CZ107194A3 - Built-in structure of a container for transportation and storage of nuclear fuel - Google Patents
Built-in structure of a container for transportation and storage of nuclear fuel Download PDFInfo
- Publication number
- CZ107194A3 CZ107194A3 CZ941071A CZ107194A CZ107194A3 CZ 107194 A3 CZ107194 A3 CZ 107194A3 CZ 941071 A CZ941071 A CZ 941071A CZ 107194 A CZ107194 A CZ 107194A CZ 107194 A3 CZ107194 A3 CZ 107194A3
- Authority
- CZ
- Czechia
- Prior art keywords
- container
- nuclear fuel
- storage
- wedge
- flat
- Prior art date
Links
- 238000003860 storage Methods 0.000 title claims description 7
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims description 6
- 230000002745 absorbent Effects 0.000 claims description 6
- 239000002250 absorbent Substances 0.000 claims description 6
- 238000009434 installation Methods 0.000 claims description 6
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims description 5
- 241000251468 Actinopterygii Species 0.000 claims 1
- 229910000838 Al alloy Inorganic materials 0.000 description 5
- ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N Boron Chemical compound [B] ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 229910052796 boron Inorganic materials 0.000 description 4
- 238000003466 welding Methods 0.000 description 3
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 2
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 2
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 2
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 2
- 229910000521 B alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 1
- 238000005275 alloying Methods 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 238000001125 extrusion Methods 0.000 description 1
- 230000017525 heat dissipation Effects 0.000 description 1
- 238000003780 insertion Methods 0.000 description 1
- 230000037431 insertion Effects 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 238000003825 pressing Methods 0.000 description 1
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 1
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F5/00—Transportable or portable shielded containers
- G21F5/005—Containers for solid radioactive wastes, e.g. for ultimate disposal
- G21F5/008—Containers for fuel elements
- G21F5/012—Fuel element racks in the containers
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/02—Details of handling arrangements
- G21C19/06—Magazines for holding fuel elements or control elements
- G21C19/07—Storage racks; Storage pools
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- Stackable Containers (AREA)
- Packaging Of Annular Or Rod-Shaped Articles, Wearing Apparel, Cassettes, Or The Like (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Filling Or Discharging Of Gas Storage Vessels (AREA)
Description
Oblast technikyTechnical field
Vynález se týká vnitřní vestavby kontějneru,určeného pro transport a suché skladování čerstvých nebo vyhořelých palivových článků z jaderných reaktorů.The invention relates to the internal installation of a container intended for the transport and dry storage of fresh or spent fuel elements from nuclear reactors.
Dosavadní stav technikyBACKGROUND OF THE INVENTION
Jsou známa provedení vnitřní vestavby kontějnerů,sestavená ze čtyř nebo šest ihranných pouzder, kopírujících s nutnou montážní vůlí skladované palivové články^z^vytvořených svařením pásů z nerezových plechů legovaných bórem, který pohlcováním neutronů zajišťuje podkritičnost palivových článků. Mezi těmito pouzdry jsou uloženy za účelem distancování jejich polohy a odvodu zbytkového tepla obvykle podélné plechové pásy z hliníkové slitiny^ nebo příčné desky s otvory pro jednotlivá pouzdra. Vzhledem k technologii výroby, t.j. lisování a svařování; je obtížné dosáhnout požadovaných přesností při sestavení vnitřní vestavby z hlediska její montáže do vlastního tělesa kontejneru, neboť i zde je z důvodů odvodu zbytkového tepla požadována minimální vůle mezi vnějším povrchem vnitřní vestavby a vnitřním povrchem tělesa kontejneru.There are known embodiments of the internal installation of containers, consisting of four or six protective sleeves, following the necessary mounting clearance, to store the stored fuel elements formed by welding stainless steel strips alloyed with boron, which absorbs the neutron by subcriticality of the fuel elements. Between these bushings, in order to distance their position and dissipate residual heat, usually longitudinal strips of aluminum alloy or transverse plates with openings for the individual bushings are arranged. Due to production technology, ie pressing and welding ; it is difficult to achieve the required accuracy when assembling the interior assembly in terms of its assembly into the container body itself, since here too, due to residual heat dissipation, minimal clearance is required between the exterior surface of the interior assembly and the interior surface of the container body.
Jsou známa i provedení, která využívají pro výrobu pouzder hliníkové slitiny legované bórem. V tomto případě nejsou zapotřebí teploodvádějící plechy nebo desky jako v předchozím řešení, ale vzhledem k tomu, že bór se v hliníkové slitině nerozpouští, je z metalurgického hlediska velmi obtížné dosáhnout rovnoměrného legování hliníkové slitiny bórem, které je nezbytné pro zajištění podkritičnosti palivových článků.Embodiments are also known which utilize boron-alloy aluminum alloys for the manufacture of housings. In this case, heat transfer plates or plates are not required as in the previous solution, but since boron does not dissolve in the aluminum alloy, it is very difficult from metallurgical point of view to achieve even alloying of the aluminum alloy with boron, which is necessary to ensure subcriticality of fuel cells.
Podstata vynálezuSUMMARY OF THE INVENTION
Uvedené nevýhody podstatně omezuje vnitřní vestavbaThese disadvantages are considerably limited by the internal installation
-2kontejneru na transport a skladování jaderného paliva, složená z profilových pouzder doléhajících vzájemně na sebe částí vnější stěny, přičemž každé pouzdro obklopuje alespoň jeden palivový článek a každá vnější strana pouzdra je od přiléhající vnější strany dalšího pouzdra odstíněna. Podstata vynálezu vnitřní vestavby kontejneru na transport a skladování jaderného paliva spočívá v tom, že každé vnější stěně je do kterého uložen v každého pouzdra je vytvořeno podélné rybinov i té vybrání, jehož dno je opatřeno podélnými výstupky a do obou konců d-U-Wn^, vy •bvo^e-wa“ V prMeblych podéTI ry Jbinovi týoH vyhraň^ vložena plochá zděř, opatřená klínoví tým otvorem, je uložen rozpínací klín. Každý absorbční pás je prostoru mezi plochými zděřemi do podélných rybinoví tych vybrání mezi\ploché výstupky, zaj ištíuj ící z každé strany mezeru mezi stěnou pouzdra a absorbčním pásem.- a nuclear fuel transport and storage container comprising profile casings abutting a portion of an outer wall, each casing surrounding at least one fuel cell, and each outer side of the casing being shielded from the adjacent outer side of the other casing. SUMMARY OF THE INVENTION The internal installation of a nuclear fuel transport and storage container is characterized in that each outer wall in which is housed in each housing is formed by a longitudinal dovetail, the bottom of which is provided with longitudinal projections and at both ends dU-Wn. A flat bore, provided with a wedge opening, is inserted in the blades of the jbin by means of a bore. Each absorbent strip is the space between the flat pits into the longitudinal dovetails of the recesses between the flat projections, providing on each side a gap between the housing wall and the absorbent strip.
Výhodou vnitřní vestavby kontejneru podle vynálezu je díky možnost použít k výrobě pouzder levných, např. hliníkových slitin bez obsahu bóru a levnějších bezodpadových technologií , např. protlačování, aniž by byla nutná dodatečná kalibrace a aniž by byla snižována životnost formy abrazivnimi účinky bóru. To je umožněno tím, že prakticky každá stěna každého pouzdra je obložena absorbčním pásem,např. z nerezavějící oceli legované bórem, a to v optimálním místě z hlediska využití jeho absorbčních vlastností.The advantage of the inner container construction according to the invention is due to the possibility to use low cost boron-free aluminum alloys and cheaper waste-free technologies such as extrusion without the need for additional calibration and without reducing the service life of the mold by the abrasive effects of boron. This is made possible by virtually every wall of each housing being lined with an absorbent band, e.g. boron-alloyed stainless steel at the optimum location for its absorption properties.
Spojení jednotlivých pouzder je mechanické, nevyžaduje svařování a vzhledem k vzájemnému kontaktu mezi pouzdry není nutné používat další teplovodně materiály pro odvod zbytkového tepla.The connection of the individual sleeves is mechanical, does not require welding, and due to the contact between the sleeves, it is not necessary to use additional heat transfer materials to remove residual heat.
Přehled obrázků na výkreseOverview of the drawings
Vynález je blíže osvětlen na výkresech , na kterých obr.l znázorňuje část příčného řezu vnitřní vestavbou kontejneru podle vynálezu, obr. 2 představuje podélný řez rybinovitými vybránímis plochou zděří a rozpínacím klínem, obr. 3 zobrazuje příčný řez rybinovitými vybráními dvou sousedních pouzder s rozpínacím klínem.BRIEF DESCRIPTION OF THE DRAWINGS FIG. 1 is a longitudinal cross-sectional view of a dovetail recess with a shroud surface and an expansion wedge; FIG. 3 shows a cross-section through a dovetail recess of two adjacent expansion wedge bushings; .
J?J?
-3Příklad provedení vynálezuExemplifying the invention
Vnitřní vestavba kontejneru na transport a skladování jaderného paliva sestává podle obr.l 2 několika pouzder 1_.The internal installation of the nuclear fuel transport and storage container consists of several housings 7 according to FIG.
Pouzdra i jsou šestihranná a jejich vnější stěny 2 na sebe v ro2Ích šestihrannu doléhají. V každé vnější stěně 2 je vytvořeno podélné rybinovité vybrání - 3, jehož dno je opatřeno několika podélnými výstupky 30. Na těchto výstupcích 30 spočívá absorbční pás 4, který je podle obr. 2 a 3 v podélném o obou teoncu J směru zajištěn 2 obou stran plochými zděřemi 5, vloženými do -S dut iny, vytvořené knex-f dvěma pouzdry 4 , cto4;.y kajfc-fcru s.eThe sleeves 1 are hexagonal and their outer walls 2 abut against each other at the corners of the hexagon. In each of the outer wall 2 is formed by a longitudinal dovetail recess - 3 whose bottom is provided with a plurality of longitudinal projections 30. The projections 30 consists of an absorbent strip 4, which according to Figs. 2 and 3 in both the longitudinal direction secured teoncu J 2 on both sides by means of flat bores 5 inserted into the cavity formed by the knex-f of the two bushings 4, cto4;
Každá plochá zděř 5 je opatřena klínovitým otvorem pro rozpínací klín 6, který je ještě vytahovacím otvorem 60 se nezakresleného demontážního šroubu svary 70.Each flat bore 5 is provided with a wedge-shaped opening for the expanding wedge 6, which is still a pull-out opening 60 of the unscrewed dismounting bolt of the weld 70.
Vnitřní vestavba kontejneru na jaderného paliva se sestaví tak, v daném případě opatřen 2ávitem pro zašroubování a pojištěn v dané poloze transport a skladování že mezi jednotlivá pouzdra >^d.uA-íny postupně vloží absorbční pásy 4 a 2 obou koncu^ploché zděře 5, které po zasunutí rozpínacíc-h klínů 6 navzájem spojí pouzdra 1_. Počet a konfigurace ustavení pouzder 1_ jsou prakticky libovolné podle velikosti kontejneru.The inner assembly of the nuclear fuel container is assembled so that, in the present case, it is provided with a thread for screwing and insured in the position of transport and storage, so that the absorbent strips 4 and 2 of the two ends of the flat clamp 5 are gradually inserted between the individual sleeves. which, after insertion of the expanding wedges 6, connect the sleeves 7 to one another. The number and configuration of alignment of the sleeves 7 are virtually arbitrary according to the size of the container.
Claims (1)
Priority Applications (5)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CZ941071A CZ107194A3 (en) | 1994-05-03 | 1994-05-03 | Built-in structure of a container for transportation and storage of nuclear fuel |
| DE4421486A DE4421486A1 (en) | 1994-05-03 | 1994-06-20 | Internals for a container for the transport and storage of nuclear fuel |
| SK1520-94A SK279074B6 (en) | 1994-05-03 | 1994-12-08 | Container's internal device for transport and storage of nuclear fuel |
| GB9508889A GB2289007A (en) | 1994-05-03 | 1995-05-02 | Nuclear fuel storage and transport cask internal structure |
| FR9505266A FR2719699B3 (en) | 1994-05-03 | 1995-05-03 | Interior fitting of container for transport and storage of nuclear fuel. |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CZ941071A CZ107194A3 (en) | 1994-05-03 | 1994-05-03 | Built-in structure of a container for transportation and storage of nuclear fuel |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CZ280289B6 CZ280289B6 (en) | 1995-12-13 |
| CZ107194A3 true CZ107194A3 (en) | 1995-12-13 |
Family
ID=5462709
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CZ941071A CZ107194A3 (en) | 1994-05-03 | 1994-05-03 | Built-in structure of a container for transportation and storage of nuclear fuel |
Country Status (5)
| Country | Link |
|---|---|
| CZ (1) | CZ107194A3 (en) |
| DE (1) | DE4421486A1 (en) |
| FR (1) | FR2719699B3 (en) |
| GB (1) | GB2289007A (en) |
| SK (1) | SK279074B6 (en) |
Families Citing this family (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE19734166A1 (en) * | 1997-08-07 | 1999-02-11 | Siemens Ag | Transport container for spent nuclear reactor fuel elements |
| FR2813701B1 (en) * | 2000-09-01 | 2002-11-29 | Transnucleaire | STORAGE BASKET FOR RADIOACTIVE MATERIAL |
| FR2841034B1 (en) * | 2002-06-13 | 2004-09-03 | Cogema Logistics | STORAGE DEVICE FOR STORING AND / OR TRANSPORTING RADIOACTIVE MATERIAL |
| FR2855311B1 (en) * | 2003-05-22 | 2006-02-03 | Cogema Logistics | STORAGE DEVICE FOR TRANSPORTING / STORING NUCLEAR FUEL ASSEMBLIES |
| DE102013113785B4 (en) * | 2013-12-10 | 2016-01-14 | Nuclear Cargo + Service Gmbh | container |
| CN108735316B (en) * | 2018-06-04 | 2024-02-09 | 江苏核电有限公司 | Stainless steel boron aluminum composite board for storage cells of VVER fuel assembly and manufacturing method |
| CN108735315B (en) * | 2018-06-04 | 2024-05-14 | 江苏核电有限公司 | VVER spent fuel assembly storage cell and manufacturing method |
Family Cites Families (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4331244A (en) * | 1980-05-02 | 1982-05-25 | The Babcock & Wilcox Company | Modular nuclear fuel assembly rack |
| US4399366A (en) * | 1981-04-24 | 1983-08-16 | Bucholz James A | Separator assembly for use in spent nuclear fuel shipping cask |
| US4746487A (en) * | 1981-06-10 | 1988-05-24 | U.S. Tool & Die, Inc. | Storage rack for nuclear fuel assemblies |
| US4827139A (en) * | 1987-04-20 | 1989-05-02 | Nuclear Assurance Corporation | Spent nuclear fuel shipping basket and cask |
| US4770844A (en) * | 1987-05-01 | 1988-09-13 | Westinghouse Electric Corp. | Basket structure for a nuclear fuel transportation cask |
| US5232657A (en) * | 1991-06-28 | 1993-08-03 | Westinghouse Electric Corp. | Metal hydride flux trap neutron absorber arrangement for a nuclear fuel storage body |
-
1994
- 1994-05-03 CZ CZ941071A patent/CZ107194A3/en not_active IP Right Cessation
- 1994-06-20 DE DE4421486A patent/DE4421486A1/en not_active Withdrawn
- 1994-12-08 SK SK1520-94A patent/SK279074B6/en unknown
-
1995
- 1995-05-02 GB GB9508889A patent/GB2289007A/en not_active Withdrawn
- 1995-05-03 FR FR9505266A patent/FR2719699B3/en not_active Expired - Fee Related
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| GB2289007A (en) | 1995-11-08 |
| FR2719699A3 (en) | 1995-11-10 |
| DE4421486A1 (en) | 1995-11-09 |
| GB9508889D0 (en) | 1995-06-21 |
| CZ280289B6 (en) | 1995-12-13 |
| SK279074B6 (en) | 1998-06-03 |
| SK152094A3 (en) | 1996-05-08 |
| FR2719699B3 (en) | 1996-04-26 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4827139A (en) | Spent nuclear fuel shipping basket and cask | |
| US6665365B2 (en) | Storage container for radioactive materials | |
| US8848853B2 (en) | Storage rack for fresh or spent nuclear fuel assemblies | |
| EP0757361A1 (en) | Transport/storage cask for a radioactive material | |
| CZ107194A3 (en) | Built-in structure of a container for transportation and storage of nuclear fuel | |
| KR100315869B1 (en) | Nuclear Fuel Assembly Rack | |
| FI80538B (en) | ISOLERINGSANORDNING FOER HAERDEN I EN TRYCKVATTENKAERNREAKTOR. | |
| JPH11295483A (en) | Radiation protection device of vessel for radioactive material and its use | |
| JP2018533000A (en) | Improved storage device for storing and / or transporting nuclear fuel assemblies | |
| US20080123798A1 (en) | Storage device for storing and/or transporting nuclear fuel assemblies | |
| US8207515B2 (en) | Casing internal part and casing for the dry intermediate storage of irradiated fuel elements, and intermediate storage method | |
| JP5894877B2 (en) | Baskets and casks | |
| JP4628655B2 (en) | Array device | |
| US5114666A (en) | Cask basket construction for heat-producing radioactive material | |
| JP3150676B1 (en) | Baskets and casks | |
| JP4727229B2 (en) | Containers for storage / transport of unirradiated radioactive material such as nuclear fuel assemblies | |
| JP2001133590A (en) | Cask | |
| JPH08136695A (en) | Container basket for transportation/storage cask for spent nuclear fuel | |
| SK500092012U1 (en) | Internal ins container to store used fuel assemblies of VVER 440 reactor | |
| JP2003315488A (en) | Spent nuclear fuel container | |
| JP3658510B2 (en) | Primary containment vessel | |
| JP2007033242A (en) | Spent fuel storage container | |
| JPS61162799A (en) | Basket for spent fuel transport vessel | |
| JPH10142387A (en) | Spent fuel storage rack and method of manufacturing the same | |
| CZ279096A3 (en) | Casing for nuclear fuel systems consisting predominantly from bunches of tubes being in contact with each other |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| IF00 | In force as of 2000-06-30 in czech republic | ||
| MM4A | Patent lapsed due to non-payment of fee |
Effective date: 20010503 |