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 использовано 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 контейнере.
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.
Известен чехол для отработавшего ядерного топлива по патенту RU №78979, G21F 5/012, содержащий основание, закрепленную на основании центральную стойку с расположенными на ней дистанционирующими элементами, выполненными из пластин с высокой теплопроводностью и снабженными 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.
Недостатком известного чехла является ограничение по допустимым механическим нагрузкам на чехол из-за незначительных прочностных характеристик пластин, выполненных из материалов с высокой теплопроводностью, например, алюминия.
Известен чехол для размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок реактора ВВЭР-1000 РФ №1653456 опубл. 1996.12.10, выполненный из нержавеющей стали и содержащий центральную трубу, дистанционирующие элементы в виде перегородок, которые имеют отверстия под установку двенадцати шестигранных труб для размещения в них отработавших тепловыделяющих сборок, а оси труб расположены в точках с определенными значениями полярных координат.
Недостатком известного чехла является ограничение по допустимой тепловой нагрузке на конструкцию упаковки из-за недостаточно эффективного отвода тепла.
Чехол контейнера для транспортирования ОЯТ должен обладать следующими основными функциями:
- механической прочности, обеспечивающей сохранение целостности геометрической формы в нормальных и аварийных условиях перевозки, что обеспечивает сохранение контроля над критичностью массы ядерного материала в этих условиях;
- рассеяния тепла, создаваемого материалами, размещенными в чехле.
Тепло, генерируемое в ТВЭЛах отработавших ТВС, передается корпусу контейнера, за счет теплопроводности элементов конструкции чехла (дистанционирующие элементы в виде дисков), где, в свою очередь, отводится к наружной поверхности корпуса и в атмосферу.
Для эффективного отвода тепла рационально использовать в чехле элементы из материала хорошо проводящего тепло, например алюминий, медь и сплавы алюминия и меди, вместе с элементами из конструкционного материала (нержавеющей стали) для обеспечения механической прочности. То есть, например, изготавливают дистанционирующие перегородки с одинаковыми геометрическими размерами и формой из разных материалов и размещают их попеременно по длине чехла с целью создания последовательности компонентов, каждый из которых выполняет, по меньшей мере, одну из указанных функций.
Наиболее близким техническим решением к заявляемому является патент на полезную модель №140520, оп. 10.05.2014 «Чехол для отработавшего ядерного топлива», содержащий основание, закрепленную на основании центральную стойку с расположенными на ней дистанционирующими элементами, и трубы для размещения отработавших тепловыделяющих сборок, при этом на центральной стойке расположены чередующиеся дистанционирующие элементы в виде диска с центральной втулкой и наружной обечайкой, выполненные из материала с высокой теплопроводностью и дистанционирующие элементы выполненные из нержавеющей стали. Трубы из боросодержащей стали, обеспечивающие ядерную безопасность, установлены в каналы, образованные, круглыми или шестигранными отверстиями в дистанционирующих элементах.
Дистанционирующие теплоотводящие элементы с высокой теплопроводностью имеют сложную конфигурацию - в них должны быть выполнены, шесть или более шестигранных или круглых отверстий с высокой точностью под установку шестигранных труб для ТВС, изготавливаются они из алюминия, и составляют сегодня значительный объем затрат при изготовлении чехла, т.к. изготавливаются из цельного куска кованного алюминия, с последующей механической обработкой, при которой отходы составляют более 80% металла. В настоящее время нет других технологий изготовления, позволяющих ликвидировать указанные недостатки.
В целях значительного снижения стоимости изготовления этого элемента, снижения расхода металла, трудоемкости изготовления, сокращения времени изготовления и повышения технологичности предлагается изменить конструкцию указанного дистанционирующего элемента, что позволит использовать более современные малоотходные технологии.
Таким образом, техническим результатом является снижение расхода металла, трудоемкости изготовления и снижения стоимости изготовления чехла при сохранении эффективного отвода тепла от отработавших ТВС.
Указанный технический результат достигается тем, что предложен чехол для отработавшего ядерного топлива, содержащий основание, закрепленную на основании центральную стойку с расположенными на ней чередующимися дистанционирующими элементами, выполненными из материала с высокой теплопроводностью - алюминия в виде диска с центральной втулкой, и дистанционирующими элементами, выполненными из нержавеющей стали, и трубы для размещения отработавших тепловыделяющих сборок, при этом дистанционирующие элементы из алюминия выполнены из отдельных сегментов, скрепленных между собой замковыми соединениями по внутреннему и наружному диаметру.
При этом замковое соединение выполнено в виде соединения «выступ-паз».
При этом сегменты дистанционирующих элементов из алюминия выполнены методом точного литья, или штамповкой, или вырезкой из листового проката гидроабразивным методом.
Сущность полезной модели поясняется чертежом.
На фигуре 1 изображен чехол для отработавшего ядерного топлива, содержащий основание 1, центральную стойку 2, чередующиеся дистанционирующие элементы 3 выполненные из материала с высокой теплопроводностью - алюминия и дистанционирующие элементы 4, выполненые в виде дисков из нержавеющей стали, борсодержащие трубы 5 для отработавших ТВС, установленные в отверстия дистанционирующих элементов. Дистанционирующие элементы 3 и 4 установлены на центральной стойке 2.
Элементы чехла 4 выполненные из нержавеющей стали обеспечивают механическую прочность конструкции.
В каналы, образованные, например, круглыми или шестигранными отверстиями в дистанционирующих элементах 3 и 4 устанавливаются трубы из боросодержащей стали для обеспечения ядерной безопасности. Центральная стойка 2 чехла может быть снабжена устройством под захват.
На фигуре 2 изображен дистанционирующий элемент 3 выполненный из материала с высокой теплопроводностью из алюминия и представляющий собой диск переменной толщины с центральной втулкой.
Конструктивно втулка обеспечивает установку диска на центральную стойку, а функционально предназначена для теплопередачи в осевом направлении, т.е. вдоль центральной стойки.
На фиг. 3-5 показан дистанционирующий элемент 3 из алюминия, представляющий собой диск, состоящий из отдельных сегментов 6 (фиг. 4), соединенных между собой замковыми соединениями (фиг. 5) по наружному и внутреннему диаметру. Как вариант конкретного выполнения показан дистанционирующий элемент 3, выполненный из 6 сегментов с шестиугольными отверстиями для размещения шестигранных боросодержащих труб для ТВС.
Сегменты 6, соединенны между собой замковыми соединениями, которые можно выполнить в виде соединения «выступ-паз».
Отдельные сегменты дистанционирующего алюминиевого диска позволяют изготовить их с более высокой точностью, чем в прототипе, например,
- литьем под высоким или низким давлением;
- горячей штамповкой;
- вырезкой заготовки детали из листового проката гидроабразивным способом.
Подготовленные составные сегменты диска требуют минимальной последующей механической обработки собранного диска.
Сборка готовых сегментов 6 производится с помощью замковых соединений по наружному и внутреннему диаметрам каждого сегмента. Как вариант показано соединение выступ-паз. Т.е., выступ, выполненный на наружном и внутреннем диметре предыдущего сегмента входит в паз последующего сегмента. Собранный элемент-диск устанавливается на центральной стойке 2.
По предварительной оценке, стоимость изготовления дистанционирующего теплоотводящего диска из алюминия АК 8 ТОСТ 190073-85 предложенной конструкции методом литья под давлением должна снизится в 1,5-2 раза по сравнению с прототипом - цельным диском из поковки аналогичного размера.
Таким образом, предложенное конструктивное выполнение дистанционирующего элемента из материала с высокой теплопроводностью для чехла для отработавших ТВС позволит сократить количество металла, расширить технологические возможности изготовления, при этом сохранить эффективность отвода тепла.