Хранилище отработанного ядерного топлива

Изобретение относится к хранению отработанного ядерного топлива (ОЯТ). Хранилище содержит бассейн 1 с водой, в боковых стенках которого выполнены возвратные охлаждающие трубы 2. На дне бассейна 1 уложены полые диски 3 с перфорацией микроотверстиями в верхней поверхности дисков и конусным посадочным местом в центре дисков 3, к которым подведен трубопровод 4 с сжатым воздухом. Над полыми дисками 3 расположены скрепленные между собой цилиндрические пеналы 5 с отверстиями 6 для пропуска воды в нижней части пеналов 5, в цилиндрические пеналы 5 размещают тепловыделяющие сборки 7. Вода в бассейне 1 полностью накрывает тепловыделяющие сборки 7 и верхние отверстия возвратных охлаждающих труб 2. Загрузочный механизм по координатам центров цилиндрических пеналов 5 осуществляет позиционирование захвата и производит загрузку тепловыделяющей сборки 7 в выбранный цилиндрический пенал 5. Стенки цилиндрических пеналов 5 скреплены между собой и образуют пространственную сотовую структуру. Технический результат - повышение эффективности использования объема бассейна за счет увеличения плотности хранения ОЯТ, а также снижение количества воды в бассейне, приходящегося на единицу веса хранящегося ОЯТ. 2 ил.

 

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к хранилищам отработавшего ядерного топлива, имеющим щелевое балочное перекрытие, и может быть использовано на АЭС или заводах по регенерации отработанного ядерного топлива.

Известна конструкция хранилища для отработанного ядерного топлива, в котором пеналы с отработанным ядерным топливом размещают только в межбалочном пространстве (патент РФ №2062516, МПК G21C 19/06, G21C 19/32, оп. 20.06.1996). Недостатком известного устройства является низкая теплоотдача от твэлов к воде в бассейне, обусловленная наличием только естественных конвективных потоков воды вдоль поверхности твэлов. Кроме того, недостатком известной конструкции является последовательный метод загрузки и выгрузки отработавших тепловыделяющих сборок, не позволяющий осуществить произвольное извлечение единичной сборки из линейки загруженных сборок.

Наиболее близким техническим решением является хранилище, содержащее водный бассейн, щелевое балочное перекрытие, цилиндрические пеналы с отработанным ядерным топливом (ОЯТ), размещенные непосредственно на балках посредством фланцев, и тепловыделяющие сборки [К.А. Острянин и др. Хранение отработавшего топлива на АСЭ, сборник материалов пятого симпозиума стран-членов СЭВ, ЧССР, Марианске Лазне, аперель 1981. "Исследования в области переработки облученного топлива и обезвреживание отходов", с.1-12].

Недостатками известного технического решения являются: низкая эффективность использования объема бассейна хранилища, низкая теплоотдача от твэлов к теплоносителю, а также невозможность произвольной загрузки и выгрузки единичной сборки в посадочные места хранилища.

Технической задачей, решаемой изобретением, является увеличение эффективности использования объема бассейна за счет повышения плотности хранения ОЯТ и обеспечение возможности произвольной загрузки и выгрузки тепловыделяющих сборок.

Техническим результатом является снижение количества воды в бассейне, приходящееся на единицу веса хранящегося ОЯТ при увеличении эффективности теплоотдачи.

Техническое решение поставленной задачи достигается тем, что известное хранилище отработанного ядерного топлива, содержащее бассейн с водой, в боковых стенках которого выполнены возвратные охлаждающие трубы, цилиндрические пеналы и тепловыделяющие сборки, снабжено трубопроводом с сжатым воздухом, полыми дисками, расположенными на дне бассейна и выполненными с перфорацией микроотверстиями в верхней своей поверхности и конусным посадочным местом в центре дисков, трубопровод с сжатым воздухом подсоединен к дискам, над которыми расположены скрепленные между собой цилиндрические пеналы, выполненные с отверстиями в нижней части пеналов, тепловыделяющие сборки расположены в цилиндрических пеналах.

Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг.1 схематически изображено хранилище отработанного ядерного топлива с удаленной передней стенкой бассейна и неполной загрузкой тепловыделяющими сборками, на фиг.2 показана часть дна хранилища (вид сверху) с дисками под тепловыделяющие сборки.

Хранилище отработанного ядерного топлива содержит бассейн 1 с водой, в боковых стенках которого выполнены возвратные охлаждающие трубы 2, на дне бассейна 1 уложены полые диски 3 с перфорацией микроотверстиями в верхней поверхности дисков и конусным посадочным местом в центре дисков 3, к которым подведен трубопровод 4 с сжатым воздухом, над полыми дисками 3 расположены скрепленные между собой цилиндрические пеналы 5 с отверстиями 6 для пропуска воды в нижней части пеналов 5, в цилиндрические пеналы 5 размещаются тепловыделяющие сборки 7, уровень 8 воды в бассейне 1 задается таким образом, чтобы полностью накрыть тепловыделяющие сборки 7 и верхние отверстия возвратных охлаждающих труб 2.

Хранилище отработанного ядерного топлива работает следующим образом.

Загрузочный механизм по координатам центров цилиндрических пеналов 5 осуществляет позиционирование захвата и производит загрузку тепловыделяющей сборки 7 в выбранный цилиндрический пенал 5. Тепловыделяющие сборки 7 своей хвостовой частью совмещаются с конусным посадочным местом в полом диске 3 на дне бассейна 1 и стенками пеналов 5 удерживаются в вертикальном положении. Поскольку стенки цилиндрических пеналов 5 скреплены между собой и образуют пространственную сотовую структуру, то жесткости решетки пеналов 5 достаточно для удержания сборок в вертикальном положении. Тепловыделяющая сборка 7 омывается водой бассейна 1 и за счет остаточного тепловыделения нагревает эту воду. Нагретая вода конвективными потоками поднимается вверх и по возвратным охлаждающим трубам 2 возвращается в нижнюю часть бассейна 1. Поскольку скорость и интенсивность конвективных потоков невелики, то для увеличения теплоотдачи от твэлов тепловыделяющих сборок 7 в полые диски 3 подается сжатый воздух, который через микроотверстия в верхней части дисков 3 пузырьками выдавливается в нижнюю часть тепловыделяющей сборки 7 и поднимается вдоль поверхности твэлов. Образуется явление аэрлифтинга, при котором скорость движения воды вдоль твэлов существенно возрастает по сравнению со скоростью конвективных потоков и соответственно увеличивается теплообмен между твэлами и водой в бассейне 1. Вертикальные потоки снизу-вверх в бассейне 1 компенсируются потоками сверху-вниз в возвратных охлаждающих трубах 2.

Использование изобретения обеспечивает повышение плотности размещения сборок в объеме бассейна, так как отсутствуют поперечные балки, на которых вывешиваются тепловыделяющие сборки. Повышение плотности размещения сборок имеет следствием снижение количества воды в бассейне, приходящееся на единицу веса хранящегося отработанного ядерного топлива (ОЯТ). Создание эффекта аэролифтинга ведет к увеличению скорости движения воды в пристеночном слое твэлов, что позволяет увеличить теплообмен между твэлами и водой в бассейне. Другими словами возможно выполнение температурных условий хранения ОЯТ при меньшем количестве воды в бассейне. Кроме того, предложенное техническое решение позволяет осуществить произвольный режим загрузки и выгрузки тепловыделяющих сборок по координатам пеналов в бассейне, что позволяет обеспечить контроль за состоянием сборок и удалять из хранилища сборки с признаками разрушения твэлов.

Хранилище отработанного ядерного топлива, содержащее бассейн с водой, в боковых стенках которого выполнены возвратные охлаждающие трубы, цилиндрические пеналы и тепловыделяющие сборки, отличающееся тем, что снабжено трубопроводом с сжатым воздухом, полыми дисками, расположенными на дне бассейна и выполненными с перфорацией микроотверстиями в верхней своей поверхности и конусным посадочным местом в центре дисков, трубопровод с сжатым воздухом подсоединен к дискам, над которыми расположены скрепленные между собой цилиндрические пеналы, выполненные с отверстиями в нижней части пеналов, тепловыделяющие сборки расположены в цилиндрических пеналах.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к средствам переработки нитратсодержащих жидких радиоактивных отходов (ЖРО) и может быть использовано на атомных электростанциях и специализированных предприятиях, кондиционирующих радиоактивные отходы низкой и средней активности.
Изобретение относится к способам удаления радиоактивных отложений с поверхностей капсул с источником ионизирующего излучения. Способ включает в себя последовательную обработку капсулы раствором кислоты и промывку капсулы водным раствором, которые нагревают до режима пузырькового кипения.
Изобретение относится к способу переработки радиоактивных отходов, в частности пористо-волокнистых теплоизоляционных материалов (ТИМ), образующихся в процессе эксплуатации объектов атомной энергетики и промышленности.

Изобретение относится к средствам захоронения и утилизации жидких радиоактивных отходов и может быть использовано на предприятиях, хранящих радиоактивные отходы (РАО) низкой и средней активности в хранилищах различного типа, а также в зонах радиационных загрязнений с потенциальным выходом компонентов РАО в окружающую среду.

Изобретение относится к способам обработки облученного реакторного графита. Заявленный способ включает стадии термической деструкции и окисления.
Заявленное изобретение относится к способу обезвреживания радиоактивных отходов в силикатном стекле. В заявленном способе раствор нитрата металлического элемента, являющийся компонентом радиоактивных отходов, перемешивают в этаноле с тетраэтоксисиланом, разбавленным этанолом, затем добавляют органическую кислоту, предпочтительно аскорбиновую кислоту.

Изобретение относится к средствам переработки жидких органических радиоактивных отходов. В заявленном способе предусмотрено распыление отходов пневмофорсункой и сжигание их в циклонной печи.

Изобретение относится к способам переработки уран-фторсодержащих растворов, полученных от растворения огарков фторирования в производстве гексафторида урана. Способ включает растворение огарков в растворе азотной кислоты, извлечение урана из фторсодержащего азотнокислого раствора путем восстановления его гидразином на платиновом катализаторе, при постоянной очистке поверхности катализатора от осадка тетрафторида урана, отделение катализатора от азотнокислого раствора и осадка тетрафторида урана, обеспечение эквимолярного отношения фторид-ионов к урану (IV) в полученном растворе и разделение осадка тетрафторида урана и азотнокислотного раствора, при этом азотнокислотный раствор повторно используют для растворения огарков фторирования, предварительно доукрепив по азотной кислоте.
Заявленное изобретение относится к способу подготовки карбидного ОЯТ к экстракционной переработке. Заявленный способ включает подавление действия содержащихся в азотнокислом растворе карбидного топлива комплексообразующих лигандов путем их окисления азотной кислотой в присутствии катализатора, в качестве которого используют поливалентный металл, находящийся в азотнокислом растворе или вводимый в него до или после растворения карбидного ОЯТ, выбранного из ряда: церий, железо, марганец, технеций, ртуть.

Заявленное изобретение относится к средствам измерения глубины выгорания отработавших тепловыделяющих сборок реакторов на тепловых нейтронах. На дно бассейна выдержки под водой устанавливают диагностический контейнер.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к переработке жидких радиоактивных отходов, в частности кубовых остатков выпарных установок переработки трапных вод атомных электростанций. Способ удаления радиоактивного изотопа 60Co включает окисление кубового остатка в режиме циркуляции через трубчатый реактор под воздействием жесткого ультрафиолетового излучения ксеноновой лампы, вводимой перекиси водорода и непрерывным инжектированным воздухом в реактор, который предварительно направляют во внутренний электрод лампы, а полученную после этого озоно-воздушную смесь направляют в окисляемый раствор, и выделение активированных продуктов коррозии фильтрацией. Изобретение обеспечивает эффективное удаление радиоактивного изотопа 60Со из кубовых остатков атомных электростанций и экономию количества реагентов для соосадительной доочистки. 2 н.п. ф-лы, 1 ил., 1 пр.

Изобретение относится к атомной промышленности, а более конкретно к реабилитации окружающей среды при выводе из эксплуатации и ликвидации бассейнов с радиоактивными донными отложениями. Часть бассейнов полностью освобождают от радиоактивных донных отложений, которые собирают и подвергают консервации в одном бассейне. Воду из освобожденных бассейнов выдают на подземное захоронение, а освобожденные от радиоактивных донных отложений бассейны подвергают реабилитации послойной засыпкой суглинком и супесью, а после заполнения ими бассейна - слоем почвы. Выбор бассейнов для реабилитации и консервации осуществляют с учетом степени опасности воздействия природных факторов. Освобождение бассейнов от радиоактивных донных отложений проводят из-под защитного слоя воды. Технический результат - снижение радиационного воздействия на персонал, снижение вероятности загрязнения окружающей среды радиоактивными донными отложениями. 3 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к способу удаления прочнофиксированных радиоактивных загрязнений с конструкционных материалов. В заявленном способе дезактивирующий раствор готовят непосредственно на загрязненной поверхности, для чего на нее сначала наносят слой концентрированной серной кислоты с содержанием основного вещества не менее 92%, затем накладывают листовой пористый материал, смоченный в растворах дезактивирующего реагента, выдерживают его, затем удаляют, а поверхность промывают водой. В качестве дезактивирующего реагента используют фосфорноватистую кислоту или ее калиевые или натриевые соли с концентрацией реагентов в смачивающих растворах 2÷3 г/л с выдержкой пористого материала на дезактивируемой поверхности не менее 12 мин. Техническим результатом является снижение класса опасности и концентрации дезактивирующих реагентов (в среднем в три раза), возможность снижения требуемого уровня техники безопасности на рабочем месте при проведении дезактивационных работ при сохранении эффективности дезактивации. 2 ил.

Изобретение относится к средствам переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО), а именно к переработке аммиаксодержащих жидких радиоактивных отходов. Заявленный способ снижения концентрации аммиака в жидких радиоактивных отходах включает выпаривание радиоактивных отходов в щелочном режиме и вторичное выпаривание образовавшегося конденсата в кислотном режиме в присутствии нитрита. При этом используется раствор нитрита с концентрацией 150÷800 г/дм3 в количестве на 10÷50% больше стехиометрического по реакции окисления аммиака до азота, подаваемый в емкость с аммиаксодержащими жидкими радиоактивными отходами с последующей выдержкой в течение 3÷24 часов. Конденсат, направляемый на вторичное выпаривание, подается дополнительно в емкость с аммиачным конденсатом. При этом жидкие радиоактивные отходы и аммиачный конденсат с нитритом подвергаются перемешиванию. Техническим результатом является повышение эффективности удаления аммиака из ЖРО, снижение расхода реагентов на регенерацию фильтров, уменьшение количества ЖРО, а также снижение объемов повторно упариваемых растворов и затрачиваемых на упаривание энергоносителей и реагентов. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к средствам электрохимической дезактивации и может быть использовано для проведения глубокой дезактивации радиоактивно загрязненного металла на атомных электростанциях и других предприятиях атомной энергетики и промышленности. В заявленном способе дезактивацию проводят электрохимическим методом с использованием раствора серной кислоты с исходной концентрацией 15÷20 г/л с доведением ее концентрации в конце процесса до 1÷2 г/л, затем осуществляют нейтрализацию и подщелачивание до рН 10,0÷11,0 отработавшего дезактивирующего раствора с использованием дисперсного оксида кальция с размерами частиц 0,05÷0,5 мм. Далее отделенный от осадка раствор доукрепляют серной кислотой до достижения концентрации 15÷20 г/л и направляют на стадию дезактивации. Кроме того, предложено цементировать жидкие радиоактивные отходы, являющиеся суспензией гидроксидов металлов, сульфата и оксида кальция. Техническим результатом является повышение коэффициентов дезактивации при реализации одностадийного процесса дезактивации, а также снижение объема конечных кондиционированных (цементированных) отходов, снижение трудоемкости, энергоемкости процесса, возможность получения металла, готового для повторного использования или утилизации обычной переплавкой, уменьшение количества вторичных радиоактивных отходов. 1 з. п. ф-лы, 1 ил.,3 табл.,3 пр.

Изобретение относится к области утилизации органических отходов, содержащих соединения урана-235 (спецодежда, пластикат, фильтры и пр.). Отходы измельчают, подают дискретно в бункер, затем - в первый шлюзовой питатель. Из последнего отходы непрерывно отбирают в камеру термического разложения в бескислородной атмосфере (пиролиза) и перемещают равномерно вдоль оси камеры к ее выходу. Далее образовавшиеся твердые продукты выводят непрерывно во второй бункер, из которого накопленную порцию дискретно перемещают через шлюзовой затвор в приемный бункер-бокс. Образовавшиеся газообразные продукты подают равномерно в горелочное устройство, образовавшиеся после их сгорания дымовые газы обезвреживают в каталитическом дожигателе, равномерно охлаждают в теплообменнике, промывают в мокром скруббере и выводят в атмосферу. Возможность накопления критической массы урана исключают согласованием режима работы устройств, перемещающих отходы. Технический результат - повышение безопасности эксплуатации оборудования и ядерной безопасности. 1 ил.

Изобретение относится к сельскому хозяйству и защите окружающей среды, в частности к средствам для дезактивации почв, зараженных радиоактивными элементами. Средство для дезактивации почв, зараженных радиоактивными элементами, содержит в своем составе поли-N,N-диалкил-3,4-диметиленпирролидиний галогенид общей формулы в которой R1 и R2 означают независимо друг от друга линейный или разветвленный алкил с 1-6 атомами углерода и X означает фтор, хлор, бром, йод или тетрафторборат, причем средняя молекулярная масса полимера составляет от 75000 до 100000 г/моль. Заявлен также способ дезактивации почв, зараженных радиоактивными элементами, с применением указанных средств. Технический результат - заявленное вещество связывает радиоактивные элементы, снижает содержание их водорастворимых форм, продолжительно действует на структуру почв и урожайность, упрощает процесс дезактивации земель, зараженных радиоактивными элементами. 2 н. и 6 з.п. ф-лы, 8 табл., 6 пр.

Изобретение относится к способу очистки жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Заявленный способ предусматривает дозированное введение в кубовый остаток ЖРО перекиси водорода, обработку кубового остатка УФ-излучением ксеноновой лампы, микрофильтрацию с отделением шлама, содержащего радиоактивный кобальт, железо, марганец, и сорбцию для удаления радиоактивного цезия. При этом кубовый остаток ЖРО предварительно фильтруют на сетчатом фильтрующем материале, затем озонируют в контактной камере противоточного типа, а обработку УФ-излучением ксеноновой лампы осуществляют импульсами длительностью 10…500 мкс, при этом используют УФ-излучение сплошного спектра с интегральной плотностью излучения на поверхности ксеноновой лампы в спектральном диапазоне 190…300 нм не менее 1·107 Вт/м2. Техническим результатом является повышение эффективности и производительности процесса очистки ЖРО от радионуклидов и активированных продуктов коррозии. 8 з.п. ф-лы, 1 ил., 4 табл.
Изобретение относится к средствам иммобилизации высокоактивных отходов от переработки отработанного ядерного топлива в керамические материалы с последующим захоронением в геологических формациях. В заявленном способе при иммобилизации Sr-Cs-фракции высокоактивных отходов путем включения в геокерамические матрицы проводят кальцинацию высокоактивных отходов с добавкой алюмосиликатного минерала, в качестве которого используют боксит, с их предварительным фосфатированием и кальцинацию также предварительно фосфатированных хвостов обогащения апатитовой руды. Затем оба кальцината смешивают и измельчают до фракции 1-5 мкм в жидкой органической фазе, которую затем удаляют при медленном прокаливании, а полученную гомогенную шихту после формования спекают при температуре 900-920°С. Полученные геокерамические матрицы имеют высокую химическую стойкость, определяемую средней скоростью выщелачивания Cs и Sr, составляющей 10-6 г/см2·сут. Техническим результатом является улучшение иммобилизационных характеристик геокерамических матриц, упрощение процесса получения геокерамик, повышение плотности и однородности геокерамических блоков. 2 пр.

Изобретение предназначено для комплексной очистки почвогрунтов, загрязненных ртутью (амальгамой) или/и радионуклидами. Способ очистки почвогрунта от загрязнений включает приготовление пульпы путем перемешивания почвогрунта с водой на месте отбора почвогрунта с отделением фракции с размером фрагментов более 100 мм в модуле приготовления пульпы, дезинтеграцию пульпы и почвенных агрегатов в модуле дезинтеграции с выделением растительных остатков и фракции с размером фрагментов более 10 мм. Проводят сгущение пульпы. Пульпу в модуле гидроклассификации разделяют на песковую и тонкодисперсную фракции, а тонкодисперсную фракцию направляют в модуль обезвоживания, выполненный в виде концентратора, где проводят ее сгущение и обезвоживание с последующим ее захоронением. В случае наличия ртути и амальгам в почвогрунте их выделяют в модуле сгущения. Технический результат - реализация малоотходной безреагентной технологии очистки почвогрунтов от ртути, ее водонерастворимых форм, амальгамы или/и радионуклидов в едином технологическом процессе без переналадки оборудования, выделение металлической ртути или ее амальгамы. 2 н. и 4 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к хранению отработанного ядерного топлива. Хранилище содержит бассейн 1 с водой, в боковых стенках которого выполнены возвратные охлаждающие трубы 2. На дне бассейна 1 уложены полые диски 3 с перфорацией микроотверстиями в верхней поверхности дисков и конусным посадочным местом в центре дисков 3, к которым подведен трубопровод 4 с сжатым воздухом. Над полыми дисками 3 расположены скрепленные между собой цилиндрические пеналы 5 с отверстиями 6 для пропуска воды в нижней части пеналов 5, в цилиндрические пеналы 5 размещают тепловыделяющие сборки 7. Вода в бассейне 1 полностью накрывает тепловыделяющие сборки 7 и верхние отверстия возвратных охлаждающих труб 2. Загрузочный механизм по координатам центров цилиндрических пеналов 5 осуществляет позиционирование захвата и производит загрузку тепловыделяющей сборки 7 в выбранный цилиндрический пенал 5. Стенки цилиндрических пеналов 5 скреплены между собой и образуют пространственную сотовую структуру. Технический результат - повышение эффективности использования объема бассейна за счет увеличения плотности хранения ОЯТ, а также снижение количества воды в бассейне, приходящегося на единицу веса хранящегося ОЯТ. 2 ил.

Наверх