Корпус контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива

Изобретение может использоваться в ядерной энергетике для хранения и транспортировки отработавшего ядерного топлива и других радиоактивных материалов. Корпус контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива включает литой корпус с внутренней посадочной поверхностью под чехол и нейтронную защиту. Нейтронная защита выполнена в виде нейтронно-защитного барьера из материала с температурой плавления выше температуры плавления материала корпуса и коэффициентом теплопроводности не меньшим, чем у материала литого корпуса, и образует сплошную стенку, препятствующую свободному пролету нейтронов в радиальных направлениях. Технический результат – повышение технологичности изготовления. 6 ил., 1 табл.

 

Изобретение может использоваться в ядерной энергетике для хранения и транспортировки отработавшего ядерного топлива и других радиоактивных материалов.

Контейнеры для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива, изготавливаемые из высокопрочного чугуна, имеют, как правило, цилиндрическую форму и значительные размеры. Внешний диаметр и высота могут доходить до нескольких метров, толщина стенок контейнера, может достигать нескольких десятков сантиметров, и обладают значительной массой, достигающей 120 и более тонн. Эти особенности конструкции требуют повышения технологичности контейнеров для снижения трудоемкости работ при их изготовлении и сборке. Как правило, контейнер 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.

Известен контейнер для транспортирования и хранения радиоактивных отходов АЭС, содержащий двухслойную оболочку, выполненную из материалов с различными коэффициентами теплового расширения, между которыми дополнительно введен секционированный промежуточный слой, в секциях которого выполнены сквозные отверстия, заполненные материалом нейтронной защиты [Описание изобретения к патенту RU 2054205].

Недостатком известного контейнера является сложность изготовления и монтажа дополнительного промежуточного слоя, состоящего из секций, имеющих сквозные отверстия, заполняемые материалом нейтронной защиты.

Известен контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива, 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 [Описание изобретения к патенту RU 2348085].

Недостатком известного контейнера является сложность монтажа элементов с высокой теплопроводностью, проходящих через материал для поглощения нейтронов при сборке контейнера.

Известен контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива, содержащий металлические внутреннюю и наружную цилиндрические оболочки с днищами, полость между которыми заполнена тяжелым бетоном [Описание изобретения к патенту RU 2084975].

Недостатком известного контейнера является высокая трудоемкость заполнения полости между обечайками и арматурой тяжелым бетоном, а также недостаточная для высокоактивного топлива теплопроводность бетона.

Известна конструкция контейнера для хранения радиоактивных материалов (Radioactive material storage container) 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 [Описание изобретения к патенту JP 2008082906].

Недостатком известной конструкции контейнера является необходимость применения сварочной операции для соединения перемычек. Кроме того, возможно попадание быстрых нейтронов в окружающую среду через теплоотводящие элементы, соединяющие внешнюю и внутреннюю оболочки и проходящие сквозь нейтронно-поглощающий материал.

Известен контейнер ТУК 141 для топлива с повышенным выгоранием [Программа развития контейнерных технологий обращения с ОТВС российских АЭС, как инструмент унификации решений по длительному хранению ОЯТ, стр. 9. http://2015.atomexpo.ru/mediafiles/u/files/materials/6/Afonutin.pdf; http://sosny.bas-net.by/wp-content/blogs.dir/2/files/2017/03/bull_4_2016.pdf] включающий корпус из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом с внутренним объемом под чехол, чехол из нержавеющей и борированной сталей. В стенках корпуса на концентрических диаметрах в шахматном порядке, со смещением в радиальном и угловом направлениях, таким образом, что обеспечивается их перекрытие по радиальным линиям, выполнены путем механической обработки два ряда продольных глухих отверстий глубиной до 6 м. Данные отверстия заполнены стержнями из твердого нейтронно защитного материала (полиэтилена). Оставшиеся перемычки между отверстиями обеспечивают отвод тепла от чехла к наружной поверхности корпуса устройства.

Недостаток известного контейнера ТУК 141 для топлива с повышенным выгоранием заключается в сложности его изготовления, а именно в том, что отверстия для нейтронной защиты выполняются продольным глубоким сверлением корпуса со стороны дна. Отверстия выполняются в шахматном порядке и требуют высокой точности изготовления. Кроме того, повышение активности топлива приводит к необходимости увеличения диаметра отверстий и соответственно толщины стенки корпуса.

Технический результат предлагаемого корпуса контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива заключается в повышении технологичности изготовления.

Достигается технический результат тем, что в корпусе контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива, включающем литой корпус с внутренним объемом под чехол, нейтронную защиту, 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, образующий сплошную стенку, препятствующую свободному пролету нейтронов в радиальных направлениях.

На фиг. 1 показан общий вид совмещенный с разрезом корпуса контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива.

На фиг. 2 показано сечение А-А корпуса контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива.

На фиг. 3 показан вид Б корпуса контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива.

На фиг. 4 показан общий вид совмещенный с разрезом контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива.

На фиг. 5 показано сечение В-В корпуса контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива.

На фиг. 6 представлена литейная форма для изготовления отливки корпуса контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива.

Корпус 1 контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива выполняют литым с внутренним объемом под чехол 7. В качестве материала для изготовления литого корпуса может быть использован, например, хорошо зарекомендовавший себя для этих целей высокопрочный чугун с шаровидным графитом. Чехол 7 устанавливают внутрь литого корпуса при эксплуатации контейнера. Чехол 7 служит для размещения тепловыделяющих сборок с отработавшим ядерным топливом.

В стенку литого корпуса 1 влит нейтронно-защитный барьер из материала с температурой плавления выше температуры плавления материала литого корпуса. Нейтронно-защитный барьер выполняют из чередующихся вставок 2, 3, образующих сплошную стенку, препятствующую свободному пролету нейтронов в радиальных направлениях.

Благодаря тому, что нейтронно-защитный барьер установлен не по всей длине литого корпуса 1, обеспечивается целостность и прочность литого корпуса 1 за счет его монолитности в верхней части. Наличие перемычек металла между вставками 2, 3 на уровне донной части отливки корпуса обеспечивает прочность корпуса контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива в его донной части.

В качестве нейтронно-защитного материала может быть использован графит, материал который нашел широкое применение в реакторах на тепловых нейтронах в качестве замедлителя нейтронов. Боросодержащий (борный) графит, графит с добавлением гадолиния, графит с добавками бора и гадолиния в общем объеме 0-10%.

В настоящее время преимущественное применение в качестве нейтронной защиты ТУК нашли твердые водородосодержащие материалы среди которых наибольшей концентрацией водорода обладают полиэтилен, полипропилен. Недостатком нейтронной защиты на основе полиэтилена и полипропилена является то, что при воздействии повышенных температур они размягчаются, изменяют свои геометрические параметры и подвергаются частичной деструкции с выделением газов и ростом давления в занимаемом ими объеме до величин, опасных для конструкции наружной оболочки ТУК. Кроме того, недостатком нейтронной защиты из полипропилена является то, что этот материал обладает намного более высоким, по сравнению с металлом коэффициентом температурного линейного расширения (больше в 10 раз) [Описание изобретения к патенту RU 2522580, заявлено 31.07.2012, опубликовано 20.07.2014].

Данные о длине свободного пробега быстрых нейтронов в различных материалах приведены в таблице 1 [Радиация. - Электронный ресурс. URL: http://portal.tpu.ru/SHARED/a/ALEXTPUFTF/uchebnye-mat/iinph/Tab1/radiation.pdf].

Сравнительный анализ нейтронной защиты из полиэтилена и графита показывает, что чистый графит в 1,7 раза хуже замедляет нейтроны по сравнению с полиэтиленом, но с учетом добавок к графиту в виде бора и гадолиния его нейтронно-защитные способности будут возрастать, уменьшая разницу в эффективности по сравнению с полиэтиленом. Кроме того графит обладает рядом преимуществ перед материалами с содержанием водорода.

К достоинствам графита относятся высокая прочность, хорошая податливость механической обработке, высокая теплопроводность и незначительное тепловое расширение. Графит имеет коэффициент теплопроводности существенно выше, чем у чугуна с шаровидным графитом из которого изготовлен корпус. Графит является хорошим проводником тепла, благодаря чему будет обеспечен улучшенный отвод тепла от внутренней поверхности корпуса к его наружной поверхности.

Борный графит обладает хорошими нейтронно-поглощающими свойствами и малой остаточной активностью. Благодаря наличию бора борированный графит имеет более совершенную структуру, повышенную прочность, лучшую способность поглощать нейтроны. Борный графит приготовляют из смеси графита и какого-либо соединения бора (В4С, В203 и др.). Лист из борного графита толщиной 2,5 см (с массовым содержанием бора до 4%) ослабляет плотность потока тепловых нейтронов в 400 раз [Защита от ионизирующих излучений. - Электронный ресурс. URL: http://zinref.ru/000_uchebniki/05300_tehnika_bezopasnosti/010_00_00_voprosi_dozimetria_nosovski_1998/007.htm].

В атомной технике гадолиний нашел применение для защиты от нейтронов, так как этот элемент обладает наивысшей способностью к захвату нейтронов из всех стабильных изотопов. Его сечение равно 46000 барн. Из всех изотопов гадолиния наивысшей способностью к захвату нейтронов обладает его изотоп гадолиний-157 (сечение захвата превышает 150000 барн) [Справочник химика. - Электронный ресурс. URL: http://chem21.info/page/005059191229237063075030088004015245202249173107/].

Работает предлагаемое изобретение следующим образом.

В корпус контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива устанавливают чехол 7. Чехол может быть установлен по посадке с натягом; соединен за счет усадки металла при остывании отливки корпуса контейнера для чего чехол устанавливают в литейную форму в качестве стержня при изготовлении отливки корпуса контейнера или по любой другой технологии.

С наружной стороны на дно контейнера устанавливают крышку 9 под которую предварительно помещают нейтронно-защитный материал 8. В каналах чехла устанавливают тепловыделяющие сборки, контейнер закрывают внутренней 6 и наружной 4 крышками, образующими два барьера герметичности, между крышками 6 и 4 размещают нейтронно-защитный материал 5.

Во время эксплуатации контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива тепло излучаемое тепловыделяющими сборками передается к внутренней поверхности контейнера под чехол и через нейтронно-защитный барьер к наружной поверхности корпуса и далее отводится в окружающую среду. При этом нейтронное излучение испускаемое тепловыделяющими сборками будет задерживаться нейтронно-защитным барьером, состоящим из вставок 2, 3, образующих сплошную стенку, препятствующую свободному пролету нейтронов в радиальных направлениях.

Реализован корпус контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива может быть следующим образом.

Собирают литейную форму. Для этого устанавливают поддон 14. На поддон 14 устанавливают стержень 13 формирующий внутренний объем под чехол отливки корпуса. На поддон 14 устанавливают нижний 15 и верхний 16 кокиль. На верхний 16 кокиль сверху устанавливают крышку 17 формы.

В литейную форму в качестве стержней устанавливают вставки 2, 3 из нейтронно-защитного материала, таким образом, чтобы сформировать сплошную стенку. Одним концом вставки 2, 3 выходят за пределы отливки корпуса и проходят через отверстия в крышке 17. Их фиксируют на нужном по высоте уровне, например, посредством шайб 11 и гаек 12. Сверху на крышку 17 устанавливают груз 10, предотвращающий всплытие вставок 2, 3 вследствие действия выталкивающей силы при заполнении литейной формы расплавом металла. Вставки 2, 3 имеют такую геометрическую форму, чтобы при установке их в литейную форму на уровне внутреннего объема под чехол они создавали сплошную стенку, препятствующую свободному пролету нейтронов в радиальных направлениях. Та часть вставок 2, 3 которая выходит за пределы внутреннего объема под чехол и проходит через отверстия в крышке 17 имеет утончение, обеспечивающее с одной стороны прочность вставок 2, 3 при нахождении их в подвешенном состоянии на крышке 17 и заполнении литейной формы расплавом металла, с другой - наличие свободного пространства между вставками 2, 3 на уровне донной части отливки корпуса для обеспечения возможности заполнения данного пространства расплавом металла и тем самым обеспечения прочности отливки.

Литейную форму заполняют расплавом металла, например, высокопрочного чугуна с шаровидным графитом. По мере остывания расплава металла нейтронно-защитный барьер, образуемый вставками 2, 3 оказывается влитым в отливку корпуса.

Благодаря тому, что материал нейтронно-защитного барьера образует сплошную стенку на уровне соответствующем внутреннему объему под чехол, в верхней и донной частях отливки обеспечивается ее целостность и прочность. Через донную часть проходят лишь утонченные части вставок 2, 3, что обеспечивает наличие перемычек металла между ними и тем самым прочность отливки в ее донной части.

Температура плавления материала из которого выполнен нейтронно-защитный барьер выше температуры плавления материала корпуса гарантирует то, что при изготовлении отливки корпуса контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива не произойдет расплавление материала из которого изготовлен нейтронно-защитный барьер.

Достоинства предлагаемого изобретения заключаются в следующем.

Благодаря тому, что в отливке корпуса контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива установлен нейтронно-защитный барьер из материала с коэффициентом теплопроводности большим, чем у материала корпуса обеспечивается улучшенный отвод тепла от внутренней посадочной поверхности под чехол к его наружной поверхности, что ведет к снижению риска возникновения неконтролируемых ядерных реакций в результате перегрева тепловыделяющих сборок, загруженных в чехол контейнера.

Обеспечивается высокая технологичность изготовления за счет того, что:

- исполнение нейтронно-защитного барьера при изготовлении отливки корпуса согласно предлагаемому изобретению позволяет отказаться от трудоемкой операции по сверлению глубоких (до 6 м) отверстий в стенке корпуса для размещения нейтронной защиты;

- благодаря тому, что нейтронно-защитный барьер выполнен из материала с температурой плавления выше температуры плавления материала корпуса обеспечивается возможность залитая нейтронно-защитного барьера расплавом металла при изготовлении отливки корпуса контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива и тем самым размещение его в стенке отливаемого корпуса на этапе изготовления отливки.

БИБЛИОГРАФИЯ

1. Описание изобретения к патенту RU 2054205.

2. Описание изобретения к патенту RU 2348085.

3. Описание изобретения к патенту RU 2084975.

4. Описание изобретения к патенту JP 2008082906.

5. Программа развития контейнерных технологий обращения с ОТВС российских АЭС, как инструмент унификации решений по длительному хранению ОЯТ, стр. 9. http://2015.atomexpo.ru/mediafiles/u/files/materials/6/Afonutin.pdf; http://sosny.bas-net.by/wp-content/blogs.dir/2/files/2017/03/bull_4_2016.pdf.

6. Защита от ионизирующих излучений. - Электронный ресурс. URL: http://zinref.ru/000_uchebniki/05300_tehnika_bezopasnosti/010_00_00_voprosi_dozimetria_nosovski_1998/007.htm.

7. Справочник химика. - Электронный ресурс. URL: http://chem21.info/page/005059191229237063075030088004015245202249173107/.

Корпус контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива, включающий литой корпус с внутренним объемом под чехол, нейтронную защиту, отличающийся тем, что 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, образующий сплошную стенку, препятствующую свободному пролету нейтронов в радиальных направлениях.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к средствам для хранения отработавших ядерных топливных элементов реактора ВВЭР 1000. Чехол хранения отработавших тепловыделяющих сборок от реакторов типа ВВЭР-1000 состоит из чехловых труб, центрального стержня с грибком, крышки, дистанционирующих решеток, дна.

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для перемещения и хранения радиоактивных материалов преимущественно в составе транспортно-упаковочных комплектов (ТУК).

Группа изобретений относятся к ядерной энергетике. Способ длительного хранения отработавшего ядерного топлива заключается в выгрузке топлива целиком без разборки активной зоны в составе блока выемного и его размещение в баке расхолаживания и хранения, размещенном в шахте с системой охлаждения и заполненном жидким сплавом свинец-висмут эвтектического состава, в котором обеспечены условия поддержания жидкого состояния сплава свинец-висмут и контроля его температуры для отвода остаточного тепловыделения.

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к обращению с отработавшим ядерным топливом. Ампула для отработавшей тепловыделяющей сборки содержит цилиндрический корпус с дном, в котором помещен пучок твэлов отработавшей тепловыделяющей сборки, и крышку, входящую в горловину корпуса с зазором в виде лабиринтного уплотнения и выполненную с возможностью фиксации при помощи запирающего устройства в виде пружинного разрезного кольца.

Изобретение относится к литейному производству. Способ изготовления корпуса контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива включает изготовление обечайки, установку и закрепление центрового стержня на металлическом поддоне.

Группа изобретений относится к области защитной техники при работе с источниками ионизирующего излучения (ИИИ), в том числе при их загрузке, транспортирования и выгрузки.

Противорадиационное разборное укрытие (его варианты) относится к средствам защиты личного состава аварийно-спасательных служб от внешнего облучения радионуклидами, вышедшими из-под контроля в результате аварии на объекте атомной энергетики или в результате ядерного терроризма.

Изобретение относится к литейному производству, в частности к литейным формам, используемым при изготовлении крупнотоннажных и толстостенных отливок из чугуна с шаровидным графитом.

Изобретение относится к области судостроения, а именно к морским судам, предназначенным для транспортировки генеральных грузов и отработанного ядерного топлива (ОЯТ) атомных электростанций.

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано при производстве контейнеров для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива и других радиоактивных материалов.

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно устройствам, в которых размещаются тепловыделяющие сборки с отработавшим ядерным топливом во время их транспортировки и хранения. Чехол контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива включает литой корпус с влитыми профильными металлическими трубами с плоскими гранями, образующими каналы для установки тепловыделяющих сборок. Трубы в чехле 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. Конструкция неподвижно зафиксирована за счет усадки, происходящей в процессе кристаллизации расплава металла при изготовлении отливки литого корпуса. Технический результат – придание чехлу высоких нейтронно-защитных свойств при обеспечении улучшенного теплоотвода от тепловыделяющих сборок, устанавливаемых в соответствующих каналах, к наружной поверхности литого корпуса чехла. 4 ил., 1 табл.

Изобретение может использоваться в ядерной энергетике для хранения и транспортировки отработавшего ядерного топлива и других радиоактивных материалов. Корпус контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива включает литой корпус с внутренней посадочной поверхностью под чехол и нейтронную защиту. Нейтронная защита выполнена в виде нейтронно-защитного барьера из материала с температурой плавления выше температуры плавления материала корпуса и коэффициентом теплопроводности не меньшим, чем у материала литого корпуса, и образует сплошную стенку, препятствующую свободному пролету нейтронов в радиальных направлениях. Технический результат – повышение технологичности изготовления. 6 ил., 1 табл.

Наверх