UA153110U - Контейнер для транспортування та/або зберігання відпрацьованого ядерного палива - Google Patents

Abstract

Контейнер для транспортування та/або зберігання відпрацьованого ядерного палива містить коаксіально розташовані сталеві внутрішній, проміжний і зовнішній стакани, проміжок між внутрішнім і проміжним стаканами заповнений радіаційно-захисним від -квантів та нейтронів відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) наповнювачем. Кільцевий проміжок між циліндричними поверхнями проміжного та зовнішнього стаканів заповнений радіаційно-захисним матеріалом від нейтронів ВЯП з матеріалів з малим атомним номером. Як радіаційно-захисний наповнювач для проміжку між внутрішнім і проміжним стаканами вибраний матеріал з густиною 5,88888,8 г/см3, що містить у своєму складі важкі елементи з усередненим атомним номером більше 80, а також алюміній та бор або їх сплави, рівномірно розподілені по об'єму проміжку.

Description

Корисна модель належить до ядерних технологій, а саме до забезпечення радіаційної безпеки та підвищення ефективності транспортування та зберігання відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) сухим методом у контейнерах.

При експлуатації сучасних АЕС утворюється (ВЯП) з високим рівнем вигоряння. Для зберігання та перевезення залізницею ВЯП з високим рівнем вигоряння використовують транспортні контейнери (ТК) вагою понад сто тонн. Для радіаційного захисту ТК від гамма- квантів використовують сталь, чавун, свинець, а від нейтронів - захисти з легких елементів.

Відомим є транспортний пакувальний комплект (ТПК) для відпрацьованих тепловидільних збірок (ВТВ3З), який містить чохол з ВТВЗ і контейнер (1). У цьому відомому ТПК простір між чохлом і контейнером заповнений поглинаючою нейтрони теплопровідною заливальною композицією у вигляді сплаву, що включає: алюміній і бор, свинець і карбід бору або мідь і карбід бору. Радіаційним захистом від у-квантів служить корпус контейнера, виконаний з конструкційної сталі або чавуну.

Недоліками відомого ТПК є те, що заливальна композиція у вигляді алюмінію та бору або міді та карбіду бору не послаблює потік у-квантів, а свинець і карбід бору недостатньо послаблюють потік нейтронів.

Найближчим аналогом є контейнер для транспортування та/або зберігання ВЯП, що містить коаксіально розташовані сталеві внутрішній, проміжний і зовнішній стакани. Проміжок між внутрішнім і проміжним стаканами заповнений радіаційно-захисним від у-квантів ВЯП наповнювачем з матеріалу з усередненим атомним номером більше 80, причому цей матеріал є диспергованим (подрібненим до порошкоподібного стану) до густини в діапазоні 4«р«в г/см3. А кільцевий проміжок між циліндричними поверхнями проміжного та зовнішнього стаканів заповнений радіаційно-захисним матеріалом від нейтронів ВЯП з матеріалів з малим атомним номером |2І.

Недоліком відомого контейнера є те, що радіаційний захист від у-квантів з важких елементів практично не послаблює потік нейтронів.

В основу корисної моделі поставлено задачу використовувати радіаційний захист від у- квантів як додатковий захист від нейтронів при дотриманні масо-габаритних характеристик і радіаційної безпеки, що дасть можливість перевозити ВЯП з високим рівнем вигоряння.

Зо Поставлена задача вирішується тим, що контейнер для транспортування та/або зберігання

ВЯП містить коаксіально розташовані сталеві внутрішній, проміжний і зовнішній стакани.

Проміжок між внутрішнім і проміжним стаканами заповнений радіаційно-захисним від у-квантів та нейтронів ВЯП наповнювачем, а кільцевий проміжок між циліндричними поверхнями проміжного та зовнішнього стаканів заповнений радіаційно-захисним матеріалом від нейтронів

ВЯП з матеріалів з малим атомним номером. Згідно з корисною моделлю, як радіаційно- захисний наповнювач для проміжку між внутрішнім і проміжним стаканами вибраний матеріал з густиною 5,8хр«8,8 г/смУ, що містить у своєму складі важкі елементи з усередненим атомним номером більше 80, а також алюміній і бор або їх сплави, рівномірно розподілені по об'єму проміжку.

Наповнювач з матеріалу, що містить важкі елементи, алюміній і бор, може бути сплавом свинцю, вісмуту, алюмінію та бору або керамікою з діоксиду збідненого урану, алюмінію та, наприклад, карбіду бору, а також інші комбінації наповнювача з важких елементів, алюмінію та бору з густиною 5.8хр«:8.8 г/см3.

Суть корисної моделі пояснюють креслення, де на Фіг. 1 схематично показаний загальний вигляд контейнера для транспортування та/або зберігання ВЯП. На Фіг. 2 наведено залежність потужності дози нейтронів за захистом з різних матеріалів з масовою товщиною 235,8 г/см? (еквівалент 30 см заліза).

У варіанті здійснення корисної моделі контейнер призначений для зберігання та транспортування ВЯП реакторів типу ВВЕР-1000, яке інтенсивно випромінює у-кванти та нейтрони.

Контейнер (Фіг. 1) містить кошик 1 з ВТВЗ; корпус, який включає встановлені з радіальним проміжком відносно один одного внутрішній 2, проміжний З і зовнішній 4 стакани з днищами.

Кільцевий проміжок між циліндричними поверхнями стаканів 2 і З заповнений радіаційно- захисним наповнювачем 5, а кільцевий проміжок між циліндричними поверхнями стаканів З і 4 заповнений радіаційно-захисним наповнювачем б. Як радіаційно-захисний наповнювач 5 вибраний матеріал з густиною 5,8хр«8,8 г/см3, що містить важкі елементи з усередненим атомним номером більше 80, а також алюміній і бор, які зменшують енергію нейтронів за рахунок розсіювання, а бор ще й поглинає нейтрони. Також можна використовувати сплави зі свинцю, вісмуту, алюмінію та бору або кераміки у вигляді діоксиду збідненого урану, алюмінію 60 та карбіду бору тощо.

Як радіаційно-захисний наповнювач б вибраний матеріал з малим атомним номером, наприклад гума або графіт. Прилеглі до кошика кришка 8 і днище 9 заповнені радіаційно- захисним наповнювачем 5, а зовнішні кришка 7 і днище 10 заповнені радіаційно-захисним наповнювачем 6.

При транспортуванні та/або зберіганні ВЯП радіаційний захист від нейтронів забезпечується за рахунок використання матеріалу 6 з малим атомним номером, наприклад, гуми або графіту, розміщеного в кільцевому проміжку між циліндричними поверхнями проміжного З і зовнішнього 4 стаканів, та додатковим захистом за рахунок матеріалу 5 у кільцевому проміжку між циліндричними поверхнями внутрішнього 2 і проміжного З стаканів, що містить алюміній, який розсіює нейтрони, і бор, який розсіює та поглинає нейтрони. Радіаційний захист від у- випромінювання забезпечується шляхом використання наповнювача 5 у вигляді матеріалу з густиною 5.8«р«8.8 г/см, що містить важкі елементи з усередненим атомним номером більше 80, а також алюміній і бор, рівномірно розподілені по об'єму проміжку, розміщеного між внутрішнім 2 і проміжним З стаканами контейнера. По торцях контейнера радіаційний захист від нейтронів і у-квантів забезпечується кришками 7 і 8 і днищами 9 і 10. Прилеглі до кошика кришка 8 і днище 9 заповнені радіаційно-захисним наповнювачем 5 у вигляді матеріалу з густиною 5,вхр«8,8 г/сму, що містить важкі елементи з усередненим атомним номером більше 80, а також алюміній і бор, рівномірно розподілені по об'єму кришки 8 і днища 9, а зовнішні кришка 7 і днище 10 - заповнені радіаційно-захисним наповнювачем 6 з легких матеріалів.

Таким чином, заповнення проміжку між внутрішнім 2 і проміжним З стаканами матеріалом з густиною 5.вхр«х г/см3, що містить у своєму складі важкі елементи з усередненим атомним номером більше 80, а також алюміній та бор або їх сплави, які рівномірно розподілені по об'єму проміжку, забезпечує ефективний захист від у-квантів за рахунок вмісту важких елементів, а також додатковий захист від нейтронів - за рахунок наявності алюмінію та бору в матеріалі захисту.

На Фіг. 2 наведено залежності потужності дози нейтронів за захистом з масовою товщиною 235.8 г/см? (еквівалент 30 см заліза): РЬ з густиною 11,35 г/см3 (крива 1), Ре (крива 2), РОЖАЇ (крива 3) та РОЖАЇІВ (крива 4 густиною 7,86 г/см3. Свинець з атомною масою понад 207 а. о. м. практично не змінює спектр нейтронів ВЯП. Крива 1" ілюструє, що потужність дози, що

Зо створюється високоенергетичними нейтронами ВЯП за захистом зі свинцю, є максимальною.

Залізо з атомною масою, меншою за 56 а. о. м., змінює спектр високоенергетичних нейтронів

ВЯП, і крива 2" ілюструє зменшення потужності дози за захистом із заліза. Розсіювання високоенергетичних нейтронів ВЯП на алюмінії з атомною масою близько 27 а. о. м., зменшує їхню енергію сильніше, ніж розсіювання на залізі. При густині сплаву РЬ-АЇ 7,86 г/см3 він містить бО Фо РБЬ і 40 90 АЇ, ї ця кількість алюмінію значно зменшує потужність дози, що створюється високоенергетичними нейтронами, що показує крива 3". При радіаційному захисті зі сплаву

РБ(Б6О 95)--АІ(35 95)4-48(5 96) густиною 7,86 г/см? відбувається практично повне поглинання низькоенергетичних нейтронів і суттєво зменшується потужність дози, що створюється високоенергетичними нейтронами, що демонструє крива 4".

Застосування зазначених вище матеріалів забезпечує достатньо високу ефективність радіаційного захисту, що підтверджується розрахунками ІЗ). У роботі І|З| досліджено характеристики радіаційних захистів з важких елементів з атомним номером більше 80, диспергованих до густини р«8 г/см"У, від у-квантів ВЯП. Показано більшу ефективність таких захистів порівняно з захистами зі сталі або чавуну тієї самої масової товщини. При високому рівні вигоряння ВЯП, 55 МВт:діб/кгО і вище, істотно зростає випромінювання як у-квантів так і нейтронів. Унаслідок зберігання ВЯП у приреакторних басейнах витримки протягом 7-10 років випромінювання у-квантів значно зменшується. Потік нейтронів, що визначається ізотопом 2447, період напіврозпаду якого 18.1 років, практично не змінюється, тому необхідно посилювати захист від нейтронів. Відомо, що захист із важких елементів добре поглинає у- кванти, але слабо впливає на проходження нейтронів.

Досліджено вплив густини сплавів та вмісту бору в радіаційному захисті зі сплавів РО-В та

РЬЖАЇї-В на потужність дози нейтронів та у-квантів. У Таблиці наведено співвідношення потужностей доз нейтронів та у-квантів після захисту зі сплавів РО-В та РОЖАЇ-В з масовою товщиною 235,8 г/см? (еквівалент 30 см заліза) до потужності доз нейтронів та у-квантів після захисту із 30 см заліза.

Таблиця 11.35 (8-0 Ов)

Густина сплаву, г/см 11.125 (8-2.5 95) 8.5 7.86 7.0 10.90 (825 905 . 11.35 (850905) 10.78 (8-5 90

Відношення потужності доз (ПД) нейтронів ПіДсплав/ПІДее 07777771 Ї71717171717171171688.777777 | 04 | 0337 | 0240 | 0238

Відношення потужності доз (ПД) у-квантів ПіДсплав/ПІДее

З наведених у Таблиці даних випливає, що ефективність радіаційного захисту із сплаву

РЬ--АЇ від нейтронів, навіть без бору, при густині сплаву 7,86 г/см" (густина заліза) є більшою, ніж захист із свинцю з 5 95 бору або заліза. Додавання бору замість алюмінію в кількості 2,5 95 і 596 до сплаву з РЬОЖАЇ істотно покращує ефективність захисту від нейтронів. З даних, які наведено у Таблиці, випливає, що ефективність захисту зі сплаву РОршАЇ від у-квантів визначається вмістом свинцю в сплаві. Для наведених у Таблиці густин свинцю в сплаві

РЬЖАЇ-В (бор замість алюмінію) ефективність захисту такого сплаву від у-квантів є значно вищою, ніж у заліза.

Використання як захисту від у-квантів і одночасно захисту від нейтронів матеріалів, що містять важкі елементи, алюміній і бор, дасть можливість підвищити ефективність транспортування та зберігання ВЯП за рахунок завантаження в контейнер більшої кількості

ВТВЗ з високим рівнем вигоряння ВЯП та меншим часом зберігання у приреакторних басейнах витримки.

Зазначимо, що радіаційно-захисний наповнювач у вигляді сплаву РО-АЇ має гарну теплопровідність. Для оцінки теплопровідності металу вважаємо, що теплопровідність є пропорційною внеску теплопровідностей окремих елементів. При густині 7,86 г/см3 (густина заліза) сплаву РБ-АЇ в ньому міститься 6095 Рр і 4095 АЇ. За температури 400 К теплопровідність алюмінію становить 240 Вт/(м'К), а теплопровідність свинцю складає 34

Вт/(м-К). Тоді теплопровідність сплаву РржеАЇ 34х0,6-240х0,4-116,4 Вт/(м'К) виявляється більшою, ніж у заліза, теплопровідність якого становить 70 Вт/(м'К).

Джерела інформації: 1. Транспортньійй упаковочньшй комплект для отработавших тепловьіделяющих сборок ядерньїх реакторов, патент КО2459295, кл. 521Е 5/008, 2012. 2. Контейнер для транспортування та/або зберігання відпрацьованого ядерного палива,

Патент України Мо 145814 від 06.01.2021, Бюл. Мо 1. 3. М.б. Кидуспем, М.А. АагепКом, І.О. СіїКа, Ме.М. Киадуспем, Те ейсіепсу ої гаадіайоп 5Ппівідіпуд таде їот таїегіа!є мій підп атіс питбег апа Іом/ та55 депзіу, Реобієт5 ої Аютіс

Зсівпсе апа Тесппоіоду, Зегпев: Мисієаг Рпузісв Іпмевіїдайопв, 2021, Мо. 2132). р. 74-79.

Claims (1)

1. ФОРМУЛА КОРИСНОЇ МОДЕЛІ

   1. Контейнер для транспортування та/або зберігання відпрацьованого ядерного палива, що містить коаксіально розташовані сталеві внутрішній, проміжний і зовнішній стакани, проміжок між внутрішнім і проміжним стаканами заповнений радіаційно-захисним від у-квантів та нейтронів відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) наповнювачем, а кільцевий проміжок між циліндричними поверхнями проміжного та зовнішнього стаканів заповнений радіаційно- захисним матеріалом від нейтронів ВЯП з матеріалів з малим атомним номером, який відрізняється тим, що як радіаційно-захисний наповнювач для проміжку між внутрішнім і проміжним стаканами вибраний матеріал з густиною 5,вхр«в8,8 г/см3, що містить у своєму складі важкі елементи з усередненим атомним номером більше 80, а також алюміній та бор або їх сплави, рівномірно розподілені по об'єму проміжку.

   2. Контейнер за п. 1, який відрізняється тим, що як радіаційно-захисний матеріал від у-квантів та нейтронів використаний сплав свинцю, алюмінію та бору.

   3. Контейнер за п. 1, який відрізняється тим, що як радіаційно-захисний матеріал від у-квантів та нейтронів використаний сплав свинцю, вісмуту, алюмінію та бору.

   4. Контейнер за п. 1, який відрізняється тим, що як радіаційно-захисний матеріал від у-квантів та нейтронів використана кераміка з діоксиду збідненого урану, алюмінію та карбіду бору. і Ї | що 8-71 ; тр 2

   9...