RU78979U1

RU78979U1 - SPARE NUCLEAR FUEL COVER

Info

Publication number: RU78979U1
Application number: RU2008122411/22U
Authority: RU
Inventors: Анатолий Андреевич Зубков (RU); Анатолий Андреевич Зубков; Михаил Владимирович Радченко (RU); Михаил Владимирович Радченко; Андрей Васильевич Родин (RU); Андрей Васильевич Родин; Вячеслав Васильевич Мухин (RU); Вячеслав Васильевич Мухин; Вячеслав Игоревич Васильев (RU); Вячеслав Игоревич Васильев
Original assignee: Открытое акционерное общество "Инженерный центр ядерных контейнеров" (ОАО "ИЦЯК")
Priority date: 2008-07-14
Filing date: 2008-07-14
Publication date: 2008-12-10

Abstract

Чехол для отработавшего ядерного топлива, содержащий основание, закрепленную на основании центральную стойку с расположенными на ней дистанционирующими элементами, отличающийся тем, что дополнительно содержит разделительные теплопроводящие вставки, установленные на центральной стойке между дистанционирующими элементами, выполненными из теплопроводящих профилированных пластин с отверстиями, образующими каналы для размещения отработавших тепловыделяющих сборок, и жестко связывающие дистанционирующие элементы в осевом направлении.A cover for spent nuclear fuel, comprising a base fixed to a base of a central strut with spacing elements located thereon, characterized in that it further comprises heat-separating inserts mounted on a central strut between spacer elements made of heat-conducting profiled plates with openings forming channels for the placement of spent fuel assemblies, and rigidly bonding spacing elements in the axial direction and.

Description

Полезная модель относится к ядерной энергетике, к устройствам для обращения с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) атомных электростанций (АЭС), преимущественно реакторов ВВЭР-1000, исследовательских реакторов (ИР) и судовых установок в виде отработавших тепловыделяющих сборок (ТВС) и может быть использована для размещения в контейнере при их транспортировании и/или хранении.The utility model relates to nuclear energy, to devices for handling spent nuclear fuel (SNF) of nuclear power plants (NPPs), mainly VVER-1000 reactors, research reactors (IR) and ship installations in the form of spent fuel assemblies (FAs) and can be used for placement in a container during their transportation and / or storage.

Поскольку при транспортировании и хранении отработавших ТВС имеется опасность возникновения неконтролируемой самопроизвольной цепной реакции деления ядер, которая сопровождается выделением значительной энергии вплоть до возникновения теплового взрыва, обращение с радиоактивными материалами, имеющими высокое остаточное тепловыделение, предъявляет повышенные требования к предотвращению перегрева и обеспечению эффективного отвода тепла.Since during the transportation and storage of spent fuel assemblies there is a risk of an uncontrolled spontaneous chain reaction of fission of nuclei, which is accompanied by the release of significant energy up to the occurrence of a thermal explosion, the handling of radioactive materials having a high residual heat release places high demands on the prevention of overheating and ensuring efficient heat dissipation.

Отвод тепла, генерируемого внутри упаковочного контейнера для тепловыделяющего радиоактивного материала, осуществляют на основе естественных физических процессов переноса тепла, таких как естественная конвекция, лучистый теплообмен, теплопроводность элементов конструкции и другое.The heat generated inside the packaging container for the heat-generating radioactive material is removed based on natural physical processes of heat transfer, such as natural convection, radiant heat transfer, thermal conductivity of structural elements, and more.

Размещение и транспортирование отработавшего ядерного топлива в виде ТВС осуществляют в чехле, установленном в транспортном упаковочном контейнере. Известен чехол для отработавшего ядерного топлива в виде ТВС, расположенный в транспортно-технологическом комплекте для транспортирования ТК-8 (Шведов В.П. и др. Ядерная технология, М.: Атомиздат, 1979 г., стр.157 и 158), предназначенном для транспортирования железнодорожным транспортом отработавших ТВС ядерного реактора типа реактора большой мощности канального (РБМК).The placement and transportation of spent nuclear fuel in the form of fuel assemblies is carried out in a case installed in a transport packaging container. A well-known case for spent nuclear fuel in the form of a fuel assembly is located in the transport and technological kit for transporting TK-8 (Shvedov V.P. et al. Nuclear Technology, Moscow: Atomizdat, 1979, p. 157 and 158), designed for transportation by rail of spent fuel assemblies of a nuclear reactor such as a high-power channel reactor (RBMK).

Известен «Чехол для отработавших сборок ядерного реактора» по патенту SU 1445449, G21C 19/07, опубл. 1995.12.10, содержащий основание с гнездами, закрепленную на основании центральную стойку с устройством под захват, дистанционирующие элементы в виде решетки и концевую деталь, закрепленную на центральной стойке, имеющие гнезда в виде открытых пазов U-образной формы, и установленные в гнездах трубчатые каналы для отработавших сборок, снабженные закрепленными в верхней части фланцами с грузозахватными устройствами, а каждый паз концевой детали снабжен поворотным затвором.The well-known "Cover for spent assemblies of a nuclear reactor" according to patent SU 1445449, G21C 19/07, publ. 1995.12.10, comprising a base with sockets, a central rack fixed to the base with a grip device, grid spacers and an end piece mounted on a central rack, having openings in the form of open U-shaped grooves, and tubular channels installed in the sockets for spent assemblies equipped with flanges fixed to the upper part with load gripping devices, and each groove of the end part is equipped with a rotary shutter.

Наиболее близким по совокупности признаков является «Чехол для размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок реактора ВВЭР-1000» по зявке RU 2006137612 G21C 19/06, опубл. 2008.04.27, выполненный из нержавеющей стали и содержащий центральную трубу, дистанционирующие элементы в виде перегородки, выполненные квадратными и снабженные двадцатью отверстиями для установки труб с размещенными отработавшими тепловыделяющими сборками, а оси труб расположены симметрично относительно центральной оси чехла. Тепло, выделяясь из внешнего ряда отработавших ТВС, передается корпусу контейнера, т.е. теплопередача осуществляется в радиальном направлении. Однако в аварийных ситуациях перегрев наиболее вероятен во внутреннем ряду отработавших ТВС, поскольку центральная часть чехла является наиболее разогретой и теплообмен от нее к корпусу контейнера затруднен.Closest to the totality of signs is the "Cover for the placement and storage of spent fuel assemblies of the VVER-1000 reactor" by the name RU 2006137612 G21C 19/06, publ. 04/04/2008, made of stainless steel and containing a central pipe, spacer elements in the form of a partition, made square and provided with twenty holes for installing pipes with spent spent fuel assemblies, and the pipe axes are symmetrically relative to the central axis of the cover. Heat released from the outer row of spent fuel assemblies is transferred to the container body, i.e. heat transfer is carried out in the radial direction. However, in emergency situations, overheating is most likely in the inner row of spent fuel assemblies, since the central part of the cover is the most heated and heat transfer from it to the container body is difficult.

Недостатком известного чехла является недостаточный отвод тепла.A disadvantage of the known cover is insufficient heat dissipation.

Предлагаемая полезная модель направлена на решение задачи обеспечения ядерной и радиационной безопасности транспортирования и хранения ОЯТ.The proposed utility model is aimed at solving the problem of ensuring nuclear and radiation safety of transportation and storage of spent nuclear fuel.

При решении указанной задачи полезная модель обеспечивает получение технического результата, заключающегося в интенсификации теплопередачи от отработавших ТВС к корпусу контейнера без перегрева отработавших ТВС путем обеспечения как радиального, так и осевого направлений отвода тепла.When solving this problem, the utility model provides a technical result consisting in the intensification of heat transfer from spent fuel assemblies to the container body without overheating of spent fuel assemblies by providing both radial and axial directions of heat removal.

Указанный технический результат достигается тем, что чехол для отработавшего ядерного топлива, содержит основание с гнездами, закрепленную на основании центральную стойку, установленные на стойке дистанционирующие элементы, выполненные из теплопроводящих профилированных пластин с отверстиями, образующими каналы для размещения отработавших тепловыделяющих сборок, и разделительные теплопроводящие вставки, установленные на центральной стойке между дистанционирующими элементами и жестко связывающие их в осевом направлении.The specified technical result is achieved in that the cover for spent nuclear fuel contains a base with sockets, a central rack fixed to the base, spacer elements mounted on the rack made of heat-conducting profiled plates with holes forming channels for accommodating spent fuel assemblies, and heat-separating inserts mounted on a central rack between the spacer elements and rigidly connecting them in the axial direction.

Сущность полезной модели поясняется чертежами. На фигуре 1 и 2 изображен соответственно чехол для отработавшего ядерного топлива и его вид сверху, содержащий основание 1, центральную стойку 2, дистанционирующие пластины 3, разделительные теплоотводящие вставки 4 и борсодержащие трубы 5, установленные в образованные отверстиями в дистанционирующих пластинах каналы для отработавших ТВС.The essence of the utility model is illustrated by drawings. Figures 1 and 2 respectively show a cover for spent nuclear fuel and its top view, comprising a base 1, a central rack 2, spacer plates 3, heat sink inserts 4 and boron tubes 5 installed in channels for spent fuel assemblies formed by holes in the spacer plates.

Дистанционирующие пластины 3 установлены на центральной стойке 2, и могут быть выполнены в виде дисков из теплопроводящего материала, например, алюминия. В каналы, образованные, например, круглыми или шестигранными отверстиями в дистанционирующих пластинах 3, могут быть установлены трубы из боросодержащей стали для обеспечения ядерной безопасности. Центральная стойка 2 чехла может быть The spacer plates 3 are mounted on the central rack 2, and can be made in the form of disks of a heat-conducting material, for example, aluminum. Pipes made of boron-containing steel can be installed in the channels formed, for example, by round or hexagonal holes in the spacer plates 3 to ensure nuclear safety. Central rack 2 covers can be

снабжена устройством под захват для перемещения штатной перегрузочной машиной АЭС.equipped with a gripping device for moving with a standard reloading machine of nuclear power plants.

Тепло, генерируемое в тепловыделяющих элементах отработавших ТВС, передается элементам контейнера, в частности 3 и 4, откуда, в свою очередь, за счет высокой теплопроводности этих элементов конструкции интенсивно отводится к периферии контейнера-чехла и далее к корпусу транспортного контейнера, в который чехол устанавливают при транспортировании и/или хранении.The heat generated in the fuel elements of spent fuel assemblies is transferred to the container elements, in particular 3 and 4, from where, in turn, due to the high thermal conductivity of these structural elements, it is intensively removed to the periphery of the container cover and then to the transport container body into which the cover is installed during transportation and / or storage.

Благодаря высокой теплопроводности конструкции заявленного контейнера для отработавшего ядерного топлива, теплопередача осуществляется как в радиальном, так и осевом направлениях, в результате чего выравнивается поле температур (снижаются температурные градиенты), что приводит к общему снижению температуры топлива.Due to the high thermal conductivity of the design of the claimed container for spent nuclear fuel, the heat transfer is carried out both in the radial and axial directions, as a result of which the temperature field is aligned (temperature gradients are reduced), which leads to a general decrease in fuel temperature.

Конструкция чехла обеспечивает ядерную безопасность в нормальных условиях эксплуатации и в аварийных ситуациях, допустимый уровень максимальных температур на оболочках тепловыделяющих элементов отработавших ТВС за счет хорошей передачи тепла как в радиальном, так и в осевом направлении, возможность ее установки в транспортный контейнер и перемещение при помощи устройства под штатный захват перегрузочной машины.The cover design provides nuclear safety under normal operating conditions and in emergency situations, the permissible level of maximum temperatures on the shells of the fuel elements of spent fuel assemblies due to good heat transfer both in the radial and axial directions, the possibility of its installation in a transport container and moving using the device under the regular capture of the reloading machine.

Claims

A cover for spent nuclear fuel, comprising a base fixed to a base of a central strut with spacing elements located thereon, characterized in that it further comprises heat-separating inserts mounted on a central strut between spacer elements made of heat-conducting profiled plates with openings forming channels for placement of spent fuel assemblies, and rigidly bonding spacing elements in the axial direction and.