RU2348085C1 - Container for transportation and/or storage of waste nuclear fuel - Google Patents
Container for transportation and/or storage of waste nuclear fuel Download PDFInfo
- Publication number
- RU2348085C1 RU2348085C1 RU2007125953/06A RU2007125953A RU2348085C1 RU 2348085 C1 RU2348085 C1 RU 2348085C1 RU 2007125953/06 A RU2007125953/06 A RU 2007125953/06A RU 2007125953 A RU2007125953 A RU 2007125953A RU 2348085 C1 RU2348085 C1 RU 2348085C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- container
- elements
- cylindrical shell
- housing
- longitudinal sheet
- Prior art date
Links
Images
Landscapes
- Butt Welding And Welding Of Specific Article (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к контейнерам для длительного хранения и транспортировки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), в частности к металлическим контейнерам для транспортировки и/или хранения ОЯТ ядерных реакторов типа ВВЭР-1000.The invention relates to containers for long-term storage and transportation of spent nuclear fuel (SNF), in particular to metal containers for transportation and / or storage of spent nuclear fuel of VVER-1000 type reactors.
Известен контейнер для радиоактивных материалов по патенту EP 0116412 (G21F 5/00, 1984 г.). Известный контейнер содержит кожух (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 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 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.Known container for radioactive materials according to patent EP 0116412 (
Недостатком известного контейнера является то, что для изготовления литого толстостенного металлического корпуса контейнера требуется уникальное металлургическое оборудование. Кроме того, контейнер предполагает высокую трудоемкость изготовления и, следовательно, высокую стоимость. Вместе с этим в вариантах выполнения контейнера, в которых 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 ОЯТ.A disadvantage of the known container is that a unique metallurgical equipment is required for the manufacture of a thick thick-walled metal container body. In addition, the container involves a high complexity of manufacturing and, therefore, high cost. At the same time, in embodiments of the container in which heat-removing elements in the form of radial longitudinal sheet elements (essentially in the form of ribs) are passed through the shielding material, a “direct cross” of neutrons along the latter is possible, which reduces the level of protection against neutron radiation and, therefore , - safety of SNF handling.
Известен контейнер для хранения и транспортировки ТВЭЛ по патенту ЕР 0741628 В1 (В23К 33/00, G21F 5/10, 1996 г.). Известный контейнер содержит металлический корпус, включающий днище, наружную и внутреннюю оболочки, полость между которыми заполнена материалом для поглощения нейтронов, герметичное перекрытие упомянутой полости и защитную герметизирующую крышку, перекрывающую внутреннюю полость контейнера. Между наружной и внутренней оболочками корпуса контейнера установлены продольные теплоотводящие элементы, каждый из которых в поперечном сечении выполнен в виде размалкованного уголка. При этом одна из полок уголка прилегает к наружной цилиндрической поверхности внутренней оболочки корпуса контейнера и закреплена на этой оболочке с помощью резьбовых соединений. Другая полка уголка образует тупой угол с радиальным направлением и своим концом приварена к наружной оболочке корпуса контейнера, которая выполнена составной из отдельных полос, герметично соединенных между собой с помощью сварки.Known container for storage and transportation of fuel elements according to patent EP 0741628 B1 (B23K 33/00, G21F 5/10, 1996). The known container contains a metal casing including a bottom, an outer and an inner shell, a cavity between which is filled with neutron absorption material, a sealed overlap of said cavity, and a protective sealing cover overlying the inner cavity of the container. Between the outer and inner shells of the container body, longitudinal heat-removing elements are installed, each of which is made in the form of a milled corner in cross section. In this case, one of the shelves of the corner is adjacent to the outer cylindrical surface of the inner shell of the container body and is fixed to this shell with threaded connections. Another shelf of the corner forms an obtuse angle with a radial direction and is welded at its end to the outer shell of the container body, which is made up of separate strips hermetically connected to each other by welding.
Однако известный контейнер предполагает большой объем сварочных работ. Вместе с этим отсутствие ребер на наружной оболочке снижает эффективность отвода тепла. Кроме того, так же как и в вышерассмотренном контейнере по патенту ЕР 0116412 в этом контейнере возможен «прямой прострел» нейтронов вдоль теплоотводящих элементов, что снижает уровень защиты от нейтронного излучения и, следовательно, - безопасность обращения с ОЯТ.However, the known container involves a large amount of welding work. Along with this, the absence of ribs on the outer shell reduces the efficiency of heat dissipation. In addition, just as in the above container according to the patent EP 0116412 in this container a "direct cross" of neutrons along the heat-removing elements is possible, which reduces the level of protection against neutron radiation and, consequently, the safety of SNF handling.
Известен контейнер для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива по патенту RU 1618179 С (G21F 5/00, 1994 г.). Известный контейнер содержит металлический корпус, включающий внутреннюю (цилиндрическую) и внешнюю обечайки из стали, расположенную между обечайками радиационную защиту и ребра охлаждения (теплоотводящие элементы), установленные на наружной стороне внешней обечайки, выполненные в виде плоских вертикальных пластин. Радиационная защита выполнена в виде отливки из алюминия или сплава на его основе, содержащей включения из радиационно-защитного материала (чугун, доломит, углерод, карбид бора и др.). Внешняя обечайка выполнена составной из полос, изогнутых внутрь корпуса параллельно оси внутренней обечайки. Ребра охлаждения приварены к стыкам изогнутых полос так, что основания ребер охлаждения располагаются внутри радиационной защиты и не касаются внутренней обечайки. Расположение оснований ребер внутри радиационной защиты обеспечивает прочность ребер, хороший тепловой контакт и исключает «прямой прострел» нейтронов вдоль ребер.A known container for transporting and storing spent nuclear fuel according to patent RU 1618179 C (G21F 5/00, 1994). The known container contains a metal casing, including an inner (cylindrical) and an outer shell of steel, located between the shells of radiation protection and cooling fins (heat sink elements) mounted on the outer side of the outer shell, made in the form of flat vertical plates. Radiation protection is made in the form of castings from aluminum or an alloy based on it containing inclusions from radiation-protective material (cast iron, dolomite, carbon, boron carbide, etc.). The outer shell is made of composite strips curved into the housing parallel to the axis of the inner shell. The cooling fins are welded to the joints of the curved strips so that the bases of the cooling fins are located inside the radiation protection and do not touch the inner shell. The location of the bases of the ribs inside the radiation protection provides the strength of the ribs, good thermal contact and eliminates the "direct cross" of neutrons along the ribs.
Однако для изготовления поковки монолитного металлического корпуса контейнера требуется уникальное кузнечно-прессовое оборудование. Кроме того, выполнение внешней обечайки корпуса контейнера составной из достаточно большого количества полос предполагает большой объем сварочных работ.However, forging a forged monolithic metal container body requires unique forging equipment. In addition, the implementation of the outer shell of the container body composite of a sufficiently large number of strips implies a large amount of welding work.
Известен контейнер для хранения радиоактивных веществ по патенту FR 2756090 A1 (G21F 5/10, 1998 г.). Известный контейнер содержит корпус, включающий наружную и внутреннюю цилиндрические оболочки, полость между которыми заполнена материалом для поглощения нейтронов, причем через материал для поглощения нейтронов пропущены теплоотводящие элементы, соединенные с упомянутыми оболочками. Обращенная наружу стенка наружной цилиндрической оболочки охлаждается окружающим воздухом с помощью системы канавок, выполненных в этой стенке.Known container for storing radioactive substances according to patent FR 2756090 A1 (G21F 5/10, 1998). The known container contains a housing comprising an outer and inner cylindrical shell, the cavity between which is filled with material for absorbing neutrons, and through the material for absorbing neutrons, heat-removing elements connected to the said shells are passed. The outwardly facing wall of the outer cylindrical shell is cooled by ambient air using a system of grooves made in this wall.
К недостаткам контейнера можно отнести то, что в нем возможен «прямой прострел» нейтронов вдоль теплоотводящих элементов, что снижает уровень защиты от нейтронного излучения и, следовательно, - безопасность обращения с ОЯТ.The disadvantages of the container include the fact that it may be a "direct backbone" of neutrons along the heat-removing elements, which reduces the level of protection against neutron radiation and, therefore, the safety of SNF handling.
Известен контейнер для радиоактивных материалов, приведенный в патенте JP 2761716 В2 (G21F 5/008, 1998 г.). Известный контейнер содержит металлический корпус, включающий внутренний и наружный кожухи, кольцевой зазор между которыми заполнен свинцом. Контейнер обеспечивает надежную радиационную защиту и эффективно излучает тепло.A known container for radioactive materials is described in JP 2761716 B2 (G21F 5/008, 1998). The known container contains a metal casing, including inner and outer casings, the annular gap between which is filled with lead. The container provides reliable radiation protection and effectively radiates heat.
Недостатком известного контейнера является то, что для изготовления толстостенного металлического корпуса контейнера требуется уникальное металлургическое оборудование.A disadvantage of the known container is that the manufacture of a thick-walled metal container body requires unique metallurgical equipment.
Известен контейнер для транспортировки и хранения отработавших сборок ТВЭЛ ядерных реакторов по патенту DE 19856685 A1 (G21F 5/008, 2000 г.). Корпус контейнера изготовлен из стали и имеет на своей наружной стенке продольные заполненные замедлителем нейтронов (материалом для поглощения нейтронов) камеры, замкнутые приваренными крышками из листовой стали. Продольные камеры образуют тупой угол с радиальным направлением и изготовлены формовкой из стенки корпуса в радиальном направлении. Упомянутые крышки выполнены с продольным оребрением (ребрами охлаждения).A known container for transporting and storing spent assemblies of fuel elements of nuclear reactors according to patent DE 19856685 A1 (G21F 5/008, 2000). The container body is made of steel and has on its outer wall longitudinal chambers filled with a neutron moderator (material for absorbing neutrons), closed by welded covers of sheet steel. The longitudinal chambers form an obtuse angle with a radial direction and are made by molding from the body wall in the radial direction. Said covers are made with longitudinal fins (cooling fins).
Однако в известном контейнере возможен прострел нейтронов через массив корпуса контейнера, что снижает безопасность обращения с ОЯТ.However, in a known container it is possible to shoot neutrons through an array of the container body, which reduces the safety of handling SNF.
Известен контейнер для транспортировки и/или хранения радиоактивных тепловыделяющих элементов по патенту ЕР 1103984 A1 (G21F 5/10, 2001 г.). Известный контейнер имеет крышку, днище, боковую стенку и внутреннюю полость, причем боковая стенка состоит из наружной и внутренней оболочек, зазор между которыми заполнен материалом. Наружная и внутренняя оболочки соединены между собой теплоотводящими предварительно напряженными элементами, закрепленными своими концами на оболочках.A known container for transporting and / or storage of radioactive fuel elements according to patent EP 1103984 A1 (G21F 5/10, 2001). The known container has a lid, a bottom, a side wall and an internal cavity, the side wall consisting of an outer and inner shell, the gap between which is filled with material. The outer and inner shells are interconnected by heat-removing pre-stressed elements, fixed by their ends to the shells.
Также известен контейнер для транспортировки и/или хранения тепловыделяющих радиоактивных элементов по патенту ЕР 1418594 A1 (G21F 5/10, 2004 г.). Известный контейнер имеет оболочку, ограничивающую внутреннюю полость контейнера, днище и по меньшей мере одну крышку. Оболочка контейнера содержит металлическую внутреннюю обечайку и отстоящую от нее наружную металлическую обечайку. Между внутренней и наружной обечайками расположены теплоотводящие упругие трубчатые металлические элементы, прилегающие к внутренней и наружной обечайкам с предварительным напряжением. Остальное пространство между внутренней и наружной обечайками заполнено наполнителем.A container for transporting and / or storing radioactive fuel elements according to patent EP 1 418 594 A1 (G21F 5/10, 2004) is also known. Known container has a shell defining the internal cavity of the container, the bottom and at least one lid. The container shell comprises a metal inner shell and an outer metal shell separated from it. Between the inner and outer shells, heat-conducting elastic tubular metal elements are located adjacent to the inner and outer shells with prestressing. The remaining space between the inner and outer shells is filled with filler.
Однако конструктивные особенности последних двух контейнеров предполагают использование этих контейнеров для транспортировки и/или хранения относительно низкоактивного ОЯТ, т.е. известные устройства имеют ограниченную область использования. По существу, известные технические решения касаются устройства металлобетонных контейнеров.However, the design features of the last two containers suggest the use of these containers for transportation and / or storage of relatively low-level spent nuclear fuel, i.e. Known devices have a limited scope. Essentially, the known technical solutions relate to the device of concrete containers.
Наиболее близким по совокупности существенных признаков с заявляемым изобретением является контейнер для хранения и транспортировки радиоактивных материалов по патенту JP 3342994 В2 (G21F 5/10, G21С 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 γ-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 γ-излучения и экранирующий слой для защиты от нейтронов (материал для поглощения нейтронов) пропущены элементы с высокой теплопроводностью, прикрепленные соответственно к упомянутым оболочкам корпуса контейнера. При этом упомянутые элементы расположены таким образом, что образуют тупой угол с радиальным направлением. Для перемещения контейнера в верхней части корпуса контейнера предусмотрены грузоподъемные цапфы.The closest in combination of essential features with the claimed invention is a container for storing and transporting radioactive materials according to the patent JP 3342994 B2 (G21F 5/10, G21C 19/32, G21F 9/36, 2002). The known container contains a metal body, including a bottom, an outer and inner cylindrical shell, between which there is a shielding layer for protection against γ radiation and a shielding layer for protection against neutrons (material for neutron absorption). The container also contains a tight overlap of the cavity between the said shells and the inner cavity of the container, which is made in the form of two covers mounted one above the other on a common base and forming two concentric sealing circuits with the latter. Elements with high thermal conductivity are passed through a shielding layer for protection against γ radiation and a shielding layer for protection against neutrons (material for absorbing neutrons), respectively attached to the said shells of the container body. Moreover, these elements are arranged in such a way that they form an obtuse angle with a radial direction. To move the container, lifting pins are provided at the top of the container body.
К недостаткам известного контейнера можно отнести относительно низкую теплоотдачу наружной цилиндрической оболочкой корпуса контейнера, что объясняется отсутствием ребер охлаждения на обращенной наружу поверхности этой оболочки. 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.The disadvantages of the known container include the relatively low heat transfer by the outer cylindrical shell of the container body, which is explained by the absence of cooling fins on the outwardly facing surface of this shell. In addition, it can be noted the insufficient efficiency of heat removal to the outside of the inner cylindrical shell of the casing through the zone of the material for absorption of neutrons. This is due, in particular, to the small cross-sectional area of the steel elements of the thermal bridge installed between the inner and outer shells of the casing, the large value of thermal resistance at the points of contact of these elements with the shells of the casing. In addition, steel elements, having high thermal conductivity with respect to the material for neutron absorption, still have a relatively low thermal conductivity among known materials with high thermal conductivity. The disadvantages of the known container can also be attributed to the fact that it may be a "direct cross" of neutrons along the mentioned elements of the thermal bridge, which reduces the level of protection against neutron radiation and, consequently, the safety of SNF handling.
Задача, решаемая изобретением, заключается в создании контейнера для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива реакторов типа ВВЭР-1000, особенностью которого (т.е. - ОЯТ) является, в частности, интенсивное выделение тепла и интенсивное нейтронное излучение.The problem solved by the invention is to create a container for transporting and / or storing spent nuclear fuel of VVER-1000 reactors, the feature of which (i.e., SNF) is, in particular, intense heat generation and intense neutron radiation.
Указанная задача решается тем, что в контейнере для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива, содержащем металлический корпус, включающий днище, наружную и внутреннюю цилиндрические оболочки, полость между которыми заполнена материалом для поглощения нейтронов, герметичное перекрытие упомянутой полости и внутренней полости контейнера, которое выполнено в виде по меньшей мере двух крышек, установленных одна над другой на общем основании и образующих с последним два концентричных герметизирующих контура, причем через материал для поглощения нейтронов пропущены элементы с высокой теплопроводностью, прикрепленные соответственно к упомянутым оболочкам корпуса, согласно изобретению наружная цилиндрическая оболочка корпуса выполнена из, по меньшей мере, двух кольцевых сегментов с продольным оребрением, соединенных между собой с помощью герметичных соединений. Упомянутые элементы с высокой теплопроводностью выполнены в виде радиальных продольных листовых элементов, которые прикреплены к наружной и внутренней цилиндрическим оболочкам корпуса с поджатием с помощью резьбовых элементов. Крепление резьбовых элементов к наружной цилиндрической оболочке корпуса выполнено с обеспечением герметизации последней. Радиальные продольные листовые элементы имеют сквозные отверстия и/или прерывистые кромки с образованием выемок, которые выполнены с возможностью заполнения упомянутым материалом на этапе изготовления контейнера для ослабления потока нейтронов, проходящего по радиальным продольным листовым элементам в загруженном отработавшим ядерным топливом контейнере. Наружная и внутренняя цилиндрические оболочки корпуса и радиальные продольные листовые элементы выполнены из разнородных материалов, при этом радиальные продольные листовые элементы выполнены из материала, обладающего более высокой теплопроводностью, чем материалы, из которых выполнены наружная и внутренняя цилиндрические оболочки корпуса.This problem is solved in that in a container for transporting and / or storing spent nuclear fuel containing a metal body including a bottom, an outer and inner cylindrical shell, a cavity between which is filled with neutron absorption material, an airtight overlap of said cavity and the inner cavity of the container, which made in the form of at least two covers installed one above the other on a common base and forming two concentric sealing circuits with the latter, moreover, Res material for neutron absorption omitted elements of high thermal conductivity, respectively attached to said casing body according to the invention the cylindrical outer shell body is formed from at least two annular segments with longitudinal fins interconnected via sealed connections. The mentioned elements with high thermal conductivity are made in the form of radial longitudinal sheet elements, which are attached to the outer and inner cylindrical shells of the housing with compression using threaded elements. The fastening of the threaded elements to the outer cylindrical shell of the housing is made to ensure sealing of the latter. The radial longitudinal sheet elements have through holes and / or discontinuous edges to form recesses that are configured to fill with said material at the stage of manufacturing the container to attenuate the neutron flux passing through the radial longitudinal sheet elements in a container loaded with spent nuclear fuel. The outer and inner cylindrical shells of the body and the radial longitudinal sheet elements are made of dissimilar materials, while the radial longitudinal sheet elements are made of material having higher thermal conductivity than the materials of which the outer and inner cylindrical shells of the body are made.
Вместе с этим контейнер в качестве материала радиальных продольных листовых элементов содержит алюминий.At the same time, the container contains aluminum as the material of the radial longitudinal sheet elements.
В другом варианте выполнения контейнер в качестве материала радиальных продольных листовых элементов содержит алюминиевый сплав.In another embodiment, the container comprises an aluminum alloy as the material of the radial longitudinal sheet elements.
В последних двух вариантах выполнения радиальные продольные листовые элементы имеют оксидированные поверхности.In the last two embodiments, radial longitudinal sheet elements have oxidized surfaces.
Кроме того, контейнер в качестве материала наружной цилиндрической оболочки корпуса содержит коррозионно-стойкую сталь.In addition, the container as a material of the outer cylindrical shell of the housing contains corrosion-resistant steel.
Вместе с этим контейнер в качестве материала внутренней цилиндрической оболочки корпуса содержит низколегированную сталь.At the same time, the container contains low alloy steel as the material of the inner cylindrical shell of the casing.
В варианте выполнения радиальные продольные листовые элементы прикреплены к наружной и внутренней оболочкам корпуса с помощью общих резьбовых элементов.In an embodiment, the radial longitudinal sheet elements are attached to the outer and inner shells of the housing using common threaded elements.
В последнем варианте выполнения резьбовые элементы пропущены через соответствующие отверстия, выполненные соответственно в наружной цилиндрической оболочке корпуса и в радиальных продольных листовых элементах, причем упомянутые отверстия загерметизированы с наружной стороны наружной цилиндрической оболочки корпуса.In the latter embodiment, the threaded elements are passed through the corresponding holes made respectively in the outer cylindrical shell of the casing and in the radial longitudinal sheet elements, said holes being sealed on the outside of the outer cylindrical shell of the casing.
Возможен вариант выполнения, когда каждый резьбовой элемент с наружной цилиндрической оболочкой корпуса образуют герметизирующий контур.An embodiment is possible when each threaded element with an outer cylindrical shell of the housing forms a sealing loop.
В другом варианте выполнения каждый резьбовой элемент снабжен стопорной шайбой, причем каждая стопорная шайба с наружной цилиндрической оболочкой корпуса образуют герметизирующий контур.In another embodiment, each threaded element is provided with a lock washer, each lock washer with an outer cylindrical shell of the housing forming a sealing loop.
В последних двух вариантах выполнения упомянутый герметизирующий контур выполнен с помощью сварного шва.In the last two embodiments, said sealing circuit is made using a weld.
В другом варианте выполнения радиальные продольные листовые элементы прикреплены к внутренней цилиндрической оболочке корпуса с помощью одних резьбовых элементов, а к наружной цилиндрической оболочке корпуса - с помощью других резьбовых элементов.In another embodiment, the radial longitudinal sheet elements are attached to the inner cylindrical shell of the casing using one of the threaded elements, and to the outer cylindrical shell of the casing using other threaded elements.
Возможен вариант выполнения, когда радиальные продольные листовые элементы с помощью одних резьбовых элементов прикреплены к внутренней цилиндрической оболочке корпуса, а с помощью других резьбовых элементов прикреплены к внутренней и наружной цилиндрическим оболочкам корпуса.An embodiment is possible when the radial longitudinal sheet elements are attached to the inner cylindrical shell of the casing using the same threaded elements, and are attached to the inner and outer cylindrical shells of the casing using other threaded elements.
В варианте выполнения внутренняя цилиндрическая оболочка выполнена в виде двух концентрично расположенных обечаек, зазор между которыми заполнен свинцом.In an embodiment, the inner cylindrical shell is made in the form of two concentrically arranged shells, the gap between which is filled with lead.
В последнем варианте выполнения контейнер в качестве материала упомянутых обечаек содержит низколегированную сталь.In the latter embodiment, the container contains low alloy steel as the material of said shells.
Технический результат использования изобретения состоит в том, что оно позволяет повысить эксплуатационные характеристики контейнера для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива.The technical result of the use of the invention is that it improves the operational characteristics of the container for transportation and / or storage of spent nuclear fuel.
На фиг.1 схематично показан контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива, общий вид, продольный разрез, вариант выполнения; на фиг.2 - то же, поперечный разрез по А-А на фиг.1; на фиг.3 - устройство крепления наружной цилиндрической оболочки корпуса контейнера на внутренней цилиндрической оболочке последнего, элемент Б на фиг.2; на фиг.4 - устройство фиксации резьбового элемента, скрепляющего наружную и внутреннюю цилиндрические оболочки корпуса контейнера, вариант выполнения с использованием стопорной шайбы, элемент В на фиг.3; на фиг.5 - расположение сквозных отверстий в радиальном продольном листовом элементе, продольный разрез по Г-Г на фиг.2, повернуто, вариант выполнения; на фиг.6 - радиальный продольный элемент, имеющий прерывистые кромки с выемками, продольный разрез по Г-Г на фиг.2, повернуто, вариант выполнения; на фиг.7 - сварное соединение кольцевых сегментов наружной цилиндрической оболочки корпуса контейнера; элемент Д на фиг.2; на фиг.8 - контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива, общий вид, продольный разрез, вариант выполнения внутренней цилиндрической оболочки корпуса контейнера; на фиг.9 - то же, поперечный разрез по Е-Е на фиг.8.Figure 1 schematically shows a container for transporting and / or storage of spent nuclear fuel, General view, a longitudinal section, an embodiment; figure 2 is the same, a cross section along aa in figure 1; figure 3 is a mounting device of the outer cylindrical shell of the container body on the inner cylindrical shell of the latter, element B in figure 2; figure 4 - device for fixing a threaded element, fastening the outer and inner cylindrical shells of the container body, an embodiment using a lock washer, element B in figure 3; figure 5 - the location of the through holes in the radial longitudinal sheet element, a longitudinal section along G-G in figure 2, is rotated, an embodiment; in Fig.6 is a radial longitudinal element having discontinuous edges with recesses, a longitudinal section along G-G in Fig.2, is rotated, an embodiment; 7 is a welded joint of the annular segments of the outer cylindrical shell of the container body; element D in figure 2; on Fig - container for transporting and / or storage of spent nuclear fuel, General view, a longitudinal section, an embodiment of the inner cylindrical shell of the container body; Fig.9 is the same, a cross-section along EE in Fig.8.
В варианте осуществления изобретения контейнер предназначен для хранения и транспортировки отработавшего ядерного топлива реакторов типа ВВЭР-1000, особенностью которого (т.е. - ОЯТ) является интенсивное выделение тепла и интенсивные γ-излучение и нейтронное излучение. Контейнер содержит металлический корпус 1, включающий днище 2, наружную 3 и внутреннюю 4 цилиндрические оболочки, полость между которыми заполнена материалом 5 для поглощения нейтронов, герметичное перекрытие 6 упомянутой полости и внутренней полости «а» контейнера. Перекрытие 6 выполнено, например, в виде трех защитных герметизирующих крышек 7-9, установленных одна над другой на общем основании (не показано) и образующих с последним три концентричных герметизирующих контура. Защитные герметизирующие крышки 7 и 8 выполнены под углубление в верхней части корпуса 1 и образуют два контура (барьера) защиты. Конструкция контейнера допускает возможность установки дополнительной наружной защитной герметизирующей крышки 9. В варианте осуществления изобретения крышка 9 выполнена в виде листа, который по периметру приваривают к общему основанию крышек. Установка дополнительной защитной герметизирующей крышки обусловлена возможностью снижения герметичности уплотнений крышек 7 и 8 в условиях длительного радиационного и термоциклического воздействия в процессе хранения ОЯТ и требованием обеспечения надежности и экологической безопасности сухого контейнерного хранения. Корпус 1 контейнера выполнен таким образом, что наружная цилиндрическая оболочка 3 по высоте контейнера перекрывает кольцевые стыковые швы приварки внутренней цилиндрической оболочки 4 к днищу 2 и к общему основанию защитных герметизирующих крышек 7-9.In an embodiment of the invention, the container is intended for storage and transportation of spent nuclear fuel of VVER-1000 reactors, the feature of which (i.e., SNF) is the intense heat generation and intense γ-radiation and neutron radiation. The container contains a metal casing 1, including a bottom 2, an outer 3 and an inner 4 cylindrical shell, the cavity between which is filled with
Через материал 5 для поглощения нейтронов пропущены элементы 10 с высокой теплопроводностью (по существу - выполняющие функцию тепловых мостов). Элементы 10 выполнены в виде радиальных продольных листовых элементов, которые прикреплены соответственно к наружной 3 и внутренней 4 оболочкам корпуса контейнера. В варианте выполнения контейнер в качестве материала 5 для поглощения нейтронов содержит, например, силоксановый каучук КЛ-1505. В полость между наружной и внутренней цилиндрическими оболочками 3 и 4 корпуса контейнера материал 5 заливается в жидком состоянии с последующим твердением.
Наружная цилиндрическая оболочка 3 корпуса контейнера выполнена составной, например, из двух кольцевых сегментов «b» и «с» с продольным оребрением «d», герметично соединенных между собой с помощью сварных швов. По существу оболочка 3 выполняется составной из оребренных полос, которым при изготовлении корпуса 1 (при сборке составной оболочки 3 под сварку) придается заданная форма (т.е. - кривизна). Оболочка 3 закреплена на внутренней цилиндрической оболочке 4 корпуса контейнера с поджатием, в частности, посредством резьбовых элементов, например в виде болтов 11, которые пропущены через соответствующие отверстия, выполненные соответственно в наружной цилиндрической оболочке 3 корпуса 1 и в радиальных продольных листовых элементах 10 (практически элементы 10 с высокой теплопроводностью поджаты к оболочкам 3 и 4, благодаря чему существенно улучшаются условия теплопередачи в местах их соединений). В варианте выполнения каждый резьбовой элемент 11 снабжен стопорной шайбой 12. Каждая стопорная шайба 12 с наружной цилиндрической оболочкой 3 корпуса 1 образуют герметизирующий контур, который в варианте выполнения выполнен с помощью кольцевого сварного шва «е». Возможен вариант выполнения без стопорной шайбы (не показано). В этом варианте каждый резьбовой элемент 11 с наружной цилиндрической оболочкой 3 корпуса 1 образуют герметизирующий контур, который выполняют аналогичным образом. Кольцевой сварной шов обеспечивает надежную фиксацию (стопорение) резьбового элемента 11 относительно скрепляемых им деталей. Благодаря выполнению наружной цилиндрической оболочки 3 составной из кольцевых сегментов достигается плотное соединение и поджатие кольцевых сегментов оболочки 3, радиальных продольных листовых элементов 10 к внутренней цилиндрической оболочке 4. С учетом реальных допусков на изготовление соединяемых элементов (т.е. - кольцевых сегментов оболочки 3 и элементов 10) указанное поджатие может быть обеспечено только при незамкнутой по окружности составной оболочке, т.е. оболочкой, состоящей из кольцевых сегментов (частей оболочки), с компенсацией относительных смещений кольцевых сегментов сварным соединением их между собой, выполняемым после поджатая кольцевых сегментов к радиальным продольным листовым элементам (по существу - радиальным ребрам) 10 и, следовательно, элементов 10 к внутренней цилиндрической оболочке 4. Выполняемое таким образом сварное соединение также обеспечивает дополнительное поджатие за счет усадки сварных швов. При монтаже наружной цилиндрической оболочки 3 в последнюю очередь выполняются сварные швы соединения наружной цилиндрической оболочки 3, соответственно, с общим основанием защитных герметизирующих крышек 7-9 и с днищем 2. Таким образом, обеспечивается плотный контакт в соединениях между радиальными продольными листовыми элементами 10 и наружной 3 и внутренней 4 цилиндрическими оболочками корпуса, необходимый для эффективного отвода тепла изнутри загруженного ОЯТ контейнера. Вместе с этим благодаря герметичному соединению кольцевых сегментов «b» и «с» оболочки 3 между собой, герметичному соединению оболочки 3, соответственно, с днищем 2 и упомянутым общим основанием защитных герметизирующих крышек 7-9, а также герметичным сварным швам «е» достигается герметичность наружной цилиндрической оболочки корпуса контейнера. Таким образом, материал 5 герметично заключен в полости между оболочками 3 и 4, тем самым обеспечивается защита материала 5 от неблагоприятного внешнего воздействия, в частности от кислотно-щелочных растворов, используемых для дезактивации контейнера после выгрузки из него ОЯТ. Кроме того, герметичная наружная оболочка, образуя дополнительный барьер защиты, повышает надежность обеспечения герметичности внутренней полости «а» контейнера, например, в случае возможного нарушения герметичности сварных соединений внутренней оболочки 4 с днищем 2 или с общим основанием защитных герметизирующих крышек 7-9 вследствие возникновения трещин в сварных швах при аварийном динамическом нагружении контейнера при отрицательной температуре окружающей среды (например, от минус 40 до минус 50°С).The outer
Возможен вариант выполнения контейнера, когда радиальные продольные листовые элементы 10 с помощью одних резьбовых элементов прикрепляют к внутренней цилиндрической оболочке 4 корпуса, а с помощью других резьбовых элементов прикрепляют к наружной цилиндрической оболочке 3 корпуса (не показано). В другом варианте выполнения (не показано) элементы 10 с помощью одних резьбовых элементов прикрепляют к внутренней цилиндрической оболочке корпуса, а с помощью других резьбовых элементов прикрепляют к внутренней и наружной цилиндрическим оболочкам корпуса. По существу, в этом варианте предварительно на внутренней цилиндрической оболочке 4 с помощью одних резьбовых элементов устанавливают элементы 10, а затем монтируют составную наружную цилиндрическую оболочку 3, при этом оболочки 3, 4 корпуса и элементы 10 скрепляют с помощью других (общих) резьбовых элементов. В последних двух вариантах герметизацию наружной цилиндрической оболочки 3 корпуса осуществляют по аналогии с вышерассмотренным вариантом выполнения крепления радиальных продольных листовых элементов 10 и оболочек 3, 4 корпуса с помощью резьбовых элементов 11.A possible embodiment of the container is when the radial
Радиальные продольные листовые элементы 10 имеют сквозные отверстия «f», которые выполнены с возможностью заполнения материалом 5 на этапе изготовления контейнера для ослабления потока нейтронов, проходящего по радиальным продольным листовым элементам в загруженном отработавшим ядерным топливом контейнере. В другом варианте выполнения радиальные продольные листовые элементы могут иметь прерывистые кромки с выемками «g», которые выполнены с возможностью заполнения материалом 5 на этапе изготовления контейнера. Возможен вариант выполнения, когда элементы 10 имеют как сквозные отверстия «f», так и прерывистые кромки с выемками «g» (не показано). Конфигурация и расположение отверстий и/или выемок выбраны так, что при заполнении их материалом 5 исключается «прямой прострел» нейтронов через элементы 10. Таким образом, встроенная в тепловые мосты (т.е. элементы 10) нейтронная защита эффективно «перехватывает» нейтроны, распространяющиеся по тепловым мостам, материал которых не является нейтронной защитой.The radial
Наружная 3 и внутренняя 4 цилиндрические оболочки корпуса контейнера и радиальные продольные листовые элементы 10 выполнены из разнородных материалов. При этом элементы 10 выполнены из материала, обладающего более высокой теплопроводностью, чем материалы, из которых выполнены наружная 3 и внутренняя 4 цилиндрические оболочки корпуса контейнера. В варианте выполнения контейнер в качестве материала радиальных продольных листовых элементов 10 содержит алюминий, например, АД1 ГОСТ 17232-71. В другом варианте выполнения контейнер в качестве материала радиальных продольных листовых элементов 10 содержит алюминиевый сплав, например, АМг6 ГОСТ 17232-71. В последних двух отмеченных вариантах выполнения элементы 10 имеют оксидированные поверхности. Оксидная пленка защищает элементы 10 от коррозии и одновременно повышает сцепление их поверхностей с материалом 5 для поглощения нейтронов, что достигается благодаря шероховатости и пористости оксидного слоя и дополнительного сцепления с ним заливаемого в жидком состоянии материала 5 с последующим твердением последнего. Увеличение силы сцепления между элементами 10 и материалом 5 для поглощения нейтронов снижает вероятность образования сквозных трещин по плоскости их контакта и, следовательно, вероятность прострела нейтронов по образовавшейся трещине. В качестве материала радиальных продольных листовых элементов 10 контейнер может содержать, например, медь. Однако последний вариант, в сравнении с вышерассмотренными, является более дорогостоящим. В варианте выполнения контейнер в качестве материала наружной цилиндрической оболочки 3 корпуса 1 содержит коррозионно-стойкую (высоколегированную) сталь, например, 12Х18Н10Т ГОСТ 5632. В сравнении с возможным вариантом выполнения наружной оболочки из обычной конструкционной стали в варианте выполнения наружной оболочки из коррозионностойкой (нержавеющей) стали отпадает необходимость в нанесении антикоррозионного покрытия и, следовательно, исключается необходимость восстановления покрытия в случае его возможного повреждения, например, при транспортировке и перегрузке контейнера или в процессе дезактивации контейнера после выгрузки из него ОЯТ. В качестве материала внутренней цилиндрической оболочки 4 контейнер содержит низколегированную сталь, например, 09Г2С ГОСТ 19282-73.The outer 3 and inner 4 cylindrical shells of the container body and the radial
В другом варианте выполнения изобретения внутренняя цилиндрическая оболочка выполнена в виде двух концентрично расположенных обечаек 13 и 14, зазор между которыми заполнен, например, свинцом 15. В этом варианте в качестве материала обечаек 13 и 14 контейнер может содержать низколегированную сталь, например, 09Г2С ГОСТ 19282-73. В сравнении с вышерассмотренным вариантом монолитной внутренней цилиндрической оболочки корпуса контейнера подобное исполнение внутренней цилиндрической оболочки при том же диаметре внутренней полости «а» контейнера позволяет уменьшить суммарную толщину внутренней цилиндрической оболочки при сохранении ее защитных свойств от γ- излучения и, соответственно, уменьшить наружный диаметр контейнера и его массу. Например, для контейнера, предназначенного для хранения и/или транспортировки отработавшего ядерного топлива реакторов типа ВВЭР-1000, после определенного срока выдержки ОЯТ в бассейне с водой и, соответственно, снижения уровня активности ОЯТ, толщина монолитной стальной внутренней цилиндрической оболочки корпуса контейнера составляет 260 мм. В варианте выполнения внутренней оболочки многослойной она может быть выполнена из двух стальных обечаек толщиной 50 мм, установленных с радиальным зазором 100 мм, заполненным свинцом. Возможность изготовления внутренней цилиндрической оболочки многослойной (составной) из относительно тонких обечаек с прослойкой свинца между ними является особенно значимой для заводов-изготовителей, не обладающих мощным кузнечно-прессовым оборудованием, необходимым для изготовления поковок, имеющих большую толщину (например, 260 мм). Подобное конструктивное исполнение позволяет при изготовлении оболочек корпуса контейнера вместо толстостенных поковок использовать листовой прокат. Вместе с этим этот вариант выполнения позволяет упростить технологический процесс сварки корпуса контейнера. Кроме того, при близких значениях теплопроводности свинца и стали имеет место некоторое повышение эффективности отвода тепла из внутренней полости «а» контейнера и соответствующее уменьшение возможной температуры нагрева ОЯТ в загруженном контейнере. Благодаря использованию двух обечаек с прослойкой свинца между ними достигается более высокая надежность обеспечения герметичности контейнера в возможных аварийных ситуациях.In another embodiment, the inner cylindrical shell is made in the form of two concentrically arranged
В варианте осуществления изобретения днище 2 корпуса контейнера выполнено таким образом, что является одновременно торцевым демпфирующим элементом. Это достигается благодаря тому, что с наружной стороны оно снабжено элементами, пластически деформируемыми в случае аварийного нагружения контейнера. Упомянутые элементы выполнены, например, в виде пустотелых оболочек с ребрами. С наружной стороны на днище 2 также установлена нейтронная защита 16 (материал для поглощения нейтронов, аналогичный материалу, заполняющему полость между наружной 3 и внутренней 4 оболочками корпуса контейнера). Аналогичная нейтронная защита установлена с наружной стороны защитной герметизирующей крышки 7.In an embodiment of the invention, the bottom 2 of the container body is configured in such a way that it is simultaneously an end damping element. This is achieved due to the fact that on the outside it is equipped with elements that are plastically deformed in the event of an emergency loading of the container. The mentioned elements are made, for example, in the form of hollow shells with ribs. On the outside, neutron shield 16 is also installed on the bottom 2 (a material for absorbing neutrons, similar to the material filling the cavity between the outer 3 and inner 4 shells of the container body). A similar neutron protection is installed on the outside of the protective sealing cover 7.
Для перемещения и кантования контейнера в верхней и нижней частях корпуса контейнера предусмотрены грузоподъемные цапфы 17. Для слива воды, осушки и заполнения внутренней полости «а» контейнера инертным газом в верхней и нижней частях корпуса контейнера предусмотрены соответствующие клапанные устройства (не показано).To move and tilt the container, lifting pins 17 are provided in the upper and lower parts of the container body 17. For valve discharge, drying and filling the container’s internal cavity “a” with inert gas, corresponding valve devices (not shown) are provided in the upper and lower parts of the container body.
Во внутреннюю полость «а» контейнера устанавливается дистанционирующая решетка (чехол) 18. В варианте осуществления изобретения в ней может быть размещено до 19-ти отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) 19 с ОЯТ с максимальным суммарным тепловыделением 30-40 кВт. Дистанционирующая решетка обеспечивает строго определенное расположение ОТВС во внутренней полости «а» контейнера и передачу тепла, выделяемого ОЯТ, корпусу контейнера. Дистанционирующая решетка выполнена, например, в виде составного цилиндра из отдельных алюминиевых блоков 20, внутри которых расположены шестигранные трубы для установки ОТВС. Для обеспечения ядерной безопасности наружная поверхность шестигранных труб покрыта самофлюсующимся борсодержащим сплавом, обеспечивающим поглощение нейтронов, выделяемых ОЯТ. Каждый блок 20 заключен в герметичную оболочку из нержавеющей стали. Блоки скреплены между собой с помощью стяжек 21. При этом стяжки 21 одновременно являются опорными элементами дистанционирующей решетки (чехла), взаимодействующими с днищем 2 корпуса 1 контейнера. Вместе с этим часть стяжек одновременно выполняет роль такелажных элементов дистанционирующей решетки (чехла).A spacer grid (cover) 18 is installed in the container’s internal cavity “a” 18. In an embodiment of the invention, up to 19 spent fuel assemblies (SFA) 19 with SNF with a maximum total heat output of 30–40 kW can be placed in it. The spacer grid provides a strictly defined arrangement of the SFA in the container’s internal cavity “a” and the heat transfer from the spent fuel to the container body. The distance grid is made, for example, in the form of a composite cylinder of separate aluminum blocks 20, inside of which are located hexagonal pipes for installing the SFA. To ensure nuclear safety, the outer surface of the hexagonal tubes is covered with a self-fluxing boron-containing alloy, which ensures the absorption of neutrons emitted by SNF. Each block 20 is enclosed in a sealed stainless steel sheath. The blocks are fastened together using screeds 21. At the same time, screeds 21 are simultaneously supporting elements of the spacer grid (cover) interacting with the bottom 2 of the container body 1. At the same time, part of the couplers simultaneously serves as the rigging elements of the spacer grid (cover).
На период транспортировки контейнер помещают в защитный демпфирующий кожух (не показано). В другом варианте на корпусе контейнера монтируют съемные торцевые защитные демпфирующие элементы.For the period of transportation, the container is placed in a protective damping casing (not shown). In another embodiment, removable end protective damping elements are mounted on the container body.
Использование контейнера в промышленности осуществляется следующим образом.The use of the container in industry is as follows.
Отработавшее ядерное топливо сначала загружают в дистанционирующую решетку (чехол) 18, которую затем устанавливают в контейнер. Дистанционирующая решетка опускается в полость «а» контейнера до упора торцов стяжек 21 в днище 2. После загрузки контейнера закрывается внутренняя защитная герметизирующая крышка 7, затягивается болтовое соединение ее крепления и производится контроль герметичности соединения крышки 7 с корпусом 1. Аналогичным образом закрывается защитная герметизирующая крышка 8 и производится контроль герметичности ее соединения с корпусом 1. Защитные герметизирующие крышки 7 и 8 образуют два контура (барьера) защиты. Затем устанавливается наружная защитная герметизирующая крышка 9, выполненная в виде листа, который приваривают к общему основанию крышек 7-9. После при необходимости производится осушение внутренней полости «а» контейнера и заполнение ее инертным газом с помощью предусмотренных на контейнере клапанных устройств (не показано). После этого контейнер с ОЯТ транспортируют к месту промежуточного (предварительного) хранения (на территории АЭС или в прилегающем к ней хранилище). В месте промежуточного хранения загруженный контейнер может находиться длительное время. Затем контейнер с ОЯТ транспортируют к месту окончательного хранения в региональное хранилище или на переработку. На период транспортировки к месту окончательного хранения (захоронения) ОЯТ с целью предохранения контейнера с ОЯТ от разрушения при возможных аварийных ситуациях и повышения радиационной защиты персонала при транспортировке контейнер помещают в защитный демпфирующий кожух. Возможен вариант, когда контейнер оснащают съемными торцевыми защитными демпфирующими элементами (торцевыми колпаками).Spent nuclear fuel is first loaded into the spacer grid (case) 18, which is then installed in a container. The distance grid is lowered into the cavity “a” of the container until the ends of the
Транспортировка и хранение контейнера с ОЯТ сопровождаются достаточно интенсивным тепловыделением активной части ОЯТ. В нормальных условиях эксплуатации контейнера, т.е. в определенных проектом обычных (безаварийных) условиях эксплуатации, тепло от ОЯТ, загруженного в контейнер, нагревает внутреннюю цилиндрическую оболочку 4 корпуса контейнера. После тепло от внутренней оболочки 4 через радиальные продольные листовые элементы 10 передается оребренной наружной цилиндрической оболочке 3, распределяется по ее периметру и далее путем конвекции и излучения рассеивается в окружающей среде. Таким образом, радиальные продольные листовые элементы 10 из материала (металла), обладающего более высокой теплопроводностью, чем материалы, из которых выполнены наружная 3 и внутренняя 4 цилиндрические оболочки корпуса контейнера, служат тепловыми мостами, обеспечивающими теплопередачу от внутренней оболочки корпуса на его наружную оболочку. Благодаря тому что элементы 10 с высокой теплопроводностью плотно поджаты к оболочкам 3 и 4, достигается минимальное значение величины теплового сопротивления в зонах контакта элемента 10 с этими оболочками и достаточно эффективная передача тепла от внутренней цилиндрической оболочки 4 к радиальному продольному листовому элементу 10, а от него - на наружную цилиндрическую оболочку 3. Высокая теплопроводность элемента 10 обеспечивает возможность уменьшить площадь поперечного сечения этого теплопроводящего (теплоотводящего) элемента путем уменьшения его толщины и выполнить его в виде ребер с возможностью размещения между ними материала 5 для поглощения нейтронов, имеющего высокое значение величины сопротивления тепловому потоку, и с достаточной эффективностью позволяет обеспечить теплопередачу через зону (слой) указанного материала. При этом благодаря тому, что отверстия (и/или выемки) в элементах 10 заполнены материалом 5 для поглощения нейтронов, достигается повышение эффективности нейтронной защиты. Таким образом, компенсация большого теплового сопротивления, препятствующего передаче тепла от внутренней цилиндрической оболочки 4 наружу, и, соответственно, ограничение температуры нагрева ОЯТ допустимым пределом обеспечиваются высокой теплопроводностью радиальных продольных листовых элементов 10.Transportation and storage of the container with spent nuclear fuel are accompanied by a fairly intense heat release of the active part of the spent fuel. Under normal conditions of use of the container, i.e. in the normal (trouble-free) operating conditions determined by the project, the heat from the SNF loaded into the container heats the inner
Нейтронная защита обеспечивается замедлением нейтронов при взаимодействии их с ядрами легких элементов материала 5 и последующим поглощением замедленных нейтронов стальной наружной цилиндрической оболочкой 3 корпуса контейнера. Встроенная в тепловые мосты (т.е. в элементы 10) нейтронная защита, заполняющая отверстия (и/или выемки) в последних, эффективно «перехватывает» нейтроны, распространяющиеся по тепловым мостам, материал которых не является нейтронной защитой. Таким образом, достигается повышение безопасности обращения с контейнером, загруженным ОЯТ (т.е. - безопасность обращения с ОЯТ).Neutron protection is provided by the deceleration of neutrons when they interact with the nuclei of the light elements of the
Защита от γ- излучения обеспечивается, в основном, стальной толстостенной внутренней цилиндрической оболочкой 4 (по существу - толщиной и плотностью стали) - ее массовыми характеристиками.Protection from gamma radiation is provided mainly by a thick-walled steel inner cylindrical shell 4 (essentially, by the thickness and density of steel) - its mass characteristics.
В случае, когда контейнер с ОЯТ транспортируют на переработку после выгрузки ОЯТ, контейнер и дистанционирующая решетка (чехол) подвергаются дезактивации. При этом благодаря тому, что материал 5 герметично заключен в полости между оболочками 3 и 4, обеспечивается его защита от неблагоприятного внешнего воздействия, в частности кислотно-щелочных растворов, используемых для дезактивации. Благодаря выполнению наружных поверхностей контейнера и дистанционирующей решетки из коррозионно-стойкой стали отпадает необходимость нанесения антикоррозионного покрытия и, следовательно, исключается необходимость восстановления покрытия в случае его возможного повреждения, например, при транспортировке и перегрузке контейнера или в процессе дезактивации контейнера после выгрузки из него ОЯТ. Таким образом, существенно упрощается обслуживание контейнера при его эксплуатации.In the case when the container with SNF is transported for reprocessing after the SNF is unloaded, the container and the spacer grid (case) are decontaminated. Moreover, due to the fact that the
Таким образом, благодаря особенности исполнения контейнера для транспортировки и/или хранения ОЯТ реакторов типа ВВЭР-1000 изобретение позволяет создать контейнер, обеспечивающий повышение эффективности отвода тепла изнутри загруженного ОЯТ контейнера, повышение эффективности нейтронной защиты и, следовательно, повышение безопасности обращения с ОЯТ. Вместе с этим упрощается обслуживание контейнера при его эксплуатации. Вышеотмеченное, в конечном счете, позволяет повысить эксплуатационные характеристики контейнера для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива.Thus, due to the particular design of the container for transporting and / or storage of VVER-1000 type SNF reactors, the invention allows the creation of a container that provides an increase in the efficiency of heat removal from the inside of the loaded SNF container, an increase in the neutron protection efficiency and, therefore, an increase in the safety of SNF handling. At the same time, container maintenance during its operation is simplified. The above, ultimately, allows to increase the operational characteristics of the container for transportation and / or storage of spent nuclear fuel.
Claims (15)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2007125953/06A RU2348085C1 (en) | 2007-07-09 | 2007-07-09 | Container for transportation and/or storage of waste nuclear fuel |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2007125953/06A RU2348085C1 (en) | 2007-07-09 | 2007-07-09 | Container for transportation and/or storage of waste nuclear fuel |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2348085C1 true RU2348085C1 (en) | 2009-02-27 |
Family
ID=40529975
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2007125953/06A RU2348085C1 (en) | 2007-07-09 | 2007-07-09 | Container for transportation and/or storage of waste nuclear fuel |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2348085C1 (en) |
Cited By (13)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2453006C1 (en) * | 2011-02-02 | 2012-06-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики" - ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ" | Container to transport spent nuclear fuel |
| RU2458417C1 (en) * | 2011-04-22 | 2012-08-10 | Открытое акционерное общество "Конструкторское бюро специального машиностроения" | Cover for spent fuel assemblies |
| RU2459295C1 (en) * | 2011-04-22 | 2012-08-20 | Открытое акционерное общество "Конструкторское бюро специального машиностроения" | Outer container set for used nuclear reactor fuel rod arrays |
| RU2463677C1 (en) * | 2011-04-22 | 2012-10-10 | Открытое акционерное общество "Конструкторское бюро специального машиностроения" | Shipping packaging set for spent fuel assemblies of nuclear reactors |
| RU2486614C1 (en) * | 2011-11-02 | 2013-06-27 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Петрозаводский государственный университет" | Method to manufacture device for storage and transportation of spent nuclear fuel |
| RU171909U1 (en) * | 2016-12-07 | 2017-06-21 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Петрозаводский государственный университет" | TUK CONTAINER WITH REMOVABLE COVER |
| RU171956U1 (en) * | 2016-12-07 | 2017-06-22 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Петрозаводский государственный университет" | BIMETALLIC BODY CASE |
| RU2646852C1 (en) * | 2017-01-10 | 2018-03-12 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Петрозаводский государственный университет" | Method of manufacture of container casing for tuk with casing from high-duty cast iron with globular graphite |
| EP2577678B2 (en) † | 2010-06-02 | 2018-07-11 | TN International | Canister for transporting and/or storing radioactive materials, including improved thermal conduction means |
| WO2019112482A3 (en) * | 2017-12-08 | 2019-09-06 | Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Method for the long-term storage of spent nuclear fuel and cooling and storage tank for the implementation thereof |
| FR3081253A1 (en) * | 2018-05-15 | 2019-11-22 | Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives | PACKAGING FOR THE TRANSPORT OR STORAGE OF NUCLEAR MATERIAL |
| RU200867U1 (en) * | 2020-04-30 | 2020-11-16 | Российская Федерация в лице которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Spent nuclear fuel powder storage container |
| RU2803411C1 (en) * | 2022-04-25 | 2023-09-12 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | Method for sealing parts of weapons-grade nuclear fissile materials (wgnm) |
-
2007
- 2007-07-09 RU RU2007125953/06A patent/RU2348085C1/en not_active IP Right Cessation
Cited By (15)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP2577678B2 (en) † | 2010-06-02 | 2018-07-11 | TN International | Canister for transporting and/or storing radioactive materials, including improved thermal conduction means |
| RU2453006C1 (en) * | 2011-02-02 | 2012-06-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики" - ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ" | Container to transport spent nuclear fuel |
| RU2458417C1 (en) * | 2011-04-22 | 2012-08-10 | Открытое акционерное общество "Конструкторское бюро специального машиностроения" | Cover for spent fuel assemblies |
| RU2459295C1 (en) * | 2011-04-22 | 2012-08-20 | Открытое акционерное общество "Конструкторское бюро специального машиностроения" | Outer container set for used nuclear reactor fuel rod arrays |
| RU2463677C1 (en) * | 2011-04-22 | 2012-10-10 | Открытое акционерное общество "Конструкторское бюро специального машиностроения" | Shipping packaging set for spent fuel assemblies of nuclear reactors |
| RU2486614C1 (en) * | 2011-11-02 | 2013-06-27 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Петрозаводский государственный университет" | Method to manufacture device for storage and transportation of spent nuclear fuel |
| RU171956U1 (en) * | 2016-12-07 | 2017-06-22 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Петрозаводский государственный университет" | BIMETALLIC BODY CASE |
| RU171909U1 (en) * | 2016-12-07 | 2017-06-21 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Петрозаводский государственный университет" | TUK CONTAINER WITH REMOVABLE COVER |
| RU2646852C1 (en) * | 2017-01-10 | 2018-03-12 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Петрозаводский государственный университет" | Method of manufacture of container casing for tuk with casing from high-duty cast iron with globular graphite |
| WO2019112482A3 (en) * | 2017-12-08 | 2019-09-06 | Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Method for the long-term storage of spent nuclear fuel and cooling and storage tank for the implementation thereof |
| CN111712886A (en) * | 2017-12-08 | 2020-09-25 | 阿科姆工程合资(控股)公司 | Method for long-term storage of spent fuel and cooled storage tank for its implementation |
| CN111712886B (en) * | 2017-12-08 | 2024-03-19 | 阿科姆工程合资(控股)公司 | Method for long-term storage of spent fuel and cooled storage tank for implementation thereof |
| FR3081253A1 (en) * | 2018-05-15 | 2019-11-22 | Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives | PACKAGING FOR THE TRANSPORT OR STORAGE OF NUCLEAR MATERIAL |
| RU200867U1 (en) * | 2020-04-30 | 2020-11-16 | Российская Федерация в лице которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Spent nuclear fuel powder storage container |
| RU2803411C1 (en) * | 2022-04-25 | 2023-09-12 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | Method for sealing parts of weapons-grade nuclear fissile materials (wgnm) |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2348085C1 (en) | Container for transportation and/or storage of waste nuclear fuel | |
| US9672948B2 (en) | Cask apparatus, system and method for transporting and/or storing high level waste | |
| RU2465662C1 (en) | Container for transportation and/or storage of spent nuclear fuel | |
| US4292528A (en) | Cask for radioactive material and method for preventing release of neutrons from radioactive material | |
| US9269464B2 (en) | Neutron shielding ring, apparatus and method using the same for storing high level radioactive waste | |
| US3828197A (en) | Radioactive waste storage | |
| RU2453006C1 (en) | Container to transport spent nuclear fuel | |
| RU2084975C1 (en) | Container for spent fuel transporting and/or storage | |
| RU2707871C1 (en) | Container cover for transportation and storage of spent reactor fuel assembly | |
| RU2510770C1 (en) | Container for spent nuclear fuel transportation and/or storage | |
| CN110506310A (en) | The container of storage and transport spent fuel | |
| RU75496U1 (en) | TRANSPORT PACKAGING KIT FOR TRANSPORT AND STORAGE OF WASTE NUCLEAR FUEL | |
| RU2459295C1 (en) | Outer container set for used nuclear reactor fuel rod arrays | |
| JP6129501B2 (en) | Radioactive substance storage container gantry and radioactive substance storage container support structure | |
| RU2479876C1 (en) | Container to transport and/or store spent nuclear fuel | |
| RU2463677C1 (en) | Shipping packaging set for spent fuel assemblies of nuclear reactors | |
| JP2006170795A (en) | Radioactive material storage vessel, and radioactive material storage method | |
| RU171956U1 (en) | BIMETALLIC BODY CASE | |
| RU2458417C1 (en) | Cover for spent fuel assemblies | |
| RU2707868C1 (en) | Container for transportation and / or storage of spent fuel assemblies | |
| RU187096U1 (en) | CONTAINER FOR TRANSPORTATION AND STORAGE OF WASTE NUCLEAR FUEL | |
| JP4783197B2 (en) | Metal cask and method for manufacturing the same | |
| RU171909U1 (en) | TUK CONTAINER WITH REMOVABLE COVER | |
| JP2011058845A (en) | Radioactive material storage container and method for mounting trunnion | |
| RU2646852C1 (en) | Method of manufacture of container casing for tuk with casing from high-duty cast iron with globular graphite |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PD4A | Correction of name of patent owner | ||
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20170710 |