СТЕЛЛАЖ ДЛЯ УПЛОТНЕННОГО РАЗМЕЩЕНИЯ И ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШИХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ Российский патент 2012 года по МПК G21C19/07 

Описание патента на изобретение RU2467417C1

Изобретение относится к области ядерной техники, в частности к средствам для хранения отработавших топливных элементов ядерных реакторов, и предназначено для использования в хранилищах отработанного ядерного топлива на заводах по регенерации такого топлива или на АЭС.

Хранение отработавшего ядерного топлива(ОЯТ) является существенной частью любого ядерного топливного цикла, который включает временное (до 10 лет) хранение ОЯТ в приреакторных бассейнах АЭС с последующей их транспортировкой на заводы переработки РТ-1 или РТ-2. На заводах РТ-1 или РТ-2 ОЯТ до переработки хранится в водозаполненных хранилищах.

Выдержка и хранение отработанного ядерного топлива осуществляется в специально предназначенных для этой цели стеллажах хранения отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС), устанавливаемых в бассейны выдержки. Габариты стеллажей определяются количеством загружаемых ОТВС и безопасным шагом размещения ОТВС. Соответственно габариты бассейнов определяются количеством устанавливаемых в бассейн стеллажей и сроком хранения ОТВС до их транспортировки на заводы РТ или отправки на переработку.

В настоящее время особенно актуальным является вопрос увеличения емкости стеллажей без изменения размеров бассейна выдержки, в связи с требованиями по увеличению срока хранения отработавших ТВС, что вызвано тем, что в большинстве стран по ряду причин экономического, технического, экологического характера не форсируется развитие способов переработки отработавшего ядерного топлива.

Известен чехол для размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок от реакторов типа ВВЭР-1000, выполненный из нержавеющей стали и содержащий центральную трубу, квадратные дистанционирующие решетки с двадцатью отверстиями для установки труб, в которых размещаются отработавшие тепловыделяющие сборки, оси труб расположены симметрично относительно центральной оси чехла в точках с номинальными значениями полярных координат:

Отверстия в дистанционирующих решетках и трубы, устанавливаемые в них, выполнены круглыми, а в верхней части круглых труб установлены три ребра, образующих незамкнутый шестигранник. По периферии квадратного сечения известный чехол обрамлен ребрами жесткости, расположенными симметрично относительно центральной оси чехла (см. патенты РФ №№2331943, 2387032, кл. G21C 19/06, G21F 5/00).

Технической задачей, на решение которой направлено заявляемое техническое решение, является увеличение коэффициента полезной загрузки бассейна выдержки для отработавших тепловыделяющих сборок..

Заявляемый стеллаж для уплотненного размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок ядерных реакторов иллюстрируется чертежами, представленными на фиг.1, 2, 3, 4 и 5.

На фиг.1 показан стеллаж для уплотненного размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок ядерных реакторов, вид спереди.

На фиг.2 показан стеллаж для уплотненного размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок ядерных реакторов, вид сверху.

На фиг.3 показан вид спереди и продольный разрез многогранной трубы с установленными соединительно-дистанционирующими элементами.

На фиг.4 показан вид сверху многогранной трубы с установленными соединительно-дистанционирующими элементами.

На фиг.5 показан разрез А-А на фиг.3, иллюстрирующий соединение отдельных многогранных труб в стеллаж для уплотненного размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок ядерных реакторов.

Стеллаж 1 для уплотненного размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) ядерных реакторов с ячейками 2, предназначенными для упорядоченного размещения ОТВС, представляет собой сварную конструкцию из труб 3 многогранного сечения, выполненных из нейтронопоглащающего материала, например бористой стали. Взаимное расположение многогранных труб 3 в стеллаже 1 определяется по условиям радиационной и ядерной безопасности.

Верхние и нижние концы многогранных труб 3 соответственно соединены по смежным граням посредством верхних 4 и нижних 5 монтажно-дистанционирующих элементов, устанавливающих разрешенное расстояние а между смежными гранями 6 многогранных труб 3, определяемое исходя из минимально допустимого безопасного шага размещения ОТВС.

На каждой грани 6 многогранной труб 3 смонтированы по два дистанционатора: на верхнем торце грани - верхний дистанционатор 7, на нижнем торце грани - нижний дистанционатор 8. Каждый из указанных дистанционаторов представляет собой ступенчатую пластину, изготовленную из нержавеющей марки стали. При этом, общая толщина H пластины определяется выражением:

H=a/2+b,

где a - разрешенное расстояние между смежными гранями многогранных труб, определяемое исходя из минимально допустимого безопасного шага размещения ОТВС;

b - толщина стенки многогранной трубы,

а высота h ступени 9 соответствует толщине стенки многогранной трубы, т.е. h=b.

На внутренней плоскости 10 верхнего дистанционатора 7 выполнен направляющий скос 11, служащий для облегчения ввода ОТВС в ячейку 2 стеллажа.

Для монтажа дистанционаторов 7 и 8 на грани 6 трубы в них, соответственно, выполнены соосные сквозные отверстия: в грани трубы - конусные 12 (вершина конуса направлена наружу); в дистанционаторе - ступенчатое 13 с проточкой 14 со стороны наружной 15 плоскости дистанционатора.

Монтаж дистанционаторов 7 и 8 на грани 6 трубы 3 осуществляется посредством крепежной детали 16 из нержаваеющей стали, состоящей из конусной головки 17, соразмерной конусному отверстию 12 в грани 6, и цилиндрического хвостовика 18, соразмерного ступени малого диаметра ступенчатого отверстия 13 дистанционатора. На торце цилиндрического хвостовика 18 выполнена разделка под приварку крепежной детали 16 к дистанционатору. В утолщенной части дистанционатора выполнены технологические отверстия 19, обеспечивающие предварительную сборку многогранных труб 3 между собой по наружным плоскостям дистанционаторов с последующей их сваркой в монолитный стеллаж.

Сборка многогранных труб в стеллаж осуществляется следующим образом.

На конечные (верхний и нижний) торцы грани 6 многогранной трубы 3 устанавливают соответствующие верхний и нижний дистанционаторы 7 и 8, совмещая предварительно выполненные в них взаимно соосные отверстия 12 и 13. Изнутри трубы 3 в отверстия вставляются крепежные детали 16 и производится их вварка в дистанционатор по окружности торца 20 цилиндрического хвостовика указанной крепежной детали. Таким образом устанавливаются дистанционаторы на каждой грани многогранной трубы.

После установки дистанционаторов трубы 3 последовательно устанавливаются относительно друг друга по регулярной сетке путем соединения по наружным плоскостям верхних и нижних дистанционаторов смежных граней соседних труб. После этого в технологические отверстия 19 смежных верхних дистанционаторов 7 вставляется разъемный крепежный элемент 21 и производится предварительная сборка смежных труб под дальнейшую их сварку. Окончательное соединение предварительно собранных, указанным выше способом, многогранных труб в единый монолитный стеллаж для уплотненного размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок ядерных реакторов осуществляется путем попарной сварки верхних и нижних дистанционаторов по их наружным торцам 22 и 23. По окончании сварки разъемный крепежный элемент 21 удаляется.

Для повышения стойкости стеллажа против воздействия сейсмических нагрузок верхняя часть стеллажа «обвязывается» охватывающей гребенкой 24, образующей замкнутый контур и состоящей из последовательно сваренных между собой металлических гнутых полос, изготовленных из нержавеющей марки стали, повторяющих конфигурацию внешнего периметра собранного стеллажа по наружным плоскостям верхних дистанционаторов.

Похожие патенты RU2467417C1

название год авторы номер документа
ЧЕХОЛ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШИХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК РЕАКТОРОВ ВВЭР-1000 2015
  • Гаврилов Пётр Михайлович
  • Мацеля Владимир Иванович
  • Гамза Юрий Вячеславович
  • Бараков Борис Николаевич
  • Ильиных Юрий Сергеевич
  • Стребков Николай Иванович
RU2603853C1
ЧЕХОЛ ТРАНСПОРТНОГО УПАКОВОЧНОГО КОМПЛЕКТА ДЛЯ ОБЛУЧЕННЫХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК 2020
  • Кожаев Лев Николаевич
  • Барченков Илья Алексеевич
  • Кечин Владимир Иванович
  • Куделькин Евгений Григорьевич
  • Виноградов Александр Викторович
  • Абашкин Олег Сергеевич
  • Карлышкин Андрей Николаевич
  • Куканов Сергей Сергеевич
  • Гулаков Сергей Юрьевич
  • Ионова Мария Юрьевна
RU2743788C1
ЧЕХОЛ ДЛЯ РАЗМЕЩЕНИЯ И ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШИХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК РЕАКТОРА ВВЭР-1000 2011
  • Гаврилов Пётр Михайлович
  • Устинов Александр Алексеевич
  • Гамза Юрий Вячеславович
  • Бараков Борис Николаевич
  • Кравченко Вадим Альбертович
  • Федосов Юрий Георгиевич
  • Рыбалкин Игорь Андреевич
RU2477899C1
АМПУЛА ДЛЯ ОТРАБОТАВШЕЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕЙ СБОРКИ 2008
  • Божко Александр Геннадьевич
  • Винников Александр Иванович
  • Марков Вадим Викторович
  • Раук Константин Валерьевич
  • Русаков Николай Иванович
  • Щуров Леонид Иванович
  • Ямпольский Андрей Александрович
RU2353010C1
ЧЕХОЛ ДЛЯ РАЗМЕЩЕНИЯ И ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШИХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК РЕАКТОРА ВВЭР-1000 2015
  • Долбищев Сергей Федорович
  • Бондарев Александр Викторович
  • Герасименко Виталий Валерьевич
  • Максимов Михаил Викторович
RU2593388C1
Чехол контейнера для транспортирования и хранения отработавшего ядерного топлива 2017
  • Любимцев Дмитрий Алексеевич
  • Лыков Дмитрий Николаевич
  • Наумов Михаил Александрович
  • Романов Владимир Игоревич
  • Сеевлев Игорь Николаевич
  • Смирнов Дмитрий Юрьевич
  • Кожаев Лев Николаевич
  • Кузнецов Андрей Евгеньевич
  • Куканов Сергей Сергеевич
RU2642853C1
Чехол для размещения, хранения и транспортирования отработавших тепловыделяющих сборок 2020
  • Душев Сергей Анатольевич
  • Царёв Олег Владимирович
  • Любимов Михаил Анатольевич
  • Ключевский Александр Юрьевич
  • Иксанова Гюзель Шамильевна
  • Поляков Михаил Евгеньевич
RU2773730C1
УПАКОВОЧНЫЙ КОМПЛЕКТ ДЛЯ ТРАНСПОРТИРОВАНИЯ И/ИЛИ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШИХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК 2018
  • Долбищев Сергей Федорович
  • Бондарев Александр Викторович
  • Герасименко Виталий Валерьевич
  • Гришин Александр Васильевич
RU2700661C1
ПЕНАЛ ДЛЯ РЕМОНТА ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК ВВЭР 2022
  • Иванов Никита Андреевич
RU2781467C1
Чехол хранения отработавших тепловыделяющих сборок от реакторов типа ВВЭР-1000 2018
  • Бендасов Данил Игоревич
  • Чермных Андрей Александрович
  • Родыгин Николай Сергеевич
  • Белинский Лев Ливерьевич
  • Пипков Егор Вячеславович
  • Сыросев Алексей Александрович
RU2679007C1

Иллюстрации к изобретению RU 2 467 417 C1

Реферат патента 2012 года СТЕЛЛАЖ ДЛЯ УПЛОТНЕННОГО РАЗМЕЩЕНИЯ И ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШИХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

Изобретение относится к области ядерной техники, в частности к средствам для хранения отработавших топливных элементов ядерных реакторов и предназначено для использования в хранилищах отработанного ядерного топлива на заводах по регенерации такого топлива или на АЭС. Стеллаж для уплотненного размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок ядерного реактора содержит множество прямых многогранных труб из нейтронопоглащающего материала. Трубы установленны относительно друг друга с зазором по смежным граням. Дистанционаторы группируют и соединяют трубы параллельно друг другу по регулярной сетке с образованием множества смежных отделений, приспособленных для размещения отработавших тепловыделяющих сборок. Каждая из многоугольных труб образует сплошную стенку соответствующего отделения, охватывающую гребенку. Дистанционаторы выполнены в виде ступенчатых пластин из нержавеющей марки стали, установленных ступенями на верхнем и нижнем торцах каждой грани многогранных труб, соединенных попарно сваркой по наружным торцам. Для монтажа дистанционаторов на гранях труб в гранях и дистанционаторах выполнены сквозные соосные отверстия, причем в гранях труб - конусные, в дистанционаторах - ступенчатые с наружной проточкой. Соединение дистанционатора с гранью трубы осуществляется посредством установки в указанные соосные отверстия крепежной детали, состоящей из конусной головки, соразмерной конусному отверстию в грани, и цилиндрического хвостовика, соразмерного ступени малого диаметра ступенчатого отверстия. дистанционатора и последующей его вварки в дистанционатор по окружности торца цилиндрического хвостовика указанной крепежной детали. Изобретение позволяет увеличить коэффициент полезной загрузки бассейна выдержки для отработавших тепловыделяющих сборок. 1 з.п. ф-лы, 5 ил.

Формула изобретения RU 2 467 417 C1

1. Стеллаж для уплотненного размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок ядерного реактора, содержащий множество прямых многогранных труб из нейтронопоглащающего материала, установленных относительно друг друга с зазором по смежным граням, дистанционаторы, группирующие и соединяющие трубы параллельно друг другу по регулярной сетке с образованием множества смежных отделений, приспособленных для размещения указанных отработавших тепловыделяющих сборок, при этом каждая из многоугольных труб образует, по существу, сплошную стенку соответствующего отделения, охватывающую гребенку, отличающийся тем, что дистанционаторы выполнены в виде ступенчатых пластин из нержавеющей марки стали, установленных ступенями на верхнем и нижнем торцах каждой грани многогранных труб, соединенных попарно сваркой по наружным торцам, при этом для монтажа дистанционаторов на гранях труб в гранях и дистанционаторах выполнены сквозные соосные отверстия, причем в гранях труб - конусные, в дистанционаторах - ступенчатые с наружной проточкой, а соединение дистанционатора с гранью трубы осуществляется посредством установки в указанные соосные отверстия крепежной детали, состоящей из конусной головки, соразмерной конусному отверстию в грани, и цилиндрического хвостовика, соразмерного ступени малого диаметра ступенчатого отверстия дистанционатора и последующей его вварки в дистанционатор по окружности торца цилиндрического хвостовика указанной крепежной детали.

2. Стеллаж для уплотненного размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок ядерного реактора по п.1, отличающийся тем, что толщина Н дистанционатора определяется выражением:
H=a/2+b,
где a - разрешенное расстояние между смежными гранями многогранных труб, определяемое исходя из минимально допустимого безопасного шага размещения ОТВС;
b - толщина стенки многогранной трубы.

Документы, цитированные в отчете о поиске Патент 2012 года RU2467417C1

ЧЕХОЛ ДЛЯ РАЗМЕЩЕНИЯ И ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШИХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК ОТ РЕАКТОРОВ ТИПА ВВЭР-1000 2006
  • Бараков Борис Николаевич
  • Гаврилов Петр Михайлович
  • Калинкин Владимир Ильич
  • Косов Андрей Анатольевич
  • Савельев Вячеслав Григорьевич
  • Федосов Юрий Георгиевич
  • Черкасенко Андрей Иванович
RU2331943C1
УСТРОЙСТВО ДЛЯ ХРАНЕНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ МАТЕРИАЛОВ 2001
  • Даллонгвиль Морис
  • Валлантэн Кристоф
RU2273065C2
Бассейн выдержки отработанного ядерного топлива 1988
  • Деев П.И.
  • Аббасов В.Р.
  • Гущин П.В.
  • Белохин С.Л.
  • Топольсков В.Н.
SU1619949A1
WO 2007085555 A1, 02.08.2007.

RU 2 467 417 C1

Авторы

Кубич Татьяна Леонидовна

Павлов Михаил Семенович

Петров Вадим Васильевич

Соловьев Сергей Павлович

Даты

2012-11-20Публикация

2011-05-06Подача