СПОСОБ ИЗВЛЕЧЕНИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ИЗ КОРПУСНОГО РЕАКТОРА ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ Российский патент 1999 года по МПК G21C19/00 G21C19/32 

Изобретение относится к атомной энергетике и промышленности и касается извлечения ядерного топлива из корпусных реакторов ядерных энергетических установок судов и кораблей, в частности, снимаемых с эксплуатации атомных подводных лодок, атомных ледоколов.

Известен способ демонтажа корпусного ядерного реактора WAGR атомной электрической станции, предусматривающий резку корпуса, оборудования и металлоконструкций после выгрузки отработавшего топлива (см., например, H. Lawton, Reactor Decommissioning, Nucl. Engineer, 1984, v. 25 N 5, p. 191-192).

Известен способ утилизации атомных подводных лодок с корпусными реакторами, включающий выгрузку из атомной подводной лодки ядерного топлива, удаление из атомной подводной лодки реакторного отсека (см., например V.V. Mazokin et al., Basic Aspects of the Concept of Reactor Compartment (Including Damaged Compartments) Management During Utilization of Nuclear Powered Submarines. High Priority R& D, Global Advances in Nuclear Engineering, Proc. ICONE-4, ASME Publ., 1996, v. 3 p. 1-9).

Известен способ извлечения отработанного ядерного топлива из корпусного реактора ядерной энергетической установки подводного судна - атомной подводной лодки, включающий вскрытие корпуса атомной подводной лодки над реактором, снятие крышки корпуса реактора ядерной энергетической установки и потвэльную или покассетную выгрузку ядерного топлива (см., например, В.М. Букалов и А. А. Нарусбаев, Проектирование атомных подводных лодок, Л., Судостроение, 1964, с. 252).

Наиболее близким к предложенному является известный способ извлечения отработанного ядерного топлива из корпусного реактора ядерной энергетической установки надводного судна или корабля, предусматривающий вскрытие палубы судна, удаление из корпусного ядерного реактора активной зоны с закрепленной на ней крышкой корпуса реактора, размещение активной зоны с крышкой корпуса реактора вне корпуса реактора в шахте с водой, помещение активной зоны с крышкой корпуса реактора в нише шахты в свинцовой контейнер (см., например, А. В. Поздеев, Судовые атомные энергетические установки: пути и перспективы развития. Л., Судостроение, 1964, с. 730-732).

Основной недостаток известных способов, применительно к извлечению ядерного топлива из корпусного реактора ядерной энергетической установки судов и кораблей, заключается в недостаточной их экологичности из-за неблагоприятного воздействия на окружающую среду в процессе извлечения и транспортирования ядерного топлива, низкой технологичности, связанной как с продолжительностью извлечения и сложностью транспортирования ядерного топлива, так и с повышенным потреблением контейнеров для транспортирования ядерного топлива.

В задачу изобретения входит повышение экологичности и технологичности способа извлечения ядерного топлива из корпусного реактора ядерной энергетической установки судна или корабля.

Указанная задача решается изобретением за счет достижения технического результата, заключающегося в снижении мощности излучения и возможного загрязнения окружающей среды при извлечении ядерного топлива, сокращении времени извлечения ядерного топлива из ядерной энергетической установки, сокращении количества необходимых для транспортировки ядерного топлива контейнеров.

Технический результат достигается в способе извлечения ядерного топлива из корпусного реактора ядерной энергетической установки судна или корабля, включающем выгрузку из ядерной энергетической установки активной зоны с крышкой корпуса реактора, при котором активную зону выгружают в корпусе реактора. Предлагается также до выгрузки корпуса реактора отделять его от трубопроводов, соединяющих корпус с первым контуром ядерной энергетической установки, а выгруженную активную зону в корпусе с крышкой реактора транспортировать за пределы судна, при этом, в частности, до транспортирования за пределы судна выгруженную активную зону в корпусе с крышкой реактора помещать в передаточный контейнер, в транспортный контейнер.

Несмотря на известность операции удаления корпуса реактора из ядерной энергетической установки (см. например, патент RU 2029398, МКИ 6 G 21 C 19/00, G 21 F 9/28, опубл. 20.02.95, Бюл. N 5), тем не менее, при этом не удается достигнуть заявленный технический результат, ибо, в отличие от предлагаемого решения, при исполнении известной операции осуществляют фрагментацию корпуса реактора (в отсутствии ядерного топлива) с последующим удалением фрагментов корпуса реактора из ядерной энергетической установки. В то же время, в предлагаемом решении при выгрузке активной зоны в корпусе с крышкой реактора отпадает потребность в демонтаже конструкций реактора и извлечения из реактора внутрикорпусных устройств (экранов и др.), а размещение активной зоны внутри корпуса с крышкой реактора при выгрузке из судовой энергетической установки и последующем транспортировании ядерного топлива, отработавшего в том числе, за пределы судна или корабля позволяет обеспечить как постоянное присутствие барьера (корпуса с крышкой реактора) для распространения радиоактивных веществ за пределы корпуса с крышкой реактора и, за счет ядерного топлива, стержней системы автоматического регулирования, органов компенсации реактивности, стержней системы аварийной защиты, внутрикорпусных устройств и корпуса реактора, самопоглощение и поглощение излучения (в 100 - 100 раз), так и ускорение процесса извлечения активной зоны (ядерного топлива) и радиоактивных отходов из судовой энергетической установки, снижение количества используемых для транспортировки контейнеров вследствие компактности размещения в активной зоне ядерного топлива, помещенного в корпус с крышкой реактора с активной зоной.

Извлечение ядерного топлива из корпусного реактора ядерной энергетической установки, в частности, отработавшего ядерного топлива из снимаемой с эксплуатации атомной подводной лодки с корпусным реактором, предлагается осуществлять следующим образом: пришвартовать атомную подводную лодку к краново-транспортному судну, проверить, введены ли в активную зону реактора стержни системы автоматического регулирования, органы компенсации реактивности, стержни системы аварийной защиты, расцепить и удалить штанги приводов, удалить приводы стержней системы автоматического регулирования, органов компенсации реактивности, стержней системы аварийной защиты, осушить первый контур ядерной энергетической установки и реактор, удифферентовать атомную подводную лодку для обеспечения вертикальности положения оси реактора, вскрыть легкий и прочный корпуса атомной подводной лодки, установить технологическую выгородку, демонтировать оборудование над реактором и с крышки реактора, удалить съемную биологическую защиту над реактором, выполнить резы трубопроводов, соединяющих корпус реактора с оборудованием первого контура ядерной энергетической установки, закрепить штанги от подъемного устройства на патрубках реактора, установить над реактором передаточный контейнер, установить на патрубки реактора и трубопроводы защитные пробки, вертикально переместить корпус с крышкой реактора с активной зоной и другими внутрикорпусными устройствами в передаточный контейнер, переместить корпус с крышкой реактора с активной зоной и другими внутрикорпусными устройствами в передаточном контейнере к транспортному контейнеру за пределы снимаемой с эксплуатации атомной подводной лодки, переместить корпус с крышкой реактора с активной зоной и другими внутрикорпусными устройствами из передаточного контейнера в транспортный контейнер, затем отшвартовать атомную подводную лодку без ядерного топлива от краново-транспортного судна, пришвартовать следующую атомную подводную лодку с ядерным топливом к краново-транспортному судну, освобожденный от корпуса с крышкой реактора с активной зоной и другими внутрикорпусными устройствами передаточный контейнер разместить в вышеуказанном порядке над реактором атомной подводной лодки и затем повторить вышеописанный цикл извлечения ядерного топлива из корпусного реактора ядерной энергетической установки атомной подводной лодки.

Извлечение ядерного топлива из корпусного реактора ядерной энергетической установки, в частности, отработавшего ядерного топлива из снимаемого с эксплуатации атомного ледокола с корпусным реактором, предлагается осуществлять следующим образом: установить на атомный ледокол подъемно-транспортное устройство, проверить, введены ли в активную зону реактора стержни системы автоматического регулирования, органы компенсации реактивности, стержни системы аварийной защиты, расцепить и удалить штанги приводов, удалить приводы стержней системы автоматического регулирования, органов компенсации реактивности, стержней системы аварийной защиты, осушить первый контур ядерной энергетической установки и реактор, удифферентовать атомный ледокол для обеспечения вертикальности положения оси реактора, вскрыть палубу ледокола, установить технологическую выгородку, демонтировать оборудование над реактором и с крышки реактора, удалить съемную биологическую защиту над реактором, выполнить резы трубопроводов, соединяющих корпус реактора с оборудованием первого контура ядерной энергетической установки, закрепить штанги от подъемного устройства на патрубках реактора, установить над реактором передаточный контейнер, установить на патрубки реактора и трубопроводы защитные пробки, вертикально переместить корпус с крышкой реактора с активной зоной и другими внутрикорпусными устройствами в передаточный контейнер, переместить корпус с крышкой реактора с активной зоной и другими внутрикорпусными устройствами в передаточном контейнере к транспортному контейнеру, переместить корпус с крышкой реактора с активной зоной и другими внутрикорпусными устройствами из передаточного контейнера в транспортный контейнер, переместить транспортный контейнер с размещенным в нем корпусом с крышкой реактора с активной зоной и другими внутрикорпусными устройствами за пределы снимаемого с эксплуатации ледокола, затем подъемно-транспортное устройство переместить на следующий ледокол с отработавшим ядерным топливом, освобожденный от корпуса с крышкой реактора с активной зоной и другими внутрикорпусными устройствами передаточный контейнер разместить в вышеуказанном порядке над реактором атомного ледокола и затем повторить вышеописанный цикл извлечения ядерного топлива из корпусного реактора ядерной энергетической установки атомного ледокола.

Изобретение применимо на подводных судах, снабженных ядерными энергетическими установками с корпусными реакторами, преимущественно на снимаемых с эксплуатации атомных подводных лодках, аварийных в том числе, а также на надводных судах и надводных кораблях с ядерными энергетическими установками с корпусными реакторами, в частности, на снимаемых с эксплуатации атомных ледоколах.

Изобретение относится к атомной энергетике и касается извлечения ядерного топлива из ядерных энергетических установок с корпусными реакторами судов и кораблей, преимущественно снимаемых с эксплуатации атомных подводных лодок, снимаемых с эксплуатации атомных ледоколов с отработавшим ядерным топливом. Сущность изобретения: выгрузка из ядерной энергетической установки активной зоны с крышкой корпуса реактора в корпусе реактора; предлагается также до выгрузки корпуса реактора отделять его от трубопроводов, соединяющих с первым контуром ядерной энергетической установки. Достигаемый технический результат заключается в снижении мощности излучения и возможного загрязнения окружающей среды, сокращении времени извлечения ядерного топлива, сокращении количества необходимых для транспортировки ядерного топлива контейнеров. 3 з.п. ф-лы.

1. Способ извлечения ядерного топлива из корпусного реактора ядерной энергетической установки судна или корабля, включающий выгрузку из энергетической установки активной зоны с крышкой корпуса реактора, отличающийся тем, что активную зону выгружают в корпусе реактора, а до выгрузки корпуса реактора его отделяют от трубопроводов, соединяющих с первым контуром ядерной энергетической установки. 2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что выгруженную активную зону в корпусе с крышкой реактора транспортируют за пределы судна или корабля. 3. Способ по п.2, отличающийся тем, что до транспортирования за пределы судна или корабля выгруженную активную зону в корпусе с крышкой реактора помещают в передаточный контейнер. 4. Способ по пп. 2 и 3, отличающийся тем, что до транспортирования за пределы судна или корабля выгруженную активную зону в корпусе с крышкой реактора помещают в транспортный контейнер.