RU71467U1 - Защитный контейнер для транспортирования и хранения твердых радиоактивных отходов - Google Patents
Защитный контейнер для транспортирования и хранения твердых радиоактивных отходов Download PDFInfo
- Publication number
- RU71467U1 RU71467U1 RU2007138888/22U RU2007138888U RU71467U1 RU 71467 U1 RU71467 U1 RU 71467U1 RU 2007138888/22 U RU2007138888/22 U RU 2007138888/22U RU 2007138888 U RU2007138888 U RU 2007138888U RU 71467 U1 RU71467 U1 RU 71467U1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- radioactive waste
- housing
- container
- protective container
- solid radioactive
- Prior art date
Links
Landscapes
- Packaging Of Annular Or Rod-Shaped Articles, Wearing Apparel, Cassettes, Or The Like (AREA)
- Packages (AREA)
- Pallets (AREA)
Abstract
Полезная модель относится к ядерной энергетике и может быть использована для транспортирования и длительного хранения высокоактивных твердых радиоактивных отходов (ТРО) атомных станций (АС). Защитный контейнер для транспортирования и хранения твердых радиоактивных отходов содержит корпус, выполненный из чугуна с шаровидным графитом, крышку, выполненную из сплава железа с углеродом, чехол, расположенный внутри корпуса, и подъемные устройства под грузовой захват, установленные на корпусе. Полезная модель позволяет уменьшить габаритные размеры защитного контейнера, хранить и транспортировать длительное время высокоактивные ТРО с использованием штатного погрузочно-разгрузочного оборудования АС и грузового автомобильного или железнодорожного транспорта. 1 н.п. ф-лы, 1 фиг.
Description
Полезная модель относится к ядерной энергетике и может быть использована для транспортирования и длительного хранения высокоактивных твердых радиоактивных отходов (ТРО) атомных станций (АС).
Радиоактивные отходы по своей активности делятся на три категории: низкого, среднего и высокого уровней активности. К высокоактивным ТРО относятся объекты длительное время находившиеся в активной зоне реактора, например, высокоактивные кассет-экраны (КЭ) и высокоактивные поглощающие надставки (ПН) реакторов ВВЭР-440 и подлежащие транспортированию и долговременному хранению (до 50 лет).
В отличие от транспортирования и (или) хранения радиоактивных отходов в виде отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) при транспортировании ТРО возможность возникновения неконтролируемой самопроизвольной цепной реакции деления ядер, которая сопровождается выделением значительной энергии, отсутствует, ввиду отсутствия топливной части. Поскольку высокоактивные ТРО являются источником мощного ионизирующего излучения, при хранении и транспортировании ТРО, как на территории АС, так и за ее пределами, требуется обеспечение биологической защиты. Это требование определило конструкцию защитных контейнеров для транспортирования и хранения ТРО: защитные контейнеры для транспортирования и хранения ТРО представляют собой толстостенную стаканообразную емкость круглого, квадратного, прямоугольного или иного поперечного сечения с крышкой и средствами их взаимного соединения и герметизации. Такие контейнеры также снабжены средствами их взаимодействия с грузозахватными устройствами подъемно-транспортных механизмов при технологических и складских операциях.
Известен железобетонный контейнер для захоронения твердых радиоактивных отходов по патенту RU 2056653, G21F 5/005, опубл. 1996.03.20, содержащий корпус и герметичную крышку, стенки которых выполнены толщиной не менее 200 мм, и такелажные узлы.
Известен контейнер для радиоактивных отходов по патенту RU 2064695, G21F 5/00, опубл. 1996.07.27, содержащий двухслойный корпус, внутренний слой которого выполнен из бетона, а внешний - из тяжелого армоцемента, крышку со встроенным патрубком и
средства крепления крышки к корпусу и предназначенный для хранения и транспортирования ТРО.
Известен контейнер бетонный для длительного хранения и транспортирования радиоактивных отходов по патенту RU 2195724, G21F 5/005, опубл. 2002.12.27, содержащий бетонные корпус и крышку, приспособления под захватные устройства.
Общим недостатком бетонных и металлобетонных контейнеров является большая толщина стен таких контейнеров и низкая радиационная безопасность, обусловленная сложностью и трудоемкостью процесса изготовления, не исключающего наличие пустот в материале корпуса.
Наиболее близким по совокупности признаков является металлобетонный контейнер УКХ-121 (11 Международный ядерный форум, Санкт-Петербург, 02-05 октября 2007 г., ФГОУ «ГРОЦ», Материалы форума, Санкт-Петербург, 2007 г., стр.135-136). Известный металлобетонный контейнер, предназначен для хранения на АС высокоактивных ТРО, образующихся при разделке отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реакторов РБМК-1000 на пучки тепловыделяющих элементов (ПТ), и отходов, образующихся при эксплуатации защитной камеры. Известный контейнер содержит металлобетонные корпус и крышку, выемной чехол, снабженный грузовым захватом и дистанционирующей решеткой, и расположенный внутри корпуса, подъемные устройства под грузовой захват, установленные на корпусе.
Обеспечение биологической защиты хранения высокоактивных ТРО в металлобетонном контейнере требует большой толщины стен контейнера, обусловленной малой плотностью бетона - 4,1-4,2 г/см3, что приводит к значительному увеличению габаритных размеров контейнера, не соответствующих ГОСТу, и ограничивает возможности обращения с таким контейнером при необходимости транспортирования его в хранилище отвержденных радиоактивных отходов.
Задачей полезной модели является радиационно-безопасное долговременное хранение высокоактивных ТРО и транспортирование к месту хранения.
При решении указанной задачи полезная модель обеспечивает получение технического результата, заключающегося в уменьшении размера радиационно-безопасного защитного контейнера для хранения и транспортирования разно-габаритных высокоактивных ТРО, включая длинномерные, с использованием штатного погрузочно-разгрузочного оборудования АС и транспорта.
Указанный технический результат достигается тем, что в защитном контейнере для транспортирования и хранения твердых радиоактивных отходов, содержащем корпус, крышку и чехол, расположенный внутри корпуса, подъемные устройства под грузовой
захват, установленные на корпусе, корпус выполнен из чугуна с шаровидным графитом, а крышка выполнена из сплава железа с углеродом: чугуна с шаровидным графитом или из углеродистой стали.
Сущность полезной модели поясняется чертежом. На фигуре изображен защитный контейнер.
Защитный контейнер для транспортирования и хранения твердых радиоактивных отходов содержит корпус 1 из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом в виде герметичной толстостенной емкости, защитно-уплотнительная крышку 2, выполненную из чугуна с шаровидным графитом или углеродистой стали, чехол 3, выполненный из углеродистой стали, подъемные устройства 4 под грузовой захват в виде цапф, установленные на корпусе 1, и прижимное кольцо 5. Внутренняя полость корпуса 1 контейнера, поверхности под установку крышки 2 имеют антикоррозионное покрытие. Наружная поверхность корпуса 1, прижимное кольцо 5 и крышка 2 имеют покрытие, допускающее отмывку дезактивирующими растворами.
Крышку 2 притянута к корпусу 1 защитного контейнера через прижимное кольцо 5 и упругую герметизирующую прокладку. В нижней части корпуса 1 у днища может быть предусмотрено сливное отверстие, закрываемое заглушкой с уплотнительной прокладкой. Крышка 2 защитного контейнера отлита из сплава железа с углеродом, например, из чугуна с шаровидным графитом или углеродистой стали. На верхнем торце крышки 2 могут быть выполнены два сквозных отверстия. Через одно отверстие, расположенное на оси крышки 2, при необходимости, осуществляется откачка воды из контейнера. Другое отверстие предназначено для вакуумирования и осушки полости контейнера, а также заполнения его инертным газом (при необходимости). На верхней плоскости крышки 2 установлены крепления съемного такелажного приспособления, на боковой поверхности корпуса 1 - подъемные цапфы.
Во внутренней полости контейнера установлен и сориентирован по осям корпуса 1 защитного контейнера чехол 3, выполненный неизвлекаемым в виде дистанцирующей решетки и предназначенный для размещения внутри контейнера КЭ или ПН. Чехол 3 представляет собой сварную конструкцию, выполненную из углеродистой стали с антикоррозионным покрытием, основными частями которой являются центральная стойка, дистанционирующая решетка, днище и соединительные стержни. Верхняя часть центральной стойки оборудована устройством под захват. В нижней части центральная стойка соединена с днищем. Днище чехла имеет центрирующие отверстия для хвостовиков КЭ или ПН, которые соосны с гнездами решетки, а также сливные отверстия.
Транспортно-технологические операции при обращении с защитным контейнером могут быть осуществлены следующим образом: В транспортном коридоре энергоблока с защитного контейнера, установленного вертикально на транспортере снимают устройства раскрепления и перемещают с помощью траверсы реакторного отделения АС в центральный зал для установки в контейнерный отсек бассейна выдержки. Снимают прижимное кольцо 5 и крышку 2. Краном на траверсе реакторного отделения АС защитным контейнер устанавливают в универсальное гнездо контейнерного отсека бассейна выдержки и с помощью перегрузочной машины реакторного отделения осуществляют загрузку КЭ или ПН в защитный контейнер. Затем перемещают защитный контейнер с КЭ или ПН из контейнерного отсека бассейна выдержки в центральный зал, устанавливают его в специальный поддон на полу центрального зала для слива воды, при необходимости осуществляют дезактивация наружной поверхности корпуса 1 защитного контейнера и сливают воду. Устанавливают крышку 2 и проверяют герметичность ее уплотнения. После осушки внутренней поверхности корпуса 1 защитного контейнера его устанавливают и закрепляют на транспортере, находящемся в транспортном коридоре энергоблока, и транспортируют в хранилище отвержденных радиоактивных отходов АС.
В сравнении с известными бетонными защитными контейнерами чугунный обладает большей плотностью, и для транспортирования и хранения высокоактивных ТРО одной и той же активности, стенки чугунного контейнера будут в 1,5 - раза тоньше стенок защитного контейнера, корпус которого выполнен из бетона. Полезная модель позволяет транспортировать и хранить длительное время высокоактивные ТРО с использованием штатного погрузочно-разгрузочного оборудования АС и грузового автомобильного или железнодорожного транспорта.
Claims (1)
- Защитный контейнер для транспортирования и хранения твердых радиоактивных отходов, содержащий корпус, крышку и чехол, расположенный внутри корпуса, подъемные устройства под грузовой захват, установленные на корпусе, отличающийся тем, что корпус выполнен из чугуна с шаровидным графитом, а крышка выполнена из сплава железа с углеродом.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2007138888/22U RU71467U1 (ru) | 2007-11-09 | 2007-11-09 | Защитный контейнер для транспортирования и хранения твердых радиоактивных отходов |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2007138888/22U RU71467U1 (ru) | 2007-11-09 | 2007-11-09 | Защитный контейнер для транспортирования и хранения твердых радиоактивных отходов |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU71467U1 true RU71467U1 (ru) | 2008-03-10 |
Family
ID=39281430
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2007138888/22U RU71467U1 (ru) | 2007-11-09 | 2007-11-09 | Защитный контейнер для транспортирования и хранения твердых радиоактивных отходов |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU71467U1 (ru) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU175513U1 (ru) * | 2017-03-22 | 2017-12-07 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Саратовский государственный медицинский университет им. В.И. Разумовского" Министерства здравоохранения Российской Федерации | Сосудистый фиксатор |
| RU2724966C1 (ru) * | 2020-02-20 | 2020-06-29 | Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук (ИБРАЭ РАН) | Контейнер для радиоактивных отходов |
| RU2765881C1 (ru) * | 2020-10-30 | 2022-02-04 | Общество с ограниченной ответственностью малое инновационное предприятие "Технологические машины и оборудование" | Способ осушки внутренних поверхностей оболочковых аппаратов |
-
2007
- 2007-11-09 RU RU2007138888/22U patent/RU71467U1/ru active
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU175513U1 (ru) * | 2017-03-22 | 2017-12-07 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Саратовский государственный медицинский университет им. В.И. Разумовского" Министерства здравоохранения Российской Федерации | Сосудистый фиксатор |
| RU2724966C1 (ru) * | 2020-02-20 | 2020-06-29 | Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук (ИБРАЭ РАН) | Контейнер для радиоактивных отходов |
| RU2765881C1 (ru) * | 2020-10-30 | 2022-02-04 | Общество с ограниченной ответственностью малое инновационное предприятие "Технологические машины и оборудование" | Способ осушки внутренних поверхностей оболочковых аппаратов |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US11728058B2 (en) | Systems and methods for transferring spent nuclear fuel from wet storage to dry storage | |
| JP7121856B2 (ja) | 使用済み核燃料の貯蔵と輸送のための多部品キャスク | |
| US10020084B2 (en) | System and method for processing spent nuclear fuel | |
| US3828197A (en) | Radioactive waste storage | |
| RU71467U1 (ru) | Защитный контейнер для транспортирования и хранения твердых радиоактивных отходов | |
| JP4177987B2 (ja) | 原子炉容器の取扱方法 | |
| RU75496U1 (ru) | Транспортный упаковочный комплект для транспортирования и хранения отработавшего ядерного топлива | |
| US20120201340A1 (en) | System and Method for Integration of Wet and Dry Nuclear Fuel Storage | |
| JP5823902B2 (ja) | 原子力発電プラントの使用済み燃料輸送方法 | |
| JP4783197B2 (ja) | 金属キャスクおよびその製造方法 | |
| RU2518159C1 (ru) | Транспортный упаковочный комплект для транспортирования и хранения ядерного топлива | |
| RU72352U1 (ru) | Транспортный упаковочный комплект для транспортирования и хранения радиоактивных материалов | |
| RU2400847C1 (ru) | Способ демонтажа кессонов из хранилища судов атомно-технологического обслуживания с нештатно размещенными в них дефектными отвс | |
| JP2011237293A (ja) | 放射性物質収納方法 | |
| JP2003270382A (ja) | 放射性物質格納容器および放射性物質の格納方法 | |
| TWI434293B (zh) | 用過核子燃料運送密封鋼筒容器裝置 | |
| RU71803U1 (ru) | Транспортный упаковочный комплект для транспортирования и хранения радиоактивных материалов | |
| Volkov et al. | Handling spent nuclear fuel from the research reactors of the Russian science Center Kurchatov Institute | |
| CA2567090A1 (en) | Std module. container for storage, transportation and disposal of used nuclear fuel and fuel wastes | |
| RU68756U1 (ru) | Транспортно-технологический комплект для транспортирования ядерного топлива | |
| Sakamoto et al. | Concrete containers for long-term storage and final disposal of TRU waste and long-lived ILW | |
| Khaperskaya et al. | Russian Experience and Proposals on Management of Non-Conforming SNF of RBMK Reactors | |
| RU2498433C1 (ru) | Способ демонтажа кессонов с дефектными отвс из хранилища судов атомно-технологического обслуживания | |
| JP2021021610A (ja) | 放射性廃棄物の保管方法 | |
| Wang et al. | Design of the HTR-PM Spent Fuel Storage Facility |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PD1K | Correction of name of utility model owner |