0?f*J. hrftrimftiij timm* ÚSTAV JADERNÉHO VÝZKUMU REZ. V. Sraier, B. Kortus, ři. ĎurSík

\l

C.Sf/0?f*J

ÚSTAV JADERNÉHO VÝZKUMU REZ

V. Sraier, B. Kortus, ři. ĎurSík SKLADOVACÍ VYHOŘELÝCH PALIVOVÝCH CLANK© Z LEHKOVODNÍCH REAKTOR© Report Řež, květen 1980

hrftriMftiiJ t i M M *

NUCLEAR RESEARCH INSTITUTE ŘEŽ - CZECHOSLOVAKIA INFORMATION CENTRE

V. šraier, В. Kortus, M. Ďurčík SKLADOVÁNÍ VYHOŘELÝCH PALIVOVÝCH ČLANK8 Z LEHKOVODNfCH REAKTORQ

DC 621.039.59

Skladování vyhořelých palivových článku z lehkovodních reaktoru Přehled současného stavu

Abstrakt Je uveden přehled o současnem stavu transportu vyhořelých palivových článků typu LWR, o jejich skladování ve vodních bazénech a v suchých skladech, o otázkách bez­ pečnosti, základních technologických údajích pro sklady s vodními bazény i o způso­ bech řešení těchto skladů.

Аннотация •13 ;TiTc.e игсчренк способы

транспорт..ровии облученньк теэлов легчоводных оеэнторов,

• ' V : ? H > .•.< хг.чтение э водных бассейнах и сухих хранилищах, обсундаютср еопоосы Ссзог>ас-'Сст,-, "р.-аедень' основные тсхнологичег.ние ^анн'!*» для хранилищ

с водными

бассейнами и способ решения этих хранилищ.

Abstract The ways of the transport of buint-up fuel elements of light-water reactors are reviewed, and their storing in pools and dry storages is described. The problems connected with safety are discussed. Th». basic technologic data for storages with pools and ways how the construction of these storages is being solved are givon.

©

Nuclear Research Institute - Rež near Prague - 1Э0О

OBSAH Str. 1. ČVOD

5

2. TRANSPORT VYHOŘELÝCH PALIVOVÝCH C L A N K 8

5

3. PŘEHLED Z P 8 S O B 8 SKLADOVANÝ

6

3.1 Palivové články jsou chlazeny vodou

6

3.1.1 Bazény u reaktoru

6

3.1.2 Nezávislá skladiště

8

3.2 Skladované palivové články jsou chlazeny vzduchem 3.2.1 Skladování nezapouzdřených palivových článků

9 10

3.2.2 Skladování zapouzdřených palivových článku

10

3.2.2.1 Skladování krátce chlazených palivových článku

10

J.2.2.2 Skladování déla chlazených palivových článků

10

4. SROVNANÍ R8ZNÝ*CH TYP0 S K L A D 8

12

5. BEZPEČNOST

12

6. TECHNICKÉ" PODKLADY PRO NÁVRH MOKRÉHO SKLADU VYHO&ELÝCH

16

PALIVOVÝCH CLANKS 6.1 Základní údaje

16

6.1.1 Základní charakteristiky palivových článku a transport-

16

nich kontejneru 6.1.2 Základní údaje o bazénech u jaderné elektrárny

17

6.1.3 Hustota uložení palivových článků ve skladu

17

6.2 Pracovní postupy

17

6.3 Popis hlavních částí skladu vyhořelých palivových článku

18

7. REALITA TECHNICKÉHO R E S E N Ý SKLADU VYHOŘELÝCH PALIVOVÝCH ČLA*NK8

22

8. ZÍVfiRY

25

9. LITERATURA

27

TABULKY

29

OBŘÍZKY

31

1. ÚVOD Podle původních představ o palivové* cyklu lehkovodních reaktoru /UíR/ milý být vyhořelé palivové.Slánky skladovány pouze krátce /15O-20O dní/ u reaktoru a pak me­ ly být regenerovány v centrálním regenerační* závodě. Ekonomické, politické a tech­ nické probémy regenerace paliva z LWR i nevyjasněnost v otázkách recyklace PU i li' nezastavily rozvoj výstavby jaderných reaktoru typu IMS. Tím však vyvstal nový pro­ blém, co s vyhořelým palivem, které se produkuje a které se bude produkovat, ve stá­ le větSích množstvích. Podle Hogroina' má být světová produkce vyhořelého paliva /bez ZST/ v roce 1985 kolem 6 OOO t U, v roce 1990 již 11 000 - 14 000 t U a v roce 2000 24 000 - *8 OOO t U. Celkové množství vyhořelého paliva jenom ze zemí EHS má v roce 2000 dosáhnout kolem 230 OOO t U. Tento stav by mohl koneckonců vést к sil­ nému omezení rozvoje jaderné energetiky а к odstavování jaderných reaktorů typu LHR, které jsou již v provozu. Světová praxe totiž aplikuje požadavek, že při povolovacím řízení pro výstavbu jaderných reaktorů musí provozovatel doložit, jakým způsobem bu­ de řešena likvidace radioaktivních odpadů, at již ve formě palivových článků nebo vysokoaktivních odpadů z jejich přepracování. Ve skladování vyhořelých palivových článků /PČ7 se vidí v současné době jediná cesta, která může vyřešit tuto kritic­ kou situaci, byt třeba dočasně, a umožnit dořešení problému spojených s koncem pali­ vového cyklu LMR. Dosud není jasno v otázce, zda by bylo možné využití skladování vyhořelých palivových článků ke konečné likvidaci radioaktivních /RA/ odpadů z LWR, protože chybí zkušenosti s chováním PČ při dlouhodobém skladování. Z hlediska ochrany životního prostředí se jeví výhodnější likvidace RA odpadů v solldlflkované formě po přepracování paliva. Trvalým skladováním vyhořelých PČ by se také ztrácely v nich obsažené zdroje energie /U, Pu/. I když je skladování PČ jedinou cestou, jak zajistit jejich izolaci od okolního prostředí, není to cesta levná. Investiční náklady pro samostatný skladovací bazén o kapacitě 500 t U /1 000 t U/ se ve střední Evropě odhadují na 200 - 250 3/kg U /150-200 SVkg U/ / 2 / a doba výstavby včetně projekce na 7-9 let. Předložená literární rešerše je založena především na pracích uvedených v retro­ spektivní rešerši služby "INIS" /rešerše č. 9040/ pro období 1973 - 1978 a na prů­ běžné rešerši téže služby až do č. 24 roku 1979 /rešerše č. CHP - A 2550/. Hlavní pozornost je věnována způsobům skladování vyhořelých PČ s krátkou nebo střední dobou skladování. Současný stav technického řešení skladu vyhořelých PČ je v závěru článku ilustrován na příkladu švédského projektu.

2. TRANSPORT VYHOŘELÝCH PALIVOVÝCH Č L Í N K 8 V této kapitole se budeme zabývat pouze transportem vyhořelých PČ v přeprav­ ních kontejnerech mezi jadernou elektrárnou /JE/ a nezávislým skladem. Přepravní ope­ race mezi JE a ekl__.,Ti u JE nevyžaduje totiž žádné zvláštní přepravní opatření. Přepravní kontejner musí především odstínit intenzívní gama a neutronové záření přepravovaných PČ a zajistit jejich dostatečné chlazení. Kontejner musí zachovat svou celistvost a těsnost za všech normálních okolností, hypotetických nehod, tak jak je to specifikováno v příslušných předpisech Mezinárodní agentury pro atomovou

5

energie /ИМЕ/ pro přepravník typu В , jejichž cílem je, aby přeprava byla možná při použití běžných a komerčně vyráběných vozidel bez speciální kontroly během tran­ sportu. Primární chlazení PČ muže být zabezpečováno vodou nebo vzduchem. Kontejnery s vodním chlazením jsou obvykle větší a těžší a jejich nevýhodou je, že vzhledem к zahřívání a rozkladu vody musí odolávat větším vnitřním tlakům, cel je též spojeno s nebezpečím ztráty chladivá. Na druhé straně nepotřebují žádné doplňkové stínění proti neutronovému záření a přepracované PČ jsou chlazeny na nižší teplotu. Vzduchem chlazené kontejnery jsou menší a lehcí, vyžadují však zvláštní odstínění neutronové­ ho záření. Transmise tepla z článku ke stěnám kontejneru a ze stěn do okolního vzdu­ chu probíhá velnou konvekcí chladicími žebry. Následkem méně účinného odvodu tepla je teplota přepravovaných palivových článku podstatně vyšší než u kontejneru chla­ zených vodou. Pre:to je nutno zajistit, aby před vyložením kontejneru v bazénu skladu vyhořelých PČ byly jak PČ,tak i vnitřek kontejneru postupně ochlazeny na nižší tep­ lotu. Z těchto dvou typů kontejneru není první zřetelně ekonomicky výhodnější než druhý. К odstínění záření gama se používá převážně olova nebo ochuzenéhc uranu. Toto stínění přispívá podstatnou měrou к hmotnosti kontejneru, která může dosáhnout až kolem 10O t. Kontejnery do hmotnosti 25 t mohou být přepravovány automobily normál­ ně, při hmotnosti 35 t ja nutné specifické povolení a kontejnery nad 35 t se přepra­ vují po železnici. Dodržování všech bezpečnostních předpisů při přepravě po železni­ ci by v podmínkách ČSSR natolik narušilo dopravní grafikon, že se tento druh přepra­ vy nepovažuje za reált /. Maximální odvod tepla u kontejnerů přepravovaných automo­ bily je 35 kW, kdežto u kontejnerů železničních 100 kw. Přehled hlavních parametrů západoevropských kontejnerů a kontejneru používaných v USA je uveden v pracích MAAE / 5 / a ERDA / 3 / . V práci Kondratěva /6/ jsou hlavní úda­ je o transportu PČ v SSSR a v zemích RVHP. Bohužel, v poslední práci chybí údaje o kontejnerech přepravovaných automobily. Základním rozdílem mezi oběma ekonomickými oblastmi je minimální doba chlaze­ ní přepravovaných PČ. Zatímco v kapitalistických zemích se počítá /nebo lépe počíta­ lo/ s relativně krátkou dobou chlazení 120 - 160 dní, v zemích RVHP má být doba chla­ zení minimálně 3 roky. Tento rozdíl vede к tomu, že specifické aktivity nebo množst­ ví tepla uvolňované 1 kg paliva se v obou případech liší asi o půl řádu. V práci МАЛЕ se uvádí, že jeden silniční kontejner přepraví za rok asi 20 t U A-l,3t U/kontejner/ a železniční kontejner asi 50 t U /5 t U/kontejner/. V pří­ padě déle chlazeného paliva by stejně těžké kontejnery mohly přepravit úměrně větší množství paliva.

3. PŘEHLED ZP8SOB0 SKLADOVANÍ

3.1.1 Bazény u reaktorů V dpbě, kdy se počítalo s návaznou regenerací vyhořelého paliva byly u JS bu­ dovány relativně malé sklady s kapacitou rovnající se 1 1/3 - 1 1/2 plné vsázky re­ aktoru. Tyto sklady byly bazénového typu a byly zpočátku velmi jednoduché. Vnitřní

6

stěny bazénu byly г prostého betonu, pokrytého popřípadě ochranným nátěre*. Byly pl­ něny vodou běžné čistoty, pouze vybraná potrviu byla z nerez oceli a bazény neměly recirkulační zařízení na kontinuální čištěni vody apod. V důsledku toho se ve vodě hromadil neb" z ní ve formě kalu vypadával materiál, který se do ní vyluhoval ze stěn bazénu z potrubí palivových článků a skladovacích konstrukcí. Kal se usazoval u dna a při manipulaci v bazénu se vířil a zhoršoval průhlednost vody. Protože vylouženó RA látky nebyly z vody plynule odstraňovány,zvy­ šovala se též dávková intenzita, kterou byla ohrožena obsluha. Pozdější generace skladovacích bazénu měly vnitřní stěny chráněny těsným vylo­ žením plechy z nerez oceli a byly vybaveny účinným kontinuálním zařízením na filtra­ ci a demineralizaci chladicí vody. Těmito opatřeními a zvýšenou těsností PČ se poda­ řilo snížit obsah RA látek v chladicí vodě z 0,37 kEq - 1,8 kBq /staré bazény ERDA/ až na 3,7 mBq - 37 Bq

<\OftJ/hoá.

' a dávkové intenzity z O,05 - O,5 m J/hod. na

V době, kdy se počítalo s brzkou regenerací PČ a tudíž s jejich krátkým chlaze­ ním v bazénu u reaktoru, byly bazény vybavovány zařízením pro ukládání PČ, v nichž se /8/ vzdálenosti mezi kraji jednotlivých PČ pohybovaly mezi 25-30 cm' ' /obr. 1/ a vzdá­ lenosti mezi středy PČ byly cca 52 cm. Skladovací mříže byly otevřené a vzájemné interakci mezi PČ bránila hlavně silná vrstva vody. Celkový neutronový multiplikační faktor / k o o / se udržoval na hodnotě 0,90 nebo nižší. V té době nebyly též důvo­ dy к tomu, aby se optimalizovalo uložení PČ v bazénu. Při výpočtu kritické bezpečnos­ ti bazénu se vycházelo z velmi konzervativních předpokladu, protože výpočty byly za­ loženy na složení paliva v čerstvých PČ a nebralo se v úvahu např. snížení obsahu štěpitelného materiálu štěpením, nahromaděním materiálu silně absorbujících neutro­ ny v PČ, dále změny reaktivity moderátoru s teplotou apod. Teprve tehdy, když vznikl kritický nedostatek skladovacích kapacit pro vyhoře­ lé PČ a v některých případech

hrozilo uzavření JE, objevil se zájem o lepší využi­

tí skladovacího prostoru ve stávajících i v projektovaných skladech PČ těsného uspořádání PČ

'

. Velmi

v bazénu /obr. 1/ lze dosáhnout tím, že se PČ oddělí materiá­

ly silně absorbujícími neutrony /boral - sendvičové plechy s jádrem s 35 % váhový­ mi B.C a s AI plášti, nerez ocel obsahující В nebo Hf/, zahrnutím konstrukčního ma­ teriálu v bazénu do výpočtu kritičnosti, zvláštním uspořádáním PČ v bazénu a použi­ tím nerez oceli - která má vlastnosti moderátoru - na výrobu mříží ' '

'

'

Ka obr. 2 je vynesena závislost neutronového multiplikačního faktoru na vzdále­ nosti mezi stěnami kazety PČ pro různé absorpční тгteriály' Těmito opatřeními lze zvýšit hustotu uložení >č v bazénu u tlakovodních LWR až 3krát /vzdálenosti mezi hranami PČ klesnou až na i za 6 cm a vzdálenosti mezi středy P? na cca 25 cm/'

. Nejúčinnější jsou ta opatře í, která vyžadují použití nových

materiálu silně absorbujících neutrony a jsou tedy i nákladná. Slabší vliv má např. použití nerez oceli - která působí jako středně účinný materiál absorbující termální neutrony - pro výrobu mříže na PČ /vzdálenosti mezi středy PČ mohou být kolem 31 cm/. Skladovací mříže obsahují trubky kruhového, obdélníkového nebo čtvercového průřezu a do těchto trubek se zakládají PČ. Kapacita skladu může být proti původnímu využití podstatně zvýšena též tím, že se u každého vyhořelého PČ změří nedestr-ktivním způsebem jeho skutečný stav, ovlivňující kritičnost /obsah štěpitelných materiálů a materiálu absorbujících neutrony'

/. Náklady v tomto případě jsou velmi nízké pro­

ti předchozím způsobům, zajištujícím vyšší využití kapacity skladu, ale zajištění kritičnosti je pak silně závislé na spolehlivosti administrativních opatření.

7

Při použití hustého uspořádání PČ v* skladu je nutno neobyčejné pečlivé ověřit, zda v navrhované* uspořádání bu4e zajištěna nukleární bezpečnost'*' 1 2 ' 1 3 ' 1 4 , 1 *'. Při výpočtech s* zpravidla použije nikolik nezávislých metod a je nutné znát spolehli­ vost fyzikálních podkladu. Získané výsledky je pak vhodné ovéřit experimentálně. V budoucnu se počítá též s experimentální* prograaea к získání splehlivějších výcho­ zích dat. Ve všech výše uvedených případech, které zahrnují praxi používanou v kapitalis­ tických státech, se к chlazení PČ používá vysoce čisté deaineralizované vody. Roz­ dílným způsobem je zajiSténa kritická bezpečnost při skladování PČ typu W E R , kdy se к chlazení používá voda obsahující až 12 g kyseliny borité

. V tomto

případe

jsou PČ ve skladu uspořádány tak hustě, že další podstatné zvýšení hustoty jejich uspořádání je prakticky nemožné. U meziskladu JE V-l a V-2 se uvažuje o možnosti zvětšit kapacitu bazénu jeho prohloubením a uložením PČ ve dvou vrstvách. Většina PČ se v bazénech skladuje nezapouzdřena. Pouze ty PČ, které jsou poškozené /u JE typu W E R se jejich podíl odhaduje na 2 t/ se uzavírají do hermetických pouzder. Cena jednoho pouzdra je cca 1 500 Kčs. Skladování vyhořelých PČ ve vodních bazénech je v současné době nejlépe prověřený způsob, který se může opřít o více než třiceti­ leté provozní zkušenosti získané v širokém měřítku a u něhož neexistují žádné zá­ sadní problémy, které by bylo nutno řešit.

3.1.2 Nezávislá skladiště Zvyšování hustoty uložení PČ v bazénu u JE nebo jeho zvětšení řeší problémy s likvidací PČ jaderných elektráren pouze krátkodobě. Bylo by sice možné vybudovat u každé JE sklad PČ o kapacitě potřebné pro skladování vyhořelých PČ během celé doby životnosti JE. Toto řešení by sice bylo optimální z hlediska provozu, ale jinak by přinášelo řadu komplikací. Tak např. bylo by nutné pozměnit zastavovací plán JE a po skončení provozu JE by na jejím území zůstávaly vysokoaktivnl materiály, což by znemožňovalo brzkou likvidaci JE a uvolnění místa. Kromě toho by toto řešení bylo značně nákladné, protože náklady na skladiště rostou s jeho zvyšující se kapacitou podstatně pomaleji než roste jeho kapacita. Podle MAAE / 5 / se odhadují investiční náklady na skladiště o kapacitě 350-7501 000-2 000-3 OOO a 5 OOO t U na 20-40, 30-60, 40-80, 70-140, 100-200 a 140-280 mil, dolarů a specifické náklady na uskladnění 1 000 t и v PČ pak vycházejí na 57-114, 40-80, 40-80, 35-70, 33-66 a 28-56 mil. dolaru. Proto je výhodné zařadit mezi skladování PČ u JE a jejich regeneraci /nebo pří­ padnou konečnou likvidaci/ skladování PČ v nezávislém skladišti, které bývá centrál­ ní pro určitý stát nebo oblast. Podle průzkumů MAAE

závisí výstavba nezávislých

skladišE vyhořelých PČ v menších státech s rozvinutou jadernou energetikou a bez re­ generačního závodu na tom, jak bude technicky a ekonomicky vyřešena otázka regenera­ ce vyhořelého paliva a trvalého skladování vysokoaktivních odpadů. Z větších států nemají problémy se skladováním PČ v Anglii a ve Francii, které mají zajištěnu rege­ neraci vyhořelých PČ ve svých regeneračních závodech /RZ/. Svízelnější je situace v NSR, kde se výstavba velkého RZ KEWA značně opožďuje. Zde by měly být PČ centrál­ ně skladovány ve skladech u RZ, které by byly vybudovány jako jeho první část. S ob­ dobným řešením počítá i Japonsko. Největší problémy s vyhořelými PČ jsou v USA, nebol zde je jaderná energetika nejvíce rozvinuta a regenerace paliva zajištěna není.

8

V USA se plánuje výstavba velkých nezávislých skladist o kapacitě 5 000 t

V/l

Maximální rychlost příjmu vychází na 2 OOO с u/rok, kterážto hodnota je licitována intenzitou přepravních operací. Sklad je složen z modulu o kapacitě 500 t U a husto­ ta ulož*: £ PČ vychází ze skladovací mříže z nerez oceli na 5.1 t U/m

proti 2,44 t

U/m 2 s hliníkovou skladovací mříží. Studuje se možnost použít dražších mříží s ma­ teriálem silně absorbujícím neutrony, u něhož lze dosáhnout hustoty uložení PC 7,22 t U/n 2 . V citované práci jsou uvedeny hlavní podklady pro projekt skladu. Ve 5véds k u / l 9 / se plánuje výstavba centrálního skladu vyhořelých PČ. jehož skladovací ba­ zény jsou uloženy v jeskyní vybudované ve skále ЗО m pod zemským (.ovrchep /obr. 3,4. 5/. Kapacita skladu je 3 OOO t U s moduly po SOO t и a počítá se * možností zvýšit kapacitu až na 9 OOO t U. К chlazení se používá mořská voda. která prostřednictvím středního chladicího okruhu chladí vodu v primárním chladicím okruhu. Přehled a srovnání nezávislých skladu PČ pro Evropu jsou shrnuty v práci Kelda

/obr. 10/.

Také v tomto {.řípadě jsou sklady rozděleny na moduly o kapacitě 500 t L. Bezpečnost a spolehlivost provozu je u plánovaných skladu zajišťována ve vetší míře než např. v USA a proto i náklady na tyto sklady jsou podstatně vyisí. Náklady na výstavbu nezávislého skladu lze podstatně snížit tím, že se sklad postaví u některé JE. V tom případě je možno bohatě využívat zejména všechny pomocné provozy, dále část administrativy, strážných, požárníku apod.

3.2 Skladované^Baliyoyé_články,_jsou_chlazen^_vzduchem

Tento způsob skladování se dosud uvažoval spise pro jiné typy vyhořelých PČ než pro Pč typu L*fR, pro které jsou uvedeny níže navrhované způsoby skladování. Tak např. PČ typu CANOU je možno takto skladovat výhodněji r.ež Pč typu LWR, protože množství tepla jimi uvolňované je podstatně nižší'

. V Idaho Chemical Processing

Plant je též od r. 1971 v provozu suchý sklad na vyhořelé PČ z vysokoteplotních reaktoru Peach Bottom a Fort Saint Vrain. v tomto případe by skladování p* v b.»;č— nech s vodním chlazením bylo velmi nežádoucí vzhledem к riziku reakce Varbidick<5ho uhlíku s vodou v případě proděravění AI pouzdra

^.

Palivové Slánky mohou být skladovány zapouzdřené nebo nezanouzdřené" řené článl-.y z LWR lze tímto způsobem skladovat nejdříve га

. Nezapouzd-

3-4 roky po vyjmutí z re­

aktoru. Poněvadž vývoj tepla Pč je jeStě vysoký, musí se chladit vzducher s nucenou cirkulací. Zapouzdřené palivové články je možno skladovat buf již po 3-4 letech po vyjmutí z reaktoru, nebo lépe po 10-20 letech. V obou případech se využívá přirozené cirkulace vzduchu. Aby se za těchto podmínek odvedlo teplo uvolňované krátce chlaze­ nými PČ, jsou pouzdra s PČ plněna plynným Не а materiály s dobrou tepelnou vodivos­ tí, např. roztaveným Pb, Zn nebo práškovým AI. U dlouho chlazených PČ stačí к odvo­ du tepla plnit pouzdro Не nebo vzduchem.

V případě, že by se krátce chlazené PČ r.ěly regenerovat, je nutno nejprve pouzd­ ro otevřít a kov pouíitý к přenosu tepla odtavit. Hlavní využití tohoto způsobu skla­ dování je pro dlouhodobé skladování PČ.

9

3.2.1 Skladovaní nezapousdreeých palivových «lanku Sklady /sklepy/ ze železobetonu jsou zčásti ponořeny do zené. která zajišlcje dostatečnou ochranu ofeolí před zářením. Fromě prostor* na skladování PC /neděly na SOO t O/ zahrnují tát ponocni zařízení na cirkulaci a filtraci vzduchu. Palivová články jsou zasazeny vertikálně v pláštích, opatřených na obou koncích nátrubky, do nich! se rozděluje chladicí vzduch. Bad každým plástem je zátka, která se v pří­ pad* zasouvání nebo vyjímání Článku odstraní /obr. «/ / 3 / . Chladicí vzduch s nucenou cirkulací prochází před výstupem ze skladu přes v y sokodčinné filtry, na nichž se očistí od valné části stržených BA aerosol*. Tep­ lota PC se pohybuje mezi 100-3O0°C. Dobrou účinnost chlazeni vzduchem zajiiCuje velký povrch řC / ~ 57 • /t U/ Kapr. u PC chlazených 5 let se zvýší teplota chladicího vzduchu, proudícího skladem o kapacit* 1 SOO t и rychlostí ~ 25 m /sek., pouze asi o 100°C a teplota řC je níz­ ká ve srovnání s jejich teplotou v reaktora . v případ* poruchy chladicího systému s nucenou cirkulací je možno na pce*-*-odnou dobu využít přirozeného tahu vzduchu kolem fC a tento vzduch vyvést mimo h¥Pn filtry, čímž by na čas vzrostla radiační zátěž okolí. Kritická bezpečnost je při tomto skladování zajištěna, pokud středy sousedních PC jsou vzdáleny asi SO cm a to i tehdy, kdyby suchý sklad byl zaplaven vodou při nějaké přírodní katastrof*. /Ve vysloven* suchých oblastech s velmi nízkou hladinou spodní vody mohou být vzdálenosti mezi PC podstatně nižší./ Vzdálenosti mezi PS lze podstatně snížit, jestliže se např. použijí chladicí plást* vyráběné z mateři*1* silné absorbujících neutrony. Vzduch pro chlazení nesmí obsahovat látky napadající konstrukční materiály, jako je kysličník siřičitý, kysličníky dusíku apod. Jinak se doporučuje jeho čištění.

3.2.2 Skladování zapouzdřených palivových článku 3.2.2.1

Skladování

kr£t-~* tklawn-Jsh

palivov/ch

ílárk*

V tomto případ* jsou p£ zality v pouzdře kovem /Fb, tn/ / 2 1 ' 2 2 / . Účinný přenos tepla umožňuje, aby PC byly chlazeny přirozenou cirkulací vzduchu a přitom aby se jak v PC, tak i na jeho povrchu udržely nízké teploty /*S°C a *0°C po 3 letech chla­ zení/. Asi po 100 letech by teplota PC dosáhla úrovně teplot okolního vzduchu a proto by bylo nožné skladovací prostor uzavřít' '.

3.1.2.2

Ski-d-Jání

liilt

?h~~ax«4$ch paiissvjek

fljrkú

Palivové články chlazené 10-20 let ve skladech bazénového typu se uzavřou oo pouzder naplněných He nebo vzduchem, popřípadě obsahujících ještě látku dobře vo­ dící teplo, jako je např. AI prach /v tom případ* je v pouzdru Re náplň/' . Sklad je řešen obdobné jako suchý sklad nezapouzdřených PC /obr. 7/ /3/ . Je roz­ dělen do komor, z nichž každá pojme několik set PC. Palivové články jsou bud" vol­ ně zavěšeny u stropu nebo postaveny na podlaze. Přirozený proud vzduchu, který prou­ dí kolem pouzder s PC jednotlivými plášti je vyveden do atmosféry. Jeho teplota je

10

zpočátku asi 100°C a časem klesá. Aktivita vypouštěného vzduchu se pečlivě proměřu­ je. V případě nepřípustného zamoření vzduf-„ vystupujícího ze skladu je nutné od­ sávat vzduch ventilátorem přes HEPA filtry. Zvýšení aktivity vypouštěného vzduchu ukazuje na poškození některého skladovaného pouzdra. Toto pouzdro je nutno co nej­ rychleji ze skladu odstranit a příslušný PČ uzavřít do nového pouzdra. Pouzdra na PČ jsou z uhlíkaté oceli, protože pouzdra z nerez oceli by byla příliš nákladná. Aby se snížila koroze pouzdra z uhlíkaté oceli, je nutno ve vstupujícím vzduchu sní­ žit vlhkost a odstranit látky způsobující korozi. Pak by stěna pouzdra o tloušíce 1,3 cm byla dostačující pro nejméně lOOletý provoz. Dalším vhodným materiálem pro pouzdra je též hliník, který na vzduchu oxiduje a produkty oxidace vytvoří ochran­ ný film. Jak u pouzdra z uhlíkaté oceli, tak u pouzdra z AI není nutno se obávat zkřeh­ nutí materiálu působením neutronu z PČ ani pii «skladování po dobu 100 let. U toho­ to typu skladu je značně jednodušší údržba než u obdobného skladu s nucenou cirkula­ cí vzduchu. Celkové uspořádání suchého skladu o kapacitě 500 t U pro Střední Evropu je znázorněno na obr. 8 . Palivové články jsou zapouzdřeny. Místa ve skladu, která nejsou obsazena PČ jsou uzavřena zátkou, aby vzduch proudil kolem PČ. Kromě výše uvedeného celkového uspořádání se udává v citované práci celkový obestavěný prostor 3 na ÍOO 000 m a přibližné rozměry budovy v poměru 25 x 15 x 10 /d x š x v/. je znázorněna koncepce suchého skladu. Palivové články /BWR/ Na obr. 9' jsou v pouzdře zality kovem. Skladovací kapacita má postačit pro jeden 700 MW reak/21/ tor typu BWR po dobu 20 let, tj. jeho kapacita je asi 700 t U. V práci ' se uvažu­ je, že PČ typu BWR budou nejprve chlazeny vodou a později že by mohl být sklad na 500 t U přebudován na suchý sklad, v němž by PČ byly uloženy trvale. Technické řešení suchého skladu pro PČ typu LWR dosud nepřesáhlo úroveň technickoekonomických studií. Suché sklady jsou vhodné jen jako doplněk mokrých skladu a nemohou nahradit trvalé sklady palivových článku, neboč jejich konstrukční prove­ dení nezajišťuje požadavky bezpečnosti a ochrany širšího okolí, jež jsou kladeny na trvalá úložiště. Znamená to, že při použití suchého skladu je včtžinou nutné bud přepracovat vyhořelé palivové články nebo budovat vhodné trvalé úložiště stejné kon­ strukce jako pro články s kratší dobou chlazení např. v mokrých sxladech. Suchý mezisklad vyžaduje dvojí převoz palivových článků a budování nezbytných pomocných zařízení /příjem a expedice článku, dílny, pomocné sklady, objekty pro zpracování odpadu atd./ Se suchým skladováním nejsou dosud potřebné dlouhodobé zkušenosti a bude nutné řešit celou řadu problémů konstrukčních, bezpečnostních a provozních. Z téhož důvodu jsou údaje v literatuře o tomto typu skladu sporé. Kromě výše uvedených způsobů skladování vyhořelých PČ se studují i další možnos­ ti skladování, jako jsou betonová sila umístěná na povrchu, otvory v zemském povrchu vyložené betonem a ocelí, popřípadě ukládání v klidných geologických formacích' . První dva způsoby jsou vhodnější pro PČ s nižším vyhořením /např. typ CANDU/, než mají PČ typu LWR a nároky na zábor půdy u těchto variant jsou vysoké. Poslední způ­ sob skladování je určen především к trvalému uložení PČ bez možnosti jejich opětné­ ho získání. Teplo uvolňované PČ se odválí v prvém případě cirkulací vzduchu a při­ rozenou kondukcí do vzduchu a v dalších případech přirozenou kondukcí do země.

11

4. SROVNXNf RBzNfCH TYp8 SXLAoB V americkém reportu "Spent Unreprocessed Fuel Facility Engineering Studies of Storage Concepts" /RHO • ID - 2 i r. 1978/ bylo studijné zpracováno 7 koncepci skla­ dování PČ, zahrnujících v podstatě způsoby uvedené v této zprávě. Výsledky této stu­ die použila skupina expertu v Hanfordu' ' к vyhodnocení jednotlivých koncepcí pod­ le těchto kritérií : 1. 2. 3. 4. 5. 6. 7. 8. 9. 10. 11. 12. 13.

ZajiStění proti úniku radioaktivního odpadu Ochrana proti záření Odolnost vůči možným nehodám Systém odvodu tepla Provozní spolehlivost Možnost zpětného získání PČ Indikace netěsnosti PČ neb obalů Stav technologie Počáteční investice Celkové investice Celkové náklady na skladování PČ po dobu životnosti skladu Nároky na přírodní zdroje Jak dalece přirozený je způsob odvodu tepla

/40/ /40/ /40/ /40/ /30/ /30/ /30/ /20/ /30/ /30/ /30/ /20/ /40/

čísla v závorkách na pravé straně udávají maximální počet bodů, které byly přiřa­ zeny tomu kterému kritériu. Experti hodnotili jednotlivé koncepce individuálně a ze získaných ohodnocení byl stanoven průměr. Jako nejvýhodnější typ skladu pro uložení vyhořelého paliva produkovaného za 5 let všemi reaktory v 90. letech se ukázalo skla­ dování PČ v otvorech v zemi /362 body ze 420 možných/ a skladování ve vodních bazé­ nech /341 bod/. V práci Hagela aj. ' jsou na základě provozních vlastností a nákladů srovnává­ ny dálkově ovládaný suchý sklad, sklad s mělkými bazény a konvenční sklad s hluboký­ mi bazény. Z tohoto srovnání vyplynulo, že nejvhodnější pto realizaci je konvenční sklad s hlubokými bazény. Předností suchých skladů před sklady s vodním chlazením se jeví značně jedno­ dušší vybavení pomocnými zařízeními, nižší nároky na údržbu a dohled a nižší objemy druhotných RA odpadů. Velkým nedostatkem jsou nedostatečné provozní zkušenosti a chybějící základní údaje o materiálu pouzder, jejich náplni, chování PČ za podmínek suchého skladování apod.

5. BEZPEČNOST Základní předpoklady' pro zajištění maximální bezpečnosti při přechodném skla­ dování vyhořelých PČ jsou obsaženy v normách , jimž má vyhovovat projekt skladu PČ. Normovány jsou též rozbory bezpečnosti skladu PČ, které mají být součásti žádos­ ti o povolení provozu skladu. Hlavní problémy bezpečnosti při mokrém skladování jsou shrnuty v publikaci /24/ MAAE' '. Během skladování může dojit к následujícím nehodám :

12

1. Pád PČ pfi jeho vyzdvižení z mříže může vést к jeho poškození а к zamoření vody v bazénu. 2. Poškození PČ v důsledku použití nepřiměřené síly při jeho vyzdvižení ze skladova­ cí mříže. Důsledek je podobný jako v prvním případě. 3. Pád kontejneru při manipulaci v bazénu může vážně poškodit stěny bazénu a způso­ bit ztrátu vody nebo poškození PČ umístěných blízko místa nehody. 4. Při dlouhodobé ztrátě chlazení může začít voda v bazénu vřít a vysokou teplotou se mohou poškodit jeho stěny, přičemž úbytek vody vede к snížení ochrany před zá­ řením. 5. Poškozením potrubí bazénu nebo netěsností jeho stěn může dojít к velké ztrátě vo­ dy. 6. Selhání čisticího systému vody v bazénu vede к nahromadění aktivního materiálu v bazénu a tudíž к vyššímu ozáření obsluhy a ke zhoršení průzračnosti vody. 7. Vyzdvižení PČ do nepřípustné výše sníží jeho stínění a zvýší ozáření obsluhy. 8. Pád cizího předmětu do bazénu může poškodit PČ nebo zhoršit jeho chlazení. 9. Zachycování RA materiálu na stěnách bazénu může zvýšit ozáření obsluhy.

Výše uvedené problémy lze odstranit vhodným řešením projektu celého objektu a provozními a administrativními opatřeními. V projektu je nutno zajistit následující: 1.Radiologická ochrana musí odpovídat příslušným předpisům. 2.Kontejnment musí zabránit např. postupnému úniku RA materiálu do okolí. 3.Uložení PČ musí odpovídat požadavkům kritické bezpečnosti za předpokladu možných nehod. 4.Při normálním provozu musí zajišťovat stínění stěny bazénu a minimální vrstva vo­ dy v bazénu. Manipulační prostředky na PČ je nutno řešit tak, aby PČ nebyly vy­ zdviženy tak vysoko, že stínění vodou by nebylo již dostatečné. S.Projekt musí zabránit velkému úniku vody v důsledku zemětřesení a jiných pohrom. 6.Potrubí nesmí umožnit samovolné vysátí vody z bazénu. Každý pokles hladiny vody pod minimální hodnotu je nutno automaticky hlásit. 7.Zařízení i stavba musí snést předpokládané maximální změny teploty vody nebo vliv zemětřesení. Я.Stěny bazénu se nesmí poškodit, kdyby voda v bazénu začala vřít. 9.Musí být vždy zajištěna vyšší kapacita chlazení, než je třeba pro udržení teploty vody v bazénu pod maximální hodnotou. 10.Suspendovaný a rozpuštěný RA materiál je nutno z yody v bazénu odstraňovat fil­ trací a pomocí ionexů. čisticí zařízení musí být dostatečně stíněno. 11.Úniky vody z bazénu musí být kontrolovány a hladina vody udržována na konstantní výši. 12.V případě vyložení bazénu nerezovým pláštěm musí být umožněna kontrola jeho těs­ nosti odvodem úniků vody kanály do kontrolních jímek a stěny pláště musí být z vnější strany přístupné, aby bylo možno kontrolovat jejich těsnost a neporušenost. 13.Místo, kde se manipuluje s kontejnerem je nutno izolovat od skladu PČ a chránit před poškozením spadlým kontejnerem. 14.Musí být zajištěno, aby se PČ mohly prohlížet, zapouzdřit nebo opravit mimo pros­ tory bazénu. 15.Stavebně konstrukční provedení budovy musí mít malé netěsnosti pro vzduch a za­ jišťovat udržování nízkého podtlaku vůči okolí. 16.Transport nad uloženými PČ musí být minimální, aby případné škody vzniklé pádem přepravovaného předmětu byly rovněž minimální.

13

17. Zvýšení radiační úrovně v pracovních prostorách kontrolovaného pásma musí být ihned hlášeno. 18. Kusí být к dispozici zařízení pro dekontaminaci kontejnerů. 19. Musí být umožněna kontrola a provádění inventarizace uložení PČ. 20. Je nutno zajistit ochranu PC před mechanickým namáháním během manipulace. 21. Musí být zajiětěna možnost dekontaminace veškerého zařízení pro manipulaci a skladování. 0 22. Je nutno zabezpečit dostatečné osvětlení pro manipulaci pod vodou,nebo instala­ ci takových prostředků, které by umožňovaly vizuální kontrolu veškeré manipula­ ce pod vodou. Během provozu skladu je třeba zabezpečit minimálně : - čiStění vody z bazénu a dobrou čistotu přidávané vody, - pravidelnou údržbu a zkoušky manipulačních zařízení. Organizační opatření mají zajistit : - kvalifikovanou obsluhu, - kontrolu bezpečnostních opatření, - přehled o rozmístěni a kvalitě PČ jakož i o vSech případných změnách. Všechny tyto bezpečnostní požadavky jsou formulovány obecně. Speciálně se zde /25 26

27/

budeme zabývat radiologickou bezpečnosti, vzhledem к její mimořádné závažnosti' ' ' a analýzou nehod, jako jsou pád transportního kontejneru, kazety nebo PČ, s ohledem na následky a pravděpodobnost. Jako základ pro analýzu radiologické bezpečnosti skladu vyhořelých PČ v Barnwell byly použity tyto výchozí údaje : 1. Aktivita vody v bazénu 1,8 . К Bq/ml /tato hodnota je velmi konzervativní, proto­ že podle Larricka' se pohybuje specifická aktivita vody v bazénech v rozmezí -3 4.10 až 40 Bq/ml/. 18 2. Při kritické nehodě proběhne 10 Štěpení. Za těchto podmínek by dávková intenzi­ ta dosahovala 0,01 m J/kg.hod. ve výšce 1,35 m nad hladinou a 0,2 m J/kg.hod. nad hladinou, jestliže stínící vrstva vody byla ~ 2,9 - V případě, že stínící vrstva vody klesla n a ~ 2,6 m, zvýSila se dávková intenzita nad hladinou na 0,5 mJ/kg.hod. Jestliže by v důsledku poruchy uzávěru bazénu klesla stínící vrstva vody na 67 cm, vzrostla by dávková intenzita nad hladinou na 3,75 J/kg.hod. a na 1,95 J/kg.hod. v místech pod střechou. Dávková intenzita na vnějSím povrchu betonové stěny byla stanovena na 0,004 mJ/kg.hod. a intenzita neutronového záření byla neměřitelná. Dávka způsobená kritic­ kou nehodou by se podle výpočtu pohybovala okolo 0,1 mJ/kg.hod. nad hladinou a prav­ děpodobnost vzniku této nehody je velmi nízká /asi 10 /rok/. ZkuSenosti z Idaho prokázaly, že při specifické aktivitě vody v bazénu dosahu­ jící 180 Bq/ml, nedochází к zamoření vzduchu nad přípustné hodnoty. Celotělová dávka obsluhujícího personálu se pohybuje v hodnotě cca 0,017 J/kg.rok. Koncentrace RA materiálu vt vzduchu v budově skladu je nízká, a to i tehdy kdy­ by došlo к varu vody v bazénu. I za značně konzervativních předpokladů /specifická 4 aktivita vody su rovná 1,8 Bq/ml a dekontaminační faktor při odpařování je 10 /, se z vody uvolňuje 0,14 MBq/hod. RA materiálu a jeho maximální koncentrace ve vzdu­ chu se předpokládá 10,4 fliBq/ml. Ovlivněni okolí provozem skladu vyhořelých PČ je proto velmi malé. Předpokládá se, že celoroční celotělová dávka by činila těsně

14

u budovy 0,07/0,08 mJ/kg a na hranici závodu 0,l-0,15{«c J/kg /vySSÍ hodnota zahrnu­ je i vliv potravinového řetězce/. Ani vliv velkých nehod na okolí by neměl být vel­ ký. Tak např. při kritické nehodě nebo při uniku RA materiálu z velkého železničního kontejneru by ae celotělová dávka na hranici objektu zvýšila o 10 J/kg až 10~4 J/kg. Úvaha o velmi nízkém ovlivnění okolí skladu PČ způsobeném únikem RA materiálu je uvedena též v práci Helda' . Zde se z nedostatku zkušeností s provozem velkého skladu LWR Slánku předpokládá, že únik bude obdobný jako u jaderné elektrárny a že dosáhne 1,7 TBg/rok /hlavně Kr 85/. Zvýšení dávky způsobené tímto únikem má činit 0,2-4* J/kg.rok. V této práci Held též předpokládá, že voda z bazénu můžá být očiště» 3 na na účinných odparkách až na úroveň 3,7 KBq/m , což je tak nízká aktivita, že vo­ da by se pak mohla vypouštět do okolí bez jakékoliv další úpravy a ředění. Podle KBS Reportu' pochází větiina uvolněné radioaktivity při mokrám sklado­ vání z přijímací části, kde se vyjímají palivové články z kontejnerů. Jestliže se přijme konzervativní předpoklad, že veškerá uvolněná aktivita pochází z poškoze­ ných článků, pak množství uvolněné aktivity pro sklad в manipulací 300 t vyhořelé­ ho paliva za rok s 0,2 t poškozením článků je následující t Tricium Krypton 85 Jód 129 Cesium 137 Plutonium 239

3,7 7,4 7,4 3,7 3,7

. . . . .

10*' 10 13 105 108 103

Bq/rok Bq/rok Bq/rok Bq/rok Bq/rok

recipient recipient recipient recipient recipient

voda, vzduch vzduch voda, vzduch voda voda

Podstatná část uvolněného tricia, které difunduje z povlaku, je vázána ve formě triciované vody НТО. Výše uvedené úniky zvyšují velmi málo radiační dávky okolí /řádo­ vě 10~9 J/kg rok/ pro okolní obyvatelstvo. Při návrhu centrálního skladu vyhořelých palivových článku byly analyzovány ná­ sledující nehody s ohledem na následky a pravděpodobnost : - pád transportního kontejneru - pád kazety - pád palivového článku. Pád transportního kontejneru Zařízení je navrženo tak, aby se transportní kontejner nezvedal do větší výšky než 9 m. To znamená, že jestliže dojde к pádu kontejneru, nedojde к uvolnění aktivity. Může však dojít к poškození podlahy, což může vyvolat ikody v nižších podlažích. Tím však nedojde к výronu aktivity do okolí, ale pouze ke zvýšeni dávky obsluhy, která provádí čištění a opravy. Pád kazety Jestliže dojde к pádu kazety, předpokládá se, že pád způsobí i poškození dalších dvou kazet, přičemž rozsah poškození odpovídá odkrytí 10 % z celkové plochy pali­ va kazet. Následky pádu jiných předmětů nejsou tak závažné, nebol nad bazény se ne­ používají těžká zvedací zařízení. Podle zkušeností z průmyslu, pravděpodobnost pá­ du přenášených předmětů je 5.10~ na jeden zdvih, což nevyžaduje speciálních opatře­ ní pro jeřáby. Množství uvolněné aktivity je řádově 10 Bq/rok Xr 85, což způsobí maximální dávku 10 J/kg a kolektivní dávku 2 manrem při pravděpodobnosti 10~ /rok.

15

Pád článku К pádu palivového Slánku může dojít při jeho vyjímání z transportního kontejneru. Tato nehoda může způsobit až desetiprocentní poSkození pokryvu. Při 180 přemístěních článků za rok Siní pravděpodobnost nehody 9.10* a při nehodě se uvolní 5,5.10 Bq/Kr 85, což způsobí maximální individuální dávku 3.10 '8 J/kg a kolektivní dávku 0,07 manrem. Z výše uvedených úvah a naměřených hodnot vyplývá, že obsluhující personál a obyvatelstvo SirSího okolí skladu nemohou být ohroženi přechodným skladováním vyho­ řelých palivových článků v bazénech s vodním chlazením a s kontinuálním čištěním částí vody od mechanických nečistot a rozpuStěné aktivity, a to jak za normálních podmínek, tak i při předpokládaných nehodách, úniky radioaktivity, obzvláStě do vzdu­ chu, jsou tak nízké, že pro jejich likvidaci postačí účinná filtrace a rozptyl ko­ mínem do volné atmosféry. Únikům aktivní vody a tím i kontaminaci spodních vod brání několik bariér. Pře­ devším konstru4cní provedení bazénu s dvojitými stěnami /nerezové vyložení a žele­ zobetonová konstrukce jímky/,zachyccvání úniků kanály v prostorách mezi oběma stě­ nami, založení bazénů na nepropustném podloží s jeho dobrými sorpčními vlastnostmi. Na praktických zkušenostech ověřené modely Síření aktivity v podloží umožňují před­ vídat kontaminaci spodních vod v okolí skladů a stanovit opatření jak ohrožení člo­ věka eliminovat. Soustavná dozimetrická kontrola objektu skladu a jeho okolí - ob­ zvláStě pak aktivity vzorků vody odebíraných z kontrolních vrtů kolem skladů a drenáží - je účinnou kontrolou dodržování přijatých bezpečnostních opatření a funkce technického řeSení. Z výSe uvedených údajů vyplývá, že umístění skladu vyhořelých PC není limitová­ no okrožením okolí.

6. TECHNICKÉ PODKLADY PRO NÁVRH MOKRÉHO SKLADU VYHOŘELÝCH PALIVOVÝCH

ČLANK8

Předložené informace jsou založeny především na předchozí rešerši a dále jsou v ní zahrnuty informace získané ze studií OJV a z prognostického oddělení ÚJV. Jako základ byly vybrány informace o skladu vyhořelých PČ u RZ v Barnwell /USA/' , které jsou relativně značně komplexní vzhledem к velmi kusým konkrétním informacím z ostatní literatury. V tomto skladu o kapacitě 400 t mají být skladová­ ny PC obsahující asi 250 t U s vyhořením 27 000 MW dní/t U a o specifickém výkonu 35 kW/kg U. Do skladu se PC převezly z JE po 160 dnech chlazení. Tam, kde to bylo vhodné a kde byly к dispozici dalií informace, byly zařazeny i dalSÍ údaje z lite­ ratury. Pro ilustraci jsou tyto základní technické podklady doplněny ukázkami několika va­ riant skladů vyhořelých PC, popřípadě jejich čá'ti /obr. 1,3,4,5,10/.

6.1 Základní.úda^é 6.1.1 Základní charakteristiky palivových článků a transportních kontejneru jsou uvedeny v tabulce 1 a 2.

16

6.1.2 Základní tidaje o bazénech u jaderné elektrárny v dotazníku MAAE /17/ ' SSSR sdělil, že pro JE WER-100O počítá se skladovacími ba­ zény, které by pojaly 1 aktivní zónu /65 t u/ a množství paliva vyjmuté z reaktoru za 3 roky /96 t U/. Za předpokladu, že potřebná plocha pro uložení 1 t U činí 0,75m 3 2 3 a potřebný objem 6,3 m , bude mít bazén plochu 120 m

2

a objem 1 OOO n . Hloubka ba­

zénu má být 8,3 m. Skladovací plocha je tedy podstatně větší než u stávajících JE 2 2 2 WER-440 /odpovídající plocha by byla 60 m , kdežto dosud je 20 m nebo 40 m při skladování PČ v jedné nebo ve dvou vrstvách/. 6.1.3 Hustota uložení palivových článku

ve skladu

Palivové články typu WER-440 jsou ve skladu uloženy velmi hustě, což je umož­ něno tím, že chladicí voda obsahuje 12 g kyseliny borité/kg vody, podobně jako chladivo primárního okruhu. Uspořádání PČ je trojúhelníkové ve vzdálenosti 22,5 cm a 19,5 cm ve směru delší a kratší strany bazénu. U bazénů se počítá s možností sklado­ váni PČ ve dvou vrstvách nad sebou. Je otázka, zda toto řešení je vhodné pro velký centrální sklad, protože manipulace s PČ je tím ztížena. V zahraniční literatuře se takovéto řešení nepopisuje.

6.2 P£.§£ovní_gostuDy Celkové schéma pracovních operací je na obr. 11. Ve střežené oblasti se zkontro­ luje fyzický stav vozidla a kontejneru a zjistí se jejich povrchové zamoření. Nepřesahuje-li přípustnou

hodnotu,

omyje se vše od nečistot vně hlavní budovy a odpad­

ní voda se odvádí do jímek na dešfcovou vodu. V případě, že vnější zamoření kontej­ neru je nepřípustné, očistí se kontejner i vozidlo od hrubých nečistot v místě pro vykládání vozidla. Odpadní voda se pak jímá do aktivní kanalizace. Po tomto hrubém očištění se zbaví kontejner všech přídavných zařízení a krytů v části budovy urče­ né pro vykládání vozidla, zdvihne se z vozidla a převeze se do místa, kde se kontro­ luje jak vnější, tak i vnitřní zamoření kontejneru,

přetlak v kontejneru, teplota

vnitřku apod. Jestliže je kontejner chlazený vodou a není povrchově příliš zamořen, dekontami­ nuje se na tomto kontrolním a dekontaminačním místě.' Více povrchově zamořené kon­ tejnery se převezou к zařízení pro intenzívní dekontaminaci. Kontejnery chlazené vzduchem se musí také zbavit povrchové kontaminace, ale kro­ mě toho se musí vnitřek kontejneru a palivo postupně vychladit tak, aby je bylo mož­ no bez poškození a bez nebezpečí zamořeni okolí ponořit do vykládacího bazénu. Sou­ časně se z kontejneru vypustí také nahromaděné zamořené plyny. Očištěné a vychlazené kontejnery se převezou do vykládacího bazénu, kde se otev­ řou, zkontroluje se stav paliva a srovná se s dodacím listem a palivo se vyjme a přenese do přepravních vícemístných košů. Tyto manipulace probíhají pod vodou, stej­ ně jako převezení koše s vyloženými PČ do skladovacího bazénu. Uložení palivových článku v bazénu závisí na jejich fyzickém stavu i celkové historii. Je-li к dispo­ zici zvláštní bazén pro poškozené články, umístí se tyto odděleně od článku nepoško­ zených.

17

Palivové Články, které byly poškozeny již v JE typu W E R se uzavírají do herme­ tických pouzder v elektrárně. Přepravní jeřáby jsou opatřeny zařízení», které bráni vyzčviženi PČ nebo kontejneru s nimi do výšky, kdy by palivo nebylo dostatečně stí­ něno vrstvou vody. Toto zařízení muže být vynecháno pouze na zvláštní příkaz. Voda ze skladovacích bazénu cirkuluje chladicím zařízením, čímž se udržuje teplota v ba­ zénu na hodnotě mezi 313°K /norm/, až 333°K. Tato voda pak proudí do tepelného výměníku, který je součástí uzavřené smyčky chladicího syscému. vysoká čistota chladicí vody v bazénech, potřebná к zajiStění vizuální kontroly přepravních operací, se zajišluje chlorací vody, čímž se omezí rust řas a bakterií, a dále kontinuální filtrací podílu vody. Voda z bazénu se rov­ něž kontinuálně zbavuje rozpouštěných aktivních i neaktivních látek na jednotlivých kolonách. Po vyložení se vizuálně prohlédne vnitřek kontejneru, zda neobsahuje již Žádné předměty, vyzdvihne se a přenese do místa pro kontrolu a dekontaminaci. Zde se zbaví vody z bazénu, opláchne se, osuší, načež se zkontroluje jeho zamoření na otěr. Je-li kontejner čistý uzavře se, umístí se na něm všechna doplňková zaří­ zení a naloží se na přepravník. Podle Kinga se pohybuje celková doba, potřebná к vyložení kontejneru, od 4-6 hodin až do 24-26 hodin /speciální případy/.

6.3 Pogis_hlayních_5áetí_ekJadu_v^hořelích_Bali 6.3.1 Části umístěné mimo hlavni budovu skladu 6.3.1.1 Parkoviště, mycí rampa 6.3.1.2 Administrativní budova 6.3.1.3 Sklady a skladovací území 6.3.1.4 Vodní nádrž a pumpovna 6.3.1.5 Kontrola čistoty okolí 6.3.1.6 Sanitární systém 6.3.1.7 Cesty 6.3.1.8 Technické služby 6.3.2 6.3.2.1 6.3.2.2 6.3.2.3 6.3.2.4 6.3.2.5

Hlavní budova Vstupní část Bazény Služby Chlazení Filtrace a deionizace vody a čištění vzduchu. Dále jsou uvedeny pouze hlavní

charakteristiky vybraných částí skladu

PC. в. Z. 1.1 ParkoviStl,

myc-C rampa

2 Zde se myjí přepravniky, jejichž zamoření na otěr je < 37 Bq/100 cm pro j3,y - aktivitu a < 3 , 7 Bq/100 cm 2 pro ОС- aktivitu. Je zde к dispozici zdroj vzduchu, vody, páry a elektřiny. Odpadní voda se odvádí do usazovacího bazénku 90 x 120 cm, kde se oddělí bláto. Betonová deska, na níž se přepravník pohybuje, musí snést případný pád kontejneru. Je nutno mít к dispozici zařízení pro zpětné naložení spadlého kontejneru nebo pro manipulaci s kontejnerem poškozeným během do* pravý. /Toto zařízení může být až v části hlavní budovy, kde se skládá kontejner/.

18

6.3.1.3

Sklady a skladovací

územ-C

Na otevřené skladovací ploše se ukládají například zásobní vnitřní konstrukce z kontejneru, zabalené do ochranných povlaků, manipulační prostředky apod.

6.3.2 Hlavní budova

6.3.2.1

Vstupní

Sdst

Velikost vstupní části je dána rozsahem příjmu PČ do skladu a jejich expedice ze skladu. Při intenzívním provozu mohou být některé části zdvojené. Vstupní dveře /5,4m x 6m/ do budovy jsou svinovací. Vedle místa pro vykládání kontejneru je umís­ těna deska o rozměrech 3,6 x 3,6 a 70 cm, vyplněná hliníkovými pláty, která má ab­ sorbovat energii v případě pádu kontejneru do bazénu. Krabice je ještě pokryta 40mm silnou deskou z uhlíkaté oceli. Zařízení na dochlazování vzduchem chlazených kontejneru postupně ochlazuje vnitřek kontejneru na 477°K /204°C/ /tlaková voda/, 377°K /104°C/ /voda s reduko­ vaným tlakem/ a na 355°K /82°C/ /voda bez tlaku/. Kontaminované plyny, nahromaděné v kontejneru během přepravy se odsávají rychlostí ~ 2,2 m /min. do speciálního ventilačního systému /p > - 25 mm HjO/ a přes HEPA fil­ tr a lože s absorpční vrstvou zeolitu impregnovaného stříbrem se vypouštějí do at­ mosféry. Ve vstupní části je též zařízení na zpracování radioaktivních odpadů. Nízkoaktivní kapalné odpady se zčásti zpracovávají na odparce. Zbytek /1/10 původního ob­ jemu/ přejde do vysokoaktivních odpadu a páry se vypouštějí komínem. Zbylé nízkoaktivní odpady se jímají do zásobníku a fixují se. Vysokoaktivní odpady se shromažďu­ jí v zásobníku a pak se fixují.

6.3,2.Z

Bazény

Stěny bazénu jsou silné 1,2 - 1,5 m a jsou ze zesíleného betonu. Uvnitř jsou vyloženy plechem z nerez oceli typu 304 L o tlouštce 4,7 mm/6,2 nrn/ '/. Některé části podlahy, průchodů a přepravních cest jsou vyloženy nerezovým plechem o tloušť­ ce 12,5 mm. Vyložení je posvařováno tak, aby bylo těsné vůči úniku vody. Vnější stě­ ny mají být přístupné pro inspekci. Kolem bazénů je systém jímek na spodní vodu ne­ bo na případné průsaky. Bazény je možno řešit systémem nádoba v nádobě, kdy vnitřní nádobu představuje oce­ lový bazén. Ten je uložen ve vnější betonové nádobě, obložené ocelí, která sbírá vodu uniklou z vnitřní nádoby. Do prostoru mezi oběma nádobami je možno umístit vo­ du s přídavkem malého množství látky, kterou lze snadno indikovat. Voda je pod tla­ kem a v případě netěsnosti vnitřní nádoby pronikne označená voda do bazénu, kde se indikuje přidaná látka, a tím i netěsnost pláště bazém/ 4 0 , / . Hloubka bazénů závisí na způsobu manipulace s PČ. V mělkých bazénech je hloub­ ka dána výškou palivové kazety nebo skladovací mříže a tloušEkou stínící vrstvy vo­ dy. Zakládání PC pod vodou je možné jen tehdy, je-li skladovací mříž prostupná. Obvyklá hloubka hlubokých bazénů je 12 - 13 m a je dána zhruba součtem dvojnásobné

;?

délky PČ, stínící vrstvy vody a zálohy pro bezpečnou manipulaci. V těchto bazénech je možné zakládat PČ po celé ploše bazénů i do kompaktních mříží. Z hlediska ekono­ miky se jeví hluboké bazény výhodnější než bazény mělké. Minimální vrstva vody, kte­ rá má stínit skladovací palivové Články je 3 m. Tento požadavek je nutno dodržet i při vSech manipulacích s články. Mezi jednotlivými bazény jsou průchody, které mo­ hou být v případě potřeby hermeticky uzavřeny uzávěry s těsněním /např. gumovým/. Uzávěry mají tvar " V nebo jiný podobný, který umožňuje zasazení uzávěru do průcho­ du tak, že uzávěr není nutno v celé délce vytáhnout nad bazén. Tímto způsobem lze jednotlivé bazény izolovat od ostatních a je možno je vyčistit nebo opravit. Dříve byly skladovací bazény voleny spise menší, protože se počítalo s tím, že palivo v nich bude skladováno poměrně krátkou dobu, než se bude regenerovat. Tak např. v regeneračním závodě Barnwell /USA/ o kapacitě l 500 t U/rok má skladovací bazén kapacitu pouze 400 t и a je ještě rozdělen na 4 části. Nyní, kdy se počítá s delším skladováním palivových článku v bazénech, se velikost jednotlivých bazénů zvětSuje na 500-750 t U. Rozdělení skladiště do modulů je výhodné zejména z hlediska provozní bezpečnos­ ti. Dají se izolovat místa nehody, je možno čistit jednotlivé bazény apod., přičemž v ostatních modulech se provoz nenaruší. Pokud jde o seismickou bezpečnost, není /42/ dosud jasno, zda rozdělení skladiště do modulů přináší výhody či nikoliv' '. Dokonalá průzračnost vody spolu s dobrým osvětlením zajištuje bezpečnou ma­ nipulaci s PČ v bazénu. Baktérie, které tuto průzračnost zhoršují, se odstraňují zpravidla chlorací vody. Ve vodě přítomný chlór však může zvyšovat korozi povlaků PČ, jestliže ve vodě vzniknou chloridové ionty. Spotřebu chlóru lze podstatně sní žit použitím kombinace jódu a chlóru, kdy se chlór používá jenom pro zpětnou oxida­ ci jodidových iontů. Jód ztrácí svou účinnost pomaleji než chlór. К likvidaci řas se používají organické přípravky jako např. Algaecide 4' '. Při volbě celkové kapacity skladu nelze zapomenout na to, aby jeden bazén byl rezervní pro případ, že by bylo nutno některý z ostatních bazénu vyklidit, aby jej bylo možno opravit nebo vyčistit. Manipulace s kontejnery a s Články ve vstupní části i v bazénu obstarává systém jeřábů, složených ze 135 t jeřábu na manipulaci s kontejnerem, 15 t jeřábu na ma­ nipulaci s kanystrem a 10 t jeřábu na manipulaci s PČ.

6.3.2.4

Chlazeni:

U skladu palivových článku RZ v Barnwell//25'/ /400 t U/ je celkový obsah vody 3 3 2 3 v bazénech 4,9.10 m a z toho by cirkulovalo 4,54.10 m /hod. přes dvě chladicí zaří­ zení, která by odváděla 1,93.10 J/hod. Teplota v bazénech by byla udržována na 40°C. Chladicí voda do tepelného výměníku by přicházela z uzavřené smyčky chladicí­ ho systému. Při úplném vynechání chladicího zařízení by voda v plně obsazených ba­ zénech začala vřít a vypařovala by se rychlostí 7,9 m /hod. V koncepcích centrálních skladů' ' vyhořelých PČ NSR se počítá s nadbytečnou chladicí kapacitou 3 x 50 % při 40°C a 3 x 100 % při 60°C, v italském skladu s 2 x 130 % /1 zásobní systém/ a u japonského skladu s 2 x 100 * /1 zásobní systém/. V USA se nepočítá в žádnou nadbytečnou chladicí kapacitou, ale vyžaluje se spolehlivý pramen chladicí vody. Větiinou se využívá chladicího okruhu s vodou, ale je též

20

možné použít vzduchového chlazení, které muže sloužit jako rezerva. Normální pracov­ ní teploty vody v bazénech se pohybují mezi 32-60°C a maximální přípustné teploty mezi 60-100°C. Ve švédském skladu' 'se má jako vnější chladicí médium použít mořská voda. Úplná ztráta chladicí vody z bazénu by mohla vést к silnému přehřátí článků a v důsledku toho by se při teplotách 1120 - 1220°K mohly povlaky proutku krátce chlazených PČ buď roztavit nebo poškodit oxidací Zr a aktivita z vyhořelého paliva by mohla proniknout do okolí . Minimální doba chlazení PČ, při níž již к výše zmíněnému poškození nemůže dojít, se ve skladu s nedostatečnou ventilací pohybuje mezi 2 - 4 roky v závislosti na tom, jak husté je uložení PČ ve skladu a jak účinně se mohou PČ chladit přirozeným prouděním vzduchu. Dalším důsledkem úplné ztráty vo­ dy z bazénů by mohlo být přehřátí vzduchu ve skladu a silné zvýšení dávkové inten­ zity v blízkosti bazénu,čemuž lze zabránit vyvoláním komínového efektu. Toto zvýše­ ní by však nemělo zabránit obsluze v tom, aby pronikla alespoň na krátký čas do budovy a aby provedla opatření potřebná к likvidaci havárie /použití chladicích sprch nebo náhradního zdroje vody/. Silné snížení hladiny vody v bazénu, která pak chladí jen malou část délky PČ /např. 20 % a méně/, může mít horší důsledky než úplná ztráta vody z bazénu, a to proto, že vrstva vody je již tak malá, že varem vody a vzniklou párou se PČ již dostatečně neochladí a malá vrstva vody na druhé straně brání přístupu vzduchu do spodních chladicích otvorů PČ. Úplná ztráta vody z bazénů je havárie velmi málo pravděpodobná /pravděpodobnost se rovná 10~ - 10~ za rok/ vzhledem к promyšlenému projektu skladu. Skutečnost, že většina vodou chlazených bazénu je zapuštěna do země, činí takovouto havárii téměř nemožnou. Pravděpodobnost ztrátv chlazení je menší než 0,l/rok a pravděpodobnost, že by se na ztrátu chlazení nepřišlo nebo že by se nepodařilo zajistit dostatečnou dodávku vo­ dy dříve, než by došlo v důsledku toho к poškození PČ, je vzhledem к četným měřicím zařízením 10~ .

6.3,2.6

Filtrace

a deionizace

vody a SiStSni

vzduchu

Ve skladišti PČ v Barnwell / 2 5 / se počítá s tím, že 68 m 3 /hod. vody by bylo fil­ trováno a polovina tohoto množství by byla vedena přes demineralizátor, který obsa3 3 huje 0,40 m katexu a 0,2 m anexu. Pro dočišlování vody /580 m / v bazénu pro skladování PČ typu W E R u JE se předpokládají 2 paralelní mechanické filtry, 1 katexový filtr /katex U-2-8 čs./ a 1 anexový filtr /anex Av-17-8 Se./' 3 1 ' '. Ionexový filtr působí též jako mechanic­ ký filtr, zachycující hlavně těžce rozpustné korozní produkty. Zachycené nečistoty zvyšují odpor filtru a vyplavují se z něho proti proudu. U JE V-l se pro čištění vody primárního okruhu počítá s výměnou náplně ionexového filtru /1,2 m / 2krát až 3krát ročně a s produkcí asi 11 m vysokoaktivních odpadu /za rok na jeden blok bez regenerace ionexů a při dvojí výměně ionexů za rok/' ' '. Kromě výše uvedené­ ho případu skladu PČ typu W E R není nikde v literatuře uveden případ čištění vody z bazénů za přítomnosti kyseliny borité. Vždy jde o čistou vodu, často o velmi vy­ soké čistotě /zejména u nově budovaných bazénů/. Souhrnně je pojednáno o čištění vody, vzduchu a produkci odpadu ze skladu u JE v referáte Larricka' . čištěná voda se nejprve filtruje přes filtry s nanese­ nými vrstvami dobře sorbujícího materiálu /křemelina, práškové ionexy apod./ nebo

21

přes mechanické filtry a pak prochází přes ionexové kolony /katex + anex/. Celkový objem odpadu ze skladu u JE se odhaduje na 100 m /rok, z toho připadá na filtry s nanesenými vrstvami 2-5 m , 1-6 ks mechanických filtru /objem 1 ks činí ~ 1 5 в / a 1-4 m 3 směsi ionexů. Vedle těchto pravidelně produkovaných odpadů je nutno počítat se vznikem ne­ pravidelně se vyskytujících odpadu /poikozené nářadí, mříže, kaly ze dna bazénu aj./ Podíl filtru používaných к čištění vzduchu je vzhledem к celkovému objemu ostat­ ních HA odpadů celkem zanedbatelný. Hlavním důvodem je. Se se s filtrací celkového objemu vzduchu cirkulujícího skladem většinou nepočítá' ' . V Barnwell např. funguje ventilace jako recirkulační systém /1,36.10 m /hod./ a pouze 40 m /hod. vzduchu z odplyňovaných kontejneru prochází přes HEPA filtry a zeolity impregnované stříbrem. Podle konzervativních odhadů v práci Kinga ' by ze skladu unikalo za rok asi 4,8 GBq a dávka pro veškeré obyvatelstvo by za 30 let provozu činila pouze kolem 3S0 manrem, a to i za předpokladu havárií. Tato nízká hodnota neopravňuje používat nákladné filtrace veškerého vzduchu.

7. REALITA TECHNICKÉHO RESENf SKLADU VYHOŘELÝCH PALIVOVÝCH

CLANKQ

Podle národních programů mírového využití jaderné energie jednotlivých států budou v této dekádě - a pravděpodobně až do roku 2000 - lehkovodní reaktory základ­ ním zdrojem pro krytí přírůstku potřeby elektrické energie' . V blízké budoucnosti, dokud nebude úspěšně technicky a ekonomicky vyřešeno zpracování vyhořelého paliva a jeho recyklace, budou vyhořelé PČ považovány za odpady. Omezenost zdrojů štěpných materiálu v řadě států však vyžaduje recyklaci uranu a plutonia v termálních a rych­ lých reaktorech' . Proto musí řešení skladů vyhořelých PČ umožňovat jejich uchová­ vání v původním stavu a zajistit možnost jejich vyjímání af již к přepracování, ne­ bo к trvalému skladování po dobu několika tisíciletí. Přechodné skladování vyhořelých PČ do definitivního rozhodnutí o jejich osudu je řešeno intenzifikací nebo rozšiřováním stávajících bazénů, pokud to podmínky umožňují, nebo výstavbou centrálních skladů buS u některé jaderné elektrárny, nebo ha "zelené louce". Rozhodnutí závisí na místních podmínkách a je ovlivněno celou řa­ dou ekonomických, technických a sociálních faktoru. Pro malé státy, i když počítají s recyklací uranu a plutonia, je výstavba skladovacích prostoru pro vyhořelé PČ nut­ ná, nebol musí zajišťovat jejich přepracování bua uzavíráním kontraktu se stávající­ mi přepracovatelskými závody, nebo tím, že se podílejí na jejich výstavbě. A do do­ by realizace takových záměrů je nutné palivové články skladovat. S rozšiřováním stávajících skladovacích bazénů и jaderných elektráren nebo s výstavbou centrálních skladu počítají i státy, které vlastní přepracovatelské zá­ vody o dostatečné kapacitě a pro něž tedy naléhavost budovat skladovací kapacity v blízké budoucnosti není tak akutní. Řešení je však na úrovni technickoekonomických studií, kde v důsledku politiky prezidenta Cartera se z důvodu politických a částeč­ ně i ekonomických přepracování /yhořelého paliva zastavuje. V důsledku politického nátlaku jsou zpřísňovány dodatečné bezpečnostní požadavky к zajištění ochrany přepracovatelských závodů, což enormně zvyšuje Investiční náklady a činí tyto závody г hlediska ekonomiky celého palivového cyklu nerentabilní' .

22

Pro ilustraci současného stavu řešení otázky skladováni vyhořelého paliva by­ la vybrána celková koncepce komplexního řešení palivového cyklu pro Švédsko, zpraco­ vaná do technických detailu s pomoci řady specialistu a institucí z vyspělých evrop­ ských státu,a která byla zveřejněna v reportu WĚS/43,44'4i/. Zahrnuje centrální skla­ dování vyhořelých palivových článku s kapacitou skladu 3 000 t 0 po dcou 30 let, tj. do roku 2020, s přepracováníe vyhořelá» paliva mimo území Švédska a se skladováním vysokoaktivních odpadu z přepracování paliva na území Švédska v hlubinných geologic­ kých formacích po dobu několika tisíciletí. Alternativně je řešeno i trvalé sklado­ vání vyhořelých palivových článku v podstatě stejným způsobem jako vysokoaktivních odpadu po jejicn dlouhodobé*, skladování ve skladu bazénového typu. Koncepce vychází ze stávající reality a z budoucí výstavby přepracovatelských závo­ dů a jejich provozních potiti, které se dosud nepodařilo překonat. Z ekonomických důvodů a vzhledem к podmínkám palivového cyklu není možné zajistit u jaderných elek­ tráren dostatečnou skladovací kapacitu; tato kapacita je však nutná, i když se pa­ livo bude přepracovávat mimo území Švédska. Pro švédské podmínky bylo výhodnější orientovat se na centrální sklad : v centrálním skladu činí náklady na příjmový a transportní systém řádově 10 % z celkových nákladu, je však technicky a ekonomicky výhodnější nei několikanásobné řešení u lokálních skladu a je kompenzován jednoduš­ ším řešením pomocných objektů. Technické řešení centrálního skladu 1. Transport palivových článků Doprava palivových článku v kontejnerech typu UTL 11/ hmotnost 75 t, tepelná ka­ pacita 42 kW, vnitřní prostor délka 4 630 mm, průměr 914 mm, chlazení vodou, pře­ pravní kapacita 3,3 t uranu, tj. 7 článků FNR/ lodí a trajlery. Roční počet zási­ lek se předpokládá 100, pro přepravu bude třeba 6 - 8 kontejnerů. Dopravní vzdá­ lenost mezi centrálním skladem a jadernými elektrárnami 200 - 1 100 km. Doba vy­ kládky a přípravy kontejneru na odvoz v centrálním skladu 24 hodin. Celkový cykl transportu se předpokládá 18 dní. 2. Princip řešení Zařízení pro centrální skladování vyhořelých PČ je navrženo a řešeno podle moder­ ních technických požadavků v souladu se státními zákony a předpisy. Životnost zařízení, kromě výměnných součástí se předpokládá 60 let. Konstrukce budov a ochranné systémy musí zajistit ochranu vůči sabotáži a účinkům války. Skladovací bazény a systémy zásobování vodou musí být odolně vůči zemětřesení. Sklad je vy­ baven dieselagregáty pro případ, že by došlo к přerušení vnějšího zásobování elek­ trickým proudem. Pomocné zařízení pro chlazení je bohatě předimenzováno a při provozu jediné linky chlazení nesmí teplota vody v bazénech přestoupit 60°C. Jestliže by vypadl celý chladicí systém, dosáhla by teplota vody hodnoty 100°C až po jednom týdnu. Aby byl garantován požadavek, že PC budou za všech okolnos­ tí ponořeny ve vodě, je instalován nezávislý systém přídavku požadovaného množ­ ství vody samospádem ze zásobní nádrže do bazénů. Teplota vzduchu a jeho vlhkost jsou udržovány na konstatních hodnotách a mohou být zvýšeny pouze v případě poru­ chy chladicího systému. Budova skladu je vybavena detektory požáru a potřebnými hasicími přístroji. Zo­ nální členění z hlediska požáru umožňuje evakuaci osob a zabraňuje rozšíření po­ žáru. Konstrukční řešení budovy musí zabezpečit, aby v případě požáru nebyla přerušena dodávka proudu z obou nezávislých přívodů. Pouze v řídicím systému může

23

v případ* požáru dojít к přerušení dodávky, aviak system řízení a ovládání je navržen tak, aby bylo mofné ovládat jednu provozní linku místné. Provoz skladu je řízen dálkové z operacsíbe centra. Srcsc tchs je zde ještě aěkolik nezávislých dílcích kontrolních center. zahledni ddaje a parametry procesu jsou vyvedeny do řídicího centra mimo vlas Lni sklad. Pro transport palivových článku z jaderných re*'.toru budou používány pouze vodou chlazené kontejnery. Suchá kontejnery se budou používat jen pro převoz Člán­ ku z centrálního skladu. 3. Popis zařízení Sklad vyhořelých palivových Článků je umístěn ve skále, aby bylo vyhoveno požadav­ kům ochrany před sabotáží a v době války. Skladovací a přijímací ^ekce centrál­ ního skladu jsou umístěny v řadí v* skalním omelu přibližně o siře» 21 m, výsoe Л-35 x a délce 2K> m. Suufasni je zajištěna ochrana hlavních Částí skladu před раж* letadla. V suterénu budovy skladu příjmové sekce jsou umístěny provozy pro zpracování od­ padů, chladicí a čisticí systc^qr pro přijímací Část a skladovací bazény. Přívod a rozvod elektrické eneraie je v samostatném koridoru umístěném paralelně s hlavnín provozem. Ve spojovacích chodbách obou koridorů jsou měřicí místnosti. Ostatní pomocné prostory administrativní služby jsou v budově umístěny na povr­ chu. Spojení s vlastním skladem tvoří vertikální iachta, kde jsou vedena potrubí, kabely a ventilační potrubí. Jaderné palivo, komponenty aktivní zóny reaktoru a ostatní těžké aktivní materiály jsou dopravovány do skladu mírně spádovým tunelem к přijímací sekci. Spádový gradient tohoto tunelu je 1 : ÍO. Jedna smyCka tunelu prochází zadním koncem skladovací sekce. Další tunel je uvažován pro odvoz zeminy z kavern. Přijímací a skladovací sekce je uvažována jako kontrolované sanitární pásno. Vstup osob do tohoto pisia je šachtou přes smyčku. V budově na povrchu je kon­ trolovaným pásmem pouze odtahová strojovna vzduchotechniky. 4. Přijímací sekce Přijímací sekce o šířce 20 m a výšce 35 m je vybavena zařízením pro příjem kon­ tejnerů, jejich čištění, chlazení a vyprazdňování. Vedle přijímací sekce je díl­ na pro údržbu a opravy kontejnerů. Kontejnery jsou dopravovány do přijímací sekce na trajlerech a vykládány jsou pt** otvor umístěný v podlaze přijímací haly. Hanimilace s kontejnerem se pro­ vádí jeřábem, který přemístí kontejner z trajleru na jednu z nosných podložek, na níž se odstraní z kontejneru absorber nárazu a upnutí, která zakotvují kontej­ ner při jeho přepravě. Na kontejner se upevní speciální zvedací třnen. načež se přepraví jeřábem do speciální komory pro testování, chlazení a čištění vody v kontejneru. Ještě před tím se však na kontejner připevní ochranný plášC, který chrání chladicí žebra před kontaminací. Neporušitelnost povlaku paliva se kontroluje analýzou aktivity chladicí vody v Áontejneru. Pak je kontejner připojen na zdroj cirkulační chladicí vody, která jej ochlazuje. Hladina aktivity chladicí vody indikuje defekty v povlaku. Vyprazdňování kontejneru je uskutečňováno v přijímacím bazénu pod vodou. Palivo je vyjímáno pomocí nástrojů skladovaných v bazénu, které jsou postupně montová­ ny na portálový jeřáb. Tento je vybaven teleskopickým zařízením pro manipulaci s palivem, zvedacím zařízením pro nástroje, pro sejmutí víka kontejneru atd. Každý článek ukládaný do skladovací kazety musí být prohlednut, zda neaá poško­ zený povlak a je-li to nutné, může být místo, kde je uloien v kazetě, zakryto víčkem a spojeno s vakuovým odtahovým systémem.

24

Po vyprázdnění kontejneru se připevní víko, kontejner je ve zvláštní stanici de­ kontaminován a prohlédnut a jestliže aktivita jeho povrchu je vyhovující, je ode­ slán к dalšímu transportu. Kapacita přijímací sekce je jeden kontejner za den. 5. Skladovací sekce Skladovací sekce má 6 bazénu navzájem propojených a spojených s přijímací sekcí transportním kanálem. Každý bazén má vrata vedoucí do transportního kanálu. Muže pojmout 500 t U ve článcích, objem vody je 2000 m a výška vrstvy vody 12 m. Bazény jsou vyloženy nerezovým plechem a mezi železobetonovou stěnou a nerezovým vyložením jsou transportní kanály pro odvod průsaku. Pro kontrolu průsaků je instalován speciální monitorovací systém. Bazény jsou zakryty. Palivo je složeno ve vertikální poloze ve speciálních kazetách. Kazety jsou pře­ nosné a slouží к transportu paliva z přijímacího do skladovacího bazénu. Pro ma­ nipulaci s kazetami se používá speciální jeřáb. Kazety mají standardní rozměry pro palivové články jak tlakovodních, tak i varných reaktoru. Jedna kazeta pro BWR palivo obsahuje 25 článku,zatímco kazeta pro PWR palivo pouze 9 článku. Pro ivédský jaderný lehkovodnl program bude zapotřebí cel­ kem 680 kazet. V bazénech budou skladovány i komponenty aktivní zóny reaktoru jako palivové ka­ nály, kontrolní tyče, neutronové zdroje a detekční zařízení. Tento materiál bu­ de skladován v nerezových pouzdrech s vnějšími rozměry shodnými s rozměry pouz­ der pro skladování kazet. Rozměry těchto součástí budou redukovány, např. rozře­ záním a lisováním. Odhaduje se, že celkové množství pouzder pro skladování do ro­ ku 1990 bude činit 20 až 30. Redukce objemu výše uvedených komponent se pro­ vádí ve speciálním bazénu, umístěném vedle přijímacího bazénu. 6. Pomocné systémy Pomocné systémy jsou rozděleny do nadzemních a podzemních prostorů. V podzemních prostorech jsou systémy z hlediska radioaktivity aktivní - jako čisticí a dekontan.inační okruhy - a neaktivní, zahrnující kontrolu procesu a rozvody elektrické '.-nergie. Nadzemní prostory jsou určeny pro chladicí systémy, výrobu stlačeného vzduchu, přívodní i odtahovou ventilaci, dieselgenerátory, provozy pro zásobování energie­ mi, vodou atd. V centrálním skladu vyhořelých palivových článků by celkem nemělo být více než 100 pracovníku.

8. ZÁVĚRY 1. Skladování vyhořelých palivových článků může plnit v palivovém cyklu LWR řadu úkolů : a/ V případě potřeby umožňuje vyprázdnit aktivní zónu reaktoru. Během skladová­ ní se v palivových článcích rozpadne většina krátkodobých izotopů a část izo­ topů se střední dobou života, takže radioaktivita palivových článků i množst­ ví tepla, které uvolňují se podstatně sníží a značně se usnadní přepracování vyhořelého paliva.

25

b/ V těch zemích, kde není zajiitěno přepracování vyhořelého paliva představuje jedinou cestu, jak zabezpečit rozvoj jaderná energetiky. c/ Umožňuje, aby na dořeSení problémů s přepracováním vyhořelého paliva i s likvi­ dací vysokoaktivních odpadu bylo dostatek času. d/ V případě, že by se nepodařilo vyřešit problémy s přepracováním vyhořelého paliva, představuje trvalé skladování palivových článku variantu konečné lik­ vidace radioaktivních odpadu z JE. 2. Vzhledem к velmi malým celkovým kapacitám regeneračních závodu a jícím termínům uvádění nových regeneračních kapacit do provozu původními předpoklady - je nutno valnou část vyhořelého paliva z skladovat. Přitom vsak výstavba skladů PČ se také silně opožďuje což je způsobeno jednak dlouhou dobou jejich výstavby /6-7 let/ kladností a jednak tím, že se původně předpokládalo, že vyhořelé ky budou skladovány pouze krátce a pak budou přepracovány.

stále se zpožďu­ ve srovnání s JE typu LWR za potřebou, i značnou ná­ palivové člán­

3. Nejnaléhavější potřeby provozu stávajících JE se řeší zčásti dvojnásobným až trojnásobným rozSířením kapacit skladů palivových článků u JE použitím sklado­ vacích mříží, umožňujících hustá skladování palivových článků, přidáním kyseli­ ny borité do chladicí vody nebo uložením palivových článků ve dvou vrstvách. 4. Trvalým a ekonomickým vyřešením problému skladování vyhořelých palivových člán­ ků jsou centrální skladiStě, u nichž se dosáhne příznivých specifických nákladů. Výrazného snížení nákladu - zejména na pomocné provozy centrálního skladiStě by se dosáhlo jeho umístěním u některé JE. 5. Vyhořelé palivové články z reaktorů typu LWR se skladují výhradně v bazénech s vodním chlazením. Tento způsob skladování vychází z více než třicetiletých provozních zkušenosti získaných v Širokém měřítku. 6. Skladování vyhořelých palivových článku z reaktorů typu LWR ve skladech s přiro­ zenou nebo nucenou cirkulací vzduchu nepřekročilo dosud úroveň projektových studií. 7. Centrální skladiStě se plánují pro kapacity 1 000 - 5 000 t U s moduly po 400 až 750 t U. SkladiStě musí být zabezpečena jak proti všem provozním haváriím, tak i proti haváriím vnějším i proti přírodním katastrofám, i když jejich pravděpo­ dobnost je velmi nízká. Ohrožení obsluhy nebo občanů v okolí skladiStě úniky ra­ dioaktivních materiálu při normálních i havarijních situacích je velmi malé. vý­ jimkou by mohl být pád letadla na skladiStě, který by mohl vést к velkému roz­ ptylu z celkového skladovaného radioaktivního materiálu. Zabezpečení skladiStě proti této havárii je technicky velmi náročné a nákladné. Jedním z možných řeše­ ní je umístění skladovacích částí cca 30 m pod zem. 8. V případě skladování palivových článku pod vodou má být dalSÍ vývoj zaměřen pře­ devším na dosažení maximální hermetičnosti palivových článku, na vypracování rych­ lých metod kontroly jejich hermetičnosti a na získáni údajů o jejich dlouhodobé korozní odolnosti» v případě skladování palivových článků v suchých skladech na stanovení materiálových charakteristik při teplotních a chemických podmínkách v suchých skladech, na výběr materiálu a koncepce obalu, na výběr média pro náplň obalu a na výpočet kapacity kriticky bezpečného pouzdra pro více palivových článku.

26

. LITERATURA /1/

Hogroin P.: INIS-MF-4478

/2/

Held Ch. aj.: INIS-MF-4471

/3/

ER0A: ERDA-76-43, Vol. 3

/4/

IAEA: Regulations for the Safe Transport of Radioactive Materials, Safety Series No. 6.

/5/

IAEA: Regional Nuclear Fuel Cycle Centres, Vol. II.: Basic Studies, IAEA,

/6/

Kondratiev A.N., Kosarev Y.A., Yulikov E.I.: Internát. Conf. Nucl. Power and

/7/

Sraier V.: Report, (JjV 4620-D, CH.E.

/8/

Toffer H.s Internát. Conf. Nucl. Power and Its Fuel Cycle, Salzburg, Austria

/1977/, Vienna, STI /PUB/445/. Its Fuel Cycle, Salzburg, Austria /1977/» IAEA-CN-36/316 /též KV 77/04/.

/1977/» IAEA-CN-36/33. /9/

Rosenberg H.N.t К-ОР-212

/10/

Crunningham R.E.: Trans. Am. Nucl. Soc. 22, /1975/, s. 304

/11/

Cyboron R.D., Harding R.S., Bevilacqua F.: Trans. Am. Nucl. Soc. 22.' / l 9 7 5 / s. 306.

/12/

Harding R.S., Klotz R.J., Noderer L.C., Rosental J.E.: Trans. Am. Nucl. Soc. 23, /1976/ s. 583.

/13/

Allison M.M., Denver O.J., Slifer B.C., Trans. Am. Nucl. Soc., 23, s.

/1976/

586

/14/

Harris R.T., Frentzos D.S., Jones W.R.: Trans. Am. Nucl. Soc. 2_3, /1976/ s.587.

/15/

Gozani т.: Trans. Am. Nucl. Soc. 2_3, /1976/ s. 587.

/16/

Spier E.M., Hill D.J., Bennett C.L.: Trans. Am. Nucl. Soc. 22, /1975/ s. 306.

/17/

Odpovědi na dotazník IAEA, prac. skup. G /v rámci mezinárodního vyhodnocení palivového cyklu LWR/.

/18/

King F.D., Baker W.H.: DP-MS-76-39 /CONF-760701-8/

/19/

Gustavsson В., Hagberth R.s INIS-MF- 4490.

/20/

Hanelius A., Rastas A., Ivung В., Tirén I.: INIS-MF-4491.

/21/

Stiíger R., Thurnher K.: Atomwirtsch.

/22/

Klein D., Stiíger R.t Atomwirtsch. Atomtechn. 22» /1978/, s. 401

Atomtechn. 2_3, /1978/, s. 453

/23/

USAEC Directorate of Regulatory Standards WASH-1226-13 Fuel Storage Facility Design Basis-Safety Guide

Date

Revision

1971

US Nuclear Regulatory Commission Regulatory Guides 1.13 Spent Fuel Storage Facility Design Basis 1.29 seismic Design Classification 3.24 Guidance on the Licence Application Siting, Design and Plant Protection for an Independent Spent Fuel Storage Installation 3.31 Emergency Water Supply Systems for Fuel Reprocessing Plants 3.41 Validation of Calculational Methods for Nuclear Criticality Safety 3.43 Nuclear Criticality Safety in the Storage of Fissile Materials 3.44 Standard Format and Contents for the Safety Analyses Report do be Included in a License Application for the Storage of Spent Fuel in a Independent Spent Fuel Storage Installation /Water-Basic-Type/ /comments requested by 2/28/79/

12/75 8/73 12/74 9/75 5/77

1

4/79

1

ANSI /American Nuclear Standarts Institute/ N 208 LWR Fuel-Handling System Design /Under study/

1 1

11/1972

Date N 210 Design Objectives for LWR Spent Fuel Facilities Draft for comment N 305 Design Objectives for Highly Radioactive Material Handling and Storage Facilities in a Reprocessing Plant NSR-DIN NORN 25428 Lagerbecken in /24/

Revision

3/1975 Publ.1975

Kernkraftwerken

IAEA: Technical Reports Series No. 189 /1979/, STI/DOC/10/189.

/25/

Allied-General Nuclear Services, Barnwell: DOCKET-701729-7.

/26/

Allied-General Nuclear Services, Barnwell: DOCKET-701729-8.

/27/

Allied-General Nuclear Services, Barnwell: DOCKET-7017-29-9.

/28/

Larrick A.P., Schneidmiller D.: Internát. Conf. Nucl. Power and Its Fuel

/29/

Voznesenskij V.A., Nichamkin A.P. aj.: Ibid, IAEA-CN-36/336.

Cycle, Salzburg, Austria, 1977, IAEA-CN-36/23. /30/

King F.D.: INIS-MF-4484.

/31/

Konečný С : Vnitřní zpráva, ťÍJV 5023 CH, T.

/32/

Vašíček J., Šíma O., Prokop, Muller: Základní výchozí údaje v oblasti RA kapal­ ných odpadu pro řeSení HťJ "Linka к extrakci RA odpadů

pro elektrárny s reak­

tory typu W E R " . EGP 11-6-13265/1 Praha, 1972. /33/

Benjamin A.S., Mc Closkey D.J., Powers D.A., Dupree S.A.: NUREG/CR-0649

/34/

Painter M.J., Meyer H.S.: CONF-79602-25

/35/

CANDU: Truss K.J.: Concrete Canister Demonstration Plant Project Preliminary Safety Analysis Report, Whiteshell Nuclear Research Establishment, Pinana, Manitoba /1975/

/36/

IEAE: Nuclear Power Project Planning and Implementation /1978/

/37/

Berry S.M.: RHO-CD-271

/38/

Hagel J.A., Black D.E., Dugone J., Hanmond J.D.:

Comparisons of Nuclear Fuel

Options - Remote Dry, Remote Shallow - Pool and Conventional Deep - Pool Concepts /39/

Proceedings of the 25th Conference on Remote Systems Technology, San Francisco

/40/

Wilding M.W.s ICP-1109

/1973/» Wojciechowski D.R., Ed. /41/

Takahara A.: Japanese Patent Doc. 1977-63599/A/ /1975/

/42/

Tokarz F.J., Doug R.J.: CONF-770103-3» UCRL-78370 /1976/

/43/

Neretnieks I.: IAEA-SM-243/108, Ontaniemi /1979/

/44/

Devell L. aj.: IAEA-SM-243/55, Ontaniemi /1979/

/45/

Massimo L. aj.: Haste Management Programs of the Commission of European Communities

/46/

KBS report "Handling of Spent Nuclear Fuel and Final Storage of Vitrified High Level Reprocessing Waste,Karn-Bransle-Sákerhet - Stockholm 1978.

/47/

CN-36, Internát. Conf. Nuclear Power and Its Fuel Cycle, Salzburg, Austria /1977/

28

Tabulka 1

Charakteristiky

vyhořelého

paliva WER-440 MHe

Náplň U, t Počáteční obohacení U 235, % Stupeň vyhoření, MKd/t U Roční množství vyhořelého paliva. t U/rok Oboh. vyhoř. pal. U 235, % Počet kazet v reaktoru Počet tyčí v kazetě Hmotnost U v kazetě, kg Rozměry kazety /hex. průřez/, mm Délka aktivní části Rozměry paliv, proutku, mm vnější průměr, mm Průměr tablety, mm TlouStka povlaku

WER-1000 MHe

42 3,5 28,6.103

66 33-44 /26,0-40,0/.103

14 1,2 349 126 120 144 2500

33,0-22,0 1,26 151 331 437 238 3550

9,1 7,58 0,65

9,1 7,58 0,65

Celková aktivita 10 15 Bq/t и po dnech /d/ a rocích /r/ : 0 d 120 d 365 d 1095 d 10 r 100 r 1000 r 10000 r 100000 r 1 mil. 10 mil. Rozpadové teplo kw/t U po dnech

5900 225 95 29 2,8* 0,24* 0,059* 0,019* 0,0014* 0,0006* 0,0002*

/d/ t i rocích /r/ :

0 120 365 1095 5 10 20 50 100 200 500 1000 2000 5000 10000 Pozn.j

5100 188 81 24

d d d d r r r r r r r r r r r

330 186 83 30

400 22 10 3,6 1,6* 1,0* 0,77* 0,46* 0,24* 0,130* 0,073* 0,043* 0,024* 0,015* 0,011*

a - viz odkaz /46/

29

Tabulka 2

Charakteristiky

přepravních

kontejnerů

Kontejnery WER-400

Vertikální v á l e c /m/ 0 2 , 2 , H = 4 , l S í l a stěny ocelové 360 mm Hmotnost и 3,8 t U.ÍJ = 3,35 t U Počet PČ 30 Hmotnost kontejneru 90 t

Kontejnery WER-1000

Horizontální válec /m/ 0 2 1 , L = 6 , l S í l a stěny ocelové 410 mm Hmotnost U 3 t U0 2 = 2,64 t U Počet PČ 9 Hmotnost kontejneru 110 t

Obr. 1 Skladovací bazén sa standardní'a vysokokapacitní mříti na PÍ /3/

Otevřeny kanál

DDDD,

Uzavřená skladovací / buňka

DDDDDD .

DODDDB^ D D • E3-Ue.ocDDDDDB^ 32,5cm

• DI

J

fř

П• • • D D D D D D D D

и

Standardní mříž na 24 PC

DDDDDD DDDDDD DOODDO DDDDDD DODDDD 3DDDDDI

T

Vysokokapacitní mříž na 54 PC (modul st stejnou plochou )

Opěrná protiseismická konstrukce

Usazovací výstupky

Pro připojení sousedních modulu Typicky skladovací modul na 54 PC

Detail vysokokapacitní mříže

31

к^

10

15

20

25

Vzdálenost at eg kaaat_d_£ em) 1/ voda,epae*h*otno8t * 1 2/ doaka s borové oceli 3/ hnítdo s borové ocall koo~ v sévlsloati na vzdálenosti a poulíte* prostředí (Biblie) Obr. 2

50

5

10

15

20

25

Vzdálenoet atón kázat d (ca) 1/ 2/ 5/ 4/ 5/

voda,apec«hmota * 1 voda a oeal spec.hmota « 7,79 voda a bor.oeal 0,5 ván** voda a bor.oeal 1,02 váh.% voda a Boral

Závislost K«» na vzdálenosti stěn kazet.

30

eKUOl5r£

m u o ^ A*"»

3

rUDOtrS

KCZ

В

II I I I I nfijcn

сексе ornou

ГООССЫГ

тппвп SKLADOWCI

алгсыу

А-А

A rODCLNr

ЛС2

CCNrKALNtHO

9KLAOU

/ГНСЖСССНО

řHUVA

ссмгяим акмо то aooot юмжсгМо? muvovkai алкай УЗГиП* TUUCL

mšAkrf ш тоэсе

CCNTKALN/ SKLAD VVHOKCLCHO r*UVA О КАГАС1ГС

900Ot

Obr.6 Sklad vyhořelých palivových Článků.s chlazením nuceným proudem vsduchu

- "'- Li *

Výstup

fátkíCÍ

vzduchu

ID + * \

"Щ2

' H °rxií stínění /

-A

X

Opěrná trubka

i a saj »

— -а у я « з а йн

10 košů s palivem

9D Ш Vstup vzduchu Mříž . •«•. <'*•.r.,( Beton.

a) Koncepce komory pro PČ typu CANDU / 3 / Chladný vzduc dovnitř

ch ven

Q ^ Chladný vzduch dovnitř Skladovací komora

b ) Celková koncepce skladu /3/ 36

Obr. 7

Sklad vyhořelých pal lvový di článků s chlazením přirozený» proude* vzduchu / 3 /

Vývod vzduchu

Odtahový otvor

Přívod vzduchu

psa skladovací komory

razdný pláli • odstranitelnou zátkou

37

Obr* 8 Celkové uspořádání suchého skladu / 2 / ( s přirozenýa proudea vzduchu)

Přívod

Obr. 9 Koncepce skladu zapouzdřených PC (přirozený tok vzduchu) /22/

Odtah vzduchu

Odtah vzduch

Zakládací jeřáb Skladovací konora Zapouzdřený Pč Stojan a pouzdry Přívod vzduchu

38

3

Přívod vzduchu

Obr. 10 Nezávislý sklad vyhořelých palivových článku pro Střední Evropu / 2 /

1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12

Skladovací bazén Chladicí zařízení bazénu Zásobníky na odpadní vodu čisticí filtry Horká komora Prostup pro jeřáb Přepravní kontejner Ventilační zařízení budovy Kontrolní místnost elektro syst. Nouzový dieselagregát Prostup pro palivový článek Zařízení pro solidifikaci odpadu

39

4^

Obr„ 11

Blokové schéma operací ve skladu vyhořelých palivových článků s vodním chlaaením / 3 /

Ifcrtí kontejne­ ru Příjem a výdej kontějn. (autom.) Příjem a výdej kontějn, (žel.)

Čištění a likvidace plynů

Kontrola kontějn,chlazení PC

T Dekontaminace kontejneru

fi18{.vody z bazénů

I Vykládání kontejneru

Bazén s PC