ХРАНИЛИЩЕ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА Российский патент 2015 года по МПК G21F9/00 

Описание патента на изобретение RU2554112C1

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.

Похожие патенты RU2554112C1

название год авторы номер документа
СПОСОБ ДЛИТЕЛЬНОГО ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА 2013
  • Тошинский Георгий Ильич
RU2550092C2
КОНТЕЙНЕР ДЛЯ ХРАНЕНИЯ ПРОСЫПЕЙ ТАБЛЕТОК ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА 2013
  • Гаврилов Пётр Михайлович
  • Гамза Юрий Вячеславович
  • Воробьёв Андрей Викторович
  • Бараков Борис Николаевич
  • Ильиных Юрий Сергеевич
  • Сеелев Игорь Николаевич
RU2532088C1
ПЕНАЛ ДЛЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА ВВЭР-1000 2012
  • Гаврилов Пётр Михайлович
  • Кравченко Вадим Альбертович
  • Бараков Борис Николаевич
  • Гамза Юрий Вячеславович
  • Ильиных Юрий Сергеевич
  • Шафрова Наталия Павловна
  • Винников Александр Иванович
  • Русаков Николай Иванович
RU2510087C1
СПОСОБ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА 1993
  • Шмаков Л.В.
  • Еперин А.П.
  • Гарусов Ю.В.
  • Шавлов М.В.
  • Трофимов Л.В.
RU2084025C1
ГЕРМЕТИЧНЫЙ ПЕНАЛ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА (ВАРИАНТЫ) 2011
  • Гаврилов Пётр Михайлович
  • Ревенко Юрий Александрович
  • Гамза Юрий Вячеславович
  • Бараков Борис Николаевич
  • Ильиных Юрий Сергеевич
  • Рыбалкин Игорь Андреевич
  • Апканеев Александр Васильевич
  • Винников Александр Иванович
  • Терновенко Галина Григорьевна
RU2462775C1
ГЕРМЕТИЧНЫЙ ПЕНАЛ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА 2010
  • Гаврилов Петр Михайлович
  • Ревенко Юрий Александрович
  • Бараков Борис Николаевич
  • Гамза Юрий Вячеславович
  • Федосов Юрий Георгиевич
  • Калинкин Владимир Ильич
RU2435239C1
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
МЕТАЛЛОБЕТОННЫЙ КОНТЕЙНЕР ДЛЯ ТРАНСПОРТИРОВКИ И/ИЛИ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШИХ СБОРОК ТВЭЛ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ 2001
  • Воронцов В.В.
  • Гуськов В.Д.
  • Крюков В.Я.
  • Левиз С.Ю.
  • Смирнов В.И.
  • Туркин В.Г.
  • Ходасевич К.Б.
RU2189648C1
ТРАНСПОРТНЫЙ УПАКОВОЧНЫЙ КОМПЛЕКТ ДЛЯ ОТРАБОТАВШИХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ 2011
  • Амелин Альберт Михайлович
  • Воронцов Владимир Владимирович
  • Гуськов Владимир Дмитриевич
  • Зайцев Борис Иванович
  • Капусткина Ольга Олеговна
  • Сивков Александр Николаевич
  • Ходасевич Константин Борисович
RU2463677C1
ТРАНСПОРТНЫЙ УПАКОВОЧНЫЙ КОМПЛЕКТ ДЛЯ ОТРАБОТАВШИХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ 2011
  • Амелин Альберт Михайлович
  • Воронцов Владимир Владимирович
  • Гуськов Владимир Дмитриевич
  • Зайцев Борис Иванович
  • Капусткина Ольга Олеговна
  • Сивков Александр Николаевич
  • Ходасевич Константин Борисович
RU2459295C1

Иллюстрации к изобретению RU 2 554 112 C1

Реферат патента 2015 года 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.

Формула изобретения RU 2 554 112 C1

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.

Документы, цитированные в отчете о поиске Патент 2015 года RU2554112C1

СПОСОБ ДЛИТЕЛЬНОГО ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА 1985
  • Макарчук Т.Ф.
  • Хитров Ю.А.
  • Крицкий В.Г.
  • Шмаков Л.В.
  • Еперин А.П.
  • Ковалев С.М.
SU1313240A3
УСТРОЙСТВО ДЛЯ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА 2003
  • Типоченков Е.Т.
  • Беспалов В.Н.
  • Бабенко Т.С.
  • Копылов В.И.
  • Перегуда В.И.
  • Егорова Г.Е.
RU2234151C1
JP54152792 A, 01.12.1979
JP54148994 A, 21.11.1979

RU 2 554 112 C1

Авторы

Варава Александр Николаевич

Гольцев Александр Олегович

Дедов Алексей Викторович

Комов Александр Тимофеевич

Мясников Виктор Васильевич

Захаренков Александр Валентинович

Даты

2015-06-27Публикация

2014-03-19Подача