Способ длительного хранения отработавшего ядерного топлива


 


Владельцы патента RU 2550092:

Открытое акционерное общество "АКМЭ-инжиниринг" (RU)

Изобретение относится к способу длительного хранения отработавшего ядерного топлива ядерного реактора. В заявленном способе предварительно перед размещением отработавшей тепловыделяющей сборки ядерного реактора в стальном пенале и герметизацией пенала крышкой, в стальной пенал помещают свинец, химически инертный по отношению к материалу оболочки ТВЭЛов отработавших тепловыделяющих сборок, материалу корпуса пенала, воздуху и воде. При этом устанавливают стальной пенал в нагревательное устройство, нагревают стальной пенал с помещенным в него свинцом до перехода его в жидкое состояние, затем в стальном пенале размещают отработавшую тепловыделяющую сборку, извлеченную из ядерного реактора так. При этом топливная часть ТВЭЛов отработавших тепловыделяющих сборок должна находиться ниже уровня жидкого материала в стальном пенале. Далее фиксируют отработавшую тепловыделяющую сборку в этом положении и герметизируют пенал крышкой, после чего герметизированный стальной пенал извлекают из нагревательного устройства и устанавливают в хранилище, охлаждаемое атмосферным воздухом. Техническим результатом является возможность длительного безопасного хранения отработавших тепловыделяющих сборок, а также возможность транспортирования отработавших тепловыделяющих сборок на завод по переработке с обеспечением повышенной безопасности. 1 з.п. ф-лы.

 

Область техники, к которой относится изобретение

Изобретение относится к области ядерной техники, а именно к способу длительного безопасного хранения отработавшего ядерного топлива ядерных реакторов.

Предшествующий уровень техники

Длительное (десятки лет) безопасное хранение отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), в частности отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) ядерных реакторов, представляет собой сложную техническую задачу. Это связано с тем, что в ОТВС накоплен высокий радиационный потенциал, обусловленный радиоактивностью содержащихся в ОЯТ продуктов деления ядер топливных материалов, а также радиоактивностью вторичного ядерного горючего (плутоний) и младших актинидов (нептуний, америций, кюрий), образовавшихся в процессе работы ядерного реактора (ЯР) при облучении нейтронами первичного ядерного горючего.

Повреждение основного барьера безопасности, оболочки тепловыделяющего элемента (ТВЭЛа) в результате коррозионного, теплового и механического воздействий приведет к выходу радиоактивности и серьезным радиоэкологическим последствиям.

Задача усложняется тем, что ОЯТ является неустранимым источником остаточного энерговыделения, которое постепенно уменьшается со временем, но даже через много лет требует организованного теплоотвода, нарушение которого приведет к повышению температуры ОЯТ и потере герметичности оболочек ТВЭЛов.

В настоящее время общепринятым способом длительного хранения ОЯТ является размещение ОТВС в бассейнах выдержки (БВ), заполненных водой, которая отводит остаточное энерговыделение ОТВС. Поскольку вода в БВ может быть радиоактивной, то ее охлаждение осуществляется через теплообменник от внешнего источника охлаждающей воды.

Известны способы хранения отработавшего ядерного топлива в бассейнах выдержки.

Например, известен способ хранения отработавшего ядерного топлива путем размещения в бассейне с обессоленной водой пеналов, перфорированных в верхней части, также заполненных обессоленной водой. Уровень воды в пеналах и бассейне поддерживают ниже кромки отверстий за счет периодической подачи обессоленной воды от автономной емкости в пеналы и бассейн. Кроме того, предложено подачу воды в пеналы производить периодически при достижении предельно допустимого уровня в контрольных пеналах с максимальной величиной остаточного энерговыделения (патент RU 2403633, G21C 19/06, G21F 9/36, 2010 г.).

Известен также способ хранения радиоактивных материалов, включающий: а) погружение в воду контейнера, имеющего верхнюю часть, нижнюю часть и полость в корпусе контейнера для заполнения водой, б) установку радиоактивного материала в полость помещенного под воду контейнера, в) подъем погруженного контейнера до момента, пока верхняя его часть не расположится выше уровня поверхности водоема, причем основная часть контейнера остается ниже уровня поверхности водоема, и г) удаление воды из полости контейнера, при этом верхняя часть контейнера остается выше уровня поверхности водоема, а остальная часть контейнера остается погруженной в воду (заявка США на изобретение US 2009069621, G21F 5/005, 2009).

Известен способ, использующийся в хранилищах отработавшего ядерного топлива, на АЭС и заводах по регенерации отработавшего ядерного топлива. Для длительного хранения отработавшего ядерного топлива в пеналах, заполненных водой, размещенных в водном бассейне под балочным перекрытием посредством подвесок, опорные части пеналов устанавливают на днище бассейна, а верхний торец пеналов размещают под балочным перекрытием с зазором 100÷150 мм при плотности размещения пеналов из расчета 30÷50 пеналов на квадратный метр площади днища бассейна (патент RU 2407083, G21C 19/22, 2010 г.).

Практика использования такого способа хранения ОЯТ показала, что со временем под воздействием коррозионных процессов происходит потеря герметичности контейнера или пенала с отработавшим ядерным топливом в бассейнах выдержки и радиоактивное загрязнение воды.

Для предотвращения этого явления в последнее время применяют «сухое» хранение ОТВС, когда ОТВС через некоторое время хранения в бассейнах выдержки (примерно три года) и уменьшения остаточного энерговыделения извлекают из бассейнов выдержки и помещают в герметизируемые пеналы, которые размещают в «сухом» хранилище с воздушным охлаждением.

Известно, что в результате аварии на АЭС Фукусима-1 из-за прекращения энергоснабжения системы охлаждения воды в бассейнах выдержки произошло ее испарение, перегрев ТВЭЛов, разрушение их оболочек с образованием большого количества водорода, образующегося при пароциркониевой реакции, и выброс радиоактивности в окружающую среду.

Учитывая такую ситуацию, представляется весьма актуальным переход на «сухое» хранение ОЯТ, минуя этап «мокрого» хранения в бассейнах выдержки.

Известны способы хранения методом «сухого» хранения ОЯТ, описанные в US 6802671, DE 3816195, US 5887042, US 8098790.

Известен способ транспортировки и/или хранения ядерных материалов, при котором ядерные материалы размещают в контейнере с радиационной защитой из литого свинца, расположенного поверх металлического каркаса (заявка США US 2010183110, G21F 5/008, 2010 г.).

Данное изобретение предусматривает наличие, по крайней мере, одного уровня радиационной защиты, который состоит, по крайней мере, из одного металлического каркаса, который ориентирован вдоль продольной оси и охвачен блоком из свинца или одного из сплавов свинца, отлитого поверх металлического каркаса, причем металлический каркас оснащен, по крайней мере, одним элементом для удержания отлитого из свинца (или одного из его сплавов) блока от перемещения в продольном направлении. Кроме того, упомянутый металлический каркас встроен в блок, отлитый из свинца (или одного из его сплавов), по меньшей мере, частью своей длины вдоль продольной оси, а в предпочтительном варианте - по всей длине блока. Таким образом, создается надежное механическое соединение металлического каркаса с блоком из свинца (или одного из его сплавов) и исключается относительное перемещение этих двух элементов по отношению друг к другу в продольном направлении при свободном падении упаковки.

Известен также способ хранения отработавшего ядерного топлива в конвекционно-охлаждаемом контейнере, при котором размещают чехол с отработавшим топливом в металлическом сосуде с герметичными крышками, причем сосуд выполнен с теплоотводящими боковыми и торцевыми ребрами, которые одновременно являются дистанцирующими и демпфирующими элементами. Сосуд устанавливают в корпус контейнера с образованием зазора для прохода воздуха, причем ребра сосуда контактируют с дном и боковой поверхностью внутренней части контейнера. Корпус контейнера образован из наружной и внутренней металлических оболочек, пространство между которыми заполнено материалом радиационной защиты, например жаростойким бетоном и/или нейтронопоглощающей композицией. Между оболочками установлены по касательной к внутренней оболочке арматурные теплоотводящие элементы, выполненные в виде металлических пластин с перфорацией, приваренных к внутренней оболочке и плотно контактирующих с наружной оболочкой. В нижней части корпуса выполнены подводящие каналы охлаждения, а в крышке выполнены отводящие каналы охлаждения. В случае разгерметизации сосуда каналы охлаждения закрывают заглушками (патент RU 2231837, G21F 5/008, 2004 г.).

Недостатком этого технического решения является то, что не исключена возможность выброса радиоактивности в окружающую среду в случае разгерметизации металлического сосуда, в котором размещен чехол с отработавшим ядерным топливом.

Ближайшим аналогом заявленного изобретения является способ «сухого» хранения ОЯТ с реакторов атомных подводных лодок (АПЛ), при котором выгруженную отработавшую выемную часть (ОВЧ) с находящейся в ее составе активной зоной с ОЯТ сразу после выгрузки временно помещают в одну из ячеек хранилища предварительного расхолаживания в стальном герметичном баке, внутри которого находился жидкий расплав эвтектики свинец-висмут, предварительно разогретый выше температуры ее плавления. Сверху на бак устанавливают герметический колпак. После выключения системы обогрева, снижения остаточных тепловыделений и затвердевания эвтектики бак с ОВЧ перемещают в ячейку хранилища длительного расхолаживания для последующего хранения в течение 3-5 лет или более (Зродников А.В. и др. Проблемы и подходы к обращению с отработавшим ядерным топливом жидкометаллических реакторов атомных подводных лодок. Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика - Министерство образования и науки Российской Федерации, Обнинск: №1, 2007, с.16).

Недостатком ближайшего аналога является очень ограниченная область применения - только выгруженные целиком в составе ОВЧ активные зоны реакторов АПЛ, обладающие очень низким уровнем мощности остаточного энерговыделения на момент выгрузки. Это обусловлено двумя факторами: 1) реакторы АПЛ эксплуатируются, в основном, на низких уровнях мощности, 2) перегрузка топлива приурочивается к заводскому ремонту АПЛ, поэтому выгрузка производится через достаточно продолжительное время после остановки реактора.

Для реакторов гражданских атомных электростанций такой способ выгрузки и хранения ОЯТ не применим из-за высокого уровня мощности остаточного энерговыделения, обусловленного работой реактора, в основном, на номинальной мощности и коротким временем расхолаживания перед выгрузкой ОЯТ. По этой же причине неприменимо использование в качестве теплопередающей среды эвтектического сплава свинец-висмут, имеющего низкую температуру плавления (123,5°C), так эта теплопередающая среда будет длительное время находиться в жидком состоянии, и не будет выполнять функцию дополнительного барьера безопасности.

Кроме того, такой способ хранения не позволяет в соответствии с действующей нормативной документацией производить транспортировку ОЯТ на завод по переработке. Требуется трудоемкая разборка активной зоны, являющейся источником высокой ядерной и радиационной опасности.

Раскрытие изобретения

Задачей изобретения является повышение безопасности длительного хранения отработавшего ядерного топлива при хранении отработавших тепловыделяющих сборок ядерного реактора в хранилищах с охлаждением атмосферным воздухом, предпочтительно, при естественной циркуляции атмосферного воздуха.

Поставленная задача решается за счет образования многобарьерной защиты на пути выхода радиоактивности в окружающую среду. Многобарьерная защита образуется за счет нагрева стального пенала для ОТВС, заполненного материалом, имеющим достаточно высокую температуру плавления, обладающим химической инертностью к материалу оболочки ТВЭЛов ОТВС, корпусу пенала, воздуху и воде, до его расплавления, размещение ОТВС в герметизируемом нагретом стальном пенале, в котором находится в жидком состоянии указанный материал. После извлечения пенала из нагревательного устройства его размещают в «сухом» хранилище ОЯТ с воздушным охлаждением атмосферным воздухом. После затвердевания материала, обладающего химической инертностью к материалу оболочки ТВЭЛа, материалу корпуса пенала, воздуху и воде, в стальном пенале формируется многобарьерная защита на пути выхода радиоактивности в окружающую среду, обеспечивающая длительное надежное и безопасное хранение ОТВС. Далее пенал можно разместить в гнезде «сухого» хранилища, охлаждаемого атмосферным воздухом при его естественной циркуляции, или в конвекционно-охлаждаемом контейнере, изготовленном, например, по патенту - ближайшему аналогу RU 2231837, в котором можно производить транспортировку ОТВС на завод по переработке ОЯТ.

За счет выбора материала заполнителя пенала с достаточно высокой теплопроводностью допустимая температура оболочек ТВЭЛов ОТВС не превышается, даже при естественной циркуляции атмосферного воздуха, что обеспечивает пассивный теплоотвод в течение неограниченного времени.

Наиболее подходящим материалом для заполнения пенала является свинец, обладающий достаточно высокой теплопроводностью, достаточно высокой температурой плавления, чтобы быстро затвердевать после размещения пенала с погруженной в свинец ОТВС в ячейку, охлаждаемую атмосферным воздухом хранилища, и, в то же время, достаточно низкой температурой плавления (327°С), чтобы исключить повреждение ТВЭЛов из-за недопустимого перегрева при погружении ОТВС в пенал из-за возрастания давления осколочных газов в компенсационном объеме, увеличения выхода газов из топливной композиции в компенсационный объем, ускорения коррозии материала оболочки ТВЭЛа и уменьшения ее прочности.

Осуществление изобретения

Способ длительного безопасного хранения ОЯТ заключается в следующем.

Перед выгрузкой ОТВС из ядерного реактора в нагревательное устройство устанавливают стальной оребренный пенал, который предварительно заполняют необходимым количеством свинца, обладающего химической инертностью по отношению к воде и воздуху, приемлемыми температурой плавления и теплопроводностью.

Под действием тепла, выделяемого нагревательным устройством, свинец переходит в жидкое состояние (температура плавления 327°С).

С помощью соответствующих приспособлений ОТВС извлекают из ядерного реактора и помещают в пенал таким образом, чтобы топливная часть ТВЭЛов находилась ниже уровня жидкого свинца в пенале и фиксировалась в этом положении механическими устройствами, имеющимися в пенале и/или в решетках ОТВС. После чего пенал герметизируют крышкой.

Далее герметизированный пенал извлекают из нагревательного устройства и устанавливают в соответствующее гнездо «сухого» хранилища, охлаждаемого атмосферным воздухом при его естественной циркуляции. Свинец, которым залиты ОТВС, затвердевает, создавая многобарьерную защиту - каждый ТВЭЛ ОТВС по отдельности охвачен слоем свинца, а также вся ОТВС по периметру также охвачена слоем свинца, располагающимся между ней и внутренней стенкой корпуса стального пенала.

Затем в отверстие гнезда хранилища устанавливается защитная пробка, после чего описанный цикл повторяется.

1. Способ длительного хранения отработавшего ядерного топлива ядерного реактора, заключающийся в размещении отработавших тепловыделяющих сборок ядерного реактора в стальном пенале и герметизации пенала крышкой, отличающийся тем, что предварительно в стальной пенал помещают свинец, устанавливают стальной пенал в нагревательное устройство, нагревают стальной пенал с помещенным в него свинцом до перехода свинца в жидкое состояние, затем в стальном пенале размещают отработавшую тепловыделяющую сборку, извлеченную из ядерного реактора, так, чтобы топливная часть тепловыделяющих элементов отработавших тепловыделяющих сборок находилась ниже уровня свинца в стальном пенале, фиксируют отработавшую тепловыделяющую сборку в этом положении, и герметизируют пенал крышкой, после чего герметизированный стальной пенал извлекают из нагревательного устройства и устанавливают в хранилище, охлаждаемое атмосферным воздухом.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что хранилище, охлаждаемое атмосферным воздухом, выполнено с гнездами под стальные пеналы с отработавшими тепловыделяющими сборками, и защитными пробками над каждым гнездом, закрывающими хранилище после его заполнения, при этом охлаждение стальных пеналов в хранилище производят при естественной циркуляции атмосферного воздуха.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к способам защиты радиоактивных (особо опасных) массивных грузов от интенсивных механических воздействий, а именно к проектированию контейнеров для радиоактивных материалов, эксплуатация которых предполагает возможность перевозок авиационным транспортом, при аварии которого на контейнер с особо опасным грузом могут действовать интенсивные механические нагрузки, приводящие к разрушению груза и последующему масштабному радиоактивному заражению местности.

Изобретение относится к области атомной техники, а именно к способам обращения с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ). Выявляют ячейку с попавшей в процессе хранения водой.

Изобретение относится к области транспортных упаковочных устройств, используемых для временного хранения и транспортирования, например, «свежих» тепловыделяющих сборок (ТВС) от предприятия-изготовителя к потребителю на атомные станции, в частности для перевозки двух ТВС-КВАДРАТ для реактора PWR.

Изобретение относится к области транспортных упаковочных устройств, используемых в атомной энергетике для временного хранения и транспортирования «свежих» тепловыделяющих сборок (ТВС) от предприятия-изготовителя к потребителю на атомные станции.

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.

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.

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.

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.

Заявленное изобретение относится к системе для хранения и/или транспортировки радиоактивных отходов с высоким уровнем радиоактивности, а также к способу изготовления этой системы.
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).

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к ампуле, в которой размещается пучок тепловыделяющих элементов (твэлов) отработавшей тепловыделяющей сборки реактора РБМК - 1000. Ампула содержит цилиндрический корпус, в котором помещен пучок отработавших твэлов и крышку, зафиксированную в верхней части корпуса с помощью запирающего устройства. Запирающее устройство содержит пружинное разрезное кольцо и выполненные на крышке и корпусе кольцевые канавки, а в корпусе - отверстия для раскрытия запирающего устройства. В кольцевой канавке крышки установлен штифт, размещенный в разрезе пружинного разрезного кольца. Ширина разреза увеличена на диаметр штифта. На крышке и корпусе выполнены метки, при совпадении которых смежные отверстия в корпусе располагаются по обе стороны разреза. Крышка снабжена пружиной, под которой размещен с возможностью перемещения конический центратор, взаимодействующий с хвостовиком загружаемого в ампулу пучка твэлов и устанавливающий его по центральной оси крышки. Технический результат - предотвращение деформаций пружинного разрезного кольца при снятии крышки, разрушения тонкостенных циркониевых оболочек твэлов и попадания топлива в ампулу при транспортировке. 3 з.п. ф-лы, 5 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 с горловиной и дном и крышку, фиксируемую в горловине с помощью различных запирающих устройств. Запирающие устройства содержат выполненные на горловине карманы. На крышке или на установленных в ней с возможностью вращения запорных кольцах выполнены выступы с возможностью их установки в карманы горловины при вертикальном перемещении и последующем повороте крышки или запорного кольца. Технический результат - жесткая фиксация положения крышки относительно корпуса ампулы и сокращение времени загрузки пучков твэлов в ампулы. 3 н. и 5 з.п. ф-лы, 8 ил.

Изобретение относится к хранению и/или утилизации опасных отходов, в том числе ядерных, таких как кальцинированный материал. В отдельных вариантах осуществления устройство включает в себя контейнер, имеющий корпус контейнера, наполнительный канал, выполненный так, чтобы соединяться с наполнительным патрубком и пробкой наполнительного канала, и выпускной канал, имеющий фильтр. Выпускной канал выполнен так, чтобы соединяться с выпускным патрубком и пробкой выпускного канала. В отдельных вариантах осуществления способ включает в себя следующее: (а) добавляют опасные отходы через наполнительный патрубок, присоединенный к наполнительному каналу контейнера, причем контейнер включает в себя выпускной канал, (б) выкачивают из контейнера воздух во время добавления опасных отходов через выпускной патрубок, присоединенный к выпускному каналу контейнера, (в) герметизируют наполнительный канал, (г) нагревают контейнер и (д) герметизируют выпускной канал. Технический результат - снижение загрязнения окружающей среды. 3 н. и 55 з.п. ф-лы, 20 ил.

Изобретение относится к атомной технологии, в частности к комплексной утилизации, консервации, временному и длительному хранению радиационно-опасных крупногабаритных объектов. На наружной поверхности блок-упаковки закрепляют арматурную сетку и наносят под давлением сжатого воздуха слой торкрет-бетона, покрывающий сетку и включающий портландцемент, заполнители, химические и минеральные добавки, а также воду. При этом используют сетку со стороной ячейки не менее 110×110 мм, изготовленную из наномодифицированной базальтопластиковой арматуры с песчаным наружным покрытием, сетку устанавливают с зазором не более 8 мм от торкретируемой поверхности, а торкрет-бетон наносят в определенном соотношении компонентов. В частном случае заявленного способа торкретирования наружных поверхностей блок-упаковки в целях уменьшения ее массы и габаритов максимальный слой торкрет-бетона наносят толщиной не более 25 мм. Технический результат - увеличение (на порядок) срока длительного хранения блок-упаковки. 2 ил.

Изобретение относится к автоматизированным средствам идентификации узлов или элементов, преимущественно используемых для хранения и транспортировки отработанных тепловыделяющих сборок, в частности ампулы, в которую осуществляется загрузка пучка тепловыделяющих элементов (твэлов) отработавшей тепловыделяющей сборки (ОТВС) реактора РБМК-1000. Технический результат заключается в повышении надежности автоматического распознавания идентификационной маркировки ампул с ОЯТ, выполненной в виде n-разрядного двоичного кода, символами которого служат сквозные отверстия в боковой поверхности крышки ампулы. Результат достигается за счет того, что изображение внутренней части крышки ампулы передают на матричный регистратор, производят автоматический поиск изображений отверстий, выполняют математическую обработку данных о найденных изображениях отверстий, в процессе которой определяют положение стартовой метки и восстанавливают положение знаков «1», в остальных позициях кодовой последовательности будут находиться знаки «0» и тем самым выполняют распознавание маркировки. 8 з.п. ф-лы, 9 ил.

Изобретение относится к средствам хранения, транспортирования радиационно-, пожаро-, взрывоопасных грузов. Защитный контейнер состоит из основания с установленным на нем корпусом с крышкой, внутри которых установлены пулезащитный, энергопоглощающий экраны, теплозащитный материал. Между корпусом и крышкой герметично установлена система равномерно расположенных предохранительных клапанов. Груз закреплен во внутренней полости контейнера, ограниченной герметичной оболочкой, в которой установлен, по крайней мере, один предохранительный клапан. Перед клапаном установлен фильтрующий блок, состоящий из фильтра тонкой очистки, изготовленного из термостойкого газопроницаемого наноструктурированного углеродного материала, и фильтра грубой очистки, изготовленного из нескольких слоев сетчатого термостойкого материала. Выход фильтрующего блока и вход предохранительного клапана ограничены герметичной полостью. Технический результат - исключение выхода из гермообъема контейнера мелкодисперсных продуктов окисления радиоактивных веществ 3 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретения относится к ядерной технике, в частности к перегрузке ампул с пучками тепловыделяющих элементов реактора РБМК-1000 из транспортного чехла в пеналы сухого хранилища. Крышка для перегрузки решетки пенала содержит диск с центральным грибком и дублирующим захватным буртом, выполнена с возможностью ее установки на вертикальные стойки решетки. В грибке выполнено цилиндрическое отверстие, соосно с которым к нижней части крышки присоединен полый корпус. В корпусе установлены на осях поворотные рычаги, снабженные радиусными лапками и верхними и нижними кулачками, и подвижный стержень, фиксируемый в крайних положениях установленными на стержне выше и ниже грибка головкой и буртом. Решетка содержит присоединенные к основанию вертикальные стойки и три соосных яруса ячеек, состоящих из трубчатых гильз, соединенных с вертикальными стойками и между собой пластинами с образованием круглых и треугольных ячеек. В основании выполнены отверстия, соосные с осями симметрии ячеек. Технический результат - автоматическое сцепление и расцепление крышки с решеткой при установке крышки на решетку и ее снятии с решетки, зацепление решетки крышкой за центральную ячейку после извлечения из нее ампулы. 2 н. и 4 з.п. ф-лы, 5 ил.

Использование: изобретение относится к передвижным защитным контейнерам типа «С», предназначенным для хранения и транспортирования отработавших тепловыделяющих сборок атомных электростанций всеми видами транспорта, включая воздушный. Транспортно-упаковочный комплект для транспортирования и хранения отработавшего ядерного топлива включает контейнер, на торцах которого установлены съемные противоударные демпферы, каждый выполнен в виде набора. Набор состоит по меньшей мере из двух колец, установленных перед торцом контейнера и соединенных между собой концентричными цилиндрами. Контейнер представляет собой двухкорпусную конструкцию, в которой каждый из корпусов выполнен в виде стакана с герметично установленной крышкой. Крышка внутреннего корпуса обращена к днищу внешнего корпуса, имеющего торцовые кольца, на которых установлен боковой демпфер, представляющий собой цилиндр с продольными ребрами, на торцах которых симметрично закреплены цилиндрические обечайки, выходящие за их пределы, частично охватывающие боковую поверхность торцевых съемных противоударных демпферов. Технический результат - снижение динамических ударных нагрузок на контейнер независимо от направления воздействия при аварийных ситуациях, возможных в процессе транспортировки, особенно воздушным транспортом, а также возможность транспортирования большей массы перевозимого груза. 4 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к ядерной энергетике. Способ изготовления контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива включает изготовление корпуса контейнера. Заполняют образовавшиеся полости нейтронно-защитным материалом. В литейную форму внутренней части корпуса контейнера устанавливают цилиндр. Наружная часть корпуса крепится к его внутренней биметаллической части за счет усадки. Усадка происходит в процессе кристаллизации жидкого металла (расплава чугуна), при этом теплоотводящие элементы оказываются зажатыми (влитыми) между наружной поверхностью внутренней части корпуса и внутренней поверхностью наружной части корпуса. Изобретение позволяет повысить технологичность изготовления контейнера, снизить трудовые и финансовые затраты на его изготовление. 4 ил.

Группа изобретений относится к контейнерам для длительного хранения и транспортировки отработавшего ядерного топлива. Способ защиты контейнера для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива включает нанесение антикоррозионного покрытия на внутреннюю поверхность стакана. Антикоррозионное покрытие наносят методом лазерной наплавки, а в качестве покрытия используют коррозионно-стойкую композицию, включающую никель. Кроме этого, имеются способы, в которых покрытие наносят методом высокоскоростного газопламенного напыления, методом электродуговой металлизации и с помощью плазменной струи. Группа изобретений позволяет повысить эксплуатационные характеристики контейнера за счет нанесения защитной коррозионно-стойкой композиции. 4 н. и 9 з.п. ф-лы, 1 табл.
Наверх