RU2465662C1 - Container for transportation and/or storage of spent nuclear fuel - Google Patents
Container for transportation and/or storage of spent nuclear fuel Download PDFInfo
- Publication number
- RU2465662C1 RU2465662C1 RU2011130317/07A RU2011130317A RU2465662C1 RU 2465662 C1 RU2465662 C1 RU 2465662C1 RU 2011130317/07 A RU2011130317/07 A RU 2011130317/07A RU 2011130317 A RU2011130317 A RU 2011130317A RU 2465662 C1 RU2465662 C1 RU 2465662C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- container
- thickness
- nuclear fuel
- cast iron
- spent nuclear
- Prior art date
Links
Images
Landscapes
- Filling Or Discharging Of Gas Storage Vessels (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 ЕР 0116412 А1 (G21F 5/00, 1984). 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.A known container for radioactive materials according to patent EP 0116412 A1 (G21F 5/00, 1984). Known container contains a casing (housing) cast of cast iron or steel, and a shielding material. In the manufacture of the container, the shielding material is placed inside the mold for the casing, followed by pouring, for example, cast iron into the mold. In this way, a cast housing is obtained in which the shielding material is already “immersed” in the array of the side wall of the housing and occupies the required position. On the outside, the container body has a longitudinal fin for heat dissipation (cooling fins). In the upper and lower parts of the container lifting trunnions are provided. In an embodiment of the container, the molded case is placed inside the annular casing, which is two concentric metal shells, the gap between which is filled with a shielding material. At the same time, heat-removing elements installed in the massif of the cast housing are passed through the shielding material, attached (welded) to the said shells, respectively, and protruding outward beyond the outer shell. The heat-removing elements are made in the form of radial longitudinal sheet elements.
Недостатком известного контейнера является то, что для изготовления монолитного 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 the manufacture of a monolithic thick-walled metal container body requires unique metallurgical equipment. 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 , SNF handling safety.
Известен контейнер для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива по патенту RU 1618179 С (G21F 5/00, 1994). 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.Known container for transporting and storing spent nuclear fuel according to patent RU 1618179 C (
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 радиоактивных материалов, приведенный в патенте JP 2761716 В2 (G21F 5/008, 1998). 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 монолитного толстостенного металлического корпуса контейнера требуется уникальное металлургическое оборудование.A disadvantage of the known container is that the manufacture of a monolithic thick-walled metal container body requires unique metallurgical equipment.
Известен контейнер для транспортировки и хранения отработавших сборок ТВЭЛ ядерных реакторов по патенту DE 19856685 А1 (G21F 5/008, 2000). 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.
Также известен контейнер для транспортировки и/или хранения тепловыделяющих радиоактивных элементов по патенту ЕР 1418594 A1 (G21F 5/10, 2004). 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 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 последнего контейнера предполагают использование его для транспортировки и/или хранения относительно низкоактивного ОЯТ, т.е. известное устройство имеет ограниченную область использования. По существу, известное техническое решение касается устройства металлобетонного контейнера.However, the design features of the latter container suggest its use for transportation and / or storage of relatively low-level spent nuclear fuel, i.e. The known device has a limited scope. Essentially, the known technical solution relates to the device of a concrete container.
Известен транспортный упаковочный комплект (ТУК) для транспортирования и хранения ОЯТ по патенту RU 75496 U1 (G21F 5/008, G21F 5/10, 2008). Известный ТУК содержит чехол, контейнер, включающий металлический корпус с герметичным перекрытием внутренней полости контейнера, и торцевые деревянные демпферы. Корпус контейнера выполнен из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом. Чехол выполнен металлическим монолитным с каналами для установки тепловыделяющих сборок. Для увеличения поверхности передачи тепла между чехлом и корпусом контейнера внутренняя поверхность корпуса контейнера и наружная поверхность чехла имеют сопряженные кольцевые или продольные ребра охлаждения, обеспечивающие интенсификацию теплоотвода от отработавших тепловыделяющих сборок к корпусу контейнера и далее в окружающую среду в процессе транспортирования и временного хранения ТУК. Корпус контейнера имеет продольные каналы, заполненные термостойким полиэтиленом, обеспечивающим защиту обслуживающего персонала, населения и окружающей среды от нейтронного излучения.Known transport packaging set (TUK) for transportation and storage of spent fuel according to the patent RU 75496 U1 (G21F 5/008, G21F 5/10, 2008). Known TUK contains a cover, a container, including a metal casing with a sealed overlap of the internal cavity of the container, and end wooden dampers. The container body is made of ductile cast iron with spherical graphite. The cover is made of monolithic metal with channels for installing fuel assemblies. To increase the heat transfer surface between the cover and the container body, the inner surface of the container body and the outer surface of the cover have conjugate ring or longitudinal cooling fins, which intensify the heat removal from the spent fuel assemblies to the container body and further into the environment during transportation and temporary storage of TUKs. The container body has longitudinal channels filled with heat-resistant polyethylene, which protects the staff, the public and the environment from neutron radiation.
К недостаткам известного контейнера можно отнести сложность изготовления монолитного толстостенного корпуса из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом.The disadvantages of the known container include the difficulty of manufacturing a monolithic thick-walled case of high-strength cast iron with spherical graphite.
Известен контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива по патенту RU 2348085 C1 (G21F 5/00, 2009). Контейнер содержит 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. Перекрытие выполнено, например, в виде трех защитных герметизирующих крышек, установленных одна над другой на общем основании и образующих с последним три концентричных герметизирующих контура. Две защитные герметизирующие крышки выполнены под углубление в верхней части корпуса и образуют два контура (барьера) защиты. Конструкция контейнера допускает возможность установки дополнительной наружной защитной герметизирующей крышки, которая выполнена в виде листа, который по периметру приваривают к общему основанию крышек. Корпус контейнера выполнен таким образом, что наружная цилиндрическая оболочка по высоте контейнера перекрывает кольцевые стыковые швы приварки внутренней цилиндрической оболочки к днищу и к общему основанию защитных герметизирующих крышек.A known container for transporting and / or storage of spent nuclear fuel according to patent RU 2348085 C1 (G21F 5/00, 2009). The container contains a metal casing, including a bottom, an outer and inner cylindrical shell, the cavity between which is filled with neutron absorption material, a tight seal of said cavity and the inner cavity of the container. The overlap is made, for example, in the form of three protective sealing caps installed one above the other on a common base and forming three concentric sealing circuits with the latter. Two protective sealing caps are made under the recess in the upper part of the housing and form two contours (barriers) of protection. The design of the container allows the possibility of installing an additional external protective sealing cover, which is made in the form of a sheet, which is welded around the perimeter to the common base of the covers. The container body is made in such a way that the outer cylindrical shell overlaps the circumferential butt welds of the inner cylindrical shell to the bottom and to the common base of the protective sealing covers along the height of the container.
Через материал для поглощения нейтронов пропущены элементы с высокой теплопроводностью (по существу, выполняющие функцию тепловых мостов). Упомянутые элементы выполнены в виде радиальных продольных листовых элементов, которые прикреплены соответственно к наружной и внутренней оболочкам корпуса контейнера. В качестве материала радиальных продольных листовых элементов контейнер может содержать, например, медь. В варианте выполнения контейнер в качестве материала для поглощения нейтронов содержит, например, силоксановый каучук. В полость между наружной и внутренней цилиндрическими оболочками корпуса контейнера этот материал заливается в жидком состоянии с последующим твердением. Наружная цилиндрическая оболочка корпуса контейнера выполнена составной, например, из двух кольцевых сегментов с продольным оребрением, герметично соединенных между собой с помощью сварных швов. В варианте выполнения контейнер в качестве материала наружной цилиндрической оболочки корпуса содержит высоколегированную (нержавеющую) сталь. В качестве материала внутренней цилиндрической оболочки контейнер содержит низколегированную сталь.Elements with high thermal conductivity (essentially performing the function of thermal bridges) are passed through the material for neutron absorption. The said elements are made in the form of radial longitudinal sheet elements, which are attached respectively to the outer and inner shells of the container body. As the material of the radial longitudinal sheet elements, the container may contain, for example, copper. In an embodiment, the container contains, for example, siloxane rubber as a material for absorbing neutrons. In the cavity between the outer and inner cylindrical shells of the container body, this material is poured in a liquid state with subsequent hardening. The outer cylindrical shell of the container body is made integral, for example, of two annular segments with longitudinal fins, hermetically connected to each other by means of welds. In an embodiment, the container as a material of the outer cylindrical shell of the housing contains a high alloy (stainless) steel. As the material of the inner cylindrical shell, the container contains low alloy steel.
В другом варианте выполнения изобретения внутренняя цилиндрическая оболочка выполнена в виде двух концентрично расположенных обечаек, зазор между которыми заполнен, например, свинцом. В варианте осуществления изобретения днище 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. С наружной стороны на днище также установлена нейтронная защита (материал для поглощения нейтронов, аналогичный материалу, заполняющему полость между наружной и внутренней оболочками корпуса контейнера). Аналогичная нейтронная защита установлена с наружной стороны защитной герметизирующей крышки. Для перемещения и кантования контейнера в верхней и нижней частях корпуса контейнера предусмотрены грузоподъемные цапфы. Для слива воды, осушки и заполнения внутренней полости контейнера инертным газом в верхней и нижней частях корпуса контейнера предусмотрены соответствующие клапанные устройства. Во внутреннюю полость контейнера устанавливается дистанционирующая решетка (чехол).In another embodiment, the inner cylindrical shell is made in the form of two concentrically arranged shells, the gap between which is filled, for example, with lead. In an embodiment of the invention, the bottom of the container body is designed in such a way that it is at the same time 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. On the outside, a neutron shield is also installed on the bottom (a material for absorbing neutrons similar to the material filling the cavity between the outer and inner shells of the container body). A similar neutron shield is installed on the outside of the protective sealing cap. To move and tilt the container, lifting pins are provided in the upper and lower parts of the container body. For draining water, drying and filling the inner cavity of the container with inert gas, corresponding valve devices are provided in the upper and lower parts of the container body. A spacer grid (cover) is installed in the inner cavity of the container.
Однако для изготовления поковок металлического корпуса контейнера требуется уникальное кузнечно-прессовое оборудование. Вместе с тем достаточно трудоемкой является сварка составных частей толстостенной внутренней оболочки корпуса.However, forging metal forgings of the container body requires unique forging and pressing equipment. At the same time, welding of the components of a thick-walled inner shell of the casing is rather laborious.
Известен защитный контейнер для транспортирования и хранения твердых радиоактивных отходов по патенту RU 71467 U1 (G21F 5/005, 2008). Известный контейнер содержит корпус, крышку и чехол, расположенный внутри корпуса, и подъемные устройства под грузовой захват, установленные на корпусе. Корпус выполнен из чугуна с шаровидным графитом, а крышка выполнена из сплава железа с углеродом.Known protective container for transporting and storing solid radioactive waste according to patent RU 71467 U1 (
Известен транспортный упаковочный комплект для транспортирования и хранения отработавших тепловыделяющих сборок по патенту RU 56704 U1 (G21F 5/008, 2006). Известный ТУК содержит корпус контейнера, выполненный из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом, с установленными на его боковой поверхности цапфами, внутреннюю и наружную крышки, выполненные из нержавеющей стали, установленные на корпусе со средствами крепления и уплотнения, и образующие с корпусом два барьера герметичности, чехол из нержавеющей стали для установки отработавших тепловыделяющих сборок, вставленный в герметичный стакан, установленный в полости корпуса, и образованный облицовкой из нержавеющей стали внутренней поверхности корпуса, поверхности корпуса под установку крышек и части наружной поверхности корпуса в местах установки демпферов, и деревянные демпферы, заключенные в оболочку из нержавеющей стали и установленные на торцах контейнера.Known transport packaging for transportation and storage of spent fuel assemblies according to patent RU 56704 U1 (
Известен транспортный упаковочный комплект для транспортировки и хранения радиоактивных материалов по патенту RU 72352 U1 (G21F 5/005, 2008). Известный ТУК содержит выполненный из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом корпус контейнера, внутреннюю и наружную крышки, чехол, установленный в корпусе контейнера, и демпферы. Наружная поверхность корпуса контейнера облицована коррозионно-стойким материалом, а чехол выполнен в виде полого тонкостенного цилиндрического сосуда.Known transport packaging for transportation and storage of radioactive materials according to patent RU 72352 U1 (
Общим недостатком трех последних технических решений является то, что в конструкции контейнера возможен прострел нейтронов через массив корпуса контейнера, что снижает безопасность обращения с ОЯТ.A common drawback of the last three technical solutions is that in the container design it is possible to shoot neutrons through the array of the container body, which reduces the safety of handling SNF.
Наиболее близким по совокупности существенных признаков с заявляемым изобретением является контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива по патенту RU 9998 U1 (G21F 5/008, 1999). Известный контейнер 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. 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.The closest set of essential features with the claimed invention is a container for transporting and / or storage of spent nuclear fuel according to patent RU 9998 U1 (
К недостаткам известного контейнера можно отнести сложность технологии изготовления монолитного корпуса из высокопрочного чугуна. Указанный недостаток, в частности, обусловлен сложностью обеспечения достаточно высокой скорости охлаждения толстостенной отливки по всей толщине для обеспечения формирования необходимой структуры чугуна.The disadvantages of the known container include the complexity of the manufacturing technology of a monolithic body from ductile iron. This drawback is, in particular, due to the difficulty of providing a sufficiently high cooling rate of thick-walled castings throughout the thickness to ensure the formation of the necessary cast iron structure.
Задача, решаемая изобретением, заключается в создании достаточно технологичного 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 sufficiently technologically advanced 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 предложен контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива, содержащий корпус, включающий установленные с радиальным зазором внутренний и наружный стаканы с днищами, кольцевая полость между которыми заполнена заливочной композицией, обеспечивающей нейтронную защиту, через которую пропущены элементы с высокой теплопроводностью, контактирующие с упомянутыми стаканами. Внутренний стакан и его днище выполнены за одно целое из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом, из такого же чугуна выполнен наружный стакан, который разъемно скреплен с соответствующим днищем. При этом контейнер включает герметичное перекрытие внутренней полости контейнера, которое выполнено в виде по меньшей мере двух крышек, установленных одна над другой на оголовке внутреннего стакана и образующих с ним два концентричных герметизирующих контура. Оголовок внутреннего стакана и наружный стакан скреплены с помощью резьбовых соединений. Величина радиального зазора и, соответственно, толщина кольцеобразного слоя нейтронной защиты, толщины стенок внутреннего и наружного стаканов и физические характеристики применяемых материалов связаны соотношениями:This problem is solved by the fact that a container for transporting and / or storage of spent nuclear fuel is proposed, comprising a housing including inner and outer cups with bottoms installed with a radial clearance, an annular cavity between which is filled with a casting composition that provides neutron protection through which elements with high thermal conductivity in contact with said glasses. The inner cup and its bottom are made in one piece from high-strength cast iron with spherical graphite, the outer cup is made of the same cast iron, which is detachably fastened to the corresponding bottom. The container includes a hermetic overlap of the inner cavity of the container, which is made in the form of at least two covers installed one above the other on the head of the inner glass and forming two concentric sealing circuits with it. The tip of the inner cup and the outer cup are fastened with threaded connections. The magnitude of the radial clearance and, accordingly, the thickness of the annular layer of neutron protection, the wall thickness of the inner and outer glasses and the physical characteristics of the materials used are related by the ratios:
0,4≤А/В≤1;0.4≤A / B≤1;
2300 (кг/м2)≤ρч(А+В)+ρзкС≤2700 (кг/м2),2300 (kg / m 2 ) ≤ρ h (A + B) + ρ cc С≤2700 (kg / m 2 ),
где А - толщина стенки наружного стакана, м; В - толщина стенки внутреннего стакана, м; С - толщина кольцеобразного слоя нейтронной защиты, требуемая для защиты от нейтронного излучения отработавшего ядерного топлива, загружаемого в контейнер (т.е. толщина нейтронной защиты задается исходя из целевой характеристики контейнера), м; ρч - плотность высокопрочного чугуна с шаровидным графитом, кг/м3; ρзк - плотность материала заливочной композиции, кг/м3.where A is the wall thickness of the outer glass, m; In - the wall thickness of the inner glass, m; C is the thickness of the ring-shaped layer of neutron protection required to protect the spent nuclear fuel loaded into the container from neutron radiation (i.e., the thickness of the neutron shield is set based on the target characteristics of the container), m; ρ h - the density of ductile iron with spherical graphite, kg / m 3 ; ρ zk - the density of the material of the casting composition, kg / m 3 .
В варианте выполнения контейнер в качестве материала днища наружного стакана содержит высокопрочный чугун с шаровидным графитом.In an embodiment, the container, as the material of the bottom of the outer cup, contains ductile iron with spherical graphite.
В другом варианте выполнения контейнер в качестве материала днища наружного стакана содержит сталь.In another embodiment, the container contains steel as the material of the bottom of the outer cup.
Вместе с этим в качестве материала заливочной композиции контейнер может содержать силоксан.At the same time, the container may contain siloxane as the material of the casting composition.
Кроме того, в качестве материала заливочной композиции контейнер может содержать полиэтилен.In addition, the container may contain polyethylene as the material of the casting composition.
Также в качестве материала заливочной композиции контейнер может содержать сополимер этилена и пропилена.Also, as a material for the filling composition, the container may contain a copolymer of ethylene and propylene.
Возможен вариант выполнения, когда в качестве заливочной композиции контейнер содержит композицию на основе цемента.An embodiment is possible when the container contains a composition based on cement as a casting composition.
Вместе с этим корпус контейнера снабжен удародемпфирующей опорой, которая разъемно закреплена на днище наружного стакана.At the same time, the container body is equipped with a shock-absorbing support, which is detachably fixed to the bottom of the outer glass.
В приведенном выше соотношении выражение [ρч(А+В)+ρзкС] по сути - массовая толщина боковой стенки корпуса контейнера. Предельные значения массовой толщины зависят от интенсивности γ-излучения (Iγ) ОЯТ, загружаемого в контейнер:In the above ratio, the expression [ρ h (A + B) + ρ sk C] is essentially the mass thickness of the side wall of the container body. The limiting values of the mass thickness depend on the intensity of γ-radiation (I γ ) of SNF loaded into the container:
2300 кг/м2 при Iγ=0,3·1017 квант/с,2300 kg / m 2 at I γ = 0.3 · 10 17 quantum / s,
2700 кг/м2 при Iγ=2,3·1017 квант/с.2700 kg / m 2 at I γ = 2.3 · 10 17 quantum / s.
В частности, на основании численных расчетов по программе типа MCNP-4B Лос Аламосской Национальной лаборатории США можно показать, что при размещении в контейнере 18-ти ОТВС реактора ВВЭР-1000 с выгоранием топлива 70 ГВт·сутки/тU, где тU - тонна урана, и временем выдержки 5 лет интенсивность γ-излучения (Iγ) ОЯТ составляет 1,35·1017 квант/с, при этом массовая толщина составляет 2600 кг/м2. Что касается предельных значений массовой толщины боковых стенок контейнера, указанных в рассматриваемом соотношении, то эти значения определены расчетами радиационной защищенности контейнера:In particular, based on numerical calculations using the MCNP-4B program of the Los Alamos National Laboratory of the USA, it can be shown that when 18 SFAs of the VVER-1000 reactor are placed in a container with fuel burnup of 70 GW · day / tU, where tU is a ton of uranium, and the exposure time of 5 years, the intensity of γ-radiation (I γ ) SNF is 1.35 · 10 17 quantum / s, while the mass thickness is 2600 kg / m 2 . As for the limiting values of the mass thickness of the side walls of the container indicated in the ratio under consideration, these values are determined by the calculations of the radiation protection of the container:
- верхний предел массовой толщины соответствует расчетной загрузке в контейнер 18-ти ОТВС реактора типа ВВЭР-1000 с выгоранием топлива 75 ГВт·сутки/тU и временем выдержки 3 года,- the upper limit of the mass thickness corresponds to the calculated loading of 18 SFAs of the VVER-1000 type into the container with a fuel burn-out of 75 GW · day / tU and a holding time of 3 years,
- нижний предел массовой толщины соответствует расчетной загрузке в контейнер 18-ти ОТВС реактора типа ВВЭР-1000 с выгоранием топлива 50 ГВт·сутки/тU и временем выдержки 7 лет.- the lower limit of the mass thickness corresponds to the calculated loading of 18 SFAs of the VVER-1000 type into the container with a fuel burnup of 50 GW · day / tU and a holding time of 7 years.
Технический результат использования изобретения состоит в том, что оно позволяет повысить технологичность конструкции корпуса контейнера (т.е. упростить технологию изготовления) и одновременно снизить металлоемкость благодаря обеспечению возможности минимизации толщин стенок корпуса в зависимости от активности ОЯТ, загружаемого в контейнер.The technical result of the use of the invention lies in the fact that it allows to increase the manufacturability of the design of the container body (i.e., to simplify the manufacturing technology) and at the same time reduce the metal consumption due to the possibility of minimizing the wall thickness of the body depending on the activity of SNF loaded into the container.
Прочностные характеристики высокопрочного чугуна с шаровидным графитом, особенно его вязкость разрушения, зависят от толщины отливки корпуса контейнера. При возрастании толщины отливки до 100 мм вязкость разрушения возрастает, далее до толщины ~200-250 мм характеристика сохраняется примерно на уровне толщины 100 мм, при больших толщинах происходит снижение механических характеристик чугуна. Снижение механических характеристик чугуна в больших толщинах связано со сложностью обеспечения достаточно высокой скорости охлаждения отливки по всей толщине для обеспечения формирования необходимой структуры чугуна. Выполнение корпуса контейнера из двух оболочек (стаканов с днищами) позволяет существенно уменьшить толщину отливок и упростить задачу обеспечения необходимых высоких механических характеристик материала корпуса контейнера, при этом суммарная толщина стенок оболочек (т.е. внутреннего и наружного стаканов 1 и 2) удовлетворяет требованию обеспечения радиационной защиты от γ-излучения ОЯТ. Вместе с этим такое исполнение корпуса контейнера расширяет возможности литейного производства завода-изготовителя, т.к. не требует дополнительных мощностей (например, уникальных плавильных печей). Таким образом, изобретение, обеспечивая возможность достижения необходимых высоких механических характеристик материала корпуса контейнера, обеспечивает приспособляемость конструкции контейнера к возможностям существующей инфраструктуры литейного производства. Согласно изобретению толщина кольцевого слоя нейтронной защиты, требуемая для защиты от нейтронного излучения, определяется исходя из активности ОЯТ, загружаемого в контейнер, т.е. исходя из целевой характеристики контейнера. Слой нейтронной защиты также вносит дополнительный вклад в обеспечение радиационной защиты от γ-излучения, что позволяет уменьшить суммарную толщину стенок корпуса контейнера. Наибольшим образом это проявляется при использовании заливочной композиции на основе цемента (например, специального бетона, имеющего относительно высокую плотность). Таким образом, обеспечивается возможность минимизации толщин стенок корпуса в зависимости от активности ОЯТ, загружаемого в контейнер, что позволяет снизить металлоемкость.The strength characteristics of ductile iron with nodular graphite, especially its fracture toughness, depend on the thickness of the casting of the container body. With an increase in the casting thickness to 100 mm, the fracture toughness increases, then to a thickness of ~ 200-250 mm the characteristic remains approximately at the level of a thickness of 100 mm, at large thicknesses the mechanical characteristics of cast iron decrease. The decrease in the mechanical characteristics of cast iron in large thicknesses is associated with the difficulty of ensuring a sufficiently high cooling rate of the casting over the entire thickness to ensure the formation of the necessary cast iron structure. The implementation of the container body of two shells (glasses with bottoms) can significantly reduce the thickness of the castings and simplify the task of ensuring the necessary high mechanical characteristics of the material of the container body, while the total wall thickness of the shells (i.e., inner and outer glasses 1 and 2) satisfies the requirement of providing radiation protection from γ-radiation of spent nuclear fuel. At the same time, this design of the container body expands the capabilities of the foundry of the manufacturer, because does not require additional capacities (for example, unique melting furnaces). Thus, the invention, providing the ability to achieve the necessary high mechanical characteristics of the material of the container body, ensures the adaptability of the container design to the capabilities of the existing foundry infrastructure. According to the invention, the thickness of the annular layer of neutron protection required to protect against neutron radiation is determined based on the activity of spent nuclear fuel loaded into the container, i.e. based on the target characteristics of the container. The neutron protection layer also makes an additional contribution to providing radiation protection from γ radiation, which allows reducing the total wall thickness of the container body. This is most evident when using a cement-based casting composition (for example, special concrete with a relatively high density). Thus, it is possible to minimize the wall thickness of the case depending on the activity of the spent fuel loaded into the container, which allows to reduce the metal consumption.
На фиг.1 схематично показан контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива, общий вид, продольный разрез (чехол с ОЯТ и торцевые противоударные демпферы на чертеже не показаны); на фиг.2 - то же, поперечный разрез по А-А на фиг.1.Figure 1 schematically shows a container for transporting and / or storage of spent nuclear fuel, a General view, a longitudinal section (a cover with SNF and end shockproof dampers are not shown in the drawing); figure 2 is the same, a cross section along aa in figure 1.
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.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.
Контейнер содержит корпус, включающий установленные с радиальным зазором внутренний 1 и наружный 2 стаканы с днищами соответственно 3 и 4. Кольцевая полость между стаканами 1 и 2 заполнена заливочной композицией 5, обеспечивающей нейтронную защиту. Через заливочную композицию (т.е. материал нейтронной защиты) пропущены продольные элементы 6 с высокой теплопроводностью, контактирующие с внутренним и наружным стаканами 1 и 2. Элементы 6 выполнены, например, из меди. Внутренний стакан 1 и его днище 3 выполнены за одно целое из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом. Наружный стакан 2 выполнен также из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом и разъемно скреплен с днищем 4, например, с помощью резьбовых соединений (на чертеже не показано). Стенка стакана 2 с внешней стороны выполнена с оребрением (теплоотводящими ребрами) для интенсификации теплоотдачи. В варианте осуществления изобретения в качестве материала днища 4 наружного стакана использована коррозионно-стойкая сталь. В другом варианте в качестве материала днища наружного стакана может быть использован высокопрочный чугун с шаровидным графитом. Контейнер включает герметичное перекрытие внутренней полости «а» контейнера. Герметичное перекрытие выполнено, например, в виде двух защитных герметизирующих крышек 7 и 8, установленных одна над другой на оголовке «b» внутреннего стакана и образующих с последним два концентричных герметизирующих контура. Защитные герметизирующие крышки 7 и 8 выполнены под углубление в верхней части внутреннего стакана 1 и образуют два контура (барьера) защиты. Оголовок «b» внутреннего стакана 1 и наружный стакан 2 скреплены с помощью резьбовых соединений (на чертеже не показано). При этом наружный стакан 2 образует герметичные соединения соответственно с оголовком «b» внутреннего стакана 1 и днищем 4. Таким образом, образован барьер защиты внутренней полости, заполненной заливочной композицией.The container contains a housing, including inner 1 and outer 2 glasses with bottoms 3 and 4 installed with a radial clearance. The annular cavity between the
В варианте осуществления контейнер в качестве заливочной композиции содержит, например, силоксан. В другом варианте в качестве заливочной композиции контейнер может содержать полиэтилен. Возможен вариант, когда контейнер в качестве заливочной композиции содержит сополимер этилена и пропилена. Кроме того, в качестве заливочной композиции может быть использована композиция на основе цемента (цементное тесто).In an embodiment, the container comprises, for example, siloxane as a filling composition. In another embodiment, the container may comprise polyethylene as a filling composition. It is possible that the container as a filling composition contains a copolymer of ethylene and propylene. In addition, a cement-based composition (cement paste) can be used as a casting composition.
Корпус контейнера снабжен опорой 9, которая разъемно закреплена на днище наружного стакана 2 и выполнена таким образом, что является одновременно торцевым демпфирующим элементом. Это достигается благодаря тому, что опора снабжена элементами, пластически деформируемыми в случае аварийного нагружения контейнера. Упомянутые элементы выполнены, например, в виде пустотелых оболочек с ребрами. Со стороны торца на днище внутреннего стакана установлена нейтронная защита 10 (материал, обеспечивающий нейтронную защиту, аналогичный материалу, заполняющему кольцевую полость между внутренним и наружным стаканами 1 и 2). Аналогичная нейтронная защита 11 установлена с наружной стороны внутренней защитной герметизирующей крышки 7.The container body is equipped with a support 9, which is detachably fixed to the bottom of the
Для перемещения и кантования контейнера в верхней и нижней частях корпуса контейнера предусмотрены грузоподъемные цапфы 12. Для слива воды, осушки и заполнения внутренней полости «а» контейнера инертным газом в верхней и нижней частях корпуса контейнера предусмотрены соответствующие клапанные устройства (на чертеже не показано). Наружная поверхность корпуса, защитные герметизирующие крышки 7 и 8 и удародемпфирующая опора 9 имеют покрытие, допускающее обработку дезактивирующими растворами.To move and tilt the container, lifting pins are provided in the upper and lower parts of the
На период транспортировки на корпусе контейнера монтируют съемные торцевые противоударные демпферы (на чертеже не показано). В качестве таких демпферов могут быть использованы, например, съемные противоударные демпферы по патенту RU 2400843 (G21F 5/008, 5/08, 2010). Конструкция известного демпфера по существу представляет собой открытый конвектор, что позволяет интенсифицировать теплоотдачу корпуса контейнера.For the period of transportation, removable end shockproof dampers are mounted on the container body (not shown in the drawing). As such dampers, for example, removable shockproof dampers according to the patent RU 2400843 (
Во внутреннюю полость «а» контейнера устанавливается дистанционирующая решетка (на чертеже не показано). В варианте осуществления изобретения в ней может быть размещено до 18-ти отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) с ОЯТ с максимальным суммарным тепловыделением 30-40 кВт. Дистанционирующая решетка (чехол) обеспечивает строго определенное расположение ОТВС во внутренней полости «а» контейнера и передачу тепла, выделяемого ОЯТ, корпусу контейнера. В варианте осуществления изобретения чехол в полости контейнера устанавливается с заданным радиальным зазором с возможностью образования теплопроводящего контакта между наружной цилиндрической поверхностью чехла и внутренней поверхностью корпуса контейнера в загруженном состоянии последнего при тепловом воздействии со стороны отработавших тепловыделяющих сборок.A spacer grid (not shown) is installed in the internal cavity “a” of the container. In an embodiment of the invention, up to 18 spent fuel assemblies (SFAs) with SNF with a maximum total heat output of 30-40 kW can be placed in it. The spacer grid (case) provides a strictly defined arrangement of the SFA in the internal cavity “a” of the container and the transfer of heat generated by SNF to the container body. In an embodiment of the invention, the cover in the container cavity is installed with a predetermined radial clearance with the possibility of forming heat-conducting contact between the outer cylindrical surface of the cover and the inner surface of the container body in the loaded state of the latter when exposed to heat from the spent fuel assemblies.
Использование контейнера в промышленности осуществляется следующим образом.The use of the container in industry is as follows.
Во внутреннюю полость «а» контейнера устанавливают дистанционирующую решетку (чехол). Чехол при установке опускается в полость «а» корпуса контейнера до упора в днище 3. Корпус контейнера с чехлом устанавливают в загрузочный бассейн, бассейн заполняется водой, и осуществляется загрузка под водой отработавшего ядерного топлива (отработавших тепловыделяющих сборок). После загрузки контейнера устанавливают его внутреннюю защитную герметизирующую крышку 7, загруженный контейнер извлекают из водяного бассейна и устанавливают на площадку обслуживания. Внутреннюю полость «а» контейнера с помощью предусмотренных на контейнере клапанных устройств (на чертеже не показано) освобождают от воды. Затем затягивается болтовое соединение крепления внутренней защитной герметизирующей крышки 7 и производится контроль герметичности соединения крышки 7 с оголовком «b» стакана 1 (т.е. с корпусом контейнера). Аналогичным образом закрывается защитная герметизирующая крышка 8 и производится контроль герметичности ее соединения с корпусом контейнера. Защитные герметизирующие крышки 7 и 8 образуют два контура (барьера) защиты. После производится осушение внутренней полости «а» контейнера и при необходимости заполнение ее инертным газом с помощью предусмотренных на контейнере клапанных устройств (на чертеже 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 оснащают съемными противоударными демпферами, которые практически не препятствуют съему тепла от контейнера.In the inner cavity "a" of the container, a spacer grid (cover) is installed. The cover during installation is lowered into the cavity “a” of the container body until it stops at the bottom 3. The container body with the cover is installed in the loading pool, the pool is filled with water, and spent nuclear fuel (spent fuel assemblies) is loaded under water. After loading the container, its inner protective sealing cover 7 is installed, the loaded container is removed from the water basin and installed on the service platform. The inner cavity "a" of the container using the valve devices provided on the container (not shown in the drawing) is freed from water. Then the bolted connection of the fastening of the inner protective sealing cover 7 is tightened and the tightness of the connection of the cover 7 with the tip “b” of the cup 1 is checked (that is, with the container body). Similarly, the protective sealing cover 8 is closed and the tightness of its connection with the container body is monitored. Protective sealing caps 7 and 8 form two circuits (barriers) of protection. After that, the inner cavity “a” of the container is drained and, if necessary, filled with inert gas using valve devices provided on the container (not shown in the drawing). After that, the container with spent nuclear fuel is transported to the place of intermediate (preliminary) storage (in the territory of the nuclear power plant or in the storage adjacent to it). In the place of intermediate storage, the loaded container may be for a long time. Then the SNF container is transported to the place of final storage in a regional storage or for reprocessing. For the period of transportation to the place of final storage (burial) of spent nuclear fuel, in order to protect the container with spent nuclear fuel from destruction in case of possible emergency situations and to increase the radiation protection of personnel during transportation, they are equipped with removable shockproof dampers that practically do not interfere with the heat removal from the container.
Радиационная безопасность обеспечивается за счет использования сочетания внутреннего и наружного стаканов 1 и 2 и материала заливочной композиции (нейтронной защиты) 5.Radiation safety is ensured through the use of a combination of inner and
Ядерная безопасность обеспечивается защитой ОТВС от перегрева в различных условиях хранения контейнера с ОЯТ за счет необходимого теплоотвода из внутренней полости контейнера благодаря элементам 6 с высокой теплопроводностью, контактирующим с внутренним и наружным стаканами 1 и 2. Транспортировка и хранение контейнера с ОЯТ сопровождаются достаточно интенсивным тепловыделением активной части ОЯТ. В результате теплового воздействия со стороны тепловыделяющих сборок происходит температурное расширение чехла, упомянутый радиальный зазор между наружной цилиндрической поверхностью чехла и внутренней поверхностью корпуса контейнера «выбирается» и между этими поверхностями образуется теплопроводящий контакт (по существу обеспечивается прилегание наружной цилиндрической поверхности чехла к внутренней цилиндрической поверхности корпуса), что существенно повышает теплоотдачу. Таким образом, обеспечивается интенсивный отвод тепла на стенку корпуса контейнера и через нее - в окружающую среду.Nuclear safety is ensured by protecting the SFA from overheating under various conditions of storage of the container with spent nuclear fuel due to the necessary heat removal from the internal cavity of the container due to
Таким образом, благодаря особенности исполнения контейнера для транспортировки и/или хранения ОЯТ изобретение позволяет создать контейнер, обеспечивающий повышение технологичности конструкции корпуса контейнера (т.е. упрощение технологии изготовления) и одновременно снижение металлоемкости благодаря возможности минимизации толщин стенок корпуса в зависимости от активности ОЯТ, загружаемого в контейнер. Выполнение корпуса контейнера из двух оболочек (стаканов с днищами) позволяет существенно уменьшить толщину отливок и упростить задачу обеспечения необходимых высоких механических характеристик материала корпуса контейнера, что повышает надежность контейнера. Вместе с этим предлагаемое исполнение корпуса контейнера расширяет возможности литейного производства.Thus, due to the particular design of the container for transportation and / or storage of SNF, the invention allows to create a container that improves the manufacturability of the container body structure (i.e., simplifies manufacturing technology) and at the same time reduces the metal consumption due to the possibility of minimizing the wall thickness of the body depending on the activity of SNF, loaded into a container. The implementation of the container body from two shells (glasses with bottoms) can significantly reduce the thickness of the castings and simplify the task of ensuring the necessary high mechanical characteristics of the material of the container body, which increases the reliability of the container. Along with this, the proposed execution of the container body expands the capabilities of the foundry.
Claims (8)
0,4≤А/В≤1;
2300 (кг/м2)≤ρч(А+B)+ρзкС≤2700 (кг/м2),
где А - толщина стенки наружного стакана, м;
В - толщина стенки внутреннего стакана, м;
С - толщина кольцеобразного слоя нейтронной защиты, требуемая для защиты от нейтронного излучения отработавшего ядерного топлива, загружаемого в контейнер, м;
ρч - плотность высокопрочного чугуна с шаровидным графитом, кг/м3;
ρзк - плотность материала заливочной композиции, кг/м3.1. A container for transporting and / or storing spent nuclear fuel, comprising a housing including inner and outer cups with bottoms installed with a radial clearance, an annular cavity between which is filled with a casting composition that provides neutron protection through which elements with high thermal conductivity that are in contact with mentioned glasses, and the inner glass and its bottom are made in one piece from high-strength cast iron with spherical graphite, from the same cast iron is made of the outer the Akan, which is detachably fastened to the corresponding bottom, the container includes a tight seal on the inner cavity of the container, which is made in the form of at least two covers installed one above the other on the head of the inner glass and forming two concentric sealing circuits with it, said head and the outer cup is fastened with threaded joints, while the magnitude of the radial clearance and, accordingly, the thickness of the annular layer of neutron protection, the wall thickness of the inner and ruzhnogo glasses and physical characteristics of the materials are related by
0.4≤A / B≤1;
2300 (kg / m 2 ) ≤ρ h (A + B) + ρ cc С≤2700 (kg / m 2 ),
where A is the wall thickness of the outer glass, m;
In - the wall thickness of the inner glass, m;
C is the thickness of the ring-shaped layer of neutron protection required to protect spent nuclear fuel loaded into the container from neutron radiation, m;
ρ h - the density of ductile iron with spherical graphite, kg / m 3 ;
ρ zk - the density of the material of the casting composition, kg / m 3 .
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2011130317/07A RU2465662C1 (en) | 2011-07-20 | 2011-07-20 | Container for transportation and/or storage of spent nuclear fuel |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2011130317/07A RU2465662C1 (en) | 2011-07-20 | 2011-07-20 | Container for transportation and/or storage of spent nuclear fuel |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2465662C1 true RU2465662C1 (en) | 2012-10-27 |
Family
ID=47147610
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2011130317/07A RU2465662C1 (en) | 2011-07-20 | 2011-07-20 | Container for transportation and/or storage of spent nuclear fuel |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2465662C1 (en) |
Cited By (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2510721C1 (en) * | 2012-11-06 | 2014-04-10 | Федеральное Государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр-Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики-ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ" | Container for spent nuclear fuel transportation |
| RU2510770C1 (en) * | 2012-11-14 | 2014-04-10 | Открытое акционерное общество "Конструкторское бюро специального машиностроения" | Container for spent nuclear fuel transportation and/or storage |
| CN104575648A (en) * | 2014-12-24 | 2015-04-29 | 中国原子能科学研究院 | Conveying container for fast reactor MOX fuel component |
| RU2593273C1 (en) * | 2015-08-04 | 2016-08-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики" (ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ") | Container for spent nuclear fuel transportation and storage |
| RU2611057C1 (en) * | 2016-03-02 | 2017-02-21 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики" (ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ") | Container for storage and transportation of spent fuel assemblies and case for their arrangement |
| RU171910U1 (en) * | 2016-12-07 | 2017-06-21 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Петрозаводский государственный университет" | TUK container body |
| CN108428483A (en) * | 2017-11-02 | 2018-08-21 | 中广核研究院有限公司 | Spentnuclear fuel container for conveying |
| CN110491534A (en) * | 2018-05-04 | 2019-11-22 | 中国核电工程有限公司 | A kind of spheroidal graphite cast-iron irradiated fuel assembly container |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU1618179C (en) * | 1989-03-07 | 1994-10-30 | Производственное объединение "Ижорский завод" | Container for shipping and storage of spent nuclear fuel |
| RU9998U1 (en) * | 1998-07-23 | 1999-05-16 | Гончаров Владимир Николаевич | CONTAINER FOR TRANSPORTING AND / OR STORAGE OF WASTE NUCLEAR FUEL |
| RU2148864C1 (en) * | 1998-05-18 | 2000-05-10 | Российский федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт технической физики | Container for transportation and long-time storage of spent fuel assemblies of nuclear power plants |
| DE19856685A1 (en) * | 1998-12-09 | 2000-06-15 | Gnb Gmbh | Shielding container |
-
2011
- 2011-07-20 RU RU2011130317/07A patent/RU2465662C1/en active
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU1618179C (en) * | 1989-03-07 | 1994-10-30 | Производственное объединение "Ижорский завод" | Container for shipping and storage of spent nuclear fuel |
| RU2148864C1 (en) * | 1998-05-18 | 2000-05-10 | Российский федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт технической физики | Container for transportation and long-time storage of spent fuel assemblies of nuclear power plants |
| RU9998U1 (en) * | 1998-07-23 | 1999-05-16 | Гончаров Владимир Николаевич | CONTAINER FOR TRANSPORTING AND / OR STORAGE OF WASTE NUCLEAR FUEL |
| DE19856685A1 (en) * | 1998-12-09 | 2000-06-15 | Gnb Gmbh | Shielding container |
Cited By (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2510721C1 (en) * | 2012-11-06 | 2014-04-10 | Федеральное Государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр-Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики-ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ" | Container for spent nuclear fuel transportation |
| RU2510770C1 (en) * | 2012-11-14 | 2014-04-10 | Открытое акционерное общество "Конструкторское бюро специального машиностроения" | Container for spent nuclear fuel transportation and/or storage |
| CN104575648A (en) * | 2014-12-24 | 2015-04-29 | 中国原子能科学研究院 | Conveying container for fast reactor MOX fuel component |
| CN104575648B (en) * | 2014-12-24 | 2017-05-03 | 中国原子能科学研究院 | Conveying container for fast reactor MOX fuel component |
| RU2593273C1 (en) * | 2015-08-04 | 2016-08-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики" (ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ") | Container for spent nuclear fuel transportation and storage |
| RU2611057C1 (en) * | 2016-03-02 | 2017-02-21 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики" (ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ") | Container for storage and transportation of spent fuel assemblies and case for their arrangement |
| RU171910U1 (en) * | 2016-12-07 | 2017-06-21 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Петрозаводский государственный университет" | TUK container body |
| CN108428483A (en) * | 2017-11-02 | 2018-08-21 | 中广核研究院有限公司 | Spentnuclear fuel container for conveying |
| CN108428483B (en) * | 2017-11-02 | 2024-04-23 | 中广核研究院有限公司 | Spent fuel transportation and storage container |
| CN110491534A (en) * | 2018-05-04 | 2019-11-22 | 中国核电工程有限公司 | A kind of spheroidal graphite cast-iron irradiated fuel assembly container |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2465662C1 (en) | Container for transportation and/or storage of spent nuclear fuel | |
| RU2348085C1 (en) | Container for transportation and/or storage of waste nuclear fuel | |
| JP5463412B2 (en) | Cask equipment for transporting and / or storing high level waste. | |
| RU2525229C2 (en) | Device for storage and/or transportation of radioactive wastes and method of its production | |
| US4272683A (en) | Transport and storage vessel for radioactive materials | |
| RU2453006C1 (en) | Container to transport spent nuclear fuel | |
| RU2707871C1 (en) | Container cover for transportation and storage of spent reactor fuel assembly | |
| RU2611057C1 (en) | Container for storage and transportation of spent fuel assemblies and case for their arrangement | |
| RU2084975C1 (en) | Container for spent fuel transporting and/or storage | |
| RU2510770C1 (en) | Container for spent nuclear fuel transportation and/or storage | |
| RU75496U1 (en) | TRANSPORT PACKAGING KIT FOR TRANSPORT AND STORAGE OF WASTE NUCLEAR FUEL | |
| RU2510721C1 (en) | Container for spent nuclear fuel transportation | |
| CZ289913B6 (en) | Metal-made screening vessel | |
| JP4082179B2 (en) | Spent nuclear fuel storage container | |
| RU2479876C1 (en) | Container to transport and/or store spent nuclear fuel | |
| JP6129501B2 (en) | Radioactive substance storage container gantry and radioactive substance storage container support structure | |
| RU2459295C1 (en) | Outer container set for used nuclear reactor fuel rod arrays | |
| RU171956U1 (en) | BIMETALLIC BODY CASE | |
| RU2463677C1 (en) | Shipping packaging set for spent fuel assemblies of nuclear reactors | |
| RU2458417C1 (en) | Cover for spent fuel assemblies | |
| RU187096U1 (en) | CONTAINER FOR TRANSPORTATION AND STORAGE OF WASTE NUCLEAR FUEL | |
| RU171909U1 (en) | TUK CONTAINER WITH REMOVABLE COVER | |
| RU2686476C1 (en) | Container cover for spent nuclear fuel transportation and storage | |
| JP2006170795A (en) | Radioactive material storage vessel, and radioactive material storage method | |
| RU56704U1 (en) | TRANSPORT PACKAGING KIT FOR TRANSPORTATION AND STORAGE OF WASTE HEATED FUEL ASSEMBLIES |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PD4A | Correction of name of patent owner |