RU2510770C1 - Container for spent nuclear fuel transportation and/or storage - Google Patents
Container for spent nuclear fuel transportation and/or storage Download PDFInfo
- Publication number
- RU2510770C1 RU2510770C1 RU2012148476/07A RU2012148476A RU2510770C1 RU 2510770 C1 RU2510770 C1 RU 2510770C1 RU 2012148476/07 A RU2012148476/07 A RU 2012148476/07A RU 2012148476 A RU2012148476 A RU 2012148476A RU 2510770 C1 RU2510770 C1 RU 2510770C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- container
- glass
- composition
- container according
- shell
- Prior art date
Links
Images
Landscapes
- Filling Or Discharging Of Gas Storage Vessels (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к контейнерам для длительного хранения и транспортировки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), в частности, к металлическим контейнерам для транспортировки и/или хранения ОЯТ ядерных реакторов типа ВВЭР-1000.The invention relates to containers for long-term storage and transportation of spent nuclear fuel (SNF), in particular, to metal containers for transportation and / or storage of SNF of nuclear reactors of the WWER-1000 type.
Известен контейнер для радиоактивных материалов по патенту ЕР 0116412 А1 (G21F 5/00, 1984). Известный контейнер содержит кожух (корпус), отлитый из чугуна или стали, и экранирующий материал. При изготовлении контейнера экранирующий материал располагают внутри литьевой формы для кожуха, после чего следует заливка, например, чугуна в упомянутую литьевую форму. Таким образом, получают литой корпус, в котором экранирующий материал уже «погружен» в массив боковой стенки корпуса и занимает требуемое положение. С наружной стороны корпус контейнера имеет продольное оребрение для отвода тепла (ребра охлаждения). В верхней и нижней частях контейнера предусмотрены грузоподъемные цапфы. В варианте выполнения контейнера литой корпус размещен внутри кольцевого кожуха, который представляет собой две концентрично расположенные металлические обечайки, зазор между которыми заполнен экранирующим материалом. При этом через экранирующий материал пропущены установленные в массиве литого корпуса теплоотводящие элементы, прикрепленные (приваренные) соответственно к упомянутым обечайкам и выступающие наружу за внешнюю обечайку. Теплоотводящие элементы выполнены в виде радиальных продольных листовых элементов.A known container for radioactive materials according to patent EP 0116412 A1 (G21F 5/00, 1984). Known container contains a casing (housing) cast of cast iron or steel, and a shielding material. In the manufacture of the container, the shielding material is placed inside the mold for the casing, followed by pouring, for example, cast iron into the mold. Thus, a cast housing is obtained in which the shielding material is already “immersed” in the array of the side wall of the housing and occupies the required position. On the outside, the container body has a longitudinal fin for heat dissipation (cooling fins). In the upper and lower parts of the container lifting trunnions are provided. In an embodiment of the container, the molded case is placed inside the annular casing, which is two concentric metal shells, the gap between which is filled with a shielding material. At the same time, heat-removing elements installed in the massif of the cast housing are passed through the shielding material, attached (welded) to the said shells, respectively, and protruding outward beyond the outer shell. The heat-removing elements are made in the form of radial longitudinal sheet elements.
Недостатком известного контейнера является то, что он предполагает высокую трудоемкость изготовления и, следовательно, высокую стоимость. Вместе с этим в вариантах выполнения контейнера, в которых через экранирующий материал пропущены теплоотводящие элементы в виде радиальных продольных листовых элементов (по существу - в виде ребер), возможен «прямой прострел» нейтронов вдоль последних, что снижает уровень защиты от нейтронного излучения и, следовательно, - безопасность обращения с ОЯТ.A disadvantage of the known container is that it involves the high complexity of manufacturing and, consequently, the high cost. At the same time, in embodiments of the container in which heat-removing elements in the form of radial longitudinal sheet elements (essentially in the form of ribs) are passed through the shielding material, a “direct cross” of neutrons along the latter is possible, which reduces the level of protection against neutron radiation and, therefore , - safety of SNF handling.
Известен контейнер для транспортировки и хранения ОЯТ по патенту JP 4036697 А (G21F 5/00, G21F 5/10, 1992). Контейнер содержит корпус, между внутренней и наружной цилиндрическими стенками которого имеется экранирующий слой для защиты от нейтронов. Через этот слой пропущены элементы с высокой теплопроводностью, которые с помощью сварки прикреплены к стенкам корпуса контейнера.Known container for transportation and storage of spent fuel according to patent JP 4036697 A (
Однако известный контейнер предполагает при его изготовлении использование уникального сварочного оборудования и достаточно большой объем сварочных работ, что обуславливает высокую трудоемкость изготовления.However, the well-known container involves the use of unique welding equipment and a sufficiently large amount of welding work during its manufacture, which leads to the high complexity of manufacturing.
Известен контейнер для транспортировки и/или хранения радиоактивных материалов по патенту FR 2776118 A1 (G21F 5/005, 1999). Известный контейнер содержит защитное устройство, имеющее множество прилегающих друг к другу металлических коробов, закрепленных на внешней стенке контейнера и заполненных поглощающим нейтроны веществом. Каждый короб замкнут в продольном направлении трубным металлическим профилем, который может быть заполнен поглощающим нейтроны веществом еще до его закрепления на внешней стенке контейнера.Known container for transporting and / or storage of radioactive materials according to patent FR 2776118 A1 (G21F 5/005, 1999). The known container contains a protective device having a plurality of metal boxes adjacent to each other, mounted on the outer wall of the container and filled with a neutron-absorbing substance. Each box is closed in the longitudinal direction by a tubular metal profile, which can be filled with a neutron-absorbing substance even before it is fixed on the outer wall of the container.
Однако конструкция защитного устройства, имеющего множество металлических коробов, одновременно прилегающих друг к другу и к внешней стенке контейнера, является достаточно сложной. Кроме того, сложно обеспечить полное прилегание металлических коробов к внешней стенке контейнера, т.е. отсутствует надежный теплопроводящий контакт между стенкой и коробами, что приводит к снижению надежности отвода тепла от контейнера в окружающую среду.However, the design of the protective device having many metal boxes simultaneously adjacent to each other and to the outer wall of the container is rather complicated. In addition, it is difficult to ensure full fit of metal boxes to the outer wall of the container, i.e. there is no reliable heat-conducting contact between the wall and the ducts, which leads to a decrease in the reliability of heat removal from the container to the environment.
Известен контейнер для ОЯТ по патенту JP 2006105815 А (G21C 19/32, G21F 5/10, G21F 9/36, 2006). Контейнер содержит корпус, между внутренней и наружной цилиндрическими стенками которого имеется экранирующий слой для защиты от нейтронов. Через этот слой пропущены упругие элементы с высокой теплопроводностью, которые прикреплены к внутренней стенке корпуса контейнера с обеспечением контакта с наружной цилиндрической стенкой корпуса. Последняя выполнена составной из нескольких продольных кольцевых сегментов, соединяемых между собой с помощью сварки при сборке корпуса контейнера. При этом закрепленные на внутренней стенке корпуса упругие теплопроводные элементы поджимают соответствующими кольцевыми сегментами и таким образом обеспечивается контакт этих элементов с наружной стенкой корпуса контейнера в радиальном направлении, что обеспечивает теплопередачу между стенками корпуса.A known SNF container according to JP 2006105815 A (G21C 19/32,
Однако в известном контейнере контакт каждого из теплопроводных элементов с наружной стенкой осуществляется по линии, что предполагает большое тепловое сопротивление и уменьшает теплопередачу между стенками корпуса.However, in the known container, the contact of each of the heat-conducting elements with the outer wall is carried out in a line, which implies a large thermal resistance and reduces heat transfer between the walls of the housing.
Известен контейнер для транспортировки и/или хранения ядерных материалов по патенту FR 2935532 A1 (G21F 5/10, 2010). Контейнер содержит корпус, включающий цилиндрические наружную и внутреннюю металлические оболочки, образующие кольцевую полость, в которой размещены средства для нейтронной защиты, а также теплопроводные средства, находящиеся в контакте с наружной и внутренней оболочками корпуса. В варианте выполнения теплопроводные средства выполнены в виде продольных профилированных металлических элементов, имеющих корытообразный профиль. Способ изготовления контейнера предусматривает, что наружная цилиндрическая оболочка имеет минимум одну продольную прорезь, ограниченную двумя продольными кромками, которые сваривают, чтобы создать кольцевую обечайку, причем усадка при сварке приводит к деформации сжатия упомянутых теплопроводных средств в радиальном направлении, при этом сварочный шов схватывает только кромки упомянутой прорези (т.е. при сварке наружная оболочка не приваривается к теплопроводным средствам). В результате усадки уменьшается диаметр наружной цилиндрической оболочки и таким образом теплопроводные средства подвергаются сжатию между внутренней и наружной оболочками корпуса, тем самым создается контакт (если он еще не был установлен) или усиливается интенсивность контакта теплопроводных средств с внутренней и наружной оболочками корпуса контейнера в радиальном направлении, что обеспечивает лучшую теплопередачу.Known container for transporting and / or storage of nuclear materials according to patent FR 2935532 A1 (G21F 5/10, 2010). The container comprises a housing, including cylindrical outer and inner metal shells forming an annular cavity in which neutron protection means are placed, as well as heat-conducting means in contact with the outer and inner shells of the body. In an embodiment, the heat-conducting means are made in the form of longitudinal profiled metal elements having a trough-like profile. A method of manufacturing a container provides that the outer cylindrical shell has at least one longitudinal slot bounded by two longitudinal edges that are welded to create an annular shell, and shrinkage during welding leads to compression deformation of the said heat-conducting means in the radial direction, while the weld seizes only the edges said slot (i.e., when welding, the outer shell is not welded to the heat-conducting means). As a result of shrinkage, the diameter of the outer cylindrical shell decreases and thus the heat-conducting means are compressed between the inner and outer shells of the body, thereby creating contact (if it has not already been installed) or the contact intensity of the heat-conducting means with the inner and outer shells of the container body in the radial direction is enhanced that provides the best heat transfer.
Недостатком известного контейнера является технологическая сложность обеспечения поджатия наружной цилиндрической оболочки ко всем продольным профилированным металлическим элементам (теплопроводным средствам), а также - возможность образования зазора между ними вследствие технологических допусков и поводки конструкции вследствие воздействия сварных швов. К недостаткам также можно отнести сложность обеспечения качества сварных швов и большую трудоемкость процесса сборки корпуса контейнера.A disadvantage of the known container is the technological complexity of ensuring the compression of the outer cylindrical shell to all longitudinal shaped metal elements (heat-conducting means), as well as the possibility of creating a gap between them due to technological tolerances and the leash of the structure due to the action of welds. The disadvantages also include the difficulty of ensuring the quality of welds and the great complexity of the assembly process of the container body.
Известен контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива по патенту RU 2348085 C1 (G21F 5/00, 2009). Контейнер содержит металлический корпус, включающий днище, наружную и внутреннюю цилиндрические оболочки, полость между которыми заполнена материалом для поглощения нейтронов, герметичное перекрытие упомянутой полости и внутренней полости контейнера. Перекрытие выполнено, например, в виде трех защитных герметизирующих крышек, установленных одна над другой на общем основании и образующих с последним три концентричных герметизирующих контура. Две защитные герметизирующие крышки выполнены под углубление в верхней части корпуса и образуют два контура (барьера) защиты. Конструкция контейнера допускает возможность установки дополнительной наружной защитной герметизирующей крышки, которая выполнена в виде листа, который по периметру приваривают к общему основанию крышек. Корпус контейнера выполнен таким образом, что наружная цилиндрическая оболочка по высоте контейнера перекрывает кольцевые стыковые швы приварки внутренней цилиндрической оболочки к днищу и к общему основанию защитных герметизирующих крышек.A known container for transporting and / or storage of spent nuclear fuel according to patent RU 2348085 C1 (G21F 5/00, 2009). The container contains a metal casing, including a bottom, an outer and inner cylindrical shell, the cavity between which is filled with neutron absorption material, a tight seal of said cavity and the inner cavity of the container. The overlap is made, for example, in the form of three protective sealing caps installed one above the other on a common base and forming three concentric sealing circuits with the latter. Two protective sealing caps are made under the recess in the upper part of the housing and form two contours (barriers) of protection. The design of the container allows the possibility of installing an additional external protective sealing cover, which is made in the form of a sheet, which is welded around the perimeter to the common base of the covers. The container body is made in such a way that the outer cylindrical shell overlaps the circumferential butt welds of the inner cylindrical shell to the bottom and to the common base of the protective sealing covers along the height of the container.
Через материал для поглощения нейтронов пропущены элементы с высокой теплопроводностью (по существу - выполняющие функцию тепловых мостов). Упомянутые элементы выполнены в виде радиальных продольных листовых элементов, которые прикреплены соответственно к наружной и внутренней оболочкам корпуса контейнера. В качестве материала радиальных продольных листовых элементов контейнер может содержать, например, медь. В варианте выполнения контейнер в качестве материала для поглощения нейтронов содержит, например, силоксановый каучук. В полость между наружной и внутренней цилиндрическими оболочками корпуса контейнера этот материал заливается в жидком состоянии с последующим твердением. Наружная цилиндрическая оболочка корпуса контейнера выполнена составной, например, из двух кольцевых сегментов с продольным оребрением, герметично соединенных между собой с помощью сварных швов. В варианте выполнения контейнер в качестве материала наружной цилиндрической оболочки корпуса содержит высоколегированную (нержавеющую) сталь. В качестве материала внутренней цилиндрической оболочки контейнер содержит низколегированную сталь. Наружная цилиндрическая оболочка корпуса контейнера закреплена на внутренней цилиндрической оболочке корпуса с поджатием посредством резьбовых элементов, которые пропущены через соответствующие отверстия, выполненные соответственно в наружной цилиндрической оболочке корпуса и в радиальных продольных листовых элементах. Таким образом, элементы с высокой теплопроводностью поджаты к наружной и внутренней оболочкам корпуса, благодаря чему существенно улучшаются условия теплопередачи в местах их соединений.Elements with high thermal conductivity (essentially performing the function of thermal bridges) are passed through a material for neutron absorption. The said elements are made in the form of radial longitudinal sheet elements, which are attached respectively to the outer and inner shells of the container body. As the material of the radial longitudinal sheet elements, the container may contain, for example, copper. In an embodiment, the container contains, for example, siloxane rubber as a material for absorbing neutrons. In the cavity between the outer and inner cylindrical shells of the container body, this material is poured in a liquid state with subsequent hardening. The outer cylindrical shell of the container body is made integral, for example, of two annular segments with longitudinal fins, hermetically connected to each other by means of welds. In an embodiment, the container as a material of the outer cylindrical shell of the housing contains a high alloy (stainless) steel. As the material of the inner cylindrical shell, the container contains low alloy steel. The outer cylindrical shell of the container body is fixed to the inner cylindrical shell of the body with compression by threaded elements that are passed through the corresponding holes made respectively in the outer cylindrical shell of the body and in the radial longitudinal sheet elements. Thus, elements with high thermal conductivity are tightened to the outer and inner shells of the casing, due to which the heat transfer conditions at their junctions are significantly improved.
В другом варианте выполнения изобретения внутренняя цилиндрическая оболочка выполнена в виде двух концентрично расположенных обечаек, зазор между которыми заполнен, например, свинцом. В варианте осуществления изобретения днище корпуса контейнера выполнено таким образом, что является одновременно торцевым демпфирующим элементом. Это достигается благодаря тому, что с наружной стороны оно снабжено элементами, пластически деформируемыми в случае аварийного нагружения контейнера. С наружной стороны на днище также установлена нейтронная защита (материал для поглощения нейтронов, аналогичный материалу, заполняющему полость между наружной и внутренней оболочками корпуса контейнера). Аналогичная нейтронная защита установлена с наружной стороны внутренней защитной герметизирующей крышки. Для перемещения и кантования контейнера в верхней и нижней частях корпуса контейнера предусмотрены грузоподъемные цапфы. Для слива воды, осушки и заполнения внутренней полости контейнера инертным газом в верхней и нижней частях корпуса контейнера предусмотрены соответствующие клапанные устройства. Во внутреннюю полость контейнера устанавливается дистанционирующая решетка (чехол).In another embodiment, the inner cylindrical shell is made in the form of two concentrically arranged shells, the gap between which is filled, for example, with lead. In an embodiment of the invention, the bottom of the container body is designed in such a way that it is at the same time an end damping element. This is achieved due to the fact that on the outside it is equipped with elements that are plastically deformed in the event of an emergency loading of the container. On the outside, a neutron shield is also installed on the bottom (a material for absorbing neutrons similar to the material filling the cavity between the outer and inner shells of the container body). A similar neutron shield is installed on the outside of the inner protective sealing cap. To move and tilt the container, lifting pins are provided in the upper and lower parts of the container body. For draining water, drying and filling the inner cavity of the container with inert gas, corresponding valve devices are provided in the upper and lower parts of the container body. A spacer grid (cover) is installed in the inner cavity of the container.
Однако для изготовления поковок металлического корпуса контейнера требуется уникальное кузнечно-прессовое оборудование. Вместе с тем достаточно трудоемкой является сварка составных частей толстостенной внутренней оболочки корпуса.However, forging metal forgings of the container body requires unique forging and pressing equipment. At the same time, welding of the components of a thick-walled inner shell of the casing is rather laborious.
Известен контейнер для хранения и транспортировки радиоактивных материалов по патенту US 5641970 (G21F 5/00, 1997). Контейнер содержит корпус, между внутренней и наружной цилиндрическими стенками которого имеется экранирующий слой для защиты от γ-излучения и экранирующий слой для защиты от нейтронов. Через эти слои пропущены элементы с высокой теплопроводностью, которые прикреплены к стенкам корпуса контейнера.Known container for storage and transportation of radioactive materials according to patent US 5641970 (G21F 5/00, 1997). The container contains a housing, between the inner and outer cylindrical walls of which there is a shielding layer for protection against γ radiation and a shielding layer for protection against neutrons. Elements with high thermal conductivity are passed through these layers, which are attached to the walls of the container body.
К недостаткам известного контейнера можно отнести сложность обеспечения одновременного прилегания множества теплопроводящих элементов к стенкам корпуса контейнера.The disadvantages of the known container include the difficulty of ensuring the simultaneous fit of many heat-conducting elements to the walls of the container body.
Известен контейнер для хранения и транспортировки радиоактивных материалов по патенту ЕР 2048671 А2 (G21F 5/06, G21F 5/10, 2009). Контейнер содержит внутреннюю и внешние оболочки, между которыми находятся кольцевые экранирующие слои защиты соответственно от γ-излучения и от нейтронов. Слой защиты от γ-излучения располагается на внутренней стороне периметра слоя нейтронной защиты. Внутренняя и внешняя оболочки изготавливаются из углеродистой или нержавеющей стали. Между внутренней и внешней оболочками с заданным интервалом равномерно по окружности располагается множество рядов теплопроводящих ребер, которые обеспечивают теплоотвод из внутренней полости контейнера. Теплопроводящие ребра имеют L-образный профиль. При этом длинная сторона теплопроводящих ребер расположена радиально и приварена к внутренней оболочке, а короткая боковая часть теплопроводящих ребер упирается во внешнюю оболочку с некоторым усилием. Слой защиты от γ-излучения составлен из труднодеформируемых блоков, сформированных из свинца или свинцового сплава, помещенного в трубчатый элемент, который имеет более высокую упругость по сравнению с блоком, сформированным из свинца или свинцового сплава. Трубчатый элемент имеет более высокую теплопроводность, чем упомянутые труднодеформируемые блоки, и изготавливается из алюминия или алюминиевого сплава, меди или медного сплава. На контактную поверхность между слоем защиты от γ-излучения и внутренней оболочкой нанесен слой геля на основе оксида кремния или силиконового материала. Благодаря этому улучшается теплообмен между внутренней и внешней оболочками контейнера. Слой нейтронной защиты выполнен из органического материала, включающего в себя водород, и составлен из множества блоков. Каждый блок нейтронной защиты частично покрыт (перекрыт) смежными теплопроводящими L-образными ребрами, имеющими более высокую упругость по сравнению с упругостью блока нейтронной защиты. Упомянутые L-образные ребра имеют более высокую теплопроводность, чем блоки нейтронной защиты, и изготавливаются из алюминия или алюминиевого сплава, меди или медного сплава. Особенности исполнения известного контейнера позволяют уменьшить деформацию выполненного из свинцовых блоков слоя защиты от γ-излучения при внешнем силовом воздействии.Known container for storage and transportation of radioactive materials according to patent EP 2048671 A2 (G21F 5/06, G21F 5/10, 2009). The container contains inner and outer shells, between which there are annular shielding layers of protection, respectively, from γ-radiation and from neutrons. The γ-radiation protection layer is located on the inner side of the perimeter of the neutron protection layer. The inner and outer shells are made of carbon or stainless steel. Between the inner and outer shells with a given interval, a plurality of rows of heat-conducting fins are located uniformly around the circumference, which provide heat removal from the inner cavity of the container. The heat-conducting fins have an L-shaped profile. In this case, the long side of the heat-conducting ribs is located radially and welded to the inner shell, and the short side of the heat-conducting ribs abuts against the outer shell with some effort. The γ-radiation protection layer is composed of hard-deformed blocks formed from lead or a lead alloy placed in a tubular element that has a higher elasticity than a block formed from lead or a lead alloy. The tubular element has a higher thermal conductivity than the said hardly deformable blocks, and is made of aluminum or aluminum alloy, copper or copper alloy. A gel layer based on silicon oxide or silicone material is deposited on the contact surface between the γ-radiation protection layer and the inner shell. This improves heat transfer between the inner and outer shells of the container. The neutron protection layer is made of organic material, including hydrogen, and is composed of many blocks. Each neutron protection block is partially covered (covered) by adjacent heat-conducting L-shaped ribs having a higher elasticity than the elasticity of the neutron protection block. Said L-shaped fins have higher thermal conductivity than neutron protection blocks and are made of aluminum or aluminum alloy, copper or copper alloy. Features of the known container make it possible to reduce the deformation of the γ-radiation protection layer made of lead blocks under external force.
Однако известный контейнер предполагает высокую трудоемкость изготовления и, следовательно, высокую стоимость. Кроме того, конструкция контейнера не исключает возможности «прямого прострела» нейтронов вдоль радиально установленных теплопроводящих ребер.However, the known container involves a high complexity of manufacturing and, therefore, high cost. In addition, the design of the container does not exclude the possibility of a “direct shot” of neutrons along radially mounted heat-conducting fins.
Известен контейнер для радиоактивных материалов по патенту US 5786611 A (G21F 1/00, G21F 3/00, G21F 5/005, 1995). Известный контейнер содержит металлические наружный и внутренний стаканы, полость между которыми заполнена радиационно-защитным материалом, при этом внутренняя полость контейнера имеет герметичное перекрытие. В качестве радиационно-защитного материала использованаA known container for radioactive materials according to patent US 5786611 A (
бетонная композиция, содержащая заполнитель из обедненного урана. Для образования бетона заполнитель смешивается с цементом для получения плотности 4-17 г/см3. Определенная толщина слоя указанной защиты снижает γ-излучение радиоактивного материала в несколько раз.a concrete composition containing depleted uranium aggregate. To form concrete, the aggregate is mixed with cement to obtain a density of 4-17 g / cm 3 . A certain layer thickness of this protection reduces the γ-radiation of radioactive material by several times.
Однако известный контейнер имеет ограниченную область использования и не предназначен для хранения ОЯТ, особенностью которого является интенсивное выделения тепла. Это связано с тем, что бетонная композиция, содержащая заполнитель из обедненного урана, обладает недостаточной теплопроводностью.However, the known container has a limited area of use and is not intended for storage of spent nuclear fuel, the feature of which is the intense heat release. This is due to the fact that a concrete composition containing a depleted uranium aggregate has insufficient thermal conductivity.
Известен контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива по патенту RU 9998 U1 (G21F 5/008, 1999). Известный контейнер содержит коаксиально расположенные металлические наружный и внутренний стаканы, полость между которыми заполнена радиационно-защитным материалом, при этом внутренняя полость контейнера имеет герметичное перекрытие, тепловые мосты для отвода тепла со сборок ТВЭЛ. Герметичное перекрытие внутренней полости контейнера состоит из двух герметизирующих крышек. В качестве радиационно-защитного материала использован демпферный наполнитель в виде сыпучей массы шарообразных частиц, отвержденных из расплава природного урана. Торцевые поверхности наружного стакана имеют амортизаторы в виде выступов полуторовой формы. Тепловые мосты выполнены в виде металлических перемычек определенного размера, расположенных между наружным и внутренним стаканами контейнера. Конструктивной особенностью контейнера является то, что внутренний стакан, наружный стакан и «тепловые мосты» представляют собой монолит из литьевого сплава ферритного высокопрочного чугуна.Known container for transporting and / or storage of spent nuclear fuel according to patent RU 9998 U1 (
К недостаткам известного контейнера можно отнести сложность технологии изготовления монолитного корпуса из высокопрочного чугуна. Указанный недостаток, в частности, обусловлен сложностью обеспечения достаточно высокой скорости охлаждения толстостенной отливки по всей толщине для обеспечения формирования необходимой структуры чугуна.The disadvantages of the known container include the complexity of the manufacturing technology of a monolithic body from ductile iron. This drawback is, in particular, due to the difficulty of providing a sufficiently high cooling rate of thick-walled castings throughout the thickness to ensure the formation of the necessary cast iron structure.
Известен транспортный упаковочный комплект (ТУК) для транспортирования и хранения отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) по патенту RU 56704 U1 (G21F 5/008, 2006). ТУК содержит корпус контейнера с установленными на его боковой поверхности подъемными цапфами, внутреннюю и наружную крышки, выполненные из нержавеющей стали, установленные на корпусе со средствами крепления и уплотнения и образующие с корпусом два барьера герметичности, чехол с каналами из нержавеющей стали для установки ОТВС, вставленный в герметичный стакан, установленный с натягом в корпусе контейнера, и демпферы. Корпус контейнера выполнен из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом. Герметичный стакан образован облицовкой из нержавеющей стали внутренней поверхности корпуса, поверхности корпуса под установку крышек и части наружной поверхности корпуса в местах установки демпферов на торцах контейнера.Known transport packaging set (TUK) for transportation and storage of spent fuel assemblies (SFA) according to patent RU 56704 U1 (
К недостаткам известного ТУК можно отнести технологическую сложность изготовления облицовки корпуса контейнера, представляющей собой герметичный стакан из нержавеющей стали, имеющий сложную конфигурацию и устанавливаемый с натягом в ответный корпус контейнера, выполненный из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом.The disadvantages of the known TUK include the technological complexity of manufacturing the lining of the container body, which is a sealed stainless steel cup having a complex configuration and installed with an interference fit in the container response body made of high-strength cast iron with spherical graphite.
Наиболее близким по совокупности существенных признаков с заявляемым изобретением является контейнер для транспортировки и хранения радиоактивных материалов по патенту WO 2009075297 A1 (G21F 5/008, 2009). Контейнер содержит цилиндрический корпус, включающий литой чугунный стакан с днищем и герметичным перекрытием внутренней полости стакана. Герметичное перекрытие выполнено в виде защитных крышек, установленных одна над другой на оголовке стакана. Стакан снабжен наружной оболочкой (защитным кожухом), которая установлена соосно стакану с образованием технологического радиального зазора и снаружи частично перекрывает стакан по длине (высоте). Наружная оболочка (защитный кожух) включает внутреннюю и наружную обечайки (цилиндры), полость между которыми заполнена материалом, обеспечивающим нейтронную защиту. Через материал нейтронной защиты пропущены теплопередающие пластины, соединяющие между собой внутреннюю и наружную обечайки защитного кожуха. В упомянутом радиальном зазоре между чугунным стаканом и защитным кожухом, заполненным материалом, обеспечивающим нейтронную защиту, предусмотрен теплопроводный смазочный материал для уменьшения трения между внутренней обечайкой защитного кожуха и стенкой стакана. В качестве теплопроводного смазочного материала контейнер содержит пасту, содержащую металлический или графитовый порошок. Со стороны торца на днище чугунного стакана установлена нейтронная защита. Аналогичная нейтронная защита установлена с наружной стороны внутренней защитной герметизирующей крышки герметичного перекрытия.The closest in combination of essential features with the claimed invention is a container for transporting and storing radioactive materials according to patent WO 2009075297 A1 (
Однако известный контейнер имеет достаточно высокую трудоемкость изготовления. Это связано с тем, что особенность его конструкции предполагает проведение механической обработки сопрягаемых цилиндрических поверхностей чугунного стакана и защитного кожуха для минимизации технологического радиального зазора между ними. В противном случае возможно вытекание из упомянутого радиального зазора теплопроводного смазочного материала и повышение коэффициента сопротивления теплоотводу, в результате чего снижается надежность контейнера.However, the known container has a fairly high complexity of manufacturing. This is due to the fact that the peculiarity of its design involves the machining of the mating cylindrical surfaces of the cast iron cup and the protective casing to minimize the technological radial clearance between them. Otherwise, heat-conducting lubricant may leak from the radial clearance and increase the coefficient of resistance to heat removal, as a result of which the reliability of the container is reduced.
Задача, решаемая изобретением, заключается в создании достаточно технологичного контейнера для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива реакторов типа ВВЭР-1000, особенностью которого (т.е. - ОЯТ) является, в частности, интенсивное выделение тепла и интенсивное нейтронное излучение.The problem solved by the invention is to create a sufficiently technologically advanced container for transporting and / or storing spent nuclear fuel of VVER-1000 reactors, the feature of which (i.e., SNF) is, in particular, intense heat generation and intense neutron radiation.
Указанная задача решается тем, что предложен контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива, содержащий корпус, включающий стакан с днищем и герметичным перекрытием внутренней полости стакана, последний снабжен верхними цапфами и наружной оребренной оболочкой, которая установлена соосно стакану и частично перекрывает его по длине с образованием герметичной полости, в которой по длине установлена составная кольцевая перегородка из металла, обладающего высокой теплопроводностью, разделяющая объем упомянутой герметичной полости на внутреннюю и периферийную части. Внутренняя часть герметичной полости заполнена заливочной композицией, обеспечивающей нейтронную защиту. Через эту композицию пропущены продольные профилированные элементы из металла, обладающего высокой теплопроводностью, связывающие стакан с кольцевой перегородкой. При этом периферийная часть герметичной полости заполнена другой заливочной композицией, обладающей высокой теплопроводностью, а также обладающей в подвижном состоянии текучестью, достаточной для заполнения зазора между кольцевой перегородкой и оребренной оболочкой. Величина последнего выбрана исходя из условий обеспечения технологичности контейнера и интенсификации теплоотвода от кольцевой перегородки на наружную оребренную оболочку в загруженном состоянии контейнера при тепловом воздействии отработавшего ядерного топлива. При этом стакан и его днище выполнены за одно целое из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом, а наружная оболочка - из нержавеющей стали. Причем стакан содержит антикоррозионное покрытие, нанесенное на его внутренние поверхности и по меньшей мере на часть его наружных поверхностей методом газодинамического напыления, представляющее собой коррозионностойкую композицию.This problem is solved by the fact that the proposed container for transporting and / or storage of spent nuclear fuel, comprising a housing comprising a glass with a bottom and a sealed overlap of the internal cavity of the glass, the latter is equipped with upper trunnions and an outer finned shell, which is installed coaxially with the glass and partially covers it by length with the formation of a sealed cavity in which a composite annular partition of metal with high thermal conductivity is installed along the length, dividing the volume that sealed cavity on the inner and peripheral parts. The interior of the sealed cavity is filled with a casting composition providing neutron protection. Through this composition, longitudinal profiled elements of metal having high thermal conductivity are passed, connecting the glass with an annular partition. In this case, the peripheral part of the sealed cavity is filled with another casting composition, which has high thermal conductivity, and also has a fluidity in the mobile state, sufficient to fill the gap between the annular partition and the finned shell. The value of the latter is selected based on the conditions for ensuring the manufacturability of the container and the intensification of heat removal from the annular partition to the outer finned shell in the loaded state of the container under the thermal effect of spent nuclear fuel. At the same time, the glass and its bottom are made in one piece from high-strength cast iron with spherical graphite, and the outer shell is made of stainless steel. Moreover, the glass contains an anti-corrosion coating applied to its inner surfaces and at least to a part of its outer surfaces by gas-dynamic spraying, which is a corrosion-resistant composition.
В качестве коррозионностойкой композиции контейнер может содержать коррозионностойкую композицию, включающую хром и никель.As a corrosion resistant composition, the container may comprise a corrosion resistant composition including chromium and nickel.
В варианте выполнения продольные профилированные элементы выполняют роль формообразующих элементов кольцевой перегородки и конструктивно совмещены с последней.In an embodiment, the longitudinal profiled elements play the role of the forming elements of the annular partition and are structurally combined with the latter.
В другом варианте выполнения контейнера кольцевая перегородка включает изогнутые пластины, которые сопряжены с продольными профилированными элементами, причем эти элементы и пластины установлены поочередно, замкнуты в окружном направлении и соединены соответственно между собой с помощью резьбовых соединений.In another embodiment of the container, the annular partition includes curved plates that are interfaced with longitudinal profiled elements, these elements and plates being installed alternately, closed in the circumferential direction and connected to each other by threaded connections.
Вместе с этим герметичное перекрытие внутренней полости стакана выполнено в виде по меньшей мере двух крышек, установленных одна над другой на оголовке стакана и образующих с ним два концентричных герметизирующих контура.At the same time, the hermetic closure of the inner cavity of the glass is made in the form of at least two covers installed one above the other on the head of the glass and forming two concentric sealing circuits with it.
В варианте выполнения контейнер снабжен съемными нижними цапфами, которые выполнены с возможностью установки в узлах крепления, выполненных в нижней части корпуса на оребренной оболочке стакана.In an embodiment, the container is equipped with removable lower trunnions, which are made with the possibility of installation in the attachment points made in the lower part of the body on the finned shell of the glass.
Стакан может иметь имеет узлы крепления под упомянутые съемные нижние цапфы с возможностью установки последних в отсутствие наружной оребренной оболочки.The glass may have attachment points for said removable lower trunnions with the possibility of installing the latter in the absence of an external finned shell.
Кроме того, в качестве заливочной композиции контейнер может содержать бетонную композицию, включающую цемент в качестве связующего.In addition, as a casting composition, the container may comprise a concrete composition comprising cement as a binder.
Также в качестве заливочной композиции контейнер может содержать бетонную композицию, включающую портландцемент в качестве связующего.Also, as a casting composition, the container may comprise a concrete composition comprising Portland cement as a binder.
Возможен вариант выполнения, когда в качестве заливочной композиции контейнер содержит бетонную композицию, включающую глиноземистый цемент в качестве связующего.An embodiment is possible when the container contains a concrete composition comprising alumina cement as a binder as a casting composition.
Вместе с этим корпус контейнера снабжен удародемпфирующей опорой, которая закреплена на днище стакана.At the same time, the container body is equipped with a shock-damping support, which is mounted on the bottom of the glass.
Технический результат использования изобретения состоит в том, что оно позволяет повысить технологичность конструкции корпуса контейнера (т.е. - упростить технологию изготовления) и повысить эффективность отвода тепла в окружающую среду. Вместе с этим изобретение обеспечивает контейнеру для транспортировки и/или хранения ОЯТ приспособляемость к многократному воздействию дезактивирующих растворов на наружные, внутренние и торцевые поверхности контейнера, в том числе соприкасающиеся с уплотнениями защитных герметизирующих крышек.The technical result of the use of the invention lies in the fact that it allows to increase the manufacturability of the design of the container body (i.e., to simplify the manufacturing technology) and to increase the efficiency of heat removal to the environment. At the same time, the invention provides a container for transportation and / or storage of SNF that is adaptable to repeated exposure of decontamination solutions to the outer, inner and end surfaces of the container, including contact with the seals of the protective sealing caps.
На фиг.1 схематично показан контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива, общий вид, продольный разрез (дистанционирующая решетка с ОЯТ и торцевые противоударные демпферы на чертеже не показаны); на фиг.2 - то же, поперечный разрез по А-А на фиг.1; на фиг.3 - теплоотводящие (теплопередающие) элементы, установленные между литым стаканом корпуса контейнера и его наружной оребренной оболочкой, а также - расположение слоев соответственно нейтронозащитной и теплоотводящей бетонных композиций, поперечный разрез, элемент Б на фиг.2; на фиг.4 - отдельно литой стакан со стационарными верхними и съемными нижними грузоподъемными цапфами (штрихпунктирной линией показаны поверхности стакана, имеющие антикоррозионное покрытие, нанесенное методом газодинамического напыления).Figure 1 schematically shows a container for transporting and / or storing spent nuclear fuel, a general view, a longitudinal section (a spacer grid with SNF and end shockproof dampers are not shown in the drawing); figure 2 is the same, a cross section along aa in figure 1; figure 3 - heat sink (heat transfer) elements installed between the molded glass of the container body and its outer finned shell, and also the location of the layers, respectively, neutron shielding and heat sink concrete compositions, cross section, element B in figure 2; figure 4 is a separately molded glass with stationary upper and removable lower lifting pins (dash-dotted line shows the surface of the glass having an anti-corrosion coating applied by gas-dynamic spraying).
В варианте осуществления изобретения контейнер предназначен для хранения и транспортировки отработавшего ядерного топлива реакторов типа ВВЭР-1000, особенностью которого (т.е. - ОЯТ) является интенсивное выделение тепла и интенсивные γ-излучение и нейтронное излучение.In an embodiment of the invention, the container is intended for storage and transportation of spent nuclear fuel of VVER-1000 reactors, the feature of which (i.e., SNF) is the intense heat generation and intense γ-radiation and neutron radiation.
Контейнер содержит корпус, включающий литой стакан 1 с днищем «а». Стакан с днищем выполнен за одно целое из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом и снабжен наружной оребренной оболочкой (кольцевым кожухом) 2 из нержавеющей стали. Особенностью высокопрочного чугуна с шаровидным графитом является наличие на поверхностях отливки выступающих зерен графита, что обуславливает специфические требования к надежности сцепления наносимого покрытия и его устойчивости к радиационному воздействию. Согласно изобретению стакан содержит антикоррозионное покрытие 3, нанесенное на его внутренние поверхности (поверхности внутренней полости стакана) и на часть его наружных поверхностей методом газодинамического напыления (гиперзвуковой металлизации), представляющее собой коррозионностойкую композицию. На наружных поверхностях стакана 1 антикоррозионное покрытие 3 нанесено, например, в местах установки защитной герметизирующей крышки стакана и торцевого противоударного демпфера. В варианте осуществления изобретения коррозионностойкая композиция включает никель и хром и по своему химическому составу отвечает составу коррозионностойкой стали типа 08Х18Н10Т. Покрытие, нанесенное газодинамическим методом на высокопрочный чугун с шаровидным графитом, обеспечивает более высокую адгезионную прочность по сравнению с покрытием, нанесенным металлизацией электродуговым или газотермическим напылением или гальваническим способом, и сочетает в себе необходимые механические свойства и стойкость при дезактивации. Таким образом, изобретение обеспечивает контейнеру для транспортировки и/или хранения ОЯТ приспособляемость к многократному воздействию дезактивирующих растворов на его наружные, внутренние и торцевые поверхности, в том числе соприкасающиеся с уплотнениями защитных герметизирующих крышек. Это, в конечном счете, позволяет повысить эксплуатационные характеристики контейнера.The container contains a housing including a molded
Оболочка 2 установлена соосно стакану 1 и снаружи частично перекрывает его по длине (по существу - по высоте) с образованием герметичной полости, в которой по длине установлена составная кольцевая перегородка 4 из металла, обладающего высокой теплопроводностью, например из меди. Кольцевая перегородка 4 разделяет объем упомянутой герметичной полости на внутреннюю (центральную) «b» и периферийную «с» части. Внутренняя часть «b» герметичной полости заполнена заливочной композицией 5, обеспечивающей нейтронную защиту. Заливочная композиция содержит в своем составе необходимое количество водорода. В загруженном состоянии контейнера при взаимодействии быстрых нейтронов с ядрами водорода происходит их эффективное замедление с последующим поглощением на конструкционных материалах контейнера. Таким образом, обеспечивается необходимая защита от нейтронного излучения. Через заливочную композицию (т.е. - материал нейтронной защиты) 5 пропущены продольные профилированные элементы 6 из металла, обладающего высокой теплопроводностью (например, из меди), связывающие стакан 1 с кольцевой перегородкой 4. В варианте выполнения элементы 6 имеют, например, корытообразный профиль.The
В варианте осуществления изобретения продольные профилированные элементы 6 выполняют роль формообразующих элементов кольцевой перегородки 4 и конструктивно совмещены с последней. При этом перегородка 4 включает изогнутые пластины 7, которые сопряжены с продольными профилированными элементами 6. Элементы 6 и пластины 7 установлены поочередно, замкнуты в окружном направлении и соединены соответственно между собой с помощью резьбовых соединений.In an embodiment of the invention, the longitudinal profiled
Периферийная часть «с» герметичной полости заполнена заливочной композицией 8, обладающей высокой теплопроводностью, а также обладающей в подвижном состоянии (до отверждения) текучестью, достаточной (приемлемой) для заполнения зазора «d» между кольцевой перегородкой 4 и оребренной оболочкой 2. Вместе с этим композиция 8 вносит вклад в обеспечение нейтронной защиты. Величина зазора «d» выбрана исходя из условий обеспечения технологичности контейнера (по существу - условий обеспечения возможности сборки металлоконструкции контейнера и возможности укладки заливочной композиции 8 после монтажа оболочки 2 на стакане 1) и обеспечения интенсификации теплоотвода от кольцевой перегородки 4 на наружную оребренную оболочку 2 в загруженном состоянии контейнера при тепловом воздействии отработавшего ядерного топлива. Благодаря наличию гарантированного зазора «d» упрощается сборка корпуса контейнера за счет облегчения установки оребренной оболочки 2 на стакане 1 со смонтированными на нем продольными профилированными элементами 6 и кольцевой перегородкой 4. Заполнение полостей «b» и «с» корпуса контейнера заливочными композициями соответственно 5 и 8 производится поочередно через предусмотренные в конструкции контейнера заливочные отверстия (на чертеже не показано), которые затем герметично перекрывают.The peripheral part "c" of the sealed cavity is filled with casting
Стакан 1 корпуса контейнера снабжен герметичным перекрытием внутренней полости «е» стакана. Герметичное перекрытие выполнено, например, в виде двух защитных герметизирующих крышек 9 и 10, установленных одна над другой на оголовке «f» стакана и образующих с последним два концентричных герметизирующих контура. Защитные герметизирующие крышки 9 и 10 выполнены под углубление в верхней части стакана 1 и образуют два контура (барьера) защиты.The
В варианте осуществления контейнер в качестве заливочных композиций 5 и 8 содержит, например, бетонные композиции, включающие, каждая, цемент в качестве связующего. В другом варианте в качестве заливочных композиций контейнер может содержать бетонные композиции, включающие портландцемент в качестве связующего. Возможен вариант, когда контейнер в качестве заливочных композиций содержит бетонные композиции, включающие глиноземистый цемент в качестве связующего. При использовании в качестве заливочной композиции 8 бетонной композиции повышение ее теплопроводности (например, до уровня 1,5-3 Вт/м·град) обеспечивается за счет использования в качестве заполнителя, например, стальной дроби и/или окалины. Дробь и окалина имеют существенно более высокое значение теплопроводности по сравнению с теплопроводностью цементного камня. При достаточно большом объеме заполнителя в композиции расстояние между частицами заполнителя сокращается (вплоть до возникновения контакта между ними) и передача большей части теплового потока в загруженном состоянии контейнера при тепловом воздействии ОЯТ в этом случае происходит через металлический заполнитель (дробь и окалину), что приводит к значительному повышению теплопроводности бетонной композиции в целом. Повышение теплопроводности композиции 7 повышает количество отводимой тепловой энергии и обеспечивает возможность снижения температуры ОЯТ до допустимого уровня.In an embodiment, the container, as casting
Вместе с этим композиция 8 является эффективной защитой от прямострельного нейтронного излучения, что повышает радиационную безопасность.Along with this,
Корпус контейнера снабжен опорой 11, которая закреплена на днище «а» стакана 1 и выполнена таким образом, что является одновременно торцевым демпфирующим элементом. Это достигается благодаря тому, что опора снабжена элементами, пластически деформируемыми в случае аварийного нагружения контейнера. Упомянутые элементы выполнены, например, в виде пустотелых оболочек с ребрами. Со стороны торца на днище внутреннего стакана установлена нейтронная защита 12 (материал, обеспечивающий нейтронную защиту, аналогичный материалу, заполняющему кольцевую полость «b» между стаканом 1 и перегородкой 4). Аналогичная нейтронная защита 13 установлена с наружной стороны внутренней защитной герметизирующей крышки 9.The container body is equipped with a support 11, which is mounted on the bottom "a" of the
Для перемещения и кантования контейнера в верхней части корпуса контейнера предусмотрены, например, четыре грузоподъемные цапфы 14. В варианте выполнения контейнер снабжен нижними съемными цапфами 15, которые выполнены с возможностью установки в узлах крепления, выполненных в нижней части корпуса стакана 1 на наружной оребренной оболочке 2. Вместе с этим стакан 1 имеет узлы крепления под съемные нижние цапфы 15 с возможностью установки последних в отсутствие наружной оребренной оболочки. Стакан, выполненный в виде достаточно тяжелой отливки из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом, предполагает, в частности, проведение механической обработки как его наружных поверхностей, так и его внутренней полости, предназначенной для размещения ОЯТ. Для обработки литого стакана могут быть использованы крупногабаритные токарные, карусельные или расточные станки. Для перемещения литого стакана и его установки на один из указных станков может быть использован, например, внутрицеховой мостовой кран. Для захвата стакана грузозахватными средствами могут быть использованы хомуты, жестко охватывающие корпус стакана. Более технологичным для перемещения корпуса стакана представляется использование двух пар верхних и нижних цапф 14 и 15. Верхние цапфы 14 закреплены стационарно и в дальнейшем служат для перемещения контейнера с ОЯТ в процессе его штатной эксплуатации. Нижние цапфы 15 являются съемными и их демонтируют при установке на стакан наружной оребренной оболочки 2, которая, в свою очередь, имеет узлы крепления под установку цапф 15. Таким образом, в процессе эксплуатации контейнера с ОЯТ съемные цапфы 15, при необходимости, могут быть установлены в узлах крепления, выполненных в нижней части корпуса контейнера на наружной оребренной оболочке 2. Это позволяет облегчить обращение с контейнером при его кантовании, подъеме и перемещении.For moving and tilting the container, for example, four lifting trunnions are provided in the upper part of the
Во внутренней полости «е» стакана 1 установлены направляющие элементы 16, взаимодействующие с соответствующими ответными элементами защитной герметизирующей крышки 9 и дистанционирующей решетки (чехла) с ОЯТ (на чертеже не показано). Направляющие элементы 16 обеспечивают заданное угловое положение защитной крышки 9 и дистанционирующей решетки относительно продольной оси корпуса контейнера. Для слива воды, осушки и заполнения внутренней полости «е» контейнера инертным газом в верхней и нижней частях корпуса контейнера предусмотрены соответствующие клапанные устройства (на чертеже не показано).In the inner cavity "e" of the
На период транспортировки на корпусе контейнера монтируют съемные торцевые противоударные демпферы (на чертеже не показано). В качестве таких демпферов могут быть использованы, например, съемные противоударные демпферы по патенту RU 2400843 (G21F 5/008, 5/08, 2010). Конструкция известного демпфера по существу представляет собой открытый конвектор, что позволяет интенсифицировать теплоотдачу корпуса контейнера.For the period of transportation, removable end shockproof dampers are mounted on the container body (not shown in the drawing). As such dampers, for example, removable shockproof dampers according to the patent RU 2400843 (
Во внутреннюю полость «е» контейнера устанавливается дистанционирующая решетка (на чертеже не показано). В варианте осуществления изобретения в ней может быть размещено до 18-ти отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) с ОЯТ с максимальным суммарным тепловыделением 30-40 кВт. Дистанционирующая решетка (чехол) обеспечивает строго определенное расположение ОТВС во внутренней полости «е» контейнера и передачу тепла, выделяемого ОЯТ, корпусу контейнера. В варианте осуществления изобретения чехол в полости контейнера устанавливается с заданным радиальным зазором с возможностью образования теплопроводящего контакта между наружной цилиндрической поверхностью чехла и внутренней поверхностью корпуса контейнера в загруженном состоянии последнего при тепловом воздействии со стороны отработавших тепловыделяющих сборок.A spacer grid (not shown) is installed in the internal cavity “e” of the container. In an embodiment of the invention, up to 18 spent fuel assemblies (SFAs) with SNF with a maximum total heat output of 30-40 kW can be placed in it. The spacer grid (case) provides a strictly defined location of the SFA in the internal cavity "e" of the container and the transfer of heat generated by SNF to the container body. In an embodiment of the invention, the cover is installed in the container cavity with a predetermined radial clearance with the possibility of forming heat-conducting contact between the outer cylindrical surface of the cover and the inner surface of the container body in the loaded state of the latter when exposed to heat from the spent fuel assemblies.
Использование контейнера в промышленности осуществляется следующим образом.The use of the container in industry is as follows.
Во внутреннюю полость «е» контейнера устанавливают дистанционирующую решетку (чехол). Чехол при установке опускается в полость «е» корпуса контейнера до упора в днище «а» стакана 1. Корпус контейнера с чехлом устанавливают в заполненный водой загрузочный бассейн и осуществляют загрузку под водой отработавшего ядерного топлива (ОТВС). После загрузки контейнера устанавливают его внутреннюю защитную герметизирующую крышку 9, загруженный контейнер извлекают из водяного бассейна и устанавливают на площадку обслуживания. Внутреннюю полость «е» контейнера с помощью предусмотренных на контейнере клапанных устройств (на чертеже не показано) освобождают от воды. Затем осуществляют крепление внутренней защитной герметизирующей крышки 9 и производят контроль герметичности соединения крышки 9 с оголовком «f» стакана 1 (т.е. с корпусом контейнера). Аналогичным образом закрывается защитная герметизирующая крышка 10 и производится контроль герметичности ее соединения с корпусом контейнера. После производится осушка внутренней полости «е» контейнера и открытых наружных поверхностей и при необходимости - заполнение полости «е» инертным газом с помощью предусмотренных на контейнере клапанных устройств (на чертеже не показано). После этого контейнер с ОЯТ транспортируют к месту промежуточного (предварительного) хранения (на территории АЭС или в прилегающем к ней хранилище). В месте промежуточного хранения загруженный контейнер может находиться длительное время. Затем контейнер с ОЯТ транспортируют к месту окончательного хранения в региональное хранилище или - на переработку. На период транспортировки к месту окончательного хранения (захоронения) ОЯТ с целью предохранения контейнера с ОЯТ от разрушения при возможных аварийных ситуациях и повышения радиационной защиты персонала при транспортировке оснащают съемными противоударными демпферами, которые практически не препятствуют съему тепла от контейнера.In the inner cavity "e" of the container set the spacer grid (cover). The cover during installation is lowered into the cavity “e” of the container body until it stops in the bottom “a” of the
Радиационная безопасность обеспечивается за счет использования сочетания стакана 1, оболочки 2, кольцевой перегородки 4, элементов 6 и материала заливочных композиций (нейтронной защиты) 5 и 8.Radiation safety is ensured through the use of a combination of a
Ядерная безопасность обеспечивается, в частности, защитой ОТВС от перегрева в различных условиях хранения контейнера с ОЯТ за счет необходимого теплоотвода из внутренней полости «е» контейнера, благодаря имеющим высокую теплопроводность элементам 6, контактирующим со стаканом 1, кольцевой перегородке 4, композиции 8 и оребренной оболочке 2 корпуса контейнера. Транспортировка и хранение контейнера с ОЯТ сопровождаются достаточно интенсивным тепловыделением активной части ОЯТ. В результате теплового воздействия со стороны отработавших тепловыделяющих сборок происходит температурное расширение чехла, упомянутый радиальный зазор между наружной цилиндрической поверхностью чехла и внутренней поверхностью стакана 1 корпуса контейнера «выбирается» и тем самым между этими поверхностями обеспечивается возможность образования теплопроводящего контакта, что существенно повышает теплоотдачу. Кольцевая перегородка 4 из металла с высокой теплопроводностью равномерно распределяет тепловой поток в окружном направлении и через композицию 8, обладающую высокой теплопроводностью, передает его на всю площадь наружной поверхности оребренной оболочки (кольцевого кожуха) 2, которая равномерно передает тепловой поток посредством ребер в окружающую среду. Таким образом, обеспечивается интенсивный отвод тепла на наружную оребренную оболочку 2 корпуса контейнера и через нее - в окружающую среду. Увеличение передаваемого теплового потока и, соответственно, снижение температуры ОЯТ предохраняет его от перегрева и возможного температурного его разрушения, что повышает безопасность и, в конечном счете, позволяет повысить эксплуатационные характеристики контейнера.Nuclear safety is ensured, in particular, by protecting the SFA from overheating under various conditions of storage of a container with spent nuclear fuel due to the necessary heat removal from the internal cavity “e” of the container, due to the high thermal conductivity of the
Таким образом, благодаря особенности исполнения контейнера для транспортировки и/или хранения ОЯТ изобретение позволяет создать контейнер, обеспечивающий повышение технологичности конструкции корпуса контейнера, а также повышение эффективности отвода тепла в окружающую среду и приспособляемость корпуса к многократному воздействию дезактивирующих растворов, что позволяет повысить эксплуатационные характеристики контейнера.Thus, due to the particular design of the container for transportation and / or storage of SNF, the invention allows to create a container that improves the manufacturability of the design of the container body, as well as increases the efficiency of heat removal to the environment and the adaptability of the body to repeated exposure to decontamination solutions, which improves the container’s performance .
Claims (11)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2012148476/07A RU2510770C1 (en) | 2012-11-14 | 2012-11-14 | Container for spent nuclear fuel transportation and/or storage |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2012148476/07A RU2510770C1 (en) | 2012-11-14 | 2012-11-14 | Container for spent nuclear fuel transportation and/or storage |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2510770C1 true RU2510770C1 (en) | 2014-04-10 |
Family
ID=50437625
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2012148476/07A RU2510770C1 (en) | 2012-11-14 | 2012-11-14 | Container for spent nuclear fuel transportation and/or storage |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2510770C1 (en) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2587682C2 (en) * | 2014-08-08 | 2016-06-20 | Общество с ограниченной ответственностью "Технологические системы защитных покрытий" | Method of protecting container for transportation and/or storage of spent nuclear fuel (versions) |
| RU2588003C1 (en) * | 2015-02-10 | 2016-06-27 | Общество с ограниченной ответственностью "Технологические системы защитных покрытий" | Method of protecting container for transportation and/or storage of spent nuclear fuel (versions) |
| RU2593041C2 (en) * | 2014-10-23 | 2016-07-27 | Акционерное общество "Конструкторское бюро специального машиностроения" | Method of gas-dynamic sputtering of anticorrosion coating from a corrosion-resistant composition onto the surface of container for transporting and/or storing spent nuclear fuel, made from high-strength iron with globular graphite |
| RU187096U1 (en) * | 2018-09-25 | 2019-02-19 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Петрозаводский государственный университет" | CONTAINER FOR TRANSPORTATION AND STORAGE OF WASTE NUCLEAR FUEL |
| CN111933322A (en) * | 2020-08-13 | 2020-11-13 | 中国核动力研究设计院 | High-temperature-resistant neutron shielding assembly and preparation method thereof |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2084975C1 (en) * | 1995-02-02 | 1997-07-20 | Конструкторское бюро специального машиностроения | Container for spent fuel transporting and/or storage |
| JP2001305275A (en) * | 2000-02-15 | 2001-10-31 | Takenaka Komuten Co Ltd | Radioactive material storage facility |
| US6389093B1 (en) * | 1999-06-19 | 2002-05-14 | Gnb Gesellschaft Fur Nuklear-Behalter Mbh | Storage/transport container for spent nuclear-fuel elements |
| RU2465662C1 (en) * | 2011-07-20 | 2012-10-27 | Открытое акционерное общество "Конструкторское бюро специального машиностроения" | Container for transportation and/or storage of spent nuclear fuel |
-
2012
- 2012-11-14 RU RU2012148476/07A patent/RU2510770C1/en active
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2084975C1 (en) * | 1995-02-02 | 1997-07-20 | Конструкторское бюро специального машиностроения | Container for spent fuel transporting and/or storage |
| US6389093B1 (en) * | 1999-06-19 | 2002-05-14 | Gnb Gesellschaft Fur Nuklear-Behalter Mbh | Storage/transport container for spent nuclear-fuel elements |
| JP2001305275A (en) * | 2000-02-15 | 2001-10-31 | Takenaka Komuten Co Ltd | Radioactive material storage facility |
| RU2465662C1 (en) * | 2011-07-20 | 2012-10-27 | Открытое акционерное общество "Конструкторское бюро специального машиностроения" | Container for transportation and/or storage of spent nuclear fuel |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2587682C2 (en) * | 2014-08-08 | 2016-06-20 | Общество с ограниченной ответственностью "Технологические системы защитных покрытий" | Method of protecting container for transportation and/or storage of spent nuclear fuel (versions) |
| RU2593041C2 (en) * | 2014-10-23 | 2016-07-27 | Акционерное общество "Конструкторское бюро специального машиностроения" | Method of gas-dynamic sputtering of anticorrosion coating from a corrosion-resistant composition onto the surface of container for transporting and/or storing spent nuclear fuel, made from high-strength iron with globular graphite |
| RU2588003C1 (en) * | 2015-02-10 | 2016-06-27 | Общество с ограниченной ответственностью "Технологические системы защитных покрытий" | Method of protecting container for transportation and/or storage of spent nuclear fuel (versions) |
| RU187096U1 (en) * | 2018-09-25 | 2019-02-19 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Петрозаводский государственный университет" | CONTAINER FOR TRANSPORTATION AND STORAGE OF WASTE NUCLEAR FUEL |
| CN111933322A (en) * | 2020-08-13 | 2020-11-13 | 中国核动力研究设计院 | High-temperature-resistant neutron shielding assembly and preparation method thereof |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2348085C1 (en) | Container for transportation and/or storage of waste nuclear fuel | |
| RU2465662C1 (en) | Container for transportation and/or storage of spent nuclear fuel | |
| US9672948B2 (en) | Cask apparatus, system and method for transporting and/or storing high level waste | |
| RU2510770C1 (en) | Container for spent nuclear fuel transportation and/or storage | |
| RU2707871C1 (en) | Container cover for transportation and storage of spent reactor fuel assembly | |
| RU2453006C1 (en) | Container to transport spent nuclear fuel | |
| US3828197A (en) | Radioactive waste storage | |
| RU2611057C1 (en) | Container for storage and transportation of spent fuel assemblies and case for their arrangement | |
| RU2084975C1 (en) | Container for spent fuel transporting and/or storage | |
| RU75496U1 (en) | TRANSPORT PACKAGING KIT FOR TRANSPORT AND STORAGE OF WASTE NUCLEAR FUEL | |
| RU2510721C1 (en) | Container for spent nuclear fuel transportation | |
| US3710857A (en) | Pressure-retentive vessel, e.g. for pressurized-fluid nuclear reactors | |
| CN109147974B (en) | Manufacturing method of spent fuel storage container of nuclear power station | |
| RU2479876C1 (en) | Container to transport and/or store spent nuclear fuel | |
| RU2459295C1 (en) | Outer container set for used nuclear reactor fuel rod arrays | |
| JP4082179B2 (en) | Spent nuclear fuel storage container | |
| RU171956U1 (en) | BIMETALLIC BODY CASE | |
| RU2458417C1 (en) | Cover for spent fuel assemblies | |
| RU2463677C1 (en) | Shipping packaging set for spent fuel assemblies of nuclear reactors | |
| JP6129501B2 (en) | Radioactive substance storage container gantry and radioactive substance storage container support structure | |
| RU2686476C1 (en) | Container cover for spent nuclear fuel transportation and storage | |
| RU2707868C1 (en) | Container for transportation and / or storage of spent fuel assemblies | |
| RU187096U1 (en) | CONTAINER FOR TRANSPORTATION AND STORAGE OF WASTE NUCLEAR FUEL | |
| JP2006170795A (en) | Radioactive material storage vessel, and radioactive material storage method | |
| RU171909U1 (en) | TUK CONTAINER WITH REMOVABLE COVER |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PD4A | Correction of name of patent owner |