RU2707868C1

RU2707868C1 - Container for transportation and / or storage of spent fuel assemblies

Info

Publication number: RU2707868C1
Application number: RU2019118127A
Authority: RU
Inventors: Сергей Анатольевич Кузьминых; Роман Владимирович Шаров; Константин Алексеевич Твиленев; Павел Валерьевич Стасенко; Алексей Юрьевич Лепешкин; Азат Зуфарович Каримов; Александр Владимирович Судаков; Ксения Николаевна Инкина
Original assignee: Акционерное общество "Логистический центр ЯТЦ" (АО "ЛЦ ЯТЦ")
Priority date: 2019-06-11
Filing date: 2019-06-11
Publication date: 2019-12-02
Also published as: WO2020251383A1

Abstract

FIELD: nuclear engineering.

SUBSTANCE: invention relates to nuclear engineering. Container for transportation and / or storage of spent fuel assemblies includes metal housing, covers and cover containing spacer grids having holes with tube channels for spent fuel assemblies arranged in them, and holes for metal ties. Central part of spacing arrays contacting with pipe channels is made of material with high heat conductivity, and outer part forming ring is made of composite material also with high heat conductivity, but ensuring absorption of neutrons.

EFFECT: invention increases fabricability of the container.

4 cl, 8 dwg

Description

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к защитным транспортным контейнерам, и может быть применено в транспортных упаковочных комплектах для размещения при транспортировании и/или хранении отработавших тепловыделяющих сборок.The invention relates to nuclear technology, namely to protective transport containers, and can be used in transport packaging systems for placement during transportation and / or storage of spent fuel assemblies.

Защитный транспортный контейнер состоит из корпуса и чехла, размещенного внутри корпуса. Для безопасного транспортирования и хранения отработавших тепловыделяющих сборок в соответствии с требованиями ядерной безопасности конструкция чехла должна обеспечивать подкритичность, т.е. снижение эффективного коэффициента размножения нейтронов (К_эфф) до К_эфф<0,95, и при этом достаточно эффективно отводить тепло от отработавших тепловыделяющих сборок к корпусу контейнера. Нейтронная и радиационная защита обычно конструктивно встроена в корпус контейнера. Как правило, корпус контейнера 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.The protective transport container consists of a housing and a cover located inside the housing. For safe transportation and storage of spent fuel assemblies in accordance with nuclear safety requirements, the cover design must provide subcriticality, i.e. a decrease in the effective neutron multiplication coefficient (K _eff ) to K _eff <0.95, while it is quite efficient to remove heat from the spent fuel assemblies to the container body. Neutron and radiation shields are typically structurally integrated into the container body. Typically, the container body 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 контейнер для транспортирования и длительного хранения отработавших тепловыделяющих сборок атомных электростанций, содержащий наружный корпус с крышкой, внутренний корпус с крышкой, размещенный во внутреннем корпусе чехол с гнездами для отработавших тепловыделяющих сборок и амортизаторы. В наружном корпусе вдоль его продольной оси выполнены каналы, которые заполнены нейтронопоглощающим водородосодержащим материалом (патент RU №123207).A known container for transporting and long-term storage of spent fuel assemblies of nuclear power plants, comprising an outer case with a lid, an inner case with a lid, a cover with slots for spent fuel assemblies and shock absorbers located in the inner case. In the outer casing along its longitudinal axis, channels are made that are filled with neutron-absorbing hydrogen-containing material (patent RU No. 123207).

Недостатком указанного контейнера является сложность выполнения в наружном корпусе контейнера каналов для нейтронопоглощающего водородосодержащего материала, что обусловлено необходимостью размещения в корпусе нейтронной защиты.The disadvantage of this container is the difficulty of performing channels for a neutron-absorbing hydrogen-containing material in the outer case of the container, which is due to the need to place neutron protection in the case.

Известен контейнер для хранения и транспортировки радиоактивных материалов (патент ЕР 2048671 А2). Контейнер содержит внутреннюю и внешние оболочки, между которыми находятся кольцевые экранирующие слои защиты соответственно от γ-излучения и от нейтронов. Слой защиты от γ-излучения располагается на внутренней стороне периметра слоя нейтронной защиты. Внутренняя и внешняя оболочки изготавливаются из углеродистой или нержавеющей стали. Между внутренней и внешней оболочками с заданным интервалом равномерно по окружности располагается множество рядов теплопроводящих ребер, которые обеспечивают теплоотвод из внутренней полости контейнера. Теплопроводящие ребра имеют L-образный профиль. При этом длинная сторона теплопроводящих ребер расположена радиально и приварена к внутренней оболочке, а короткая боковая часть теплопроводящих ребер упирается во внешнюю оболочку с некоторым усилием. Слой защиты от γ-излучения составлен из труднодеформируемых блоков, сформированных из свинца или свинцового сплава, помещенного в трубчатый элемент, который имеет более высокую упругость по сравнению с блоком, сформированным из свинца или свинцового сплава. Трубчатый элемент имеет более высокую теплопроводность, чем упомянутые труднодеформируемые блоки, и изготавливается из алюминия или алюминиевого сплава, меди или медного сплава. На контактную поверхность между слоем защиты от γ-излучения и внутренней оболочкой нанесен слой геля на основе оксида кремния или силиконового материала. Слой нейтронной защиты выполнен из органического материала, включающего в себя водород, и составлен из множества блоков. Каждый блок нейтронной защиты частично покрыт (перекрыт) смежными теплопроводящими L-образными ребрами, имеющими более высокую упругость по сравнению с упругостью блока нейтронной защиты. Упомянутые L-образные ребра имеют более высокую теплопроводность, чем блоки нейтронной защиты, и изготавливаются из алюминия или алюминиевого сплава, меди или медного сплава.Known container for storage and transportation of radioactive materials (patent EP 2048671 A2). The container contains inner and outer shells, between which there are annular shielding layers of protection, respectively, from γ-radiation and from neutrons. The γ-radiation protection layer is located on the inner side of the perimeter of the neutron protection layer. The inner and outer shells are made of carbon or stainless steel. Between the inner and outer shells with a given interval, a plurality of rows of heat-conducting fins are located uniformly around the circumference, which provide heat removal from the inner cavity of the container. The heat-conducting fins have an L-shaped profile. In this case, the long side of the heat-conducting ribs is located radially and welded to the inner shell, and the short side of the heat-conducting ribs abuts against the outer shell with some effort. The γ-radiation protection layer is composed of hard-deformed blocks formed from lead or a lead alloy placed in a tubular element that has a higher elasticity than a block formed from lead or a lead alloy. The tubular element has a higher thermal conductivity than the said hardly deformable blocks, and is made of aluminum or aluminum alloy, copper or copper alloy. A gel layer based on silicon oxide or silicone material is deposited on the contact surface between the γ-radiation protection layer and the inner shell. The neutron protection layer is made of organic material, including hydrogen, and is composed of many blocks. Each neutron protection block is partially covered (covered) by adjacent heat-conducting L-shaped ribs having a higher elasticity than the elasticity of the neutron protection block. Said L-shaped fins have higher thermal conductivity than neutron protection blocks and are made of aluminum or aluminum alloy, copper or copper alloy.

Однако известный контейнер предполагает высокую трудоемкость изготовления и, следовательно, высокую стоимость. Кроме того, конструкция контейнера не исключает возможности «прямого прострела» нейтронов вдоль радиально установленных теплопроводящих ребер.However, the known container involves a high complexity of manufacturing and, therefore, high cost. In addition, the design of the container does not exclude the possibility of a “direct shot” of neutrons along radially mounted heat-conducting fins.

Известна конструкция контейнера для хранения радиоактивных материалов (патент JP 2008082906) состоящего из двух соосных внутреннего и внешнего цилиндров, которые соединены между собой перемычками, выполняющими роль теплоотводящих элементов, образуемые при этом пространства заполнены нейтронно-поглощающим материалом. Перемычки к цилиндрам крепятся посредством сварного соединения.A known design of a container for storing radioactive materials (patent JP 2008082906) consisting of two coaxial inner and outer cylinders, which are interconnected by jumpers that act as heat-removing elements, the spaces formed in this case are filled with neutron-absorbing material. Jumpers to cylinders are fastened by means of a welded joint.

Недостатком известной конструкции контейнера является необходимость применения сварочной операции для соединения перемычек, что обусловлено конструкцией корпуса контейнера. Кроме того, возможно попадание быстрых нейтронов в окружающую среду через теплоотводящие элементы, соединяющие внешнюю и внутреннюю оболочки и проходящие сквозь нейтронно-поглощающий материал.A disadvantage of the known container design is the need for a welding operation to connect the jumpers, due to the design of the container body. In addition, it is possible that fast neutrons can enter the environment through heat-removing elements connecting the outer and inner shells and passing through the neutron-absorbing material.

Известен контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива (патент RU 2348085), содержащий металлический корпус, включающий днище, наружную и внутреннюю цилиндрические оболочки, полость между которыми заполнена материалом для поглощения нейтронов. Через материал для поглощения нейтронов пропущены элементы с высокой теплопроводностью, выполненные в виде радиальных продольных листовых элементов, которые прикреплены к наружной и внутренней цилиндрическим оболочкам корпуса с поджатием с помощью резьбовых элементов. Радиальные продольные листовые элементы имеют сквозные отверстия и/или прерывистые кромки с образованием выемок, во внутренней полости которого установлена дистанционирующая решетка (чехол). В варианте осуществления изобретения в ней может быть размещено до 19-ти отработавших тепловыделяющих сборок с отработавшим ядерным топливом с максимальным суммарным тепловыделением 30-40 кВт. Дистанционирующая решетка обеспечивает строго определенное расположение отработавших тепловыделяющих сборок во внутренней полости контейнера и передачу тепла, выделяемого отработавшим ядерным топливом, корпусу контейнера. Дистанционирующая решетка выполнена, например, в виде составного цилиндра из отдельных алюминиевых блоков, внутри которых расположены по принципу «пчелиных сот» шестигранные трубы для установки отработавших тепловыделяющих сборок. Для обеспечения ядерной безопасности наружная поверхность шестигранных труб покрыта самофлюсующимся борсодержащим сплавом, обеспечивающим поглощение нейтронов, выделяемых отработавшим ядерным топливом..Known container for transporting and / or storage of spent nuclear fuel (patent RU 2348085), containing a metal casing, including a bottom, outer and inner cylindrical shells, the cavity between which is filled with material for neutron absorption. Elements with high thermal conductivity, made in the form of radial longitudinal sheet elements, which are attached to the outer and inner cylindrical shells of the housing with compression by means of threaded elements, are passed through the neutron absorption material. Radial longitudinal sheet elements have through holes and / or discontinuous edges with the formation of recesses, in the inner cavity of which a spacer grid (cover) is installed. In an embodiment of the invention, up to 19 spent fuel assemblies with spent nuclear fuel with a maximum total heat output of 30-40 kW can be housed therein. The distance grid provides a strictly defined location of the spent fuel assemblies in the inner cavity of the container and the transfer of heat generated by spent nuclear fuel to the container body. The spacer grid is made, for example, in the form of a composite cylinder of separate aluminum blocks, inside of which hexagonal tubes for installing spent fuel assemblies are located on the principle of “honeycombs”. To ensure nuclear safety, the outer surface of the hexagonal tubes is covered with a self-fluxing boron-containing alloy, which ensures the absorption of neutrons emitted by spent nuclear fuel ..

Недостатками известного изобретения являются высокая трудоемкость изготовления чехла, что обусловлено выполнением чехла составным в виде заключенных в герметичную оболочку из нержавеющей стали алюминиевых блоков, внутри которых расположены шестигранные трубы, сложность монтажа элементов с высокой теплопроводностью, проходящих через материал для поглощения нейтронов при сборке контейнера, а также выполнение корпуса из двух частей, что обусловлено необходимостью размещения в корпусе нейтронной защиты.The disadvantages of the known invention are the high complexity of the manufacture of the cover, which is due to the implementation of the cover composite in the form of aluminum blocks enclosed in an airtight stainless steel shell, inside of which hex pipes are located, the difficulty of mounting elements with high thermal conductivity passing through the neutron absorption material during container assembly also the execution of the body in two parts, due to the need for placement in the body of neutron protection.

Указанные выше недостатки упомянутых контейнеров для транспортировки и/или хранения отработавших тепловыделяющих сборок, связанные с высокой трудоемкостью и стоимостью изготовления, а также с возможностью попадания быстрых нейтронов в окружающую среду через теплоотводящие элементы, расположенные в корпусе контейнера, обусловлены размещением нейтронно-поглощающего материала и теплопроводящих вставок внутри корпуса контейнера. Выполнение нейтронной защиты внутри корпуса связано с тем, что известные конструкции чехлов не обеспечивают необходимую защиту от нейтронного излучения.The above-mentioned disadvantages of the mentioned containers for transportation and / or storage of spent fuel assemblies associated with the high complexity and cost of manufacture, as well as the possibility of fast neutrons entering the environment through heat-removing elements located in the container’s body, are caused by the placement of neutron-absorbing material and heat-conducting materials inserts inside the container body. The implementation of neutron protection inside the case is due to the fact that the known design of the covers do not provide the necessary protection against neutron radiation.

Известен контейнер для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива (патент RU 2686457), включающий литой корпус с внутренним объемом под чехол, предназначенный для размещения тепловыделяющих сборок с отработавшим ядерным топливом. В стенку литого корпуса влит нейтронно-защитный барьер из материала с температурой плавления выше температуры плавления материала корпуса и коэффициентом теплопроводности не меньшим, чем у материала литого корпуса. При этом нейтронно-защитный барьер образует сплошную стенку.A known container for transporting and storing spent nuclear fuel (patent RU 2686457), including a molded case with an internal volume under the cover, designed to accommodate fuel assemblies with spent nuclear fuel. A neutron-protective barrier of material with a melting point higher than the melting temperature of the body material and a thermal conductivity coefficient not less than that of the material of the molded case is poured into the wall of the molded case. In this case, the neutron-protective barrier forms a continuous wall.

Данный контейнер лишен недостатков, связанных с размещения теплопроводящих вставок внутри корпуса контейнера, однако, необходимость размещения нейтронно-защитного материала внутри корпуса повышает трудоемкость процесса его изготовления, включающего несколько операций, в том числе операцию по заливке нейтронно-защитного материала в стенку корпуса.This container is free from the disadvantages associated with the placement of heat-conducting inserts inside the container body, however, the need to place a neutron-protective material inside the body increases the complexity of its manufacturing process, including several operations, including the operation of pouring the neutron-protective material into the wall of the body.

Известен чехол контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива (патент RU 2686476), включающий литой корпус с влитыми профильными металлическими трубами с плоскими гранями, образующими каналы для установки тепловыделяющих сборок, в котором трубы установлены кольцевыми рядами вплотную друг к другу с сопряжением по плоским граням вокруг центральной трубы, наружные поверхности сопрягаемых друг с другом плоских граней труб облицованы медными листами, пространство между наружной поверхностью труб внешнего кольцевого ряда и внутренней поверхностью литого корпуса заполнено вставками из нейтронно-защитного материала с температурой плавления выше температуры плавления материала литого корпуса, образующими сплошную стенку, препятствующую свободному пролету нейтронов в радиальных направлениях.A well-known container cover for transporting and storing spent nuclear fuel (patent RU 2686476), including a molded case with poured shaped metal pipes with flat faces, forming channels for installing fuel assemblies, in which the pipes are installed in circular rows close to each other with mating on flat faces around the central pipe, the outer surfaces of the mating flat faces of the pipes are lined with copper sheets, the space between the outer surface of the pipes of the outer annular a row and the inner surface of the molded case is filled with inserts of neutron-protective material with a melting point above the melting temperature of the material of the molded case, forming a solid wall that prevents the free passage of neutrons in radial directions.

К недостаткам описанной конструкции чехла следует отнести сложность его изготовления (необходимость облицовки граней труб медными листами), а также низкую ремонтопригодность, что обусловлено изготовлением чехла в виде монолитной конструкции.The disadvantages of the described design of the cover include the complexity of its manufacture (the need for facing pipe faces with copper sheets), as well as low maintainability, which is due to the manufacture of the cover in the form of a monolithic design.

Отработавшие тепловыделяющие сборки характеризуются высоким остаточным тепловым энерговыделением и уровнем радиационного излучения, что требует для их безопасного транспортирования и/или хранения использования специальных защитных контейнеров.Spent fuel assemblies are characterized by high residual heat and radiation levels, which requires the use of special protective containers for their safe transportation and / or storage.

Задача, на решение которой направлено заявленное изобретение, заключается в создании высокотехнологичной конструкции контейнера для транспортировки и/или хранения отработавших тепловыделяющих сборок, обеспечивающего нейтронную защиту, эффективный отвод тепла от отработавших тепловыделяющих сборок, выполнение требований ядерной безопасности по подкритичности, а также вписывающегося в массогабаритные размеры существующих транспортно-упаковочных комплектов.The problem to which the claimed invention is directed is to create a high-tech container design for transporting and / or storing spent fuel assemblies that provides neutron protection, efficient heat dissipation from spent fuel assemblies, meeting nuclear safety requirements for subcriticality, and also fits into overall dimensions existing shipping and packaging kits.

Технический результат заключается в повышении технологичности изготовления контейнера, что позволяет снизить трудоемкость изготовления чехла, а также стоимость изготовления корпуса контейнера при сохранении эффективности нейтронной защиты и отвода тепла от отработавших тепловыделяющих сборок.The technical result consists in increasing the manufacturability of the container, which reduces the complexity of manufacturing the case, as well as the cost of manufacturing the container body while maintaining the effectiveness of neutron protection and heat dissipation from spent fuel assemblies.

Указанная задача решается, и технический результат достигается, благодаря тому, что в контейнере для транспортировки и/или хранения отработавших тепловыделяющих сборок, включающем металлический корпус, крышки и чехол, содержащий дистанционирующие решетки, имеющие отверстия с размещенными в них трубными каналами для отработавших тепловыделяющих сборок, и отверстия для металлических стяжек, центральная часть дистанционирующих решеток, контактирующая с трубными каналами, выполнена из материала с высокой теплопроводностью, внешняя часть дистанционирующих решеток, образующая кольцо, выполнена из композиционного материала также с высокой теплопроводностью, но при этом обеспечивающего поглощение нейтронов.This problem is solved, and the technical result is achieved due to the fact that in the container for transportation and / or storage of spent fuel assemblies, including a metal housing, covers and a cover containing spacer grids having openings with tube channels for spent fuel assemblies placed therein, and holes for metal ties, the central part of the spacer grids in contact with the pipe channels is made of a material with high thermal conductivity, the external hour s spacer grids, forming the ring is made of composite material and with high thermal conductivity, but provides neutron absorption.

При этом внешняя часть дистанционирующей решетки выполнена из композиционного материала на основе алюминия и карбида бора, а внутренняя - из алюминиевого расплава.In this case, the outer part of the spacer grid is made of a composite material based on aluminum and boron carbide, and the inner part is made of aluminum melt.

При этом дистанционирующая решетка конструктивно состоит из расположенных вплотную друг к другу отдельных сегментов, образующих при укладке в ряд перфорированный диск.At the same time, the spacer grid is structurally composed of separate segments located adjacent to each other, forming a perforated disk when laying in a row.

При этом толщина внешней части дистанционирующего элемента составляет не менее 50 мм, а ее ширина составляет не более 140 мм.Moreover, the thickness of the outer part of the spacer element is at least 50 mm, and its width is not more than 140 mm.

Размещение нейтронной защиты внутри чехла в периферийной (внешней) области в виде кольца из композиционного материала с высокой теплопроводностью, обеспечивающего поглощение нейтронов, и выполненного как часть дистанционирующей решетки, позволяет упростить и сделать более технологичной, как конструкцию самого чехла, так и конструкцию корпуса контейнера, так как позволяет стантартизировать типоразмеры деталей чехла и исключает необходимость размещения нейтронной защиты и теплоотводящих элементов внутри корпуса контейнера.Placing the neutron shield inside the case in the peripheral (external) region in the form of a ring of composite material with high thermal conductivity, which ensures the absorption of neutrons, and made as part of the spacer grid, allows us to simplify and make more technological the design of the cover itself and the design of the container body, since it allows to standardize the standard sizes of the parts of the cover and eliminates the need for placement of neutron protection and heat-removing elements inside the container body.

Выполнение дистанционирующей решетки из отдельных сегментов, благодаря стандартизации типоразмеров деталей, и учитывая размеры самой решетки, упрощает процесс ее изготовления и сборки чехла.The implementation of the spacer lattice from individual segments, due to standardization of the standard sizes of parts, and taking into account the dimensions of the lattice itself, simplifies the process of its manufacture and assembly of the cover.

Выполнение дистанционирующей решетки из материала с высокой теплопроводностью обеспечивает отвод тепла от отработавших тепловыделяющих сборок к корпусу контейнера.The implementation of the spacer lattice of a material with high thermal conductivity provides heat removal from the spent fuel assemblies to the container body.

Изготовление чехла контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива из отдельных элементов существенно повышает его ремонтопригодность.The manufacture of a container cover for transportation and storage of spent nuclear fuel from individual elements significantly increases its maintainability.

Выполнение требований ядерной безопасности по подкритичности обеспечивается за счет изготовления трубных каналов из борированной нержавеющей стали.Fulfillment of nuclear safety requirements for subcriticality is ensured by the manufacture of pipe channels from boron stainless steel.

Таким образом, заявленная конструкция контейнера обеспечивает выполнение требований ядерной безопасности, эффективный отвод тепла от отработавших тепловыделяющих сборок к корпусу контейнера и включает в себя нейтронную защиту и радиационную защиту.Thus, the claimed design of the container ensures compliance with nuclear safety requirements, efficient heat removal from spent fuel assemblies to the container body and includes neutron protection and radiation protection.

Предложенный контейнер для транспортировки и хранения отработавших тепловыделяющих сборок может быть реализован следующим образом.The proposed container for transportation and storage of spent fuel assemblies can be implemented as follows.

Конструкция изобретения поясняется следующими чертежами.The design of the invention is illustrated by the following drawings.

На фиг. 1 показан продольный разрез чехла.In FIG. 1 shows a longitudinal section through a case.

На фиг. 2, 3 показаны два типа сегментов дистанционирующих элементов.In FIG. 2, 3, two types of spacer element segments are shown.

На фиг. 4, 5 показаны схемы сборки дистанционирующих элементов из двух типов сегментов.In FIG. 4, 5 show assembly diagrams of spacing elements from two types of segments.

На фиг. 6 показана часть элемента чехла между основанием и промежуточным стальным диском.In FIG. 6 shows a portion of a cover member between a base and an intermediate steel disk.

На фиг. 7 показана вставка, обеспечивающая крепление сегментов дистанционирующих элементов к центральной стойке.In FIG. 7 shows an insert that secures the segments of the spacing elements to a central pillar.

На фиг. 8 показан общий вид контейнера.In FIG. 8 shows a general view of the container.

На чертежах представлены следующие позиции: сегменты дистанционирующих элементов 1; промежуточные диски 2; шестигранные трубные каналы 3; опорный диск 4; верхний диск 5; сегмент типа «А» 6; сегмент типа «Б» 7; центральная стойка 8; кольцевая центральная опора 9; сливные отверстия 10; гнездо для захвата 11; вставка 12; стяжки 13; гайки с шайбами 14; направляющие 15; втулки 16, корпус контейнера 17.The drawings show the following positions: segments of the spacing elements 1; intermediate disks 2; hexagonal pipe channels 3; support disk 4; top drive 5; Type A segment 6; Type B segment 7; central rack 8; annular central bearing 9; drain holes 10; slot for capture 11; box 12; screeds 13; nuts with washers 14; guides 15; bushings 16, container body 17.

Заявленный контейнер для транспортировки и/или хранения отработавших тепловыделяющих сборок состоит из корпуса, крышек и чехла для отработавших тепловыделяющих сборок. Корпус имеет цилиндрическую форму и может быть выполнен из высокопрочного чугуна или нержавеющей стали. Стенки корпуса выполнены сплошными без каких-либо каналов и вставок. Нейтронная защита встроена в чехол.The claimed container for transportation and / or storage of spent fuel assemblies consists of a housing, covers and a cover for spent fuel assemblies. The case has a cylindrical shape and can be made of ductile iron or stainless steel. The walls of the body are solid without any channels and inserts. Neutron protection is integrated in the case.

Чехол представляет собой металлоконструкцию, состоящую из расположенных вплотную друг над другом сегментов дистанционирующих элементов 1 и промежуточных стальных дисков 2. Сегменты 1 и промежуточные диски 2 имеют шестиугольные отверстия, в которые устанавливают восемнадцать шестигранных трубных каналов 3, выполненных из борированной нержавеющей стали. Шестигранные трубные каналы 3 устанавливают в опорный диск 4 и сверху фиксируют верхним диском 5, выполненным из высокопрочной коррозионностойкой стали.The cover is a metal structure, consisting of segments of spacing elements 1 and intermediate steel disks located adjacent to each other. Segments 1 and intermediate disks 2 have hexagonal holes in which eighteen hexagonal tube channels 3 made of boron stainless steel are installed. Hexagonal pipe channels 3 are installed in the support disk 4 and fixed from above with the upper disk 5 made of high-strength corrosion-resistant steel.

Сегменты дистанционирующих элементов 1 состоят из двух типоразмеров (фиг. 2, 3): сегмент типа «А» 6 и сегмент типа «Б» 7. Сегменты 6, 7 во внешней части выполнены из композиционного материала на основе алюминия и карбида бора, а в центре (в пределах шестиугольных отверстий) из алюминиевого сплава. Это позволяет обеспечить интенсивный теплоотвод и одновременно защиту от нейтронного и гамма излучений.The segments of the spacing elements 1 consist of two sizes (Fig. 2, 3): a segment of type “A” 6 and a segment of type “B” 7. Segments 6, 7 in the outer part are made of composite material based on aluminum and boron carbide, and in center (within hexagonal holes) of aluminum alloy. This allows for intensive heat removal and at the same time protection against neutron and gamma radiation.

Сегменты дистанционирующих элементов 1 изготавливают с помощью известных технологий следующим образом: предварительно спрессованный по профилю внешней части сегмента порошок карбида бора помещают в пресс-форму для литья алюминия под давлением, совпадающую с профилем сегмента тип «А» или тип «Б». Далее проводят литейную операцию с использованием расплава алюминия, в результате которой получается монолитный сегмент, внешняя часть которого состоит из карбида бора, пропитанного расплавом алюминия, а центральная перфорированная часть - только из расплава алюминия.The segments of the spacer elements 1 are made using known technologies as follows: boron carbide powder pre-compressed along the profile of the outer part of the segment is placed in an aluminum die-casting mold that matches the segment profile of type “A” or type “B”. Next, a casting operation is carried out using aluminum melt, as a result of which a monolithic segment is obtained, the outer part of which consists of boron carbide impregnated with aluminum melt, and the central perforated part is made only of aluminum melt.

При этом толщина дистанционирующего элемента 1 составляет не менее 50 мм, а ширина кольца, выполненного из композиционного материала, составляет не более 140 мм. Указанные размеры гарантируют эффективную нейтронную защиту.The thickness of the spacer element 1 is at least 50 mm, and the width of the ring made of composite material is not more than 140 mm. The indicated dimensions guarantee effective neutron protection.

Шесть сегментов одного типа, уложенные в ряд, образуют перфорированный диск дистанционирующего элемента 1 (фиг. 4, 5). Форма перфорации диска выполнена таким образом, чтобы выполнять теплоотвод от трубных каналов.Six segments of the same type, arranged in a row, form a perforated disk of the spacer element 1 (Fig. 4, 5). The shape of the perforation of the disk is made in such a way as to perform heat removal from the pipe channels.

К опорному диску 4 приварена центральная стойка 1, которая выполняет функцию несущего элемента чехла, на котором расположены все остальные его составляющие.Central support 1 is welded to the supporting disk 4, which performs the function of the bearing element of the cover, on which all the other components are located.

Опорный диск 4 усилен снизу радиальными ребрами (на фиг. не показаны) и кольцевой центральной опорой 9. Опорный диск 4 имеет восемнадцать сливных отверстий 10, совпадающих с центрами шестигранных труб-каналов. Стойка в верхней части снабжена гнездом для захвата 11, с помощью которого пустой чехол устанавливают и вынимают из корпуса контейнера.The support disk 4 is reinforced from below by radial ribs (not shown in Fig.) And an annular central support 9. The support disk 4 has eighteen drain holes 10 that coincide with the centers of the hexagonal pipe channels. The rack in the upper part is equipped with a nest for gripping 11, with which an empty cover is installed and removed from the container body.

Крепление сегментов к центральной стойке между соседними рядами, а также опорным, верхним и промежуточными дисками обеспечивают вставки 12 с кольцевым выступом (фиг. 1, 6). Соединение всех частей чехла в единую конструкцию обеспечивается расположенными по периметру чехла восемнадцатью стяжками 13 посредством фиксации гайками с шайбами 14 и втулками 15.The segments are fastened to the central pillar between adjacent rows, as well as supporting, upper and intermediate disks, by inserts 12 with an annular protrusion (Fig. 1, 6). The connection of all parts of the cover in a single design is provided by eighteen ties 13 located along the perimeter of the cover by fixing with nuts with washers 14 and bushings 15.

Для облегчения установки в трубные каналы отработавших тепловыделяющих сборок, на верхнем диске 5 по периметру шестиугольных отверстий приварены направляющие 16.To facilitate the installation of spent fuel assemblies into the pipe channels, guides 16 are welded on the upper disk 5 around the perimeter of the hexagonal holes.

К опорному диску 4 снизу через центры сливных отверстий 14 к периферии приваривают ребра (на фиг. не показаны) и кольцевую опору 9, сверху приваривают стойку 8 с приваренным к ней в верхней части гнездом для захвата 11. По периметру опорного диска 4 в резьбовые отверстия с равным угловым шагом вкручивают восемнадцать стяжек 13, на каждую стяжку надевают втулку 15 и устанавливают в проточке опорного диска 4, на стойку 8 надевают вставку 12. Затем на втулки 15, пропустив сквозь отверстия через стяжки 13, и на вставку 12 устанавливают первый ряд сегментов дистанционирующих элементов 1, состоящий из шести сегментов тип «А» 6 (фиг. 2). Перфорация внутренней поверхности сегментов должна совпадать с перфорацией опорного диска 4. Затем на каждую стяжку опять надевают втулку 15 и устанавливают в проточке сегмента дистанционирующих элементов 1, на стойку 8 опять надевают вставку 12. Потом на втулки 15, пропустив сквозь отверстия через стяжки 13, и на вставку 12 устанавливают второй ряд сегментов дистанционирующих элементов 1, состоящий из шести сегментов тип «Б» (фиг. 3), при этом перфорация внутренней поверхности сегментов второго ряда должна совпасть с перфорацией сегментов первого ряда. Затем на каждую стяжку снова надевают втулку 15 и устанавливают в проточке сегмента дистанционирующего элемента 1, на стойку 8 опять надевают вставку 12. Потом на втулки 15, пропустив сквозь отверстия через стяжки 13, и на вставку 12 устанавливают третий ряд сегментов дистанционирующих элементов 1, состоящий из шести сегментов тип «А» 6 (фиг. 2), при этом перфорация внутренней поверхности сегментов третьего ряда должна совпасть с перфорацией сегментов второго ряда. Затем на каждую стяжку опять надевают втулку 15 и устанавливают в проточке сегмента дистанционирующего элемента 1, на стойку 8 опять надевают вставку 12. Потом на втулки 15, пропустив сквозь отверстия через стяжки 13, и на вставку 12 устанавливают четвертый ряд сегментов дистанционирующего элемента 1, состоящий из шести «перевернутых» сегментов типа «Б» 7 (фиг. 3), при этом перфорация внутренней поверхности сегментов четвертого ряда должна совпасть с перфорацией сегментов третьего ряда. Ряды укладывают вплотную. Аналогичном образом укладывают еще десять рядов сегментов дистанционирующего элемента 1, образуя ярус сегментов.To the supporting disk 4 from the bottom through the centers of the drain holes 14 to the periphery are welded ribs (not shown in Fig.) And an annular support 9, from the top welded stand 8 with a socket for gripping 11 welded to it in the upper part. Around the supporting disk 4 into the threaded holes with equal angular pitch, eighteen couplers 13 are screwed, a sleeve 15 is put on and installed in the groove of the support disk 4, an insert 12 is put on the rack 8. Then, on the bushings 15, passing through the holes through the couplers 13, and the first row of segments is installed on the insert 12 di stationing elements 1, consisting of six segments, type "A" 6 (Fig. 2). The perforation of the inner surface of the segments should coincide with the perforation of the support disk 4. Then again put on the sleeve 15 and install in the groove of the segment of the spacer elements 1, again insert 8 on the rack 8. Then on the sleeve 15, passing through the holes through the tie 13, and on the insert 12, the second row of segments of the spacing elements 1, consisting of six segments of type B, is installed (Fig. 3), while the perforation of the inner surface of the segments of the second row should coincide with the perforation of the segments of the first second row. Then, a sleeve 15 is again put on each screed and installed in the groove of the segment of the spacer element 1, the insert 12 is again put on the rack 8. Then, on the sleeves 15, passing through the holes through the screed 13, the third row of segments of the spacing elements 1, consisting of of six segments, type "A" 6 (Fig. 2), while the perforation of the inner surface of the segments of the third row should coincide with the perforation of the segments of the second row. Then, a sleeve 15 is again put on each screed and installed in the groove of the segment of the spacer element 1, the insert 12 is again put on the rack 12. Then, on the sleeves 15, passing through the holes through the screed 13, the fourth row of segments of the spacing element 1, consisting of of six “inverted” segments of type “B” 7 (Fig. 3), while the perforation of the inner surface of the segments of the fourth row should coincide with the perforation of the segments of the third row. The rows are laid flush. Similarly, ten more rows of segments of the spacing element 1 are stacked, forming a tier of segments.

Затем на каждую стяжку опять надевают втулку 15 и устанавливают в проточке последнего ряда сегмента дистанционирующего элемента 1, а на стойку 8 надевают вставку 12, и вплотную с сегментами дистанционирующего элемента 1 устанавливают промежуточный диск 2, профиль перфорации которого совпадает с профилем перфорации сегментов 6, 7. Аналогичном образом укладывают еще шесть ярусов сегментов и пять промежуточных дисков 2.Then, a sleeve 15 is again put on each screed and installed in the groove of the last row of the segment of the spacer element 1, and on the rack 8, the insert 12 is put on, and an intermediate disk 2 is installed close to the segments of the spacer element 1, the perforation profile of which coincides with the perforation profile of segments 6, 7 In a similar manner, six more tiers of segments and five intermediate disks 2 are stacked.

Первый и второй ярус сегментов дистанционирующего элемента 1 образованы из четырнадцати рядов каждый, третий ярус сегментов - из двенадцати рядов, четвертый, пятый, шестой ярус сегментов - из одиннадцати рядов каждый и седьмой ярус состоит из одного ряда.The first and second tier of the segments of the spacer element 1 are formed of fourteen rows each, the third tier of the segments of twelve rows, the fourth, fifth, sixth tier of the segments of eleven rows each and the seventh tier consists of one row.

Затем в шестиугольные отверстия, образованные сегментами дистанционирующего элемента 1 и промежуточными дисками 2, устанавливают восемнадцать шестигранных трубных каналов 3, снизу они упираются в углубления опорного диска 4, а сверху упираются в углубления верхнего диска 5, установленного отверстиями на стяжки 13 и зафиксированного с помощью гаек с шайбами 14. На верхнем диске 5 по кромке периметра восемнадцати шестиугольных отверстий приваривают направляющие 16.Then, in the hexagonal holes formed by the segments of the spacer element 1 and the intermediate disks 2, eighteen hexagonal pipe channels 3 are installed, from the bottom they abut against the recesses of the support disk 4, and from above they abut against the recesses of the upper disk 5, which is installed by the holes on the couplers 13 and fixed with nuts with washers 14. On the upper disk 5, guides 16 are welded along the perimeter of the eighteen hexagonal holes.

Собранный чехол помещают в цилиндрический корпус 17, выполненный из металла (чугун или нержавеющая сталь).The assembled cover is placed in a cylindrical housing 17 made of metal (cast iron or stainless steel).

Во время эксплуатации контейнера для транспортировки и хранения отработавших тепловыделяющих сборок тепло, излучаемое тепловыделяющими сборками, передается по дистанционирующим элементам 1 от центра к периферии, изготовленной из теплопроводящего нейтронно-поглощающего композиционного материала, через которую далее тепло передается к стенке корпуса 17 и отводится в окружающую среду. При этом нейтронное излучение, испускаемое тепловыделяющими сборками будет задерживаться кольцом, образованным сегментами 6, 7, препятствующим пролету нейтронов в радиальных направлениях.During operation of the container for transportation and storage of spent fuel assemblies, the heat emitted by the fuel assemblies is transferred through the spacer elements 1 from the center to the periphery made of a heat-conducting neutron-absorbing composite material, through which heat is then transferred to the wall of the housing 17 and is transferred to the environment . In this case, the neutron radiation emitted by the fuel assemblies will be delayed by a ring formed by segments 6, 7, preventing the passage of neutrons in radial directions.

Техническое решение согласно изобретению может быть использовано для транспортировки и/или длительного хранения отработавших тепловыделяющих сборок. Предложенная конструкция контейнера для транспортировки и/или длительного хранения отработавших тепловыделяющих сборок в нормальных и аварийных условиях эксплуатации обеспечивает нейтронную и радиационную безопасность в соответствии с требованиями, предъявляемыми к контейнерам указанного назначения нормативными документами РФ и рекомендациями МАГАТЭ.The technical solution according to the invention can be used for transportation and / or long-term storage of spent fuel assemblies. The proposed container design for transportation and / or long-term storage of spent fuel assemblies in normal and emergency conditions of operation provides neutron and radiation safety in accordance with the requirements for containers of this designation by the regulatory documents of the Russian Federation and IAEA recommendations.

Claims

1. A container for transporting and / or storage of spent fuel assemblies, including a metal housing, covers and a cover containing spacer grids having openings with pipe channels for spent fuel assemblies placed therein and openings for metal ties, characterized in that the central part spacers in contact with the pipe channels is made of a material with high thermal conductivity, and the outer part forming a ring is made of composite material also with high thermal conductivity, but at the same time providing neutron absorption.

2. The container according to claim 1, characterized in that the outer part of the spacer grid is made of composite material based on aluminum and boron carbide, and the inner one is made of aluminum melt.

3. The container according to claim 1, characterized in that the spacer lattice structurally consists of separate segments located adjacent to each other, forming a perforated disk, the outer part of which forms a ring, while the segments are stacked close to one another.

4. The container according to claim 1, characterized in that the thickness of the outer part of the spacer element is at least 50 mm, and its width is not more than 140 mm.