RU145052U1 - Контейнер для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива - Google Patents

Abstract

Контейнер для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива, изготовленный из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом, включающий внутреннюю биметаллическую и наружную части корпуса с расположенными между ними теплоотводящими элементами и нейтронно-защитным материалом, отличающийся тем, что он выполнен в виде единого триметаллического корпуса, образуемого внутренней биметаллической и наружной частями корпуса, соединенными за счет усадки, происходящей в процессе кристаллизации расплава чугуна при изготовлении отливки наружной части корпуса, причем теплоотводящие элементы влиты в наружную поверхность внутренней биметаллической части корпуса и внутреннюю поверхностью наружной части корпуса.

Description

Устройство относится к ядерной энергетике и может быть использовано для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива и других радиоактивных материалов.

Известен контейнер для радиоактивных материалов [1] содержащий 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 корпус контейнера имеет продольное оребрение для отвода тепла (ребра охлаждения). В верхней и нижней частях контейнера предусмотрены грузоподъемные цапфы. В другом 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.

Недостатком известного контейнера является то, что он предполагает высокую трудоемкость изготовления и, следовательно, высокую стоимость. Вместе с этим в варианте выполнения контейнера, в котором 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 отработавшим ядерным топливом (ОЯТ).

Известен контейнер для транспортирования, хранения и захоронения радиоактивных материалов [2], включающий внутренний металлический корпус, преимущественно из чугуна с шаровидным графитом, наружную оболочку и нейтронную защиту, выполненную в виде труб с нейтронно-защитным материалом, расположенных в кольцевом пространстве между внутренним корпусом контейнера и наружной оболочкой, которое ограниченно с торцов трубными досками-кольцами и заполнено плоскими кольцами, выполненными из высокотеплопроводного материала, состоящими, по крайней мере, из двух частей с зазором между ними и имеющих отверстия для прохода труб с нейтронно-защитным материалом, при этом трубы жестко соединены с кольцевыми трубными досками и снабжены концевыми пробками.

Недостатком известного контейнера является высокая трудоемкость изготовления.

Известны контейнеры типа CASTOR (например, CASTOR V/52, CASTOR V/21A, CASTOR V/19, CASTOR HAW 20/28 CG) разработки фирм Gesellschaft für Nuklear - Service mbH (GNS) и Gesellschaft für Nuklear - Behälter mbH (GNB) (Германия) [3]. Корпуса известных контейнеров изготовлены монолитными из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом (ВЧШГ). Вес отливки корпуса контейнера более 140 т, толщина стенки более 450 мм. Корпуса контейнеров типа CASTOR имеют систему продольных осевых каналов (обычно круглого сечения), заполняемых 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.

Недостатками известных контейнеров являются:

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 минут с начала выпуска металла из печей и до окончания заливки формы. Возможностями выполнить заливку в заданное время обладают единичные литейные предприятия мира.

2. Перемычки между каналами не гарантируют защиту от нейтронного излучения и, следовательно, безопасность обращения с ОЯТ.

3. Каналы для нейтронной защиты выполняются с помощью уникального дорогостоящего станка, разработанного специально для проведения указанных операций.

Наиболее близким по совокупности существенных признаков с заявляемым устройством является контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива [4], который и принят в качестве прототипа. Известный контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива 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 (тепловыделяющих элементов). 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.

К недостаткам известного контейнера можно отнести сложность технологии изготовления монолитного корпуса указанной конструкции из высокопрочного чугуна, что обусловлено сложностью обеспечения достаточно высокой скорости охлаждения толстостенной отливки по всей толщине для обеспечения формирования необходимой структуры чугуна.

Технический результат предлагаемого устройства заключается в повышении технологичности изготовления и снижении его себестоимости.

Достигается технический результат тем, что контейнер для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива выполнен в виде единого триметаллического корпуса, образуемого внутренней биметаллической и наружной частями корпуса, соединенными за счет усадки, происходящей в процессе кристаллизации расплава чугуна при изготовлении отливки наружной части корпуса, причем теплоотводящие элементы влиты в наружную поверхность внутренней биметаллической части корпуса и внутреннюю поверхностью наружной части корпуса.

На фиг. 1 представлена отливка внутренней биметаллической части корпуса контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива.

На фиг. 2 представлен триметаллический корпус контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива.

На фиг. 3 показано сечение Α-A корпуса контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива.

На фиг. 4 показано сечение Б-Б контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива.

Предлагаемое устройство включает в себя триметаллический корпус, образуемый внутренней биметаллической (фиг. 2) и наружной 1 частями. При этом внутренняя биметаллическая часть, имеющая форму цилиндра снабжена герметично закрываемой крышкой 2, наружная часть 1 снабжена герметично закрываемой крышкой 3, что позволяет обеспечить двойной барьер герметичности. Внутреннее пространство между крышками 2 и 3 заполняется нейтронно-защитным материалом 4.

Внутренняя биметаллическая часть отлита из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом (ВЧШГ) и имеет форму цилиндра с посадочными поясками, выполненными на внешней поверхности в верхней ее части 9, и нижней части 10, внутри которого расположен цилиндр 5 снабженный, устанавливаемым при сборке корпуса днищем 13, изготовленный, например, из нержавеющей стали. Нержавеющая сталь обеспечивает коррозионно-стойкое покрытие внутренней части корпуса контейнера.

Наружная часть 1 корпуса предлагаемого устройства отлита из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом (ВЧШГ) и выполнена в виде 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. 5) со сквозными отверстиями 16, 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 16 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 установлена плита 7 соответствующей ему формы, изготовленная, например, из нержавеющей стали, и выполняющая функцию крышки для отверстий 16 в днище наружной 1 части корпуса.

Наружная часть 1 корпуса на своей наружной поверхности имеет грузоподъемные 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.

Предлагаемое исполнение контейнера изготавливается с учетом двух заливок корпуса.

Сначала изготавливается отливка внутренней биметаллической части. При этом цилиндр 5, изготовленный из нержавеющей стали, располагают внутри литьевой формы для внутренней части, после чего следует ее заливка, расплавом чугуна, в упомянутую литьевую форму. Таким образом, получают литую биметаллическую внутреннюю часть корпуса, в которой цилиндр 5 «погружен» в массив поверхности стенки внутренней части с ее внутренней стороны и занимает требуемое положение. При этом на внешнюю поверхность внутренней части устанавливаются теплоотводящие элементы 8, имеющие изогнутую форму и выполненные из материала с высокой теплопроводностью и с выполнением мер зашиты для их сохранности при взаимодействии с расплавом чугуна, заполняющим литейную форму, например, меди.

Теплоотводящие элементы 8 выполнены в виде изогнутых пластин, для предотвращения «прямого прострела» нейтронов. При этом теплоотводящие элементы контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива, состоять из нескольких частей каждый, рекомендуемое число 4-5 частей.

Затем отливается наружная часть 1, таким образом, что за счет усадки металла, происходящей в процессе кристаллизации жидкого чугуна, 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 друг относительно друга в требуемом взаимном положении. При этом теплоотводящие элементы 8 оказываются зажатыми (влитыми) между наружной поверхностью внутренней биметаллической части корпуса и внутренней поверхностью наружной части 1 корпуса.

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. 2) корпуса без цилиндра 5 и днища 13, изготовленных из нержавеющей стали, при обеспечении коррозионно-стойкого покрытия внутренней поверхности внутренней части корпуса другим методом.

Затем в свободное пространство 15 между внутренней и наружной частями корпуса через отверстия 16 в днище наружной части 1 корпуса заполняется жидким нейтронно-защитным материалом, а на поверхность днища наружной части 1 устанавливается плита 7.

Пространство между плитой 7 и поверхностью днища наружной части корпуса контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива заполняется нейтронно-защитным материалом.

При транспортировке 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.

Благодаря новизне предлагаемой конструкции контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива без применения специальных трудоемких соединительных операций будут обеспечиваться: надежное крепление наружной части 1 корпуса к его внутренней биметаллической части, а также надежный контакт теплоотводящих элементов с корпусными деталями по всей поверхности их заделки, в результате чего повысится теплопередача.

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.)

Предлагаемое устройство:

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 составляет не менее 12%.

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.

в) Теплоотводящие элементы, влитые в стенки внутренней и наружной частей отливок корпуса контейнера образуют наилучший контакт по сравнению с представленными аналогами.

г) Коррозионно-стойкое покрытие внутренней части корпуса контейнера в виде цилиндра 5 из не ржавеющей стали образуется на стадии изготовлении отливки.

БИБЛИОГРАФИЯ

1. Патент EP 0116412 A1, МПК: G21F 5/00, приоритет 1984 г.

2. Патент на полезную модель RU 122200, приоритет 2012 г.

3. В.И. Калинкин, В.Г. и др. Хранение отработавшего ядерного топлива энергетических реакторов, Санкт-Петербург, 2009 г., с. 44-50.

4. Патент на полезную модель RU 9998 U1, МПК: G21F 5/008, приоритет 1999 г.

Claims (1)

1. Контейнер для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива, изготовленный из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом, включающий внутреннюю биметаллическую и наружную части корпуса с расположенными между ними теплоотводящими элементами и нейтронно-защитным материалом, отличающийся тем, что он выполнен в виде единого триметаллического корпуса, образуемого внутренней биметаллической и наружной частями корпуса, соединенными за счет усадки, происходящей в процессе кристаллизации расплава чугуна при изготовлении отливки наружной части корпуса, причем теплоотводящие элементы влиты в наружную поверхность внутренней биметаллической части корпуса и внутреннюю поверхностью наружной части корпуса.