RU2387032C1 - Cover for arranging and storing waste fuel assemblies of reactors vver-1000 - Google Patents

Cover for arranging and storing waste fuel assemblies of reactors vver-1000 Download PDF

Info

Publication number
RU2387032C1
RU2387032C1 RU2009114522/06A RU2009114522A RU2387032C1 RU 2387032 C1 RU2387032 C1 RU 2387032C1 RU 2009114522/06 A RU2009114522/06 A RU 2009114522/06A RU 2009114522 A RU2009114522 A RU 2009114522A RU 2387032 C1 RU2387032 C1 RU 2387032C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
cover
fuel assemblies
spacer grids
storage
spent fuel
Prior art date
Application number
RU2009114522/06A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Петр Михайлович Гаврилов (RU)
Петр Михайлович Гаврилов
Владимир Ильич Калинкин (RU)
Владимир Ильич Калинкин
Борис Николаевич Бараков (RU)
Борис Николаевич Бараков
Дмитрий Борисович Клешнин (RU)
Дмитрий Борисович Клешнин
Сергей Владимирович Кирик (RU)
Сергей Владимирович Кирик
Юрий Григорьевич Федосов (RU)
Юрий Григорьевич Федосов
Original Assignee
Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат"
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 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" filed Critical Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат"
Priority to RU2009114522/06A priority Critical patent/RU2387032C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2387032C1 publication Critical patent/RU2387032C1/en

Links

Images

Classifications

    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

FIELD: power industry. ^ SUBSTANCE: invention is intended for being used at storage facilities of waste nuclear fuel at the works for reprocessing of such fuel or at nuclear power plants. Cover for arranging and storing waste fuel assemblies is made from stainless steel and includes a central tube, square spacer grids with twenty holes for installation of the tubes the axes of which are located symmetrically relative to central cover axis at the points with certain values of polar coordinates Ri and 1, at which waste fuel assemblies are arranged. To upper and lower spacer grids there tightly attached are tubes by welding, in which there arranged are waste fuel assemblies, and along the cover perimetre - linings forming tight inter-tube space; at that, distance between upper and lower spacer grids is determined from the following condition: weight of cover in water is more than buoyancy force of tight inter-tube space by 200-300 kg. ^ EFFECT: increasing useful load factor of the storage facilities for waste fuel assemblies and decreasing foundation loads and storage reservoir lining loads, and loads on used cranes. ^ 1 cl, 3 dwg

Description

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к средствам для хранения отработавших ядерных топливных элементов реактора ВВЭР 1000 и предназначено для использования в хранилищах отработавшего ядерного топлива на заводах по регенерации такого топлива или на АЭС.The invention relates to nuclear engineering, in particular to means for storing spent nuclear fuel elements of a VVER 1000 reactor and is intended for use in spent nuclear fuel storage facilities at such fuel recovery plants or at nuclear power plants.

Хранение отработавшего ядерного топлива является существенной частью любого ядерного топливного цикла. Это может быть временное хранение до переработки отработавшего ядерного топлива либо достаточно длительное хранение до захоронения топлива в могильниках. Суммарные объемы отработавшего топлива, подлежащего хранению, непрерывно возрастают из-за значительно меньших производственных возможностей перерабатывающих заводов. Растет не только объем хранящегося топлива, но и увеличиваются предполагаемые сроки хранения, поскольку задача захоронения отработавшего ядерного топлива не решена ни в одной стране.Spent nuclear fuel storage is an essential part of any nuclear fuel cycle. This may be temporary storage until spent nuclear fuel is reprocessed or a sufficiently long storage until fuel is buried in the repositories. The total amount of spent fuel to be stored is continuously increasing due to the significantly lower production capabilities of the refineries. Not only the volume of stored fuel is growing, but the estimated storage periods are also increasing, since the task of disposing of spent nuclear fuel has not been solved in any country.

Основу ядерно-энергетического парка России составляют реакторы ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и РБМК. Для реакторов типа ВВЭР принята концепция замкнутого ядерно-топливного цикла. Отработавшее ядерное топливо АЭС с реакторами ВВЭР-440 перерабатывается на заводе РТ-1, а топливо реакторов ВВЭР-1000 будет перерабатываться на заводе РТ-2 после его ввода в эксплуатацию. Согласно «Стратегии развития атомной энергетики в первой половине XXI века» создание завода РТ-2 запланировано на 2020-2025 гг. На площадке РТ-2 действует хранилище для этого топлива, где ОЯТ хранится в водонаполненном бассейне так называемое «мокрое» хранение. Переработка отработавшего топлива реакторов ВВЭР на этих заводах пока не проводится, и его хранение в безопасных условиях в течение длительного времени становится актуальной проблемой, учитывая отсутствие свободных объемов в приреакторных бассейнах. Таким образом, основной практикой обращения с отработавшим ядерным топливом в России на сегодняшний день является хранение.The core of Russia's nuclear power park is the VVER-440, VVER-1000 and RBMK reactors. For VVER-type reactors, the concept of a closed nuclear fuel cycle has been adopted. Spent nuclear fuel from nuclear power plants with VVER-440 reactors is reprocessed at the RT-1 plant, and the fuel of VVER-1000 reactors will be reprocessed at the RT-2 plant after it is put into operation. According to the “Strategy for the Development of Nuclear Energy in the First Half of the 21st Century," the creation of the RT-2 plant is planned for 2020-2025. On the RT-2 site, there is a storage facility for this fuel, where SNF is stored in a water-filled pool, the so-called "wet" storage. The reprocessing of spent fuel from VVER reactors at these plants has not yet been carried out, and its storage in safe conditions has long become an urgent problem, given the lack of free volumes in the reactor basins. Thus, the main storage practice for spent nuclear fuel in Russia today is storage.

Первоначальная проектная емкость «мокрого» хранилища 3000 тонн была увеличена до 6000 тонн за счет разработки и внедрения сначала двенадцатиместного чехла-хранилища вместо первоначального шестиместного чехла, а затем до 8600 тонн за счет внедрения шестнадцатиместного чехла.The initial design capacity of the “wet” storage facility of 3,000 tons was increased to 6,000 tons due to the development and implementation of a twelve-seat storage case instead of the original six-seat cover, and then up to 8600 tons due to the introduction of a sixteen-seat case.

Из уровня техники известно устройство, именуемое «Контейнер, для транспортировки отработавших тепловыделяющих сборок реактора ВВЭР-1000» (см. Авторское свидетельство СССР №1653456, кл. G21F 5/00, 1989). Транспортный чехол известного контейнера для транспортировки отработавших тепловыделяющих сборок реактора ВВЭР-1000 выполнен из нержавеющей стали, содержит центральную трубу, дистанционирующие решетки, а также трубы для размещения отработавших тепловыделяющих сборок.The prior art device is known as a “container for transporting spent fuel assemblies of the VVER-1000 reactor" (see USSR author's certificate No. 1653456, class G21F 5/00, 1989). The transport case of a known container for transporting spent fuel assemblies of the VVER-1000 reactor is made of stainless steel, contains a central pipe, spacer grids, and also pipes for accommodating spent fuel assemblies.

Указанный известный чехол имеет круглое сечение и при размещении круглых чехлов в хранилище будет невозможно обеспечить полное и равномерное заполнение хранилища отработавшими тепловыделяющими сборками. Кроме того, чехол содержит только двенадцать труб, что также не обеспечивает полной загрузки хранилища. Применение в конструкции чехла шестигранных труб усложняет конструкцию чехла и технологию его изготовления из-за необходимости выполнения шестигранных отверстий в дистанционирующих решетках, что приводит к увеличению стоимости его изготовления.The specified known cover has a circular cross-section and when placing round covers in the storage it will be impossible to ensure complete and uniform filling of the storage with spent fuel assemblies. In addition, the cover contains only twelve pipes, which also does not provide full load storage. The use of hexagonal pipes in the design of the cover complicates the design of the cover and the technology of its manufacture due to the need to make hexagonal holes in the spacer grids, which leads to an increase in the cost of its manufacture.

Известен чехол для размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок от реакторов типа ВВЭР-1000, выполненный из нержавеющей стали и содержащий центральную трубу, квадратные дистанционирующие решетки с двадцатью отверстиями для установки труб, в которых размещаются отработавшие тепловыделяющие сборки, оси труб расположены симметрично относительно центральной оси чехла в точках с номинальными значениями полярных координат:A well-known cover for the placement and storage of spent fuel assemblies from VVER-1000 reactors is made of stainless steel and contains a central pipe, square spacer grids with twenty holes for installing pipes, which contain spent fuel assemblies, the pipe axes are symmetrically relative to the central axis of the cover at points with nominal polar coordinates:

Ri R i αi α i       Ri R i αi α i R1=0,1758R 1 = 0.1758 α1=0°α 1 = 0 °       R11=0,1758R 11 = 0.1758 α11=180°α 11 = 180 ° R2=0,4069R 2 = 0.4069 α2=15°α 2 = 15 °       R12=0,4069R 12 = 0.4069 α12=195°α 12 = 195 ° R3=0,2952R 3 = 0.2952 α3=45°α 3 = 45 °       R13=0,2952R 13 = 0.2952 α13=225°α 13 = 225 ° R4=0,5138R 4 = 0.5138 α4=45°α 4 = 45 °       R14=0,5138R 14 = 0.5138 α14=225°α 14 = 225 ° R5=0,4069R 5 = 0.4069 α5=75°α 5 = 75 °       R15=0,4069R 15 = 0.4069 α15=255°α 15 = 255 ° R6=0,1758R 6 = 0.1758 α6=90°α 6 = 90 °       R16=0,1758R 16 = 0.1758 α16=270°α 16 = 270 ° R7=0,4069R 7 = 0.4069 α7=105°α 7 = 105 °       R17=0,4069R 17 = 0.4069 α17=285°α 17 = 285 ° R8=0,2952R 8 = 0.2952 α8=135°α 8 = 135 °       R18=0,2952R 18 = 0.2952 α18=315°α 18 = 315 ° R9=0,5138R 9 = 0.5138 α9=135°α 9 = 135 °       R19=0,5138R 19 = 0.5138 α19=315°α 19 = 315 ° R10=0,4069R 10 = 0.4069 α10=165°α 10 = 165 °       R20=0,4069R 20 = 0.4069 α20=345°α 20 = 345 °

где Ri - номинальное значение полярного радиуса для i-й трубы в единицах стороны А квадратного сечения чехла, а αi - номинальное значение полярного угла для i-ой трубы.where R i is the nominal value of the polar radius for the i-th pipe in units of side A of the square cross section of the cover, and α i is the nominal value of the polar angle for the i-th pipe.

Отверстия в дистанционирующих решетках и трубы, устанавливаемые в них, выполнены круглыми, а в верхней части круглых труб установлены три ребра, образующие незамкнутый шестигранник. По периферии квадратного сечения известный чехол обрамлен ребрами жесткости, расположенными симметрично относительно центральной оси чехла (см. патент РФ №2331943, кл. G21C 19/06, G21F 5/00).The holes in the spacer grids and the pipes installed in them are made round, and in the upper part of the round pipes there are three ribs forming an open hexagon. Along the periphery of the square section, the well-known case is framed by stiffeners symmetrically located relative to the central axis of the case (see RF patent No. 2331943, class G21C 19/06, G21F 5/00).

Недостатком известного чехла является то, что при заполнении бассейна известными чехлами увеличивается нагрузка на фундамент и облицовку бассейна хранилища за счет увеличения веса как самого чехла, так и веса установленных в него отработавших тепловыделяющих сборок, что не позволяет заполнить всю площадь бассейна известными чехлами. Кроме того, использование известных чехлов требует повышения грузоподъемности кранов.A disadvantage of the known cover is that when filling the pool with known covers, the load on the foundation and lining of the storage pool increases due to the increase in the weight of both the cover itself and the weight of the spent fuel assemblies installed in it, which does not allow filling the entire area of the pool with known covers. In addition, the use of well-known covers requires an increase in the carrying capacity of cranes.

Технический результат, который может быть получен при осуществлении изобретения, заключается в уменьшении нагрузок на фундамент и облицовку бассейна хранилища, а также на краны при повышении коэффициента полезной загрузки хранилища для отработавших тепловыделяющих сборок.The technical result that can be obtained by carrying out the invention is to reduce the loads on the foundation and lining of the storage pool, as well as on cranes, while increasing the payload coefficient of the storage for spent fuel assemblies.

Указанный технический результат достигается тем, что в чехле для размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок от реакторов типа ВВЭР-1000, выполненном из нержавеющей стали и включающем в себя центральную трубу, квадратные дистанционирующие решетки с двадцатью отверстиями для установки труб, оси которых расположены симметрично относительно центральной оси чехла в точках с определенными значениями полярных координат Ri и αI, в которых размещаются отработавшие тепловыделяющие сборки, к верхней и нижней дистанционирующим решеткам герметично на сварке присоединены трубы, в которых размещаются отработавшие тепловыделяющие сборки, а по периметру чехла - облицовки с образованием герметичного межтрубного пространства, причем расстояние между верхней и нижней дистанционирующими решетками определяется из условия, чтобы в воде вес чехла превышал выталкивающую силу герметичного межтрубного пространства на 200-300 кг.The specified technical result is achieved by the fact that in the case for placement and storage of spent fuel assemblies from VVER-1000 reactors made of stainless steel and includes a central pipe, square spacing grids with twenty holes for installing pipes, the axes of which are located symmetrically relative to the central the axis of the cover at points with certain values of the polar coordinates R i and α I , in which the spent fuel assemblies are located, to the upper and lower spacers For pipes, in which the spent fuel assemblies are placed hermetically, on the weld, and along the perimeter of the sheath — claddings with the formation of a hermetic annular space, and the distance between the upper and lower spacer grids is determined from the condition that the weight of the sheath in water exceeds the buoyancy of the hermetic annular space by 200-300 kg.

Отличительными признаками предлагаемого чехла от указанного выше известного, наиболее близкого к нему, являются герметичное на сварке присоединение труб, в которых размещаются отработавшие тепловыделяющие сборки, а по периметру чехла-облицовок с образованием герметичного межтрубного пространства, причем расстояние между верхней и нижней дистанционирующими решетками определяется из условия, чтобы в воде вес чехла превышал выталкивающую силу герметичного межтрубного пространства на 200-300 кг.Distinctive features of the proposed cover from the above known, closest to it, are the hermetically sealed welded pipe connection, in which the spent fuel assemblies are placed, and along the perimeter of the cover-lining with the formation of a tight annulus, the distance between the upper and lower spacer grids is determined from conditions that the weight of the cover in water exceeds the buoyancy of the sealed annular space by 200-300 kg.

Благодаря наличию этих признаков при работе заявляемого чехла в условиях, когда его загрузка и транспортировка кранами осуществляются дистанционно под водой, герметичное на сварке присоединение труб, в которых размещаются отработавшие тепловыделяющие сборки, а по периметру чехла - облицовок с образованием герметичного межтрубного пространства, позволило получить выталкивающее усилие герметичного межтрубного пространства, направленное противоположно весу загруженного чехла и, тем самым, уменьшить нагрузки на фундамент бассейна хранилища и на перегрузочную машину при повышении коэффициента полезной загрузки хранилища для отработавших тепловыделяющих сборок.Due to the presence of these signs during the operation of the inventive cover in conditions when it is loaded and transported by cranes remotely under water, the pipes are tightly sealed for welding, in which the spent fuel assemblies are placed, and along the perimeter of the cover - linings with the formation of a tight annular space, it is possible to obtain an ejection the force of the sealed annular space directed opposite to the weight of the loaded cover and, thereby, reduce the load on the foundation of the temple pool ilischa and overload the machine by increasing the coefficient of payload storage for spent fuel assemblies.

Определение расстояния между верхней и нижней дистанционирующими решетками из условия, чтобы в воде вес чехла превышал выталкивающее усилие герметичного межтрубного пространства на 200-300 кг, позволяет избежать всплытия порожнего чехла при установке его в бассейн хранилища перед загрузкой.Determining the distance between the upper and lower spacer grids from the condition that the weight of the cover in water exceeds the buoyant force of the hermetic annular space by 200-300 kg, avoids the emergence of an empty cover when installing it in the storage pool before loading.

При исследовании заявителем отличительных признаков описываемого чехла для размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок реактора ВВЭР-1000 не было выявлено из имеющихся патентных и научно-технических источников информации каких-либо аналогичных известных решений, характеризующихся признаками, идентичными всем существенным признакам данного изобретенияWhen the applicant examined the distinguishing features of the described cover for the placement and storage of spent fuel assemblies of the VVER-1000 reactor, no similar known solutions were found from the available patent and scientific and technical sources, characterized by the features identical to all the essential features of this invention

Предлагаемый чехол для размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок реактора ВВЭР-1000 иллюстрируется чертежами, представленными на фиг.1, 2, 3.The proposed cover for the placement and storage of spent fuel assemblies of the VVER-1000 reactor is illustrated by the drawings shown in figures 1, 2, 3.

На фиг.1 показан вид спереди чехла в разрезе; на фиг.2 показан вид чехла сверху; на фиг.3 - схема размещения чехлов в хранилище.Figure 1 shows a front view of the cover in section; figure 2 shows a top view of the cover; figure 3 - layout of the covers in the store.

Предлагаемый чехол для размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок реактора ВВЭР-1000 содержит (см. фиг.1) центральную трубу 1, присоединенные к центральной трубе 1 верхнюю 2, промежуточные 3 и нижнюю 4 дистанционирующие решетки, и установленные в них трубы 5 (20 штук). К центральной трубе 1 также присоединены плита 6 и основание 7, соединенные между собой ребрами 8. Трубы 5 присоединены к верхней 2 и нижней 4 дистанционирующим решеткам герметично на сварке, а по внешнему контуру чехол обрамлен облицовкой 9, также присоединенной к верхней 2 и нижней 4 дистанционирующим решеткам герметично на сварке, в результате чего в межтрубном пространстве 10 образовалась герметичная полость, заполненная воздухом.The proposed cover for placement and storage of spent fuel assemblies of the VVER-1000 reactor contains (see Fig. 1) a central pipe 1 connected to the central pipe 1 upper 2, intermediate 3 and lower 4 spacer grids, and pipes 5 installed in them (20 pieces ) A plate 6 and a base 7 are connected to the central pipe 1, interconnected by ribs 8. The pipes 5 are connected to the upper 2 and lower 4 spacer grids hermetically in welding, and along the outer contour the cover is framed by a cladding 9, also attached to the upper 2 and lower 4 the spacer grids are hermetically sealed in welding, as a result of which an airtight cavity is formed in the annulus 10.

Дистанционирующие решетки 2, 3 и 4 и плита 6 выполнены квадратными, со стороной квадрата меньшей, чем ширина транспортного коридора хранилища. Дистанционирующие решетки 2, 3 и 4 (см. фиг.2) имеют двадцать круглых отверстий 11, в которых установлены круглые трубы 5, оси которых симметричны центральной оси чехла. В верхней части круглых труб 5 установлены три ребра 12, образующие незамкнутый шестигранник.The distance grids 2, 3 and 4 and the plate 6 are made square, with a square side smaller than the width of the storage transport corridor. The spacer grids 2, 3 and 4 (see FIG. 2) have twenty round holes 11 in which round pipes 5 are mounted, the axes of which are symmetrical to the central axis of the cover. In the upper part of the round pipes 5 there are three ribs 12 forming an open hexagon.

Оси труб 5 располагаются в точках со следующими номинальнымиThe axis of the pipes 5 are located at points with the following nominal

значениями полярных координат.values of polar coordinates.

Ri R i αi α i Ri R i aiai R1=276R 1 = 276 α1=0°α 1 = 0 ° R11=276R 11 = 276 α11=180°α 11 = 180 ° R2=639R 2 = 639 α2=15°α 2 = 15 ° Rl2=639R l2 = 639 α12=195°α 12 = 195 ° R3=463R 3 = 463 α3=45°α 3 = 45 ° R13=463R 13 = 463 α13=225°α 13 = 225 ° R4=806R 4 = 806 α4=45°α 4 = 45 ° Rl4=806R l4 = 806 α14=225°α 14 = 225 ° R5=639R 5 = 639 α5=75°α 5 = 75 ° Rl5=639R l5 = 639 α15=255°α 15 = 255 ° R6=276R 6 = 276 α6=90°α 6 = 90 ° R16=276R 16 = 276 α16=270°α 16 = 270 ° R7=639R 7 = 639 α7=105°α 7 = 105 ° R17=639R 17 = 639 α17=285°α 17 = 285 ° R8=463R 8 = 463 α8=135°α 8 = 135 ° R18=463R 18 = 463 α18=315°α 18 = 315 ° R9=806R 9 = 806 α9=135°α 9 = 135 ° R19=806R 19 = 806 α19=315°α 19 = 315 ° R10=639R 10 = 639 α10=165°α 10 = 165 ° R20=639R 20 = 639 α20=345°α 20 = 345 °

Область допустимых значений полярных координат обуславливается расстояниями между осями труб, наименьшее из которых превышает минимально допустимое условиями ядерной безопасности расстояние.The range of permissible values of polar coordinates is determined by the distances between the axes of the pipes, the smallest of which exceeds the minimum permissible distance by nuclear safety conditions.

Предлагаемый чехол для размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок реактора ВВЭР-1000 имеет вес, превышающий вес известного чехла на вес облицовки, и составляет 4250 кг. Его дистанционирующие решетки 2, 3 и 4 в сечении представляют собой квадрат со стороной 1570 мм, а установленные в дистанционирующих решетках 2, 3 и 4 трубы 5 имеют внутренний диаметр 284 мм и длину - 4000 мм. При данных геометрических размерах объем герметичного межтрубного пространства составляет 4,8 м3, т.е. выталкивающее усилие составит 4800 кг, что не соответствует условию превышения веса чехла в воде на 200-300 кг выталкивающей силе герметичного межтрубного пространства. Исходя из этого условия расстояние между верхней 2 и нижней 4 дистанционирующими решетками составит 3360 мм, при этом выталкивающее усилие межтрубного пространства составит 4000 кг, т.е. нагрузка при хранении от каждого чехла с двадцатью отработавшими тепловыделяющими сборками на фундамент и облицовку бассейна, а при транспортировке - на перегрузочную машину, уменьшится на 4000 кг.The proposed cover for placement and storage of spent fuel assemblies of the VVER-1000 reactor has a weight exceeding the weight of the known cover by the weight of the lining, and is 4250 kg. Its spacer grids 2, 3 and 4 in cross section are square with a side of 1570 mm, and the pipes 5 installed in the spacer grids 2, 3 and 4 have an inner diameter of 284 mm and a length of 4000 mm. With these geometric dimensions, the volume of the sealed annulus is 4.8 m 3 , i.e. the buoyant force will be 4800 kg, which does not meet the condition of exceeding the weight of the cover in the water by 200-300 kg buoyancy force of the sealed annular space. Based on this condition, the distance between the upper 2 and lower 4 spacer grids will be 3360 mm, while the buoyancy of the annulus will be 4000 kg, i.e. the load during storage from each cover with twenty spent fuel assemblies on the foundation and lining of the pool, and during transportation to the reloading machine, will decrease by 4000 kg.

Заявляемый чехол для размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок от реактора ВВЭР-1000 эксплуатируется аналогично известному чехлу следующим образом.The inventive cover for the placement and storage of spent fuel assemblies from the VVER-1000 reactor is operated similarly to the well-known cover as follows.

Отработавшие тепловыделяющие сборки (ОТВС) в транспортном контейнере поступают в приемный отсек хранилища, где осуществляется их подводная перегрузка из транспортного контейнера в трубы 5 чехла. Затем загруженные чехлы с ОТВС (см. фиг.3) кранами 13 передаются в бассейн 14 и далее по транспортному коридору подаются до места хранения. При транспортировке чехла под водой выталкивающее усилие межтрубного пространства, направленное противоположно весу чехла, снижает нагрузку на перегрузочной машине на 4000 кг, а при установке чехлов на место хранения на облицовку и фундамент бассейна хранилища.Spent fuel assemblies (SFA) in the transport container enter the receiving compartment of the storage, where they are underwater reloaded from the transport container into the tubes 5 of the cover. Then the loaded covers with the SFA (see figure 3) by cranes 13 are transferred to the pool 14 and then along the transport corridor are fed to the storage location. When transporting the case under water, the buoyancy force of the annulus directed opposite to the weight of the case reduces the load on the reloading machine by 4000 kg, and when the covers are installed in the storage place on the lining and foundation of the storage pool.

Таким образом, вышеизложенные сведения свидетельствуют о том, что при использовании заявленного чехла выполнена следующая совокупность условий:Thus, the above information indicates that when using the claimed cover, the following set of conditions:

- средство, воплощающее заявленное изобретение, - чехол для размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок реактора ВВЭР-1000 при его осуществлении, предназначено для использования в промышленности, а именно в атомной, в хранилищах отработанного ядерного топлива на заводах по регенерации отработавшего топлива или на АЭС;- a tool embodying the claimed invention, a cover for storing and storing spent fuel assemblies of the VVER-1000 reactor when it is implemented, is intended for use in industry, namely in the nuclear, in spent nuclear fuel storage facilities at spent fuel recovery plants or at nuclear power plants;

- для заявленного чехла в том виде, как он охарактеризован в независимом пункте изложенной формулы изобретения, подтверждена возможность его осуществления с помощью описанных в заявке средств и методов;- for the claimed case in the form described in the independent clause of the claims, the possibility of its implementation using the means and methods described in the application is confirmed;

- устройство - чехол для размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок реактора ВВЭР-1000, воплощающее изобретение, при его осуществлении, способно обеспечить достижение усматриваемого заявителем технического результата.- a device - a cover for placing and storing spent fuel assemblies of the VVER-1000 reactor, embodying the invention, when implemented, is able to achieve the achievement of the technical result perceived by the applicant.

Claims (1)

Чехол для размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок реактора ВВЭР-1000, выполненный из нержавеющей стали и содержащий центральную трубу, квадратные дистанционирующие решетки с двадцатью отверстиями для установки труб, в которых размещаются отработавшие тепловыделяющие сборки, и оси которых расположены симметрично относительно центральной оси чехла в точках с номинальными значениями полярных координат:
Ri αi       Ri αi R1=0,1758 α1=0°       R11=0,1758 α11=180° R2=0,4069 α2=15°       R12=0,4069 α12=195° R3=0,2952 α3=45°       R13=0,2952 α13=225° R4=0,5138 α4=45°       R14=0,5138 α14=225° R5=0,4069 α5=75°       R15=0,4069 α15=255° R6=0,1758 α6=90°       R16=0,1758 α16=270° R7=0,4069 α7=105°       R17=0,4069 α17=285° R8=0,2952 α8=135°       R18=0,2952 α18=315° R9=0,5138 α9=135°       R19=0,5138 α19=315° R10=0,4069 α10=165°       R20=0,4069 α20=345°

где Ri - номинальное значение полярного радиуса для i-й трубы в единицах стороны А квадратного сечения чехла, а αi - номинальное значение полярного угла для i-ой трубы, отличающийся тем, что к верхней и нижней дистанционирующим решеткам герметично на сварке присоединены трубы, в которых размещаются отработавшие тепловыделяющие сборки, а по периметру чехла - облицовки с образованием герметичного межтрубного пространства, причем расстояние между верхней и нижней дистанционирующими решетками определяется из условия превышения веса чехла в воде выталкивающей силы герметичного межтрубного пространства на 200-300 кг. Cover for placement and storage of spent fuel assemblies of the VVER-1000 reactor, made of stainless steel and containing a central pipe, square spacer grids with twenty holes for installing pipes in which spent fuel assemblies are placed, and whose axes are located symmetrically with respect to the central axis of the cover at the points with nominal polar coordinates:
R i αi R i αi R 1 = 0.1758 α 1 = 0 ° R 11 = 0.1758 α 11 = 180 ° R 2 = 0.4069 α 2 = 15 ° R 12 = 0.4069 α 12 = 195 ° R 3 = 0.2952 α 3 = 45 ° R 13 = 0.2952 α 13 = 225 ° R 4 = 0.5138 α 4 = 45 ° R 14 = 0.5138 α 14 = 225 ° R 5 = 0.4069 α 5 = 75 ° R 15 = 0.4069 α 15 = 255 ° R 6 = 0.1758 α 6 = 90 ° R 16 = 0.1758 α 16 = 270 ° R 7 = 0.4069 α 7 = 105 ° R 17 = 0.4069 α 17 = 285 ° R 8 = 0.2952 α 8 = 135 ° R 18 = 0.2952 α 18 = 315 ° R 9 = 0.5138 α 9 = 135 ° R 19 = 0.5138 α 19 = 315 ° R 10 = 0.4069 α 10 = 165 ° R 20 = 0.4069 α 20 = 345 °

where R i is the nominal value of the polar radius for the i-th pipe in units of side A of the square section of the cover, and α i is the nominal value of the polar angle for the i-th pipe, characterized in that the pipes are sealed to the welds on the upper and lower spacer grids in which spent fuel assemblies are located, and along the perimeter of the cover - linings with the formation of a tight annulus, and the distance between the upper and lower spacer grids is determined from the condition that the weight of the cover is exceeded in de buoyancy sealed annulus 200-300 kg.
RU2009114522/06A 2009-04-16 2009-04-16 Cover for arranging and storing waste fuel assemblies of reactors vver-1000 RU2387032C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2009114522/06A RU2387032C1 (en) 2009-04-16 2009-04-16 Cover for arranging and storing waste fuel assemblies of reactors vver-1000

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2009114522/06A RU2387032C1 (en) 2009-04-16 2009-04-16 Cover for arranging and storing waste fuel assemblies of reactors vver-1000

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2387032C1 true RU2387032C1 (en) 2010-04-20

Family

ID=46275331

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2009114522/06A RU2387032C1 (en) 2009-04-16 2009-04-16 Cover for arranging and storing waste fuel assemblies of reactors vver-1000

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2387032C1 (en)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2453007C1 (en) * 2011-04-01 2012-06-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики" - ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ" Jacket to install and store spent fuel assemblies of reactor vver-1000
RU2552839C1 (en) * 2013-12-10 2015-06-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский федеральный ядерный центр-Всероссийский научно-исследовательский институт технической физики имени академика Е.И. Забабахина" Fuel element test method
RU2560109C2 (en) * 2013-09-30 2015-08-20 Открытое акционерное общество "Моринформсистема-Агат-КИП" Control method of tightness of fuel element jackets

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2453007C1 (en) * 2011-04-01 2012-06-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики" - ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ" Jacket to install and store spent fuel assemblies of reactor vver-1000
RU2560109C2 (en) * 2013-09-30 2015-08-20 Открытое акционерное общество "Моринформсистема-Агат-КИП" Control method of tightness of fuel element jackets
RU2552839C1 (en) * 2013-12-10 2015-06-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский федеральный ядерный центр-Всероссийский научно-исследовательский институт технической физики имени академика Е.И. Забабахина" Fuel element test method

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US10438710B2 (en) Systems and methods for dry storage and/or transport of consolidated nuclear spent fuel rods
EP4258290A1 (en) Transportation container for nuclear power station spent fuel storage tank
RU2387032C1 (en) Cover for arranging and storing waste fuel assemblies of reactors vver-1000
WO2013013131A4 (en) Storage, transportation and disposal system for used nuclear fuel assemblies
RU2611057C1 (en) Container for storage and transportation of spent fuel assemblies and case for their arrangement
Romanato Advantages of dry hardened cask storage over wet storage for spent nuclear fuel
EP3594964A1 (en) Container for storing and transporting spent nuclear fuel
RU2593388C1 (en) Cover for placing and storing of spent fuel assemblies of vver-1000 reactor
RU2400843C1 (en) Transport-packing complete set for transporting and storage of spent nuclear fuel
RU2364964C1 (en) Metal-concrete container for transportation and-or storage of spent nuclear fuel
CN110867267A (en) Spent fuel storage and transportation container
RU2331943C1 (en) Hood for placement and storage of spent fuel assemblies of pwr 1000-type reactors
RU2453007C1 (en) Jacket to install and store spent fuel assemblies of reactor vver-1000
CN109545410B (en) Vertical and horizontal spent fuel storage tank
RU2477899C1 (en) Jacket to install and store spent fuel assemblies of reactor vver-1000
RU2518159C1 (en) Transport packaging set for transportation and storage of nuclear fuel
WO2022081039A1 (en) Basket of a transportation packaging system for spent fuel assemblies
CN112599266A (en) Spent fuel storage grillwork
RU2458417C1 (en) Cover for spent fuel assemblies
RU2679007C1 (en) Storage cover of spent heat-manufacturing assemblies from vver-1000 type reactors
RU2781467C1 (en) Canister for repair of vver fuel assembly
RU2467417C1 (en) Rack for packed disposition and storage of spent fuel assemblies of nuclear reactors
SE2251135A1 (en) Devices and methods
RU152485U1 (en) CASE FOR WASTE NUCLEAR FUEL OF WATER-WATER ENERGY REACTOR VVER-1000
Dey An Indian perspective for transportation and storage of spent fuel

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20190417