RU141442U1 - Контейнер для хранения радиоактивных материалов - Google Patents
Контейнер для хранения радиоактивных материалов Download PDFInfo
- Publication number
- RU141442U1 RU141442U1 RU2014104943/07U RU2014104943U RU141442U1 RU 141442 U1 RU141442 U1 RU 141442U1 RU 2014104943/07 U RU2014104943/07 U RU 2014104943/07U RU 2014104943 U RU2014104943 U RU 2014104943U RU 141442 U1 RU141442 U1 RU 141442U1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- basket
- container
- passage
- housing
- concrete
- Prior art date
Links
Images
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
1. Контейнер для хранения радиоактивных материалов, содержащий корпус, выполненный из отдельных секций и оборудованный отверстиями для прохода охлаждающего потока, днище, крышку и установленную в корпусе с зазором для прохода охлаждающего потока герметичную корзину для радиоактивного материала, отличающийся тем, что корзина выполнена, по крайней мере, с одним продольным каналом для прохода охлаждающего потока, а секции корпуса выполнены из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом и имеют нейтронную защиту.2. Контейнер по п. 1, отличающийся тем, что продольный канал для прохода охлаждающего потока расположен в центре корзины.
Description
Полезная модель относится к ядерной энергетике, к устройствам для хранения высокоактивного отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) и радиоактивных отходов (РАО) атомных электростанций (АЭС), исследовательских реакторов (ИР) и судовых установок.
В соответствии с нормами ядерной и радиационной безопасности и рекомендациями МАГАТЭ контейнеры для хранения ОЯТ и РАО должны обеспечивать высокие радиационно-защитные и прочностные свойства, в том числе при аварийных ситуациях, возможных в процессе хранения отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС).
Для хранения ОЯТ и РАО используют контейнеры, которые в связи с отсутствием или нехваткой мощностей по переработке ОЯТ используют также для промежуточного, а иногда и длительного хранения Кроме того, емкости приреакторных бассейнов выдержки (хранилищ), в которых хранятся ОЯТ ядерных реакторов АЭС, практически переполнены. При уменьшении срока выдержки ОЯТ в бассейнах выдержки необходимо транспортировать к месту промежуточного или окончательного хранения высокоактивное ОЯТ. При этом сборки имеют высокое остаточное тепловыделение, что предъявляет повышенные требования к предотвращению перегрева и обеспечению эффективного отвода тепла.
Известен железобетонный контейнер («Ядерна та радiацiйна безпека 1 (49), 2011) по проекту сухого хранилища ОЯТ (СХОЯТ) на Запорожской АЭС, в котором используется технология вентилируемых бетонных контейнеров для хранения ОТВС в вертикальном положении. Контейнеры обеспечивают сухое герметичное хранение отработавших ТВС. Система хранения (ВКХ-ВВЭР) является пассивной и после установки бетонных контейнеров на площадку хранения не требует значительного технического обслуживания. Хранению в контейнере ВКХ-ВВЭР подлежат только герметичные ОТВС, помещенные в шестигранные направляющие трубы многоместной герметичной корзины хранения (чехла).
Многоместная корзина служит также радиатором, отводящим избыточное тепло ОТВС в объем вентилируемого бетонного защитного контейнера. Заполнение корзины гелием создает и поддерживает в течении всего периода хранения сухую инертную теплопередающую среду.
Многоместная герметичная корзина (МГК) помещается в вентилируемый бетонный контейнер, который выполняет следующие функции:
- отвод избыточного тепла от корзины;
- защиту корзины от внешних климатических, механических и тепловых воздействий;
- биологическую защиту персонала, обслуживающего СХОЯТ;
- обеспечения устойчивого вертикального размещения корзины с ОТВС при хранении.
Вентилируемый бетонный контейнер имеет в своем составе цилиндрический толстостенный бетонный корпус с днищем, закрываемый сверху крышкой. Корпус оборудован подводными и отводными вентиляционными каналами обеспечивающими обтекание воздухом корзины, находящейся внутри контейнера.
Известен вентилируемый контейнер для хранения отработавшего ядерного топлива (патент США №6,064,711 дата выдачи 2000.05.16), имеющий в составе корпус в виде защитной бетонной цилиндрической оболочки с днищем и верхней крышкой, оборудованный вентиляционными каналами. Внутри вентилируемого контейнера помещается герметичный контейнер с ОЯТ. Отличительной особенностью этого контейнера от предыдущей конструкции является способ формирования цилиндрической оболочки корпуса, которая образована кольцевыми секциями, устанавливаемыми одна на другую с помощью замкового соединения (паз - выступ).
Наиболее близким по технической сущности к заявляемому техническому решению является вентилируемый контейнер для хранения отработавших тепловыделяющих сборок (патент US 7,351,989, МПК G21F 5/00, опубл. 2004.02.26), включающий корпус, защитная оболочка которого выполнена в виде набора кольцевых секций из бетона, устанавливаемых одна на другую с помощью замкового соединения, днище, крышку и чехол в виде герметичной корзины для размещения ОЯТ. Корзина помещается во внутреннюю полость корпуса контейнера. При этом между внутренней поверхностью корпуса и наружной поверхностью корзины образован кольцевой зазор, обеспечивающий прохождение воздушного потока вокруг всей наружной поверхности корзины. Подвод и отвод воздуха, вентилирующего внутреннюю полость, обеспечивают специальные отверстия в корпусе. В известном решении теплоотвод от кассет ОЯТ, размещенных в корзине, к внешней среде контейнера обеспечивается воздушным обтеканием наружной поверхности герметичной корзины.
Перечисленные известные вентилируемые контейнеры объединены двумя общими признаками, одним из которых является материал защитного корпуса - бетон.
Необходимая прочность корпуса такого контейнера обеспечивается в основном за счет внутренней и наружной стальных обечаек, между которыми находится армированный бетон. Радиационная же безопасность контейнера обеспечивается слоем бетона, а также стальными обечайками.
Общим недостатком металлобетонных контейнеров является сложность проведения неразрушающего контроля состояния бетонной армированной стенки корпуса. Такой контроль особенно важен для контейнеров, в которых бетонная стенка обеспечивает прочность корпуса. Конструктивная схема такого контейнера предполагает большой объем сварочных работ, что приводит к снижению ударной вязкости материала.
К недостаткам металлобетонных контейнеров (по сравнению с контейнерами, имеющими металлический корпус) относятся также следующие их характеристики:
- невысокая прочность бетона, как материала, на которую оказывают существенное влияние температурные колебания окружающей среды, особенно циклы замерзание-оттаивание, при контейнерном хранении на открытых площадках и в следствии этого - недостаточная долговечность;
- меньшая степень защиты от гамма- излучения стенки бетонного корпуса (в сравнении с металлической защитной стенкой такой же толщины);
- низкая теплопроводность.
Вторым характерным признаком у перечисленных известных вентилируемых контейнеров является конструктивная схема обтекания поверхности герметичной корзины (чехла с ОЯТ), в которой корзина, помещенная во внутреннюю полость корпуса контейнера, охлаждается воздушным потоком только по наружной ее поверхности.
Тепло, выделяясь из внешнего ряда кассет ОЯТ, помещенных в корзину, передается корпусу корзины. Поскольку центральная часть корзины, как правило, является наиболее разогретой и теплообмен от нее к корпусу корзины затруднен, то в аварийной ситуации перегрев кассет ОЯТ наиболее вероятен во внутренних рядах. Данное обстоятельство относится к недостаткам известных конструктивных решений вентилируемых контейнеров для хранения ОЯТ, которое ограничивает величину тепловой нагрузки ОЯТ, загружаемого в корзину контейнера для длительного хранения.
Предлагаемая полезная модель направлена на решение задачи повышения ядерной и радиационной безопасности контейнерного хранения ОЯТ.
При решении указанной задачи полезная модель обеспечивает получение технического результата, заключающегося в:
- интенсификации теплопередачи в полости контейнера и увеличении эффективности отвода остаточного тепла в окружающую среду без перегрева кассет ОЯТ;
- применении в качестве материала корпуса контейнера металла, позволяющего обеспечить, по сравнению с металлобетоным контейнером, более высокие характеристики прочности, долговечности, биозащиты и теплоотвода.
Указанный технический результат достигается тем, что предложен контейнер для хранения радиоактивных материалов, содержащий корпус, выполненный из отдельных секций и оборудованный отверстиями для прохода охлаждающего потока, днище, крышку и установленную в корпусе с зазором для прохода охлаждающего потока герметичную корзину для радиоактивного материала, при этом корзина выполнена, по крайней мере, с одним продольным каналом для прохода охлаждающего потока, а секции корпуса выполнены из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом и имеют нейтронную защиту.
Кроме того, продольный канал для прохода охлаждающего потока расположен в центре корзины.
Сущность полезной модели поясняется чертежом.
На фигуре изображен вентилируемый контейнер для хранения отработавшего ядерного топлива в виде ОТВС, или РАО, содержащий корпус 1 контейнера, собранный из секций 2, и имеющий верхние 3 и нижние 4 вентиляционные отверстия для прохода охлаждающего потока, нейтронную защиту 5, днище 6 и крышку 7, а также многоместную герметичную корзину 8 для размещения ОЯТ или РАО имеющую вентиляционный канал 9.
В таком контейнере продольный теплоотводящий вентилируемый канал 9 целесообразно размещать в центре корзины 8 в наиболее теплонапряженной части. Корпус контейнера 1 выполнен из металла, в частности из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом (ВЧШГ), отливкой вместе с днищем 6 или сформирован составным из отдельных отливок секций 2 методом установки одна на другую с помощью замкового соединения. Корпус контейнера имеет твердую нейтронную защиту 5, например, в виде полиэтилена.
Материал корпуса 1 контейнера - высокопрочный чугун с шаровидным графитом. Чугун с шаровидным графитом - это железоуглеродный материал, в котором присутствующий углерод практически полностью представлен в виде не связанного графита шаровидной формы. Графит в виде глобулей составляющий по объему более 15% тела детали значительно повышает радиационную стойкость конструкции в целом.
ВЧШГ характеризуется сочетанием высоких технологических, физико-механических и эксплуатационных свойств:
- по сравнению со сталью более высокое отношение предела текучести к пределу прочности при растяжении. 0.7-.0.8 (у стали 0.5-0.65);
- более низкая чувствительность к концентраторам напряжения, повышенная в 1.5-3.5 раза циклическая вязкость и усталостная прочность;
- обладает высокой теплопроводностью: на 30% выше низколегированных сталей, в 2 раза выше чем у нержавеющих сталей и на порядок выше чем у бетона;
- достаточно пластичен, не склонен к хрупкому разрушению вплоть до температуры минус 50°C, имеет изотропные свойства и не имеет ограничений по сроку службы; чугун практически не имеет наведенной радиационной активности и при утилизации контейнеров может использоваться в качестве шихтовых материалов для литья и металлургии.
Продольный теплоотводящий вентиляционный канал 9 выполнен из материала с высокой теплопроводностью, из алюминия, например, в виде трубы и установлен, например, в центральной части корзины 8. Таких каналов может быть выполнено несколько.
Полезная модель может быть осуществлена следующим образом:
Отработавшее ядерное топливо в виде ОТВС, находящееся в герметичной корзине 8, постоянно выделяет энергию, в том числе тепловую, тепловая мощность при полной загрузке может достигать нескольких десятков киловатт. Тепло, выделяясь из ОТВС, передается корпусу корзины 8, в том числе стенке продольного вентиляционного канала 9, удаляется из контейнера воздушным потоком, омывающим наружную поверхность корзины, и внутреннюю поверхность канала 9, через верхние 3 и нижние 4 вентиляционные отверстия в окружающую среду за пределы контейнера.
Таким образом, устройство позволяет хранить в нормальных условиях и при аварийных ситуациях в одном контейнере большое число ОТВС с высоким остаточным тепловыделением, обеспечивая допустимые значения температур наружных поверхностей контейнера и ОТВС. Использование полезной модели обеспечивает повышение ядерной и радиационной безопасности хранения ОЯТ и РАО.
Claims (2)
1. Контейнер для хранения радиоактивных материалов, содержащий корпус, выполненный из отдельных секций и оборудованный отверстиями для прохода охлаждающего потока, днище, крышку и установленную в корпусе с зазором для прохода охлаждающего потока герметичную корзину для радиоактивного материала, отличающийся тем, что корзина выполнена, по крайней мере, с одним продольным каналом для прохода охлаждающего потока, а секции корпуса выполнены из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом и имеют нейтронную защиту.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2014104943/07U RU141442U1 (ru) | 2014-02-12 | 2014-02-12 | Контейнер для хранения радиоактивных материалов |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2014104943/07U RU141442U1 (ru) | 2014-02-12 | 2014-02-12 | Контейнер для хранения радиоактивных материалов |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU141442U1 true RU141442U1 (ru) | 2014-06-10 |
Family
ID=51218414
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2014104943/07U RU141442U1 (ru) | 2014-02-12 | 2014-02-12 | Контейнер для хранения радиоактивных материалов |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU141442U1 (ru) |
-
2014
- 2014-02-12 RU RU2014104943/07U patent/RU141442U1/ru active
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US9293229B2 (en) | Ventilated system for storing high level radioactive waste | |
US7786456B2 (en) | Apparatus for providing additional radiation shielding to a container holding radioactive materials, and method of using the same to handle and/or process radioactive materials | |
US4272683A (en) | Transport and storage vessel for radioactive materials | |
JP2017524912A (ja) | 使用済燃料キャスクから得られる電源 | |
RU2465662C1 (ru) | Контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива | |
RU2611057C1 (ru) | Контейнер для хранения и транспортирования отработавших тепловыделяющих сборок и чехол для их размещения | |
RU75496U1 (ru) | Транспортный упаковочный комплект для транспортирования и хранения отработавшего ядерного топлива | |
CN106898389A (zh) | 一种固有安全的安全壳抑压冷却系统 | |
RU2453006C1 (ru) | Контейнер для транспортирования отработавшего ядерного топлива | |
WO2020197430A1 (ru) | Чехол контейнера для транспортирования и хранения отработавших тепловыделяющих сборок | |
EP3594964A1 (en) | Container for storing and transporting spent nuclear fuel | |
RU2510770C1 (ru) | Контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива | |
RU141442U1 (ru) | Контейнер для хранения радиоактивных материалов | |
KR101389840B1 (ko) | 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통 | |
RU171956U1 (ru) | Биметаллический чехол для тук | |
RU2458417C1 (ru) | Чехол для отработавших тепловыделяющих сборок | |
RU140520U1 (ru) | Чехол для отработавшего ядерного топлива | |
RU2743788C1 (ru) | Чехол транспортного упаковочного комплекта для облученных тепловыделяющих сборок | |
JP2006170795A (ja) | 放射性物質収納容器及び放射性物質貯蔵方法 | |
RU2459295C1 (ru) | Транспортный упаковочный комплект для отработавших тепловыделяющих сборок ядерных реакторов | |
RU2707868C1 (ru) | Контейнер для транспортировки и/или хранения отработавших тепловыделяющих сборок | |
RU171909U1 (ru) | Контейнер для тук с несъемным чехлом | |
RU187096U1 (ru) | Контейнер для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива | |
RU2686476C1 (ru) | Чехол контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива | |
RU2479876C1 (ru) | Контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива |