КОНТЕЙНЕР ДЛЯ ТРАНСПОРТИРОВАНИЯ, ХРАНЕНИЯ И ЗАХОРОНЕНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ МАТЕРИАЛОВ

Полезная модель относится к ядерной энергетике, к устройствам (контейнерам) для транспортирования, хранения и окончательного захоронения радиоактивных материалов, включая отработавшее ядерное топливо реакторов (ОЯТ) и радиоактивных отходов (РАО) атомных электростанций (АЭС), с корпусами из ковкого чугуна, из стали и составными корпусами (например, сталь-свинец).
В соответствии с нормами ядерной и радиационной безопасности и рекомендациями МАГАТЭ контейнеры для транспортирования, хранения и захоронения радиоактивных материалов должны обладать высокими радиационно-защитными свойствами, исключать возможность возникновения самопроизвольной цепной реакции деления ядер, обеспечивая эффективный отвод тепла и предотвращение перегрева отработавших твэлов.
Известен контейнер для транспортирования и хранения отработавшего ядерного топлива (RU 1630558, МПК G21F 5/00, опубл. 15.04.1994 г.), который содержит корпус, имеющий форму цилиндра, закрепленные на корпусе демпфирующие ребра, имеющие форму плоских колец с выступами, образующими Т-образный профиль, и радиационную защиту. Радиационнозащитный 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 нейтронозащитным 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 эти 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 нейтронозащитным материалом. Два ряда продольных каналов выполнены с помощью уникального дорогостоящего станка, разработанного в Германии специально для проведения указанных операций.
Наиболее близким к полезной модели по совокупности существенных признаков является 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, размещенная в просверленных отверстиях, облицованных материалом с высокой теплопроводностью, например, медью, нанесенным химически и/или электролитически. Облицовка может быть выполнена в виде развальцованной, вклеенной или впаянной трубы.
Недостатком известного контейнера является сложная и дорогостоящая технология изготовления, обусловленная сложностью и дороговизной выполнения в корпусе из чугуна с шаровидным графитом продольно расположенных отверстий.
Полезная модель направлена на решение задачи защиты от ионизирующего излучения, предотвращения перегрева и обеспечения эффективного отвода тепла 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 и снижении стоимости контейнера при обеспечении отвода тепла, выделяемого радиоактивными материалами.
Указанный технический результат достигается тем, что контейнер для транспортирования, хранения и захоронения радиоактивных материалов включает металлический, преимущественно из чугуна с шаровидным графитом, корпус и нейтронную защиту, в виде труб с нейтронозащитным материалом, которые расположены между корпусом контейнера и наружной оболочкой и зафиксированы с помощью торцевых решеток, а межтрубное пространство заполнено материалом с высокой теплопроводностью, например, металлом или сплавом с низкой температурой плавления. Для лучшего обеспечения взаимного положения труб с нейтронозащитным материалом могут быть дополнительно установлены дистанционирующие решетки. Наружная оболочка может иметь теплоотводящие ребра.
Сущность полезной модели контейнера поясняется чертежами.
На фиг.1 показано продольное сечение контейнера.
На фиг.2 показано поперечное сечение контейнера.
Контейнер для транспортирования, хранения и захоронения радиоактивных материалов содержит (фиг.1, фиг.2) корпус 1, наружную оболочку 2, трубы 3 с нейтронозащитным материалом, торцевые решетки 4, межтрубное пространство 5, заполненное металлом или сплавом.
Полезная модель может быть изготовлена следующим образом.
Из чугуна с шаровидным графитом изготавливают массивную часть корпуса 1 контейнера, обеспечивающую защиту от γ-излучения, и осуществляют механическую обработку корпуса 1. При необходимости на внутреннюю поверхность корпуса 1 и его торцы под крышки наносят антикоррозионный слой. Для корпуса 1 из ковкого чугуна с шаровидным графитом в качестве антикоррозионного слоя предпочтительно использование никеля. К корпусу 1 контейнера крепят стальные торцевые решетки 4 с отверстиями под установку труб 3 с нейтронозащитным материалом, а также, при необходимости, устанавливают дистанционирующие решетки. Устанавливают трубы 3 для нейтронозащитного материала, вальцуют их в торцевых решетках 4 и подваривают. Устанавливают и приваривают наружную оболочку 2 корпуса 1 контейнера, которая может быть выполнена цельной или составной. Межтрубное пространство 5 заполняют металлом или сплавом через высверленные заранее отверстия для заливки и выхода воздуха из межтрубного пространства 5 с последующим закрытием отверстий после затвердевания межтрубного материала.
пл.
пл.
Для заполнения межтрубного пространства 5 использован свинец с температурой плавления t=327°C или сплав свинец-висмут с t=327÷123,5°С, изменяющейся в зависимости от состава сплава. Заполняют трубы 3 нейтронозащитным материалом, например, высокотемпературным полиэтиленом или силоксановым каучуком.
Размещение труб 3 с нейтронозащитным материалом вне массивной части корпуса 1 контейнера позволяет отказаться от глубокого сверления в чугуне и уменьшить толщину стенки корпуса 1 при обеспечении необходимого ослабления γ-излучения.
Заполнение межтрубного пространства 5 в оболочке нейтронной защиты металлом или сплавом с высокой теплопроводностью позволяет отказаться от использования большого числа металлических тепловодов и исключить прострел нейтронов.
Полезная модель позволяет изготавливать защитные контейнеры для транспортирования, хранения и захоронения радиоактивных материалов с использованием существующих недорогостоящих технологий и стандартного станочного оборудования при одновременном снижении трудоемкости изготовления.