RU2054205C1 - Контейнер для транспортирования и хранения радиоактивных отходов аэс - Google Patents

Контейнер для транспортирования и хранения радиоактивных отходов аэс Download PDF

Info

Publication number
RU2054205C1
RU2054205C1 SU5003415A RU2054205C1 RU 2054205 C1 RU2054205 C1 RU 2054205C1 SU 5003415 A SU5003415 A SU 5003415A RU 2054205 C1 RU2054205 C1 RU 2054205C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
shell
container
layer
intermediate layer
heat
Prior art date
Application number
Other languages
English (en)
Inventor
С.С. Давыдов
П.И. Деев
Э.Э. Пахк
М.С. Павлов
Ф.И. Стеценко
Original Assignee
Производственное объединение "Ижорский завод"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Производственное объединение "Ижорский завод" filed Critical Производственное объединение "Ижорский завод"
Priority to SU5003415 priority Critical patent/RU2054205C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2054205C1 publication Critical patent/RU2054205C1/ru

Links

Images

Landscapes

  • Filling Or Discharging Of Gas Storage Vessels (AREA)

Abstract

Использование: в ядерной технике для транспортирования и хранения отработанного ядерного топлива. Сущность изобретения: контейнер содержит двухслойную оболочку, выполненную из материалов с различными коэффициентами теплового расширения, между слоями введен секционированный промежуточный слой, в секциях выполнены сквозные отверстия, заполненные материалом нейтронной защиты, при этом материал наружного слоя оболочки выбран с температурой перехода между двумя твердыми фазами, не большей 750oС, а материал промежуточного слоя выбран с коэффициентом расширения, меньшим чем у материалов окружающих слоев. 3 ил.

Description

Изобретение относится к устройствам для транспортирования и хранения отработанного ядерного топлива и может быть использовано в ядерной энергетике.
Известно техническое решение, согласно которому осуществляют защиту от повреждения устройства для хранения саморазогревающихся радиоактивных веществ. Однако в данном техническом решении твердое вещество, введенное между радиоактивным веществом и резервуаром, его содержащим, имеет точку плавления ниже допустимой максимальной температуры саморазогревающегося радиоактивного вещества. При повышении температуры радиоактивного вещества до точки плавления твердое вещество расплавляется, т.е. переходит в жидкое состояние [1]
В жидком состоянии такое вещество не может быть элементом конструкции, а наоборот с учетом мощности дозы излучения и поглощающих свойств выбранного твердого вещества, а также увеличении веса конструкции требует определенных дополнительных элементов конструкции, обеспечивающих сохранение прочностных и защитных свойств резервуара, в котором находится радиоактивное вещество. Саморазогревающиеся радиоактивные вещества определенное время будут отдавать тепло на плавление твердого вещества, а затем расплав начнет переходить в газообразное состояние, так как тепло из радиоактивного вещества будет продолжать выделяться. При определенном сроке хранения будет расти давление внутри резервуара, возможно разрушение радиоактивного вещества или (и) резервуара, т.е. аварийная ситуация.
Наличие пожара, т.е. наложение аварий, температура которого по правилам МАГАТЭ и ОПБЗ-83 равна 800оС, значительно ускоряет этот процесс, так как к теплу, поступающему из саморазогревающегося топлива, добавляется тепло, поступающее от пожара внутрь резервуара. При этом наличие жидкой фазы вместо воздуха между стенкой резервуара и топливом улучшает конвективный теплообмен от пожара к топливу.
Наиболее близким к заявляемому техническому решению является контейнер для транспортирования и хранения ядерного топлива, имеющий многослойные крышку и корпус, состояние из двух оболочек, выполненных из материалов с разными коэффициентами теплового расширения [2]
При попадании контейнера в очаг пожара разность коэффициентов теплового расширения внешней и внутренней оболочки корпуса контейнера приводит к нарушению контакта между оболочками, препятствуя поступлению тепла внутрь контейнера. При этом внутренняя металлическая оболочка недостаточно аккумулирует тепло при увеличении числа кассет, погружаемых в контейнер. Например, при загрузке контейнера ТВС реактора ВВЭР-1000 число кассет не превышает 12 штук. Недостатком известного устройства является ограничение по ядерной безопасности.
Целью изобретения является повышение ядерной безопасности за счет усиления теплоаккумулирующей способности и прочности оболочки контейнера в аварийной ситуации во время пожара в месте нахождения контейнера, загруженного отработанным ядерным топливом.
Поставленная цель достигается тем, что в контейнер, содержащий двухслойную оболочку, выполненную из материалов с различными коэффициентами теплового расширения, дополнительно введен секционированный промежуточный слой, причем в секциях выполнены сквозные отверстия, заполненные материалом нейтронной защиты; при этом материал наружного слоя оболочки выбран с температурой перехода между двумя твердыми фазами, не большей 750оС, а материал промежуточного слоя выбран с коэффициентом расширения, меньшим чем у материалов окружающих слоев.
На фиг. 1 показан предлагаемый контейнер, общий вид; на фиг. 2 разрез А-А на фиг. 1; на фиг. 3 узел I на фиг. 1.
Корпус контейнера состоит из внешней оболочки 1 и внутренней оболочки 3, секционированного промежуточного слоя 2, в секциях которого выполнены сквозные отверстия 9, заполненные материалом нейтронной защиты. Внутренняя оболочка 3 имеет в донной части кольцо 4, которое по ходовой посадке установлено внутpь внешней оболочки 1, таким образом между кольцом 4 и днищем наружной оболочки 1 с установленным на нем слоем нейтронопоглощающего материала был обеспечен зазор для компенсации разницы в тепловом расширении наружной и внутренней оболочки. Кольцо 4 имеет кольцевой бурт 5, а каждое кольцо слоя 2 имеет выступ 6, утопленный в соседнем кольце. Таким образом, слой в любом состоянии сцентрирован относительно внутренней оболочки 3.
Внешняя оболочка 1 имеет теплоотводящие ребра 7, состоящие из секторов, установленных с зазором относительно друг друга с тем, чтобы контейнер мог отдавать тепло в любом положении.
В приведенном примере внешняя оболочка 1 и теплоотводящие ребра 7 выполнены из стали, переход α-железа в β-железо которой происходить при 750оС.
Работает контейнер следующим образом.
В нормальных условиях эксплуатации тепло от кассет 8 с отработанным топливом, установленных внутри контейнера, нагревает внутреннюю оболочку, и она плотно прижимается к секционированному промежуточному слою 2, передавая ему свое тепло. Слой 2, имея меньший коэффициент линейного теплового расширения, но более нагретый от оболочки 3, плотно прижимается к оболочке 1, и через оболочку 1 и ребра 7 тепло от кассет передается в окружающую среду.
В случае пожара оболочка 1 прогревается и в течение определенного времени при достижении точки фазового перехода (в данном случае 750оС) происходит резкое изменение теплоемкости оболочки, затрачиваемое на переход α-железа в β-железо в структуре стали оболочки 1.
Если пожар не прекратился из-за разницы в коэффициентах теплового расширения оболочки 1 и слоя 2 происходит отрыв оболочки 1 от слоя 2 с образованием воздушного зазора, препятствующего натечке тепла во внутренние слои контейнера. Промежуточный слой 2 из-за разницы коэффициентов теплового расширения, наоборот, остается плотно прижатым к оболочке 3, и вся масса промежуточного слоя 2 и оболочки 3 служит аккумулятором тепла для находящегося в оболочке 3 топлива, обеспечивающим сохранение теплоотвода от топлива и сохраняющим его в условиях пожара, превышающего требования правил МАГАТЭ. Наличие аккумулятора тепла большей емкости, состоящего из слоя 2 и внутренней оболочки 3, позволяет в 1,5 раза увеличить вместимость кассет в контейнере, сохраняя при этом кассеты от перегрева и обеспечивая требования правил МАГАТЭ.
Ожидаемый положительный эффект заключается в избирательном использовании по крайней мере одной, в данном случае внешней оболочки, по отношению к внутреннему источнику тепла.
В предложенном конструктивном решении (3 слоя, различные материалы, возможность продольного перемещения секционированного промежуточного слоя) промежуточный слой выполняет роль аккумулятора с избирательным приемом тепла.
Поставленная цель повышение безопасности также достигается, так как секционированный промежуточный слой способен принять большее количество тепла от ТВС, обеспечивая безопасность их перевозки при более высокой их мощности или в более тяжелых аварийных условиях (при увеличении продолжительности пожара).

Claims (1)

  1. КОНТЕЙНЕР ДЛЯ ТРАНСПОРТИРОВАНИЯ И ХРАНЕНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ АЭС, содержащий двухслойную оболочку, выполненную из материалов с различными коэффициентами теплового расширения, отличающийся тем, что дополнительно введен секционированный промежуточный слой, причем в секциях выполнены сквозные отверстия, заполненные материалом нейтронной защиты, при этом материал наружного слоя оболочки выбран с температурой перехода между двумя твердыми фазами не больше 750oС, а материал промежуточного слоя выбран с коэффициентом расширения меньшим, чем у материалов окружающих слоев.
SU5003415 1991-09-10 1991-09-10 Контейнер для транспортирования и хранения радиоактивных отходов аэс RU2054205C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU5003415 RU2054205C1 (ru) 1991-09-10 1991-09-10 Контейнер для транспортирования и хранения радиоактивных отходов аэс

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU5003415 RU2054205C1 (ru) 1991-09-10 1991-09-10 Контейнер для транспортирования и хранения радиоактивных отходов аэс

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2054205C1 true RU2054205C1 (ru) 1996-02-10

Family

ID=21585804

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU5003415 RU2054205C1 (ru) 1991-09-10 1991-09-10 Контейнер для транспортирования и хранения радиоактивных отходов аэс

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2054205C1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU173762U1 (ru) * 2017-06-15 2017-09-11 Юрий Николаевич Конев Транспортируемый модуль установки для переработки жидких радиоактивных отходов

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
1. Заявка ЕР N 0035064, кл. G 21F 5/00, 1981. 2. Заявка ЕПВ(ЕР) N 0312902, кл. G 21F 5/00, 1989. *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU173762U1 (ru) * 2017-06-15 2017-09-11 Юрий Николаевич Конев Транспортируемый модуль установки для переработки жидких радиоактивных отходов

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US3962587A (en) Shipping cask for spent nuclear fuel assemblies
US4036688A (en) Apparatus for controlling molten core debris
US3935063A (en) Emergency heat removal system for a nuclear reactor
US4447729A (en) Transport containers for radioactive material
US3845315A (en) Packaging for the transportation of radioactive materials
RU2575878C1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
WO2016099326A1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
KR102573614B1 (ko) 소형 원자로 격납 시스템
KR19990082245A (ko) 핵연료 조립체들을 운반, 보관 및 포함하기 위한 용기
JPH0122919B2 (ru)
EP3918615B1 (en) Passive cooling device for casks containing nuclear fuel
RU2453006C1 (ru) Контейнер для транспортирования отработавшего ядерного топлива
USH91H (en) Safety apparatus for nuclear reactor to prevent structural damage from overheating by core debris
JPH0727050B2 (ja) 受動冷却系を備えた液体金属冷却型原子炉
US6873673B2 (en) Device for storing heat generating material and a vessel for such device
US4326918A (en) Storage assembly for spent nuclear fuel
RU2054205C1 (ru) Контейнер для транспортирования и хранения радиоактивных отходов аэс
EP3594964A1 (en) Container for storing and transporting spent nuclear fuel
RU2084975C1 (ru) Контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива
CA1175163A (en) Storage of irradiated fuel assemblies
US3573462A (en) Sealed container with pressure relief for hazardous material
US3732423A (en) Shipping container for radioactive material
US10748667B1 (en) Nuclear fission passive safety and cooling system
JP7431189B2 (ja) 原子炉格納容器、及び、原子炉格納容器の支持構造
RU2778396C2 (ru) Корзина для хранения, предназначенная для хранения или транспортировки ядерных материалов