СПОСОБ ОБРАЩЕНИЯ С КОРПУСНЫМ РЕАКТОРОМ С АКТИВНОЙ ЗОНОЙ Российский патент 1999 года по МПК G21F9/34 G21F9/28 

Изобретение относится к области атомной энергетики и атомной промышленности и касается корпусных реакторов с активными зонами в судовых и стационарных ядерных электрических установках, а также вне ядерных энергетических установках, преимущественно реакторов судов и кораблей с ядерными энергетическими установками, в основном снимаемых с эксплуатации атомных подводных лодок, надводных кораблей и судов, атомных ледоколов, в частности.

Известен способ обращения с реактором ядерной энергетической установки атомной электрической станции, предусматривающего захоронение ядерной энергетической установки, содержащей отработавшее ядерное топливо (активную зону) и внутрикорпусные устройства, включающий сооружение кессона для реакторного здания с первым контуром ядерной энергетической установки с реактором с активной зоной или первого контура ядерной энергетической установки с реактором с активной зоной, выемку грунта из-под кессона с первым контуром ядерной энергетической установки с реактором с активной зоной с созданием под кессоном емкости, перемещение (опускание) кессона с первым контуром ядерной энергетической установки с реактором с активной зоной в емкость на место удаленного грунта, засыпку первого контура ядерной энергетической установки с реактором с активной зоной грунтом и восстановление над ним природного ландшафта (H. Caiser, Menthod of Disposing of Shut-Down Nuclear Power Plants, United States Patent, Patent Number 4,483,790, Date of Petent - Nov. 30, 1994).

Известен способ обращения с транспортной ядерной энергетической установкой с корпусным реактором с невыгруженным ядерным топливом (активной зоной), включающий осушение первого контура ядерной энергетической установки с удалением водного теплоносителя из внутрикорпусного пространства корпусного реактора с активной зоной (см., например, Е.И.Аксенов, В.И.Вавилкин, Н.Г.Сандлер, В.И.Лебедев, В.И.Урывский. Обоснование безопасности хранения судовых АППУ, выведенных из эксплуатации, до передачи их на утилизацию. Тезисы докладов Международного научного семинара Российской Академии Наук / НАТО "Анализ рисков, связанных с выводом из эксплуатации, хранением и утилизацией атомных подводных лодок", Москва, 24-26 ноября 1997 г., Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН, 1997, с. 23).

Известен способ обращения с отработавшим ядерным топливом, включающий транспортировку и хранение отработавшего ядерного топлива внутри защитного контейнера из обычной или нержавеющей стали, предусматривающий вакуумирование внутриконтейнерного пространства и заполнение его гелием для предотвращения взаимодействия материала тепловыделяющих сборок с отработавшим ядерным топливом и реакционноспособным молекулярным и атомарным кислородом, азотом и водородом внутрикорпусной воздушной среды (см. например, J.Hobbs, Sierra Nuclear Corporation / BNFL TranStar^TM, Nuclear Engineering International, 1995, v. 41 No 501, p. 38).

Известен способ обращения с ядерным топливом атомной электрической станции Три Майл Айленд (США), включающий размещение поврежденного ядерного топлива этой АЭС в контейнерах с нейтронпоглощающим материалом, помещения заполненных контейнеров в бассейн выдержки Айдахской национальной инжиниринговой лаборатории, состоящей из модулей с водой, разделенных на боксы из нержавеющей стали, с дополнительным разделением заполненных контейнеров внутри бокса плитами из бронированного полиэтилена (см., например, R.A.Knief, Nuclear Criticality Safety for the TMI-2 Recovery Program, Nuclear Safety, 1988, v. 29 No 4, p. 409-420).

Известен способ обращения с корпусными реакторами с активными зонами ядерных энергетических установок атомной электрической станции, включающий поочередное перемещение ядерных энергетических установок на плавучем средстве сплавом по воде в изолированные полости прибрежных холмов для замены активной зоны ядерной энергетической установки (Патент Российской Федерации N 2056651, МКИ 6 G 211 C 1/00, 13/00, опубл. 20.03.96, Бюл. N 8).

Наиболее близким является известный способ обращения с корпусным реактором ядерной энергетической установки, предусматривающий осушение и последующее удаление реактора с корпусом с крышкой, с внутрикорпусными устройствами и с активной зоной с отработавшим ядерным топливом, с внутризонными элементами - введенными в активную зону стержнями систем автоматического регулирования и аварийной защиты и органами компенсации реактивности, из ядерной энергетической установки судна или корабля, размещение корпусного реактора с активной зоной в защитном контейнере и его хранение (см.. например, S. Gavrilov, P.Smirnov, M.Barkov, V.Topilin, N.Shumkov, Spent Nuclear from Nuclear Power Submarine, Proceedings of ANS Topical Meeting "Decommissioning, Decontamination and Reutilization of Government and Commercial Facilities", Knoxville, Tennessee, September 7-12, 1997, American Nuclear Society, La Grand Park, Illinois, 1997, p. 397-400).

Основной недостаток известных способов хранения корпусного реактора с активной зоной в ядерной энергетической установке заключается в недостаточной ядерной и радиационной безопасности хранения корпусного реактора с активной зоной в ядерной энергетической установке, в частности в недостаточной радиационной защите персонала, обслуживающего ядерную энергетическую установку, ядерной безопасности и радиационной защиты населения и окружающей среды, наряду с этим, в деформации со временем внутризонных элементов активной зоны корпусного реактора, тепловыделяющих элементов в особенности, а также в недостаточности технических средств для предотвращения несанкционированного извлечения и распространения отработавшего ядерного топлива, особенно высокообогащенного.

В задачу изобретения входит повышение ядерной и радиационной безопасности хранения корпусного реактора с активной зоной в ядерной энергетической установке, в частности обеспечение радиационной защиты персонала, обслуживающего ядерную энергетическую установку, ядерной безопасности и радиационной защиты населения и окружающей среды, предотвращение, наряду с этим, деформации внутризонных элементов активной зоны корпусного реактора, тепловыделяющих элементов в особенности, и внутрикорпусных устройств реактора, а также создание технических средств для предотвращения несанкционированного извлечения и распространения отработанного ядерного топлива, особенно высокообогащенного.

Указанная задача решается изобретением за счет достижения технического результата, заключающегося в предотвращении контакта материала тепловыделяющих элементов с реакционноспособным молекулярным и атомарным кислородом, азотом и водородом внутрикорпусной воздушной среды, содержащей водяной пар, образующийся из неизвлекаемой из корпусного реактора части теплоносителя, в углублении подкритичности активной зоны корпусного реактора, а также в предотвращении деформации тепловыделяющих элементов активной зоны внутри корпуса реактора, при хранении корпусного реактора с активной зоной в ядерной энергетической установке.

Технический результат достигается в способе обращения с корпусным реактором с активной зоной ядерной энергетической установки, включающем осушение внутрикорпусного пространства реактора с активной зоной и после осушения заполнение активной зоны корпусного реактора с примыкающим к активной зоне участком внутрикорпусного пространства реактора жидкофазным материалом, который затем переводят в твердую фазу, в частности, в качестве жидкофазного материала берут либо расплав свинцовосодержащего металла, выбранного из группы, включающей свинец, эвтектический сплав свинец-висмут, либо расплав полимерного материала, выбранный из группы, включающей полиэтилен-бор-свинец, полиамид-бор, полиэтилен-бор, либо жидкую полиэфирную смолу, выбранную из группы, содержащей полиэфирную смолу с отвердителем, полиэфирную смолу с отверстием и пластификатором, полиэфирную смолу с отвердителем, пластификатором и нейтронпоглощающим наполнителем, причем во внутрикорпусном пространстве над активной зоной, заполненной твердофазным свинцовосодержащим металлом, выбранным из группы, включающей свинец, эвтектический сплав свинец-висмут, предлагается дополнительно размещать либо расплав полимерного материала, выбранного из группы, включающей полиэтилен-бор-свинец, полиамид-бор, полиэтилен-бор, либо жидкую полиэфирную смолу, выбранную из группы, содержащей полиэфирную смолу отвердителем, полиэфирную смолу с отвердителем и пластификатором, полиэфирную смолу с отвердителем, пластификатором и нейтронпоглощающим наполнителем. В настоящее время известно о некоторых из предложенных в изобретении признаках, так, в частности, в результате аварии атомной подводной лодки произошло несанкционированное отверждение металлического теплоносителя (эвтектического сплава свинец-висмут) в первом контуре ядерной энергетической установки, с последующим вынужденным затоплением атомной подводной лодки с ядерной энергетической установкой, перед которым ее реакторный отсек заполнили твердеющей смесью, в частности битумом и другими долговечными материалами (см. , например, Н. Мормуль. Атомные уникальные стратегические. Мурманск, Издательский дом "999", с. 85, Л.Осипенко, Л. Жильцов, Н.Мормуль. Атомная подводная эпопея. Изд-во А/О "БОРГЕС", М., 1994, с. 305-306), и при этом не был достигнут технический результат, указанный в изобретении, ибо изобретение основано на следующем: при принудительном заполнении осушенного внутрикорпусного пространства реактора, за исключением части теплоносителя, недоступной для извлечения общепринятыми в настоящее время технологическими приемами, а именно активной зоны и примыкающего к ней участка внутрикорпусного пространства металлом с большим атомным весом, в частности свинцом или эвтектическим сплавом свинец-висмут, предварительно переведенным в жидкую фазу (при заполнении его на высоту, большую или равную высоте активной зоны), происходит вытеснение не извлеченной ранее части теплоносителя из пространства, находящегося в нижней части корпусного реактора, жидкий металл затем переводят в твердую фазу, при этом удается обеспечить поглощение излучения из активной зоны, предотвратить контактное взаимодействие материала тепловыделяющих элементов с реакционноспособным молекулярным и атомарным кислородом, азотом и водородом внутрикорпусной воздушной среды, повысить теплоотдачу от тепловыделяющих элементов к корпусу реактора, создать противодавление на тепловыделяющие элементы и тем самым предотвратить деградацию материала тепловыделяющих элементов, обеспечить фиксацию тепловыделяющих элементов с сохранением конфигурации активной зоны, и тем самым предотвратить возможность образования критической массы ядерного топлива внутри корпусного реактора из-за деформации тепловыделяющих элементов активной зоны внутри корпуса реактора, а дополнительное заполнение внутрикорпусного пространства реактора над твердофазным металлом, заполняющим активную зону и часть внутрикорпусного пространства реактора, полимерным жидкофазным материалом, с последующим переводом его в твердую фазу, позволяет предупредить формоизменение высокопластичного свинцовосодержащего металла в процессе хранения корпусного реактора с активной зоной в горизонтальном положении, в частности в хранилище вне ядерной энергетической установки; в последнем случае, которому предшествует извлечение корпусного реактора с активной зоной, его транспортирование к хранилищу вне ядерной энергетической установки, размещение в хранилище, за счет предлагаемого заполнения активной зоны и примыкающего к ней участка внутрикорпусного пространства жидкофазным материалом в ядерной энергетической установке, перевода жидкофазного материала в твердую фазу, удается обеспечить при извлечении, транспортировании и хранении вне ядерной энергетической установки корпусного реактора с активной зоной поглощение излучения из активной зоны, фиксацию тепловыделяющих элементов с сохранением конфигурации активной зоны, предупреждающим образование критической массы ядерного топлива внутри корпусного реактора, в том числе при аварийных ситуациях, а также исключить возможность несанкционированного извлечения отработавшего ядерного топлива, особенно высокообогащенного, на всех этапах обращения с корпусным реактором с активной зоной.

Изобретение предлагается осуществлять следующим образом.

Пример 1. На выведенной из эксплуатации атомной подводной лодке с ядерной энергетической установкой с корпусным реактором с водным теплоносителем предлагается ввести в активную зону реактора стержни системы автоматического регулирования, органы компенсации реактивности, стержни системы аварийной защиты, осушить штатными средствами первый контур ядерной энергетической установки, установить над биологической защитой реактора насос для откачки теплоносителя из корпуса реактора, извлечь из корпуса реактора заглушку отверстия для откачки теплоносителя, ввести шланг, соединенный с насосом, в корпус реактора, извлечь весь, кроме неизвлекаемой посредством насоса и шланга части, водный теплоноситель из корпусного реактора, переместить извлеченный теплоноситель в бак для жидких радиоактивных отходов, установить над реактором емкость с электронагревателями для плавления свинца, насос для подачи жидкого свинца, соединить трубопроводом с клапаном смеситель (емкость для свинца) с насосом для его подачи, установить распределитель для подачи свинца на выходе из насоса, закрепить на распределителе термостойкие шланги для подачи жидкого свинца во внутрикорпусное пространство реактора, извлечь из крышки реактора чехлы для размещения датчиков измерительных систем, ввести в образованные отверстия в крышке реактора термостойкие шланги, закрепленные на распределителе жидкого свинца, подать напряжение питания на электронагреватели емкости для плавления свинца, нагреть свинец до температуры 350^oC, открыть клапан, соединяющий емкость для плавления свинца с насосом для его подачи, полученным расплавом свинца через термостойкие шланги заполнить внутрикорпусное пространство реактора до высоты, превышающей верхний уровень активной зоны, размещенной в корпусе реактора, но не достигающей высоты размещения патрубков корпуса реактора, извлечь из корпуса термостойкие шланги, закрыть в крышке реактора заглушками отверстия, использованные для заполнения свинцом активной зоны и части внутрикорпусного пространства реактора, охладить жидкий свинец, заполнивший часть внутрикорпусного пространства реактора и активную зону, с переходом его в твердую фазу за счет охлаждения корпусного реактора до температуры окружающей среды без подвода тепла от внешнего источника, затем корпусный реактор с активной зоной, заполненной твердофазным свинцом, оставляют на хранение в ядерной энергетической установке атомной подводной лодки.

Пример 2. То же, что и в примере 1, но после выдержки корпусного реактора с активной зоной, заполненной твердофазным свинцом, в ядерной энергетической установке, извлечь из ядерной энергетической установки атомной подводной лодки корпусной реактор с активной зоной, установить на патрубки корпуса реактора защитные пробки, установить корпусной реактор с активной зоной, заполненный твердофазным свинцом, в защитный контейнер для транспортирования корпусного реактора с активной зоной, переместить защитный контейнер с корпусным реактором с активной зоной на транспортное устройство, транспортировать защитный контейнер с корпусным реактором с активной зоной, заполненной твердофазным свинцом, на установку по переработке отработавшего ядерного топлива, расположенную вне ядерной энергетической установки, разместить транспортный контейнер с корпусным реактором с активной зоной в горячей камере установки по переработке отработавшего ядерного топлива, выгрузить корпусной реактор с активной зоной в горячей камере из защитного контейнера, поместить корпусной реактор с активной зоной, заполненной свинцом, в устройство для внешнего нагрева корпусного реактора с активной зоной, заполненной твердофазным свинцом, снять крышку корпуса с корпусного реактора с активной зоной, подвести тепло к наружной поверхности корпусного реактора, после расплавления свинца в корпусном реакторе с активной зоной извлечь тепловыделяющие сборки из активной зоны корпусного реактора, заполненной жидким свинцом, переместить тепловыделяющие сборки из горячей камеры в бассейн выдержки установки по переработке ядерного топлива с последующей переработкой тепловыделяющих сборок с ядерным топливом.

Пример 3. То же, что и в примере 1, но вместо свинца предлагается ввести во внутрикорпусное пространство реактора жидкий эвтектический сплав свинец-висмут, нагретый в смесителе до температуры 150^oC, после заполнения жидким эвтектическим сплавом свинец-висмут внутрикорпусного пространства реактора до высоты, превышающей верхний уровень активной зоны в корпусе реактора, но не достигающей высоты размещения патрубков корпуса реактора, охладить корпусный реактор до температуры окружающей среды, после затвердевания эвтектического сплава свинец-висмут, заполнившего часть внутрикорпусного пространства корпуса реактора и активную зону, предлагается подать в смеситель полиэтилен с 3% (мас. ) бора, нагреть смеситель до температуры 100^oC, ввести полученный расплав через термостойкие шланги во внутрикорпусное пространство над твердофазным эвтектическим сплавом свинец-висмут до высоты патрубков, извлечь из корпуса реактора термостойкие шланги, закрыть отверстия в крышке корпусного реактора заглушками и за счет выдержки корпусного реактора (без подвода тепла от внешнего источника) перевести расплав в твердую фазу, затем извлечь из ядерной энергетической установки атомной подводной лодки корпусный реактор с активной зоной, заполненный твердофазными эвтектическим сплавом свинец-висмут и материалом на основе полиэтилена, установить на патрубки корпуса реактора защитные пробки, установить корпусный реактор с активной зоной, в защитный контейнер для транспортирования и хранения корпусного реактора с активной зоной, переместить защитный контейнер с корпусным реактором с активной зоной на транспортное устройство, транспортировать защитный контейнер с корпусным реактором с активной зоной к прибрежной штольне, перегрузить защитный контейнер с корпусным реактором с активной зоной с транспортного устройства в прибрежную штольню, поместить на хранение в прибрежной штольне защитный контейнер с корпусным реактором с активной зоной, заполненный твердофазным эвтектическим сплавом свинец-висмут и материалом на основе полиэтилена, выполнить его длительное хранение в хранилище.

Пример 4. То же, что и в примере 1, но вместо выведенной из эксплуатации атомной подводной лодки с ядерной энергетической установкой с корпусным реактором с водным теплоносителем предлагается на выведенном из эксплуатации атомном ледоколе с ядерной энергетической установкой с корпусным реактором с водным теплоносителем над биологической защитой реактора установить смеситель для смешения эпоксидной смолы с отвердителем и наполнителем, насос для подачи вязкой жидкости, соединить трубопроводом с клапаном смеситель с насосом для подачи вязкой жидкости, установить на выходе из насоса для подачи вязкой жидкости распределитель, закрепить на распределителе шланги для подачи вязкой жидкости во внутрикорпусное пространство реактора, ввести в образованные в крышке реактора отверстия шланги для подачи вязкой жидкости, выполнить в смесителе смешение эпоксидной смолы ЭД-20 с отвердителем - 1-полиэтиленполиамином и наполнителем - карбидом бора, открыть клапан на трубопроводе и при помощи насоса подать через шланги полученную в смесителе вязкую жидкость, представляющую собой смесь эпоксидной смолы с отвердителем и наполнителем, во внутрикорпусное пространство реактора, заполнив его до высоты, превышающей верхний уровень активной зоны в корпусе реактора, но не достигающей высоты размещения патрубков корпуса реактора, затем извлечь из корпуса шланги, закрыть отверстия в крышке реактора заглушками, провести выдержку корпусного реактора при температуре окружающей среды и после отверждения вязкой жидкости, содержащей жидкую эпоксидную смолу с отвердителем и наполнителем, заполнившей часть внутрикорпусного пространства корпуса и активную зону, извлечь из ядерной энергетической установки атомного ледокола корпусный реактор с активной зоной, заполненной отвержденной эпокидной смолой, установить на патрубки корпуса реактора защитные пробки, установить корпусный реактор с активной зоной, заполненной отвержденной эпоксидной смолой, в защитный контейнер для транспортирования корпусного реактора с активной зоной, переместить защитный контейнер с корпусным реактором с активной зоной на транспортное устройство, перегрузить защитный контейнер с корпусом реактором с активной зоной, заполненной отвержденной эпоксидной смолой, на транспортное устройство, транспортировать на нем защитный контейнер с корпусным реактором с активной зоной к причалу на архипелаге Новая Земля, перегрузить защитный контейнер с корпусным реактором с активной зоной, заполненной отвержденной эпоксидной смолой, на автотрейлер, транспортировать на нем защитный контейнер с корпусным реактором с активной зоной, заполненной отвержденной эпоксидной смолой, к транспортной штольне, извлечь корпусной реактор с активной зоной, заполненной отвержденной эпоксидной смолой, из защитного контейнера перегрузить корпусной реактор с активной зоной в малогабаритный контейнер, установить малогабаритный контейнер на радиационно-защищенное автотранспортное устройство, транспортировать малогабаритный контейнер с корпусным реактором с активной зоной на автотранспортном средстве по транспортной штольне, поместить малогабаритный контейнер с корпусным реактором с активной зоной, заполненной отвержденной эпоксидной смолой, на хранение в транспортную штольню, забить выход из транспортной штольни.

Изобретение применимо при хранении корпусных реакторов с активными зонами в судовых и стационарных ядерных энергетических установках, а также вне ядерных энергетических установок, преимущественно судов и кораблей с ядерными энергетическими установками с корпусными реакторами, в частности, снимаемых с эксплуатации атомных подводных лодок, надводных кораблей и судов, а также исследовательских ядерных реакторов.

Изобретение относится к области атомной энергетики и атомной промышленности, касается ядерной и радиационной безопасности хранения корпусного реактора с активной зоной в судовой и стационарной ядерной энергетической установке, а также вне ядерной энергетической установки. Предлагаемое введение в активную зону внутрикорпусного пространства реактора жидкофазного материала, свинцовосодержащего металла, в частности боросодержащего полимера, полиэфирной смолы, переводимых затем в твердую фазу, позволяет повысить ядерную и радиационную безопасность хранения отработавшего ядерного топлива, в том числе в аварийных случаях, затруднить несанкционированное извлечение высокообогащенного материала из активной зоны. 3 з.п. ф-лы.

1. Способ обращения с корпусным реактором с активной зоной ядерной энергетической установки, включающий осушение внутрикорпусного пространства реактора с активной зоной, отличающийся тем, что после осушения внутрикорпусного пространства реактора активную зону корпусного реактора с примыкающим к активной зоне участком внутрикорпусного пространства реактора заполняют жидкофазным материалом, который затем переводят в твердую фазу. 2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве жидкофазного материала берут расплав свинцовосодержащего металла, выбранного из группы, включающей свинец, эвтектический сплав свинец-висмут. 3. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве жидкофазного материала берут либо расплав полимерного материала, выбранный из группы, включающей полиэтилен-бор-свинец, полиамид-бор, полиэтилен-бор, либо жидкую полиэфирную смолу, выбранную из группы, содержащей полиэфирную смолу с отвердителем, полиэфирную смолу с отвердителем и пластификатором, полиэфирную смолу с отвердителем, пластификатором и нейтронпоглощающим наполнителем. 4. Способ по п.2, отличающийся тем, что во внутрикорпусном пространстве над активной зоной, заполненной твердофазным свинцовосодержащим металлом, выбранным из группы, включающей свинец, эвтектический сплав свинец-висмут, дополнительно размещают либо расплав полимерного материала, выбранного из группы, включающей полиэтилен-бор-свинец, полиамид-бор, полиэтилен-бор, либо жидкую полиэфирную смолу, выбранную из группы, содержащей полиэфирную смолу с отвердителем, полиэфирную смолу с отвердителем и пластификатором, полиэфирную смолу с отвердителем, пластификатором и нейтронпоглощающим наполнителем.