ЧЕХОЛ ДЛЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Полезная модель относится к ядерной энергетике, к устройствам для обращения с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) атомных электростанций (АЭС), преимущественно реакторов ВВЭР-1000, исследовательских реакторов (ИР) и судовых установок в виде отработавших тепловыделяющих сборок (ТВС) и может быть использована для размещения в контейнере при их транспортировании и/или хранении.
Поскольку при транспортировании и хранении отработавших ТВС имеется опасность возникновения неконтролируемой самопроизвольной цепной реакции деления ядер, которая сопровождается выделением значительной энергии вплоть до возникновения теплового взрыва, обращение с радиоактивными материалами, имеющими высокое остаточное тепловыделение, предъявляет повышенные требования к предотвращению перегрева и обеспечению эффективного отвода тепла.
Отвод тепла, генерируемого внутри упаковочного контейнера для тепловыделяющего радиоактивного материала, осуществляют на основе естественных физических процессов переноса тепла, таких как естественная конвекция, лучистый теплообмен, теплопроводность элементов конструкции и другое.
Размещение и транспортирование отработавшего ядерного топлива в виде ТВС осуществляют в чехле, установленном в транспортном упаковочном контейнере. Известен чехол для отработавшего ядерного топлива в виде ТВС, расположенный в транспортно-технологическом комплекте для транспортирования ТК-8 (Шведов В.П. и др. Ядерная технология, М.: Атомиздат, 1979 г., стр.157 и 158), предназначенном для транспортирования железнодорожным транспортом отработавших ТВС ядерного реактора типа реактора большой мощности канального (РБМК).
Известен «Чехол для отработавших сборок ядерного реактора» по патенту SU 1445449, G21C 19/07, опубл. 1995.12.10, содержащий основание с гнездами, закрепленную на основании центральную стойку с устройством под захват, дистанционирующие элементы в виде решетки и концевую деталь, закрепленную на центральной стойке, имеющие гнезда в виде открытых пазов U-образной формы, и установленные в гнездах трубчатые каналы для отработавших сборок, снабженные закрепленными в верхней части фланцами с грузозахватными устройствами, а каждый паз концевой детали снабжен поворотным затвором.
Наиболее близким по совокупности признаков является «Чехол для размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок реактора ВВЭР-1000» по зявке RU 2006137612 G21C 19/06, опубл. 2008.04.27, выполненный из нержавеющей стали и содержащий центральную трубу, дистанционирующие элементы в виде перегородки, выполненные квадратными и снабженные двадцатью отверстиями для установки труб с размещенными отработавшими тепловыделяющими сборками, а оси труб расположены симметрично относительно центральной оси чехла. Тепло, выделяясь из внешнего ряда отработавших ТВС, передается корпусу контейнера, т.е. теплопередача осуществляется в радиальном направлении. Однако в аварийных ситуациях перегрев наиболее вероятен во внутреннем ряду отработавших ТВС, поскольку центральная часть чехла является наиболее разогретой и теплообмен от нее к корпусу контейнера затруднен.
Недостатком известного чехла является недостаточный отвод тепла.
Предлагаемая полезная модель направлена на решение задачи обеспечения ядерной и радиационной безопасности транспортирования и хранения ОЯТ.
При решении указанной задачи полезная модель обеспечивает получение технического результата, заключающегося в интенсификации теплопередачи от отработавших ТВС к корпусу контейнера без перегрева отработавших ТВС путем обеспечения как радиального, так и осевого направлений отвода тепла.
Указанный технический результат достигается тем, что чехол для отработавшего ядерного топлива, содержит основание с гнездами, закрепленную на основании центральную стойку, установленные на стойке дистанционирующие элементы, выполненные из теплопроводящих профилированных пластин с отверстиями, образующими каналы для размещения отработавших тепловыделяющих сборок, и разделительные теплопроводящие вставки, установленные на центральной стойке между дистанционирующими элементами и жестко связывающие их в осевом направлении.
Сущность полезной модели поясняется чертежами. На фигуре 1 и 2 изображен соответственно чехол для отработавшего ядерного топлива и его вид сверху, содержащий основание 1, центральную стойку 2, дистанционирующие пластины 3, разделительные теплоотводящие вставки 4 и борсодержащие трубы 5, установленные в образованные отверстиями в дистанционирующих пластинах каналы для отработавших ТВС.
Дистанционирующие пластины 3 установлены на центральной стойке 2, и могут быть выполнены в виде дисков из теплопроводящего материала, например, алюминия. В каналы, образованные, например, круглыми или шестигранными отверстиями в дистанционирующих пластинах 3, могут быть установлены трубы из боросодержащей стали для обеспечения ядерной безопасности. Центральная стойка 2 чехла может быть
снабжена устройством под захват для перемещения штатной перегрузочной машиной АЭС.
Тепло, генерируемое в тепловыделяющих элементах отработавших ТВС, передается элементам контейнера, в частности 3 и 4, откуда, в свою очередь, за счет высокой теплопроводности этих элементов конструкции интенсивно отводится к периферии контейнера-чехла и далее к корпусу транспортного контейнера, в который чехол устанавливают при транспортировании и/или хранении.
Благодаря высокой теплопроводности конструкции заявленного контейнера для отработавшего ядерного топлива, теплопередача осуществляется как в радиальном, так и осевом направлениях, в результате чего выравнивается поле температур (снижаются температурные градиенты), что приводит к общему снижению температуры топлива.
Конструкция чехла обеспечивает ядерную безопасность в нормальных условиях эксплуатации и в аварийных ситуациях, допустимый уровень максимальных температур на оболочках тепловыделяющих элементов отработавших ТВС за счет хорошей передачи тепла как в радиальном, так и в осевом направлении, возможность ее установки в транспортный контейнер и перемещение при помощи устройства под штатный захват перегрузочной машины.