RU141447U1 - Защитный контейнер для транспортирования отработавшего ядерного топлива - Google Patents

Защитный контейнер для транспортирования отработавшего ядерного топлива Download PDF

Info

Publication number
RU141447U1
RU141447U1 RU2014104945/07U RU2014104945U RU141447U1 RU 141447 U1 RU141447 U1 RU 141447U1 RU 2014104945/07 U RU2014104945/07 U RU 2014104945/07U RU 2014104945 U RU2014104945 U RU 2014104945U RU 141447 U1 RU141447 U1 RU 141447U1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
container
tip
nuclear fuel
snf
cover
Prior art date
Application number
RU2014104945/07U
Other languages
English (en)
Inventor
Михаил Владимирович Радченко
Анатолий Андреевич Зубков
Андрей Васильевич Родин
Виктор Михайлович Абросимов
Вячеслав Игоревич Васильев
Александр Александрович Мушков
Original Assignee
Открытое акционерное общество "Инженерный центр ядерных контейнеров" (ОАО "ИЦЯК")
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Открытое акционерное общество "Инженерный центр ядерных контейнеров" (ОАО "ИЦЯК") filed Critical Открытое акционерное общество "Инженерный центр ядерных контейнеров" (ОАО "ИЦЯК")
Priority to RU2014104945/07U priority Critical patent/RU141447U1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU141447U1 publication Critical patent/RU141447U1/ru

Links

Images

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Защитный контейнер для транспортирования отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), содержащий корпус, выемную часть в виде чехла для ОЯТ с прикрепленным трубным каналом, стыковочный узел для присоединения патрубка системы откачки или вакуумирования, и, по крайней мере, одну уплотнительную крышку, отличающийся тем, что трубный канал дополнительно содержит наконечник с элементом поджатия, и компенсатор радиальных и осевых смещений канала с наконечником, а внутренняя уплотнительная крышка контейнера имеет проходное отверстие с пробкой, в нижней части которого установлено уплотнение для соединения с наконечником трубного канала, а стыковочный узел для присоединения патрубка системы откачки или вакуумирования установлен в верхней части проходного отверстия.

Description

Полезная модель относится к ядерной энергетике, к устройствам для транспортирования высокоактивного отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) атомных электростанций (АЭС), исследовательских реакторов (ИР) и судовых установок.
В соответствии с нормами ядерной и радиационной безопасности и рекомендациями МАГАТЭ контейнеры для транспортирования ОЯТ должны обеспечивать высокие защитные свойства, в том числе при аварийных ситуациях, возможных в процессе транспортирования ОТВС.
Для транспортирования ОЯТ в настоящее время, чаще всего, используют контейнеры, в которых по условиям безопасности, не допускается наличие воды во внутренней полости контейнера после загрузки отработавшего топлива из-за опасности образования радиолитического водорода и последующего возникновения гремучей смеси.
Кроме того должны быть обеспечены условия транспортирования, исключающие возможность возникновения самопроизвольной цепной ядерной реакции. Одним из таких условий также является отсутствие воды в контейнере или ее наличие ниже допустимого по расчетам ядерной безопасности количества. Для этого после загрузки чехлов с ОЯТ в контейнер и перед его транспортированием вода из контейнера должна быть удалена.
В связи с этим особое внимание уделяется процедурам удаления воды из контейнера и его осушки перед транспортировкой ОЯТ.
Известен контейнер для транспортирования отработавшего ядерного топлива (патент РФ №2139582, опубл. 1999.10.10), включающий корпус, вставленную в полость корпуса выемную часть, в которой в отверстиях верхней доски и диафрагмах размещены трубные чехлы. Защитный контейнер закрыт сверху уплотнительной крышкой. Выемная часть снабжена прикрепленным к ней трубным каналом, предназначенным для удаления радиоактивной воды со дна контейнера способом вакуумного отсоса. В известном решении удаление воды из контейнера производится при снятой крышке после загрузки в полость контейнера чехла с ОЯТ, что затрудняет выполнение требований по радиационной безопасности.
Наиболее близким по технической сущности к заявляемому техническому решению является защитный контейнер для транспортирования и/или хранения отработавшего ядерного топлива (патент RU №2221291, опубл. 2004.01.10), включающий цилиндрический корпус с днищем, защитные крышки, вставленную в полость корпуса выемную дистанционирующую решетку, вертикальный трубный канал, предназначенным для удаления радиоактивной воды со дна контейнера способом вакуумного отсоса, стыковочное гнездо для присоединения вакуумной системы. В известном решении удаление воды из контейнера производится через стыковочное гнездо, размещенное в стенке корпуса контейнера, оборудованной радиальным проходным каналом с клапаном и по меньшей мере одной герметизирующей крышкой.
Недостатком известного контейнера является наличие проходного радиального отверстия с крышкой (крышками) в стенке корпуса во внутреннюю полость контейнера в дополнении к загрузочному проему контейнера, который уже существует и который закрывается как минимум двумя крышками с узлами герметизации. Такое решение способствует снижению надежности в части сохранения герметичности упаковки.
Предлагаемая полезная модель направлена на решение задачи повышения ядерной, радиационной и пожарной безопасности при транспортировании ОЯТ путем создания герметичного тракта в контейнере, через который обеспечивается удаление воды из контейнера, загруженного ОЯТ и его вакуумную сушку перед перевозкой, а также заполнение контейнера с ОЯТ водой при его расхолаживании в соответствии с технологией выгрузки ОЯТ после транспортировки.
Указанный технический результат достигается тем, что предложен защитный контейнер для транспортирования отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), содержащий корпус, выемную часть в виде чехла для ОЯТ с прикрепленным трубным каналом, стыковочный узел для присоединения патрубка системы откачки или вакуумирования, и, по крайней мере, одну уплотнительную крышку, при этом трубный канал дополнительно содержит наконечник с элементом поджатая, и компенсатор радиальных и осевых смещений канала с наконечником, а внутренняя уплотнительная крышка контейнера имеет проходное отверстие с пробкой, в нижней части которого установлено уплотнение для соединения с наконечником трубного канала, а стыковочный узел для присоединения патрубка системы откачки или вакуумирования установлен в верхней части проходного отверстия ОЯТ.
Сущность полезной модели поясняется чертежами.
На фигуре 1 изображен защитный контейнер для транспортирования отработавшего ядерного топлива в виде ОТВС,
На фигуре 2 дан вид защитного контейнера с присоединенным патрубком системы откачки или вакуумирования.
Контейнер содержит корпус 1 контейнера, многоместный чехол 2 для размещения ОЯТ с вертикальным трубным каналом 3 и внутреннюю защитную крышку 4. Трубный канал 3 оборудован в верхней своей части наконечником 5 с элементом поджатая в виде пружины 6 и компенсатором 7 радиальных и осевых смещений наконечника 5 относительно расположения отверстия крышки 4. Такое конструктивное выполнение обеспечивает совмещение оси трубного канала 3 с осью проходного отверстия в защитной крышке 4 при установке последней на контейнер, а также компенсации температурных удлинений канала при разогреве конструкции чехла с ОЯТ при перевозке. Герметизация соединения наконечника 5 с проходным отверстием крышки обеспечивается с помощью уплотнения 9, удерживаемого в нижней часта проходного отверстая специальной гайкой 10. Проходное отверстие закрывается пробкой 8, в верхней части отверстие оборудовано стыковочным узлом 11 для присоединения патрубка системы откачки или вакуумирования 12, показанном на фигуре 2.
Полезная модель может быть осуществлена следующим образом:
После загрузки ОЯТ в контейнер ТУК устанавливается и закрепляется внутренняя защитная крышка 4. Удаляется пробка 8 из отверстия крышки 4 и к стыковочному узлу 11 в верхней часта отверстая крышки присоединяется патрубок 12 от насосной установки. При этом создается герметичный тракт для удаления воды и вакуумной сушки внутренней полости контейнера. Тракт, образованный элементами трубного канала 3 и отверстием крышки к которому сверху стыкуется патрубок насосной установки, составляет сливную систему контейнера. По завершению операций удаления воды и вакуумной сушки отстыковывается патрубок 12 насосной установки и устанавливается пробка 8 в отверстие крышки 4. После этого устанавливаются дополнительные герметизирующие крышки.
Полезная модель позволяет создать герметичный тракт для удаления воды из контейнера или последующей его вакуумной сушки непосредственно после установки внутренней защитной крышки на контейнер, что способствует уменьшению трудоемкости и времени загрузки контейнера перед транспортированием. Использование полезной модели обеспечивает повышение ядерной, радиационной и пожарной безопасности при транспортировании ОЯТ.

Claims (1)

  1. Защитный контейнер для транспортирования отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), содержащий корпус, выемную часть в виде чехла для ОЯТ с прикрепленным трубным каналом, стыковочный узел для присоединения патрубка системы откачки или вакуумирования, и, по крайней мере, одну уплотнительную крышку, отличающийся тем, что трубный канал дополнительно содержит наконечник с элементом поджатия, и компенсатор радиальных и осевых смещений канала с наконечником, а внутренняя уплотнительная крышка контейнера имеет проходное отверстие с пробкой, в нижней части которого установлено уплотнение для соединения с наконечником трубного канала, а стыковочный узел для присоединения патрубка системы откачки или вакуумирования установлен в верхней части проходного отверстия.
    Figure 00000001
RU2014104945/07U 2014-02-12 2014-02-12 Защитный контейнер для транспортирования отработавшего ядерного топлива RU141447U1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2014104945/07U RU141447U1 (ru) 2014-02-12 2014-02-12 Защитный контейнер для транспортирования отработавшего ядерного топлива

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2014104945/07U RU141447U1 (ru) 2014-02-12 2014-02-12 Защитный контейнер для транспортирования отработавшего ядерного топлива

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU141447U1 true RU141447U1 (ru) 2014-06-10

Family

ID=51218419

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2014104945/07U RU141447U1 (ru) 2014-02-12 2014-02-12 Защитный контейнер для транспортирования отработавшего ядерного топлива

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU141447U1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN108428483A (zh) * 2017-11-02 2018-08-21 中广核研究院有限公司 乏燃料运输储存容器

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN108428483A (zh) * 2017-11-02 2018-08-21 中广核研究院有限公司 乏燃料运输储存容器
CN108428483B (zh) * 2017-11-02 2024-04-23 中广核研究院有限公司 乏燃料运输储存容器

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR102593423B1 (ko) 방사성 유해 폐기물을 수용하는 드럼을 위한 격납 캐스크
US9697914B2 (en) Nuclear power plant and passive containment cooling system
WO2018108073A1 (zh) 核电厂乏燃料贮运双功能金属罐
US20100310032A1 (en) Method for filling the main primary coolant system of a nuclear power plant with water and for draining it of air, and head for implementing this method
JP2009150846A (ja) 原子炉格納容器およびそれを用いた原子力プラント
US11469005B2 (en) Reactor core having both nuclear fuel and a heat pipe in a module located in a solid neutron moderator
WO2013115881A3 (en) Method for storing radioactive waste, and system for implementing the same
CN104272399A (zh) 一种给核反应堆加燃料的方法
CN106898389A (zh) 一种固有安全的安全壳抑压冷却系统
RU141447U1 (ru) Защитный контейнер для транспортирования отработавшего ядерного топлива
FR3062946A1 (fr) Dispositif et procede de controle d'etancheite par ressuage d'un assemblage de combustible nucleaire
CN108447575A (zh) 压水堆乏燃料干式贮存装载方法
CN205424417U (zh) 一种罐顶稳压安全装置
RU146031U1 (ru) Контейнер для хранения отработавшего ядерного топлива
CN108022664A (zh) 一种反应堆辐照监督管通用运输容器
CN109780443A (zh) 一种新型气体灌装防爆罐体
JP2012230032A (ja) 原子炉格納容器の冷却装置
RU171174U1 (ru) Пенал для транспортирования жидкого отработавшего ядерного топлива
CN210823651U (zh) 放射性金属样品储存装置
JP2011232255A (ja) 弁構造、差込治具、放射性物質格納容器および栓封止方法
RU2593273C1 (ru) Контейнер для транспортирования и хранения отработавшего ядерного топлива
CN205441454U (zh) 一种天然六氟化铀运输容器的隔热罩
RU2221291C1 (ru) Защитный контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива
CN106024076B (zh) 一种用于降低核电厂卸压箱隔间风险的装置
RU191118U1 (ru) Защитный контейнер для транспортирования отработавшего ядерного топлива