La Hague), були побудовані промислові установки, які працюють з 1970 року. Зовнішні сталеві резервуари є як захистом від корозії, так і дифузійним бар'єром для радіонуклідів. Корозійна стійкість резервуару залежить, перш за все, від типу резервуару, наявної рідині та від радіолізу, який відбувається при температурі понад 100 °C. Небезпека для всіх компонент, оточених металевим резервуаром і які містять HLW полягає в тому, що металевий резервуар має обмежену корозійну стійкість. Цей недолік заснований на тому, що метали, які використовуються в даний час для виготовлення резервуарів, мають очікувану корозійну стійкість максимум близько 10.000 років. Отже, надійність герметизації радіоактивних відходів після закінчення цього періоду часу не гарантується. Окрім цього, утруднено відведення тепла, що виділяється при розпаді, з відомих контейнерів унаслідок їх низької теплопровідності. Способи, які передбачають нанесення покриття на дрібні частинки HLW, не слід опускати з вигляду. Вони залежать від складності умов виготовлення в режимі нагріву осередків при покритті агломерованих частинок відходів в установках з киплячим шаром, що пов'язане з 3 великою витратою газів-носіїв (до 20 м /год.), унаслідок складності і високої вартості процесу кондиціонування частинок. Крім того, додається дорогий процес знищення газу-носія. У Германії передбачено поміщати контейнери, наповнені HLW, в свердловини в соляних породах або в кавернах і потім герметизувати їх за допомогою соляної породи або соляного бетону. Проте, ця концепція до сьогоднішнього дня не дістала схвалення. Тому з 2002 року в Германії продовжується пошук можливих місць для заховання радіоактивних відходів. Сталеві резервуари, згідно рівню техніки, повинні бути як стійкими до утворення корозії, так і перешкоджати дифузії радіонуклідів з компонент, що містять HLW, таких, як, наприклад, склоблоки. Оскільки корозійна стійкість зовнішніх сталевих резервуарів, відповідно до сучасного рівня техніки, обмежується максимально 10.000 роками, надійна герметизація радіоактивних нуклідів 1 UA 105288 C2 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 довше за цей період часу не гарантується. Крім того, завдання винаходу полягає в створенні такого контейнера для зберігання відходів, який дозволяє забезпечити надійне заховання таких відходів протягом дуже тривалого періоду часу, виготовлення якого не вимагає великих витрат. Завдання вирішується за допомогою об’єктів винаходу відповідно до даної формули винаходу. У запропонованих у винаході контейнерах є матриця і вставлені в цю матрицю секції для відходів. У секціях для відходів переважно поміщаються відходи і спресовані елементи (наприклад, стрижні), які цілком оточені металевою оболонкою. Таким чином, в секціях для відходів поміщаються переважно відходи в металевій оболонці. Відходи можуть змішуватися зі зв'язуючою речовиною, якою переважно також є скло. Як неорганічна зв'язуюча речовина в матриці використовуються графіт та скло. Відходами можуть бути також особливо відпрацьовані паливні елементи. Під терміном ″відходи″ в цьому описі зазвичай розуміється суміш з декількох продуктів. Проте, відповідно до винаходу, це поняття включає також продукти, які складаються тільки з одного єдиного компоненту. Контейнер відрізняється зворотною обшивкою (дизайн). На відміну від контейнерів із склоблоками, що стали відомими, які поміщені в сталевий резервуар, відповідно до винаходу, секції для відходів вставляються в корозійностійкі, вологонепроникні герметичні графіто-скляні матриці (IGG Matrix). При цьому важливо, щоб зовнішній сталевий резервуар міг зрушуватися разом з металевою оболонкою для відходів у внутрішню зону контейнера, тому така конструкція називається «зворотним дизайном». Вимоги запобігання як корозії, так і дифузії радіоактивних нуклідів, виконуються відповідно до винаходу в цих контейнерах окремо. При цьому IGG-матриця переважно, по можливості, не має пір, і має високу щільність, яка близька до теоретичної щільності, і, тим самим, забезпечується її вологонепроникність та стійкість проти корозії. Внутрішня металева оболонка працює як дифузійний бар'єр. Оскільки, з одного боку, IGG-матриця має високу корозійну стійкість та, з іншого боку, металева оболонка для відходів у внутрішній зоні контейнера є цілою, будь-яке виділення радіоактивних нуклідів в біосферу з захованих контейнерів запобігається на дуже тривалий період часу (більше мільйона років). Для скріплення відходів відповідно до винаходу була розроблена герметична і корозійностійка графітова матриця з склом як неорганічний зв'язуючий засіб. Відомо, що графіт - це матеріал, який відрізняється високою корозійною стійкістю, а також стійкістю до опромінювання. Це підтверджує той факт, що в природі виявляється природний графіт, форма якого не міняється протягом мільйонів років. Частка графіту в матриці переважно складає від 60 до 90 ваг. %. Переважно, щоб як графіт використовувався природний графіт або синтетичний графіт або суміш обох компонентів. При цьому особливо переважно, щоб при використанні природного графіту частка природного графіту в запропонованому у винаході матеріалі для матриці складала від 60 ваг. % до 100 ваг. %, а при використанні синтетичного графіту частка синтетичного графіту складала від 0 ваг. % до 40 ваг. %. До синтетичного графіту відноситься також графітний порошок з електрографіту. Перевага природного графіту полягає в тому, що при його невисокій вартості зерно графіту на відміну від синтетичного графіту не має мікротріщин і може спресовуватися при середньому тиску у форми з приблизно теоретичною щільністю. У даному винаході як зв'язуюча речовина переважно використовується боросилікатне скло. Перевага боросилікатного скла полягає в його високій корозійній стійкості. Боросилікатне скло дуже стійке до дії хімікатів і високих температур. Хороша стійкість до хімічних дій, наприклад, до води і інших хімікатів пояснюється наявністю у цьому склі бору. Температуростійкість і нечутливість боросилікатного скла до різких коливань температури є наслідком його малого -6 -1 коефіцієнта теплового розширення, який складає приблизно 3,3x10 K . До поширених видів боросилікатного скла відносяться, наприклад, Duran®, Pyrex®, Ilmabon®, Simax ® Solidex® та Fiolax®. Крім того, зв'язуючі речовини, відповідно до даного винаходу, мають ту перевагу, що вони під час теплової обробки не утворюють газоподібних продуктів, які призводять до утворення пор в матриці. Це означає, що в неорганічних зв'язуючих речовинах не відбуваються процеси перетворення і тобто, не утворюються пори. Використовувана неорганічна зв'язуюча речовина має ту перевагу, що вона закриває пори, які, проте, можуть утворитися, що забезпечує високе значення вказаної щільності, непроникність для вологи і виключно високу корозійну стійкість. Переважно, частка використовуваної в матриці неорганічної зв'язуючої речовини, повинна 2 UA 105288 C2 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 складати до 40 ваг. %. Крім того, переважніше, щоб частка неорганічної зв'язуючої речовини, складала від 10 до 30 ваг. %, і переважніше, щоб її частка в матриці складала від 15 до 25 ваг. %. Доведено, що матриця, виконана таким чином, може служити як захист від корозії протягом дуже тривалого періоду часу. Спільно із запропонованою у винаході формою виконання секцій для відходів досягаються переважні характеристики контейнерів. Зокрема, матриця, головним чином, не має пор, а саме, має щільність, значення якої переважно знаходиться в діапазоні >99% теоретичній щільності. Важливо, щоб графітова матриця мала високу щільність, щоб в контейнер не могла проникнути волога. Це забезпечується, з одного боку, вибором матеріалу, а з іншого боку, процесом виготовлення. При поміщенні відходів, закритих в металеву оболонку, в IGG-матрицю, значно поліпшується відведення тепла, що виділяється при розпаді радіоактивних нуклідів, оскільки IGG-матриця володіє високою теплопровідністю. В принципі, відходи можуть мати будь-яку можливу форму. Для того, щоб по можливості, найефективніше використовувати об'єм контейнера, переважно, щоб вони мали циліндричну форму. Це виконується особливо в тому випадку, якщо контейнер переважно має форму шестигранної призми. Діаметр горловини контейнера переважно складає від 400 до 600 мм, а висота - переважно від 800 до 1200 мм. У такому шестикутному контейнері можна розмістити за тригонального розташування по 8 рядів 210 секцій для відходів у формі стрижнів. Для абсорбції нейтронів частина з них (5-10%) може бути зайнята стрижнями з абсорбентом. Як абсорбуючий матеріал можна використовувати B4C. IGG-матрицю можна виготовити за допомогою змішування початкових компонентів у формі порошку. Прес-порошок переважно виготовляється за допомогою змішування порошку графіту з порошком скла. Прес-порошок може містити допоміжні речовини, кількість яких може складати декілька відсотків по відношенню до всієї кількості порошку. Такими допоміжними речовинами можуть бути, наприклад, пресувальні допоміжні речовини, які можуть містити спирт. Порошок графіту використовується переважно з діаметром зерна