Способ обращения с ядерным корпусным реактором

 

Изобретение относится к области атомной энергетики и атомной промышленности. Предлагается после размещения в корпусе реактора активной зоны выполнить соединение корпуса реактора с крышкой реактора неразъемным, транспортировать реактор с корпусом с крышкой, с активной зоной, к месту эксплуатации, вводить в эксплуатацию реактор с корпусом с крышкой, с активной зоной, в частности в месте эксплуатации подсоединять корпус реактора к первому контуру ядерной энергетической установки, проводить эксплуатацию ядерного корпусного реактора с корпусом, неразъемно соединенным с крышкой, с активной зоной, в ядерной энергетической установке в течение заданного срока службы. Технический результат - исключение распространения делящихся материалов из ядерного топлива активной зоны ядерного корпусного реактора на основных этапах жизненного цикла ядерных корпусных реакторов. 1 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к области атомной энергетики и атомной промышленности и касается использования ядерных корпусных реакторов в ядерных энергетических установках, преимущественно атомных электростанций и атомных электроцентралей, в частности ядерных энергетических установок для опреснения морской воды.

Известен способ обращения с энергетическим ядерным корпусным реактором мощностью 300-340 МВт(эл) на быстрых нейтронах с ядерным топливом - 238U, обогащенный изотопом 235U, и Pu, и тяжелометаллическим теплоносителем ядерной энергетической установки, при котором, при внешнем воздействии, включая воздействие природных явлений, техногенной аварии, ошибки персонала, атаки террористов, автоматически снижается температура теплоносителя с последующим его омоноличиванием, с предотвращением загрязнения окружающей среды, одновременно предлагается транспортабельную ядерную энергетическую установку вместе с реактором периодически возвращать на переработку отработавшего ядерного топлива, где извлекают из реактора отработавшее ядерное топливо с последующим размещением в активной зоне реактора свежего ядерного топлива (см., например, D. Yu. Belov, P. N.Alekseev, K.O.Mikitiouk, S.A.Subbotin P.A.Fomitchenko, Advanced Reactors with Lead-Based Coolants, Proceedings Annual on Nuclear Technology '98, Meeting, Kerntechnishche Gesellschaft and Deutsches Atomforum, Munchen, May 26-28, 1998, INFORUM Verlag, 1998, p. 681-684).

Известен способ обращения с энергетическим ядерным корпусным реактором мощности 50 МВт(эл)) на быстрых нейтронах с ядерным топливом - 238U, обогащенный изотопом 235U, и Pu, и натриевым теплоносителем, при котором при возрастании сложности техобслуживания, включая перегрузку ядерного топлива с использованием обычной перегрузочной машины, извлекают всю загрузку активной зоны реактора (S.Hattori, A.Minato, A Large Modular LMR Power Station which Meets Current Requirements, Proceedings of the 3rd JSME/ASME Joint International Conference on Nuclear Engineering, Kyoto, April 23-27, 1995, Japan Society of Mechanical Engineers, Tokyo, 1995, Vol. 2, p. 787-790).

Наиболее близким является известный способ обращения с ядерным корпусным реактором с активной зоной ядерной энергетической установки атомной электростанции, предусматривающий исключение перегрузок ядерного топлива (уран 238U, обогащенный изотопом 235U до 20 мас.%), в течение всего срока службы ядерного реактора, ограниченного 16 годами при полной нагрузке, 20 годами при нагрузке 80% от полной нагрузки) (E.Greenspan, E.Elias, W.E.Kastenberg, N. Stone, K.Aoki, N.W.Brown, Compact Once-for-Life Reactors for Developing Countries, Transactions American Nuclear Society Annual Meeting, Nashville, Tennessee, June 7-11, 1998, American Nuclear Society, La Grand Park, Illinois, 1998, Vol. 78, p. 238-240).

Недостаток известных способов обращения с ядерным корпусным реактором ядерной энергетической установки заключается в недостаточной надежности предупреждения распространения делящихся материалов из ядерного топлива в развивающихся странах, в которых, в частности, предусмотрена эксплуатация этих реакторов.

В задачу изобретения входит повышение надежности ядерных корпусных реакторов на основных этапах их жизненного цикла после завершения операции их сборки, таких как транспортировка к месту эксплуатации, ввод в эксплуатацию, эксплуатация в ядерной энергетической установке.

Указанная задача решается изобретением за счет достижения технического результата, заключающегося в предотвращении распространения делящихся ядерных материалов из ядерного корпусного реактора с активной зоной.

Указанный технический результат достигается в способе обращения с ядерным корпусным реактором с активной зоной ядерной энергетической установки, включающем размещение внутри корпуса реактора активной зоны, соединение корпуса реактора с крышкой корпуса реактора, при котором соединение корпуса реактора с крышкой корпуса реактора выполняют неразъемным, а реактор с корпусом, с крышкой, с активной зоной, транспортируют к месту эксплуатации и/или вводят в эксплуатацию и/или эксплуатируют в ядерной энергетической установке, в частности, предлагается в месте эксплуатации корпус реактора подсоединять к первому контуру ядерной энергетической установки.

Изобретение основано на исключении возможности несанкционированного доступа к активной зоне ядерного корпусного реактора на этапах транспортировки, ввода в эксплуатацию и эксплуатации ядерного корпусного реактора.

В то же время, при известности транспортирования ядерного реактора с активной зоной с отвержденным жидкометаллическим теплоносителем от завода-изготовителя к месту эксплуатации, а после выработки ресурса - от места эксплуатации на завод регенерации топлива (Б.Ф.Громов, В.И.Субботин, Г.И.Тошинский. Применение расплавов эвтектики свинец-висмут и свинца в качестве теплоносителя ЯЭУ. Атомная энергия, 1992, т. 73 вып. 1, с. 19-24), не достигается заявленный в изобретении технический результат, заключающийся в предотвращении распространения делящихся материалов из ядерного топлива активной зоны ядерного корпусного реактора на основных этапах его жизненного цикла, ибо при этом не исключена возможность несанкционированного доступа к активной зоне ядерного корпусного реактора.

Изобретение предлагается осуществлять следующим образом.

Пример 1. По месту сборки реактора проводят сборку корпусного ядерного реактора на быстрых нейтронах с тяжелометаллическим теплоносителем в следующем порядке: во фланце корпуса реактора выполняют глухие пазы на глубину, вдвое превышающую толщину фланца корпуса реактора, к фланцу крышки корпуса в соответствии с расположением пазов во фланце корпуса реактора приваривают расклиниваемые пластины, фиксируют расклиниваемые пластины в нерасклиненном виде, устанавливают в корпусе реактора нижние внутрикорпусные устройства, активную зону с ядерным топливом, верхние внутрикорпусные устройства, накладывают на верхнюю плоскость фланца корпуса реактора кольцевую герметизирующую прокладку, устанавливают крышку корпуса реактора на корпус реактора, вводят зафиксированные расклиниваемые пластины в пазы во фланце корпуса реактора, фиксируют взаимное положение крышки корпуса реактора и корпуса реактора шпильками, выполняют расклинивание пластин, приваренных к крышке корпуса реактора, в пазах фланца корпуса, за счет этого удается достичь неразъемности (неразборности) соединения корпуса с крышкой, дополнительно выполняют сварку по стыку фланца крышки корпуса реактора - фланца корпуса реактора, подсоединяют патрубки корпуса реактора с крышкой, с активной зоной, с внутрикорпусными устройствами, к стендовому первому контуру ядерной энергетической установки, проводят стендовые испытания, во время которых заполняют корпус реактора расплавом эвтектики свинец-висмут, удаляют теплоноситель из корпуса реактора до высоты патрубков корпуса реактора, отверждают теплоноситель за счет охлаждения до температуры окружающей среды без подвода тепла, отсоединяют корпус реактора с крышкой, с активной зоной в отвержденном теплоносителе, от стендового первого контура ядерной энергетической установки, помещают корпус реактора с активной зоной в отвержденном теплоносителе в транспортный бетонный контейнер, транспортируют контейнер с корпусом реактора с активной зоной в отвержденном теплоносителе к плавучей атомной теплоэлектроцентрали мощностью 280 МВт(т), пришвартованной к пирсу, выгружают транспортный контейнер с корпусом реактора с активной зоной в отвержденном теплоносителе на перегрузочную площадку пирса с пришвартованной плавучей атомной теплоэлектроцентралью, перемещают корпус реактора с активной зоной в отвержденном теплоносителе из транспортного контейнера в ядерную энергетическую установку плавучей атомной теплоэлектроцентрали, подсоединяют патрубки корпуса реактора с крышкой, с активной зоной в отвержденном теплоносителе, к трубопроводам первого контура ядерной энергетической установки плавучей атомной теплоэлектроцентрали, транспортируют плавучую атомную теплоэлектроцентраль с подсоединенным к ядерной энергетической установке корпусным реактором с активной зоной в отвержденном теплоносителе к месту эксплуатации, подсоединяют плавучую атомную теплоэлектроцентраль к тепло- и электросетям в месте эксплуатации, заполняют первый контур ядерной энергетической установки расплавом эвтектики свинец-висмут, разогревая до эксплуатационной температуры отвержденный теплоноситель в корпусе реактора, вводят в эксплуатацию атомную теплоэлектроцентраль, проводят эксплуатацию атомной теплоэлектроцентрали с ядерной энергетической установкой с реактором с корпусом, неразъемно соединенным с крышкой.

Пример 2. То же, что и в примере 1, но корпусный реактор с неразъемно соединенным корпусом реактора и крышкой корпуса реактора, с активной зоной в отвержденном теплоносителе, транспортируют в транспортном бетонном контейнере на судне для транспортировки ядерного топлива на место эксплуатации на наземную атомную электростанцию, подсоединяют патрубки корпуса реактора с крышкой, с активной зоной в отвержденном теплоносителе, к трубопроводам первого контура ядерной энергетической установки атомной электростанции, подсоединяют атомную электростанцию к электросети в месте эксплуатации, заполняют первый контур ядерной энергетической установки расплавом эвтектики свинец-висмут, разогревая до эксплуатационной температуры отвержденный теплоноситель в корпусе реактора, вводят в эксплуатацию атомную электростанцию, проводят эксплуатацию наземной атомной электростанции с ядерной энергетической установкой с реактором с корпусом, неразъемно соединенным с крышкой.

Пример 3. То же что и в примере 1, но соединение корпуса реактора с крышкой корпуса реактора осуществляют с применением болтов с головками, размещенными в гнездах, выполненных в крышке корпуса реактора, сварку по стыку фланец крышки корпуса реактора - фланец корпуса реактора проводят на глубину в четверть толщины фланца корпуса реактора и выполняют заливку шовным металлом гнезд, в которых расположены головки болтов, обеспечивая тем самым неразъемность (неразборность) корпуса реактора с крышкой корпуса реактора, корпус реактора с активной зоной транспортируют в металлобетонном контейнере на судне для транспортировки ядерного топлива на наземную ядерную энергетическую установку для обессоливания морской воды мощностью 360 МВт(т), извлекают корпус реактора с активной зоной из металлобетонного контейнера, подсоединяют патрубки корпуса реактора с крышкой, с активной зоной, к трубопроводам первого контура ядерной энергетической установки для обессоливания морской воды, вводят в эксплуатацию наземную ядерную энергетическую установку для обессоливания морской воды с корпусом, проводят эксплуатацию наземной ядерной энергетической установки для обессоливания морской воды с ядерной энергетической установкой с реактором с корпусом, неразъемно соединенным с крышкой, в течение 24 календарных лет при нагрузке 80% от полной нагрузки.

Изобретение применимо в ядерной энергетике к ядерным корпусным реакторам на основных этапах их жизненного цикла, включая транспортировку корпусного ядерного реактора с крышкой, с активной зоной, с внутрикорпусными устройствами в составе ядерных энергетических установок или отдельно от них, ввод в эксплуатацию и эксплуатацию ядерного реактора в ядерной энергетической установке, с обеспечением нераспространения делящихся материалов при расширении числа стран, использующих ядерную энергетику, в развивающихся странах, в особенности.

Формула изобретения

1. Способ обращения с ядерным корпусным реактором с активной зоной ядерной энергетической установки, включающий размещение внутри корпуса реактора активной зоны, соединение корпуса реактора с крышкой корпуса реактора, отличающийся тем, что соединение корпуса реактора с крышкой корпуса реактора выполняют неразъемным, а реактор с корпусом, с крышкой, с активной зоной, транспортируют к месту эксплуатации, и/или вводят в эксплуатацию, и/или эксплуатируют в ядерной энергетической установке.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в месте эксплуатации корпус реактора подсоединяют к первому контуру ядерной энергетической установки.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано для перегрузки всей активной зоны ядерного реактора

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к способам управления реактивностью быстрых гомогенных ядерных реакторов

Изобретение относится к машиностроению и может быть использовано в копирующих герметичных манипуляторах

Изобретение относится к резервуару высокого давления, в частности к предохранительному резервуару кипящей атомной силовой установки, который выполнен из железобетона и металлической уплотнительной структуры

Изобретение относится к ядерной энергетике и может найти применение на предприятиях изготовления тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) и сборки их в тепловыделяющие сборки (ТВС) для ядерного реактора

Изобретение относится к ядерной энергетике

Изобретение относится к неразрушающему контролю сварных соединений и предназначено, в частности, для контроля качества сварных швов тепловыделяющих элементов ядерных реакторов

Изобретение относится к технологиям производства медицинского изотопа Mo-99 из облученного топлива на основе урана

Изобретение относится к области неразрушающего контроля тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерных реакторов, изготовленных в виде трехслойных труб различного профиля и предназначено для автоматического измерения координат активного слоя, разметки границ твэлов, измерения равномерности распределения активного материала по всей площади слоя в процессе изготовления

Изобретение относится к усовершенствованной системе для пассивного удаления водорода из-под защитной оболочки ядерного реактора в случае аварии типа потери теплоносителя, с использованием каталитической рекомбинации водорода

Изобретение относится к ядерной энергетике и может найти применение при контроле сварного шва контактно-стыковой сварки заглушки к оболочке тепловыделяющего элемента преимущественно для ядерных реакторов ВВЭР, РБМК

Изобретение относится к измерительной технике и служит для диагностики состояния объектов, содержащих источники проникающих электромагнитных излучений, в т.ч

Изобретение относится к измерительной технике и служит для диагностики состояния объектов, содержащих источники проникающих электромагнитных излучений, в т.ч

Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение на предприятиях изготовления таблетированного ядерного топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов

Изобретение относится к технике эксплуатации атомных станций с реакторами типа РБМК и предназначено для контроля расхода теплоносителя в технологических каналах и распределительно-групповых коллекторах
Изобретение относится к способам переработки урансодержащих материалов, а именно - к переработке уран-алюминиевых композиций

Изобретение относится к области ядерной техники, более конкретно - к устройствам для получения нейтронов - источникам нейтронов с использованием ускоренных заряженных частиц

Изобретение относится к измерительной технике и может быть использовано при определении уровня теплоносителя в реакторах

Изобретение относится к атомной технике, а именно к способам и устройствам для транспортирования высокорадиоактивных отходов, и может быть использовано в области регенерации ядерного топлива отработавших тепловыделяющих сборок ядерных реакторов и доставки их на захоронение, а также в других отраслях промышленности, где имеются радиоактивные и/или токсичные отходы
Наверх