Способ длительного хранения отработавшего ядерного топлива и бак расхолаживания и хранения для его реализации

Группа изобретений относятся к ядерной энергетике. Способ длительного хранения отработавшего ядерного топлива заключается в выгрузке топлива целиком без разборки активной зоны в составе блока выемного и его размещение в баке расхолаживания и хранения, размещенном в шахте с системой охлаждения и заполненном жидким сплавом свинец-висмут эвтектического состава, в котором обеспечены условия поддержания жидкого состояния сплава свинец-висмут и контроля его температуры для отвода остаточного тепловыделения. Извлекают и размещают бак во внутристанционном упаковочном контейнере без превышения допустимой температуры сплава свинец-висмут при отводе остаточного тепловыделения до затвердевания в нем сплава свинец-висмут. Перегружают бак в транспортно-упаковочный контейнер без принятия дополнительных мер по организации теплоотвода. Имеется также бак расхолаживания и хранения. Группа изобретений позволяет обеспечить упрощение процесса и сокращение срока перегрузки ядерного топлива с высоким уровнем остаточного тепловыделения. 2 н. и 10 з.п. ф-лы, 1 ил.

 

Область техники

Заявленная группа изобретений относится к ядерной энергетике, а именно к способам обращения с отработавшим ядерным топливом, прежде всего, реакторов со свинцово-висмутовым теплоносителем, работающих без частичных перегрузок топлива.

Уровень техники

Из уровня техники известен способ длительного хранения отработавшего ядерного топлива по патенту РФ №2550092, заключающийся в размещении отработавших тепловыделяющих сборок в стальных оребренных пеналах, предварительно заполненных жидким свинцом, для чего пенал размещается в вертикальной электрической печи. Далее каждый пенал вместе с погруженной в жидкий свинец отработавшей тепловыделяющей сборкой (ОТВС) извлекается из электрической печи и помещается в ячейку хранилища с воздушным охлаждением. В связи с высокой температурой плавления свинца (327°С) и низкой температурой охлаждающего воздуха свинец быстро затвердевает, а тепло остаточного тепловыделения отработавшей тепловыделяющей сборки отводится теплопроводностью свинца через стенку пенала к охлаждающему воздуху. Недостатком данного технического решения является невозможность его применения для хранения нескольких отработавших тепловыделяющих сборок и тем более целиком активной зоны реактора, в связи с высоким уровнем остаточного тепловыделения и неприемлемо высокими температурами оболочек тепловыделяющих элементов (твэлов) при передаче тепла теплопроводностью твердого или остающимся жидким в центральной части отработавшей тепловыделяющей сборки свинца.

Известен также способ хранения выгруженной активной зоны целиком из реакторов атомных подводных лодок со свинцово-висмутовым теплоносителем в баке хранения, предварительно заполненным сплавом свинец-висмут эвтектического состава с температурой плавления 123,5°C (А.В. Зродников, А.Н. Забудько, С.В. Игнатьев и др. «Проблемы и подходы к обращению с отработавшим ядерным топливом жидкометаллических реакторов атомных подводных лодок». Журнал Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, №1, 2007 г., стр. 13-22). После погружения активной зоны в бак хранения и отключения системы обогрева, сплав свинец-висмут быстро затвердевает, а тепло остаточного тепловыделения отводится теплопроводностью сплава и далее через стенку бака хранения к окружающему воздуху без превышения допустимых температур оболочек твэлов, что обусловлено низким уровнем остаточного тепловыделения активных зон реакторов атомных подводных лодок, в связи с малым значением коэффициента использования установленной мощности (КИУМ), характерным для режимов эксплуатации реакторов атомных подводных лодок, и сравнительно длительной выдержкой активной зоны реактора перед выгрузкой после окончания кампании. Недостатком указанного способа является невозможность его применения для реакторов атомных электростанций АЭС гражданского назначения в связи с высоким уровнем остаточного тепловыделения, обусловленным высоким значением КИУМ, характерным для режимов эксплуатации гражданских АЭС, и невозможностью длительной выдержки активной зоны для спада остаточного тепловыделения после окончания кампании, что привело бы к вынужденному простою соответствующей реакторной установки.

Раскрытие сущности группы изобретений

Задачей, на решение которой было направлено создание группы заявленных изобретений, является создание технологии обращения с отработавшим ядерным топливом, обеспечивающей упрощение процесса и сокращение сроков перегрузки ядерного топлива с высоким уровнем остаточного тепловыделения, обеспечивающего высокую степень безопасности при обращении и длительном хранении выгруженного одновременно большого количества отработавшего ядерного топлива без разборки активной зоны в составе блока выемного из реактора гражданской атомной электростанции, а также снижение затрат и повышение экономической эффективности технологии обращения, в т.ч. на этапе длительного и контролируемого хранения отработавшего ядерного топлива.

Техническими результатами, достигаемыми при реализации заявленного способа длительного хранения отработавшего ядерного топлива, в частности, являются обеспечение упрощения процесса и сокращение сроков перегрузки ядерного топлива, эффективного длительного и контролируемого хранения выгруженного одновременно большого количества отработавшего ядерного топлива без разборки активной зоны реактора в составе блока выемного, обеспечение высокой степени безопасности такого хранения, формирование надежной многоступенчатой защиты в глубину для выхода радиоактивных продуктов в окружающую среду, обеспечение экономической эффективности за счет уменьшения объема реакторного отделения путем исключения камерных хранилищ пеналов с отдельными ОТВС.

Сущность заявленного способа длительного хранения отработавшего ядерного топлива заключается в том, что сначала осуществляют выгрузку из реактора отработавшего ядерного топлива целиком без разборки активной зоны в составе блока выемного и его размещение в баке расхолаживания и хранения, который предварительно был размещен в шахте с системой охлаждения и заполнен жидким сплавом свинец-висмут эвтектического состава. Система охлаждения представляет собой, например, размещенный внутри бетонной шахты кольцевой бак с проточной водой, отводящей тепло от стенок бака расхолаживания и хранения в кольцевой бак через воздушный зазор. При этом конструкцией бака после погружения в него отработавшего ядерного топлива в составе блока выемного ниже уровня сплава свинец-висмут эвтектического состава обеспечены условия естественной циркуляции, поддержания жидкого состояния и контроля температуры сплава свинец-висмут эвтектического состава для отвода остаточного тепловыделения отработавшего ядерного топлива в составе блока выемного через корпус бака расхолаживания и хранения в шахту без превышения допустимой температуры сплава свинец-висмут эвтектического состава в период хранения до снижения остаточного тепловыделения отработавшего ядерного топлива в составе блока выемного до уровня, позволяющего перегрузить бак расхолаживания и хранения во внутристанционный упаковочный контейнер без превышения допустимых температур. При этом контроль температуры сплава свинец-висмут эвтектического состава осуществляют, например, посредством датчиков контроля температуры, установленных на входе и выходе из зоны размещения блока выемного в баке расхолаживания и хранения. После этого извлекают бак расхолаживания и хранения из шахты и размещают его во внутристанционном упаковочном контейнере для дальнейшего охлаждения и хранения на площадке АЭС без превышения допустимой температуры сплава свинец-висмут эвтектического состава при отводе остаточного тепловыделения отработавшего ядерного топлива за счет естественной циркуляции атмосферного воздуха до затвердевания в нем сплава свинец-висмут эвтектического состава перед его перегрузкой в транспортно-упаковочный контейнер для вывоза с площадки АЭС. В качестве внутристанционного упаковочного контейнера может быть использован, например, железобетонный контейнер, имеющий в цилиндрическом корпусе окна снизу и сверху для прохождения атмосферного воздуха при его естественной циркуляции. Далее осуществляют перегрузку бака расхолаживания и хранения из внутристанционного упаковочного контейнера в траспортно-упакововчный контейнер без принятия дополнительных мер по организации теплоотвода и осуществляют его транспортировку к месту длительного хранения или переработки размещенного внутри него отработавшего ядерного топлива в составе блока выемного. Затем осуществляют выгрузку отработавшего ядерного топлива в составе блока выемного из бака расхолаживания и хранения в бак длительного хранения на специальном полигоне или для разборки активной зоны на предприятии по переработке отработавшего ядерного топлива, для чего предварительно доводят сплав свинец-висмут эвтектического состава до жидкого состояния с помощью системы обогрева, которая, например, может быть встроена в конструкцию бака расхолаживания и хранения или представлять собой самостоятельное транспортабельное или стационарное устройство, интегрированное с водяным кольцевым баком.

Техническими результатами, достигаемыми при реализации заявленного бака расхолаживания и хранения, в частности, являются обеспечение упрощения процесса и сокращение сроков перегрузки ядерного топлива реакторов гражданских АЭС, эффективного длительного и контролируемого хранения выгруженного одновременно большого количества отработавшего ядерного топлива без разборки активной зоны реактора в составе блока выемного, обеспечение высокой степени безопасности такого хранения, формирование надежной многоступенчатой защиты в глубину для выхода радиоактивных продуктов в окружающую среду, обеспечение экономической эффективности за счет уменьшения объема реакторного отделения и за счет исключения камерных хранилищ пеналов с отдельными ОТВС, а также за счет возможности многократного использования бака хранения и расхолаживания.

Сущность заявленного бака расхолаживания и хранения заключается в следующем. Бак расхолаживания и хранения содержит корпус, заполненный эвтектическим сплавом свинец-висмут до требуемого уровня, защитную пробку-вытеснитель, устройство герметизации пробки-вытеснителя, устройство, препятствующее всплытию размещенного внутри бака расхолаживания и хранения отработавшего ядерного топлива, выгруженного из реактора целиком без разборки активной зоны в составе блока выемного, и пробки-вытеснителя, при этом пробка-вытеснитель имеет диаметр меньший, чем диаметр блока выемного. В случае, если пробка-вытеснитель после ее погружения в бак расхолаживания и хранения будет иметь положительную плавучесть, для ее погружения в бак расхолаживания и хранения в штатное положение могут быть дополнительно использованы, например, механические домкраты или съемный груз. Кроме того, между корпусом бака расхолаживания и хранения и зоной, в которой расположены пробка-вытеснитель и блок выемной дополнительно размещена разделительная обечайка требуемой высоты, образующая между корпусом бака расхолаживания и хранения опускной кольцевой канал для формирования контура естественной циркуляции эвтектического сплава свинец-висмут и передачи тепла через корпус бака расхолаживания и хранения в окружающую среду после погружения в бак расхолаживания и хранения блока выемного и пробки вытеснителя и повышения уровня сплава свинец-висмут до перелива горячего восходящего потока эвтектического сплава свинец-висмут в опускной кольцевой канал, при этом в нижней части разделительной обечайки выполнены окна, через которые охлажденный эвтектический сплав свинец-висмут поступает на вход зоны размещения блока выемного, замыкая, тем самым, контур естественной циркуляции эвтектического сплава свинец-висмут в баке расхолаживания и хранения. Для повышения интенсивности отвода тепла на наружной поверхности корпуса бака расхолаживания и хранения, при необходимости, могут быть выполнены продольные ребра.

Краткое описание чертежа

На Фиг. 1 представлен чертеж, отражающий конструкцию бака расхолаживания и хранения.

Как показано на Фиг. 1, бак расхолаживания и хранения (далее - бак), предварительно размещенный в бетонной шахте в кольцевом баке 1 с проточной водой, состоит из корпуса 2, заполненного эвтектическим сплавом свинец-висмут 3 до требуемого уровня 4, содержит защитную пробку-вытеснитель 5, устройство герметизации 6 пробки-вытеснителя, механическое устройство 7, препятствующее всплытию размещенного внутри бака отработавшего ядерного топлива в составе блока выемного 8. При этом пробка-вытеснитель 5 выполнена с меньшим диаметром по сравнению с диаметром размещенного внутри бака блока выемного 8 с отработавшим ядерным топливом, формируя восходящий кольцевой канал горячего сплава свинец-висмут. В случае, если пробка-вытеснитель 5 после ее погружения в бак будет иметь положительную плавучесть, для ее погружения в бак расхолаживания и хранения в штатное положение могут быть дополнительно использованы, например, механические домкраты или съемный груз. Между корпусом 2 бака и зоной, в которой расположены пробка-вытеснитель 5 и блок выемной 8 дополнительно размещена обечайка 9 требуемой высоты, образующая между корпусом 2 бака опускной кольцевой канал 10 для формирования контура естественной циркуляции эвтектического сплава свинец-висмут 3 и передачи тепла через корпус 2 бака в окружающую среду после погружения в него блока выемного 8 и пробки-вытеснителя 5 и перелива восходящего потока горячего эвтектического сплава свинец-висмут 3 в кольцевой канал 10. При этом в нижней части разделительной обечайки 9 выполнены окна 11, через которые охлажденный эвтектический сплав свинец-висмут 3 поступает на вход расположения блока выемного 8, замыкая, тем самым, контур естественной циркуляции эвтектического сплава свинец-висмут 3 в баке. Осуществление изобретения

Реализация заявленного способа длительного хранения отработавшего ядерного топлива осуществляется следующим образом. Первоначально бак расхолаживания и хранения заполняют жидким сплавом свинец-висмут эвтектического состава, поддержание жидкого состояния которого обеспечивается системой обогрева до требуемой температуры, которая, например, может быть встроена в конструкцию бака расхолаживания и хранения или представлять собой самостоятельное транспортабельное или стационарное устройство, интегрированное с кольцевым водяным баком. В качестве сплава свинец-висмут эвтектического состава в баке расхолаживания и хранения используют сплав свинца и висмута, изготовленный из технических сортов свинца и висмута, что также существенно удешевляет технологию длительного хранения отработавшего ядерного топлива в целом. Далее бак расхолаживания и хранения погружают бетонную шахту с системой охлаждения, представляющую собой, например, размещенный внутри бетонной шахты кольцевой бак с проточной водой, отводящей тепло от стенок бака расхолаживания и хранения в кольцевой бак через воздушный зазор. Затем отработавшее ядерное топливо целиком без разборки активной зоны в составе блока выемного выгружают из реактора в подготовленный бак расхолаживания и хранения для последующего охлаждения за счет процесса естественной циркуляции сплава свинец-висмут эвтектического состава после погружения блока выемного ниже уровня такого сплава через корпус бака расхолаживания и хранения в шахту без превышения допустимой температуры сплава свинец-висмут эвтектического состава, что обеспечивается особенностями конструкции бака расхолаживания и хранения (Фиг. 1). После снижения остаточного тепловыделения отработавшего ядерного топлива в составе блока выемного в процессе хранения до уровня, позволяющего перегрузить бак расхолаживания и хранения во внутристанционный упаковочный контейнер без превышения допустимых температур, извлекают бак расхолаживания и хранения из шахты и размещают его во внутристанционном упаковочном контейнере для дальнейшего охлаждения без превышения допустимой температуры сплава свинец-висмут эвтектического состава при отводе остаточного тепловыделения отработавшего ядерного топлива за счет естественной циркуляции атмосферного воздуха до затвердевания в нем сплава свинец-висмут эвтектического состава и хранения в течение требуемого времени. Контроль температуры сплава свинец-висмут эвтектического состава осуществляют, например, посредством датчиков контроля температуры, установленных на входе и выходе из зоны размещения блока выемного в баке расхолаживания и хранения. В качестве внутристанционного упаковочного контейнера может быть использован, например, железобетонный контейнер, имеющий в цилиндрическом корпусе сверху и снизу окна для прохода атмосферного воздуха при его естественной циркуляции. После затвердевания сплава свинец-висмут эвтектического состава и хранения бака расхолаживания и хранения на площадке АЭС в течение требуемого времени осуществляют перегрузку бака расхолаживания и хранения из внутристанционного контейнера в траспортно-упакововчный контейнер без принятия дополнительных мер по организации теплоотвода и осуществляют его транспортировку к месту длительного хранения на специальном полигоне или переработки отработавшего ядерного топлива. Далее осуществляют доведение сплава свинец-висмут эвтектического состава до жидкого состояния посредством системы обогрева и последующую выгрузку отработавшего ядерного топлива в составе блока выемного из бака расхолаживания и хранения в бак длительного хранения, заполненный свинцом, который размещается на полигоне длительного хранения, для чего уже не требуется принятия дополнительных мер по охлаждению отработавшего ядерного топлива, ввиду его низкого уровня остаточного тепловыделения. В случае доставки бака расхолаживания и хранения на предприятие по переработке отработавшего ядерного топлива выгруженное отработавшее ядерное топливо в составе блока выемного разбирается на ТВС для последующей переработки. Бак расхолаживания и хранения после выгрузки из него отработавшего ядерного топлива в составе блока выемного возвращается на АЭС для последующего повторного использования.

Принцип работы бака расхолаживания и хранения при осуществлении заявленного способа длительного хранения отработавшего ядерного топлива заключается в следующем. Пробка-вытеснитель 5 после погружения в бак блока выемного 8 обеспечивает подъем уровня жидкого эвтектического сплава свинец-висмут 3 до перелива через верхнюю кромку разделительной обечайки 9. Если пробка-вытеснитель 5 будет иметь отрицательную плавучесть в жидком эвтектическим сплаве свинец-висмут 3, ее погружение в баке будет осуществляться за счет собственного веса. В случае, если пробка-вытеснитель 5 после ее погружения в бак будет иметь положительную плавучесть, для ее погружения в бак в штатное положение могут быть дополнительно использованы, например, механические домкраты или съемный груз. Поддержание жидкого состояния эвтектического сплава свинец-висмут 3 до и после погружения в бак блока выемного 8 и предотвращение его затвердевания на опускном участке в кольцевом канале 10 после спада уровня остаточного энерговыделения отработавшего ядерного топлива осуществляется за счет системы обогрева, выполненной, например, агрегированной вместе с корпусом 2 бака и размещенной снаружи него. Нагретый остаточным тепловыделением эвтектический сплав свинец-висмут, имеющий меньшую плотность по сравнению с плотностью «холодного» эвтектического сплава свинец-висмут на входе в зону размещения блока выемного 8, восходящим потоком поднимается в баке до уровня перелива через разделительную обечайку 9, далее нисходящим потоком опускается по кольцевому каналу 10, охлаждаясь за счет передачи тепла через стенку корпуса 2 бака в окружающую среду. Для повышения интенсивности отвода тепла на наружной поверхности корпуса 2 бака, при необходимости, могут быть выполнены продольные ребра. Охлажденный эвтектический сплав свинец-висмут через окна 11 в нижней части разделительной обечайки 9 поступает на вход зоны расположения блока выемного 8, замыкая, тем самым, контур естественной циркуляции. Необходимый расход эвтектического сплава свинец-висмут обеспечивается движущим напором, создаваемым высотой разделительной обечайки 9 и разностью средних температур эвтектического сплава свинец-висмут и, соответственно, плотностей на подъемном и опускном участках контура естественной циркуляции. Для контроля температуры эвтектического сплава свинец-висмут 3 и, как следствие, уровня остаточного тепловыделения отработавшего ядерного топлива, бак оснащают датчиками контроля температуры эвтектического сплава свинец-висмут 12 и 13 на входе и выходе из зоны расположения блока выемного 8 соответственно через специальные каналы 14 и 15.

1. Способ длительного хранения отработавшего ядерного топлива заключается в том, что сначала осуществляют выгрузку из реактора отработавшего ядерного топлива целиком без разборки активной зоны в составе блока выемного и его размещение в баке расхолаживания и хранения, предварительно размещенном в шахте с системой охлаждения и заполненном жидким сплавом свинец-висмут эвтектического состава, особенностями конструкции которого после погружения в него отработавшего ядерного топлива в составе блока выемного ниже уровня сплава свинец-висмут эвтектического состава обеспечены условия естественной циркуляции, поддержания жидкого состояния сплава свинец-висмут эвтектического состава и контроля его температуры для отвода остаточного тепловыделения отработавшего ядерного топлива в составе блока выемного через корпус бака расхолаживания и хранения в шахту без превышения допустимой температуры сплава свинец-висмут эвтектического состава в период хранения до снижения остаточного тепловыделения отработавшего ядерного топлива в составе блока выемного до требуемого уровня, после чего извлекают бак расхолаживания и хранения из шахты и размещают его во внутристанционном упаковочном контейнере без превышения допустимой температуры сплава свинец-висмут эвтектического состава при отводе остаточного тепловыделения отработавшего ядерного топлива за счет естественной циркуляции атмосферного воздуха до затвердевания в нем сплава свинец-висмут эвтектического состава, далее осуществляют перегрузку бака расхолаживания и хранения из внуристанционного упаковочного контейнера в транспортно-упаковочный контейнер без принятия дополнительных мер по организации теплоотвода и осуществляют его транспортировку к месту длительного хранения или переработки размещенного внутри него отработавшего ядерного топлива, а затем осуществляют выгрузку отработавшего ядерного топлива в составе блока выемного из бака расхолаживания и хранения в бак длительного хранения на специальном полигоне или для разборки активной зоны в составе блока выемного на предприятии по переработке отработавшего ядерного топлива, для чего предварительно доводят сплав свинец-висмут эвтектического состава до жидкого состояния с помощью системы обогрева.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что система охлаждения шахты представляет собой размещенный внутри бетонной шахты кольцевой бак с проточной водой, отводящей тепло от стенок бака расхолаживания и хранения в кольцевой бак через воздушный зазор.

3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что поддержание жидкого состояния сплава свинец-висмут эвтектического состава обеспечивается посредством системы обогрева.

4. Способ по п. 3, отличающийся тем, что система обогрева может быть встроена в конструкцию бака расхолаживания и хранения или представлять собой самостоятельное транспортабельное или стационарное устройство, интегрированное с кольцевым баком.

5. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве внутристанционного упаковочного контейнера может быть использован железобетонный контейнер, имеющий в цилиндрическом корпусе сверху и снизу окна для прохода атмосферного воздуха при его естественной циркуляции.

6. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве сплава свинец-висмут эвтектического состава в баке расхолаживания и хранения используют сплав свинца и висмута, изготовленный из технических сортов свинца и висмута.

7. Бак расхолаживания и хранения, содержащий корпус, заполненный эвтектическим сплавом свинец-висмут до требуемого уровня, защитную пробку-вытеснитель, устройство герметизации пробки-вытеснителя, устройство, препятствующее всплытию размещенного внутри бака расхолаживания и хранения отработавшего ядерного топлива, отличающийся тем, что размещенное внутри бака расхолаживания и хранения отработавшее ядерное топливо представляет собой выгруженную целиком из реактора без разборки активную зону в составе блока выемного, пробка-вытеснитель имеет диаметр, меньший, чем диаметр блока выемного, а между корпусом бака расхолаживания и хранения и зоной, в которой расположены пробка-вытеснитель и блок выемной, дополнительно размещена разделительная обечайка требуемой высоты, образующая между корпусом бака расхолаживания и хранения опускной кольцевой канал для формирования контура естественной циркуляции эвтектического сплава свинец-висмут и передачи тепла через корпус бака расхолаживания и хранения в окружающую среду после погружения в бак расхолаживания и хранения блока выемного и пробки-вытеснителя и повышения уровня сплава свинец-висмут до перелива горячего восходящего потока эвтектического сплава свинец-висмут в опускной кольцевой канал, при этом в нижней части разделительной обечайки выполнены окна, через которые охлажденный эвтектический сплав свинец-висмут поступает на вход зоны размещения блока выемного, замыкая тем самым контур естественной циркуляции эвтектического сплава свинец-висмут в баке расхолаживания и хранения.

8. Бак по п. 7, отличающийся тем, что дополнительно может содержать систему обогрева.

9. Бак по п. 7, отличающийся тем, что дополнительно может содержать механические домкраты или съемные грузы для погружения пробки-вытеснителя в штатное положение в бак расхолаживания и хранения в случае, если пробка-вытеснитель будет иметь положительную плавучесть.

10. Бак по п. 7, отличающийся тем, что на наружной поверхности корпуса бака расхолаживания и хранения дополнительно могут быть выполнены ребра для повышения интенсивности отвода тепла.

11. Бак по п. 7, отличающийся тем, что дополнительно содержит датчики контроля температуры эвтектического сплава свинец-висмут, размещенные через специальные каналы на входе и выходе из зоны размещения блока выемного.

12. Бак по п. 7, отличающийся тем, что в качестве сплава свинец-висмут эвтектического состава в баке расхолаживания и хранения используют сплав свинца и висмута, изготовленный из технических сортов свинца и висмута.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к обращению с отработавшим ядерным топливом. Ампула для отработавшей тепловыделяющей сборки содержит цилиндрический корпус с дном, в котором помещен пучок твэлов отработавшей тепловыделяющей сборки, и крышку, входящую в горловину корпуса с зазором в виде лабиринтного уплотнения и выполненную с возможностью фиксации при помощи запирающего устройства в виде пружинного разрезного кольца.

Изобретение относится к литейному производству. Способ изготовления корпуса контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива включает изготовление обечайки, установку и закрепление центрового стержня на металлическом поддоне.

Группа изобретений относится к области защитной техники при работе с источниками ионизирующего излучения (ИИИ), в том числе при их загрузке, транспортирования и выгрузки.

Противорадиационное разборное укрытие (его варианты) относится к средствам защиты личного состава аварийно-спасательных служб от внешнего облучения радионуклидами, вышедшими из-под контроля в результате аварии на объекте атомной энергетики или в результате ядерного терроризма.

Изобретение относится к литейному производству, в частности к литейным формам, используемым при изготовлении крупнотоннажных и толстостенных отливок из чугуна с шаровидным графитом.

Изобретение относится к области судостроения, а именно к морским судам, предназначенным для транспортировки генеральных грузов и отработанного ядерного топлива (ОЯТ) атомных электростанций.

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано при производстве контейнеров для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива и других радиоактивных материалов.

Изобретение относится к контейнерам для транспортирования и временного хранения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Чехол контейнера для транспортирования и хранения ОЯТ содержит центральную несущую трубу из коррозионно-стойкой стали, на которой установлены скрепленные между собой секции, каждая из которых выполнена из двух дистанционирующих решеток из нержавеющей стали, между ними размещены шестигранные трубы для размещения тепловыделяющих сборок, имеющие нейтронную защиту и установленные относительно оси центральной трубы в два кольцевых ряда.

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива и других радиоактивных материалов.

Изобретение относится к области обращения с радиоактивными отходами и может быть использовано для перегрузки пеналов с твердыми радиоактивными отходами. Устройство для перегрузки пеналов с твердыми радиоактивными отходами содержит железобетонный корпус с крышкой, преимущественно в форме параллелепипеда, в котором размещена многоместная кассета с цилиндрическими ячейками для установки пеналов с твердыми радиоактивными отходами, характеризуется тем, что многоместная кассета представляет собой стальную конструкцию из четырех толстостенных вертикальных заглушенных в нижней части труб, образующих четыре канала (установленных по углам квадрата) и минимум двух прикрепленных к трубам дистанцирующих решеток из горизонтально ориентированных линейных элементов, задающих взаимное расположение каналов.

Группа изобретений относятся к ядерной энергетике. Способ длительного хранения отработавшего ядерного топлива заключается в выгрузке топлива целиком без разборки активной зоны в составе блока выемного и его размещение в баке расхолаживания и хранения, размещенном в шахте с системой охлаждения и заполненном жидким сплавом свинец-висмут эвтектического состава, в котором обеспечены условия поддержания жидкого состояния сплава свинец-висмут и контроля его температуры для отвода остаточного тепловыделения. Извлекают и размещают бак во внутристанционном упаковочном контейнере без превышения допустимой температуры сплава свинец-висмут при отводе остаточного тепловыделения до затвердевания в нем сплава свинец-висмут. Перегружают бак в транспортно-упаковочный контейнер без принятия дополнительных мер по организации теплоотвода. Имеется также бак расхолаживания и хранения. Группа изобретений позволяет обеспечить упрощение процесса и сокращение срока перегрузки ядерного топлива с высоким уровнем остаточного тепловыделения. 2 н. и 10 з.п. ф-лы, 1 ил.

Наверх