RU2486614C1 - Method to manufacture device for storage and transportation of spent nuclear fuel - Google Patents
Method to manufacture device for storage and transportation of spent nuclear fuel Download PDFInfo
- Publication number
- RU2486614C1 RU2486614C1 RU2011144535/07A RU2011144535A RU2486614C1 RU 2486614 C1 RU2486614 C1 RU 2486614C1 RU 2011144535/07 A RU2011144535/07 A RU 2011144535/07A RU 2011144535 A RU2011144535 A RU 2011144535A RU 2486614 C1 RU2486614 C1 RU 2486614C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- shell
- nuclear fuel
- additional
- spent nuclear
- transportation
- Prior art date
Links
Images
Landscapes
- Packages (AREA)
Abstract
Description
Изобретение может использоваться в ядерной энергетике при производстве упаковок для хранения и транспортировки отработавшего ядерного топлива и других радиоактивных материалов.The invention can be used in nuclear energy in the manufacture of packaging for the storage and transportation of spent nuclear fuel and other radioactive materials.
Контейнеры для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива, изготавливаемые из высокопрочного чугуна, имеют, как правило, цилиндрическую форму, при этом их размеры, такие как внешний диаметр и высота, составляют по несколько метров, толщина стенок контейнера может достигать нескольких сотен миллиметров и обладают значительной массой, достигающей 100 и более тонн. Эти особенности конструкции требуют повышения технологичности контейнеров для снижения трудоемкости работ при их изготовлении и сборке. Как правило, контейнер состоит из внутренней и внешней оболочек, между которыми размещен нейтронно-защитный материал, для защиты окружающей среды и обслуживающего персонала от радиоактивного излучения, а также теплоотводящие элементы для предотвращения перегрева содержимого контейнера.Containers for transportation and storage of spent nuclear fuel made of ductile iron are generally cylindrical in shape, while their dimensions, such as outer diameter and height, are several meters, the wall thickness of the container can reach several hundred millimeters and have significant mass reaching 100 tons or more. These design features require increasing the manufacturability of containers to reduce the complexity of the work in their manufacture and assembly. As a rule, a container consists of inner and outer shells, between which a neutron-protective material is placed, to protect the environment and maintenance personnel from radioactive radiation, as well as heat-removing elements to prevent overheating of the contents of the container.
Известен способ изготовления контейнера для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива, включающий бетонирование полости между металлическими наружной и внутренней цилиндрическими оболочками с днищами и параллельное бетонирование полости образца, идентичного сектору контейнера. Бетонирование в обоих полостях осуществляют в одинаковом режиме. После бетонирования осуществляют разъем оболочек образца, по которому осуществляют оценку качества бетонного заполнения по высоте контейнера и оценку его физико-механических свойств [1].A known method of manufacturing a container for transporting and / or storage of spent nuclear fuel, comprising concreting the cavity between the metal outer and inner cylindrical shells with bottoms and parallel concreting the cavity of the sample, identical to the container sector. Concreting in both cavities is carried out in the same mode. After concreting, the shell of the sample is connected, according to which the quality of the concrete filling is evaluated according to the height of the container and the assessment of its physical and mechanical properties [1].
Недостатками известного способа являются большая трудоемкость заполнения полости между обечайками арматурой и тяжелым бетоном, необходимость изготовления образца, идентичного сектору контейнера, и заполнения его бетоном в одинаковом режиме с заполнением полости между оболочками контейнера, что ведет к увеличению трудоемкости процесса изготовления контейнера и, как следствие, стоимости.The disadvantages of this method are the great complexity of filling the cavity between the shells of the reinforcement and heavy concrete, the need to produce a sample identical to the container sector, and filling it with concrete in the same mode as filling the cavity between the container shells, which leads to an increase in the complexity of the container manufacturing process and, as a result, cost.
Известен способ изготовления контейнера для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива, включающий вертикальную установку контейнера и бетонирование полости между наружной и внутренней цилиндрическими оболочками с днищами. Перед бетонированием контейнер устанавливают днищем вверх. Пластичную бетонную смесь подают в единое распределительное устройство, откуда ее подают со стороны днища контейнера в межоболочковую полость последнего, для чего в днище наружной оболочки контейнера выполняют отверстия, через которые в полость опускают рукава, которые подключают к единому распределительному устройству. Рукава равномерно размещают по окружности в межоболочковой полости, а между рукавами размещают глубинные вибраторы, образующие с рукавами вибропакет. По мере заполнения межоболочковой полости бетонной смесью вибропакет и распределительное устройство непрерывно перемещают вверх грузоподъемным средством. После бетонирования отверстия в днище наружной оболочки закрывают крышками [2].A known method of manufacturing a container for transporting and / or storage of spent nuclear fuel, including the vertical installation of the container and concreting the cavity between the outer and inner cylindrical shells with bottoms. Before concreting, the container is installed with the bottom up. The plastic concrete mixture is fed into a single switchgear, from where it is fed from the bottom of the container into the inter-shell cavity of the latter, for which holes are made in the bottom of the outer shell of the container through which the sleeves are lowered into the cavity, which are connected to a single switchgear. The sleeves are evenly placed around the circumference in the inter-shell cavity, and deep vibrators are placed between the sleeves, forming a vibrating package with the sleeves. As the intershell cavity is filled with concrete mixture, the vibropack and switchgear are continuously moved upward with a lifting device. After concreting, the holes in the bottom of the outer shell are closed with covers [2].
Недостатками известного способа является необходимость сверления в днище отверстий, каждое из которых должно иметь герметичную крышку, необходимость переворачивать контейнер днищем вверх для заливки бетона, что, учитывая его большие размеры и массу, является трудоемкой операцией.The disadvantages of this method is the need to drill holes in the bottom, each of which must have a sealed cover, the need to turn the container upside down for pouring concrete, which, given its large size and weight, is a laborious operation.
Известно устройство, система и способ хранения высокоактивных отходов (Apparatus, system and method for storing high level waste [3]) сущность которого заключается в том, что между внутренней и внешней оболочками устройства размещаются кольцевые элементы, выполненные с возможностью сборки в пакет с им подобными элементами для формирования единой пакетной структуры, обеспечивающей относительное положение внутренней и внешней оболочек и обеспечивающей отвод тепла от внутренней оболочки. В пустотах кольцевых структур, собранных в пакет, размещается нейтронопоглощающий материал.A device, system and method for storing high-level waste (Apparatus, system and method for storing high level waste [3]) is known, the essence of which is that between the inner and outer shells of the device there are ring elements made with the possibility of assembly into a package with similar ones elements for the formation of a single batch structure that provides the relative position of the inner and outer shells and provides heat removal from the inner shell. In the voids of the ring structures collected in a package, a neutron-absorbing material is placed.
Недостатком известного устройства является то, что между внутренней и внешней оболочками находится пакет, собранный из нескольких кольцевых элементов, что усложняет конструкцию и снижает технологичность ее сборки и изготовления.A disadvantage of the known device is that between the inner and outer shells there is a package assembled from several ring elements, which complicates the design and reduces the manufacturability of its assembly and manufacture.
Технический результат от применения предлагаемого устройства для хранения и транспортировки отработавшего ядерного топлива заключается в повышении его технологичности за счет облегчения процесса изготовления и сборки, снижении трудовых и финансовых затрат на его изготовление.The technical result from the use of the proposed device for storage and transportation of spent nuclear fuel is to increase its manufacturability by facilitating the manufacturing and assembly process, reducing labor and financial costs for its manufacture.
Достигается технический результат тем, что сначала на внешнюю поверхность полого внутреннего стакана напрессовывают дополнительную обечайку, внутреннюю и внешнюю поверхности которой выполняют соответственно по форме внешней поверхности полого внутреннего стакана и внутренней поверхности внешней обечайки и снабжают продольными каналами, далее на внешнюю поверхность дополнительной обечайки напрессовывают внешнюю обечайку, затем, со стороны основания, заполняют продольные каналы, выполненные на внешней и внутренней поверхностях дополнительной обечайки нейтронно-поглощающим материалом, устанавливают днище на внешнюю обечайку.A technical result is achieved by first pressing an additional shell on the outer surface of the hollow inner cup, the inner and outer surfaces of which are respectively shaped to the outer surface of the hollow inner cup and the inner surface of the outer shell, and provide longitudinal channels, then the outer shell is pressed onto the outer surface of the additional shell , then, from the side of the base, fill the longitudinal channels made on the outer and inner surfaces to olnitelnoy mantle neutron-absorbing material, mounted on the bottom of the outer shroud.
На фиг.1 показан полый внутренний стакан устройства для хранения и транспортировки отработавшего ядерного топлива. На фиг.2 показана дополнительная обечайка устройства для хранения и транспортировки отработавшего ядерного топлива. На фиг.3 показана внешняя обечайка устройства для хранения и транспортировки отработавшего ядерного топлива. На фиг.4 показан процесс реализации предлагаемого способа изготовления устройства для хранения и транспортировки отработавшего ядерного топлива путем напрессовки дополнительной обечайки на полый внутренний стакан. На фиг.5 показана операция напрессовки внешней обечайки на дополнительную обечайку, напрессованную на полый внутренний стакан. На фиг.6 схематично показано устройство для хранения и транспортировки отработавшего ядерного топлива в продольном сечении в диаметральной плоскости. На фиг.7 показано сечение А-А устройства для хранения и транспортировки отработавшего ядерного топлива.Figure 1 shows a hollow inner glass device for storing and transporting spent nuclear fuel. Figure 2 shows an additional shell device for storing and transporting spent nuclear fuel. Figure 3 shows the outer shell of the device for storage and transportation of spent nuclear fuel. Figure 4 shows the implementation process of the proposed method for manufacturing a device for storing and transporting spent nuclear fuel by pressing an additional shell on a hollow inner glass. Figure 5 shows the operation of pressing the outer shell onto an additional shell pressed onto the hollow inner cup. Figure 6 schematically shows a device for storing and transporting spent nuclear fuel in a longitudinal section in a diametrical plane. 7 shows a section aa of the device for storing and transporting spent nuclear fuel.
Способ обеспечивает изготовление устройства для хранения и транспортировки отходов ядерного топлива, включающего полый внутренний стакан 1 для размещения отходов ядерного топлива и внешнюю обечайку 2, между которыми размещена дополнительная обечайка 3, в продольных каналах 4, 5 которой расположен нейтронно-поглощающий материал.The method provides the manufacture of a device for storage and transportation of nuclear fuel waste, including a hollow
Способ осуществляют путем монтажа внешней обечайки 2 на дополнительную обечайку 3, установленную на полый внутренний стакан 1.The method is carried out by mounting the
Полый внутренний стакан 1 устанавливают вертикально. На внешнюю поверхность полого внутреннего стакана 1 напрессовывают заранее изготовленную дополнительную обечайку 3, внутренняя поверхность которой выполнена по форме внешней поверхности внутреннего стакана 1, а внешняя поверхность выполнена по форме внутренней поверхности внешней обечайки 2, при этом внутренняя и внешняя поверхности дополнительной обечайки 3 снабжены продольными каналами 4, 5, расположенными в шахматном порядке на ее внутренней и внешней поверхностях таким образом, чтобы размеры каналов 4, располагаемых на внутренней поверхности дополнительной обечайки 3, в поперечном сечении были больше расстояний между соседними каналами 5 на ее внешней поверхности и, наоборот, размеры каналов 5 в поперечном сечении, выполненных на внешней поверхности дополнительной обечайки 3 были больше расстояния между соседними каналами 4 на ее внутренней поверхности. Посадочные размеры дополнительной обечайки 3 назначаются таким образом, чтобы при сборке устройства для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива, а именно при установке дополнительной обечайки 3 на полый внутренний стакан 1 и внешней обечайки 2 на дополнительную обечайку 3, обеспечивались посадки с гарантированным натягом. Для облегчения процесса сборки дополнительную обечайку 3 нагревают до температуры, обеспечивающий необходимое изменение посадочного размера для свободного перемещения дополнительной обечайки 3 вдоль полого внутреннего стакана 1 до размещения ее в требуемом положении, но при этом не превышающей температуры, при которой происходят существенные изменения в структуре материала нагреваемой детали или изменения его физико-механических свойств. После остывания соединенных деталей на внешнюю поверхность дополнительной обечайки 3 устанавливают внешнюю обечайку 2. Для облегчения процесса сборки внешнюю обечайку 2 нагревают до температуры, обеспечивающий необходимое изменение посадочного размера для свободного перемещения внешней обечайки 2 вдоль дополнительной обечайки 3 до размещения ее в требуемом положении, но при этом не превышающей температуры, при которой происходят существенные изменения в структуре материала нагреваемой детали или изменения его физико-механических свойств. После остывания собранных деталей полости, образованные продольными каналами 4, выполненными на внутренней поверхности дополнительной обечайки 3 и внешней поверхностью полого внутреннего стакана 1, а также полости, образованные продольными каналами 5, выполненными на внешней поверхности дополнительной обечайки 3, и внутренней поверхностью внешней обечайки 2, заполняют нейтронно-поглощающим материалом. Заполнение производят по направлению снизу (со стороны днища) вверх. Затем на внешнюю обечайку 2 устанавливают днище 6 с нейтронной защитой 7. Далее сверху на полый внутренний стакан 1 устанавливают герметично закрываемую крышку 8, а на внешнюю обечайку 2 - герметично закрываемую крышку 9 с нейтронной защитой 10.The hollow
Предлагаемый способ изготовления устройства для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива будет способствовать повышению технологичности контейнера за счет упрощения его конструкции и снижению затрат труда, времени и средств на его сборку. Это связано с тем, что дополнительная обечайка 3 изготавливается цельной, а не из составных частей, при этом она имеет достаточно простую геометрическую форму, что упрощает ее механическую обработку и процесс сборки контейнера. В процессе сборки без каких-либо дополнительных технологических операций, например сверления, между полым внутренним стаканом 1 и дополнительной обечайкой 3, а также между дополнительной обечайкой 3 и внешней обечайкой 2 автоматически образуются полости для размещения нейтронно-поглощающего материала. Не требуется установки между полым внутренним стаканом 1 и внешней обечайкой 2 дополнительных специальных элементов для отвода тепла, т.к. эту функцию будет выполнять дополнительная обечайка 3, выполненная цельной и имеющая достаточную для этой цели площадь контакта с внешней поверхностью полого внутреннего стакана 1 и внутренней поверхностью внешней обечайки 2.The proposed method of manufacturing a device for transportation and storage of spent nuclear fuel will help to improve the manufacturability of the container by simplifying its design and reducing labor costs, time and money for its assembly. This is due to the fact that the
При предлагаемом способе сборки устройства для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива соединение дополнительной обечайки 3 с полым внутренним стаканом 1 и дополнительной обечайки 3 с внешней обечайкой 2 осуществляется простым методом - посадкой с натягом, не требующим применения каких-либо специальных дополнительных крепежных деталей и обеспечивающим хорошее центрирование соединяемых полого внутреннего стакана 1, дополнительной обечайки 3 и внешней обечайки 2 при их надежной фиксации относительно друг друга в требуемом положении.With the proposed method of assembling a device for transporting and storing spent nuclear fuel, the connection of the
Благодаря новизне предлагаемого способа упрощается технология сборки устройства для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива и снижаются трудовые и финансовые затраты на его изготовление.Due to the novelty of the proposed method, the assembly technology of the device for transporting and storing spent nuclear fuel is simplified and the labor and financial costs of its manufacture are reduced.
БИБЛИОГРАФИЯBIBLIOGRAPHY
1. Описание изобретения к патенту RU 2095865.1. Description of the invention to patent RU 2095865.
2. Описание изобретения к патенту RU 2088984.2. Description of the invention to patent RU 2088984.
3. Описание изобретения к патенту WO 2008005932.3. Description of the invention to patent WO 2008005932.
Claims (1)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2011144535/07A RU2486614C1 (en) | 2011-11-02 | 2011-11-02 | Method to manufacture device for storage and transportation of spent nuclear fuel |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2011144535/07A RU2486614C1 (en) | 2011-11-02 | 2011-11-02 | Method to manufacture device for storage and transportation of spent nuclear fuel |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2011144535A RU2011144535A (en) | 2013-05-10 |
RU2486614C1 true RU2486614C1 (en) | 2013-06-27 |
Family
ID=48702416
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2011144535/07A RU2486614C1 (en) | 2011-11-02 | 2011-11-02 | Method to manufacture device for storage and transportation of spent nuclear fuel |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2486614C1 (en) |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
SU526026A1 (en) * | 1970-05-11 | 1976-08-25 | Феб Дампферцойгербау Берлин (Инопредприятие) | Shipping container for radioactive materials |
DE19856685A1 (en) * | 1998-12-09 | 2000-06-15 | Gnb Gmbh | Shielding container |
WO2008005932A2 (en) * | 2006-06-30 | 2008-01-10 | Holtec International, Inc. | Apparatus, system and method for storing high level waste |
RU2348085C1 (en) * | 2007-07-09 | 2009-02-27 | Открытое акционерное общество "Конструкторское бюро специального машиностроения" | Container for transportation and/or storage of waste nuclear fuel |
-
2011
- 2011-11-02 RU RU2011144535/07A patent/RU2486614C1/en active IP Right Revival
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
SU526026A1 (en) * | 1970-05-11 | 1976-08-25 | Феб Дампферцойгербау Берлин (Инопредприятие) | Shipping container for radioactive materials |
DE19856685A1 (en) * | 1998-12-09 | 2000-06-15 | Gnb Gmbh | Shielding container |
WO2008005932A2 (en) * | 2006-06-30 | 2008-01-10 | Holtec International, Inc. | Apparatus, system and method for storing high level waste |
RU2348085C1 (en) * | 2007-07-09 | 2009-02-27 | Открытое акционерное общество "Конструкторское бюро специального машиностроения" | Container for transportation and/or storage of waste nuclear fuel |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
RU2011144535A (en) | 2013-05-10 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US9293229B2 (en) | Ventilated system for storing high level radioactive waste | |
CN101523506A (en) | System and method of storing high level waste | |
KR102495456B1 (en) | Multi-component casks for storage and transport of spent nuclear fuel | |
RU2465662C1 (en) | Container for transportation and/or storage of spent nuclear fuel | |
WO2008097381A2 (en) | Apparatus and method for transporting and/or storing radioactive materials | |
WO2006086766A2 (en) | Manifold system for a ventilated storage for high level nuclear waste | |
WO2008005932A2 (en) | Apparatus, system and method for storing high level waste | |
US11430579B2 (en) | Apparatus and methods for storing hazardous waste materials by encasing same in a fusible metal alloy | |
KR20220050975A (en) | Radiation shielding enclosures for spent fuel casks | |
JP2016509663A (en) | Melting equipment for collecting contaminated scrap | |
RU2264669C2 (en) | Method for nuclear fuel storage and system for manufacturing nuclear fuel storage container | |
RU2486614C1 (en) | Method to manufacture device for storage and transportation of spent nuclear fuel | |
RU2510721C1 (en) | Container for spent nuclear fuel transportation | |
RU2510770C1 (en) | Container for spent nuclear fuel transportation and/or storage | |
US6617484B1 (en) | Containment and transportation of decommissioned nuclear reactor pressure vessels and the like | |
RU2646852C1 (en) | Method of manufacture of container casing for tuk with casing from high-duty cast iron with globular graphite | |
RU115119U1 (en) | DEVICE FOR STORAGE AND TRANSPORT OF WASTE NUCLEAR FUEL | |
RU187096U1 (en) | CONTAINER FOR TRANSPORTATION AND STORAGE OF WASTE NUCLEAR FUEL | |
RU2479876C1 (en) | Container to transport and/or store spent nuclear fuel | |
RU2686476C1 (en) | Container cover for spent nuclear fuel transportation and storage | |
US11718444B2 (en) | Container for storage of molten material from an industrial facility and method of manufacturing same | |
CN214752976U (en) | Transfer container in spent fuel plant | |
CN220584935U (en) | Storage device suitable for nuclear power station radioactive control rod guide cylinder | |
RU2711078C1 (en) | Dual-purpose container for transportation and storage of spent nuclear fuel | |
CN103733266A (en) | Apparatus for treating molten atomic reactor fuel rod using vertical cavity |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20141103 |
|
NF4A | Reinstatement of patent |
Effective date: 20160520 |
|
PD4A | Correction of name of patent owner | ||
QB4A | Licence on use of patent |
Free format text: LICENCE FORMERLY AGREED ON 20180404 Effective date: 20180404 |