КОНТЕЙНЕР ДЛЯ ТРАНСПОРТИРОВАНИЯ, ХРАНЕНИЯ И ЗАХОРОНЕНИЯ РАДИОАКТВНЫХ МАТЕРИАЛОВ

Полезная модель относится к ядерной энергетике, к устройствам (контейнерам) для транспортирования, хранения и захоронения радиоактивных материалов в виде отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) ядерных реакторов различных типов и радиоактивных отходов (РАО), обладающих нейтронным излучением, с корпусами контейнеров из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом (ковкий чугун), из стали или составными (например, сталь-свинец).
В соответствии с нормами ядерной и радиационной безопасности и рекомендациями МАГАТЭ контейнеры для транспортирования, хранения и захоронения радиоактивных материалов, включая отработавшее ядерное топливо (ОЯТ), должны обладать высокими радиационно-защитными свойствами, исключать возможность возникновения самопроизвольной цепной реакции деления ядер, обеспечивая эффективный отвод тепла и предотвращая перегрев тепловыделяющих элементов отработавших сборок.
Контейнер для транспортирования и хранения отработавшего ядерного топлива (RU 1630558, МПК G21F 5/00, опубл. 15.04.1994 г.) содержит корпус, имеющий форму цилиндра, закрепленные на корпусе демпфирующие ребра, имеющие форму плоских колец с выступами, образующими Т-образный профиль, и радиационную защиту. Радиационно-защитный материал находится в продольных сквозных отверстиях полых цилиндров, размещенных между демпфирующими ребрами. Полые цилиндры, первоначально установленные на корпус контейнера с натягом, выполнены из металла с коэффициентом теплового расширения большим, чем у материала корпуса. Конструкция демпфирующих ребер с выступами такова, что при разогреве контейнера в очаге пожара, полые цилиндры отходят от корпуса, создавая воздушный зазор, большое термическое сопротивление которого препятствует разогреву корпуса. Недостатком известного контейнера является прострел нейтронов через демпфирующие ребра и наличие щелей между ребрами и торцами полых оребренных цилиндров с отверстиями, заполненными нейтронно-защитным материалом, что приводит к затеканию в щели радиоактивной воды в процессе загрузки контейнера сборками, осуществляемой в отсеках бассейнов выдержки отработавшего топлива блоков АЭС, и кислотно-щелочных растворов, используемых для отмывки наружных поверхностей контейнера от радиоактивных частиц. Удалить из щелей радиоактивную воду или отмывочные растворы, вызывающие коррозию металлов, с помощью чистой воды, используемой для окончательной промывки наружных поверхностей контейнера, практически невозможно.
Известны контейнеры типа TN (например, TN-12, TN-24, TN-112, TN-81) разработки компании Transnucleaire, ныне AREVA NC, (Франция) со стальными и составными корпусами и нейтронной защитой, расположенной снаружи корпуса. (В.И.Калинкин и др. «Хранение отработавшего ядерного топлива энергетических реакторов», Санкт-Петербург, 2009 г., с.51-59.) Нейтронная защита в контейнерах типа TN обеспечивается слоем поглощающего нейтроны твердого материала (отвердевающие смолы, обычно содержащие бор), который располагается на наружной поверхности корпуса. Через слой нейтронной защиты, изготовленной из материала с низкой теплопроводностью, проходят тепловоды, выполненные в виде ребер из материала с высокой теплопроводностью. Однако, наличие тепловодов, проходящих через слой нейтронной защиты, приводит к прострелу нейтронов и снижению защитных качеств контейнера.
Известны контейнеры типа CASTOR (например, CASTOR V/52, CASTOR V/21A, CASTOR V/19, CASTOR HAW 20/28 CG) разработки фирм Gesellschaft für Nuklear - Service mbH (GNS) и Gesellschaft für Nuklear - Behälter mbH (GNB) (Германия). (В.И.Калинкин, В.Г. и др., «Хранение отработавшего ядерного топлива энергетических реакторов», Санкт-Петербург, 2009 г., с.44-50.). Корпуса контейнеров типа CASTOR, изготовленные из ковкого чугуна, имеют систему продольных осевых каналов (обычно круглого сечения), заполненных твердым нейтронно-защитным материалом. Два ряда продольных каналов выполнены с помощью уникального дорогостоящего станка, разработанного в Германии специально для проведения указанных операций.
Известен контейнер для транспортирования и/или хранения радиоактивных материалов, в частности отработавшего ядерного топлива (DE 10239946, МПК G21F 5/005, G21F 5/06, опубл. 2004.03.11), корпус которого состоит из теплопроводящего материала, в частности, из чугуна с шаровидным графитом или стали. В корпусе предусмотрена защита от нейтронного излучения в виде нейтронно-поглощающего материала, размещенного в просверленных отверстиях, облицованных материалом с теплопроводностью более высокой, чем теплопроводность материала корпуса. Недостатком известного контейнера является сложная и дорогостоящая технология изготовления, обусловленная сложностью и дороговизной выполнения в корпусе из чугуна с шаровидным графитом продольно расположенных отверстий. Кроме того, наличие двух рядов отверстий, заполненных «легким» материалом, обеспечивающим защиту от нейтронов, ухудшает защитные характеристики корпуса контейнера по отношению к γ-излучению и требует увеличения толщины его стенки, а также исходной массы чугунной отливки корпуса.
Наиболее близким является контейнер для транспортирования, хранения и захоронения радиоактивных материалов (RU 109314, МПК G21F 5/005, опубл. 10.10.2011 г.), включающий металлический корпус, преимущественно из чугуна с шаровидным графитом, и нейтронную защиту, в виде труб с нейтронно-защитным материалом, расположенных между корпусом контейнера и наружной оболочкой и зафиксированных с помощью торцевых решеток, а межтрубное пространство заполнено материалом с высокой теплопроводностью, в частности металлом или сплавом, имеющими низкую температуру плавления.
Недостатком указанного технического решения является сложность изготовления контейнера, связанная с необходимостью заполнения межтрубного пространства материалом с высокой теплопроводностью, в частности металлом или сплавом, имеющими низкую температуру плавления.
Полезная модель направлена на решение задачи обеспечения ядерной и радиационной безопасности при транспортировании, хранении и окончательном захоронении контейнеров с радиоактивным материалом.
При решении указанной задачи полезная модель обеспечивает получение технического результата, заключающегося в упрощении технологии изготовления контейнера и обеспечении эффективной защиты от гамма и нейтронного излучения и эффективного теплоотвода при размещении отработавших тепловыделяющих сборок ядерных реакторов и радиоактивных отходов в контейнерах для транспортирования, хранения и окончательного захоронения радиоактивных материалов.
Указанный технический результат достигается тем, что в контейнере для транспортирования, хранения и захоронения радиоактивных материалов в виде ОТВС и РАО, включающий металлический корпус, преимущественно из чугуна с шаровидным графитом, наружную оболочку и нейтронную защиту, выполненную в виде труб с нейтронно-защитным материалом, расположенных в кольцевом пространстве между корпусом контейнера и наружной оболочкой, которое ограниченно с торцов трубными досками-кольцами и заполнено плоскими кольцами, выполненными из высокотеплопроводного материала, имеющими отверстия для прохода труб с нейтронно-защитным материалом и состоящими, по крайней мере, из двух частей, образующих между собой зазоры, компенсирующие термическое расширение, при этом трубы жестко соединены с кольцевыми трубными досками и снабжены концевыми пробками.
Сущность полезной модели контейнера поясняется чертежами.
На фиг.1 показано продольное сечение контейнера.
На фиг.2 показана часть поперечного сечения контейнера.
На фиг.3 показан узел Б.
Контейнер для транспортирования, хранения и захоронения радиоактивных материалов содержит (фиг.1, фиг.2, фиг.3) корпус 1, наружную оболочку 2, трубы 3 с нейтронно-защитным материалом, трубные доски 4, систему плоских колец 5 в виде двух полуколец с зазорами 6 между полукольцами и пробки 7, закрывающие трубы с нейтронно-защитным материалом.
Полезная модель может быть изготовлена следующим образом.
Из чугуна с шаровидным графитом отливают массивную часть корпуса 1 контейнера, обеспечивающую защиту от γ-излучения. Наносят защитное антикоррозийное покрытие на внутренние поверхности корпуса 1 и днища. Крепят наружную оболочку 2 из нержавеющей стали к корпусу 1. Устанавливают и приваривают к цилиндрическому элементу наружной оболочки 2 корпуса 1 трубную доску-кольцо 4, в отверстия которой крепят трубы 3 для нейтронно-защитного материала. На трубы 3, расположенные в два ряда, надевают плоские кольца 5, выполненные из двух полуколец. Затем устанавливают и приваривают к наружной оболочке 2 корпуса 1 вторую трубную доску-кольцо 4, в которой обваривают трубы 3, заполняют их нейтронно-защитным материалом, а затем устанавливают на их торцы пробки 7, обеспечивающие герметичность.
Выполнение сплошной нейтронной защиты препятствует утечке нейтронов и обеспечивает эффективную защиту от нейтронного излучения. Использование плоских колец 5 из алюминия, имеющего высокую теплопроводность, обеспечивает эффективную передачу тепла от наружной поверхности чугунного корпуса 1 к наружной стальной оболочке 2, а зазоры 6 между смежными частями каждого плоского кольца 5 исключают соприкосновение этих частей при термическом расширении после загрузки ОЯТ в контейнер и его разогрева. Размещение материала нейтронной защиты в цельных трубах 3 с концевыми металлическими пробками 7 позволяет заменить (при необходимости) материал нейтронной защиты без разборки внешней части контейнера, повышая его ремонтопригодность. Кроме того, концевые металлические пробки 7 препятствуют затеканию радиоактивной воды бассейнов и отмывочных растворов в щели между нейтронно-поглощающим материалом и трубами 3.