Пенал для отработавшего ядерного топлива водо-водяного энергетического реактора ввэр-1000



Пенал для отработавшего ядерного топлива водо-водяного энергетического реактора ввэр-1000
Пенал для отработавшего ядерного топлива водо-водяного энергетического реактора ввэр-1000

 


Владельцы патента RU 2510087:

Федеральное государственное унитарное предприятие "ГОРНО-ХИМИЧЕСКИЙ КОМБИНАТ" (RU)

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к средствам для хранения отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВЭР-1000, и предназначено для использования в стационарных хранилищах отработанного ядерного топлива на заводах по регенерации такого топлива или на АЭС. Пенал для отработавшего ядерного топлива ВВЭР-1000 содержит корпус с установленными внутри него разделительными перегородками, образующими ячейки, крышку с грибком, снабженным клапанным устройством и устройством для сцепления крышки с корпусом, установленные внутри корпуса вертикальные стойки и центральную трубу. Вертикальные стойки и центральная труба соединены разделительными перегородками с образованием между ними четырех ячеек. Вертикальные стойки размещены по периметру корпуса таким образом, что углы между разделительными перегородками в двух противолежащих ячейках равны углу между смежными гранями ОТВС. В двух других противолежащих ячейках углы между разделительными перегородками равны углу между несмежными гранями ОТВС. В этих двух ячейках разделительные перегородки соединены вертикальными пластинами с образованием половины шестигранного сечения, превышающего шестигранное сечение несерийной ОТВС. Технический результат - увеличение коэффициента полезной загрузки пенала и сечения ячеек для создания возможности установки в них как серийных, так и несерийных ОТВС. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.

 

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности, к средствам для хранения отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВЭР-1000 и предназначено для использования в стационарных хранилищах отработанного ядерного топлива на заводах по регенерации такого топлива или на АЭС.

Хранение отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) является существенной частью любого ядерного топливного цикла. Это может быть временное хранение до переработки отработавшего ядерного топлива, либо достаточно длительное хранение до захоронения топлива в могильниках. Суммарные объемы отработавшего топлива, подлежащего хранению, непрерывно возрастают из-за значительно меньших производственных возможностей перерабатывающих заводов. Растет не только объем хранящегося топлива, но и увеличиваются предполагаемые сроки хранения, поскольку задача захоронения отработавшего ядерного топлива не решена ни в одной стране.

Основу ядерно-энергетического парка России составляют реакторы ВВЭР-1000 и РБМК-1000. Для реакторов типов ВВЭР и РБМК принята концепция замкнутого ядерного топливного цикла. Отработавшее ядерное топливо реакторов ВВЭР-1000 будет перерабатываться на Опытно-демонстрационном центре и заводе РТ-2 после их ввода в эксплуатацию. Согласно «Стратегии развития атомной энергетики в первой половине XXI века» создание завода РТ-2 запланировано на 2025-2030 гг., а создание Опытно-демонстрационного центра в 2015 г. На площадке завода РТ-2 существует «мокрое» хранилище для ОТВС реакторов ВВЭР-1000, которые хранятся в водонаполненном бассейне, так называемом «мокром» хранилище и строится для их хранения до переработки «сухое» хранилище. На «сухое» хранилище поступают ОТВС после длительного хранения в «мокром» хранилище и ОТВС с АЭС, транспортируемые в защитном контейнере. ОТВС в камере комплектации пеналов устанавливаются в корпуса пеналов, которые затем герметизируются крышками с клапаном на сварке, и после вакуумирования пеналы заполняются через клапаны азотно-гелиевой смесью под избыточным давлением, клапаны герметизируются сваркой, а затем пеналы устанавливаются в гнезда хранения в два этажа. ОТВС реакторов ВВЭР-1000 изготавливались двух типов: серийные (бесчехловые) и несерийные (чехловые). Оба типа ОТВС имеют шестигранное сечение с той лишь разницей, что расстояние между их параллельными гранями («размер под ключ») серийных ОТВС составляет 234 мм, а несерийных ОТВС - 238 мм.

Из уровня техники известен герметичный пенал хранения отработавшего ядерного топлива (см. патент РФ №2435239, МПК G21C 19/06, 2010), содержащий корпус, установленную внутри корпуса решетку и крышку.

Корпус образован цилиндрической обечайкой, на верхнем утолщенном конце которой выполнена расточка для установки и последующей приварки крышки, и глухим днищем с амортизатором. В корпусе на верхнем утолщенном конце выполнена внутренняя кольцевая канавка.

Крышка представляет собой диск, в центральной утолщенной части которого установлен грибок, в котором установлен замок с возможностью до выполнения сварного шва соединения крышки с корпусом пенала удерживать корпус пенала введением в кольцевую канавку замыкающих стержней, установленных в направляющих на внутренней поверхности крышки при совмещении свариваемых кромок центрального грибка и стержня-заглушки. В центральном грибке крышки установлен клапан для откачки и заполнения пенала средой хранения и контроля герметичности и управляющий им стержень-заглушку.

Решетка служит для размещения ампул в пенале и предотвращения неконтролируемого самопроизвольного перемещения их при транспортировании и хранении, которые осуществляются в вертикальном положении. Решетка выполнена в виде набора дисков с соосными отверстиями, образующими ячейки для размещения отработавших тепловыделяющих сборок. Диски закреплены на вертикальных стойках на определенных расстояниях друг от друга, рассчитываемых по формуле, что позволяет осуществлять установку ампул с допускаемой непрямолинейностью.

Загрузка ампул с пучками твэлов в известный пенал осуществляется следующим образом.

С установленного в гнездо загрузки пенала снимается крышка. Ампулы с пучками твэлов электромеханическим некопирующим мостовым манипулятором по одной извлекаются из чехла и устанавливаются в ячейки решетки. После полной загрузки пенала ампулами с пучками твэлов крышка устанавливается на корпус пенала. Далее крышка сваривается с корпусом, управляющей стержнем-заглушкой открывается клапан, через который осуществляется вакуумирование и заполнение пенала азотно-гелиевой смесью с избыточным давлением, после чего клапан закрывается. Герметизация клапана осуществляется последующей сваркой кромок стержня-заглушки и торца грибка крышки.

Известен пенал для ОЯТ ВВЭР-1000, содержащий корпус с установленными внутри его разделительными перегородками, образующими 3 ячейки, в которые устанавливаются ОТВС, крышку с грибком, снабженным клапанным устройством и устройством для сцепления крышки с корпусом. Внутри корпуса установлена центральная труба, а к днищу корпуса присоединен амортизатор (смотри «Исходные требования на разработку пенала для ОЯТ ВВЭР-1000, инв. №10-05345, разработки ОАО «Восточно-Европейский головной научно-исследовательский и проектный институт энергетических технологий», г. Санкт-Петербург), который выбран в качестве прототипа.

Работа с известным пеналом осуществляется следующим образом.

Порожний пенал с присоединенной крышкой к корпусу устройством для сцепления крышки с корпусом манипулятором втягивается в камеру комплектации пеналов (ККП) «сухого» хранилища и загружается в гнездо установки герметизации пеналов, где с него снимается крышка. Манипулятором поочередно три ОТВС извлекаются из гнезда сушки и устанавливаются в ячейки пенала. На заполненный пенал устанавливается крышка и производится приварка крышки пенала к корпусу пенала. Заваренный пенал переставляется в гнездо сушки. Клапанное устройство пенала стыкуется с установкой вакуумной сушки, после завершения которой пенал заполняется смесью азота и гелия при атмосферном давлении. Затем клапанное устройство пенала герметизируется сваркой. Загерметизированный пенал переставляется в гнездо контроля герметичности, где герметичность проверяется гелиевым течеискателем. В случае негерметичности на дефектный участок сварного шва накладывается повторный сварной шов. После контроля герметичности герметичный загруженный пенал из ККП транспортируется с помощью передаточной машины пеналов и перегрузочной машины к гнезду хранения пеналов, в котором они устанавливаются в два яруса.

К недостаткам известного пенала следует отнести недостаточно высокий коэффициент полезной загрузки пенала.

Технический результат, который может быть получен при осуществлении изобретения, заключается в увеличении коэффициента полезной загрузки пенала и сечения ячеек для создания возможности установки в них как серийных, так и несерийных ОТВС.

Для достижения указанного технического результата в пенале для отработавшего ядерного топлива ВВЭР-1000, содержащем корпус с установленными внутри его разделительными перегородками, образующими ячейки, в которые устанавливаются отработавшие тепловыделяющие сборки, крышку с грибком, снабженным клапанным устройством и устройством для сцепления крышки с корпусом, установленную внутри корпуса по оси центральную трубу и вертикальные стойки, вертикальные стойки и центральная труба соединены разделительными перегородками с образованием между ними четырех ячеек, причем вертикальные стойки размещены по периметру корпуса таким образом, что углы между разделительными перегородками в двух противолежащих ячейках равны углу между смежными гранями ОТВС, а в двух других противолежащих ячейках - углу между несмежными гранями ОТВС, причем в последних разделительные перегородки соединены вертикальными пластинами с образованием половины шестигранного сечения, превышающего шестигранное сечение несерийных ОТВС.

В частном случае, вертикальные стойки в нижней части присоединены на сварке к кольцу, а в верхней части посредством косынок к корпусу.

Учитывая особые условия эксплуатации, разделительные перегородки могут быть выполнены из борсодержащей стали, а их длина и толщина определена исходя из условий ядерной безопасности.

Соединение вертикальных стоек и центральной трубы разделительными перегородками с образованием между ними четырех ячеек, позволяют создать без изменения геометрических размеров пенала 4 ячейки и установить в них 4 ОТВС, увеличив, тем самым, коэффициент полезной загрузки пенала.

Размещение вертикальных стоек по периметру корпуса таким образом, чтобы углы между разделительными перегородками в двух противолежащих ячейках равнялись углу между смежными гранями ОТВС, позволили фиксировать ОТВС в этих ячейках по двум смежным граням и подвинуть ОТВС к центральной оси корпуса, увеличивая сечение этих ячеек, создав тем самым возможность установки в них как серийных, так и несерийных ОТВС.

Размещение вертикальных стоек по периметру корпуса таким образом, чтобы углы между разделительными перегородками в двух других противолежащих ячейках равнялись углу между несмежными гранями ОТВС, соединение в них разделительных перегородок вертикальными пластинами с образованием половины шестигранного сечения, превышающего шестигранное сечение несерийных ОТВС, позволили зафиксировать ОТВС по трем смежным граням, и также сдвинуть ОТВС к центральной оси корпуса за счет параллельного расположения граней смежных ОТВС, и увеличить сечение ячеек, создав тем самым возможность установки в них как серийных, так и несерийных ОТВС.

Присоединение вертикальных стоек на сварке в нижней части к кольцу, а в верхней части посредством косынок к корпусу, позволили упростить технологию изготовления пенала за счет первоначальной сборки узла, состоящего из вертикальных стоек, кольца, центральной трубы и разделительных перегородок, последующей установки собранного узла в корпус пенала и его фиксации в корпусе приваркой косынок к вертикальным стойкам и корпусу пенала.

Выполнение разделительных перегородок из борсодержащей стали с длиной и толщиной, определяемыми исходя из условий ядерной безопасности, позволяет обеспечить безопасное размещение и хранение ОТВС в пенале.

Предлагаемый пенал для отработавшего ядерного топлива ВВЭР-1000 иллюстрируется чертежами, представленными на фиг.1 и фиг.2.

На фиг.1 показан пенал по разрезу А-А на фиг.2; на фиг.2 - сечение Б-Б на фиг.1.

Предлагаемый пенал (см. фиг.1) содержит корпус 1 с плоским днищем 2, к которому присоединен амортизатор 3 и крышка 4, снабженная грибком 5, в котором установлены устройство 6 для сцепления крышки 4 с корпусом 1 и клапанное устройство 7 для сушки вакуумом и заполнения пенала азотно-гелиевой смесью. Для управления устройством 6 и клапанным устройством 7 служит стержень-заглушка 8, при нажатии на которую устройство 6 и клапанное устройство 7 открываются. Внутри корпуса 1 установлены 4 вертикальные стойки 9, в нижней части присоединенные к кольцу 10. По оси корпуса 1 установлена центральная труба 11, соединенная разделительными перегородками 12 с вертикальными стойками 9. Вертикальные стойки 9 размещены по периметру корпуса таким образом, что углы α между разделительными перегородками 12 в двух противолежащих ячейках 13 равнялись углу между смежными гранями ОТВС, а в двух других противолежащих ячейках 14 - углу β, равному углу между несмежными гранями ОТВС. Разделительные перегородки 12 в ячейках 14 соединены вертикальными пластинами 15 с образованием половины шестигранного сечения, превышающего шестигранное сечение несерийной ОТВС. В верхней части вертикальные стойки 9 присоединены посредством косынок 16 к корпусу 1 на сварке.

В качестве материала для разделительных перегородок 12 может применяться борированная сталь, а их длина и толщина определяется исходя из условий ядерной безопасности.

Предлагаемый пенал эксплуатируется следующим образом.

Порожний пенал с присоединенной крышкой 4 к корпусу 1 устройством 6 для сцепления крышки 4 с корпусом 1 манипулятором втягивается в камеру комплектации пеналов (ККП) и опускается в гнездо установки герметизации пеналов, где крышка 4 специальным захватом, обеспечивающим нажатие на стержень - заглушку 8, снимается с корпуса 1. Манипулятором поочередно четыре ОТВС извлекаются из гнезда сушки и устанавливаются в ячейки 13 и 14 пенала, образованные разделительными перегородками 12 и корпусом 1. На корпус 1 загруженного пенала устанавливается крышка 4 и их кромки соединяются дистанционно на сварке. Далее загруженный пенал переставляется в гнездо сушки. Клапанное устройство 7 пенала стыкуется с установкой вакуумной сушки, после завершения которой пенал заполняется смесью азота и гелия при атмосферном давлении. Затем клапанное устройство 7 пенала герметизируется путем заварки кромок грибка 5 и стержня заглушки 8. Загерметизированный пенал переставляется в гнездо контроля герметичности, где герметичность проверяется гелиевым течеискателем. В случае негерметичности на дефектный участок сварного шва накладывается повторный сварной шов. После контроля герметичности загруженный пенал из ККП транспортируется с помощью передаточной машины пеналов и перегрузочной машины в «сухое» хранилище, где устанавливаются в гнездо хранения пеналов в два яруса.

Предлагаемое техническое решение позволяет увеличить коэффициент полезной загрузки пенала на 25% и обеспечить загрузку в него серийных и несерийных ОТВС.

1. Пенал для отработавшего ядерного топлива водо-водяного энергетического реактора ВВЭР-1000, содержащий корпус с установленными внутри его разделительными перегородками, образующими ячейки, в которые устанавливаются отработавшие тепловыделяющие сборки (ОТВС), крышку с грибком, снабженным клапанным устройством и устройством для сцепления крышки с корпусом, установленную внутри корпуса по оси несущую трубу и вертикальные стойки, отличающийся тем, что вертикальные стойки и несущая труба соединены разделительными перегородками с образованием между ними четырех ячеек, причем вертикальные стойки размещены по периметру корпуса таким образом, что углы между разделительными перегородками в двух противолежащих ячейках равны углу между смежными гранями ОТВС, а в двух других противолежащих ячейках - углу между несмежными гранями ОТВС, причем в последних разделительные перегородки соединены вертикальными пластинами с образованием половины шестигранного сечения, превышающего шестигранное сечение несерийной ОТВС.

2. Пенал для отработавшего ядерного топлива водо-водяного энергетического реактора ВВЭР-1000 по п.1, отличающийся тем, что вертикальные стойки в нижней части присоединены на сварке к кольцу, а в верхней части посредством косынок к корпусу.

3. Пенал для отработавшего ядерного топлива водо-водяного энергетического реактора ВВЭР-1000 по п.1, отличающийся тем, что разделительные перегородки выполнены из борсодержащей стали, а их длина и толщина определяется исходя из условий ядерной безопасности.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к обращению с отработавшим ядерным топливом, а более конкретно к ампуле, в которой размещаются пучки твэлов отработавшей тепловыделяющей сборки реактора РБМК-1000, для последующего размещения и транспортировки в транспортном упаковочном комплекте в сухое хранилище для перегрузки в герметичные металлические пеналы и долговременного хранения.

Заявленное изобретение относится к области защитной техники при работе с радиоактивными веществами, в том числе при длительном хранении и транспортировании. Заявленное устройство включает внешний контейнер и внутренний контейнер, в котором расположено изделие с радиоактивным веществом.

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к средствам для хранения отработавших ядерных топливных элементов реактора РБМК-1000, а более конкретно к средствам для обеспечения безопасности при перегрузке ампул, загруженных пучками отработавших тепловыделяющих элементов (твэлов) реактора РБМК-1000, и предназначено для использования в «сухом» хранилище отработавшего ядерного топлива.

Изобретение относится к устройствам для захоронения твердых и жидких радиоактивных отходов атомных электростанций, судов морского флота с двигателями, работающими на атомной энергии, солевых продуктов, химических и других токсичных материалов, а также производственных отходов, подвергающихся радиоактивному облучению.

Изобретение относится к контейнерам для транспортировки и/или длительного сухого хранения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) или аналогичных радиоактивных материалов, в частности к контейнерам с устройствами для сообщения с газовой средой внутренней полости, например для контроля герметичности и отбора проб газов.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к дистанционирующим устройствам для размещения отработавших тепловыделяющих сборок реактора ВВЭР-1000 во время их транспортировки и хранения в контейнерах.

Изобретение относится к контейнерам, предназначенным для транспортирования и временного хранения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) атомных электростанций (АЭС) в виде отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС).

Изобретение относится к механическим устройствам для установки грузов с их поворотом относительно вертикальной оси и может быть использовано в ядерной энергетике при эксплуатации радиационно-защитных контейнеров для ОЯТ.

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано для сбора, временного хранения и транспортирования на длительное хранение радиационно-опасных и ядерно-опасных материалов в виде просыпи твердых радиоактивных фрагментов тепловыделяющих элементов.

Изобретение относится к контейнерам для транспортирования и временного хранения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) атомных электростанций (АЭС) в виде отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС). Контейнер содержит металлический корпус, включающий комингс с закрепленными на нем днищем и опорой, концентрично закрепленные на комингсе цилиндрические обечайки с образованием полости, герметичное перекрытие упомянутой и внутренней полостей контейнера, выполненное в виде двух крышек, установленных одна над другой на основании, нейтронную защиту, демпферы. Полость между обечайками заполнена вкладышами из металла высокой плотности, жестко закрепленными на внутренней обечайке, между вкладышами и наружной обечайкой размещены вставки из металла высокой теплопроводности, имеющие продольные каналы, в которых размещена нейтронная защита. Внутренняя крышка выполнена конической формы, установлена во внутреннюю коническую проточку основания и поджата кольцом, надетым на внутренний ряд шпилек основания. На торцовой и конической поверхностях внутренней крышки имеются кольцевые канавки, в которых расположены уплотнительные элементы. Технический результат - возможность транспортирования ОЯТ реакторов типа РБМК-1000 с повышенным обогащением по урану-235 с обеспечением эффективной защиты от гамма-излучения и нейтронов и отвода тепла от загруженного в контейнер ОЯТ. 11 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к контейнерам для длительного хранения и транспортировки отработавшего ядерного топлива. Контейнер содержит корпус, включающий стакан с днищем и герметичным перекрытием внутренней полости стакана. Стакан снабжен верхними цапфами и наружной оребренной оболочкой, которая установлена соосно стакану и частично перекрывает его по длине с образованием герметичной полости. В полости по длине установлена составная кольцевая перегородка из металла, обладающего высокой теплопроводностью, разделяющая объем упомянутой герметичной полости на внутреннюю (центральную) и периферийную части. Внутренняя часть герметичной полости заполнена заливочной композицией, обеспечивающей нейтронную защиту. Через эту композицию пропущены продольные профилированные элементы из металла, обладающего высокой теплопроводностью, связывающие стакан с кольцевой перегородкой. Периферийная часть герметичной полости заполнена другой заливочной композицией, обладающей высокой теплопроводностью, а также обладающей в подвижном состоянии текучестью, достаточной для заполнения зазора между кольцевой перегородкой и оребренной оболочкой. Изобретение позволяет повысить технологичность конструкции корпуса контейнера. 10 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано для транспортирования и хранения ядерного топлива, в частности свежего смешанного уран-плутониевого топлива, при его перевозках в нормальных условиях и с учетом возникновения аварийных ситуаций от завода-изготовителя тепловыделяющих сборок к потребителю на атомные станции, а также при его хранении в складских помещениях. Транспортный упаковочный комплект (ТУК) для транспортирования и хранения ядерного топлива содержит корпус с двумя крышками. Корпус состоит из обечайки, представляющей собой трубу, на торцах которой установлены фланцы и на сварке присоединены опоры и строповочные проушины. Внутри обечайки установлено гнездо, выполненное из трубы круглого сечения. Часть гнезда, где располагается активная зона тепловыделяющей сборки, снабжена продольными ребрами и ограничителями и заливается нейтронопоглощающим компаундом. Внутри гнезда расположено выемное гнездо шестигранного сечения, образуемого при сварке двух полуоболочек, к которым прикреплены с двух сторон полудиски, образующие круглое сечение с наружным диаметром, образующим зазор с внутренним диаметром трубы гнезда. На каждую внутреннюю грань выемного гнезда установлены фторопластовые накладки. Технический результат - исключение зазоров в гнезде корпуса ТУК, повышение биологической защиты обслуживающего персонала. 2 ил.

Изобретение относится к атомной промышленности, в частности к транспортированию высокоактивных радиоактивных материалов, в том числе ядерных, и может быть использовано для транспортирования облученного ядерного топлива (ОЯТ) с использованием воздушного транспорта. Технический результат - возможность безопасного транспортирования больших масс радиоактивных материалов, в том числе ОТВС энергетических реакторов, с использованием воздушного транспорта. Транспортный упаковочный комплект для транспортирования радиоактивных материалов содержит защитный контейнер с системой герметизации. Контейнер, по меньшей мере его боковая часть, выполнен из слоев пластически деформируемого радиационно-защитного материала, причем слои дистанцированы друг от друга, а расстояние между слоями выбрано из условия обеспечения образования поперечных складок в слоях при демпфировании аварийного воздействия на торцы контейнера. 5 з.п. ф-лы, 2 ил.
Изобретения относится к атомной энергетике, в частности к сухому хранению отработавшего ядерного топлива реакторов РБМК-1000 и ВВЭР-1000, и предназначены для использования в сухом хранилище отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Cпособ сухого хранения ОЯТ предусматривает восстановление герметичности корпусов вместо вывода из эксплуатации гнезд хранения с негерметичными корпусами. Негерметичные корпуса извлекают перегрузочной машиной из камеры хранения и укладывают на роликовые опоры устройства для кантования корпусов. В корпусе определяют места негерметичности и устраняют дефекты, затем с помощью перегрузочной машины и устройства для кантования переводят корпус в вертикальное положение и устанавливают его на прежнее место в камере хранения. Перегрузочная машина снабжена дополнительной электрической лебедкой и съемной укосиной. На канате закреплена траверса, в центре которой и по краям смонтированы грузозахватные устройства для установки на них двух захватов. Устройство для кантования корпусов содержит тележку с качалкой и хомутом и две подвижных роликовых опоры, соединенные с тележкой и между собой сцепками. Ложементы подвижных роликовых опор установлены на цапфах в подшипниках. Технический результат - сохранение вместимости сухого хранилища, повышение безопасности при извлечении, транспортировке и кантовании корпусов. 3 н. и 6 з.п. ф-лы, 10 ил.

Заявленное изобретение относится к системе для хранения и/или транспортировки радиоактивных отходов с высоким уровнем радиоактивности, а также к способу изготовления этой системы. В одном аспекте настоящее изобретение представляет вентилируемый вертикальный контейнер (ВВК), оснащенный впускными воздуховодами, преломляющими излучение, направляя его обратно в полость для хранения отходов. Линия прямой видимости сквозь впускные воздуховоды отсутствует, а следовательно, корзина может стоять прямо на полу ВВК. Кроме того, раскрыт способ изготовления ВВК переменной высоты. Техническим результатом является возможность минимизации высоты контейнера и его защита от перегрева. 2 н. и 16 з. п. ф-лы, 11 ил.

Изобретение относится к способам безопасной транспортировки экологически опасных веществ в места утилизации или переработки. Технический результат: обеспечение простоты последующего демонтажа сборки при сохранении прочности соединения отдельных элементов между собой при ее транспортировке или хранении; повышение упругости и прочностных свойств отвержденной в сборке полимерной композиции. Способ изготовления демонтируемой сборки включает соединение отдельных элементов, один из которых, по крайней мере, заполнен экологически опасными материалами, в единое целое с использованием фиксирующей отверждающейся композиции на основе связующего и порошкообразного наполнителя. Перед приготовлением отверждающейся полимерной композиции на основе смеси простых полиэфиров и полиизоционатной составляющей и порошкообразного наполнителя в виде полистирольных гранул производят подбор ее состава путем пропускания навески указанной композиции через систему сообщающихся каналов переменного сечения, уменьшающихся по ходу ее перемещения. На основании этого определяют проникающую способность и выбирают состав, проникающая способность которого соответствует диаметру канала, в котором прекратилось перемещение отверждающейся композиции. Композицию выбранного состава вводят в зазоры между отдельными элементами сборки, закрепляют сборку, осуществляют процесс отверждения сборки, проводят контрольные испытания сборочного узла, окончательно демонтируют сборку с использованием органического растворителя, например ацетона. 3 з.п. ф-лы, 3 ил., 1 табл., 11 пр.

Изобретение относится к области защитной техники при работе с радиоактивными веществами, в частности, к устройствам для длительного хранения и транспортирования высокоактивных радиоактивных материалов, в том числе авиационным транспортом. Упаковочный комплект для хранения и транспортировки изделия с радиоактивным веществом содержит внешний контейнер, внутренний контейнер, в котором расположено изделие с радиоактивным веществом. Внешний контейнер состоит из основания и колпака, имеющего слоистую структуру. Между ним и внутренним контейнером установлен кольцевой демпфер. Изделие с радиоактивным веществом размещено в герметичной капсуле, установленной во внутреннем контейнере, внешняя сторона которой выполнена с демпфирующими элементами. Между капсулой и основанием установлен тепловой мост, при этом демпфирующий элемент заключен между двух плит и кольцом и состоит из по крайней мере двух концентрических обечаек, соединенных ребрами в виде лучей, а капсула имеет штуцер для заполнения ее инертным газом. Технический результат: повышение стойкости защитного контейнера к аварийным факторам высокой интенсивности, возникающим при аварии транспортных средств (например, самолета), снижение температуры на перевозимом устройстве с целью его сохранения при перевозке. 10 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к дистанционирующим устройствам, в которых размещаются изделия с установленными в них разделанными на пучки отработавшими топливными элементами (ПТ) реактора РБМК-1000 во время их транспортирования и хранения в контейнерах. Чехол предназначен для размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок, обладает повышенной вместимостью. Регламентное обслуживание и ремонт при эксплуатации чехла просты. Чехол содержит нижнюю диафрагму, торцовые подпружиненные элементы для ампул, установленные на нижней диафрагме, демпфирующие элементы, установленные с наружной стороны нижней диафрагмы, центральную трубу, имеющую хвостовик для грузового захвата. На нижней диафрагме вокруг центральной трубы закреплен съемный блок каналов, включающий четыре сопряженные трубы с направляющими планками для кассет пенала, соединенные между собой вставками, а снаружи - диафрагмами, имеющими каналы, в которые установлены трубы для ампул. На нижнюю диафрагму установлены устройства поджима каждой кассеты пенала, а с наружной стороны нижней диафрагмы установлены съемные опоры. Технический результат: обеспечение оптимального ядернобезопасного расположения в чехле 150 ампул с ПТ, из которых большая часть должна находиться в кассетах пенала, вмещающих по 30 ампул с ПТ каждая. 4 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к обращению с отработавшим ядерным топливом, а более конкретно к ампуле, в которой размещаются пучки твэлов отработавшей тепловыделяющей сборки реактора РБМК-1000, для последующего размещения и транспортировки в транспортном упаковочном комплекте в сухое хранилище. Ампула содержит цилиндрический корпус, в котором помещен пучок отработавших твэлов, и крышку, зафиксированную в горловине корпуса с помощью запирающего устройства. Запирающее устройство содержит пружинное кольцо, установленное во внутренней расточке крышки и прикрепленное к ней в нескольких точках, в промежутках между которыми к пружинному кольцу прикреплены упоры. Упоры проходят через отверстия, выполненные в крышке, и входят в кольцевую проточку, выполненную в корпусе. Торцы упоров выполнены со скосом, обеспечивающим их вхождение в горловину корпуса при взаимодействии с фаской горловины. Пружинное кольцо выполнено в виде пластины. Технический результат - устранение возможных деформаций пружинного кольца при сцеплении и расцеплении крышки с корпусом. 3 з.п. ф-лы, 4 ил.
Наверх