ЧЕХОЛ КОНТЕЙНЕРА ДЛЯ ТРАНСПОРТИРОВКИ И ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА
CONTAINER COVER FOR SPENT NUCLEAR FUEL TRANSPORTATION AND STORAGE

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к дистанцирующим устройствам, в которых размещаются тепловыделяющие сборки с отработавшим ядерным топливом во время их транспортировки и временного хранения в транспортно упаковочных комплектах (ТУК).
Известен чехол для размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок реактора ВВЭР-1000 (Описание изобретения к патенту RU 2593388, приоритет 04.08.2015, опубликовано 10.08.2016, бюл. №22) содержащий центральную трубу, дистанционирующие решетки с шестигранными трубами. Дистанционирующие решетки с шестигранными трубами выполнены в виде скрепленных между собой секций. Каждая секция выполнена из алюминиевого сплава и состоит из центральной трубы, двух дистанционирующих решеток с шестигранными отверстиями. В отверстиях размещены шестигранные трубы. Трубы имеют на концах внутренние шестигранные проточки. В проточки установлены шестигранные направляющие из коррозионно-стойкой стали. Секции установлены на основание, состоящее из дистанционирующей опоры с отверстиями. По оси отверстий с наружной стороны установлены устройства поджима. Несущая труба выполнена из коррозионно-стойкой стали и имеет переходник под грузозахватное устройство.
Недостатком известного чехла для размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок реактора ВВЭР-1000 является низкая технологичность конструкции, обусловленная множеством используемых конструктивных элементов, сложностью их изготовления и необходимостью обеспечения высокой точности их монтажа. Еще одним недостатком известного чехла для размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок реактора ВВЭР-1000 является его высокая стоимость, связанная со сложностью изготовления.
Известна конструкция чехла для размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок реактора ВВЭР-1000 (Описание изобретения к патенту RU 2453007, заявлено 01.04.2011, опубликовано 10.06.2012) содержащего центральную трубу, дистанционирующие решетки с двадцатью трубами, в которых размещаются отработавшие тепловыделяющие сборки. Трубы выполнены в виде шестигранника и установлены они в два кольцевых ряда относительно оси центральной трубы, разделенных промежуточной трубой. Трубы в ряду сопрягаются друг с другом ребрами, а часть граней с наружной стороны облицована накладками радиационной защиты.
Недостатком известной конструкции чехла для размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок реактора ВВЭР-1000 является высокая трудоемкость работ, обусловленная сложностью конструкции чехла, а именно необходимостью установки дистанционирующих решеток, использованием центральной и промежуточной труб, установкой шестигранных труб с образованием между ними пустот. В результате предлагаемой компоновки шестигранных труб контакт между смежными шестигранными трубами осуществляется не по свей их боковой поверхности, а лишь по незначительной ее части, что ограничивает эффективность теплоотвода. Кроме того известна конструкция чехла для размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок реактора ВВЭР-1000 не обеспечивает защиты от нейтронного излучения, что в свою очередь требует встраивания в корпус контейнера транспортно-упаковочного комплекта нейтронной защиты, что ведет к увеличению толщины стенки корпуса контейнера, а следовательно и его диаметрального размера.
Известна конструкция транспортного упаковочного комплекта для транспортирования и хранения отработавшего ядерного топлива (Описание полезной модели к патенту RU 75496, приоритет 27.02.2008, опубликовано 10.08.2008, бюл. №22), включающего выполненный из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом корпус, внутреннюю и внешнюю крышки, чехол и демпферы. Корпус имеет продольные каналы, заполненные термостойким полиэтиленом. Для увеличения поверхности передачи тепла между чехлом, корпусом контейнера и окружающим воздухом наружная поверхность корпуса контейнера имеет кольцевые точеные ребра, а внутренняя поверхность корпуса контейнера и наружная поверхность чехла имеют сопряженные ребра охлаждения, обеспечивающие интенсификацию теплоотвода от отработавших тепловыделяющих сборок, помещенных в чехол контейнера, к корпусу контейнера и далее в окружающую среду. Чехол выполнен металлическим литым с каналами для установки тепловыделяющих сборок. При этом на наружной поверхности чехла выполнены ребра охлаждения сопрягаемые с ребрами охлаждения на внутренней поверхности корпуса.
Недостатком конструкции известного транспортного упаковочного комплекта для транспортирования и хранения отработавшего ядерного топлива является низкая технологичность конструкции чехла, обусловленная необходимостью изготовления, установки и снятия стержней, формирующих каналы для установки тепловыделяющих сборок, в литом корпусе при его изготовлении, а также необходимостью точной механической обработки каналов для установки тепловыделяющих сборок. К недостаткам относится также высокая стоимость конструкции обусловленная высокой трудоемкостью работ по ее изготовлению. К недостаткам также относится отсутствие в чехле защиты от нейтронного излучения, что в свою очередь требует выполнения в корпусе продольных каналов, заполнение их нейтронно-защитным материалом (термостойким полиэтиленом), что ведет к увеличению толщины стенки корпуса контейнера, а, следовательно, и его диаметрального размера.
Наиболее близкой и взятой за прототип является известная конструкция биметаллического чехла для ТУК (Описание полезной модели к патенту RU 171956, заявлено 07.12.2016, опубликовано 22.06.2017), включающая литой корпус, в котором каналы для размещения тепловыделяющих сборок образованы влитыми профильными металлическими трубами с плоскими гранями, неподвижно зафиксированными в литом корпусе за счет усадки, происходящей в процессе кристаллизации расплава чугуна при изготовлении отливки литого корпуса.
Недостатком известной конструкции биметаллического чехла для ТУК является его большой диаметральный размер, что обусловлено необходимостью исполнения каналов для размещения тепловыделяющих сборок на некотором расстоянии друг от друга, чтобы обеспечить тепловые мосты для отвода тепла от боковых поверхностей центральных каналов к наружной поверхности чехла. Кроме того, высокопрочный чугун обеспечивает защиту от гамма излучения, но не обеспечивает защиты от нейтронного излучения, что в свою очередь требует встраивания в корпус контейнера транспортно-упаковочного комплекта нейтронной защиты, что ведет к увеличению толщины стенки корпуса контейнера, а, следовательно, и его диаметрального размера.
Технический результат предлагаемого чехла контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива заключается в придании чехлу высоких нейтронно-защитных свойств при обеспечении улучшенного теплоотвода от тепловыделяющих сборок, устанавливаемых в соответствующих каналах, к наружной поверхности литого корпуса чехла.
Достигается технический результат тем, что в чехле контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива, включающем литой корпус с влитыми профильными металлическими трубами 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, наружные поверхности сопрягаемых друг с другом плоских граней труб облицованы медными листами, пространство между наружной поверхностью труб внешнего кольцевого ряда, и внутренней поверхностью литого корпуса заполнено вставками из нейтронно-защитного материала с температурой плавления выше температуры плавления материала литого корпуса, образующими сплошную стенку, препятствующую свободному пролету нейтронов в радиальных направлениях, конструкция неподвижно зафиксирована за счет усадки, происходящей в процессе кристаллизации расплава металла при изготовлении отливки литого корпуса.
На фиг. 1 представлен чехол контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива в осевом сечении.
На фиг. 2 представлено сечение А-А чехла контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива.
На фиг. 3 представлен вид В чехла контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива.
На фиг. 4 показан общий вид, совмещенный с разрезом, контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива с чехлом согласно изобретения.
Предлагаемый чехол контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива включает литой корпус 1 с каналами для установки тепловыделяющих сборок. Каналы образованы влитыми профильными металлическими трубами 2 с плоскими гранями. Трубы 2 установлены кольцевыми рядами вплотную друг к другу с сопряжением по плоским граням вокруг центральной трубы. Наружные поверхности сопрягаемых друг с другом плоских граней труб 2 облицованы медными листами 3, которые обеспечивают улучшенный отвод тепла от труб 2 к корпусу 1.
В настоящее время в атомной промышленности с целью предотвращения возникновения самопроизвольной цепной ядерной реакции в тепловыделяющих сборках, устанавливаемых в каналы чехла, для изготовления профильных металлических труб 2 используется бористая сталь ЧС82 (04Х14ТЗР1Ф), которая за счет содержания бора обладает свойством поглощения нейтронов. Поскольку трубы 2 выполнены из материала с невысоким коэффициентом теплопроводности и установлены в несколько кольцевых рядов вплотную друг к другу с сопряжением по плоским граням вокруг центральной трубы, то облицовка наружных поверхностей сопрягаемых друг с другом плоских граней труб 2 медными листами 3 обеспечит улучшенный теплоотвод от труб 2 к литому корпусу 1. Благодаря тому, что контакт между сопрягаемыми поверхностями труб 2 осуществляется через медные листы 3, а, как известно, медь обладает высоким коэффициентом теплопроводности, будет обеспечиваться улучшенный теплоотвод от всех труб 2, в том числе и центральной, и тем самым исключаться возникновение неконтролируемой ядерной реакции в тепловыделяющих сборках, установленных в каналах чехла для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива. Кроме того, медь является материалом, легко поддающимся механической обработке, что способствует обеспечению высокой технологичности изготовления конструкции.
При изготовлении литого корпуса 1 чехла контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива может быть использован, например, высокопрочный чугун с шаровидным графитом (ВЧШГ), который хорошо себя зарекомендовал в качестве материала для изготовления корпусов контейнеров для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива в составе транспортно-упаковочных комплектов.
Для придания чехлу контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива нейтронно-защитных свойств пространство между наружной поверхностью труб внешнего кольцевого ряда и внутренней поверхностью литого корпуса 1 заполняют вставками 8, 9, 10 из нейтронно-защитного материала с температурой плавления выше температуры плавления материала литого корпуса, образующими сплошную стенку, препятствующую свободному пролету нейтронов в радиальных направлениях.
Одним из примеров выполнения нейтронной защиты является выполнение вставок 8, 9, таким образом, чтобы они образовывали замкнутое кольцо в поперечном сечении чехла. Вставки 10 установлены таким образом, чтобы перекрывать стыки между вставками 8, 9. Вставки 10 необходимы для предотвращения прямого пролета нейтронов, через возможные зазоры в стыке граней сопряженных друг с другом вставок 8, 9.
В качестве нейтронно-защитного материала 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%. При изготовлении отливки литого корпуса 1 трубы 2 и охватывающие их вставки из нейтронно-защитного материала 8, 9, 10 оказываются неподвижно соединенными за счет усадки, происходящей в процессе кристаллизации расплава металла отливки литого корпуса 1. Вставки 8, 9, 10 имеют разные форму и геометрические размеры поперечного сечения и могут быть выполнены из графита с разным содержанием добавок бора и гадолиния, чтобы обеспечить одинаковую эффективность защиты от нейтронного излучения с учетом их формы и геометрических размеров сечений.
В настоящее время преимущественное применение в качестве нейтронной защиты ТУК нашли твердые водородосодержащие материалы, среди которых наибольшей концентрацией водорода обладают полиэтилен, полипропилен. Недостатком нейтронной защиты на основе полиэтилена и полипропилена является то, что при воздействии повышенных температур они размягчаются, изменяют свои геометрические параметры и подвергаются частичной деструкции с выделением газов и ростом давления в занимаемом ими объеме до величин, опасных для конструкции наружной оболочки ТУК. Кроме того, недостатком нейтронной защиты из полипропилена является то, что этот материал обладает намного более высоким, по сравнению с металлом коэффициентом температурного линейного расширения (больше в 13 раз) [Описание изобретения к патенту RU 2522580, заявлено 31.07.2012, опубликовано 20.07.20141.
Данные о длине свободного пробега быстрых нейтронов в различных материалах приведены в таблице 1 [Радиация. - Электронный ресурс.URL: http://portal.tpu.ru/SHARED/a/ALEXTPUFTF/uchebnye-mat/iinph/Tab1 /radiation.pdf].
Сравнительный анализ нейтронной защиты из полиэтилена и графита показывает, что чистый графит в 1,7 раза хуже замедляет нейтроны по сравнению с полиэтиленом, но с учетом добавок к графиту в виде бора и гадолиния его нейтронно-защитные способности будут возрастать, уменьшая разницу в эффективности по сравнению с полиэтиленом. Кроме того графит обладает рядом преимуществ перед материалами с содержанием водорода.
Преимуществами графита являются высокая прочность, хорошая податливость механической обработке, высокая теплопроводность и незначительное тепловое расширение. Графит имеет коэффициент теплопроводности существенно выше, чем у чугуна с шаровидным графитом из которого изготовлен корпус. Графит является хорошим проводником тепла, благодаря чему будет обеспечен улучшенный отвод тепла от тепловыделяющих сборок, установленных в каналах, образованных трубами 2, к наружной поверхности литого корпуса 1.
Борный графит обладает хорошими нейтронно-поглощающими свойствами и малой остаточной активностью. Благодаря наличию бора борный графит имеет более совершенную структуру, повышенную прочность, лучшую способность поглощать нейтроны. Борный графит приготовляют из смеси графита и какого-либо соединения бора (В4С, В203 и др.). Лист из борного графита толщиной 2,5 см (с массовым содержанием бора до 4%) ослабляет плотность потока тепловых нейтронов в 400 раз [Защита от ионизирующих излучений. - Электронный ресурс.URL:
http://zinref.ru/000_uchebniki/05300_tehnika_bezopasnosti/010_00_00_voprosid_ozimetria_nosovski_1998/007.htm].
В атомной технике гадолиний нашел применение для защиты от нейтронов, так как этот элемент обладает наивысшей способностью к захвату нейтронов из всех стабильных изотопов. Его сечение равно 46000 барн. Из всех изотопов гадолиния наивысшей способностью к захвату нейтронов обладает его изотоп гадолиний-157 (сечение захвата превышает 150000 барн) [Справочник химика. - Электронный ресурс. URL:http://chem21.info/page/005059191229237063075030088004015245202249173107/].
Графитовые вставки 8, 9, 10 изготавливают из заготовок полученных по известной технологии производства графитовых электродов электродуговых печей с добавками оксидов бора и гадолиния.
Снизу к чехлу контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива прикрепляют механическим соединением, например, болтовым соединением, поддон 4 с отверстиями, расположенными в соответствии с трубами 2. Поддон 4 служит опорой для тепловыделяющих сборок при эксплуатации чехла в составе контейнера транспортно-упаковочного комплекта для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива и обеспечивает возможность слива дезактивационных растворов при его обеззараживании.
На верхнем торце 6 чехла контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного на внутренней поверхности его корпуса выполняют ступень для формирования фланца с целью обеспечения возможности установки крышки 7.
На внутренней поверхности верхнего торца 6 чехла контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива выполняют защитное покрытие, стойкое к воздействию дезактивационных растворов, устанавливают крышку 5, защищающую торцы вставок 8, 9, 10 от воздействия дезактивационных растворов и верхнюю крышку 7, которая в свою очередь является внутренней крышкой контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива в составе транспортно-упаковочного комплекта.
Работает предлагаемое изобретение следующим образом. Чехол контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива является несъемным по отношению к корпусу контейнера. Чехол контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива устанавливают в корпус контейнера транспортно-упаковочного комплекта по посадке с натягом, либо устанавливают в литейную форму в качестве литейного стержня при изготовлении отливки корпуса контейнера, в результате они будут соединены между собой за счет усадки металла при остывании отливки корпуса контейнера.
Снаружи в полости донной части корпуса контейнера размещают нейтронную защиту 13 и устанавливают крышку 14. В каналы чехла устанавливают тепловыделяющие сборки, устанавливают на верхний торец 6 чехла крышку 7, размещают над ней нейтронную защиту 11, устанавливают наружную крышку контейнера 12.
Во время эксплуатации чехла контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива тепло излучаемое тепловыделяющими сборками передается трубам 2, и отводится от них через медные листы 3, облицовывающие трубы 2.
Реализуется предлагаемое изобретение следующим образом.
В литейную форму в качестве литейных стержней устанавливают металлические трубы 2 и вставки из нейтронно-защитного материала 8, 9, 10, литейную форму заполняют расплавом металла. По мере остывания расплава металла происходит его кристаллизация при этом металлические трубы 2 и вставки 8, 9, 10 оказываются надежно закрепленными в отливке за счет усадки, происходящей в результате кристаллизации расплава металла при его остывании. В результате образуется отливка чехла контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива. Затем полученную отливку чехла контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива направляют на механическую обработку, далее к ее нижней части посредством механического соединения, крепят поддон 4. На верхнем торце чехла контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива выполняют защитное покрытие, стойкое к воздействию дезактивационных растворов и устанавливают крышку 5.
Благодаря тому, что пространство между наружной поверхностью медных листов, обрамляющих трубы внешнего кольцевого ряда и внутренней поверхностью литого корпуса чехла заполнено вставками из нейтронно-защитного материала с температурой плавления выше температуры плавления материала литого корпуса обеспечивается возможность фиксации конструкции за счет усадки происходящей в процессе кристаллизации расплава металла при изготовлении отливки литого корпуса. Достоинствами предлагаемого изобретения являются: - облицовка наружных поверхностей сопрягаемых друг с другом плоских граней труб медными листами обеспечивает улучшенный теплоотвод от всех тепловыделяющих сборок, установленных в каналах чехла и предотвращает тем самым возникновение самопроизвольной цепной реакции по причине перегрева тепловыделяющих сборок;
- обеспечивается компактное расположение каналов для размещения тепловыделяющих сборок ввиду отсутствия свободного пространства между ними, отсутствуют дополнительные крепежные элементы в виде дистанционирующих решеток;
- преимущественное применение в качестве нейтронной защиты получило использование полиэтилена, но его недостатком является низкая температура плавления (порядка 115°С), что требует его установки на определенном удалении от источника нейтронного излучения в месте которое подвергается нагреву до меньших температур. Таким местом является стенка корпуса контейнера, что ведет к усложнению конструкции корпуса контейнера и повышению трудоемкости его изготовления. Нейтронная защита устанавливается в стенке корпуса контейнера транспортно-упаковочного комплекта для чего на концентрических диаметрах в шахматном порядке, со смещением в радиальном и угловом направлениях, таким образом, чтобы обеспечить их перекрытие по радиальным линиям, выполняют путем механической обработки два ряда продольных глухих отверстий глубиной до 6 м. Данные отверстия заполняют стержнями из нейтронно защитного материала - полиэтилена. Оставшиеся перемычки между отверстиями обеспечивают отвод тепла от чехла к наружной поверхности корпуса устройства. В виду того, что наружный диаметр контейнера ограничен размерами технологического оборудования хранилищ для отработавшего ядерного топлива, ребра охлаждения на наружной поверхности корпуса имеют ограниченную площадь, которой оказывается недостаточно при увеличении тепловыделяющих сборок более 18 штук.
Использование нейтронно-защитного материала с высокой температурой плавления позволяет установить нейтронную защиту вблизи от источника нейтронного излучения непосредственно в чехле контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива, а не в его корпусе. Благодаря тому, что пространство между наружной поверхностью труб внешнего кольцевого ряда, и внутренней поверхностью литого корпуса чехла заполнено вставками из нейтронно-защитного материала, образующими сплошную стенку, препятствующую свободному пролету нейтронов в радиальных направлениях, становится возможным уменьшить толщину стенки корпуса контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива и соответственно его габаритный размер, либо при сохранении наружного габаритного размера появляется возможность увеличить размер ребер охлаждения на наружной поверхности корпуса контейнера и тем самым улучшить теплоотвод от него.
Кроме того размещение нейтронной защиты в чехле позволяет отказаться от трудоемкой операции по сверлению глубоких (до 6 м) отверстий в стенке корпуса для размещения нейтронной защиты, и тем самым повысить технологичность изготовления корпуса контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива.
- использование нейтронно-защитного материала с температурой плавления выше температуры плавления материала литого корпуса позволяет установить нейтронную защиту во время изготовления отливки корпуса и неподвижно зафиксировать конструкцию за счет усадки происходящей в процессе кристаллизации расплава металла при изготовлении отливки литого корпуса, что способствует повышению технологичности конструкции за счет исключения дополнительных сборочных операций.
БИБЛИОГРАФИЯ
1. Описание изобретения к патенту RU 2593388, приоритет 04.08.2015, опубликовано 10.08.2016, бюл. №22.
2. Описание изобретения к патенту RU 2453007, заявлено 01.04.2011, опубликовано 10.06.2012.
3. Описание полезной модели к патенту RU 75496, приоритет 27.02.2008, опубликовано 10.08.2008, бюл. №22.
4. Описание полезной модели к патенту RU 171956, заявлено 07.12.2016, опубликовано 22.06.2017.
5. Описание изобретения к патенту RU 2522580, заявлено 31.07.2012, опубликовано 20.07.2014.
6. Радиация. - Электронный ресурс. URL:
http://portal.tpu.ru/SHARED/a/ALEXTPUFTF/uchebnyemat/iinph/Tab1/radiation.pdf.
7. Защита от ионизирующих излучений. - Электронный ресурс.
URL:http://zinref.ru/000_uchebniki/05300_tehnika_bezopasnosti/010_00_00_voprosi_dozimetria_nosovski_1998/007.htm.
8. Справочник химика. - Электронный ресурс.
URL: http://chem21.info/page/00505919122923 7063075030088004015245202249173107/.