RU140520U1

RU140520U1 - SPARE NUCLEAR FUEL COVER

Info

Publication number: RU140520U1
Application number: RU2014104941/07U
Authority: RU
Inventors: Михаил Владимирович Радченко; Анатолий Андреевич Зубков; Андрей Васильевич Родин; Виктор Николаевич Соколов; Вячеслав Васильевич Мухин
Original assignee: Открытое акционерное общество "Инженерный центр ядерных контейнеров" (ОАО "ИЦЯК")
Priority date: 2014-02-12
Filing date: 2014-02-12
Publication date: 2014-05-10

Abstract

Чехол для отработавшего ядерного топлива, содержащий основание, закрепленную на основании центральную стойку с расположенными на ней дистанционирующими элементами и трубы для размещения отработавших тепловыделяющих сборок, отличающийся тем, что на центральной стойке расположены чередующиеся дистанционирующие элементы в виде диска с центральной втулкой и наружной обечайкой, выполненные из материала с высокой теплопроводностью, и дистанционирующие элементы, выполненные из нержавеющей стали.A cover for spent nuclear fuel, comprising a base fixed to a base of a central strut with spacing elements located thereon and pipes for accommodating spent fuel assemblies, characterized in that alternating spacers are arranged on the central strut in the form of a disk with a central hub and an outer shell from a material with high thermal conductivity, and spacers made of stainless steel.

Description

Полезная модель относится к ядерной энергетике, к устройствам для обращения с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) атомных электростанций (АЭС), преимущественно реакторов ВВЭР-1000, исследовательских реакторов (ИР) и судовых установок в виде отработавших тепловыделяющих сборок (ТВС) и может быть использовано для размещения в контейнере при их транспортировании и/или хранении.The utility model relates to nuclear energy, to devices for handling spent nuclear fuel (SNF) of nuclear power plants (NPPs), mainly VVER-1000 reactors, research reactors (IR) and ship installations in the form of spent fuel assemblies (FAs) and can be used for placement in a container during their transportation and / or storage.

Поскольку при транспортировании и хранении отработавших ТВС имеется опасность возникновения неконтролируемой самопроизвольной цепной реакции деления ядер, которая сопровождается выделением значительной энергии вплоть до возникновения теплового взрыва, обращение с радиоактивными материалами, имеющими высокое остаточное тепловыделение, предъявляет повышенные требования к предотвращению перегрева и обеспечению эффективного отвода тепла.Since during the transportation and storage of spent fuel assemblies there is a risk of an uncontrolled spontaneous chain reaction of fission of nuclei, which is accompanied by the release of significant energy up to the occurrence of a thermal explosion, the handling of radioactive materials having a high residual heat release places high demands on the prevention of overheating and ensuring efficient heat dissipation.

Отвод тепла, генерируемого внутри упаковочного контейнера для тепловыделяющего радиоактивного материала, осуществляют на основе естественных физических процессов переноса тепла, таких как естественная конвекция, лучистый теплообмен, теплопроводность элементов конструкции и другое.The heat generated inside the packaging container for the heat-generating radioactive material is removed based on natural physical processes of heat transfer, such as natural convection, radiant heat transfer, thermal conductivity of structural elements and more.

Размещение и транспортирование отработавшего ядерного топлива в виде ТВС осуществляют в чехле, установленном в транспортном контейнере.The placement and transportation of spent nuclear fuel in the form of fuel assemblies is carried out in a case installed in a transport container.

Известен чехол для отработавших сборок ядерного реактора по патенту SU 1445449, G21C 19/07, опубл. 1995.12.10, содержащий основание с гнездами, закрепленную на основании центральную стойку с устройством под захват, дистанционирующие элементы в виде решетки и концевую деталь, закрепленную на центральной стойке, имеющие гнезда в виде открытых пазов U-образной формы, и установленные в гнездах трубчатые каналы для отработавших сборок, снабженные закрепленными в верхней части фланцами с грузозахватными устройствами, а каждый паз концевой детали снабжен поворотным затвором.Known cover for spent assemblies of a nuclear reactor according to patent SU 1445449, G21C 19/07, publ. 1995.12.10, comprising a base with sockets, a central rack fixed to the base with a grip device, lattice spacers and an end piece mounted on a central rack, having sockets in the form of open U-shaped grooves, and tubular channels installed in the sockets for spent assemblies equipped with flanges fixed to the upper part with load gripping devices, and each groove of the end part is equipped with a rotary shutter.

Известен чехол для отработавшего ядерного топлива по патенту RU №78979, G21F 5/012, содержащий основание, закрепленную на основании центральную стойку с расположенными на ней дистанционирующими элементами, выполненными из пластин с высокой теплопроводностью и снабженными отверстиями, образующими каналы для размещения отработавших тепловыделяющих сборок и разделительные теплопроводящие вставки, установленные на центральной стойке между дистанционирующими элементами и жестко связывающие их в осевом направлении.Known cover for spent nuclear fuel according to patent RU No. 78979, G21F 5/012, containing a base fixed to the base of the Central rack with spacing elements located on it made of plates with high thermal conductivity and provided with holes that form channels for accommodating spent fuel assemblies and heat-separating inserts mounted on a central rack between the spacing elements and rigidly connecting them in the axial direction.

Недостатком известного чехла является ограничение по допустимым механическим нагрузкам на чехол из-за незначительных прочностных характеристик пластин, выполненных из материалов с высокой теплопроводностью, например, алюминия.A disadvantage of the known cover is the restriction on permissible mechanical loads on the cover due to the insignificant strength characteristics of the plates made of materials with high thermal conductivity, for example, aluminum.

Наиболее близким по совокупности признаков является чехол для размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок реактора ВВЭР-1000 РФ №1653456 опубл. 1996.12.10, выполненный из нержавеющей стали и содержащий центральную трубу, дистанционирующие элементы в виде перегородок, которые имеют отверстия под установку двенадцати шестигранных труб для размещения в них отработавших тепловыделяющих сборок, а оси труб расположены в точках с определенными значениями полярных координат.The closest in combination of features is a cover for placement and storage of spent fuel assemblies of the VVER-1000 reactor of the Russian Federation No. 1653456 publ. 1996.12.10, made of stainless steel and containing a central pipe, spacer elements in the form of partitions, which have openings for installing twelve hexagonal pipes to accommodate spent fuel assemblies in them, and the pipe axes are located at points with certain polar coordinates.

Недостатком известного чехла является ограничение по допустимой тепловой нагрузке на конструкцию упаковки из-за недостаточно эффективного отвода тепла.A disadvantage of the known cover is the restriction on the allowable thermal load on the package design due to insufficient heat removal.

Чехол контейнера для транспортирования ОЯТ должен обладать следующими основными функциями:The container cover for SNF transportation should have the following main functions:

- механической прочности, обеспечивающей сохранение целостности геометрической формы в нормальных и аварийных условиях перевозки, что обеспечивает сохранение контроля над критичностью массы ядерного материала в этих условиях;- mechanical strength, ensuring the preservation of the integrity of the geometric shape in normal and emergency conditions of transportation, which ensures the preservation of control over the criticality of the mass of nuclear material in these conditions;

- рассеяния тепла, создаваемого материалами, размещенными в чехле.- heat dissipation created by materials placed in the case.

Тепло, генерируемое в твэлах отработавших ТВС, передается корпусу контейнера, за счет теплопроводности элементов конструкции чехла (дистанционирующие элементы в виде дисков), где, в свою очередь, отводится к наружной поверхности корпуса.The heat generated in the fuel rods of the spent fuel assemblies is transferred to the container body due to the thermal conductivity of the structural elements of the cover (spacer elements in the form of disks), where, in turn, it is removed to the outer surface of the housing.

Для эффективного отвода тепла рационально использовать в чехле элементы из материала хорошо проводящего тепло, например алюминий, медь и сплавы алюминия и меди, вместе с элементами из конструкционного материала для обеспечения механической прочности. То есть, например, изготавливают дистанционирующие перегородки с одинаковыми геометрическими размерами и формой из разных материалов и размещают их попеременно по длине чехла с целью создания последовательности компонентов, каждый из которых выполняет, по меньшей мере, одну из указанных функций.To effectively remove heat, it is rational to use elements from a material that conducts heat well, such as aluminum, copper and alloys of aluminum and copper, together with elements from a structural material to provide mechanical strength. That is, for example, spacers with the same geometric dimensions and shape are made of different materials and placed alternately along the length of the cover in order to create a sequence of components, each of which performs at least one of these functions.

Предлагаемая полезная модель направлена на обеспечение ядерной и радиационной безопасности транспортирования и хранения ОЯТ с повышенным начальным обогащением топлива и увеличенным выгоранием, что одновременно сопровождается увеличением тепловой нагрузки на упаковку. Актуальность решения такой задачи значительно возрастает в связи с современными требованиями к транспортным упаковочным комплектам, заключающимся в увеличении вместимости контейнера (чехла) по количеству ОТВС, и при этом, не допускающими существенного увеличения размеров и массы упаковки в сравнении с образцами конструкций предыдущего поколения.The proposed utility model is aimed at ensuring nuclear and radiation safety of SNF transportation and storage with increased initial fuel enrichment and increased burnup, which is simultaneously accompanied by an increase in the thermal load on the package. The relevance of solving such a problem increases significantly in connection with modern requirements for transport packaging sets, which consists in increasing the capacity of the container (case) by the number of SFAs, and at the same time, not allowing a significant increase in the size and weight of the package in comparison with samples of designs of the previous generation.

При решении указанной задачи полезная модель обеспечивает получение технического результата, заключающегося в интенсификации теплопередачи от отработавших ТВС к корпусу контейнера без перегрева отработавших ТВС путем обеспечения более эффективного отвода тепла.When solving this problem, the utility model provides a technical result consisting in the intensification of heat transfer from spent fuel assemblies to the container body without overheating of spent fuel assemblies by providing more efficient heat removal.

Указанный технический результат достигается тем, что предложен чехол для отработавшего ядерного топлива, содержащий основание, закрепленную на основании центральную стойку с расположенными на ней дистанционирующими элементами, и трубы для размещения отработавших тепловыделяющих сборок, при этом на центральной стойке расположены чередующиеся дистанционирующие элементы в виде диска с центральной втулкой и наружной обечайкой, выполненные из материала с высокой теплопроводностью и дистанционирующие элементы выполненные из нержавеющей стали.The specified technical result is achieved by the fact that the proposed cover for spent nuclear fuel, comprising a base fixed to the base of the Central rack with spacing elements located on it, and pipes for accommodating spent fuel assemblies, while on the Central rack are alternating distance elements in the form of a disk with central sleeve and outer shell made of material with high thermal conductivity and spacers made of stainless st steel.

Сущность полезной модели поясняется чертежом.The essence of the utility model is illustrated in the drawing.

На фигуре 1 изображен чехол для отработавшего ядерного топлива, содержащий основание 1, центральную стойку 2, чередующиеся дистанционирующие элементы 3 и дистанционирующие элементы 4, борсодержащие трубы 5 для отработавших ТВС, установленные в отверстия дистанционирующих элементов. Дистанционирующие элементы 3 и 4 установлены на центральной стойке 2.The figure 1 shows a cover for spent nuclear fuel containing a base 1, a central rack 2, alternating distance elements 3 and distance elements 4, boron tubes 5 for spent fuel assemblies installed in the holes of the distance elements. The distance elements 3 and 4 are mounted on the central rack 2.

На фигуре 2 изображен дистанционирующий элемент 3 выполненный из материала с высокой теплопроводностью, например, из алюминия или меди и представляющий собой диск переменной толщины, имеющий в центре втулку, а по периметру - обечайку в виде двусторонней отбортовки, высота которых превышает толщину диска. Конструктивно втулка обеспечивает установку диска на центральную стойку, а функционально предназначена для теплопередачи в осевом направлении, т.е. вдоль центральной стойки. Обечайка также способствует теплопередаче в осевом направлении чехла. Дистанционирующие элементы 4, также установленные на центральной стойке 2, выполнены в виде дисков, например, из нержавеющей стали.The figure 2 shows the spacer element 3 made of a material with high thermal conductivity, for example, aluminum or copper and representing a disk of variable thickness, having a hub in the center, and around the perimeter - a shell in the form of two-sided flanging, the height of which exceeds the thickness of the disk. Structurally, the sleeve provides the installation of the disk on the Central rack, and functionally designed for heat transfer in the axial direction, i.e. along the central pillar. The shell also contributes to heat transfer in the axial direction of the cover. The distance elements 4, also mounted on the central rack 2, are made in the form of disks, for example, stainless steel.

В каналы, образованные, например, круглыми или шестигранными отверстиями в дистанционирующих пластинах 3 и 4 могут быть установлены трубы из боросодержащей стали для обеспечения ядерной безопасности. Центральная стойка 2 чехла может быть снабжена устройством под захват.Pipes made of boron-containing steel can be installed in the channels formed, for example, by round or hexagonal holes in the spacer plates 3 and 4 to ensure nuclear safety. The central rack 2 of the cover can be equipped with a device for capture.

Тепло, генерируемое в тепловыделяющих элементах отработавших ТВС, передается элементам чехла, в частности 3 и 4, откуда, в свою очередь, за счет высокой теплопроводности элементов чехла 3 и, в меньшей степени элементами 4, интенсивно отводится к периферии чехла и далее к корпусу контейнера (на фигурах не показан), в который чехол устанавливают при транспортировании и/или хранении.The heat generated in the fuel elements of the spent fuel assemblies is transferred to the case elements, in particular 3 and 4, from which, in turn, due to the high thermal conductivity of the case elements 3 and, to a lesser extent, the elements 4, is intensively removed to the periphery of the case and further to the container body (not shown in the figures), in which the cover is installed during transportation and / or storage.

Благодаря более высокой теплопроводности конструкции чехла, достигаемой за счет применения дополнительных элементов в виде дистанционирующих элементов из материала с высокой теплопроводностью (элементы чехла 3) обеспечивается повышенная теплопередача к корпусу контейнера.Due to the higher thermal conductivity of the cover structure, achieved through the use of additional elements in the form of spacing elements from a material with high thermal conductivity (cover elements 3), increased heat transfer to the container body is provided.

При этом теплопередача за счет конструктивного выполнения элемента 3 осуществляется как в радиальном, так и осевом направлениях, в результате чего выравнивается поле температур (снижаются температурные градиенты), что приводит к общему снижению температуры топлива.In this case, heat transfer due to the structural design of element 3 is carried out both in the radial and axial directions, as a result of which the temperature field is leveled (temperature gradients are reduced), which leads to a general decrease in fuel temperature.

Одновременно обеспечивается механическая прочность за счет наличия в конструкции дистанционирующих элементов, выполненных из нержавеющей стали (элементы чехла 4), что сохраняет контроль над критичностью массы ядерного материала.At the same time, mechanical strength is ensured due to the presence of spacer elements made of stainless steel in the structure (cover elements 4), which retains control over the criticality of the mass of nuclear material.

Конструкция чехла позволяет увеличить его вместимость, за счет возможности отвести большее количество тепла от отработавших ТВС к периферии чехла и далее к корпусу контейнера без перегрева отработавших ТВС путем обеспечения как радиального, так и осевого направлений отвода тепла, способствует обеспечению ядерной безопасности в нормальных условиях эксплуатации и в аварийных ситуациях, за счет сохранения прочностных характеристик конструкции.The design of the cover allows to increase its capacity, due to the ability to remove more heat from the spent fuel assemblies to the periphery of the cover and further to the container body without overheating the spent fuel assemblies by providing both radial and axial directions of heat removal, contributes to nuclear safety under normal operating conditions and in emergency situations, by maintaining the strength characteristics of the structure.

Claims

A cover for spent nuclear fuel, comprising a base fixed to a base of a central strut with spacing elements located thereon and pipes for accommodating spent fuel assemblies, characterized in that alternating spacers are arranged on the central strut in the form of a disk with a central hub and an outer shell from a material with high thermal conductivity, and spacers made of stainless steel.