×
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 21-30 of 33 items.
10.04.2019
№219.017.0315

Способ растворения твэл, содержащих металлический магний

Изобретение относится к способам растворения облученного ядерного топлива, содержащего металлический магний, и может быть использовано в радиохимической промышленности. Способ растворения ТВЭЛ, содержащих металлический магний, включает растворение магнийсоставляющей ТВЭЛ без нагревания в...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002316387
Дата охранного документа: 10.02.2008
19.04.2019
№219.017.2ee4

Силикофосфатное стекло для иммобилизации радиоактивных отходов

Изобретение относится к области переработки жидких радиоактивных отходов, в частности к составам для иммобилизации жидких гомогенных и гетерогенных радиоактивных отходов (РАО) путем их остекловывания. Сущность изобретения: силикофосфатное стекло для иммобилизации радиоактивных отходов содержит...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002386182
Дата охранного документа: 10.04.2010
19.04.2019
№219.017.308f

Способ получения мелкодисперсного порошка гексафтороцирконата калия

Изобретение относится к химической технологии. Гексафтороцирконат калия растворяют в воде при температуре от 80°С до температуры кипения раствора. В горячий раствор при постоянном перемешивании вводят высаливатель. В качестве высаливателя используют предельные спирты. Полученную суспензию...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002323764
Дата охранного документа: 10.05.2008
27.04.2019
№219.017.3ca2

Способ очистки экстракта актинидов первого экстракционного цикла purex-процесса от технеция

Изобретение относится к технологии переработки отработанного ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС). Способ очистки экстракта актинидов первого экстракционного цикла PUREX-процесса от технеция включает экстракцию урана, плутония, нептуния разбавленным три-н-бутилфосфатом и очистку...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002686076
Дата охранного документа: 24.04.2019
27.04.2019
№219.017.3cc8

Способ переработки жидких радиоактивных отходов

Изобретение относится к обезвреживанию жидких радиоактивных отходов низкого и среднего уровня активности. Способ комплексной переработки жидких радиоактивных отходов включает стадии предварительной очистки, обратноосмотического обессоливания с разделением потоков на пермеат (фильтрат) с...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002686074
Дата охранного документа: 24.04.2019
08.05.2019
№219.017.491b

Способ извлечения жидких высокоактивных отходов из емкостей-хранилищ

Изобретение относится к области обращения с радиоактивными растворами и суспензиями. Способ извлечения жидких высокоактивных отходов из емкостей-хранилищ, заключающийся в установке через верхнее перекрытие на необходимую глубину разгрузочного устройства. В качестве такого устройства...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002686836
Дата охранного документа: 06.05.2019
09.06.2019
№219.017.7afd

Композиция для отверждения 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 содержит...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002375774
Дата охранного документа: 10.12.2009
19.06.2019
№219.017.884b

Способ повышения эффективности локализации поверхностных радиоактивных загрязнений вспененными пленкообразующими композициями

Изобретение относится к атомной энергетике и радиохимической промышленности, в частности к способу локализации поверхностных радиоактивных загрязнений при проведении работ по ремонту и демонтажу оборудования, выводу из эксплуатации ядерных объектов. На загрязненную радиоактивными веществами...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002321910
Дата охранного документа: 10.04.2008
19.06.2019
№219.017.8852

Способ переработки радиоактивных перлитных суспензий

Изобретение относится к способам переработки радиоактивных гетерогенных отходов атомной промышленности, более конкретно - к способам переработки образующихся и накопленных в емкостях-хранилищах радиоактивных перлитных суспензий. В радиоактивную перлитную суспензию вводят реагент-блоксополимер...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002321908
Дата охранного документа: 10.04.2008
29.06.2019
№219.017.9e45

Способ герметизации металлических водоохлаждаемых элементов трубопроводных конструкций термических установок переработки радиоактивных отходов

Изобретение относится к области переработки жидких радиоактивных отходов от регенерации облученного ядерного топлива. Готовят водную суспензию с массовой долей аэросила от 1,0% до 9,0%, выдерживают ее и затем запускают в проточном режиме в герметизируемый элемент термической установки...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002301937
Дата охранного документа: 27.06.2007
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