Устройство для хранения и/или перевозки отработавшего ядерного топлива

Изобретение относится к области атомной техники. Сущность изобретения: устройство для хранения и/или перевозки отработавшего ядерного топлива содержит корпус и крышку, образующие внутреннюю полость для размещения отработавшего ядерного топлива. При этом внутренняя полость разделена перегородками, образующими отделения для размещения в каждом из них отработавшей тепловыделяющей сборки. В каждом отделении закреплены по две емкости с гидридом металла или интерметаллидом. Емкости снабжены герметичными по отношению к внутренней полости устройства каналами для выхода образующегося под действием тепла, выделяемого отработавшей тепловыделяющей сборкой, водорода. Каналы для выхода водорода выполнены с возможностью загрузки через них гидрида металла и снабжены закрывающими их клапанами. Преимущества изобретения заключаются в повышении надежности хранения и перевозки отработавшего ядерного топлива. 3 ил.

 

Изобретение относится к области атомной техники, в частности, к методам хранения и перевозки отработавшего ядерного топлива.

Известен защитный контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива (см. патент РФ №2105364, кл. G 21 F 5/008, опубл. 20.02.1998), который содержит внутренний и наружный резервуары. Наружный резервуар выполнен в виде барабана с торцевыми стенками и обечайкой, включающей центральный и концевые элементы. Недостатками этого контейнера являются недостаточное охлаждение и недолговечное хранение радиоактивных отходов.

Наиболее близким по совокупности существенных признаков является источник информации, в котором охарактеризован контейнер, представляющий собой стальную цилиндрическую отливку с толщиной стальной стенки 20 см, внешним диаметром от 2,2 до 2,7 м и внутренним пространством для 24, 28 или 37 отработавших тепловыделяющих сборок (см. ТВЭЛОВ Ю. Рефераты "Новое в сфере обращения с ядерным топливом в Европе", Атомная техника за рубежом, №8, 2001, с.10). Однако это устройство имеет ненадежную систему охлаждения и является неустойчивым к перегреву.

Задача изобретения заключается в том, чтобы создать контейнер, обеспечивающий безопасное хранение отработавшего топлива.

Технический результат изобретения заключается в повышении надежности при хранении и транспортировке и обеспечении дополнительной защиты устройства от перегрева при изменении условий теплоотдачи.

Указанный технический результат достигается тем, что устройство для хранения и/или перевозки отработавшего ядерного топлива содержит корпус и крышку, образующие внутреннюю полость для размещения отработавшего ядерного топлива. При этом внутренняя полость разделена перегородками, образующими отделения для размещения в каждом из них отработавшей тепловыделяющей сборки. В каждом отделении закреплены по две емкости с гидридом металла или интерметаллидом. Емкости снабжены герметичными по отношению к внутренней полости устройства каналами для выхода образующегося под действием тепла, выделяемого отработавшей тепловыделяющей сборкой, водорода. Каналы для выхода водорода выполнены с возможностью загрузки через них гидрида металла и снабжены закрывающими их клапанами.

Сущность изобретения поясняется иллюстрациями.

На фиг.1 изображено устройство для хранения и/или перевозки отработавшего ядерного топлива, выполненное в виде контейнера.

На фиг.2 изображен разрез А-А.

На фиг.3 изображена емкость с гидридом.

Устройство содержит корпус 1 с крышкой 2, разделенной перегородками 4 на несколько отделений, в каждом из которых размещают отработавшую тепловыделяющую сборку 3. В отделениях также закреплены по две емкости 5, содержащие гидрид металла или интерметаллид. Емкости снабжены герметичными по отношению к внутренней полости устройства каналами 6, выполненными с возможностью загрузки через них гидрида металла. Каналы снабжены закрывающими их клапанами 7, расположенными в оголовке емкости 5.

Устройство функционирует следующим образом.

При нормальной теплоотдаче все остаточное тепловыделение отработавших тепловыделяющих сборок 3 через стенки корпуса 1 отводится во внешнее пространство. При этом температура нагрева конструктивных элементов не превышает температуру десорбции водорода или разложения гидрида. Если при перевозке или хранении складываются неблагоприятные условия по отводу тепла снаружи от корпуса 1, происходит повышение температуры корпуса 1, сборок 3, перегородок 4 и емкостей 5. При достижении температуры начала десорбции водорода или разложения гидрида из емкостей 5 посредством каналов 6 и через срабатывающие клапаны 7 начнет выделяться водород. Таким образом, часть выделяемого сборками тепла будет поглощаться в процессе эндотермической реакции разложения гидрида или при десорбции. При этом рост температуры конструктивных элементов устройства замедлится и удасться избежать разрушений оболочек тепловыделяющих сборок.

В качестве гидрида можно использовать гидрид магния с температурой начала разложения 280°С. При остаточном тепловыделении сборок в контейнере на уровне 3 кВт, при содержании в контейнере 300 кг гидрида магния, при полной наружной тепловой изоляции контейнера и с учетом того, что теплота образования составляет 17,79 кал/моль, температура внутри контейнера будет стабилизирована в течение более 36 часов за счет разложения гидрида.

Устройство для хранения и/или перевозки отработавшего ядерного топлива, содержащее корпус и крышку, образующие внутреннюю полость для размещения отработавшего ядерного топлива, отличающееся тем, что внутренняя полость разделена перегородками, образующими отделения для размещения в каждом из них отработавшей тепловыделяющей сборки, в каждом отделении также закреплены по две емкости с гидридом металла или интерметаллидом, емкости снабжены герметичными по отношению к внутренней полости устройства каналами для выхода образующегося под действием тепла, выделяемого отработавшей тепловыделяющей сборкой, водорода, каналы для выхода водорода выполнены с возможностью загрузки через них гидрида металла и снабжены закрывающими их клапанами.