RU2194318C1 - Shipping and/or storage container for spent fuel assemblies of nuclear reactors - Google Patents
Shipping and/or storage container for spent fuel assemblies of nuclear reactors Download PDFInfo
- Publication number
- RU2194318C1 RU2194318C1 RU2001120517/06A RU2001120517A RU2194318C1 RU 2194318 C1 RU2194318 C1 RU 2194318C1 RU 2001120517/06 A RU2001120517/06 A RU 2001120517/06A RU 2001120517 A RU2001120517 A RU 2001120517A RU 2194318 C1 RU2194318 C1 RU 2194318C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- container
- getter material
- spent fuel
- fuel assemblies
- spent
- Prior art date
Links
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 title claims abstract description 49
- 230000000712 assembly Effects 0.000 title claims abstract description 32
- 238000000429 assembly Methods 0.000 title claims abstract description 32
- 238000003860 storage Methods 0.000 title abstract description 25
- 239000000463 material Substances 0.000 claims abstract description 50
- 125000006850 spacer group Chemical group 0.000 claims abstract description 20
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims abstract description 13
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims abstract description 13
- 230000005855 radiation Effects 0.000 claims abstract description 6
- 238000009434 installation Methods 0.000 claims abstract description 5
- -1 polyethylene Polymers 0.000 claims abstract description 5
- 239000004698 Polyethylene Substances 0.000 claims abstract description 4
- 229920000573 polyethylene Polymers 0.000 claims abstract description 4
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 claims description 26
- 238000007789 sealing Methods 0.000 claims description 19
- 239000012528 membrane Substances 0.000 claims description 12
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 claims description 4
- 238000004891 communication Methods 0.000 claims description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 3
- 238000012856 packing Methods 0.000 abstract 2
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 19
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 11
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 8
- 238000001035 drying Methods 0.000 description 5
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 4
- 239000002253 acid Substances 0.000 description 4
- MWUXSHHQAYIFBG-UHFFFAOYSA-N nitrogen oxide Inorganic materials O=[N] MWUXSHHQAYIFBG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 238000004806 packaging method and process Methods 0.000 description 4
- 230000002378 acidificating effect Effects 0.000 description 3
- ODINCKMPIJJUCX-UHFFFAOYSA-N calcium oxide Inorganic materials [Ca]=O ODINCKMPIJJUCX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 238000012432 intermediate storage Methods 0.000 description 3
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 3
- 238000001291 vacuum drying Methods 0.000 description 3
- IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N Atomic nitrogen Chemical compound N#N IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- CURLTUGMZLYLDI-UHFFFAOYSA-N Carbon dioxide Chemical compound O=C=O CURLTUGMZLYLDI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910001018 Cast iron Inorganic materials 0.000 description 2
- BRPQOXSCLDDYGP-UHFFFAOYSA-N calcium oxide Chemical compound [O-2].[Ca+2] BRPQOXSCLDDYGP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000000292 calcium oxide Substances 0.000 description 2
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 2
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 2
- 238000001179 sorption measurement Methods 0.000 description 2
- 238000003466 welding Methods 0.000 description 2
- ZCYVEMRRCGMTRW-UHFFFAOYSA-N 7553-56-2 Chemical compound [I] ZCYVEMRRCGMTRW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- IOVCWXUNBOPUCH-UHFFFAOYSA-N Nitrous acid Chemical class ON=O IOVCWXUNBOPUCH-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000004952 Polyamide Substances 0.000 description 1
- 235000004443 Ricinus communis Nutrition 0.000 description 1
- YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N Tritium Chemical compound [3H] YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N 0.000 description 1
- 229910021536 Zeolite Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 description 1
- 239000011230 binding agent Substances 0.000 description 1
- 229910052799 carbon Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000001569 carbon dioxide Substances 0.000 description 1
- 229910002092 carbon dioxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 1
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 1
- 238000005520 cutting process Methods 0.000 description 1
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 1
- 239000002274 desiccant Substances 0.000 description 1
- HNPSIPDUKPIQMN-UHFFFAOYSA-N dioxosilane;oxo(oxoalumanyloxy)alumane Chemical compound O=[Si]=O.O=[Al]O[Al]=O HNPSIPDUKPIQMN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000007613 environmental effect Effects 0.000 description 1
- 239000008187 granular material Substances 0.000 description 1
- 239000010440 gypsum Substances 0.000 description 1
- 229910052602 gypsum Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002927 high level radioactive waste Substances 0.000 description 1
- XMBWDFGMSWQBCA-UHFFFAOYSA-N hydrogen iodide Chemical compound I XMBWDFGMSWQBCA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910000043 hydrogen iodide Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000001771 impaired effect Effects 0.000 description 1
- 239000011261 inert gas Substances 0.000 description 1
- XMBWDFGMSWQBCA-NJFSPNSNSA-N iodane Chemical class [129IH] XMBWDFGMSWQBCA-NJFSPNSNSA-N 0.000 description 1
- 239000011630 iodine Substances 0.000 description 1
- 229910052740 iodine Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 1
- 230000035515 penetration Effects 0.000 description 1
- 229920002647 polyamide Polymers 0.000 description 1
- 229920000915 polyvinyl chloride Polymers 0.000 description 1
- 239000004800 polyvinyl chloride Substances 0.000 description 1
- 230000002028 premature Effects 0.000 description 1
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 1
- 238000004055 radioactive waste management Methods 0.000 description 1
- 238000005067 remediation Methods 0.000 description 1
- 229910052709 silver Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000004332 silver Substances 0.000 description 1
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 1
- XTQHKBHJIVJGKJ-UHFFFAOYSA-N sulfur monoxide Chemical class S=O XTQHKBHJIVJGKJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052815 sulfur oxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052722 tritium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010457 zeolite Substances 0.000 description 1
Images
Landscapes
- Packages (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к контейнерам для длительного сухого хранения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). The invention relates to containers for long-term dry storage of spent nuclear fuel (SNF).
Известен металлобетонный контейнер для хранения и транспортировки ядерного топлива реакторов РБМК (Металлобетонный контейнер для хранения и транспортирования отработавшего ядерного топлива реакторов РБМК. Зубков А.А. , Фромзель В.Н. и др. //Журнал "Теплоэнергетика". - 11, 1996. - С. 40-44). Известный контейнер содержит корпус, выполненный из двух цилиндрических металлических обечаек, которые расположены одна в другой и приварены к верхнему кованому кольцу. Внутренняя и наружная обечайки имеют приварные днища. Кольцевое пространство между обечайками корпуса, а также пространство между днищами заполнено тяжелым жаростойким бетоном. На верхнем кованом кольце выполнены проточки под установку и приварку внутренней и наружной защитных герметизирующих крышек. В центре внутренней защитной герметизирующей крышки предусмотрено гнездо, где расположено отверстие для дренирования контейнера, вакуумирования и заполнения внутренней полости контейнера газом. После заполнения контейнера газом упомянутое гнездо герметизируется заглушкой на резьбе с последующим уплотнением сваркой. Во внутреннюю полость контейнера вставлена дистанционирующая решетка (чехол) для установки пучков тепловыделяющих сборок РБМК. Дистанционирующая решетка имеет сообщенную с внутренней полостью контейнера центральную трубу с хвостовиком для грузового захвата. Known metal-concrete container for storing and transporting nuclear fuel of RBMK reactors (Metal-concrete container for storing and transporting spent nuclear fuel of RBMK reactors. A. Zubkov, Vromsel VN and others // Journal of Heat. - 11, 1996. - S. 40-44). The known container contains a housing made of two cylindrical metal shells, which are located one in the other and are welded to the upper forged ring. The inner and outer shells have welded bottoms. The annular space between the shell shells, as well as the space between the bottoms, is filled with heavy heat-resistant concrete. Grooves are made on the upper forged ring for installation and welding of the inner and outer protective sealing caps. In the center of the inner protective sealing cover, a socket is provided where an opening is located for draining the container, evacuating and filling the inner cavity of the container with gas. After filling the container with gas, the nest is sealed with a plug on the thread, followed by sealing by welding. A spacer grid (cover) is inserted into the internal cavity of the container for installing bundles of RBMK fuel assemblies. The distance grill has a central pipe connected with the inner cavity of the container with a liner for cargo capture.
Однако в процессе длительного хранения отработавших сборок ТВЭЛ из них во внутреннюю полость контейнера могут выделяться пары воды, радионуклиды и кислые газы. Это связано с тем, что отработавшие сборки ТВЭЛ могут иметь, например, незаметные невооруженным глазом повреждения, в том числе сквозные трещины, через которые в период хранения отработавших сборок ТВЭЛ в приреакторном бассейне выдержки внутрь отработавших сборок ТВЭЛ может проникать вода, которая будет выходить из ТВЭЛов в период их хранения в контейнере. Проводимая вакуумная осушка контейнера после загрузки в него ОЯТ не гарантирует полное удаление влаги из ТВЭЛов и выходящие из них пары воды будут захватывать с собой летучие радионуклиды (например, соединения йода-129, оксиды углерода-14 и др.). Кроме того, в период промежуточного хранения ОЯТ в атмосфере внутренней полости контейнера под воздействием радиации образуются оксиды азота, которые, реагируя с водой, приводят к образованию коррозионно-опасных азотной и азотистой кислот. Пары воды и кислых газов при высокой температуре, до которой нагревается внутренняя полость контейнера за счет тепловыделения ОЯТ, могут вызвать активную коррозию элементов конструкции контейнера, ограничивая срок его службы по причине возможной разгерметизации, т.е. снижается надежность контейнера. Что касается удаления паров воды и кислых газов из внутренней полости контейнера в течение периода промежуточного хранения ОЯТ, то подобная возможность в известном контейнере не предусмотрена. However, during long-term storage of spent fuel assemblies, water vapors, radionuclides and acid gases may be released from them into the internal cavity of the container. This is due to the fact that spent fuel assemblies can have, for example, damage that is invisible to the naked eye, including through cracks, through which water can escape into the spent fuel assemblies during storage of spent fuel assemblies in the spent reactor assemblies, which will exit the fuel elements during their storage in the container. The vacuum drying of the container after loading the spent nuclear fuel does not guarantee complete removal of moisture from the fuel rods and the water vapor leaving them will capture volatile radionuclides (for example, iodine-129 compounds, carbon oxides-14, etc.). In addition, during the period of intermediate storage of spent nuclear fuel in the atmosphere of the internal cavity of the container, nitrogen oxides are formed under the influence of radiation, which, reacting with water, lead to the formation of corrosive nitric and nitrous acids. Vapors of water and acid gases at high temperatures, to which the internal cavity of the container is heated due to the heat release of SNF, can cause active corrosion of the structural elements of the container, limiting its service life due to possible depressurization, i.e. container reliability is reduced. As for the removal of water vapor and acidic gases from the inner cavity of the container during the period of intermediate storage of spent nuclear fuel, a similar possibility is not provided in the known container.
Известен контейнер для транспортировки и/или хранения отработавших сборок ТВЭЛ ядерных реакторов атомных электростанций по патентной заявке DE 19733283 A1, G 21 F 5/008, В 65 D 81/26, 1999 г. Известный защитный контейнер содержит корпус с боковыми стенками и днищем и герметичное перекрытие внутренней полости контейнера, выполненное в виде по меньшей мере одной защитной герметизирующей крышки. Во внутренней полости защитного контейнера выполнено определенное количество гнезд для размещения отработавших сборок ТВЭЛ. Защитная герметизирующая крышка имеет по меньшей мере одно закрывающееся глухой пробкой сквозное отверстие, под которым во внутренней полости защитного контейнера в вертикальном положении размещается адсорбер остаточной влаги (влагопоглотитель) с молекулярным фильтром. Адсорбер остаточной влаги снабжен приемной упаковкой для молекулярного фильтра или набора молекулярных фильтров. Последняя выполнена из высококачественной стали и имеет влагопроницаемые стенки. Через определенный промежуток времени, достаточный для адсорбции влаги, оставшейся во внутренней полости контейнера, адсорбер остаточной влаги может быть заменен. Размеры адсорбера остаточной влаги, с одной стороны, и размеры упомянутого сквозного отверстия, с другой стороны, находятся в таком соотношении, что адсорбер остаточной влаги в сборе вводится в защитный контейнер и выводится из защитного контейнера через сквозное отверстие, которое при вакуумной осушке загруженного контейнера используется в качестве отверстия для удаления воды. Молекулярный фильтр представляет собой, в частности, природный или синтетический цеолит с сильной адсорбирующей способностью для газов и паров. A known container for transporting and / or storage of spent assemblies of fuel elements of nuclear reactors of nuclear power plants according to patent application DE 19733283 A1, G 21 F 5/008, B 65 D 81/26, 1999. The known protective container contains a housing with side walls and a bottom and tight overlap of the inner cavity of the container, made in the form of at least one protective sealing cover. A certain number of slots are made in the inner cavity of the protective container to accommodate spent fuel assemblies. The protective sealing cover has at least one through-hole closed with a blank plug, under which a residual moisture adsorber (desiccant) with a molecular filter is placed in the vertical cavity of the protective container. The residual moisture adsorber is provided with a receiver packaging for a molecular filter or a set of molecular filters. The latter is made of stainless steel and has moisture permeable walls. After a certain period of time sufficient to adsorb moisture remaining in the internal cavity of the container, the residual moisture adsorber can be replaced. The dimensions of the residual moisture adsorber, on the one hand, and the dimensions of the through hole mentioned, on the other hand, are in such a ratio that the residual moisture adsorber assembly is introduced into the protective container and removed from the protective container through the through hole, which is used for vacuum drying of the loaded container as a hole for removing water. The molecular filter is, in particular, a natural or synthetic zeolite with a strong adsorption capacity for gases and vapors.
В другом варианте выполнения приемная упаковка адсорбера остаточной влаги вставляется во внутреннюю полость защитного контейнера и последняя закрывается защитной герметизирующей крышкой. После проведения через упомянутое сквозное отверстие вакуумной осушки внутренней полости контейнера молекулярный фильтр или набор молекулярных фильтров вводится через сквозное отверстие в приемную упаковку адсорбера остаточной влаги, установленную вертикально ниже сквозного отверстия, после чего указанное отверстие закрывается глухой пробкой. Молекулярный фильтр через достаточно большой промежуток времени адсорбции извлекается, в частности высасывается из приемной упаковки адсорбера остаточной влаги через сквозное отверстие, после чего очищается, в частности, методом отсасывания влаги из него. Этот вариант выполнения допускает возможность замены молекулярного фильтра или набора молекулярных фильтров. Известный защитный контейнер предназначен, в основном, для промежуточного хранения отработавших сборок ТВЭЛ, например, в течение 40 лет. Вместе с этим защитный контейнер допускает возможность транспортировки и/или хранения других излучающих, в частности, нейтроны объектов. In another embodiment, the receiving packaging of the residual moisture adsorber is inserted into the inner cavity of the protective container and the latter is closed with a protective sealing cover. After passing through the aforementioned through hole of the vacuum drying of the inner cavity of the container, a molecular filter or a set of molecular filters is introduced through the through opening into the receiving packaging of the residual moisture adsorber installed vertically below the through opening, after which the said opening is closed with a blind plug. After a sufficiently long adsorption period, the molecular filter is removed, in particular, it is sucked from the receiver packaging of the residual moisture adsorber through the through hole, and then it is cleaned, in particular, by sucking moisture from it. This embodiment allows the replacement of a molecular filter or a set of molecular filters. Known protective container is intended mainly for the intermediate storage of spent fuel assemblies, for example, for 40 years. At the same time, the protective container allows for the transportation and / or storage of other objects emitting, in particular, neutrons.
Недостатком известного устройства контейнера является то, что оно предполагает выполнение в защитной герметизирующей крышке герметично закрываемых сквозных отверстий для загрузки адсорбера остаточной влаги. Учитывая требования, предъявляемые к герметичности контейнеров с ОЯТ, в частности необходимость выполнения по меньшей мере двух контуров герметизации и необходимость обеспечения возможности контроля герметичности всех разъемных соединений, выполнение в защитной герметизирующей крышке упомянутых сквозных отверстий приводит к усложнению контейнера и к снижению его надежности. Кроме того, в известном устройстве при загрузке адсорбера остаточной влаги в контейнер возможно поглощение молекулярным фильтром влаги из окружающей среды, что снижает влагопоглощающую способность последнего. Вместе с этим к недостаткам известного устройства можно отнести то, что установка адсорбера остаточной влаги связана с разгерметизацией контейнера и возможностью выброса в атмосферу радиоактивных газов. A disadvantage of the known device of the container is that it involves the implementation in the protective sealing cover of hermetically sealed through holes for loading the adsorber of residual moisture. Taking into account the requirements for tightness of containers with SNF, in particular the need to perform at least two sealing loops and the need to ensure the tightness of all detachable connections, the implementation of the aforementioned through holes in the protective sealing cover makes the container more complicated and reduces its reliability. In addition, in the known device, when the residual moisture adsorber is loaded into the container, it is possible for the molecular filter to absorb moisture from the environment, which reduces the moisture absorption capacity of the latter. Along with this, the disadvantages of the known device include the fact that the installation of the residual moisture adsorber is associated with the depressurization of the container and the possibility of emission of radioactive gases into the atmosphere.
Наиболее близким по совокупности существенных признаков с заявленным изобретением является защитный контейнер CASTOR BARRE, созданный как для транспортировки, так и для хранения отработавшего ядерного топлива (DRY STORAGE IN CASKS AT THE SITE OF SUPER-PHENIX - THE SPECIAL PROBLEM OF THE TRITIUM GETTER-PROCESS WITHIN A TRANSPORT AND STORAGE CASK FILLED WITH ABSORBER RODS /K.Janberg and F.Petrucci //ICEM 95. - Proceedings of the Fifth International Conference on Radioactive Waste Management and Environmental Remediation. - Volume 1. - Cross-Cutting Issnes and Management of High-Level Waste and Spent Fuel. - C. 285-287). The closest set of essential features with the claimed invention is the protective container CASTOR BARRE, designed both for transportation and storage of spent nuclear fuel (DRY STORAGE IN CASKS AT THE SITE OF SUPER-PHENIX - THE SPECIAL PROBLEM OF THE TRITIUM GETTER-PROCESS WITHIN A TRANSPORT AND STORAGE CASK FILLED WITH ABSORBER RODS / K. Janberg and F. Petrucci // ICEM 95. - Proceedings of the Fifth International Conference on Radioactive Waste Management and Environmental Remediation. - Volume 1. - Cross-Cutting Issnes and Management of High -Level Waste and Spent Fuel. - C. 285-287).
Известный контейнер содержит монолитный чугунный корпус, внутренняя полость которого закрывается двумя защитными герметизирующими крышками, имеющими металлическое уплотнение, обеспечивающее заданную герметичность контейнера в течение срока хранения до 40 лет. Во внутреннюю полость контейнера вставлена дистанционирующая решетка, в которую могут быть загружены 12 стерженевых элементов с ОЯТ. В дистанционирующей решетке предусмотрены места для установки 5-ти сменных герметичных упаковок с геттерным материалом. В качестве геттерного материала используются активированный серебром диоксид марганца и оксид кальция. В каждой из упаковок содержится 2 кг геттерного материала. Каждая герметичная упаковка выполнена в виде помещенной в соответствующую гильзу трубки с геттерным материалом, снабженной штоком, взаимодействующим с внутренней защитной герметизирующей крышкой при закрывании загруженного контейнера. При закрывании защитной герметизирующей крышки трубка с геттерным материалом выдавливается (выдвигается) из гильзы во внутреннюю полость контейнера и происходит разгерметизация упаковки. Таким образом, до закрывания защитной герметизирующей крышки контейнера сохраняется целостность упаковки с геттерным материалом, чем предотвращается поглощение последним влаги из окружающей среды, а следовательно, и снижение влагопоглощающей способности помещенного в упаковку геттерного материала. The known container contains a cast-iron cast-iron housing, the inner cavity of which is closed by two protective sealing caps having a metal seal, which ensures the specified tightness of the container for a shelf life of up to 40 years. A spacer grid is inserted into the container’s internal cavity into which 12 rod elements with SNF can be loaded. In the spacer grid there are places for installing 5 replaceable sealed packages with getter material. As the getter material, silver activated manganese dioxide and calcium oxide are used. Each package contains 2 kg of getter material. Each sealed package is made in the form of a tube with getter material placed in the corresponding sleeve, equipped with a rod interacting with the internal protective sealing cover when closing the loaded container. When closing the protective sealing cover, the getter tube is squeezed (pushed out) from the sleeve into the internal cavity of the container and the package is depressurized. Thus, until the protective sealing lid of the container is closed, the integrity of the package with getter material is preserved, which prevents the latter from absorbing moisture from the environment and, consequently, reducing the moisture absorption capacity of the getter material placed in the package.
Подобный контейнер может быть использован для транспортировки и/или хранения отработавших сборок ТВЭЛ. Однако в случае наличия во внутренней полости контейнера влаги, появившейся в результате недостаточной осушки отработавших сборок ТВЭЛ при перегрузке их из приреакторного бассейна выдержки, и необходимости осуществления осушки внутренней полости контейнера в процессе подготовки ОЯТ к длительному хранению в процессе осушки контейнера будет происходить одновременное поглощение влаги геттерным материалом. Таким образом, происходит снижение влагопоглощающей способности геттерного материала, в результате чего последний в течение заданного времени хранения контейнера с ОЯТ не обеспечивает достаточно полного поглощения паров воды и кислых газов, попадающих во внутреннюю полость контейнера в результате выделения их, например, из поврежденных отработавших сборок ТВЭЛ. A similar container can be used for transportation and / or storage of spent fuel assemblies. However, if there is moisture in the inner cavity of the container resulting from insufficient drying of spent fuel assemblies during overloading from the reactor’s after-treatment pool and if it is necessary to dry the inner cavity of the container during the preparation of spent nuclear fuel for long-term storage, the getter will simultaneously absorb moisture by getter material. Thus, the moisture absorption capacity of the getter material decreases, as a result of which the latter for a given storage time of the SNF container does not provide a sufficient complete absorption of water vapor and acid gases entering the internal cavity of the container as a result of their release, for example, from damaged spent fuel assemblies .
Задача, решаемая изобретением, заключается в создании контейнера для транспортировки и/или хранения отработавших сборок ТВЭЛ реакторов, обеспечивающего возможность повышения надежности эксплуатации контейнера в течение заданного времени хранения ОЯТ. The problem solved by the invention is to create a container for transportation and / or storage of spent assemblies of fuel elements of reactors, providing the opportunity to increase the reliability of operation of the container for a given storage time of spent nuclear fuel.
Указанная задача решается благодаря тому, что в контейнере для транспортировки и/или хранения отработавших сборок ТВЭЛ ядерных реакторов, содержащем корпус, герметичное перекрытие полости контейнера, выполненное в виде по меньшей мере одной защитной герметизирующей крышки, вставленную в полость контейнера дистанционирующую решетку для установки отработавших сборок ТВЭЛ ядерных реакторов и по меньшей мере одной герметичной упаковки с геттерным материалом, разгерметизируемой после установки в дистанционирующую решетку, согласно изобретению дистанционирующая решетка контейнера имеет центральную трубу со съемным хвостовиком для грузового захвата. Труба сообщена с полостью контейнера и выполнена с возможностью размещения внутри нее по меньшей мере одной герметичной упаковки с геттерным материалом. Последняя выполнена в виде барабана, включающего соосные наружную и внутреннюю цилиндрические металлические оболочки, установленные с зазором одна относительно другой с образованием двух полостей. Одна из этих полостей со стороны торцев барабана перекрыта разрушаемыми мембранами, а в другую полость помещен геттерный материал. При этом внутренняя цилиндрическая металлическая оболочка выполнена газопроницаемой. This problem is solved due to the fact that in the container for transportation and / or storage of spent fuel assemblies of nuclear reactors containing a housing, a tight closure of the container cavity, made in the form of at least one protective sealing cover, a spacer grid for inserting spent assemblies inserted into the cavity of the container Fuel elements of nuclear reactors and at least one sealed package with getter material that is depressurized after installation in a spacer grid, according to Retenu a spacing grille container has a central tube with a removable liner for a cargo hold. The pipe communicates with the cavity of the container and is configured to place at least one sealed package with getter material inside it. The latter is made in the form of a drum, including coaxial outer and inner cylindrical metal shells, installed with a gap one relative to the other with the formation of two cavities. One of these cavities from the side of the ends of the drum is covered by destructible membranes, and getter material is placed in the other cavity. In this case, the inner cylindrical metal shell is made gas permeable.
Вместе с этим упомянутые мембраны выполнены из материала, разрушающегося в загруженном состоянии контейнера при радиационном и/или тепловом воздействии со стороны отработавших сборок ТВЭЛ. Along with this, the mentioned membranes are made of material that collapses in the loaded state of the container during radiation and / or thermal exposure from spent fuel assemblies.
В этом варианте выполнения изобретения контейнер может содержать в качестве материала мембран полиэтилен. In this embodiment, the container may comprise polyethylene as the membrane material.
Внутренняя цилиндрическая металлическая оболочка упаковки для геттерного материала может быть выполнена в виде перфорированной обечайки. The inner cylindrical metal shell of the package for getter material can be made in the form of a perforated shell.
В другом варианте выполнения внутренняя цилиндрическая металлическая оболочка упаковки для геттерного материала может быть выполнена сеточной. In another embodiment, the inner cylindrical metal shell of the package for getter material can be made mesh.
Технический результат использования изобретения состоит в том, что оно обеспечивает возможность повышения надежности эксплуатации контейнера благодаря оптимальному использованию геттерного материала в результате того, что не происходит преждевременного контакта последнего с газовой средой, заполняющей внутреннюю полость контейнера. Вместе с этим изобретение позволяет рационально использовать внутренний объем контейнера благодаря размещению упаковок с геттерным материалом внутри центральной трубы, выполняющей роль силового и такелажного элемента дистанционирующей решетки. The technical result of the use of the invention is that it provides the possibility of increasing the reliability of the container due to the optimal use of getter material as a result of the fact that there is no premature contact of the latter with the gas medium filling the internal cavity of the container. Along with this, the invention makes it possible to rationally use the internal volume of the container due to the placement of packages with getter material inside the central pipe, which acts as a power and rigging element of the spacer grid.
Конструкция контейнера для транспортировки и/или хранения отработавших сборок ТВЭЛ ядерных реакторов схематично представлена на чертежах, где на фиг. 1 показан общий вид контейнера, продольный разрез; на фиг.2 - центральная труба дистанционирующей решетки контейнера с размещенными внутри нее герметичными упаковками с геттерным материалом, продольный разрез. The design of the container for transporting and / or storing spent fuel assemblies of nuclear reactors is schematically shown in the drawings, where in FIG. 1 shows a general view of the container, a longitudinal section; figure 2 - the Central tube of the spacer grid of the container placed inside hermetically sealed packages with getter material, a longitudinal section.
Контейнер для транспортировки и/или хранения отработавших сборок ТВЭЛ ядерных реакторов содержит корпус 1, внутренняя полость "а" которого перекрыта защитной герметизирующей крышкой 2. Во внутреннюю полость "а" контейнера вставлена дистанционирующая решетка 3, включающая диафрагмы 4 с отверстиями-ячейками для установки пеналов (ампул) 5 с отработавшими сборками ТВЭЛ. В другом варианте выполнения (не показано) отработавшие сборки ТВЭЛ могут размещаться непосредственно в трубах, пропущенных через отверстия-ячейки диафрагм 4 и составляющих единое целое с дистанционирующей решеткой. The container for transporting and / or storing spent fuel assemblies of nuclear reactors contains a housing 1, the internal cavity "a" of which is covered with a protective sealing cover 2. A
Дистанционирующая решетка 3 имеет центральную трубу 6 со съемным ввинчиваемым хвостовиком 7 для грузового захвата. Труба 6 сообщена с внутренней полостью "а" контейнера и выполнена с возможностью размещения внутри нее по меньшей мере одной герметичной упаковки 8 с геттерным материалом 9. В варианте осуществления изобретения внутри трубы 6 размещены, например, две герметичные упаковки 8 с геттерным материалом. Упаковки 8 расположены последовательно и разъемно соединены одна с другой. Каждая упаковка 8 выполнена в виде барабана, включающего соосные наружную и внутреннюю цилиндрические металлические оболочки 10 и 11, установленные с зазором одна относительно другой с образованием полостей "в" и "с". В полость "в", образованную между оболочками 10 и 11, помещен геттерный материал 9. Для загрузки геттерного материала в полость "в" на одном из торцев барабана предусмотрена съемная крышка (не показана). Полость "с", образованная внутри оболочки 11, со стороны торцев барабана (упаковки) перекрыта разрушаемыми мембранами 12. Разгерметизация упаковки 8 осуществляется после ее установки в трубу 6 дистанционирующей решетки 3. В варианте выполнения разрушаемые мембраны 12 выполнены из материала, разрушающегося в загруженном состоянии контейнера при радиационном и/или тепловом воздействии со стороны отработавших сборок ТВЭЛ. В качестве материала для мембран в варианте выполнения изобретения используется, например, полиэтилен. В качестве подобного материала могут быть использованы другие полимерные материалы, например полихлорвинил или полиамид. Кроме того, устройство контейнера обеспечивает возможность разгерметизации упаковки 8 механическим путем. Например, целостность мембран 12 может быть нарушена перед установкой защитной герметизирующей крышки 2 через центральное отверстие в съемном хвостовике 7 посредством прокола мембран с помощью соответствующего стержня. The
Внутренняя цилиндрическая металлическая оболочка 11 герметичной упаковки 8 выполнена газопроницаемой. В варианте выполнения оболочка 11 выполнена сеточной. В другом варианте (не показано) оболочка 11 может быть выполнена, например, в виде перфорированной обечайки. The inner
В варианте выполнения изобретения в полость "в" упаковки помещен в качестве геттерного материала гранулированный материал на основе оксида кальция (СаО). Например, может быть использован материал, представляющий собой оксид кальция, гранулированный путем добавки к нему в качестве связующего высокообжигового гипса. In an embodiment of the invention, a granular material based on calcium oxide (CaO) is placed as a getter material in the cavity “in” the package. For example, a calcium oxide material granulated by adding to it as a high calcined gypsum binder can be used.
Количество геттерного материала, помещаемого в контейнер, принимается исходя из суммарного максимально возможного (статистически ожидаемого количества) выделения воды и кислых (коррозионно-опасных) газов из установленных в дистанционирующую решетку контейнера отработавших сборок ТВЭЛ в течение всего времени их хранения в контейнере. The amount of getter material placed in the container is taken based on the total maximum possible (statistically expected amount) release of water and acidic (corrosive) gases from the spent fuel assemblies installed in the spacer grid of the container during the entire time they are stored in the container.
Использование контейнера в промышленности осуществляется следующим образом. The use of the container in industry is as follows.
Контейнер предназначен для сухого хранения преимущественно отработавших тепловыделяющих сборок атомных электростанций с реактором РБМК-1000 в течение, например, 50 лет в хранилище АЭС с последующей транспортировкой отработавшего ядерного топлива в региональное хранилище либо на радиохимический комбинат с целью дальнейшей переработки ядерного топлива. The container is designed for dry storage of predominantly spent fuel assemblies of nuclear power plants with an RBMK-1000 reactor for, for example, 50 years in a nuclear power plant storage facility, followed by transportation of spent nuclear fuel to a regional storage facility or to a radiochemical plant for the purpose of further processing of nuclear fuel.
В варианте осуществления изобретения герметичные упаковки 8 с геттерным материалом в сборе одна с другой устанавливают в центральную трубу 6 дистанционирующей решетки 3 до упора. Положение упаковок 8 относительно центральной трубы 6 фиксируют с помощью съемного ввинчиваемого хвостовика 7. Разделенное на пучки тепловыделяющих элементов ОЯТ предварительно ампулизируется, и затем ампулы с ОЯТ загружают в дистанционирующую решетку 3. Загрузка ОЯТ в дистанционирующую решетку осуществляется с помощью манипулятора без доступа обслуживающего персонала в камеру загрузки. После заполнения дистанционирующей решетки через раскрываемый донный проем в камере загрузки с помощью хвостовика 7 осуществляется установка загруженной дистанционирующей решетки во внутреннюю полость "а" контейнера, расположенного в помещении под камерой загрузки (не показано). In an embodiment of the invention, the sealed
После загрузки ОЯТ в контейнер дистанционно устанавливается защитная герметизирующая крышка. Затягивается болтовое соединение ее крепления. Производят контроль герметичности уплотнительных элементов. Затем производится осушка внутренней полости "а" контейнера, для чего к предусмотренному в корпусе контейнера клапану подсоединяют присоединительное устройство, соединяющее внутреннюю полость "а" контейнера с системой осушки (не показано). Из внутренней полости контейнера до окончания осушки откачивают парогазовую смесь. В процессе осушки геттерный материал 9, помещенный в герметичную упаковку 8, остается изолированным от газовой среды внутренней полости контейнера. Таким образом, в этот период исключается возможность насыщения геттерного материала водой и такими кислыми газами, как оксиды азота и серы, йодом и йодистым водородом, диоксидом углерода и др. After loading the spent fuel into the container, a protective sealing cover is remotely installed. The bolted connection of its fastening is tightened. Perform tightness control of the sealing elements. Then, the inner cavity “a” of the container is dried, for which purpose a connecting device is connected to the valve provided in the container body, connecting the inner cavity “a” of the container with a drying system (not shown). The vapor-gas mixture is pumped out of the inner cavity of the container until the drying is completed. During the drying process, the
После осушки внутренней полости контейнера при необходимости производится ее вакуумирование и заполнение инертным газом с помощью предусмотренных на контейнере клапанных устройств (не показано). После этого контейнер с отработавшими сборками ТВЭЛ транспортируют к месту предварительного хранения. After drying the inner cavity of the container, if necessary, it is evacuated and filled with inert gas using valve devices provided on the container (not shown). After that, the container with spent fuel assemblies is transported to the place of preliminary storage.
В начальный период хранения контейнера в результате теплового воздействия со стороны ОЯТ происходит разогрев внутренней полости контейнера и, следовательно, герметичных упаковок 8 с геттерным материалом до температуры, существенно превышающей 100oС. Одновременно упаковки с геттерным материалом подвергаются интенсивному радиационному воздействию.In the initial period of storage of the container as a result of the thermal effect from the SNF side, the inner cavity of the container and, therefore, the sealed
В результате радиационного и/или теплового воздействия происходит разрушение материала мембран 12 и, таким образом, нарушается герметичность упаковок 8. Геттерный материал 9 вступает в контакт с газовой средой, заполняющей внутреннюю полость "а" контейнера. Наличие канала, образованного центральной трубой 6, центральным отверстием в хвостовике 7 и внутренними цилиндрическими оболочками 11 последовательно расположенных в упомянутой трубе упаковок 8, позволяет организовать естественную циркуляцию газовой среды во внутренней полости "а" контейнера, чем достигается более интенсивное перемещение газовой смеси и проникновение ее через сеточные оболочки 11 в заполненные геттерным материалом 9 полости "в" упаковок 8. Таким образом, обеспечивается поглощение геттерным материалом паров воды и кислых (коррозионно-опасных) газов, попадающих в газовую среду, заполняющую внутреннюю полость "а" контейнера в результате выделения их, например, из поврежденных отработавших сборок ТВЭЛ. As a result of radiation and / or heat exposure, the material of the
Таким образом, благодаря особенности исполнения контейнера для транспортировки и/или хранения отработавших сборок ТВЭЛ ядерных реакторов изобретение позволяет создать защитный контейнер, обеспечивающий возможность повышения надежности эксплуатации контейнера в течение заданного времени хранения ОЯТ. Вместе с этим изобретение позволяет рационально использовать внутренний объем контейнера благодаря размещению упаковок с геттерным материалом внутри центральной трубы, выполняющей роль силового и такелажного элемента дистанционирующей решетки. Thus, due to the particular design of the container for transportation and / or storage of spent assemblies of fuel elements of nuclear reactors, the invention allows the creation of a protective container that provides the possibility of increasing the reliability of operation of the container for a given storage time of spent nuclear fuel. Along with this, the invention makes it possible to rationally use the internal volume of the container due to the placement of packages with getter material inside the central pipe, which acts as a power and rigging element of the spacer grid.
Claims (5)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2001120517/06A RU2194318C1 (en) | 2001-07-23 | 2001-07-23 | Shipping and/or storage container for spent fuel assemblies of nuclear reactors |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2001120517/06A RU2194318C1 (en) | 2001-07-23 | 2001-07-23 | Shipping and/or storage container for spent fuel assemblies of nuclear reactors |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2194318C1 true RU2194318C1 (en) | 2002-12-10 |
Family
ID=20251985
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2001120517/06A RU2194318C1 (en) | 2001-07-23 | 2001-07-23 | Shipping and/or storage container for spent fuel assemblies of nuclear reactors |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2194318C1 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP4494743A1 (en) * | 2023-07-20 | 2025-01-22 | Skoda JS a.s. | Method of desiccation of casks for spent nuclear fuel and/or radioactive waste, cask for spent nuclear fuel and/or radioactive waste, and hollow body containing desiccant for such cask |
| RU2847381C1 (en) * | 2025-01-28 | 2025-10-06 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Transport packaging container for transportation and temporary storage of unsealed spent nuclear fuel |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE4026487A1 (en) * | 1990-08-22 | 1992-02-27 | Siempelkamp Gmbh & Co | Spent fuel element transport and storage container - with integral fuel element holders made by casting cast iron |
| SU1790792A3 (en) * | 1991-05-06 | 1993-01-23 | Пpoизboдctbehhoe Oб'eдиhehиe "Ижopckий Зaboд" | Transport container for worked out fuel elements |
| RU2009554C1 (en) * | 1992-02-05 | 1994-03-15 | Акционерное общество открытого типа "Ижорские заводы" | Container for defective fuel assemblies transporting |
| SU1653456A1 (en) * | 1989-05-03 | 1996-12-10 | А.Н. Кондратьев | Container for conveying spent fuel assemblies of vver-1000 reactor |
-
2001
- 2001-07-23 RU RU2001120517/06A patent/RU2194318C1/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| SU1653456A1 (en) * | 1989-05-03 | 1996-12-10 | А.Н. Кондратьев | Container for conveying spent fuel assemblies of vver-1000 reactor |
| DE4026487A1 (en) * | 1990-08-22 | 1992-02-27 | Siempelkamp Gmbh & Co | Spent fuel element transport and storage container - with integral fuel element holders made by casting cast iron |
| SU1790792A3 (en) * | 1991-05-06 | 1993-01-23 | Пpoизboдctbehhoe Oб'eдиhehиe "Ижopckий Зaboд" | Transport container for worked out fuel elements |
| RU2009554C1 (en) * | 1992-02-05 | 1994-03-15 | Акционерное общество открытого типа "Ижорские заводы" | Container for defective fuel assemblies transporting |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| K. JANBERG, F. PETRUCCI, Dry Storage in Casks at the Site of Super-phenix, ICEM 95, Proceedings of the Fifth International Conference on Radioactive Waste Management and Environmental Remediation, Volume 1, 1995, с.285-287. * |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP4494743A1 (en) * | 2023-07-20 | 2025-01-22 | Skoda JS a.s. | Method of desiccation of casks for spent nuclear fuel and/or radioactive waste, cask for spent nuclear fuel and/or radioactive waste, and hollow body containing desiccant for such cask |
| RU2847381C1 (en) * | 2025-01-28 | 2025-10-06 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Transport packaging container for transportation and temporary storage of unsealed spent nuclear fuel |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US10026514B2 (en) | Canister apparatus and basket for transporting, storing and/or supporting spent nuclear fuel | |
| CN103345955B (en) | Medium and low radioactive nuclear waste treatment device | |
| KR101000883B1 (en) | Method and apparatus for drying high level waste based on dew point temperature measurement | |
| JP7121856B2 (en) | Multi-component cask for storage and transport of spent nuclear fuel | |
| US8718221B2 (en) | Method of transferring high level radioactive materials, and system for the same | |
| KR102593423B1 (en) | Containment cask for drums containing radioactive hazardous waste | |
| US4972087A (en) | Shipping container for low level radioactive or toxic materials | |
| US20190280259A1 (en) | Rechargeable battrey transportation device for a rechargeable battery | |
| JP2014522490A (en) | Filling device, system, and method for transferring hazardous waste into a sealable container | |
| RU2353010C1 (en) | Ampoule for spent fuel assembly | |
| CN1875430B (en) | Method and apparatus for packaging unsealed nuclear fuel rods for transport and storage or long-term storage | |
| JP6775062B1 (en) | Nuclear fuel debris container with porous columnar inserts | |
| RU2194318C1 (en) | Shipping and/or storage container for spent fuel assemblies of nuclear reactors | |
| RU2490734C1 (en) | Treatment method of spent nuclear fuel of rbmk-1000 reactor, and devices for its implementation | |
| US20120201340A1 (en) | System and Method for Integration of Wet and Dry Nuclear Fuel Storage | |
| RU2238599C2 (en) | Method for removing water vapors and gaseous fission products of fuel form gaseous medium inside contained for shipment and/or storage of spent fuel assemblies of nuclear reactors | |
| US20100179367A1 (en) | Device For Cleaning And/Or Securing A Safe Containment Defined In A Device For Transporting And/Or Storing Radioactive Materials | |
| CN104700914A (en) | Container | |
| JP4925465B2 (en) | Method and apparatus for removing combustible gas in a closed chamber and chamber equipped with such an apparatus | |
| US10186336B2 (en) | Packaging design for storage, transportation, and disposal of disused radiological sources | |
| KR20210032277A (en) | Nuclear-waste storage/transport container and method of drying same | |
| RU2847381C1 (en) | Transport packaging container for transportation and temporary storage of unsealed spent nuclear fuel | |
| RU2510087C1 (en) | Canister for spent nuclear fuel of vver-1000 water-cooled power reactor | |
| RU2403638C1 (en) | Cartridge for spent fuel assembly | |
| JP5952393B2 (en) | A modular process flow facility plan for storing hazardous waste. |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20060724 |