RU2089948C1 - Container for transportation and/or storage of spent nuclear fuel - Google Patents
Container for transportation and/or storage of spent nuclear fuel Download PDFInfo
- Publication number
- RU2089948C1 RU2089948C1 RU95110099/25A RU95110099A RU2089948C1 RU 2089948 C1 RU2089948 C1 RU 2089948C1 RU 95110099/25 A RU95110099/25 A RU 95110099/25A RU 95110099 A RU95110099 A RU 95110099A RU 2089948 C1 RU2089948 C1 RU 2089948C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- container
- channel
- concrete
- storage
- gas
- Prior art date
Links
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 title claims description 16
- 238000003860 storage Methods 0.000 title description 18
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims abstract description 16
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims abstract description 16
- 239000012528 membrane Substances 0.000 claims abstract description 11
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 claims description 11
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 claims description 11
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 9
- 239000007789 gas Substances 0.000 claims description 9
- 238000007789 sealing Methods 0.000 abstract description 2
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 abstract 1
- 239000000945 filler Substances 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 5
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 4
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 4
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 4
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 4
- 238000003608 radiolysis reaction Methods 0.000 description 4
- 230000006378 damage Effects 0.000 description 3
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 3
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 2
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 2
- 150000002431 hydrogen Chemical class 0.000 description 2
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 2
- 238000009825 accumulation Methods 0.000 description 1
- 230000002411 adverse Effects 0.000 description 1
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 description 1
- 238000004891 communication Methods 0.000 description 1
- 238000011109 contamination Methods 0.000 description 1
- 239000007799 cork Substances 0.000 description 1
- 238000009792 diffusion process Methods 0.000 description 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 1
- 235000012907 honey Nutrition 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 1
- 229910052758 niobium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010955 niobium Substances 0.000 description 1
- GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N niobium atom Chemical compound [Nb] GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000011148 porous material Substances 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 1
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 230000002787 reinforcement Effects 0.000 description 1
- 238000003892 spreading Methods 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Landscapes
- Filling Or Discharging Of Gas Storage Vessels (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к контейнерам для длительного сухого хранения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) атомных электростанций (АЭС) в виде тепловыделяющих сборок (ТВС). The invention relates to containers for long-term dry storage of spent nuclear fuel (SNF) of nuclear power plants (NPPs) in the form of fuel assemblies (FA).
Длительное хранение отработавшего ядерного топлива в контейнерах обусловлено сверхпроектным накоплением в бассейнах выдержки АЭС отработавших ТВС (Справочник по ядерной энерготехнике: Пер. с анг./Ф. Ран, А. Адамантиадес, Дж. Кентон, Ч. Браун; Под ред. В.А. Легасова. М. Энергоатомиздат, 1989, с. 494 496; Вестник РАН, N 9, 1992, с. 3 40). Long-term storage of spent nuclear fuel in containers is due to over-projected accumulation of spent fuel assemblies in the storage pools of nuclear power plants (Handbook of Nuclear Power Engineering: Translated from English / F. Run, A. Adamantiades, J. Kenton, C. Brown; Edited by V.A. Legasova, M. Energoatomizdat, 1989, p. 494 496; Vestnik RAN, N 9, 1992, p. 3 40).
Из возможных способов сухого длительного хранения отработавших ТВС контейнерное хранение является одним из наиболее экономичных. Концепция сухого контейнерного хранения подтверждается опытом таких стран как Канада, Великобритания, США. Of the possible methods of dry long-term storage of spent fuel assemblies, container storage is one of the most economical. The concept of dry container storage is confirmed by the experience of such countries as Canada, Great Britain, and the USA.
Известен контейнер для транспортирования и хранения ОЯТ в металлическом исполнении [1] который может быть использован для сухого хранения. Известный контейнер содержит вертикально установленный металлический корпус, имеющий форму цилиндра, с перекрытием в виде двух металлических крышек, устанавливаемых одна над другой. Known container for transportation and storage of spent nuclear fuel in a metal design [1] which can be used for dry storage. The known container contains a vertically mounted metal housing having the shape of a cylinder, with an overlap in the form of two metal covers mounted one above the other.
Однако изготовление подобных металлических контейнеров в необходимом количестве требует больших затрат, большого расхода металла и возможно только на заводах с уникальным металлургическим оборудованием. However, the manufacture of such metal containers in the required quantity requires high costs, high metal consumption and is possible only in factories with unique metallurgical equipment.
Известны контейнеры для хранения ОЯТ из бетона [2]
Недостатком известных бетонных контейнеров является отсутствие наружной защитной оболочки, в результате чего возможно разрушение бетона под воздействием неблагоприятных атмосферных факторов, и усложняется задача очистки наружной поверхности контейнера от радиоактивных загрязнений. Кроме того, при отсутствии защитной оболочки бетонный контейнер имеет меньшую механическую прочность при возможных аварийных ситуациях, которые необходимо учитывать в соответствии с требованиями МАГАТЭ.Known containers for storing SNF from concrete [2]
A disadvantage of the known concrete containers is the lack of an outer protective sheath, as a result of which concrete can be destroyed under the influence of adverse atmospheric factors, and the task of cleaning the outer surface of the container from radioactive contamination is complicated. In addition, in the absence of a protective shell, the concrete container has less mechanical strength in case of possible emergency situations, which must be taken into account in accordance with the requirements of the IAEA.
Указанные недостатки в максимальной степени устранены в металлобетонных конструктивных исполнениях контейнера. These shortcomings are eliminated to the maximum extent in metal-concrete designs of the container.
Наиболее близким по совокупности существенных признаков с заявляемым изобретением является контейнер для хранения радиоактивных отходов, помещенных в стальные бидоны [3] который и выбран в качестве ближайшего аналога-прототипа. Известный контейнер представляет собой двустенный резервуар с днищами, выполненный из металла, закрываемый защитным перекрытием с устройством его крепления и герметизации. Полость между стенками (оболочками) заполнена тяжелым бетоном. The closest set of essential features with the claimed invention is a container for storing radioactive waste placed in steel cans [3] which is selected as the closest analogue of the prototype. The known container is a double-walled tank with bottoms made of metal, closed with a protective overlap with a device for its fastening and sealing. The cavity between the walls (shells) is filled with heavy concrete.
Недостатком известного контейнера является то, что в нем не предусмотрено предохранение конструкции контейнера от возможного разрушения вследствие повышения давления водорода, образующегося внутри бетонного массива в результате реакций радиолиза и коррозии металла. A disadvantage of the known container is that it does not provide for protection of the container structure from possible destruction due to increased pressure of hydrogen generated inside the concrete mass due to radiolysis and metal corrosion.
Задачей настоящего изобретения является создание конструкции контейнера для транспортировки и/или хранения ОЯТ, обеспечивающей предохранение контейнера от разрушения вследствие повышения давления водорода внутри бетонного массива в результате реакций радиолиза и коррозии металла. The objective of the present invention is to provide a container design for transportation and / or storage of spent nuclear fuel, which provides protection of the container from destruction due to increased hydrogen pressure inside the concrete mass due to radiolysis and metal corrosion.
Указанная задача решается благодаря тому, что в известном контейнере для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива, содержащем наружную и внутреннюю цилиндрические оболочки с днищами, полость между которыми заполнена тяжелым бетоном, герметичное перекрытие упомянутой полости, согласно изобретению внутри бетонного заполнителя размещены газопроводы, соединенные кольцевым коллектором. При этом газопроводы и коллектор выполнены в виде металлических тросов, а в перекрытии выполнен канал, сообщенный с коллектором и выведенный наружу контейнера. Упомянутый канал имеет перекрывающую его водородопроницаемую мембрану. This problem is solved due to the fact that in a known container for transporting and / or storage of spent nuclear fuel containing the outer and inner cylindrical shells with bottoms, the cavity between which is filled with heavy concrete, a tight overlap of the said cavity, according to the invention, gas pipelines are connected inside the concrete aggregate ring collector. In this case, the gas pipelines and the collector are made in the form of metal cables, and in the overlap there is a channel connected with the collector and brought out of the container. The said channel has a hydrogen permeable membrane that overlaps it.
Кроме того, в канале перекрытия может быть установлен гаситель пламени. В случае прорыва мембраны и возгорания газа в условиях нештатной ситуации такое исполнение исключает распространение пламени внутри бетонного массива контейнера. In addition, a flame damper can be installed in the overlap channel. In the event of a membrane breakthrough and gas fire in an emergency, this design eliminates the spread of flame inside the concrete mass of the container.
Гаситель пламени выполнен в виде газопроницаемой пробки из гравия. The flame extinguisher is made in the form of a gas permeable cork made of gravel.
Технический результат использования изобретения состоит в том, что повышаются надежность и безопасность эксплуатации контейнера с отработавшим ядерным топливом. The technical result of the use of the invention is that the reliability and safety of operation of the spent nuclear fuel container are increased.
На чертеже схематично представлен продольный разрез контейнера. The drawing schematically shows a longitudinal section of a container.
Контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива содержит наружную 1 и внутреннюю 2 цилиндрические оболочки с днищами 3 и 4, выполненные из листовой стали. Полость между оболочками заполнена тяжелым бетоном 5. Сверху полость меду оболочками и внутренняя полость контейнера перекрыта соответственно основанием 6 и двумя крышками 7, 8, расположенными одна над другой и размещенными на упомянутом основании. Внутри бетонного заполнителя 5 по всей высоте контейнера размещено силовое армирование в виде решетки, состоящей из кольцевых и продольных металлических стержней, связанной с основанием 6 и с днищем наружной оболочки 1 (на чертеже не показано). В полости между оболочками внутри бетона также размещены газопроводы 9, соединенные кольцевым коллектором 10. Упомянутые газопроводы и коллектор выполнены в виде металлических тросов. В основании 6 выполнен канал "а", который сообщен с коллектором 10 и выведен наружу контейнера. С наружной стороны упомянутый канал перекрыт водородопроницаемой мембраной 11. В варианте исполнения изобретения мембрана 11 выполнена из ниобия. Толщина и площадь мембраны определяются исходя из допустимого давления водорода в порах бетонного массива и допустимой потери в нем водорода за весь период эксплуатации контейнера. В канале "а" основания 6 перед мембраной 11 установлен гаситель пламени 12, который в варианте исполнения изобретения выполнен в виде газопроницаемой пробки из гравия. The container for transportation and / or storage of spent nuclear fuel contains an outer 1 and an inner 2 cylindrical shells with bottoms 3 and 4, made of sheet steel. The cavity between the shells is filled with heavy concrete 5. On top of the cavity, the honey shells and the inner cavity of the container are blocked respectively by the base 6 and two covers 7, 8, located one above the other and placed on the said base. Inside the concrete aggregate 5 over the entire height of the container is placed a power reinforcement in the form of a lattice consisting of ring and longitudinal metal rods connected with the base 6 and with the bottom of the outer shell 1 (not shown in the drawing). In the cavity between the shells inside the concrete, gas pipelines 9 are also connected, connected by an annular collector 10. The gas pipelines and the collector are made in the form of metal cables. At the base 6, a channel "a" is made, which is in communication with the collector 10 and brought out of the container. On the outside, said channel is covered by a hydrogen permeable membrane 11. In an embodiment of the invention, the membrane 11 is made of niobium. The thickness and area of the membrane are determined based on the allowable hydrogen pressure in the pores of the concrete mass and the allowable loss of hydrogen in it for the entire period of operation of the container. In the channel "a" of the base 6, a flame extinguisher 12 is installed in front of the membrane 11, which in the embodiment of the invention is made in the form of a gas-permeable plug of gravel.
Контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива работает следующим образом. A container for transporting and / or storage of spent nuclear fuel works as follows.
Контейнер устанавливают в загрузочной камере, либо непосредственно в бассейне вдержки приреакторного хранилища, где в него загружаются кассеты (сборки) с ОЯТ по технологии, определяемой конструктивной схемой хранилища, типом ОЯТ и технологией его обращения на АЭС (на чертеже не показано). Закрывают крышки 7, 8 контейнера и последний устанавливается на транспортное средство, которым перевозится к месту длительного хранения. В месте длительного хранения контейнер перегружается с транспортного средства и устанавливается на место хранения. The container is installed in the loading chamber, or directly in the support pool of the reactor storage, where it loaded cassettes (assemblies) of spent nuclear fuel according to the technology determined by the design of the storage, type of spent nuclear fuel and its handling technology at nuclear power plants (not shown in the drawing). Close the lids 7, 8 of the container and the latter is installed on the vehicle, which is transported to the place of long-term storage. In the place of long-term storage, the container is reloaded from the vehicle and installed at the storage place.
При эксплуатации контейнера водород, который образуется в бетонном массиве в результате реакций радиолиза воды и коррозии металла за счет диффузии по бетону, достигает газопроводящих металлических тросов 9 и далее через коллектор 10 и канал "а" доходит до водородопроницаемой мембраны 11. Диффундируя через мембрану, водород выходит из контейнера в окружающее контейнер пространство. During the operation of the container, hydrogen, which is formed in the concrete mass as a result of the radiolysis of water and corrosion of the metal due to diffusion through concrete, reaches the gas-conducting metal cables 9 and then through the collector 10 and the channel “a” reaches the hydrogen-permeable membrane 11. Hydrogen diffusing through the membrane leaves the container in the space surrounding the container.
Если в результате разрыва мембраны, например при резком повышении давления водорода в бетонном массиве, и интенсивного выхода газа из контейнера произойдет возгорание, то наличие гасителя пламени в канале "а" перекрытия будет препятствовать распространению пламени внутрь бетонного массива. If as a result of rupture of the membrane, for example, when a sharp increase in the pressure of hydrogen in the concrete mass and an intense exit of gas from the container occurs, ignition occurs, the presence of a flame damper in the channel "a" of the ceiling will prevent the spread of flame inside the concrete mass.
Таким образом, благодаря особенностям выполнения предлагаемое устройство обеспечивает предохранение контейнера от разрушения вследствие повышения давления водорода внутри бетонного массива в результате реакций радиолиза и коррозии металла и одновременно при нештатных ситуациях исключает возможность распространения пламени внутрь бетонного массива контейнера. Thus, due to the peculiarities of the implementation, the proposed device provides protection of the container from destruction due to an increase in hydrogen pressure inside the concrete mass due to radiolysis and metal corrosion and, at the same time, in case of emergency, excludes the possibility of flame spreading inside the concrete mass of the container.
Claims (3)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU95110099/25A RU2089948C1 (en) | 1995-06-14 | 1995-06-14 | Container for transportation and/or storage of spent nuclear fuel |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU95110099/25A RU2089948C1 (en) | 1995-06-14 | 1995-06-14 | Container for transportation and/or storage of spent nuclear fuel |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU95110099A RU95110099A (en) | 1997-06-20 |
| RU2089948C1 true RU2089948C1 (en) | 1997-09-10 |
Family
ID=20168956
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU95110099/25A RU2089948C1 (en) | 1995-06-14 | 1995-06-14 | Container for transportation and/or storage of spent nuclear fuel |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2089948C1 (en) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2152648C1 (en) * | 1998-08-25 | 2000-07-10 | Открытое акционерное общество "Сосна" | Container for long-time storage of harmful wastes |
| FR2844385A1 (en) * | 2002-09-11 | 2004-03-12 | Pellenc Sa | System for preventing inflation of radioactive bitumen coatings in containers uses material that is porous to gases but impermeable to bitumen |
| RU2364964C1 (en) * | 2007-12-03 | 2009-08-20 | Открытое акционерное общество "Конструкторское бюро специального машиностроения" | Metal-concrete container for transportation and-or storage of spent nuclear fuel |
-
1995
- 1995-06-14 RU RU95110099/25A patent/RU2089948C1/en not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| 1. Авторское свидетельство СССР N 1630558, кл. G 21 F 5/00, 1994. 2. Патент ФРГ N 3321250, кл. G 21 F 5/00, 1984. 3. Заявка ЕПВ N 0264521, кл. G 21 F 5/00, 1988. * |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2152648C1 (en) * | 1998-08-25 | 2000-07-10 | Открытое акционерное общество "Сосна" | Container for long-time storage of harmful wastes |
| FR2844385A1 (en) * | 2002-09-11 | 2004-03-12 | Pellenc Sa | System for preventing inflation of radioactive bitumen coatings in containers uses material that is porous to gases but impermeable to bitumen |
| RU2364964C1 (en) * | 2007-12-03 | 2009-08-20 | Открытое акционерное общество "Конструкторское бюро специального машиностроения" | Metal-concrete container for transportation and-or storage of spent nuclear fuel |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU95110099A (en) | 1997-06-20 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN108352203B (en) | Nuclear waste storage tank | |
| US5646971A (en) | Method and apparatus for the underwater loading of nuclear materials into concrete containers employing heat removal systems | |
| KR102593423B1 (en) | Containment cask for drums containing radioactive hazardous waste | |
| CN103345955B (en) | Medium and low radioactive nuclear waste treatment device | |
| KR880004491A (en) | Natural heat dissipation reactor containment vessel | |
| RU2084975C1 (en) | Container for spent fuel transporting and/or storage | |
| US3713968A (en) | Composite pressure supression containment structure for nuclear power reactors | |
| KR19990082245A (en) | Container for transporting, storing and containing nuclear fuel assemblies | |
| US3438857A (en) | Containment vessel construction for nuclear power reactors | |
| FI4018462T3 (en) | RADIATION PROTECTED ENCLOSURE FOR USED NUCLEAR FUEL TANK | |
| US4528454A (en) | Radiation-shielding transport and storage container | |
| CN1531735A (en) | Improved containers for the transport of uranium hexafluoride | |
| CN102171769B (en) | Containers for the transport and storage of uranium hexafluoride | |
| RU2152649C1 (en) | Method and device for detrimental waste storage | |
| RU2089948C1 (en) | Container for transportation and/or storage of spent nuclear fuel | |
| JP6775062B1 (en) | Nuclear fuel debris container with porous columnar inserts | |
| RU2364964C1 (en) | Metal-concrete container for transportation and-or storage of spent nuclear fuel | |
| US3568385A (en) | Prestressed concrete pressure vessel for nuclear reactors | |
| JP4280921B2 (en) | Nuclear reactor dismantling method | |
| US5421479A (en) | Fire safe and projectile resistant container | |
| RU2189648C1 (en) | Metal-concrete container for transport and/or storage of spent nuclear-reactor fuel assemblies | |
| SU803874A3 (en) | Method of burial of radioactive waste | |
| JP2006275730A (en) | Cask structure | |
| RU2067326C1 (en) | Assembly to reload spent nuclear fuel | |
| US4687625A (en) | Piping of nuclear reactor containment vessel |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20060615 |