RU2582083C2 - Method for producing container for transportation and storage of spent nuclear fuel - Google Patents
Method for producing container for transportation and storage of spent nuclear fuel Download PDFInfo
- Publication number
- RU2582083C2 RU2582083C2 RU2014112082/07A RU2014112082A RU2582083C2 RU 2582083 C2 RU2582083 C2 RU 2582083C2 RU 2014112082/07 A RU2014112082/07 A RU 2014112082/07A RU 2014112082 A RU2014112082 A RU 2014112082A RU 2582083 C2 RU2582083 C2 RU 2582083C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- casting
- container
- mold
- container body
- inner part
- Prior art date
Links
Images
Landscapes
- Filling Or Discharging Of Gas Storage Vessels (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Изобретение может использоваться в ядерной энергетике при производстве контейнеров для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива и других радиоактивных материалов.The invention can be used in nuclear energy in the manufacture of containers for transporting and storing spent nuclear fuel and other radioactive materials.
Известно устройство, система и способ хранения высокоактивных отходов (Apparatus, system and method for storing high level waste) [1], при изготовлении которого между его внутренней и внешней оболочками размещаются кольцевые элементы, образующие единую пакетную структуру, которая обеспечивает относительное положение внутренней и внешней оболочек и отвод тепла от внутренней оболочки. В пустотах кольцевых структур, собранных в пакет, размещается нейтронопоглощающий материал.A device, system and method for storing high-level waste (Apparatus, system and method for storing high level waste) [1], in the manufacture of which between its inner and outer shells are placed ring elements that form a single batch structure, which ensures the relative position of the inner and outer shells and heat removal from the inner shell. In the voids of the ring structures collected in a package, a neutron-absorbing material is placed.
Недостатком технологии изготовления известного устройства является сложность формирования пакетной структуры из кольцевых элементов, располагаемых между внутренней и внешней оболочками.A disadvantage of the manufacturing technology of the known device is the complexity of forming a batch structure of ring elements located between the inner and outer shells.
Известен способ изготовления контейнера для радиоактивных материалов, при использовании которого контейнер [2] содержит кожух (биметаллический 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 биметаллический корпус, в котором экранирующий материал уже «погружен» в массив боковой стенки корпуса и занимает требуемое положение. С наружной стороны корпуса контейнера выполняется продольное оребрение для отвода тепла (ребра охлаждения). В другом варианте выполнения контейнера литой корпус размещается внутри кольцевого кожуха, который представляет собой две концентрично расположенные металлические обечайки, зазор между которыми заполнен экранирующим материалом. При этом через экранирующий материал пропускаются установленные в массиве литого корпуса теплоотводящие элементы, прикрепленные (приваренные) соответственно к упомянутым обечайкам и выступающие наружу за внешнюю обечайку. Теплоотводящие элементы выполняются в виде радиальных продольных листовых элементов.A known method of manufacturing a container for radioactive materials, using which the container [2] contains a casing (bimetallic body) cast from cast iron or steel and a shielding material. In the manufacture of the container, the shielding material is placed inside the casting mold for the casing, followed by pouring, for example, cast iron, into said casting mold. Thus, a cast bimetallic casing is obtained in which the shielding material is already “immersed” in the array of the side wall of the casing and occupies the required position. On the outside of the container body, longitudinal finning is performed to remove heat (cooling fins). In another embodiment, a molded case is placed inside an 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 molded body array 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 способа изготовления известного контейнера является то, что он предполагает высокую трудоемкость изготовления контейнера и, следовательно, высокую его стоимость.The disadvantage of the method of manufacturing a known container is that it involves the high complexity of manufacturing the container and, therefore, its high cost.
Известен способ изготовления контейнеров типа CASTOR (например, CASTOR V/52, CASTOR V/21A, CASTOR V/19, CASTOR HAW 20/28 CG) разработки фирм Gesellschaft fur Nuklear - Service mbH (GNS) и Gesellschaft für Nuklear - Behälter mbH (GNB) (Германия) [3] корпуса которых изготавливаются монолитными из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом (ВЧШГ). Вес отливки корпуса контейнера более 140 т, толщина стенки более 450 мм. В стенках корпусов контейнеров типа CASTOR выполняется система продольных осевых каналов (обычно круглого сечения), предназначенных для заполнения нейтронно-защитным материалом. Каналы выполняются диаметром 60-80 мм на глубину рабочей части корпуса путем механической обработки по двум диаметрам со смещением для предотвращения «прямого прострела» нейтронов. Расстояние между каналами 30-40 мм.A known method of manufacturing containers of the CASTOR type (for example, CASTOR V / 52, CASTOR V / 21A, CASTOR V / 19, CASTOR HAW 20/28 CG) developed by Gesellschaft fur Nuklear - Service mbH (GNS) and Gesellschaft für Nuklear - Beh ä lter mbH (GNB) (Germany) [3] the cases of which are made monolithic of high-strength cast iron with spherical graphite (VChShG). The weight of the casting of the container body is more than 140 tons, the wall thickness is more than 450 mm. A system of longitudinal axial channels (usually of circular cross section) designed to be filled with neutron-protective material is implemented in the walls of the containers of CASTOR containers. The channels are made with a diameter of 60-80 mm to the depth of the working part of the body by machining in two diameters with an offset to prevent a "direct backbone" of neutrons. The distance between the channels is 30-40 mm.
Недостатками известного способа изготовления контейнеров являются:The disadvantages of the known method of manufacturing containers are:
1. Организационно-технические трудности при изготовлении отливок массой более 140 т, так как известные модификаторы гарантируют получение необходимой формы и размеров графита в теле отливки и, как следствие, заданных механических свойств в течение не более 30 мин с начала выпуска металла из печей и до окончания заливки формы. Возможностями выполнить заливку в заданное время обладают единичные литейные предприятия мира.1. Organizational and technical difficulties in the manufacture of castings weighing more than 140 tons, since the known modifiers guarantee the necessary shape and size of graphite in the body of the casting and, as a result, the specified mechanical properties for no more than 30 minutes from the start of the release of metal from furnaces to the end of the fill form. The ability to fill at a given time have individual foundries in the world.
2. Для изготовления каналов, служащих для размещения нейтронной защиты, требуется применение уникального узкоспециализированного дорогостоящего оборудования.2. For the manufacture of channels serving to accommodate neutron protection, the use of unique highly specialized expensive equipment is required.
Наиболее близким по совокупности существенных признаков к заявляемому способу изготовления контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива является способ, используемый при изготовлении известного из уровня техники контейнера для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива [4], при изготовлении которого коаксиально располагаются металлические наружный и внутренний стаканы, в образовавшейся между которыми полости размещаются теплоотводящие элементы, а свободное пространство заполняется радиационно-защитным материалом. Торцевые поверхности наружного стакана снабжаются амортизаторами в виде выступов полуторовой формы. Теплоотводящие элементы выполняются в виде металлических перемычек определенного размера, расположенных между наружным и внутренним стаканами контейнера. Конструктивной особенностью контейнера является то, что внутренний стакан, наружный стакан и теплоотводящие элементы представляют собой монолит из литьевого сплава ферритного высокопрочного чугуна.The closest set of essential features to the claimed method of manufacturing a container for transporting and storing spent nuclear fuel is the method used in the manufacture of a container known from the prior art for transporting and / or storing spent nuclear fuel [4], in the manufacture of which the outer and inner glasses, in the cavity formed between which heat-removing elements are placed, and the free space is filled radiation protective material. The end surfaces of the outer glass are equipped with shock absorbers in the form of protrusions of one and a half shapes. The heat-removing elements are made in the form of metal jumpers of a certain size, located between the outer and inner glasses of the container. The design feature of the container is that the inner cup, outer cup and heat sink elements are a monolith made of a cast alloy of ferritic high-strength cast iron.
К недостаткам технологии изготовления известного контейнера можно отнести сложность изготовления монолитного корпуса контейнера 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 manufacturing technology of the known container include the complexity of manufacturing a monolithic container 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.
Технический результат от применения предлагаемого способа изготовления контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива заключается в повышении технологичности изготовления контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива, снижении трудовых и финансовых затрат на его изготовление.The technical result from the application of the proposed method of manufacturing a container for transportation and storage of spent nuclear fuel is to increase the manufacturability of the container for transportation and storage of spent nuclear fuel, reducing labor and financial costs for its manufacture.
Технический результат достигается тем, что в литейную форму внутренней части корпуса контейнера устанавливается цилиндр, выполненный из нержавеющей стали и теплоотводящие элементы с приспособлениями для их сохранности при взаимодействии с расплавом высокопрочного чугуна с шаровидным графитом, заполняющим литейную форму, таким образом, чтобы при остывании расплава высокопрочного чугуна с шаровидным графитом, заполнившего указанную литейную форму, цилиндр, выполненный из нержавеющей стали, оказывался соединенным с отливкой внутренней части корпуса за счет усадки, происходящей в процессе кристаллизации жидкого высокопрочного чугуна с шаровидным графитом, а теплоотводящие элементы одним торцом оказывались влитыми в наружную поверхность отливки внутренней части корпуса контейнера, затем осуществляют заливку литейной формы высокопрочным чугуном с шаровидным графитом, после остывания отливки производят выбивку, очистку и отрезку прибылей отливки внутренней части корпуса, затем собирают литейную форму, предназначенную для формирования наружной части корпуса, в центре которой устанавливают отливку внутренней части корпуса вертикально прибыльной частью вниз, при этом внешнюю поверхность отливки внутренней части обкладывают формовочной смесью, формируя при этом форму внутренней поверхности отливки наружной части корпуса таким образом, чтобы теплоотводящие элементы, одним торцом влитые в ее наружную поверхность, другим торцом выступали за пределы формовочной смеси, и внутренняя часть корпуса выполняла роль стержня в указанной литейной форме, затем устанавливают чугунные кокиля, формирующие наружную поверхность отливки корпуса контейнера, сверху кокиля закрывают чугунной крышкой, образующей дно отливки корпуса контейнера, затем осуществляется заливка указанной литейной формы расплавом высокопрочного чугуна с шаровидным графитом, после остывания отливки указанную литейную форму разбирают, и полученный корпус контейнера, в котором внутренняя и наружная его части оказываются соединенными между собой в требуемом взаимном положении за счет усадки высокопрочного чугуна с шаровидным графитом, происходит плотное примыкание наружной поверхности отливки внутренней части отливки корпуса к внутренней поверхности наружной части отливки корпуса контейнера, после остывания отливку корпуса контейнера направляют на проведение механической обработки, свободное пространство между внутренней и наружной частями корпуса через отверстия в днище наружной части корпуса заполняют нейтронно-защитным материалом, на наружную часть корпуса со стороны днища устанавливают плиту.The technical result is achieved by the fact that a cylinder made of stainless steel and heat-removing elements with devices for their preservation when interacting with a high-strength cast iron melt with spherical graphite filling the mold are installed in the mold of the container’s inner part, so that when the high-strength melt cools down cast iron with spherical graphite filling the indicated mold; a cylinder made of stainless steel turned out to be connected to the casting internally part of the body due to shrinkage occurring during crystallization of liquid ductile iron with spherical graphite, and the heat-removing elements at one end turned out to be poured into the outer surface of the casting of the inner part of the container body, then the casting mold is filled with high-strength cast iron with spherical graphite, after cooling the casting, knock out cleaning and cutting the profits of casting the inner part of the body, then collect the mold intended for the formation of the outer part of the body, in prices where the casting of the inner part of the casing is installed vertically with the profitable part downward, while the outer surface of the casting of the inner part is encapsulated with the molding mixture, thereby forming the shape of the inner surface of the casting of the outer part of the casing so that the heat-removing elements are poured into its outer surface with one end and the other end protruded beyond the moldable mixture, and the inner part of the body served as a core in the specified casting mold, then cast-iron chill molds are installed, forming the surface of the casting of the container body, on top of the chill mold is closed with a cast iron lid forming the bottom of the casting of the container body, then the specified casting mold is poured with a melt of ductile iron with spherical graphite, after cooling the casting, the casting mold is disassembled, and the resulting container body, in which it is internal and external parts are interconnected in the required mutual position due to shrinkage of ductile iron with spherical graphite, there is a dense abutment the surface of the casting of the inner part of the casting of the body to the inner surface of the outer part of the casting of the container body, after cooling, the casting of the container body is directed to machining, the free space between the inner and outer parts of the body is filled with neutron-protective material through the holes in the bottom of the outer part of the body, to the outer part of the body from the bottom of the set plate.
На фиг.1 представлена отливка внутренней биметаллической части корпуса контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива.Figure 1 presents the casting of the inner bimetallic part of the container body for transportation and storage of spent nuclear fuel.
На фиг.2 представлена триметаллическая отливка корпуса контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива.Figure 2 presents the trimetallic casting of the container body for transportation and storage of spent nuclear fuel.
На фиг.3 показано сечение А-А корпуса контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива.Figure 3 shows a section aa of the container body for transporting and storing spent nuclear fuel.
На фиг.4 показано сечение Б-Б контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива.Figure 4 shows a section bB of the container for transportation and storage of spent nuclear fuel.
Способ обеспечивает изготовление контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива, включающего в себя триметаллический корпус, образуемый внутренней биметаллической (фиг.1) и наружной 1 частями, соединенными между собой за счет усадки, происходящей в процессе кристаллизации расплава высокопрочного чугуна с шаровидным графитом, а также теплоотводящие элементы 8, размещенные между наружной поверхностью внутренней биметаллической и внутренней поверхностью наружной 1 частей корпуса.The method provides the manufacture of a container for transportation and storage of spent nuclear fuel, which includes a trimetallic housing formed by an internal bimetallic (Fig. 1) and external 1 parts interconnected due to shrinkage occurring during crystallization of a melt of ductile iron with spherical graphite, and also heat-releasing
Согласно предлагаемому способу изготовления контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива корпус контейнера изготавливается из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом путем двух заливок. Для заливки используется дождевая литниковая система.According to the proposed method of manufacturing a container for transporting and storing spent nuclear fuel, the container body is made of high-strength cast iron with spherical graphite by two fillings. For pouring, a rain gating system is used.
При первой заливке изготавливается отливка внутренней части корпуса. При изготовлении литейной формы внутренней части корпуса в ней устанавливается цилиндр 5, выполненный из нержавеющей стали и образующий внутреннюю часть отливки внутренней части корпуса. Внешняя поверхность отливки внутренней части корпуса образуется 4-5 стержнями, установленными в литейную форму.At the first casting, a casting of the inside of the body is made. In the manufacture of the mold of the inner part of the housing, a
В стержни устанавливают теплоотводящие элементы 8, имеющие изогнутую форму и выполненные из материала с высокой теплопроводностью, например меди, и с выполнением мер защиты для их сохранности при взаимодействии с расплавом высокопрочного чугуна с шаровидным графитом, заполняющим литейную форму, таким образом, чтобы после остывания отливки теплоотводящие элементы 8 одним своим торцом оказывались влитыми во внешнюю поверхность отливки внутренней части корпуса.Heat-releasing
В качестве мер защиты теплоотводящих элементов 8 от изменения заданной формы при воздействии высокой температуры, обусловленной взаимодействием с расплавом высокопрочного чугуна с шаровидным графитом, могут использоваться приспособления в виде защитных футляров, изготовленных из стали Х18Н9Т, в которые и помещаются теплоотводящие элементы 8.As measures for protecting the heat-removing
Для компенсации теплового расширения теплоотводящих элементов 8 и цилиндра 5 в литейной форме предусмотрены зазоры по высоте.To compensate for the thermal expansion of the heat-removing
После остывания отливки внутренней части корпуса теплоотводящие элементы 8, выполненные из меди, оказываются влитыми во внешнюю поверхность отливки внутренней части корпуса, и цилиндр 5, выполненный из нержавеющей стали, оказывается соединенным с отливкой внутренней части корпуса за счет усадки, происходящей в процессе кристаллизации жидкого высокопрочного чугуна с шаровидным графитом по мере остывания отливки внутренней части корпуса.After cooling the casting of the inner part of the casing, the heat-removing
После выбивки, очистки и отрезки прибылей отливка внутренней части корпуса используется при второй заливке.After knocking out, cleaning and cutting profit margins, casting the inside of the body is used in the second casting.
При второй заливке в литейную форму устанавливается отливка внутренней части корпуса прибыльной частью 16 вниз с заполненным стержневой смесью пространством между теплоотводящими элементами 8 и образует внутреннюю поверхность отливки корпуса контейнера. Внешняя поверхность отливки корпуса контейнера формируется чугунными кокилями, установленными в литейную форму. Сверху кокиля закрывают чугунной крышкой, образующей дно отливки корпуса контейнера.During the second pouring into the mold, casting of the inner part of the body with the
Следует заливка указанной литейной формы высокопрочным чугуном с шаровидным графитом.This casting is to be filled with ductile iron with spherical graphite.
При остывании расплава чугуна с шаровидным графитом происходит плотное примыкание посадочных поясков 11, 12 наружной части 1 к посадочным пояскам 9, 10 внутренней биметаллической части, за счет чего происходит надежное фиксирование внутренней биметаллической и наружной 1 частей корпуса относительно друг друга в требуемом взаимном положении. При этом теплоотводящие элементы 8 оказываются влитыми между наружной поверхностью внутренней биметаллической части корпуса и внутренней поверхностью наружной части 1 корпуса.When cooling the melt of nodular cast iron, the
После остывания отливки корпуса контейнера указанную литейную форму разбирают, полученный корпус контейнера направляют на проведение механической обработки.After cooling the casting of the container body, said mold is disassembled, the resulting container body is sent for mechanical processing.
При изготовлении корпуса контейнера возможна установка цилиндра 5 в отливку корпуса контейнера по горячей прессовой посадке на стадии ее охлаждения при температуре 150-200°C, а также изготовление внутренней части (фиг.1) корпуса без цилиндра 5 и днища 13, изготовленных из нержавеющей стали, при обеспечении коррозионно-стойкого покрытия внутренней поверхности внутренней части корпуса другим методом.In the manufacture of the container body, it is possible to install
В полученном корпусе контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива свободное пространство 15 между внутренней и наружной частями корпуса через отверстия в днище наружной части 1 корпуса заполняется нейтронно-защитным материалом, а на поверхность днища наружной части 1 устанавливается плита 7. При этом пространство между плитой 7 и поверхностью днища наружной части корпуса контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива заполняется нейтронно-защитным материалом.In the resulting container body for transportation and storage of spent nuclear fuel, the
При данном способе изготовления контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива его внутренняя биметаллическая часть отливается из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом и имеет форму цилиндра с посадочными поясками, выполненными на внешней поверхности в верхней ее части 9 и нижней части 10 путем механической обработки отливки, внутри которого расположен цилиндр 5, снабженный устанавливаемым при сборке корпуса днищем 13, изготовленным, например, из нержавеющей стали. Нержавеющая сталь обеспечивает коррозионно-стойкое покрытие внутренней части корпуса контейнера.With this method of manufacturing a container for transporting and storing spent nuclear fuel, its inner bimetallic part is cast from ductile iron with spherical graphite and has the shape of a cylinder with landing belts made on the outer surface in its
Наружная часть 1 корпуса предлагаемого устройства также отливается из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом и имеет форму стакана с внутренними посадочными поясками, находящимися в верхней 11 и нижней 12 частях корпуса и сопрягаемых с посадочными поясками 9, 10 внутренней биметаллической части. Наружная часть 1 имеет днище (фиг.3) со сквозными отверстиями, располагаемыми напротив полости, образующейся при изготовлении контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива между наружной поверхностью внутренней биметаллической части и внутренней поверхностью наружной части 1 при сборке триметаллического корпуса. Через данные отверстия в днище наружной части 12 осуществляется заполнение вышеуказанной полости между внутренней и наружной 1 частями корпуса нейтронно-защитным материалом. На наружной поверхности днища наружной части 1 устанавливается плита 7 соответствующей ему формы, изготовленная, например, из нержавеющей стали и выполняющая функцию крышки для отверстий в днище наружной 1 части корпуса.The
На наружной части 1 корпуса предусмотрены грузозахватные цапфы 14, обеспечивающие возможность перемещения и кантования контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива, а также поперечные полученные токарной обработкой отливки ребра 6 охлаждения, обеспечивающие хорошую теплоотдачу от корпуса в окружающую среду.On the
Двойной барьер герметичности контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива обеспечивается за счет того, что на внутреннюю биметаллическую часть, имеющую форму цилиндра, устанавливают герметично закрываемую крышку 2, на наружную часть 1 устанавливают герметично закрываемую крышку 3.The double tightness barrier of the container for transportation and storage of spent nuclear fuel is ensured by the fact that a hermetically sealed
Для обеспечения защиты от нейтронного излучения внутреннее пространство между крышками 2 и 3 заполняют твердым нейтронно-защитным материалом 4.To provide protection against neutron radiation, the inner space between the
Теплоотводящие элементы 8 выполняются в виде изогнутых пластин для предотвращения «прямого прострела» нейтронов. При этом теплоотводящие элементы контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива изготавливаются состоящими из 4-5 частей с тепловыми зазорами.The heat-releasing
Для безопасной транспортировки отработавшего ядерного топлива на наружной поверхности контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива устанавливаются демпферные устройства (на фиг. не показаны), служащие для защиты находящегося внутри контейнера экологически опасного груза от повреждения в результате воздействия ударных нагрузок при неаккуратном обращении с ним, а также возникновении аварийных ситуаций.For the safe transportation of spent nuclear fuel on the outer surface of the container for transporting and storing spent nuclear fuel, damping devices are installed (not shown in Fig.), Which serve to protect the environmentally hazardous cargo inside the container from damage due to impact loads when not handled carefully, as well as emergency situations.
Благодаря новизне предлагаемого способа изготовления контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива повышается его технологичность при снижении финансовых и трудовых затрат за счет упрощения конструкции соединения наружной и внутренней биметаллических частей корпуса при обеспечении надежного их фиксирования относительно друг друга, а также исключения необходимости применения специальных трудоемких операций по установке теплоотводящих элементов 8 при обеспечении их надежного контакта с корпусными деталями по всей поверхности их заделки, в результате чего повысится теплопередача.Due to the novelty of the proposed method of manufacturing a container for transporting and storing spent nuclear fuel, its manufacturability is improved while reducing financial and labor costs by simplifying the design of the connection of the external and internal bimetallic parts of the housing while ensuring their reliable fixation relative to each other, as well as eliminating the need for special labor-intensive operations for installing heat-releasing
Общий вес комплекта отливок из ВЧШГ в расчете для реактора типа ВВР-1000 будет не более 120 т при ширине полости для нейтронной защиты 100 мм. Максимальный вес наибольшей отливки не будет превышать 90 т, а толщина стенок отливок будет менее 300 мм (по сравнению с аналогом весом монолитной отливки вес корпуса контейнера составляет более 140 т, а толщина стенки более 450 мм)The total weight of a set of castings from VChShG calculated for a reactor of the VVR-1000 type will be no more than 120 tons with a cavity width for neutron protection of 100 mm. The maximum weight of the largest casting will not exceed 90 tons, and the wall thickness of the castings will be less than 300 mm (in comparison with the analogue, the weight of the cast casting, the weight of the container body is more than 140 tons and the wall thickness is more than 450 mm)
Предлагаемое изобретение:The proposed invention:
а) повышает уровень механических свойств отливок. По данным Федерального института исследований и испытаний материалов (ВАМ Германии) относительное удлинение составит не менее 16%, чего не удается достигнуть в известных конструкциях корпусов контейнеров, у которых из-за большой толщины стенок удлинение составляет не менее 12%,a) increases the level of mechanical properties of castings. According to the Federal Institute for Materials Research and Testing (VAM of Germany), the relative elongation will be at least 16%, which cannot be achieved in the well-known container body designs, in which the elongation is at least 12% due to the large wall thickness,
б) уменьшает уровень организационно-технических требований к изготовителям литых чугунных корпусов контейнеров для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива в связи с уменьшением веса одноразовой отливки со 140 т до 90 т.b) reduces the level of organizational and technical requirements for manufacturers of cast iron container bodies for transportation and storage of spent nuclear fuel in connection with the reduction in the weight of a single-use casting from 140 tons to 90 tons.
в) теплоотводящие элементы, влитые в стенки внутренней и внешней частей отливок корпуса контейнера, образуют наилучший контакт по сравнению с представленными аналогами.c) the heat-removing elements poured into the walls of the inner and outer parts of the castings of the container body form the best contact in comparison with the presented analogues.
г) коррозионно-стойкое покрытие внутренней части корпуса контейнера в виде цилиндра 5 из нержавеющей стали образуется на стадии изготовлении отливки.g) a corrosion-resistant coating of the inner part of the container body in the form of a
1. Патент WO 2008005932, МПК G21C 19/02, приоритет 2006 г.1. Patent WO 2008005932, IPC G21C 19/02, priority 2006
2. Патент EP 0116412А1, МПК G21F 5/00, приоритет 1984 г.2. Patent EP 0116412A1,
3. Калинкин В.И. и др. Хранение отработавшего ядерного топлива энергетических реакторов. - СПб., 2009, с.44-50.3. Kalinkin V.I. et al. Storage of spent nuclear fuel from power reactors. - SPb., 2009, p. 44-50.
4. Патент на полезную модель RU 9998 U1, МПК G21F 5/008, приоритет 1999 г.4. Patent for utility model RU 9998 U1,
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2014112082/07A RU2582083C2 (en) | 2014-03-28 | 2014-03-28 | Method for producing container for transportation and storage of spent nuclear fuel |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2014112082/07A RU2582083C2 (en) | 2014-03-28 | 2014-03-28 | Method for producing container for transportation and storage of spent nuclear fuel |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2014112082A RU2014112082A (en) | 2015-10-10 |
| RU2582083C2 true RU2582083C2 (en) | 2016-04-20 |
Family
ID=54289285
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2014112082/07A RU2582083C2 (en) | 2014-03-28 | 2014-03-28 | Method for producing container for transportation and storage of spent nuclear fuel |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2582083C2 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2660143C2 (en) * | 2016-12-07 | 2018-07-05 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Петрозаводский государственный университет" | Foundry mold of a container body for transportation and storage of spent nuclear fuel |
| RU2670103C2 (en) * | 2016-12-07 | 2018-10-18 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Петрозаводский государственный университет" | Spent nuclear fuel transportation and storage container body manufacturing method |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3774037A (en) * | 1971-05-24 | 1973-11-20 | Nl Industries Inc | Radiation shielding means joint |
| EP0116412A1 (en) * | 1983-01-18 | 1984-08-22 | Kabushiki Kaisha Kobe Seiko Sho | A casing for radioactive materials and a method of manufacture of the same |
| DE3500999A1 (en) * | 1985-01-14 | 1986-07-17 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Store and process for the temporary or ultimate storage of used fuel elements from a nuclear reactor |
| RU2084975C1 (en) * | 1995-02-02 | 1997-07-20 | Конструкторское бюро специального машиностроения | Container for spent fuel transporting and/or storage |
| RU9998U1 (en) * | 1998-07-23 | 1999-05-16 | Гончаров Владимир Николаевич | CONTAINER FOR TRANSPORTING AND / OR STORAGE OF WASTE NUCLEAR FUEL |
-
2014
- 2014-03-28 RU RU2014112082/07A patent/RU2582083C2/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3774037A (en) * | 1971-05-24 | 1973-11-20 | Nl Industries Inc | Radiation shielding means joint |
| EP0116412A1 (en) * | 1983-01-18 | 1984-08-22 | Kabushiki Kaisha Kobe Seiko Sho | A casing for radioactive materials and a method of manufacture of the same |
| DE3500999A1 (en) * | 1985-01-14 | 1986-07-17 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Store and process for the temporary or ultimate storage of used fuel elements from a nuclear reactor |
| RU2084975C1 (en) * | 1995-02-02 | 1997-07-20 | Конструкторское бюро специального машиностроения | Container for spent fuel transporting and/or storage |
| RU9998U1 (en) * | 1998-07-23 | 1999-05-16 | Гончаров Владимир Николаевич | CONTAINER FOR TRANSPORTING AND / OR STORAGE OF WASTE NUCLEAR FUEL |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2660143C2 (en) * | 2016-12-07 | 2018-07-05 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Петрозаводский государственный университет" | Foundry mold of a container body for transportation and storage of spent nuclear fuel |
| RU2670103C2 (en) * | 2016-12-07 | 2018-10-18 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Петрозаводский государственный университет" | Spent nuclear fuel transportation and storage container body manufacturing method |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2014112082A (en) | 2015-10-10 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2465662C1 (en) | Container for transportation and/or storage of spent nuclear fuel | |
| US4045286A (en) | Molten fuel-salt reactor | |
| US20100230619A1 (en) | Radioactive substance storage container, and method for manufacturing radioactive substance storage container | |
| US4272683A (en) | Transport and storage vessel for radioactive materials | |
| US20120037632A1 (en) | Ventilated system for storing high level radioactive waste | |
| EP0116412A1 (en) | A casing for radioactive materials and a method of manufacture of the same | |
| RU2582083C2 (en) | Method for producing container for transportation and storage of spent nuclear fuel | |
| CN106898389A (en) | A kind of constrain cooling system of inherently safe containment | |
| RU2707871C1 (en) | Container cover for transportation and storage of spent reactor fuel assembly | |
| CN202126850U (en) | Impoundment type passive double-layer containment vessel | |
| RU2531157C1 (en) | Casting of multiple-ply billets for high-capacity bodies of transportation containers from high-strength ferrite and austenite iron with globular graphite intended for used nuclear fuel transportation and storage | |
| RU2510721C1 (en) | Container for spent nuclear fuel transportation | |
| RU2510770C1 (en) | Container for spent nuclear fuel transportation and/or storage | |
| US3118819A (en) | Nuclear fuel cartridge | |
| RU171956U1 (en) | BIMETALLIC BODY CASE | |
| EP2579263A1 (en) | Radioactive substance storage container | |
| RU2646852C1 (en) | Method of manufacture of container casing for tuk with casing from high-duty cast iron with globular graphite | |
| RU187096U1 (en) | CONTAINER FOR TRANSPORTATION AND STORAGE OF WASTE NUCLEAR FUEL | |
| RU145052U1 (en) | CONTAINER FOR TRANSPORTATION AND STORAGE OF WASTE NUCLEAR FUEL | |
| RU171909U1 (en) | TUK CONTAINER WITH REMOVABLE COVER | |
| RU2479876C1 (en) | Container to transport and/or store spent nuclear fuel | |
| RU2660143C2 (en) | Foundry mold of a container body for transportation and storage of spent nuclear fuel | |
| RU2642449C1 (en) | Container for tp with casing from high-strength spheroidal graphite cast iron | |
| RU2686476C1 (en) | Container cover for spent nuclear fuel transportation and storage | |
| RU2707868C1 (en) | Container for transportation and / or storage of spent fuel assemblies |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20170329 |