Способ обращения с корпусным реактором ядерной энергетической установки

 

Изобретение относится к атомной энергетике атомной и атомной промышленности, касается обращения с корпусными реакторами судов и кораблей с ядерными энергетическими установками, в основном снимаемых с эксплуатации атомных подводных лодок, атомных надводных кораблей, атомных ледоколов. За счет того, что из корпусного реактора предлагается удалять теплоноситель до размещения его на хранение, до транспортирования, в частности, дополнительно его осушать до размещения на хранение, наполнять благородным инертным газом, транспортировать извлеченный из ядерной энергетической установки корпусной реактор с активной зоной на хранение в штольню и хранить реактор в прибрежной штольне, транспортной штольне, достигается углубление подкритичности активной зоны в корпусе реактора, в частности снижается возможность коррозии конструктивных элементов корпусного реактора при его хранении, обеспечивается надежная противоударная защита при хранении реактора с активной зоной, аварийной в том числе. 8 з.п.ф-лы.

Изобретение относится к области атомной энергетики и атомной промышленности и касается обращения с корпусными реакторами ядерных энергетических установок судов и кораблей, в основном, снимаемых с эксплуатации атомных подводных лодок и атомных ледоколов.

Известен способ извлечения, транспортировки и хранения корпуса реактора под давлением ядерной энергетической установки атомной электрической станции с предварительно удаленными отработавшим ядерным топливом (активной зоной) и внутрикорпусными устройствами, включающий его извлечение из шахты, образованной биозащитой, установку корпуса реактора в защитный контейнер, заполнение внутриконтейнерных областей бетоном; транспортировку защитного контейнера с ядерным реактором автомобильным и железнодорожным транспортом до хранилища; размещение защитного контейнера с ядерным реактором (в отсутствии активной зоны) в хранилище на постоянное хранение (см., например, С.L.Child, Removal of the Yankee Pressure Vessel: Diary of a Work in Progress, "Global Advances in Nuclear Engineering", New Orleans, March 14-18, 1996, Proc. ASME/JSME International Conference on Nuclear Conference, NY, New York, 1996, v. 5, p. 95-100).

Наиболее близким является известный способ обращения с наземным корпусным ядерным реактором ядерной энергетической установки атомной электрической станции, предусматривающий герметизацию отработавшего ядерного топлива, извлечение корпусного реактора с отработавшим ядерным топливом из атомной электрической станции путем отделения базовой плиты корпусного ядерного реактора с реактором от основания реакторного здания, сооружение емкости под корпусным ядерным реактором с отработавшим ядерным топливом, транспортирование (опускание) корпусного реактора с отработавшим ядерным топливом на достаточную глубину в подземную емкость, засыпка корпусного реактора с отработавшим ядерным топливом, помещенного в подземную емкость на хранение (захоронение), грунтом и восстановление над ним природного ландшафта (Патент США N 4483790, G 21 F 9/34, 20.11.1984).

Основной недостаток известных способов обращения с корпусным реактором с ядерным топливом применительно к судовым корпусным реактором с ядерным топливом (активной зоной) ядерной энергетической установки заключается в недостаточной обеспеченности ядерной и радиационной безопасности персонала, населения и окружающей среды, а также, в частности, низкой технологичности способов обращения с судовым корпусным реактором с ядерным топливом при его транспортировании и хранении.

В задачу изобретения входит повышение безопасности, а также, в частности, в обеспечении радиоэкологичности и технологичности способа обращения с корпусным судовым реактором ядерной энергетической установки.

Указанная задача решается изобретением за счет достижения технического результата, заключающегося в углублении подкритичности ядерного топлива в корпусном судовом реакторе, а также, в частности, в снижении возможности коррозии внутри корпусного судового реактора с ядерным топливом при его хранении, в обеспечении надежной противоударной защиты при хранении корпусного судового реактора с ядерным топливом, аварийным в том числе.

Технический результат достигается в способе обращения с корпусным реактором ядерной энергетической установки, включающем извлечение корпусного реактора с ядерным топливом из ядерной энергетической установки, транспортирование и хранение реактора, при котором до размещения судового реактора на хранение из него удаляют теплоноситель, в частности, при этом, предлагается удалять теплоноситель из реактора до его транспортирования, после удаления из реактора теплоносителя и до размещения реактора на хранение его дополнительно осушать, осушенный реактор заполнять благородным инертным газом, выбранным из группы, содержащей гелий, неон, аргон, криптон, ксенон, а извлеченный реактор транспортировать на хранение в штольню, прибрежную штольню, в частности, транспортировать извлеченный реактор морским транспортом, рекомендуется также в качестве штольни для хранения реактора брать транспортную штольню и транспортировать в нее реактор вначале морским, а затем автомобильным транспортом.

Изобретение основано на следующем. Поскольку, как известно, теплоносителем замедляются испускаемые ядерным топливом нейтроны, за счет чего повышается критичность ядерного топлива корпусного судового реактора (включающего в себя активную зону с размещенным в ней ядерным топливом и внутризонными элементами, помещенную внутри корпуса реактора с крышкой, а также внутрикорпусные устройства и теплоноситель), и увеличивается вероятность ядерной и радиационной аварии, обусловленной возникновением самопроизвольной цепной реакции в активной зоне корпусного реактора и его разгоном, предложенное удаление теплоносителя до размещения корпусного судового реактора на хранение, в частности, до транспортирования, позволяет предотвратить возможность такой аварии; кроме того, в известном способе присутствие в реакторе паров воды и сложных газов (двуокись углерода, кислород, азот и др.), диссоциирующих под воздействием излучения ядерного топлива активной зоны с образованием реакционно-способных продуктов диссоциации парогазовой среды, вступающих во взаимодействие с внутрикорпусными устройствами, внутризонными элементами, ядерным топливом, корпусом и крышкой реактора, приводит, в конечном счете, к коррозии вышеназванных конструктивных элементов корпусного реактора при хранении реактора, рекомендуемое предложенным способом дополнительное осушение (сушка) корпусного реактора (его внутрикорпусного пространства) после удаления из него теплоносителя и до размещения реактора на хранение, с заполнением этого пространства благородным инертным газом, выбранным из группы, содержащей гелий, неон, аргон, криптон, ксенон, позволяет удалить из внутрикорпусного пространства реактора парогазовые продукты и тем самым исключить возможность коррозии конструктивных элементов корпусного реактора, включая активную зону, при его хранении в прибрежной штольне, транспортной штольне; выбор в предложенном решении в качестве хранилища для корпусного реактора с активной зоной прибрежной штольни, транспортной штольни, позволяет, с одной стороны, сократить путь транспортирования корпусного судового реактора с активной зоной от места расположения ядерной энергетической установки до хранилища и при этом уменьшить количество перегрузок ядерного топлива, что придает необходимую технологичность способу обращения с корпусным реактором ядерной энергетической установки, и, с другой стороны, обеспечить надежную противоударную защиту при хранении в штольне активной зоны в корпусе реактора.

Изобретение предлагается осуществлять следующим образом.

Пример 1. Предлагается ошвартовать атомную подводную лодку к пирсу, провести вскрытие легкого и прочного корпуса атомной подводной лодки над реактором с введенными в активную зону реактора стержнями системы автоматического регулирования, органами компенсации реактивности, стержнями системы аварийной защиты, извлечь из корпусного реактора один из стержней системы автоматического регулирования, ввести в образованное отверстие заборное устройство от насоса, снабженного приводом и емкостью для размещения теплоносителя, произвести откачку через образованное отверстие из внутрикорпусного пространства реактора теплоносителя в вышеуказанную емкость, возвратить извлеченный стержень на прежнее место в корпусном реакторе, извлечь из атомной подводной лодки реактор с корпусом с крышкой реактора и с активной зоной, установить на патрубки корпуса реактора защитные пробки с двумя по меньшей мере штуцерами, разместить корпус с крышкой реактора с активной зоной и внутрикорпусными устройствами в вертикально расположенный защитный контейнер для транспортирования и хранения ядерного топлива, зафиксировать корпус реактора в защитном контейнере, привести защитный контейнер в горизонтальное положение и слить оставшийся в корпусе реактора теплоноситель через штуцер, затем дополнительно осушить внутрикорпусное пространство реактора продувкой сухим воздухом, вводимым в реактор (и выводимым из него) через вышеназванные штуцера, после чего к одному из указанных штуцеров подсоединить шланг от форвакуумного насоса и произвести вакуумирование внутрикорпусного пространства реактора, после чего отсоединить форвакуумный насос от штуцера, подать через штуцер аргон и заполнить внутрикорпусное пространство реактора аргоном, прекратить подачу аргона и закрыть отверстия штуцеров (навинтить пробки с герметизирующими прокладками), возвратить защитный контейнер в вертикальное положение, переместить защитный контейнер на транспортное судно, на котором транспортировать защитный контейнер с корпусным реактором с внутрикорпусными устройствами с активной зоной к прибрежной штольне, перегрузить защитный контейнер с транспортного судна в прибрежную штольню и поместить на хранение в прибрежной штольне защитный контейнер с корпусом с крышкой реактора с внутрикорпусными устройствами и с активной зоной.

Пример 2. То же, что и в примере 1, но корпусный реактор предлагается извлечь из затопленной вблизи от архипелага Новая Земля ядерной энергетической установки атомного ледокола (после подъема в выгородку на палубу подъемно-транспортного судна ядерной энергетической установки с корпусным реактором с аварийной активной зоной) с последующим размещением извлеченного корпусного реактора с аварийной активной зоной в защитный контейнер, установленный на этом судне, затем слить через штуцер защитной пробки патрубка корпуса реактора теплоноситель из внутрикорпусного пространства реактора, затем к одному из указанных штуцеров подсоединить шланг от форвакуумного насоса и произвести вакуумирование (сушку) внутрикорпусного пространства реактора, после осушения внутрикорпусного пространства реактора отсоединить форвакуумный насос от штуцера, подать через штуцер гелий и заполнить внутрикорпусное пространство реактора гелием, прекратить подачу гелия и закрыть отверстия штуцеров (заварить штуцера пробок патрубков корпуса реактора), транспортировать защитный контейнер на этом судне к мелкосидящему судну и после перегрузки на мелкосидящее судно на последнем транспортировать в защитном контейнере корпусный реактор с аварийной активной зоной к причалу на архипелаге Новая Земля, перегрузить защитной контейнер с корпусным реактором на автотрейлер, транспортировать в автотрейлере защитный контейнер с корпусным реактором к транспортной штольне, где извлечь корпусный реактор с аварийной активной зоной из защитного контейнера и перегрузить его в малогабаритный контейнер, установить малогабаритный контейнер на радиационно-защищенное автотранспортное средство, транспортировать малогабаритный контейнер на автотранспортном средстве по транспортной штольне и поместить на хранение в транспортной штольне малогабаритный контейнер с корпусом с крышкой реактора с внутрикорпусными устройствами и с аварийной активной зоной.

Пример 3. То же, что и в примере 1, но корпусный судовой реактор с активной зоной предлагается извлекать из снимаемой с эксплуатации ядерной энергетической установки с реактором, размещенным в шахте, образованной биозащитой, наземного стенда транспортировать железнодорожным (либо авто) транспортом по суше защитный контейнер с осушенным извлеченным из ядерной энергетической установки корпусным реактором к прибрежной штольне, заполнить внутрикорпусное пространство реактора с активной зоной аргоном, затем поместить на хранение в прибрежной штольне защитный контейнер с корпусным реактором с активной зоной.

Изобретение применимо при извлечении, транспортировании и хранении ядерного топлива в корпусном реакторе судов и кораблей с ядерными энергетическими установками с корпусными реакторами, в частности, со снимаемых с эксплуатации атомных подводных лодок, атомных ледоколов.

Формула изобретения

1. Способ обращения с корпусным реактором ядерной энергетической установки, включающий извлечение корпусного реактора с ядерным топливом из ядерной энергетической установки, транспортирование и хранение реактора, отличающийся тем, что до размещения судового реактора на хранение из него удаляют теплоноситель.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что теплоноситель удаляют из реактора до транспортирования реактора.

3. Способ по п.1 или 2, отличающийся тем, что после удаления из реактора теплоносителя и до размещения реактора на хранение его дополнительно осушают.

4. Способ по п.3, отличающийся тем, что осушенный реактор заполняют благородным инертным газом, выбранным из группы, содержащей гелий, неон, аргон, криптон, ксенон.

5. Способ по п.1, или 2, или 3, или 4, отличающийся тем, что извлеченный реактор транспортируют на хранение в штольню.

6. Способ по п.5, отличающийся тем, что в качестве штольни для хранения реактора берут прибрежную штольню.

7. Способ по п.6, отличающийся тем, что реактор транспортируют в прибрежную штольню морским транспортом.

8. Способ по п.5, отличающийся тем, что в качестве штольни для хранения реактора берут транспортную штольню.

9. Способ по п.8, отличающийся тем, что реактор транспортируют в транспортную штольню вначале морским, а затем автомобильным транспортом.