КОНТЕЙНЕР ДЛЯ ТРАНСПОРТИРОВКИ И ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Устройство 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 составляет около 2,5 м, высота порядка 6 метров, толщина стенок контейнера может достигать 600 мм, масса - 120 тонн и более. 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 расширений, 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 двухцелевой 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, чехол из нержавеющей и борированной сталей. В стенках корпуса в два ряда в шахматном порядке с центрами на концентрических диаметрах выполнены отверстия с шагом, обеспечивающим перекрытие отверстий в радиальном направлении. Отверстия выполнены глухими глубиной до 6 м путем механической обработки. 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 двухцелевого контейнера ТУК 141 для топлива с повышенным выгоранием заключается в сложности конструкции и ее 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, а, следовательно, и массы изделия.
Технический результат предлагаемого контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива заключается в повышении технологичности изготовления за счет исключения операции глубокого сверления отверстий в корпусе, улучшении нейтронно-защитных свойств корпуса контейнера.
Достигается технический результат тем, что в контейнере для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива, включающем чехол с каналами для установки тепловыделяющих сборок, литой корпус из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом с каналами для размещения нейтронной защиты, расположенными в два ряда в шахматном порядке с центрами на концентрических диаметрах, каналы для размещения нейтронной защиты оформлены металлическими трубами, с одного конца металлические трубы посредством неподвижного соединения закрыты крышками, а также за счет того, что в пространство между боковыми поверхностями металлических труб, оформляющих каналы для размещения нейтронной защиты, и ограниченное в поперечном сечении внутренним и внешним концентрическими диаметрами расположения центров каналов для размещения нейтронной защиты, установлены вставки из нейтронно-защитного материала, конструкция из металлических труб и вставок зафиксирована за счет усадки расплава высокопрочного чугуна с шаровидным графитом, происходящей при изготовлении отливки корпуса.
На фиг. 1 показан контейнер для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива в разрезе. На фиг. 2 представлено сечение А-А контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива. На фиг. 3 показан вид Б контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива.
Контейнер для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива включает чехол 6 с каналами для установки тепловыделяющих сборок, корпус 1 из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом с каналами 9 для размещения нейтронной защиты. Каналы 9 расположены в два ряда в шахматном порядке с центрами на концентрических внешнем 13 и внутреннем 14 диаметрах. Каналы 9 для размещения нейтронной защиты оформлены металлическими трубами 8, с одного конца посредством неподвижного соединения закрыты крышками 5. Благодаря наличию крышек 5 расплав чугуна при заливке литейной формы не попадает во внутреннее пространство труб 8. В пространство между боковыми поверхностями металлических труб 8, оформляющих каналы 9 для размещения нейтронной защиты и ограниченное в поперечном сечении внутренним 14 и внешним 13 концентрическими диаметрами расположения центров каналов 9, установлены вставки 15, 16 из нейтронно-защитного материала с температурой плавления выше температуры плавления материала корпуса.
Благодаря тому, что вставки 15, 16 изготовлены из нейтронно-защитного материала с температурой плавления выше температуры плавления материала литого корпуса, обеспечивается фиксирование конструкции из металлических труб 8 и вставок 15, 16 за счет усадки расплава высокопрочного чугуна с шаровидным графитом, происходящей при изготовлении отливки корпуса 1.
Материал металлических труб 8 должен обладать коэффициентом теплового линейного расширения близким к коэффициенту теплового линейного расширения высокопрочного чугуна с шаровидным графитом, из которого отливается корпус. Наиболее подходящим материалом для изготовления труб 8 является высокопрочный чугун с шаровидным графитом, тот же материал, что используется и для изготовления отливки корпуса. Для предотвращения коробления трубам создаются условия свободного теплового расширения при заливке.
В качестве труб 8 можно использовать обычные водопроводные трубы изготовленные, например, согласно ГОСТ ISO 2531-2012, ГОСТ 9583-74 из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом.
В качестве нейтронно-защитного материала вставок 15, 16 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%.
Благодаря тому, что графит обладает высокой теплопроводностью, обеспечивается улучшенный по сравнению с прототипом отвод тепла через перемычки, роль которых выполняют вставки 15, 16, между каналами 9 от внутренней поверхности корпуса к его наружной поверхности. Кроме того, при изготовлении отливки корпуса 1, вставки 15, 16 будут выполнять роль холодильника, способствуя тем самым повышению качества отливки за счет правильной сфероидизации углерода в ходе кристаллизации расплава высокопрочного чугуна при его остывании.
Вставки 15, 16 из нейтронно-защитного материала размещены вдоль боковых поверхностей металлических труб 8, формирующих каналы 9 для размещения нейтронной защиты до уровня дна 7 внутреннего объема под чехол 6 корпуса 1.
Благодаря наличию вставок 15, 16 из нейтронно-защитного материала быстрые нейтроны от тепловыделяющих сборок, установленных в каналах чехла 6, будут проходить не только через нейтронную защиту, расположенную в каналах 9, корпуса 1, но и дополнительный нейтронно-защитный барьер, создаваемый вставками 15, 16, расположенными в пространстве между боковыми поверхностями металлических труб 8, оформляющих каналы 9 для размещения нейтронной защиты, ограниченном в поперечном сечении внутренним 14 и внешним 13 концентрическими диаметрами расположения центров каналов 9.
Контейнер для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива предполагает использование чехла, имеющего сопряжение с его внутренним объемом по всей боковой поверхности. В качестве такой конструкции чехла может быть использован чехол, включающий литой корпус 17 с влитыми профильными металлическими трубами 18 из сплава ЧС82 с плоскими гранями, образующими каналы для установки тепловыделяющих сборок. Трубы установлены кольцевыми рядами вплотную друг к другу с сопряжением по плоским граням вокруг центральной трубы. Сопряжение плоских граней труб друг с другом осуществляется через медные пластины 19, образующие тепловой мост. Такая конструкция чехла обеспечивает хороший отвод тепла от загруженных в него тепловыделяющих сборок, а большая площадь контакта чехла и внутреннего объема корпуса контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива обеспечит высокую теплопередачу от чехла к корпусу.
Работает предлагаемый контейнер для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива следующим образом.
В корпус контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива устанавливают чехол.
С наружной стороны на дно контейнера устанавливают крышку 11, под которую предварительно помещают нейтронно-защитный материал 10. В каналах чехла устанавливают тепловыделяющие сборки, контейнер закрывают внутренней 4 и наружной 2 крышками, образующими два барьера герметичности, между крышками 4 и 2 размещают нейтронно-защитный материал 3.
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-защитные вставки к наружной поверхности корпуса и далее отводится в окружающую среду. При этом нейтронное излучение, испускаемое тепловыделяющими сборками, будет задерживаться дополнительно к нейтронной защите, размещаемой в металлических трубах 8, вставками 15, 16, образующими дополнительную сплошную стенку, препятствующую свободному пролету нейтронов в радиальных направлениях.
За счет того, что каналы 9 для размещения нейтронно-защитного материала в корпусе 1 формируются трубами 8, зафиксированными в отливке корпуса за счет усадки расплава высокопрочного чугуна с шаровидным графитом, происходящей при его остывании, исключается дорогостоящая и трудоемкая операция глубокого сверления отливки, что повышает технологичность изготовления корпуса контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива.
Благодаря тому, что пространство между боковыми поверхностями труб 8, оформляющих каналы для размещения нейтронной защиты, заполнено вставками из нейтронно-защитного материала повышаются нейтронно-защитные свойства и теплопроводность контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива.