×
07.02.2019
219.016.b788

Результат интеллектуальной деятельности: Чехол хранения отработавших тепловыделяющих сборок от реакторов типа ВВЭР-1000

Вид РИД

Изобретение

Аннотация: Изобретение относится к ядерной технике, в частности к средствам для хранения отработавших ядерных топливных элементов реактора ВВЭР 1000. Чехол хранения отработавших тепловыделяющих сборок от реакторов типа ВВЭР-1000 состоит из чехловых труб, центрального стержня с грибком, крышки, дистанционирующих решеток, дна. Сечения отверстий в дистанционирующих решетках и труб выполнены в виде шестигранников; дистанционирующие решетки выполнены круглыми; материал чехловых труб - борированная сталь; количество чехловых труб для размещения тепловыделяющих сборок – восемнадцать; оси чехловых труб расположены симметрично относительно центральных осей чехла, с номинальными значениями размеров чехла: D1 = 595 мм, D2 = 1190 мм, β = 30º, где D – внутренний диаметр, на котором расположены чехловые трубы, D – внешний диаметр, на котором расположены чехловые трубы, β – угловой шаг расположения чехловых труб на диаметрах Dи D.Изобретение позволяет увеличить коэффициент полезной загрузки хранилища для отработавших тепловыделяющих сборок. 2 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности, к средствам для хранения отработавших ядерных топливных элементов реактора ВВЭР-1000 и предназначено для использования в хранилищах заводов по регенерации отработавшего ядерного топлива.

Хранение отработавшего ядерного топлива является неотъемлемой частью любого ядерного топливного цикла. Это может быть временное хранение до переработки отработавшего ядерного топлива, либо достаточно длительное хранение до захоронения топлива в могильниках. Количество отработавшего топлива, подлежащего хранению или переработке, непрерывно возрастает, при ограниченных возможностях перерабатывающих заводов. Растет не только объем хранящегося топлива, но и увеличиваются предполагаемые сроки хранения, поскольку задача захоронения отработавшего ядерного топлива не решена ни в одной стране.

Основу ядерно-знергетического парка России составляют реакторы ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и РБМК. Для реакторов типа ВВЭР принята концепция замкнутого ядерно-топливного цикла. Отработанное топливо реакторов ВВЭР-1000 успешно перерабатывается с 2016 года на заводе РТ-1 ФГУП «ПО «Маяк». Выдержка происходит в бассейне-хранилище завода.

Известно устройство, именуемое «чехол размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок от реакторов типа ВВЭР-1000» (патент на изобретение №2331943, кл. G21F 5/00, 2006), принятое за прототип. Известный чехол размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок от реакторов типа ВВЭР-1000 выполнен из нержавеющей стали, содержит центральную трубу, дистанционирующие решетки, а также трубы для размещения отработавших тепловыделяющих сборок.

Недостатками прототипа являются:

- прямоугольное сечение дистанционирующих решеток, что увеличивает габариты чехла;

- увеличенный зазор между чехловой трубой и тепловыделяющей сборкой - возникает перекос тепловыделяющих сборок, осложняющий их захват;

- применение чехловых труб из нержавеющей стали увеличивает допустимые межосевые расстояния между тепловыделяющими сборками.

Целью изобретения является упрощение обслуживания чехла, уменьшение габаритов при обеспечении конструкцией ядерной безопасности.

Технический результат, который может быть получен при осуществлении изобретения, заключается в увеличении коэффициента полезной загрузки хранилища для отработавших тепловыделяющих сборок.

Для достижения указанного технического результата в чехле хранения ОТВС ВВЭР-1000 выбрана цилиндрическая конструкция с шестигранными чехловыми трубами из борированной стали; вместимость чехла хранения - 18 шт. ОТВС.

Изобретение отличается от прототипа меньшим сечением за счет конструкции дистанционирующих решеток, чехловых труб и материала чехловых труб.

Предлагаемый чехол хранения ОТВС ВВЭР-1000 представлен на фиг. 1, 2.

Грузоподъемность чехла - 15 т.

Общий вид чехла представлен на фиг. 1, вид сверху чехла представлен на фиг. 2.

Чехол состоит из стержня 1 (см. фиг. 1), крышки 2, дистанционирующих решеток 3, дна 4 и чехловых труб 5. Отверстия 7 в чехловых трубах 5 являются местами для размещения ОТВС (см. фиг. 2). Конструкция стержня сварная, включает в себя грибок, трубу и втулку. Крышка, дистанционирующие решетки, дно имеют восемнадцать отверстий. Конструкция чехла сварная, крышка, решетки и дно соединены между собой стержнем и шестью трубами 6. Чехловые трубы закреплены между крышкой и дном, зафиксированы решетками.

Чехловые трубы расположены на диаметрах D1, D2 (см. фиг. 2). На диаметре D1 расположены шесть чехловых труб, на D2 - 12 чехловых труб. Чехловые трубы расположены равномерно на соответствующих диаметрах.

Номинальные значения размеров:

D1 = 595 мм,

D2 = 1190 мм,

β = 30°,

где D1 - внутренний диаметр на котором расположены чехловые трубы,

D2 - внешний диаметр на котором расположены чехловые трубы,

β - угловой шаг расположения чехловых труб на диаметрах D1, D2.

Размеры расположения чехловых труб гарантировано удовлетворяют условиям ядерной безопасности.

Чехол хранения ОТВС ВВЭР-1000 эксплуатируется следующим образом.

Отработавшие тепловыделяющие сборки (ОТВС) в транспортном контейнере поступают в приемный отсек хранилища. Оператор дистанционно с помощью крана и транспортной корзины передает отработавшие тепловыделяющие сборки в бассейн хранилище, где краном они перемещаются в чехол хранения.


Чехол хранения отработавших тепловыделяющих сборок от реакторов типа ВВЭР-1000
Чехол хранения отработавших тепловыделяющих сборок от реакторов типа ВВЭР-1000
Чехол хранения отработавших тепловыделяющих сборок от реакторов типа ВВЭР-1000
Источник поступления информации: Роспатент

Showing 11-20 of 33 items.
29.12.2017
№217.015.f063

Способ получения радионуклида никель-63

Изобретение относится к способу производства радиоактивных изотопов технического назначения. В заявленном способе изготовление стартовой мишени осуществляют из меди естественного изотопного состава или обогащенной по изотопу медь-63, облучение мишени проводят в потоке быстрых нейтронов (в...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002629014
Дата охранного документа: 24.08.2017
17.02.2018
№218.016.2ac1

Способ выделения и разделения плутония и нептуния

Изобретение относится к способу экстракционного выделения и разделения плутония и нептуния из азотнокислых растворов, содержащих плутоний, нептуний, технеций и уран. Способ предусматривает подготовку раствора к экстракции путем стабилизации плутония в степени окисления (IV), а нептуния в...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002642851
Дата охранного документа: 29.01.2018
25.06.2018
№218.016.675a

Вещество для иммобилизации бериллия, содержащегося в высокоактивных растворах

Изобретение относится к области переработки жидких радиоактивных растворов, в частности к отверждению высокоактивных растворов, содержащих бериллий и другие стабильные и радиоактивные элементы. В качестве вещества для иммобилизации бериллия из высокоактивных растворов используют натрий...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002658329
Дата охранного документа: 20.06.2018
01.07.2018
№218.016.694b

Способ определения активности мазков из носовой полости персонала

Изобретение относится к области гигиены труда и медицины и раскрывает способ проведения радиационного контроля в случае ингаляционного поступления содержащих актиниды радиоактивных аэрозолей в организм персонала. Способ характеризуется тем, что осуществляют взятие мазка из носовой полости...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002659387
Дата охранного документа: 29.06.2018
09.09.2018
№218.016.85b6

Способ получения актиния-225

Изобретение относится к реакторной технологии получения радионуклидов для ядерной медицины. Способ основан на облучении в тепловом нейтронном потоке ядерного реактора мишени, содержащей радионуклид торий-228, и находящегося в равновесии с ним дочернего продукта радиоактивного распада радия-224....
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002666343
Дата охранного документа: 07.09.2018
04.10.2018
№218.016.8e7e

Алюмофосфатное стекло для иммобилизации радиоактивных отходов

Изобретение относится к области локализации жидких радиоактивных отходов, в частности к составам для отверждения жидких радиоактивных растворов и пульп путем их остекловывания. Алюмофосфатное стекло содержит следующие компоненты, мас. %: NaO 19,0-23,0; AlO 13,0-16,0; PO46,0-51,0; модифицирующая...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002668605
Дата охранного документа: 02.10.2018
11.10.2018
№218.016.9067

Телескопическая грузоподъемная штанга

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к оборудованию для перегрузки отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВЭР-1000 в бассейнах-хранилищах отработавшего ядерного топлива. Телескопическая грузоподъемная штанга выполнена из нержавеющей стали и содержит тросовый...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002669197
Дата охранного документа: 09.10.2018
01.03.2019
№219.016.cc64

Композиция для цементирования жидких радиоактивных отходов

Изобретение относится к области локализации жидких радиоактивных отходов и может быть использовано в атомной энергетике и на радиохимических производствах для отверждения радиоактивных растворов и пульп. Сущность изобретения: композиция для отверждения жидких радиоактивных отходов, позволяющая...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002375773
Дата охранного документа: 10.12.2009
10.04.2019
№219.016.fff4

Способ получения концентрата радионуклида молибден-99

Изобретение относится к области химической технологии производства радиоактивных изотопов медицинского назначения. Молибден-99 в течение последних 30 лет является наиболее используемым в радиоизотопной диагностике радионуклидом. Сущность изобретения: в качестве сорбента для выделения...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002288516
Дата охранного документа: 27.11.2006
10.04.2019
№219.017.019b

Уровнемер для радиоактивных жидкостей

Изобретение относится к устройствам для измерения уровня жидкости путем измерений гамма-излучения и может быть использовано для контроля уровня излучающих сред в емкости, в частности для контроля заполнения бидонов стеклоплавом. Уровнемер для радиоактивных жидкостей, содержащихся в емкости,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 02227275
Дата охранного документа: 20.04.2004
Showing 1-3 of 3 items.
20.03.2016
№216.014.ca0d

Способ растворения ядерного топлива измельченных тепловыделяющих сборок атомных реакторов и устройство для его осуществления

Изобретение относится к способам и устройствам для растворения отработавшего ядерного топлива предварительно измельченных тепловыделяющих сборок (ТВС) атомных реакторов. Способ включает загрузку измельченных ТВС, подачу реагентов, растворение топлива с помощью реагентов, промывку...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002577368
Дата охранного документа: 20.03.2016
10.04.2016
№216.015.2e6d

Способ отбора проб радиоактивных материалов и устройство для его реализации

Изобретение относится к атомной промышленности, к отбору высокорадиоактивных продуктов из транспортных трубопроводов. Отбор пробы осуществляют на участке транспортного трубопровода, находящемся в корпусе переключателя трасс. Устройство включает герметично соединенный с транспортным...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002579224
Дата охранного документа: 10.04.2016
11.10.2018
№218.016.9067

Телескопическая грузоподъемная штанга

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к оборудованию для перегрузки отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВЭР-1000 в бассейнах-хранилищах отработавшего ядерного топлива. Телескопическая грузоподъемная штанга выполнена из нержавеющей стали и содержит тросовый...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002669197
Дата охранного документа: 09.10.2018
+ добавить свой РИД