RU2524685C1 - Способ упаковки дефектных отработавших твэлов ядерного реактора и устройство для его осуществления - Google Patents

Способ упаковки дефектных отработавших твэлов ядерного реактора и устройство для его осуществления Download PDF

Info

Publication number
RU2524685C1
RU2524685C1 RU2013121516/07A RU2013121516A RU2524685C1 RU 2524685 C1 RU2524685 C1 RU 2524685C1 RU 2013121516/07 A RU2013121516/07 A RU 2013121516/07A RU 2013121516 A RU2013121516 A RU 2013121516A RU 2524685 C1 RU2524685 C1 RU 2524685C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
caisson
rabbit
loaded
case
spent fuel
Prior art date
Application number
RU2013121516/07A
Other languages
English (en)
Inventor
Михаил Викторович Антоненко
Алексей Вячеславович Леонов
Владимир Кузьмич Попов
Игорь Анатольевич Царьков
Original Assignee
Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" filed Critical Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат"
Priority to RU2013121516/07A priority Critical patent/RU2524685C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2524685C1 publication Critical patent/RU2524685C1/ru

Links

Images

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Группа изобретений относится к ядерной технике, в частности к упаковке (загрузке) дефектных отработавших твэлов в ампулу (пенал) для временного хранения в бассейне выдержки и последующей транспортировки на переработку. После загрузки отработавших твэлов в пенал и запрессовки верхней крышки на опоре-фиксаторе кессона размещают нижнюю крышку пенала, загруженный пенал устанавливают в кессон, подают в кессон сжатый воздух, после чего загруженный пенал осаживают на нижнюю крышку и извлекают загруженный пенал из кессона. Предложенный способ реализуется устройством, состоящим из пенала и кессона. Пенал состоит из герметичного корпуса с верхней и нижней крышками. В корпусе пенала установлена опора для загруженных твэлов, а верхняя и нижняя крышки снабжены уплотнениями. Корпус пенала устанавливают с возможностью вертикального перемещения через уплотнительный узел в кессон. Входной патрубок кессона через клапан соединен с трубопроводом сжатого воздуха, а выходной - с атмосферой над бассейном. В нижней части кессона установлена опора-фиксатор для размещения на нем нижней крышки пенала. В корпусе пенала установлена опора для загруженных твэлов, а верхняя и нижняя крышки снабжены уплотнениями. Технический результат - возможность осуществлять под защитным слоем воды не только загрузку отработавших твэлов в пенал, но и удаление из загруженного пенала воды и его герметизацию. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.

Description

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к упаковке (загрузке) дефектных отработавших твэлов в ампулу (пенал) для временного хранения в бассейне выдержки и последующей транспортировки на переработку.
Известна ампула для отработавшей тепловыделяющей сборки (патент РФ №2403638, МПК G21F 5/ 008). Изобретение относится к ампуле, в которую осуществляется загрузка дефектного пучка твэлов (ПТ) для временного хранения в бассейне выдержки и последующего сухого хранения.
При работе с известной ампулой отработавшие тепловыделяющие сборки (ОТВС) реактора РБМК-1000 извлекают из бассейна выдержки, где они хранились в воде, расчленяют на два пучка тепловыделяющих элементов, пучки твэлов упаковывают в ампулы. В стационарном хранилище ампулы с пучками твэлов размещают в металлических герметичных пеналах. С целью исключения коррозионного влияния воды на пенал и твэлы производится осушка ампулы. Ампульное хранение обеспечивает локализацию частиц топливной композиции и элементов конструкции пучков твэлов в случае их разрушения при транспортировании и хранении. Дефектный ПТ помещают в специальную ампулу и возвращают в бассейн выдержки. В дне и крышке ампулы выполнены лабиринтные каналы, позволяющие заполнять и опорожнять внутреннюю полость от воды при установке ампулы на временное хранение в бассейн выдержки. Лабиринтные каналы препятствуют высыпанию частиц топлива из ампулы и обеспечивают возможность проведения осушки пучка твэла. Вскрытие и закрытие ампулы выполняется с помощью манипулятора, установленного в защитной камере отделения разделки на АЭС.
Недостатком известной ампулы и предусмотренного ей способа упаковки пучков твэлов является необходимость его выполнения на воздухе в защитной (горячей) камере с применением специального сложного оборудования. Оснащение ампулы лабиринтными каналами не исключает вымывание водой растворимых соединений радионуклидов и мелкодисперсных частиц топлива из ампулы при ее опорожнении после временного хранения в бассейне выдержки.
Известен способ упаковки дефектных отработавших блочковых твэлов дисперсионных в алюминиевой оболочке высокообогащенных блоков ОДАВ, предусмотренный техническими условиями «Порядок хранения, освидетельствования, комплектации и транспортировки блоков типа ДАВ-90 на основе металлокерамического топлива, отработавших» ТУ 95 200.220-003-2010, разработки ОАО «Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара».
Согласно данным ТУ технологическая схема обращения с блоками ОДАВ включает следующие операции:
- временное хранение в специальных бассейнах выдержки с периодическим освидетельствованием;
- сортировка блоков ОДАВ по результатам освидетельствования на целые и дефектные и размещение раздельно в технологических емкостях (ковшах);
- блоки ОДАВ с визуально обнаруженными повреждениями оболочки в виде сквозных механических или коррозионных дефектов (дефектные) упаковываются в индивидуальные (с размерами не более 50×110 мм) пеналы, предотвращающие загрязнение воды бассейна выдержки частицами (фрагментами) топлива; пенал должен быть изготовлен из алюминиевого сплава;
- комплектация партий для транспортировки к месту переработки;
- загрузка в специальные транспортные контейнеры;
- транспортировка к месту переработки.
Транспортировка блоков ОДАВ производится в транспортно-упаковочном комплекте ТУ К-135, разработанном ОАО "Инженерный центр ядерных контейнеров" (конструкторская документация на ТУК-135, 10-16142.00.00.000, ОАО «ИЦЯК»). Транспортировка блоков ОДАВ с использованием ТУК-135 включает следующие операции:
- загрузка навалом блоков ОДАВ с ненарушенной целостностью оболочки без упаковки в пеналы; - загрузка навалом дефектных твэлов в индивидуальных негерметичных пеналах из алюминиевого сплава;
- загрузка твэлов в специальных корзинах в негерметичных пеналах из нержавеющей стали с групповой (по 7 штук) упаковкой (чехол с корзинами для пеналов 02-122ВО ОАО «ИЦЯК», пенал для семи блоков ОДАВ, чертеж А.20019.OС.000.СБ, ОАО «ИЦЯК»).
Недостатком способа транспортировки твэлов (блоков ОДАВ) в ТУК-135 навалом является необходимость создания и оснащения специальным оборудованием узла перегрузки.
Способ групповой упаковки блоков ОДАВ в негерметичные пеналы из нержавеющей стали позволяет транспортировать блоки ОДАВ на переработку при отсутствии специального узла перегрузки, но не позволяет отправить на переработку дефектные блоки ОДАВ с нарушенной целостностью оболочки.
Наиболее близким по технической сущности заявляемому способу и устройству для его осуществления является способ групповой (по 7 штук) упаковки блоков ОДАВ в негерметичные пеналы из нержавеющей стали по чертежу А.20019.OС.000.СБ с транспортировкой в ТУК-135 (RUS/3173/B(U)F-96) разработки ОАО «Инженерный центр ядерных контейнеров». При использовании этого способа не требуется «горячая» камера и сложное оборудование. В указанном способе упаковка блоков ОДАВ в пенал производится под слоем воды, например, в бассейне выдержки твэлов. Порожние негерметичные пеналы устанавливают в чехол ТУК-135. В бассейне выдержки отработавших твэлов под слоем воды с помощью ручного манипулятора в пеналы загружают блоки ОДАВ. После загрузки блоков крышку запрессовывают в корпус с плотной посадкой. Чехол с загруженными пеналами в перегрузочной шахте извлекают из воды и удерживают некоторое время на воздухе для слива воды из пеналов и чехла.
Однако при длительном хранении отработавших твэлов в бассейнах выдержки происходит сквозное коррозионное поражение оболочки, что приводит к ускоренному разрушению отработавших твэлов и загрязнению бассейнов радионуклидами и фрагментами ядерного топлива. Разрушение отработавших твэлов создает не только опасность загрязнения бассейнов выдержки твэлов, но и приводит к усложнению условий их транспортировки на переработку. В связи с этим возникает необходимость отправки на переработку отработавших твэлов с большим временем хранения в кратчайшие сроки. Однако технологические возможности предприятия - переработчика отработавших твэлов обуславливают необходимость транспортировки дефектных отработавших твэлов в «сухих» (без воды) пеналах герметичного исполнения.
Недостатком известного способа упаковки является то, что этим способом невозможно осуществить «сухую» упаковку отработавших твэлов в герметичные пеналы под защитным слоем воды.
Известный пенал содержит корпус с отверстиями для слива воды при извлечении пенала из бассейна, крышку и дно, присоединенное к корпусу сваркой. Для фиксации крышки в верхней части корпуса выполнена расточка, обеспечивающая посадку крышки в расточку корпуса с натягом.
Недостатком известного пенала является его негерметичность, что не позволяет транспортировать в нем дефектные отработавшие твэлы с нарушенной целостностью оболочки.
Задачей заявляемых изобретений является выполнение требования поставки на переработку дефектных отработавших твэлов в «сухих» (без воды) пеналах герметичного исполнения, повышение радиационной безопасности при временном хранении дефектных отработавших твэлов в бассейнах выдержки.
Технический результат, получаемый при внедрении предлагаемых изобретений, заключается в удалении воды из пенала с отработавшими твэлами и герметизации загруженного пенала в кессоне под защитным слоем воды.
Для получения указанного технического результата в известном способе, включающем загрузку под слоем воды отработавших твэлов в пенал и последующую запрессовку в пенал верхней крышки, загруженный пенал с запрессованной верхней крышкой устанавливают в кессон, в котором предварительно на опоре-фиксаторе размещают нижнюю крышку пенала, подают в кессон сжатый воздух, после чего загруженный пенал осаживают на нижнюю крышку и извлекают загруженный пенал из кессона.
Установка загруженного пенала с запрессованной верхней крышкой в кессон и подача в кессон сжатого воздуха позволяют удалить воду из загруженного отработавшими твэлами пенала под слоем воды.
Размещение на опоре-фиксаторе кессона нижней крышки пенала и осаживание загруженного пенала на его нижнюю крышку после удаления воды из кессона и пенала позволяют установить нижнюю крышку в корпус пенала по посадке с натягом и загерметизировать тем самым загруженный пенал в воздушной среде кессона под защитным слоем воды, а потом извлечь загерметизированный пенал из кессона.
Для получения указанного технического результата в известном устройстве для упаковки дефектных отработавших твэлов ядерного реактора, включающем пенал для групповой упаковки твэлов и верхнюю крышку, корпус пенала выполнен герметичным и установлен с возможностью вертикального перемещения через уплотнительный узел в кессон, входной патрубок которого через клапан соединен с трубопроводом сжатого воздуха, а выходной - с атмосферой над бассейном. В нижней части кессона установлена опора-фиксатор для размещения на нем нижней крышки пенала.
В варианте исполнения в корпусе пенала установлена опора для загруженных твэлов, а верхняя и нижняя крышки снабжены уплотнениями.
Выполнение корпуса пенала герметичным (с корпусом без отверстий) и его установка через уплотнительный узел в кессон позволяют получить герметичную полость внутри загруженного пенала и кессона, изолированную от бассейна.
Соединение входного патрубка кессона через клапан с трубопроводом сжатого воздуха, а выходного - с атмосферой над бассейном позволяют подачей воздуха удалить воду из герметичной внутренней полости загруженного пенала и кессона и проконтролировать полноту удаления воды из кессона.
Установка в нижней части кессона опоры-фиксатора для размещения на нем нижней крышки пенала и установка загруженного пенала с возможностью вертикального перемещения через уплотнительный узел в кессон позволяют после удаления воды осадить загруженный пенал на нижнюю крышку, вводя ее в расточку корпуса пенала, и, тем самым, загерметизировать под защитным слоем воды пенал с дефектными отработавшими твэлами.
Установка в корпусе пенала опоры для загружаемых твэлов позволяет транспортировать загруженный отработавшими твэлами пенал в бассейне от места загрузки к кессону.
Снабжение верхней и нижней крышек уплотнениями позволяет повысить надежность герметизации пенала.
Предлагаемые изобретения иллюстрируются чертежами, на которых изображены:
На фиг.1 - предлагаемое устройство в разрезе;
На фиг.2 - загруженный пенал в разрезе.
Предлагаемый способ реализуют в следующей последовательности.
Под слоем воды в бассейне выдержки отработавших твэлов с помощью ручного манипулятора загружают отработавшие твэлы в вертикально расположенный корпус пенала. Устанавливают верхнюю крышку в загруженный корпус и вводят ее в корпус методом осаживания, например, с помощью штанги (прутка или трубы) и ударного инструмента.
В кессон на опору-фиксатор помещают нижнюю крышку пенала. В кессон через уплотнение кессона вводят загруженный корпус пенала с запрессованной верхней крышкой. По трубопроводу, подсоединенному к входному штуцеру кессона, подают воздух небольшим расходом и вытесняют воду из загруженного пенала и кессона. Выдерживают продувку в течение 2…3 минут для обеспечения слива воды из внутренней полости пенала. Полноту удаления воды контролируют по выходному трубопроводу, размещенному выше уровня воды в бассейне. Осаживают корпус пенала до упора в нижнюю крышку и напрессовывают пенал на нижнюю крышку. После герметизации загруженный пенал извлекают из кессона и помещают в контейнер (кюбель) для хранения в бассейне выдержки отработавших твэлов.
Устройство для реализации предлагаемого способа содержит (см. фиг.1) кессон 1, установленный в бассейне 2 выдержки, входной патрубок 3 которого трубопроводом 4 через клапан 5 соединен с источником сжатого воздуха, а выходной патрубок 6 трубопроводом 7 - с атмосферой над бассейном 2. В кессон 1 через уплотнительный узел 8 установлен с возможностью вертикального перемещения корпус пенала 9, загруженный отработавшими твэлами 10 и загерметизированный верхней крышкой 11, установленной в корпус пенала 9 по посадке с натягом. В нижней части кессона 1 на его опоре-фиксаторе 12 размещается нижняя крышка 13 пенала 9. Верхняя 11 и нижняя 13 крышки пенала (см. фиг.2) снабжены уплотнениями 14. В корпусе пенала 9 герметично на сварке установлена опора (шпилька) 15, не препятствующая сливу воды из корпуса пенала 9 в кессон 1.
Предлагаемое устройство при реализации предложенного способа работает следующим образом.
Под слоем воды в бассейне 2 выдержки отработавших твэлов с помощью ручного манипулятора (на чертежах не показан) загружают отработавшие твэлы 10 в вертикально расположенный корпус пенала 9 таким образом, чтобы столб твэлов 10 опустился на опору 15. В корпус пенала 9 устанавливают верхнюю крышку 11 и уплотняют методом осаживания, например, с помощью штанги и ударного инструмента (на чертежах не показаны). В кессон 1 на опору-фиксатор 12 помещают нижнюю крышку 13 пенала 9.
По трубопроводу 4 во входной патрубок 3 кессона 1 подается сжатый воздух, причем его расход регулируется клапаном 5. Вода из кессона 1 и корпуса пенала 9 вытесняется воздухом через выходной патрубок 6 по трубопроводу 7. Продувка кессона выдерживается в течение 2…3 минут для обеспечения полного удаления воды из внутренней полости корпуса 9 и кессона 1. Полнота удаления воды контролируется по ее отсутствию на выходе из трубопровода 7. Затем осаживают корпус пенала 9 до упора в нижнюю крышку 14 и напрессовывают его на нижнюю крышку 14 с помощью штанги и ударного инструмента. После запрессовки в корпус пенала 9 нижней крышки 14 загерметизированный загруженный пенал извлекают из кессона и помещают в контейнер (кюбель) для хранения в бассейне хранилище отработавших твэлов.
Предлагаемые способ упаковки твэлов и устройство изготовлены и прошли опытно-промышленные испытания на реакторном заводе предприятия. Получены положительные результаты.

Claims (3)

1. Способ упаковки дефектных отработавших твэлов ядерного реактора, включающий загрузку отработавших твэлов в пенал под слоем воды, последующую запрессовку в пенал верхней крышки, отличающийся тем, что на опоре-фиксаторе кессона размещают нижнюю крышку пенала, загруженный пенал с запрессованной верхней крышкой устанавливают в кессон, подают в кессон сжатый воздух, после чего загруженный пенал осаживают на нижнюю крышку и извлекают загруженный пенал из кессона.
2. Устройство для упаковки в пенал дефектных отработавших твэлов ядерного реактора, содержащее пенал и верхнюю крышку, отличающееся тем, что корпус пенала выполнен герметичным и снабжен нижней крышкой, корпус установлен с возможностью вертикального перемещения через уплотнительный узел в кессон, входной патрубок которого через клапан соединен с трубопроводом сжатого воздуха, а выходной - с атмосферой над бассейном, в нижней части кессона установлена опора-фиксатор для размещения на нем нижней крышки пенала.
3. Устройство для упаковки в пенал дефектных отработавших твэлов ядерного реактора по п.2, отличающееся тем, что в корпусе пенала установлена опора для загруженных твэлов, а верхняя и нижняя крышки снабжены уплотнениями.
RU2013121516/07A 2013-05-07 2013-05-07 Способ упаковки дефектных отработавших твэлов ядерного реактора и устройство для его осуществления RU2524685C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2013121516/07A RU2524685C1 (ru) 2013-05-07 2013-05-07 Способ упаковки дефектных отработавших твэлов ядерного реактора и устройство для его осуществления

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2013121516/07A RU2524685C1 (ru) 2013-05-07 2013-05-07 Способ упаковки дефектных отработавших твэлов ядерного реактора и устройство для его осуществления

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2524685C1 true RU2524685C1 (ru) 2014-08-10

Family

ID=51355078

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2013121516/07A RU2524685C1 (ru) 2013-05-07 2013-05-07 Способ упаковки дефектных отработавших твэлов ядерного реактора и устройство для его осуществления

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2524685C1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2623102C1 (ru) * 2016-04-27 2017-06-22 Акционерное Общество "Российский Концерн По Производству Электрической И Тепловой Энергии На Атомных Станциях" (Ао "Концерн Росэнергоатом") Способ перегрузки тепловыделяющей сборки и устройство для его осуществления

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2009554C1 (ru) * 1992-02-05 1994-03-15 Акционерное общество открытого типа "Ижорские заводы" Контейнер для транспортирования дефектных тепловыделяющих сборок
RU1566U1 (ru) * 1994-10-10 1996-01-16 Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина Чехол для работы с двухпучковыми топливными сборками
US6625246B1 (en) * 2002-04-12 2003-09-23 Holtec International, Inc. System and method for transferring spent nuclear fuel from a spent nuclear fuel pool to a storage cask
WO2007125072A1 (fr) * 2006-04-27 2007-11-08 Areva Nc Hotte pour chargement de container avec au moins un assemblage de combustible nucleaire, moyen de prehension et procede de chargement

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2009554C1 (ru) * 1992-02-05 1994-03-15 Акционерное общество открытого типа "Ижорские заводы" Контейнер для транспортирования дефектных тепловыделяющих сборок
RU1566U1 (ru) * 1994-10-10 1996-01-16 Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина Чехол для работы с двухпучковыми топливными сборками
US6625246B1 (en) * 2002-04-12 2003-09-23 Holtec International, Inc. System and method for transferring spent nuclear fuel from a spent nuclear fuel pool to a storage cask
WO2007125072A1 (fr) * 2006-04-27 2007-11-08 Areva Nc Hotte pour chargement de container avec au moins un assemblage de combustible nucleaire, moyen de prehension et procede de chargement

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2623102C1 (ru) * 2016-04-27 2017-06-22 Акционерное Общество "Российский Концерн По Производству Электрической И Тепловой Энергии На Атомных Станциях" (Ао "Концерн Росэнергоатом") Способ перегрузки тепловыделяющей сборки и устройство для его осуществления

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN108352203B (zh) 核废料存储罐
US5646971A (en) Method and apparatus for the underwater loading of nuclear materials into concrete containers employing heat removal systems
CN101855675B (zh) 核电厂一回路冷却剂主系统充水及排出空气的方法,以及实施该方法的顶盖
KR100666885B1 (ko) 방사성 물질의 수송용 용기 및 밀폐 용기의 장전방법
CN107833644A (zh) 海洋核动力平台的换料系统和换料方法
FI83461B (fi) Lagringsarrangemang foer kaernbraensle.
JP6442137B2 (ja) 原子炉機器搬出又は燃料デブリ搬出方法及び作業ハウス
JP4064646B2 (ja) 放射性物質の密閉容器、密閉容器の密閉溶接方法、および密閉溶接方法に用いる排気装置
US20120219100A1 (en) Iodine-125 production system and method
JP2002243888A (ja) 放射性物質の封入方法および冷却装置
RU2524685C1 (ru) Способ упаковки дефектных отработавших твэлов ядерного реактора и устройство для его осуществления
KR102311734B1 (ko) 중수로 결함 사용후핵연료 운반 바스켓
CN108447575B (zh) 压水堆乏燃料干式贮存装载方法
JPH10332891A (ja) 使用済み核燃料の貯蔵方法
RU2403638C1 (ru) Ампула для отработавшей тепловыделяющей сборки
JP2003139887A (ja) キャニスタ
RU2593273C1 (ru) Контейнер для транспортирования и хранения отработавшего ядерного топлива
JP2001242294A (ja) 使用済燃料の貯蔵方法及び装置
JP6655224B2 (ja) 原子炉容器や格納容器のキレツを空気中の水蒸気を用いて封鎖する工法
JP2011237293A (ja) 放射性物質収納方法
RU2620132C1 (ru) Пенал для хранения отработавших тепловыделяющих сборок
RU2709023C1 (ru) Пенал для размещения и хранения жидкого отработавшего ядерного топлива
RU2603853C1 (ru) Чехол хранения отработавших тепловыделяющих сборок реакторов ввэр-1000
Thomas Preliminary Evaluation of Loading DOE Standardized Canisters in the CPP-603 Irradiated Fuel Storage Facility
JP6746922B2 (ja) 放射性廃棄物の貯蔵方法及び装置

Legal Events

Date Code Title Description
MZ4A Patent is void

Effective date: 20200819