RU145997U1

RU145997U1 - Устройство для длительного хранения контейнеров с отработавшим ядерным топливом

Info

Publication number: RU145997U1
Application number: RU2014109066/07U
Authority: RU
Inventors: Валерий Игоревич Лимаренко; Владимир Сергеевич Белов; Виктор Григорьевич Аронов
Original assignee: Открытое акционерное общество Нижегородская инжиниринговая компания "Атомэнергопроект"
Priority date: 2014-03-11
Filing date: 2014-03-11
Publication date: 2014-09-27

Abstract

1. Устройство для длительного хранения защитных контейнеров с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) реакторов, состоящее из основания с установленным на нем корпусом с крышкой, образующих внутреннюю полость для размещения защитного контейнера с ОЯТ реакторов, корпус устройства имеет внешнюю и внутреннюю оболочки, отличающееся тем, что внутренняя полость устройства ограничена внутренней оболочкой, выполненной из нейтронопоглощающего водородосодержащего материала и установленной с зазором относительно защитного контейнера с ОЯТ, образуя канал для обеспечения вентилирования полости воздухом, поступающего из окружающей атмосферы через отверстия, выполненные в основании по периметру, и отверстия, выполненные по периметру вокруг крышки для выхода воздуха из канала полости в окружающую атмосферу, а крышка установлена поверх внутренней и внешней оболочек, образуя при этом в полости между крышкой и защитным контейнером с ОЯТ верхнюю воздушную камеру, а внешняя оболочка, выполненная из свинца и по форме внутренней оболочки, установлена вплотную к ней.2. Устройство для длительного хранения защитных контейнеров с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) реакторов по п. 1, отличающееся тем, что в днище устройства выполнена полость, заполненная нейтронопоглощающим водородосодержащим материалом.3. Устройство для длительного хранения защитных контейнеров с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) реакторов по п. 1, отличающееся тем, что в крышке устройства с внешней стороны выполнена полость, заполненная нейтронопоглощающим водородосодержащим материалом.4. Устройство для длительного хранения защитных контейнеров с отработ

Description

Полезная модель относится к устройствам для длительного сухого хранения защитных контейнеров с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) реакторов, в частности к устройствам для хранения ОЯТ ядерных реакторов типа ВВЭР-1000.

Известен контейнер для хранения и транспортировки радиоактивных материалов по патенту JP 3342994 B2, G21F 5/10, G21C 19/32, G21F 9/36, 2002 г. Известный контейнер содержит металлический корпус, включающий днище, наружную и внутреннюю цилиндрические оболочки, между которыми имеется экранирующий слой для защиты от Y-излучения и экранирующий слой для защиты от нейтронов (материал для поглощения нейтронов). Контейнер также содержит герметичное перекрытие полости между упомянутыми оболочками и внутренней полости контейнера, которое выполнено в виде двух крышек, установленных одна над другой на общем основании и образующих с последним два концентричных герметизирующих контура. Через экранирующий слой для защиты от Y-излучения и экранирующий слой для защиты от нейтронов (материал для поглощения нейтронов) пропущены элементы с высокой теплопроводностью, прикрепленные соответственно к упомянутым оболочкам корпуса контейнера

К недостаткам известного контейнера можно отнести относительно низкую теплоотдачу наружной цилиндрической оболочкой корпуса контейнера. Кроме того, можно отметить недостаточную эффективность отвода тепла наружу от внутренней цилиндрической оболочки корпуса через зону расположения материала для поглощения нейтронов. Это связано, в частности, с небольшой площадью поперечного сечения установленных между внутренней и наружной оболочками корпуса стальных элементов теплового моста, большим значением теплового сопротивления в местах контакта указанных элементов с оболочками корпуса. Кроме того, стальные элементы, обладая высокой теплопроводностью по отношению к материалу для поглощения нейтронов, имеют все же относительно низкую теплопроводность среди известных материалов с высокой теплопроводностью.

К недостаткам известного контейнера можно отнести также то, что в нем возможен «прямой прострел» нейтронов вдоль упомянутых элементов теплового моста, что снижает уровень защиты от нейтронного излучения и, следовательно, безопасность обращения с ОЯТ.

Известен контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива, (см. RU 2348085, G21F 5/00, публ. 2009 г.) содержащий металлический корпус, включающий днище, наружную и внутреннюю цилиндрические оболочки, полость между которыми заполнена материалом для поглощения нейтронов. Через материал для поглощения нейтронов пропущены элементы с высокой теплопроводностью, выполненные в виде радиальных продольных листовых элементов, которые прикреплены к наружной и внутренней цилиндрическим оболочкам корпуса с поджатием с помощью резьбовых элементов. Радиальные продольные листовые элементы имеют сквозные отверстия и/или прерывистые кромки с образованием выемок.

Недостатком известного контейнера является сложность монтажа элементов с высокой теплопроводностью, проходящих через материал для поглощения нейтронов при сборке контейнера.

Наиболее близким техническим решением к полезной модели является устройство для хранения и транспортировки отработавшего ядерного топлива (см. RU 115119, G21F 5/00, опубл. 2012 г.), включающее основание с установленным на нем корпусом с крышкой, образующих емкость для размещения отработавшего ядерного топлива герметично закрытую крышкой, корпус имеет внешнюю и внутреннюю обечайки и верхнюю примыкающую крышку. Внутренняя обечайка имеет продольные каналы, выполненные на внешней и внутренней поверхности этой обечайки.

Недостатком известного устройства является недостаточная для высокоактивного отработавшего ядерного топлива теплопроводность.

В задачу полезной модели входит создание устройства для сухого хранения защитных контейнеров с ОЯТ, позволяющего повысить безопасность и технологичность хранения защитных контейнеров с ОЯТ в устройстве - хранилище, включая несанкционированное распространение делящихся материалов, высокообогащенного ОЯТ.

Задача, на решение которой направлена полезная модель, заключается в создании устройства для длительного сухого хранения защитных контейнеров с ОЯТ, которое обеспечивает высокие радиационно-защитные свойства и хороший отвод тепла, излучаемого радиоактивными материалами, находящимися в защитном контейнере с ОЯТ реактора.

Особенностью отработавшего ядерного топлива реакторов типа ВВЭР-1000, является, в частности, интенсивное выделение тепла и интенсивные Y-излучение и нейтронное излучение.

Указанная задача решается тем, что в устройстве для длительного хранения контейнеров с ОЯТ, состоящем из основания с установленным на нем корпусом с крышкой, образующих внутреннюю полость для размещения защитного контейнера с ОЯТ, корпус устройства имеет внешнюю и внутреннюю оболочки, при этом внутренняя полость устройства ограничена внутренней оболочкой, выполненной из нейтронопоглощающего водородосодержащего материала и, установленной с зазором относительно защитного контейнера с ОЯТ, образуя канал для обеспечения вентилирования полости воздухом, поступающего из окружающей атмосферы через отверстия, выполненные в основании по периметру и отверстия, выполненные по периметру вокруг крышки для выхода воздуха из канала полости в окружающую атмосферу, а крышка установлена поверх внутренней и внешней оболочек, образуя при этом в полости между крышкой и защитным контейнером с ОЯТ верхнюю воздушную камеру, а внешняя оболочка, выполненная из свинца и по форме внутренней оболочки установлена непосредственно к ней.

Также, согласно полезной модели, в днище устройства выполнена полость, заполненная нейтронопоглощающим водородосодержащим материалом.

Также, согласно полезной модели, в крышке устройства с внешней стороны выполнена полость, заполненная нейтронопоглощающим водородосодержащим материалом.

Также, согласно полезной модели, в качестве нейтронопоглощающего водородосодержащего материала использованы водородосодержащие полимеры.

Также, согласно полезной модели, зазор между внутренней оболочкой устройства и самой выступающей частью корпуса защитного контейнера с ОЯТ составляет 30-75 мм

Далее полезная модель поясняется чертежами, где:

На фиг. 1 представлено устройство для длительного сухого хранения защитных контейнеров с ОЯТ;

На фиг. 2 представлено сечение А-А устройства для длительного хранения защитных контейнеров с ОЯТ.

Устройство для длительного хранения защитных контейнеров с ОЯТ состоит из корпуса 1, основания 2, крышки 3, внутренней оболочки 4, выполненной из нейтронопоглощающего водородосодержащего материала, поглощающего ионизирующее излучение ОЯТ, например, водородосодержащие полимеры, внешней оболочки 5, выполненной по форме внутренней оболочки 4 и установленной вплотную к ней. В качестве материала внешней оболочки 5 для поглащения гамма- излучения использован свинец. Внутренняя оболочка 4 установленная с зазором относительно защитного контейнера 6 с ОЯТ, размещенного во внутренней полости 7, образуя канал 8 по которому проходит воздух, поступающий из окружающей среды через отверстия 9, выполненные в основании 2, по его периметру, а для выхода воздуха из полости 7 предусмотрены отверстия 10, выполненные в крышке 3. Крышка 3 установлена поверх внутренней 4 и внешней 5 оболочек, образуя в полости 7, воздушную камеру 11 между крышкой 3 и верхом защитного контейнера 6. В днище 2 устройства 1 выполнена полость, заполненная нейтронопоглощающим водородосодержащим материалом 12. В крышке 3 устройства 1 с внешней стороны выполнена полость, заполненная нейтронопоглощающим водородосодержащим материалом 13.

Хранение защитного контейнера 6 с ОЯТ сопровождается достаточно интенсивным тепловыделением активной части ОЯТ, необходимо, чтобы эта тепловая энергия могла выходить из полости 7 устройства длительного хранения защитного контейнера с ОЯТ. Эта тепловая энергия удаляется с внешней поверхности защитного контейнера с ОЯТ путем вентилирования полости 7 воздухом, поступающим из окружающей среды через отверстия 9, выполненные в основании 2 и выходящим через отверстия 10 в крышке 3. Вентилирование полости 7 воздухом из окружающей среды обеспечивает повышение эффективности отвода тепла от защитного контейнера с ОЯТ. Внутренняя оболочка 4, выполненная из нейтронопоглощающего водородосодержащего материала, поглощающего ионизирующее излучение материала, например, водородосодержащие полимеры обеспечивает поглощение нейтронов, выделяемых ОЯТ. Внешняя оболочка 5 выполнена из свинца, наружный слой которого позволяет поглощать Y-излучение и нейтронное излучение установлена вплотную к внутренней оболочке 4, что позволяет исключить сквозной прострел нейтронов, и тем самым повысить эффективность защиты от гамма-излучения и нейтронной защиты. Размещение в полости с внешней стороны крышки устройства и в полости днища защитного контейнера с ОЯТ нейтронопоглощающего водородосодержащего материала, поглощающего ионизирующее излучение материала, например, водородосодержащие полимеры обеспечивает поглощение нейтронов, выделяемых ОЯТ. Зазор между внутренней оболочкой и самой выступающей частью корпуса защитного контейнера с ОЯТ, выбранный в пределах 30-75 мм позволяет достичь желаемых гидродинамических свойств и теплопроводящей способности, а также снизить распространение радиации.

Таким образом, предлагаемая конструкция устройства для длительного хранения защитных контейнеров с ОЯТ реакторов типа ВВЭР- 1000, обеспечивающая повышение эффективности отвода тепла от загруженного ОЯТ контейнера, повышение эффективности защиты от гамма-излучения и нейтронной защиты и, следовательно, повышение безопасности обращения с ОЯТ.

Claims

1. Устройство для длительного хранения защитных контейнеров с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) реакторов, состоящее из основания с установленным на нем корпусом с крышкой, образующих внутреннюю полость для размещения защитного контейнера с ОЯТ реакторов, корпус устройства имеет внешнюю и внутреннюю оболочки, отличающееся тем, что внутренняя полость устройства ограничена внутренней оболочкой, выполненной из нейтронопоглощающего водородосодержащего материала и установленной с зазором относительно защитного контейнера с ОЯТ, образуя канал для обеспечения вентилирования полости воздухом, поступающего из окружающей атмосферы через отверстия, выполненные в основании по периметру, и отверстия, выполненные по периметру вокруг крышки для выхода воздуха из канала полости в окружающую атмосферу, а крышка установлена поверх внутренней и внешней оболочек, образуя при этом в полости между крышкой и защитным контейнером с ОЯТ верхнюю воздушную камеру, а внешняя оболочка, выполненная из свинца и по форме внутренней оболочки, установлена вплотную к ней.

2. Устройство для длительного хранения защитных контейнеров с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) реакторов по п. 1, отличающееся тем, что в днище устройства выполнена полость, заполненная нейтронопоглощающим водородосодержащим материалом.

3. Устройство для длительного хранения защитных контейнеров с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) реакторов по п. 1, отличающееся тем, что в крышке устройства с внешней стороны выполнена полость, заполненная нейтронопоглощающим водородосодержащим материалом.

4. Устройство для длительного хранения защитных контейнеров с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) реакторов по любому из пп. 1-3, отличающееся тем, что в качестве нейтронопоглощающего водородосодержащего материала использованы водородосодержащие полимеры.

5. Устройство для длительного хранения защитных контейнеров с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) реакторов по п. 1, отличающееся тем, что зазор между внутренней оболочкой и самой выступающей частью корпуса защитного контейнера с ОЯТ составляет 30-75 мм.