×
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 31-33 of 33 items.
02.10.2019
№219.017.cb1b

Способ получения технеция-99m

Изобретение относится к технологии получения радионуклида технеций-99m, в частности для ядерной медицины. Способ включает изготовление мишени из мелкодисперсных труднорастворимых частиц на основе долгоживущего радионуклида технеций-99 или его соединений, окруженных буферным материалом в виде...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002701552
Дата охранного документа: 30.09.2019
04.10.2019
№219.017.d283

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 для иммобилизации радиоактивных отходов содержит оксид натрия, оксид алюминия, оксид фосфора и...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002701869
Дата охранного документа: 02.10.2019
24.04.2023
№223.018.525c

Способ получения pb/bi для ядерной медицины

Изобретение относится к технологии получения свинца-211/висмута-211 (Pb/Bi) для ядерной медицины. Способ основан на использовании эффекта эманации радона-219 (Rn) источником, содержащим препарат радий-223 (Ra). Источник изготавливают путем создания на поверхности пористого/волоконного материала...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002742138
Дата охранного документа: 02.02.2021
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