WO2020197430A1 - Чехол контейнера для транспортирования и хранения отработавших тепловыделяющих сборок - Google Patents

Чехол контейнера для транспортирования и хранения отработавших тепловыделяющих сборок Download PDF

Info

Publication number
WO2020197430A1
WO2020197430A1 PCT/RU2019/000246 RU2019000246W WO2020197430A1 WO 2020197430 A1 WO2020197430 A1 WO 2020197430A1 RU 2019000246 W RU2019000246 W RU 2019000246W WO 2020197430 A1 WO2020197430 A1 WO 2020197430A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
cover
shell
hexagonal
boron
fuel assemblies
Prior art date
Application number
PCT/RU2019/000246
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
Павел Валерьевич СТАСЕНКО
Роман Владимирович ШАРОВ
Сергей Анатольевич КУЗЬМИНЫХ
Константин Алексеевич ТВИЛЕНЕВ
Азат Зуфарович КАРИМОВ
Алексей Юрьевич ЛЕПЕШКИН
Александр Владимирович СУДАКОВ
Original Assignee
Акционерное общество "Логистический центр ЯТЦ" (АО "ЛЦ ЯТЦ")
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 Акционерное общество "Логистический центр ЯТЦ" (АО "ЛЦ ЯТЦ") filed Critical Акционерное общество "Логистический центр ЯТЦ" (АО "ЛЦ ЯТЦ")
Publication of WO2020197430A1 publication Critical patent/WO2020197430A1/ru

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F5/00—Transportable or portable shielded containers

Definitions

  • Container cover for transportation and storage of waste
  • the invention relates to nuclear technology, in particular to covers of transport containers (packages, transport packaging sets) for transportation and storage of spent fuel assemblies of light-water VVER-1000/1200/1300 reactors with a minimum (up to 7 years) holding period, increased (up to 70 MW * day / kg11) burnout and intense heat release, and can be used to improve the technical and operational characteristics of transport packaging complexes when handling spent fuel assemblies.
  • Known container for transportation or storage of spent nuclear fuel according to the patent RU 2510770 Cl (G21F 5/00, 2014), containing a housing including a glass with a bottom and a hermetic overlap of the inner cavity of the glass, the latter is equipped with upper pins and an outer ribbed shell, which is installed coaxially with the glass and partially overlaps it along its length with the formation of a sealed cavity in which a composite annular partition made of metal with high thermal conductivity is installed along the length, dividing the volume of the said sealed cavity into an inner and a peripheral part.
  • the inner part of the sealed cavity is filled with a potting compound containing the required amount of hydrogen and providing neutron protection. Longitudinal profiled elements made of metal with high thermal conductivity are passed through this composition, connecting the glass with an annular partition.
  • the peripheral part of the sealed cavity is filled with another potting composition with high thermal conductivity and fluidity in the mobile state sufficient to fill the gap between the annular partition and the ribbed shell.
  • the value of the latter is selected based on the conditions for ensuring the manufacturability of the container and intensifying the heat removal from the annular partition to the outer ribbed shell in the loaded state of the container under the thermal effect of spent nuclear fuel.
  • the glass and its bottom are made as one piece of ductile iron with spheroidal graphite, and the outer shell is made of stainless steel.
  • the glass contains an anti-corrosion coating applied to its inner surfaces and at least part of its outer surfaces by gas-dynamic spraying, which is a corrosion-resistant composition.
  • the container may contain a concrete composition including cement or Portland cement as a binder.
  • a concrete composition including cement or Portland cement as a binder.
  • steel shot and / or scale are used as filler.
  • this container design has a drawback that impairs its performance. This is a significant increase in the mass of the container due to the use of various cements and heavy aggregates in the filling composition, which have a high density and, accordingly, a significant mass.
  • Known container for a transport packaging set with a cover made of ductile iron with spheroidal graphite according to patent RU 2642449 Cl (G21F 5/00, 2018), including a body made of ductile iron with nodular graphite, inner and outer covers, a cover with channels for installing fuel assemblies.
  • the cover is made of a composite cast body, in which the channels for placing the fuel assemblies are decorated with boron-containing metal pipes fixed due to the shrinkage of the melt of ductile iron with spheroidal graphite, which occurs during the manufacture of the casting of the cover and the support bottom attached to it with a fixed mechanical connection with holes located opposite channels for placing fuel assemblies.
  • each of which is from 0.1 to 0.9 of the cross-sectional area of the channel for placing the fuel assembly, and the blind bottom attached by a fixed mechanical connection, while the presence of free internal space is provided between the blind bottom and the support bottom.
  • the cover is fixed in the body due to shrinkage occurring during the crystallization of the nodular cast iron melt during the manufacture of the body casting.
  • a channel equipped with a plug is made, connecting the inner space of the cover located between the blind bottom and the supporting bottom with the environment.
  • the upper end of the cover, its support bottom and the blank bottom are covered with a protective coating resistant to the effects of decontamination solutions.
  • the described design of the transport packaging set has the disadvantage associated with a significant increase in weight, since for fixing the channels for placement of fuel assemblies made of boron-containing metal pipes, the cover is filled with a heavy melt of nodular cast iron.
  • the cover is not removable, which creates difficulties when carrying out work on its decontamination and narrows the scope of the transport packaging kit, for example, excludes the possibility of using it for transporting defective spent fuel assemblies placed in special cases.
  • a cover for the transportation and storage of spent nuclear fuel is known according to the patent RU 2642853 Cl (G21F 5/00, 2018).
  • the cover is a welded metal structure consisting of a central supporting pipe welded to the lower base, on which at least two sections are installed and fixed in height, in the channels of which the fuel assemblies are placed.
  • Each section is made of two stainless steel spacers - top and bottom, connected by stainless steel posts.
  • At least five heat sinking discs and aluminum alloy spacer sleeves are installed between the spacer grilles.
  • the holes for the installation of spent fuel assemblies are formed by hexagonal aluminum pipes. Boron-containing composite plates are installed inside each pipe face in sealed pockets. Six pipes are placed in the first row relative to the axis of the bearing pipe, and in the second, twelve. In the upper part of the carrier pipe there is a head for the load-gripping device.
  • the disadvantage of the claimed design of the cover is the complexity of the manufacture and assembly of neutron shielding, namely, the need to place the plates of boron-containing composite in a separate sealed pocket and fasten the sealed pockets with the plates to a hexagonal aluminum tube, which is a guide for installing spent fuel assemblies.
  • the closest in the aggregate of essential features to the claimed invention is a cover for spent fuel assemblies under the patent RU 2458417 Cl (G21F 5/008, 2012) and a transport packaging set developed on its basis for spent fuel assemblies of nuclear reactors, containing a cover and a container, including a metal body with a hermetic overlap of the inner cavity of the container according to patent RU 2459295 CT (G21F 5/008, 2012).
  • the cover in the container cavity is installed with a predetermined radial gap with the possibility of forming a heat-conducting contact between the outer surface of the cover and the inner surface of the container body in the loaded state of the latter when exposed to heat from the spent fuel assemblies.
  • the cover is made of stainless steel and includes upper and lower spacer grids, to which hexagonal pipes are connected hermetically during welding to accommodate spent fuel assemblies, and along the perimeter of the cover - a lining with the formation of a sealed annular space, which is filled with a neutron-absorbing heat-conducting casting composition, which is an alloy aluminum and boron, or an alloy comprising lead and boron carbide, or an alloy comprising copper and boron carbide.
  • Longitudinal tubular elements are passed through the cover, which are located along the longitudinal axis of the cover between the edges of adjacent hexagonal pipes and are welded to the upper and lower spacer grids, respectively.
  • pipes are hermetically welded to, spaced uniformly around the circumference around the longitudinal axis of the cover, through which the rods fastened to the cover are passed, serving as the rigging elements of the latter.
  • the container body comprises structural steel, in another embodiment cast iron.
  • lifting trunnions are provided in the upper and lower parts of the container body.
  • corresponding valve devices are provided in the upper and lower parts of the container body.
  • the shell shell has a rather large volume and, accordingly, a significant amount of boron-containing casting composition is required to fill it, the working element of which is an expensive material. Moreover, boron must be evenly distributed in the potting composition, which is technologically difficult to implement for a large volume.
  • the problem solved within the framework of the present invention is to create a container cover for the transportation and / or storage of spent nuclear fuel for power units of light-water (VVER-1000/1200/1300) reactors with a minimum (up to 7 years) holding time and increased (up to 70 MW * day / kg11 ) burnout.
  • the achieved technical result consists in increasing the effectiveness of radio protection, reducing the cost, improving the operational characteristics of the cover and the transport packaging set as a whole.
  • the cover is a metal structure made in the form of a stainless hollow cylinder (shell) with a support disk perforated for hexagonal pipes-channels, the inner part of which consists of a stainless stand attached to the central part of the support disk, on which intermediate disks are fixed, with hexagonal pipes-channels inserted into them for the installation of spent fuel assemblies
  • the hexagonal pipes-channels are solid stainless hexagonal pipes with hexagonal rings of boron-containing composite material put on them, on the inner side of the shell shell there are placed made of composite boron-containing material and recruited from segments round neutron-absorbing rings, and the free space from the central pillar to the shell is filled with molten aluminum.
  • Boron composite hex rings due to of the given boron content, provide a decrease in the effective multiplication factor (Keff) of the package to Keff ⁇ 0.95 (based on the most conservative scenario), which meets the requirements of nuclear safety.
  • the thickness of the hexagonal and outer rings (up to 105 mm) and the boron concentration in them within a certain range, it is possible to optimize the use of expensive boron in transport packaging, ensuring the required nuclear safety and increasing the effectiveness of radiation protection.
  • the free space from the central pillar to the shell is filled with aluminum melt, which also provides efficient heat removal to the boot periphery from spent fuel assemblies located in the center.
  • aluminum melt which technologically simplifies and reduces the cost of manufacturing a cover for a transport packaging set.
  • FIG. 1 shows a longitudinal section of the cover.
  • FIG. 2 shows a cross-section of the cover.
  • FIG. 3 shows a container with a cover installed (longitudinal section).
  • the cover is a metal structure consisting of intermediate steel disks 1 located one above the other in a certain order.
  • the intermediate disks have hexagonal holes, into which eighteen hexagonal pipes-channels 2 are installed, including stainless steel pipes 3, on which hexagonal neutron-absorbing rings 4 made of boron-containing composite material based on aluminum.
  • Hexagonal pipes-channels 2 are installed in the support disk 5, from above they are fixed by the upper disk 6, made of high-strength corrosion-resistant steel.
  • the entire metal structure in the outer diameter is limited by a shell 7, welded from three rings, while on the inner side of the shell 7 there are external neutron-absorbing rings 8 made of a composite boron-containing material and recruited from segments 8.
  • a central post 9 is welded to the support disk, which performs the function the carrier element of the cover, on which all its other components are located.
  • the supporting disk 5 is reinforced from below with radial ribs 10 and an annular central support 11.
  • the supporting disk 5 has eighteen drain holes 12 coinciding with the centers of the hexagonal pipe-channels.
  • Stand in the upper b part is equipped with a grip 13, with which the empty cover is installed and removed from the container body.
  • the installation pitch of the intermediate discs, the backing disc and the upper disc is provided by spacer inserts and bushings 14 installed between them.
  • the free space from the B-pillar to the outer diameter is filled with aluminum alloy 17.
  • the proposed design of the cover can be used in containers with bodies made of both stainless steel and nodular cast iron, provided that the following requirements are met.
  • An empty cover placed in a container must have a radial clearance between the shell of the shell and the inner surface of the container body, the maximum value of which is determined by the total thermal expansion of the structural materials of the cover and the container body, which is formed as a result of heat release from the spent fuel assemblies loaded into the cover, the temperature of which depends on time holding and burnup of spent nuclear fuel, and can reach 350 ° C.
  • An empty cover 19 is transported using a grip slot 13 and placed in the container body 20.
  • the container body 20 is closed with at least two lids - inner 21 and outer 22. After checking for leaks, the container with a cover is transported to the reloading well of the nuclear power unit using lifting pins 23 station.
  • the sealing caps 21, 22 are removed from the container and, with the help of the lifting trunnions 23, are installed into the universal socket of the holding pool located under the water.
  • the spent fuel assemblies located on the storage pool racks are loaded into the hexagonal pipes-channels 2 alternately under water using a reloading machine, which is the equipment of the nuclear power plant.
  • a reloading machine which is the equipment of the nuclear power plant.
  • an inner sealing cover 21 is installed on the container under water and, using the lifting trunnions 23, is removed from the holding pool and installed on the service platform.
  • the technical solution according to the invention can be used for transportation and storage of spent fuel assemblies of light-water VVER-1000/1200/1300 reactors with a minimum (up to 7 years) holding time, increased (up to 70 MW * day / kg11) burnup and intense heat release.
  • the proposed design of the container cover for the transportation and storage of spent fuel assemblies provides the required nuclear safety.

Abstract

Чехол транспортного упаковочного комплекта представляет собой металлоконструкцию, выполненную в виде нержавеющего пустотелого цилиндра с перфорированным под шестигранные трубы-каналы опорным диском, внутренняя часть которого состоит из прикрепленной к центру диска нержавеющей стойки, на которой закреплены промежуточные диски, с вставленными в них шестигранными трубами-каналами для установки отработавших тепловыделяющих сборок. При этом шестигранные трубы-каналы представляют собой цельные нержавеющие шестигранные трубы с надетыми на них шестигранными кольцами из борсодержащего композиционного материала на основе алюминия. На внутренней стороне обечайки чехла размещены изготовленные из борсодержащего композиционного материала на основе алюминия и, набранные из сегментов, круглые нейтронопоглощающие кольца, а свободное пространство от центральной стойки до обечайки заполнено расплавом алюминия.

Description

Чехол контейнера для транспортирования и хранения отработавших
тепловыделяющих сборок
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к чехлам транспортных контейнеров (упаковкам, транспортным упаковочным комплектам) для транспортирования и хранения отработавших тепловыделяющих сборок легководных ВВЭР- 1000/1200/1300 реакторов с минимальным (до 7 лет) сроком выдержки, повышенным (до 70 МВт*сут/кг11) выгоранием и интенсивным тепловыделением, и может быть использовано для улучшения технических и эксплуатационных характеристик транспортных упаковочных комплексов при обращении с отработавшими тепловыделяющими сборками.
Известен контейнер для транспортировки или хранения отработавшего ядерного топлива по патенту RU 2510770 Cl (G21F 5/00, 2014), содержащий корпус, включающий стакан с днищем и герметичным перекрытием внутренней полости стакана, последний снабжен верхними цапфами и наружной оребренной оболочкой, которая установлена соосно стакану и частично перекрывает его по длине с образованием герметичной полости, в которой по длине установлена составная кольцевая перегородка из металла, обладающего высокой теплопроводностью, разделяющая объем упомянутой герметичной полости на внутреннюю и периферийную части.
Внутренняя часть герметичной полости заполнена заливочной композицией, содержащей необходимое количество водорода, и обеспечивающей нейтронную защиту. Через эту композицию пропущены продольные профилированные элементы из металла, обладающего высокой теплопроводностью, связывающие стакан с кольцевой перегородкой. При этом периферийная часть герметичной полости заполнена другой заливочной композицией, обладающей высокой теплопроводностью, а также обладающей в подвижном состоянии текучестью, достаточной для заполнения зазора между кольцевой перегородкой и оребренной оболочкой.
Величина последнего выбрана исходя из условий обеспечения технологичности контейнера и интенсификации теплоотвода от кольцевой перегородки на наружную оребренную оболочку в загруженном состоянии контейнера при тепловом воздействии отработавшего ядерного топлива. При этом стакан и его днище выполнены как одно целое из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом, а наружная оболочка - из нержавеющей стали. Причем, стакан содержит антикоррозионное покрытие, нанесенное на его внутренние поверхности и по меньшей мере на часть его наружных поверхностей методом газодинамического напыления, представляющее собой коррозионностойкую композицию.
В качестве заливочной композиции контейнер может содержать бетонную композицию, вклочающую цемент или портландцемент в качестве связующего. Для повышения теплопроводности заливочной композиции периферийной части в качестве заполнителя используется, например, стальная дробь и/или окалина.
Несмотря на технологичность изготовления и обеспечение эффективного отвода тепла от корпуса в окружающую среду, данная конструкция контейнера имеет недостаток, ухудшающий его эксплуатационные характеристики. Это существенное увеличение массы контейнера из-за применения в заливочной композиции различных цементов и тяжелых заполнителей, имеющих высокую плотность и, соответственно, значительную массу.
Известен контейнер для транспортного упаковочного комплекта с чехлом из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом по патенту RU 2642449 Cl (G21F 5/00, 2018), включающий корпус из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом, внутреннюю и внешнюю крышки, чехол с каналами для установки тепловыделяющих сборок. Чехол выполнен составным из литого корпуса, в котором каналы для размещения тепловыделяющих сборок оформлены трубами из борсодержащего металла, зафиксированными за счет усадки расплава высокопрочного чугуна с шаровидным графитом, происходящей при изготовлении отливки чехла и прикрепленного к нему неподвижным механическим соединением опорного днища с отверстиями, расположенными напротив каналов для размещения тепловыделяющих сборок. Площадь поперечного сечения каждого из которых составляет от 0,1 до 0,9 от площади поперечного сечения канала для размещения тепловыделяющей сборки, и прикрепленного неподвижным механическим соединением глухого днища, при этом между глухим днищем и опорным днищем обеспечивается наличие свободного внутреннего пространства. Чехол зафиксирован в корпусе за счет усадки, происходящей в процессе кристаллизации расплава высокопрочного чугуна с шаровидным графитом при изготовлении отливки корпуса. В нижней части корпуса контейнера выполнен оснащенный заглушкой канал, связывающий внутреннее пространство чехла, расположенное между глухим днищем и опорным днищем с окружающей средой. Верхний торец чехла, его опорное днище и глухое днище покрыты защитным покрытием, стойким к воздействию дезактивационных растворов.
Описанная конструкция транспорного упаковочного комплекта имеет недостаток, связанный со значительным увеличением массы, так как для фиксации каналов для размещения тепловыделяющих сборок, выполненных из борсодержащих металлических труб, чехол заполняется тяжелым расплавом чугуна с шаровидным графитом.
Кроме того, чехол является невыемным, что создает трудности при проведении работ по его дезактивации и сужает область применения транспортного упаковочного комплекта, например, исключает возможность использовать его для транспортировки дефектных отработавших тепловыделяющих сборок, помещенных в специальные пеналы.
Известен чехол для транспортирования и хранения отработавшего ядерного топлива по патенту RU 2642853 Cl (G21F 5/00, 2018). Чехол представляет собой сварную металлоконструкцию, состоящую из центральной несущей трубы, приваренной к нижнему основанию, на котором установлены и закреплены по высоте как минимум две секции, в каналах которых размещаются тепловыделяющие сборки. Каждая секция выполнена из двух дистанционирутощих решеток из нержавеющей стали— верхней и нижней, соединённых стойками из нержавеющей стали. Между дистанционирующими решетками установлены как минимум пять теплоотводящих дисков и дистанционирующие втулки из алюминиевого сплава. Отверстия для установки отработавших тепловыделяющих сборок образованы шестигранными алюминиевыми трубами. Внутри каждой грани трубы в герметичных карманах установлены пластины из борсодержащего композита. В первом ряду относительно оси несущей трубы размещено шесть труб, а во втором— двенадцать. В верхней части несущей трубы установлена головка под грузозахватное устройство.
Недостатком заявленной конструкции чехла является сложность изготовления и сборки нейтронной защиты, а именно необходимость помещения пластин из боросодержащего композита в отдельный герметичный карман и крепление герметичных карманов с пластинами к шестигранной алюминиевой трубе, являющейся направляющей для установки отработавших тепловыделяющих сборок.
Кроме того, расчетами установлено, что энерговыделение от отработавших тепловыделяющих сборок в чехле распределено неравномерно - с максимум в центре и минимумом на периферии. Поэтому применение равноудаленных теплоотводящих дисков в каждой секции чехла не гарантирует равномерный отвод тепла от отработавших тепловыделяющих сборок по всей высоте чехла.
Наиболее близким по совокупности существенных признаков с заявляемым изобретением является чехол для отработавших тепловыделяющих сборок по патенту RU 2458417 Cl (G21F 5/008, 2012) и разработанный на его основе транспортный упаковочный комплект для отработавших тепловыделяющих сборок ядерных реакторов, содержащий чехол и контейнер, включающий в себя металлический корпус с герметичным перекрытием внутренней полости контейнера по патенту RU 2459295 СТ (G21F 5/008, 2012).
Согласно патенту RU 2459295, чехол в полости контейнера установлен с заданным радиальным зазором с возможностью образования теплопроводящего контакта между наружной поверхностью чехла и внутренней поверхностью корпуса контейнера в загруженном состоянии последнего при тепловом воздействии со стороны отработавших тепловыделяющих сборок. Чехол выполнен из нержавеющей стали и включает верхнюю и нижнюю дистанционирующие решетки, к которым герметично на сварке присоединены шестигранные трубы для размещения отработавших тепловыделяющих сборок, а по периметру чехла - облицовка с образованием герметичного межтрубного пространства, которое заполнено поглощающей нейтроны теплопроводящей заливочной композицией, представляющей собой сплав алюминия и бора, либо сплав, включающий свинец и карбид бора, либо сплав, включающий медь и карбид бора.
Через чехол пропущены продольные трубчатые элементы, которые расположены вдоль продольной оси чехла между гранями смежных шестигранных труб и герметично на сварке присоединены соответственно к верхней и нижней дистанционирующим решеткам.
К верхней и нижней дистанционирующим решеткам чехла герметично на сварке присоединены трубы, расположенные равномерно по окружности вокруг продольной оси чехла, через которые пропущены скрепленные с чехлом тяги, выполняющие функцию такелажных элементов последнего.
В одном варианте выполнения транспортного упаковочного комплекта корпус контейнера содержит конструкционную сталь, в другом варианте - чугун.
Для перемещения и кантования контейнера в верхней и нижней частях корпуса контейнера предусмотрены грузоподъемные цапфы. Для слива воды, осушки и заполнения внутренней полости контейнера инертным газом в верхней и нижней частях корпуса контейнера предусмотрены соответствующие клапанные устройства.
Однако, заявленная конструкция транспортного упаковочного комплекта с введением теплопроводящей заливочной композиции с большим количеством борсодержащего материала (алюминий и бор, свинец и карбид бора, медь и карбид бора) непосредственно в межтрубное пространство чехла и установкой между гранями смежных шестигранных труб продольных трубчатых элементов с возможностью заполнения их водой, при затоплении внутренней полости контейнера, имеет недостатки, влияющие на его технические и эксплуатационные показатели.
Так, межтрубное пространство чехла имеет довольно большой объем и, соответственно, для его заполнения требуется значительное количество борсодержащей заливочной композиции, рабочий элемент которой является дорогостоящим материалом. Причем бор должен быть равномерно распределен в заливочной композиции, что для большого объема технологически трудно реализуемо.
Размещение продольных трубчатых элементов (каналов) между гранями смежных шестигранных труб в теплопроводящем борсодержащем материале (заливочной композиции) приводит к уменьшению обеспечиваемой заливочной композицией эффективной площади теплоотвода, что приводит к возникновению эффекта теплового сопротивления, и соответственно к уменьшению эффективности отвода тепла от отработавших тепловыделяющих сборок центральной зоны. Кроме того, такая конструкция чехла технологически сложна в изготовлении, что приводит к его удорожанию.
Решаемой в рамках настоящего изобретения задачей является создание чехла контейнера для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива энергоблоков легководных (ВВЭР- 1000/1200/1300) реакторов с минимальным (до 7 лет) сроком выдержки и повышенным (до 70 МВт*сут/кг11) выгоранием. При этом достигаемый технический результат заключается в повышении эффективности радиоционной защиты, снижении стоимости улучшении эксплуатационных характеристик чехла и транспортного упаковочного комплекта в целом.
Поставленная задача решается тем, что чехол представляет собой металлоконструкцию, выполненную в виде нержавеющего пустотелого цилиндра (обечайки) с перфорированным под шестигранные трубы-каналы опорным диском, внутренняя часть которого состоит из прикрепленной к центральной части опорного диска нержавеющей стойки, на которой закреплены промежуточные диски, с вставленными в них шестигранными трубами-каналами для установки отработавших тепловыделяющих сборок, шестигранные трубы-каналы представляют собой цельные нержавеющие шестигранные трубы с надетыми на них шестигранными кольцами из борсодержащего композиционного материала, на внутренней стороне обечайки чехла размещены изготовленные из композиционного борсодержащего материала и набранные из сегментов круглые нейтронопоглощающие кольца, а свободное пространство от центральной стойки до обечайки заполнено расплавом алюминия.
Шестигранные кольца из борсодержащего композиционного материала, за счет заданного содержания бора, обеспечивают снижение эффективного коэффициента размножения (Кэфф) упаковки до Кэфф < 0.95 (исходя из самого консервативного сценария), что отвечает требованиям ядерной безопасности. Размещенные на внутренней стороне обечайки чехла внешние борсодержащие кольца, также содержащие заданное количество бора, обеспечивают защиту от нейтронного излучения.
Изменяя в определенном диапазоне толщину шестигранных и внешних колец (до 105 мм), и концентрацию бора в них, можно оптимизировать использование в транспортной упаковке дорогостоящего бора, обеспечивая требуемую ядерную безопасность и увеличивая при этом эффективность радиационной защиты.
Для придания прочности конструкции чехла свободное пространство от центральной стойки до обечайки заполнено расплавом алюминия, который также обеспечивает эффективный теплоотвод к периферии чехла от расположенных в центре отработавших тепловыделяющих сборок. При этом в расплаве алюминия отсутствует дорогостоящий бор, что технологически упрощает и снижает стоимость изготовления чехла транспорного упаковочного комплекта.
На фиг. 1 показан продольный разрез чехла.
На фиг. 2 показан поперечный разрез чехла.
На фиг. 3 показан контейнер с установленным чехлом (продольный разрез).
Чехол представляет собой металлоконструкцию, состоящую из расположенных друг над другом в определенном порядке промежуточных стальных дисков 1. В промежуточных дисках выполнены шестиугольные отверстия, в которые установлены восемнадцать шестигранных труб-каналов 2, включающие в себя трубы 3 из нержавеющей стали, на которых надеты шестигранные нейтронопоглощающие кольца 4 из борсодержащего композитного материала на основе алюминия. Шестигранные трубы- каналы 2 устанавливаются в опорный диск 5, сверху фиксируются верхним диском 6, выполненным из высокопрочной коррозионностойкой стали. Вся металлоконструкция по наружному диаметру ограничивается обечайкой 7, свариваемой из трех колец, при этом на внутренней стороне обечайки 7 размещены изготовленные из композитного борсодержащего материала на основе алюминия и набранные из сегментов внешние нейтронопоглощающие кольца 8. К опорному диску приварена центральная стойка 9, которая выполняет функцию несущего элемента чехла, на котором расположены все остальные его составляющие. Опорный диск 5 усилен снизу радиальными ребрами 10 и кольцевой центральной опорой 11. Опорный диск 5 имеет восемнадцать сливных отверстий 12, совпадающих с центрами шестигранных труб-каналов. Стойка в верхней б части снабжена гнездом для захвата 13, с помощью которого пустой чехол устанавливается и вынимается из корпуса контейнера. Шаг установки промежуточных дисков, опорного и верхнего диска обеспечивают дистанционирующие вставки и втулки 14, установленные между ними. Свободное пространство от центральной стойки до наружного диаметра заливается алюминиевым сплавом 17.
Для скрепления конструкции чехла при заливке алюминия в диске верхнем и диске опорном имеются полости для заливки, а также в дисках промежуточных выполнены сквозные каналы 18.
Предлагаемая конструкция чехла может быть использована в контейнерах с корпусами, выполненными как из нержавеющей стали, так и из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом при условии выполнения следующего требования.
Помещенный в контейнер пустой чехол должен в радиальном направлении иметь расчетный зазор между обечайкой чехла и внутренней поверхностью корпуса контейнера, максимальная величина которого определяется суммарным тепловым расширением конструкционных материалов чехла и корпуса контейнера, образующемся вследствие тепловыделения загруженных в чехол отработавших тепловыделяющих сборок, температура которых зависит от времени выдержки и выгорания отработавшего ядерного топлива, и может достигать 350 °С.
Использование контейнера с предлагаемым чехлом осуществляется следующим образом (фиг. 3).
Пустой чехол 19 с помощью гнезда для захвата 13 транспортируют и помещают в корпус контейнера 20. Корпус контейнера 20 закрывают как минимум двумя крышками - внутренней 21 и внешней 22. После проверки на герметичность контейнер с чехлом с помощью грузоподъемных цапф 23 транспортируют в колодец перегрузки энергоблока атомной станции.
На площадке обслуживания с контейнера снимают герметизирующие крышки 21, 22 и с помощью грузоподъемных цапф 23 устанавливают в находящееся под водой универсальное гнездо бассейна выдержки. Загрузку отработавших тепловыделяющих сборок, находящихся на стеллажах бассейна выдержки, в шестигранные трубы-каналы 2 производят поочередно под водой с помощью перегрузочной машины, являющейся оборудованием атомной станции. После загрузки отработавших тепловыделяющих сборок в шестигранные трубы-каналы 2 на контейнер под водой устанавливают внутреннюю герметизирующую крышку 21 и с помощью грузоподъемных цапф 23 вынимают из бассейна выдержки и устанавливают на площадку обслуживания. На площадке обслуживания после протяжки болтовых соединений внутренней крышки 21 с помощью предусмотренного на крышке клапанного устройства (на фиг. не показано) проводят операцию освобождения внутренних полостей корпуса контейнера 20 от воды, заполнения инертным газом и установки верхней защитной крышки 22. После проверки на герметичность и дозиметрического контроля загруженный контейнер с помощью грузоподъемных цапф 23 транспортируют к месту промежуточного хранения. В месте промежуточного хранения загруженный контейнер может находиться некоторое время до выхода температуры наружной поверхности контейнера на нормируемое значение. Затем контейнер транспортируют на переработку или к месту долговременного хранения отработавших тепловыделяющих сборок. Использование представленной конструкции чехла позволяет транспортировать и хранить в контейнерах отработавших тепловыделяющих сборок легководных (ВВЭР- 1000/1200/1300) реакторов с минимальным (до 7 лет) сроком выдержки, повышенным (до 70 МВт*сут/кг11) выгоранием и интенсивным тепловыделением.
Техническое решение согласно изобретению может быть использовано для транспортирования и хранения отработавших тепловыделяющих сборок легководных ВВЭР-1000/1200/1300 реакторов с минимальным (до 7 лет) сроком выдержки, повышенным (до 70 МВт*сут/кг11) выгоранием и интенсивным тепловыделением. Предложенная конструкция чехла контейнера для транспортирования и хранения отработавших тепловыделяющих сборок обеспечивает требуемую ядерную безопасность.

Claims

Формула
1. Чехол транспортного упаковочного комплекта, представляющий собой металлоконструкцию, выполненную в виде нержавеющего пустотелого цилиндра (обечайки) с перфорированным под шестигранные трубы-каналы опорным диском, внутренняя часть которого состоит из прикрепленной к центру диска нержавеющей стойки, на которой закреплены промежуточные диски, с вставленными в них шестигранными трубами-каналами для установки отработавших тепловыделяющих сборок, отличающийся тем, что шестигранные трубы-каналы представляют собой цельные нержавеющие шестигранные трубы с надетыми на них шестигранными кольцами из борсодержащего композиционного материала на основе алюминия, на внутренней стороне обечайки чехла размещены изготовленные из борсодержащего композиционного материала на основе алюминия и, набранные из сегментов, круглые нейтронопоглощающие кольца, а свободное пространство от центральной стойки до обечайки заполнено расплавом алюминия.
2. Чехол по п. 1, отличающееся тем, что толщина сегментов внешних колец из борсодержащего композиционного материала не превышает 105 мм.
9
ЗАМЕНЯЮЩИЙ ЛИСТ (ПРАВИЛО 26)
PCT/RU2019/000246 2019-03-27 2019-04-15 Чехол контейнера для транспортирования и хранения отработавших тепловыделяющих сборок WO2020197430A1 (ru)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2019108773A RU2707871C1 (ru) 2019-03-27 2019-03-27 Чехол контейнера для транспортирования и хранения отработавших тепловыделяющих сборок
RU2019108773 2019-03-27

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2020197430A1 true WO2020197430A1 (ru) 2020-10-01

Family

ID=68836471

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/RU2019/000246 WO2020197430A1 (ru) 2019-03-27 2019-04-15 Чехол контейнера для транспортирования и хранения отработавших тепловыделяющих сборок

Country Status (2)

Country Link
RU (1) RU2707871C1 (ru)
WO (1) WO2020197430A1 (ru)

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2743788C1 (ru) * 2020-10-15 2021-02-26 Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики" (ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ") Чехол транспортного упаковочного комплекта для облученных тепловыделяющих сборок
RU2759115C1 (ru) * 2021-02-12 2021-11-09 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Контейнер для отработавшего корпусного ядерного реактора
RU210685U1 (ru) * 2022-01-13 2022-04-26 Акционерное общество "Инжиниринговая компания "АЭМ-технологии" (АО "АЭМ-технологии") Чехол транспортного упаковочного комплекта для перевозки отработавшего ядерного топлива

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5406601A (en) * 1994-05-02 1995-04-11 The Babcock & Wilcox Company Transport and storage cask for spent nuclear fuel
RU2611057C1 (ru) * 2016-03-02 2017-02-21 Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики" (ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ") Контейнер для хранения и транспортирования отработавших тепловыделяющих сборок и чехол для их размещения
RU171909U1 (ru) * 2016-12-07 2017-06-21 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Петрозаводский государственный университет" Контейнер для тук с несъемным чехлом
RU171956U1 (ru) * 2016-12-07 2017-06-22 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Петрозаводский государственный университет" Биметаллический чехол для тук

Family Cites Families (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE19856685A1 (de) * 1998-12-09 2000-06-15 Gnb Gmbh Abschirmbehälter
RU2458417C1 (ru) * 2011-04-22 2012-08-10 Открытое акционерное общество "Конструкторское бюро специального машиностроения" Чехол для отработавших тепловыделяющих сборок
RU2463677C1 (ru) * 2011-04-22 2012-10-10 Открытое акционерное общество "Конструкторское бюро специального машиностроения" Транспортный упаковочный комплект для отработавших тепловыделяющих сборок ядерных реакторов
RU2593388C1 (ru) * 2015-08-04 2016-08-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики" (ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ") Чехол для размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок реактора ввэр-1000
RU2646852C1 (ru) * 2017-01-10 2018-03-12 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Петрозаводский государственный университет" Способ изготовления корпуса контейнера для тук с чехлом из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5406601A (en) * 1994-05-02 1995-04-11 The Babcock & Wilcox Company Transport and storage cask for spent nuclear fuel
RU2611057C1 (ru) * 2016-03-02 2017-02-21 Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики" (ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ") Контейнер для хранения и транспортирования отработавших тепловыделяющих сборок и чехол для их размещения
RU171909U1 (ru) * 2016-12-07 2017-06-21 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Петрозаводский государственный университет" Контейнер для тук с несъемным чехлом
RU171956U1 (ru) * 2016-12-07 2017-06-22 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Петрозаводский государственный университет" Биметаллический чехол для тук

Also Published As

Publication number Publication date
RU2707871C1 (ru) 2019-12-02

Similar Documents

Publication Publication Date Title
WO2020197430A1 (ru) Чехол контейнера для транспортирования и хранения отработавших тепловыделяющих сборок
US3727060A (en) Package for the storage and transportation of radioactive substances containing both neutron and gamma radiation absorbing material
RU2642853C1 (ru) Чехол контейнера для транспортирования и хранения отработавшего ядерного топлива
US4272683A (en) Transport and storage vessel for radioactive materials
RU2348085C1 (ru) Контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива
RU2465662C1 (ru) Контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива
RU2453006C1 (ru) Контейнер для транспортирования отработавшего ядерного топлива
RU2611057C1 (ru) Контейнер для хранения и транспортирования отработавших тепловыделяющих сборок и чехол для их размещения
RU2510770C1 (ru) Контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива
RU2084975C1 (ru) Контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива
US6873673B2 (en) Device for storing heat generating material and a vessel for such device
JPH06501769A (ja) 液体金属冷却形原子炉
RU75496U1 (ru) Транспортный упаковочный комплект для транспортирования и хранения отработавшего ядерного топлива
US3710857A (en) Pressure-retentive vessel, e.g. for pressurized-fluid nuclear reactors
RU171956U1 (ru) Биметаллический чехол для тук
RU2459295C1 (ru) Транспортный упаковочный комплект для отработавших тепловыделяющих сборок ядерных реакторов
RU2707868C1 (ru) Контейнер для транспортировки и/или хранения отработавших тепловыделяющих сборок
RU2686476C1 (ru) Чехол контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива
RU2743788C1 (ru) Чехол транспортного упаковочного комплекта для облученных тепловыделяющих сборок
RU2458417C1 (ru) Чехол для отработавших тепловыделяющих сборок
RU187096U1 (ru) Контейнер для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива
RU2463677C1 (ru) Транспортный упаковочный комплект для отработавших тепловыделяющих сборок ядерных реакторов
RU2479876C1 (ru) Контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива
RU171909U1 (ru) Контейнер для тук с несъемным чехлом
EP0343410A2 (en) Shipping cask for nuclear fuel

Legal Events

Date Code Title Description
121 Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application

Ref document number: 19921468

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE

122 Ep: pct application non-entry in european phase

Ref document number: 19921468

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1