УСТРОЙСТВО ДЛЯ ХРАНЕНИЯ И ТРАНСПОРТИРОВКИ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

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 [1].
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 [2].
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 [3].
Недостатком известного контейнера является высокая трудоемкость заполнения полости между обечайками арматурой и тяжелым бетоном, а также недостаточная для высокоактивного топлива теплопроводность.
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 [4].
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.
Технический результат предлагаемого устройства для хранения и транспортировки отработавшего ядерного топлива заключается в том, что обеспечиваются хорошие радиационно-защитные свойства, хороший отвод тепла от внутренней к внешней оболочке, упрощается конструкция, облегчается процесс сборки, повышается технологичность изготовления.
Достигается технический результат тем, что между внутренним стаканом и наружной обечайкой смонтирована дополнительная обечайка цилиндрической формы, внутренняя поверхность которой выполнена по форме внешней поверхности внутреннего стакана, а внешняя ее поверхность выполнена по форме внутренней поверхности внешней обечайки, при этом материал для поглощения нейтронов размещен в продольных несквозных каналах, выполненных на внешней и внутренней поверхностях дополнительной обечайки.
На фиг.1 схематично показано устройство для хранения и транспортировки отработавшего ядерного топлива в продольном сечении по диаметральной плоскости. На фиг.2 показано сечение А-А устройства для хранения и транспортировки отработавшего ядерного топлива. На фиг.3 показана дополнительная обечайка.
Устройство для хранения и транспортировки отработавшего ядерного топлива включает полый внутренний стакан 1 цилиндрической формы, герметично закрытый крышкой 2, служащий для размещения отработавшего ядерного топлива, и внешнюю обечайку 3, имеющую днище 4 и верхнюю герметично примыкающую крышку 5. Между дном полого внутреннего стакана 1 и дном 4 внешней обечайки 3, а также между крышками 2 и 5 расположена нейтронная защита 6. Между полым внутренним стаканом 1 и внешней обечайкой 3 установлена дополнительная обечайка 7 на внешней и внутренней поверхностях которой выполнены продольные несквозные каналы 8, 9 цилиндрической формы, в которых размещен материал для поглощения нейтронов.
Дополнительная обечайка 7 позволяет обеспечить хороший отвод тепла от полого внутреннего стакана 1 к наружной обечайке 3 через ее корпус за счет использования материала с хорошей теплопроводностью и увеличенной площади соприкосновения дополнительной обечайки 7 с полым внутренним стаканом 1 и внешней обечайкой 3.
Материал для поглощения нейтронов, размещенный в продольных каналах 8, 9 дополнительной обечайки 7, предотвращает проникновение быстрых нейтронов, излучаемых радиоактивными материалами, находящимися внутри полого внутреннего стакана 1, за пределы внешней обечайки 3 устройства для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива.
Продольные несквозные каналы 8, 9, выполненные на дополнительной обечайке 7, расположены на ее внутренней и внешней поверхностях в шахматном порядке. При этом для обеспечения хороших нейтронно-защитных свойств, предотвращения выхода быстрых нейтронов за пределы внешней обечайки 3 установки для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива, размеры каналов 8, располагаемых на внутренней поверхности дополнительной обечайки 7, в поперечном сечении должны быть больше расстояний между соседними каналами 9 на ее внешней поверхности и, наоборот, размеры каналов 9 в поперечном сечении, выполненных на внешней поверхности дополнительной обечайки 7 должны быть больше расстояния между соседними каналами 8 на ее внутренней поверхности.
Благодаря новизне предлагаемой конструкции устройства для хранения и транспортировки отработавшего ядерного топлива упрощается его сборка, т.к. не требуется сложных операций при изготовлении нейтронно-защитного барьера, например, таких как сверление большого количества отверстий значительных размеров, выполнения сварочных работ по соединению теплоотводящих элементов с корпусом, изготавливаемых, в том числе, и из цветных сплавов, повышается технологичность, т.к. дополнительная обечайка, находящаяся между полым внутренним стаканом и внешней обечайкой и имеющая каналы для размещения материала для поглощения нейтронов, изготавливается цельной из металла, а не из бетона, обладающего недостаточной теплопроводностью и высокой трудоемкостью процесса заполнения полости между полым внутренним стаканом и наружной обечайкой, и не из большого количества составных элементов, которые имеют значительные размеры и требуют точного позиционирования при сборке. Все это ведет к снижению трудовых и финансовых затрат на его изготовление при обеспечении высоких радиационно-защитных свойств и хорошего отвода тепла, излучаемого радиоактивными материалами, находящимися в полом внутреннем стакане.
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