ПЕНАЛ ДЛЯ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА Российский патент 2001 года по МПК G21C19/06 G21F5/08 

Описание патента на изобретение RU2168219C2

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано в хранилищах отработанного ядерного топлива (ХОЯТ), а также при транспортировке отработанного ядерного топлива (ОЯТ) из приреакторного бассейна в ХОЯТ.

Известен способ подготовки к хранению отработанного ядерного топлива, заключающийся в том, что ОЯТ после извлечения из реактора помещают в металлические пеналы, заполненные водой. Подготовленные таким образом пеналы хранят в водных бассейнах с помощью специальных подвесок [1, 2].

Наиболее близким аналогом заявляемого изобретения является "Пенал для хранения отработанного ядерного топлива в водном бассейне" [3]. Пенал, известный из ближайшего аналога, содержит корпус и расположенную внутри него тепловыделяющую сборку. На боковой стенке корпуса выполнены в ряд отверстия, закрытые фильтром. В качестве фильтрующего материала используют водопроницаемый сорбционный материал, содержащий слабокислотные группы со статической обменной емкостью 3,0-4,5 моль/г, с объемной массой 0,5 - 1,5%.

Недостатком пенала по ближайшему аналогу является то, что при хранении пеналов с отработанным ядерным топливом сорбционная емкость фильтрующего материала используется неэффективно, т.к. весь фильтрующий материал компактно размещен в ограниченном объеме пенала и вследствие отсутствия принудительной подачи очищаемой воды через фильтр он работает только с поверхности на 10 - 15% своей массы, а объем воды, подвергающийся очистке, составляет 10 - 20% от ее объема в пенале.

Задача, решаемая изобретением, направлена на: повышение эффективности очистки воды в пенале; снижение интенсивности протекания электрохимической коррозии; повышение гарантийного срока хранения ОЯТ и эксплуатации пенала. Другой задачей, решаемой изобретением, является упрощение технологии постановки, хранения и извлечения фильтрующего элемента.

Сущность изобретения состоит в том, что в пенале для хранения отработанного ядерного топлива, содержащем корпус с узлом подвески и фильтр, предложено фильтр выполнить в форме гибкого чехла, повторяющего контуры пенала, и снабдить его узлом фиксации. Кроме того предложены варианты размещения чехла относительно пенала; чехол размещен внутри корпуса пенала; корпус пенала размещен внутри чехла. Кроме того узел фиксации чехла предложено выполнить в виде петель, образованных во входной части чехла. Также предложены варианты выполнения чехла: чехол выполнен из нескольких слоев; один из слоев чехла выполнен из металлической сетки; один из слоев чехла выполнен из радиационно-поглощающего материала; только часть гибкого чехла выполнена из фильтрующего материала. Кроме того предложено корпус пенала выполнить водопроницаемым в виде перфорированной или каркасной конструкции.

Предложенная конструкция фильтра в виде гибкого чехла для хранения ОЯТ позволяет решить ряд практических задач по хранению ОЯТ в приреакторном бассейне, при транспортировке из приреакторного бассейна в ХОЯТ и в процессе длительного хранения в нем, т.к. на всех из перечисленных стадий практически исключается попадание твердых радиоактивных продуктов в воду пенала или бассейна. Особенно важно это в случае, когда из реактора извлекается негерметичная отработавшая тепловыделяющая сборка (ОТВС). Гибкий чехол легко закрепляется на фланце корпуса пенала и снимается с него. Просто решается задача по удалению отфильтрованных твердых радиоактивных отходов: в случае выполнения всего чехла или его части из радиационно-поглощающего материала удается осадить на поверхности фильтра растворимые радиоактивные продукты. Замена фильтра при необходимости не вызывает никаких сложностей. При перегрузке ОЯТ в ХОЯТ загруженный фильтр может быть заменен на новый, т. к. наибольшее количество радиоактивных продуктов образуется в период нахождения ОТВС в приреакторном бассейне. В случае выполнения одного из слоев чехла из металлической сетки, с одной стороны, улучшается фиксация тканевой части фильтра внутри корпуса пенала, а с другой стороны - в случае выполнения сетки из медного сплава последняя влияет на pH среды и снижает интенсивность протекания электрохимической коррозии между корпусом пенала и циркониевой оболочкой тепловыделяющей сборки.

Предлагаемое техническое решение проиллюстрировано графическим материалом. На фиг. 1 представлен общий вид пенала с чехлом. На фиг. 2 представлен общий вид водопроницаемого пенала, размещенного внутри чехла с установленной ОЯТ. На фиг. 3 - общий вид пенала с чехлом, установленным внутри корпуса пенала с ОЯТ. На фиг. 4 - общий вид пенала с чехлом, установленным внутри корпуса пенала и выполненным из двух слоев. На фиг. 5 - общий вид пенала, корпус которого выполнен в виде каркасной конструкции с чехлом, установленным внутри корпуса пенала.

Пенал для хранения отработанного ядерного топлива (фиг. 1) содержит корпус 1 с узлом подвески 2, фильтр 3, который выполнен в форме гибкого чехла, повторяющего контур корпуса 1 пенала. Корпус 1 пенала размещен внутри чехла 3 (фильтра). Чехол 3 содержит узел фиксации 4, который выполнен в виде петель, образованных во входной части чехла 3, и предназначен для фиксации чехла 3 относительно корпуса 1 пенала. На фиг. 2 - 5 представлены варианты выполнения пенала для хранения ОЯТ. На фиг. 2 корпус 1 пенала выполнен из водопроницаемого материала и размещен внутри чехла 3. В пенал установлена ОЯТ 6. На фиг. 3 представлен вариант пенала с чехлом 3, установленным внутри корпуса 1 пенала. Чехол 3 может быть выполнен из нескольких слоев. На фиг. 4 представлен вариант пенала с чехлом 3, установленным внутри корпуса 1 пенала, причем чехол 3 выполнен из двух слоев, например, из сетки металлической и радиационно-поглощающей ткани. На фиг. 5 - пенал, корпус 1 которого выполнен в виде каркасной конструкции с чехлом 3, установленным внутри корпуса 1 пенала.

Работа с пеналом (фиг. 1) для хранения ОЯТ осуществляется следующим образом. Чехол 3 надевают на корпус 1 пенала. Фиксируют чехол 3 посредством петель узла фиксации 4 относительно корпуса 1. Пенал заполняют водой и помещают в него ОЯТ 6 (на фиг. не показано). Подготовленные таким образом пеналы хранят в водном бассейне с помощью специальных узлов подвесок 2. Для удаления накопившихся в чехле 3 твердых радиоактивных отходов пенал извлекают и помещают в чистый чехол 3, а оставшийся чехол радиоактивными отходами утилизируют, используя его как контейнер для радиоактивных отходов.

Работа с пеналом фиг. 2 осуществляется таким же образом, как указано выше.

Работа с пеналами фиг. 3-5 осуществляется следующим образом. Пенал заполняют водой, извлекают из реактора ОЯТ 6. Помещают ОЯТ 6 в чехол 3. Затем ОЯТ 6 с надетым на нее чехлом 3 помещают в заполненный водой корпус 1 пенала. Фиксируют чехол 3 посредством узла фиксации 4 относительно корпуса 1 пенала. Подготовленные таким образом пеналы хранят в водном бассейне с помощью специальных узлов подвески 2.

Установка фильтра в форме гибкого чехла, повторяющего поверхность пенала, позволит повысить эффективность очистки воды, снизить интенсивность протекания электрохимической коррозии и повысить гарантийный срок хранения ОЯТ. Выполнение чехла с узлом фиксации позволит упростить процесс хранения, извлечения фильтрующего элемента и утилизации твердых радиоактивных отходов, образующихся при хранении.

Источники информации
1. Патент РФ N 2079907, МКИ G 21 C 19/06, Бюл. N 14, 20.05.97 г.

2. Патент РФ N 2022376, МКИ G 21 F 5/00, Бюл. N 20, 30.10.94 г.

3. Патент РФ N 2072573, МКИ G 21 C 19/06, Бюл. N 3, 27.01.97 г. (ближайший аналог).

Похожие патенты RU2168219C2

название год авторы номер документа
ПЕНАЛ ДЛЯ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА 1997
  • Шмаков Л.В.
  • Московский В.П.
  • Черников О.Г.
  • Белянин Л.А.
  • Комов А.Н.
  • Орлов М.И.
RU2127004C1
КОМПЛЕКТ ДЛЯ ПЕРЕГРУЗКИ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА 1993
  • Шмаков Л.В.
  • Лебедев В.И.
  • Филимонцев Ю.Н.
  • Харламов А.А.
RU2067326C1
СПОСОБ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА 1993
  • Шмаков Л.В.
  • Еперин А.П.
  • Гарусов Ю.В.
  • Шавлов М.В.
  • Трофимов Л.В.
RU2084025C1
ПЕНАЛ ДЛЯ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА В ВОДНОМ БАССЕЙНЕ 1994
  • Шмаков Л.В.
  • Лебедев В.И.
  • Гарусов Ю.В.
  • Шавлов М.В.
  • Ковалев С.М.
  • Крицкий В.Г.
  • Крупеникова В.И.
RU2072573C1
ЧЕХОЛ ДЛЯ ОТРАБОТАВШИХ СБОРОК ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 1987
  • Евсеев А.Н.
  • Рахуба Ю.И.
  • Шмаков Л.В.
  • Крицкий В.Г.
  • Панфилов Н.Г.
  • Еперин А.П.
SU1445449A1
СПОСОБ ПОДГОТОВКИ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА К ХРАНЕНИЮ 1993
  • Шмаков Л.В.
  • Лебедев В.И.
  • Шавлов М.В.
  • Харламов А.А.
RU2082231C1
СПОСОБ РАЗДЕЛКИ ДВУХПУЧКОВОЙ ТОПЛИВНОЙ СБОРКИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА И УСТРОЙСТВО РАЗДЕЛКИ ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ 1992
  • Еперин А.П.
  • Шмаков Л.В.
  • Шавлов М.В.
  • Русаков Н.И.
  • Пайкин И.И.
RU2080665C1
СПОСОБ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА 2009
  • Шмаков Леонид Васильевич
  • Лебедев Валерий Иванович
  • Еперин Анатолий Павлович
  • Федорович Евгений Данилович
  • Стяжкин Павел Семенович
RU2403633C1
СПОСОБ УПАКОВКИ ПОВРЕЖДЕННОГО ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА 2011
  • Горин Николай Владимирович
  • Воробьев Анри Иванович
  • Кандиев Ядгар Закирович
  • Невзоров Владимир Александрович
  • Сапожникова Марина Борисовна
  • Щербина Александр Николаевич
  • Краев Василий Сергеевич
  • Давиденко Николай Никифорович
  • Лебедев Владимир Иванович
  • Шарый Олег Алексеевич
  • Шарыгин Леонид Михайлович
RU2459294C1
СПОСОБ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА С ОБОЛОЧКАМИ ИЗ ЦИРКОНИЕВЫХ СПЛАВОВ В ПРИРЕАКТОРНЫХ БАССЕЙНАХ 1994
  • Крицкий В.Г.
  • Шмаков Л.В.
  • Гарусов Ю.В.
  • Филимонцев Ю.Н.
  • Березина И.Г.
  • Стяжкин П.С.
  • Шавлов М.В.
  • Черников О.Г.
RU2079907C1

Иллюстрации к изобретению RU 2 168 219 C2

Реферат патента 2001 года ПЕНАЛ ДЛЯ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано в хранилищах отработанного ядерного топлива (ХОЯТ), а также при транспортировке отработанного ядерного топлива (ОЯТ) из приреакторного бассейна в хранилище. Сущность изобретения: пенал для хранения отработанного ядерного топлива содержит корпус с узлом подвески и фильтр. Фильтр выполнен в форме гибкого чехла, повторяющего контуры пенала, и снабжен узлом фиксации. Предложено несколько вариантов размещения чехла относительно пенала: чехол размещен внутри корпуса пенала; корпус пенала размещен внутри чехла. Узел фиксации чехла выполнен в виде петель, которые образованы во входной части чехла. Возможные варианты выполнения чехла: чехол выполнен из нескольких слоев; один из слоев чехла выполнен из металлической сетки; один из слоев чехла выполнен из радиационно-поглощающего материала; часть гибкого чехла выполнена из фильтрующего материала. Кроме того, предложено корпус пенала выполнить водопроницаемым в виде перфорированной или каркасной конструкции. Преимущества изобретения: повышение эффективности очистки воды в пенале; снижение интенсивности протекания коррозии; повышение гарантийного срока хранения ОЯТ; упрощение технологии постановки, хранения и извлечения фильтрующего элемента. 8 з.п. ф-лы, 5 ил.

Формула изобретения RU 2 168 219 C2

1. Пенал для хранения отработанного ядерного топлива, содержащий корпус с узлом подвески и фильтр, отличающийся тем, что фильтр выполнен в форме гибкого чехла, повторяющего контур пенала, и снабжен узлом его фиксации. 2. Пенал по п. 1, отличающийся тем, что чехол размещен внутри корпуса пенала. 3. Пенал по п. 1, отличающийся тем, что корпус пенала размещен внутри чехла. 4. Пенал по п.1, или 2, или 3, отличающийся тем, что узел фиксации чехла выполнен в виде петель, образованных во входной части чехла. 5. Пенал по п.1, или 2, или 3, отличающийся тем, что чехол выполнен из нескольких слоев. 6. Пенал по п.5, отличающийся тем, что один из слоев чехла выполнен из металлической сетки. 7. Пенал по п.5 или 6, отличающийся тем, что один из слоев чехла выполнен из радиационно-поглощающего материала. 8. Пенал по п.1, или 2, или 3, или 4, или 5, или 6, или 7, отличающийся тем, что только часть фильтра выполнена из фильтрующего материала. 9. Пенал по п.1, или 2, или 3, отличающийся тем, что корпус пенала выполнен водопроницаемым.

Документы, цитированные в отчете о поиске Патент 2001 года RU2168219C2

ПЕНАЛ ДЛЯ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА В ВОДНОМ БАССЕЙНЕ 1994
  • Шмаков Л.В.
  • Лебедев В.И.
  • Гарусов Ю.В.
  • Шавлов М.В.
  • Ковалев С.М.
  • Крицкий В.Г.
  • Крупеникова В.И.
RU2072573C1
RU 94015948 A1, 10.02.1996
УСТРОЙСТВО ДЛЯ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА 1995
  • Гусаров В.И.
  • Ряхин В.М.
  • Кушковой С.А.
  • Бурков А.П.
  • Копылов В.И.
  • Агапов И.Н.
  • Яковлева Л.А.
  • Филимонцев Ю.Н.
  • Дегтярев В.Г.
  • Типоченков Е.Т.
  • Тихомиров М.А.
  • Гоголев В.К.
  • Букреев Н.А.
RU2086012C1
СПОСОБ ИЗГОТОВЛЕНИЯ СБОРНОГО АЛМАЗНОГО КРУГА 1994
  • Ларенцев Ю.Г.
RU2087294C1
СТРУЙНЫЙ СПОСОБ ИЗМЕРЕНИЯ ПЛОТНОСТИ 2008
  • Мордасов Денис Михайлович
  • Мордасов Михаил Михайлович
  • Епифанов Сергей Викторович
RU2375694C1
СПОСОБ ИЗГОТОВЛЕНИЯ ВЫСОКОПРОЧНЫХ И ИЗНОСОСТОЙКИХ ЭЛЕКТРОТЕХНИЧЕСКИХ ИЗДЕЛИЙ ИЗ ХРОМОВЫХ ИЛИ ХРОМЦИРКОНИЕВЫХ БРОНЗ С НАНО- И МИКРОКРИСТАЛЛИЧЕСКОЙ СТРУКТУРОЙ 2010
  • Чувильдеев Владимир Николаевич
  • Нохрин Алексей Владимирович
  • Копылов Владимир Ильич
  • Лопатин Юрий Геннадьевич
  • Смирнова Елена Сергеевна
  • Грязнов Михаил Юрьевич
  • Пирожникова Ольга Эдуардовна
RU2427665C1
DE 2840559 A, 27.03.1980.

RU 2 168 219 C2

Авторы

Комов А.Н.

Шмаков Л.В.

Комов С.А.

Даты

2001-05-27Публикация

1999-08-03Подача