УСТРОЙСТВО ДЛЯ ХРАНЕНИЯ ЗАЩИТНЫХ КОНТЕЙНЕРОВ И ЗАЩИТНЫЙ КОНТЕЙНЕР ДЛЯ ТРАНСПОРТИРОВАНИЯ И ХРАНЕНИЯ КОРПУСНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Российский патент 1999 года по МПК G21F5/00 G21F5/14 

Изобретение относится к области атомной энергетики и атомной промышленности и касается устройств для транспортировки и хранения корпусных реакторов с ядерным топливом, преимущественно транспортных реакторов судов и кораблей с ядерными энергетическими установками.

Известен защитный контейнер для транспортирования радиоактивных веществ, радиационно-защитный корпус которого исполнен в виде цилиндрического стакана из двухслойной полимерной оболочки, внешний слой которой выполнен из полиэтилена, а в качестве внутреннего защитного слоя выбран полимерный композит полистирола с полимерметилсиликонатом свинца при следующем соотношении компонентов, мас.%: полистирол - 10 - 15, полиметилсиликонат свинца - остальное (патент Российской Федерации N 2076360, МКИ 6 G 21 F 5/005, 1/12, опубл. 27.03.97. БИ N 9).

Известен защитный контейнер для транспортировки и хранения ядерного топлива, представляющий собой бетонный стакан с несколькими герметизирующими и защитными крышками, обеспечивающий биозащиту от нейтронного, гамма-, бета- и рентгеновского излучений и предотвращающий распространение радиоактивных материалов, в котором размещена корзина с ядерным топливом, снабженный системой охлаждения, не требующий при этом промежуточной перегрузки в дополнительный защитный контейнер (см., например, W.F.Howe, P.D. Stevens-Guille, L. Grande, P.J. Armstrong, Dry Store for VVER Fuel Using Reinforced Concrete Containers, Transactions of the Third Annual Scientific Conference of the Nuclear Society International, "Nuclear Technology Tomorrow", St. Petersburg, September 14-18, 1992, Publication of Nuclear Society International, 1993, p. 378-390).

Наиболее близким к предложенному является известный контейнер для транспортировки и хранения корпуса реактора ядерной энергетической установки атомной электрической станции, представляющий собой цилиндрический железобетонный стакан с размещенным в нем корпусом ядерного реактора, из которого предварительно удалены активная зона и внутрикорпусные устройства, и бетонной крышкой (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, v. 5, p. 95-100, Proc. ASME/JSME International Conference on Nuclear Conference ICONE-4, New York, N.Y., 1996).

Основной недостаток известных защитных контейнеров при транспортировании и хранении в них корпусного ядерного реактора с ядерным топливом заключается в технологической непригодности известных защитных контейнеров для размещения в них корпусных реакторов с ядерным топливом, а также в недостаточном обеспечении ядерной и радиационной безопасности при транспортировании корпусного реактора с ядерным топливом в защитном контейнере от места извлечения реактора из ядерной энергетической установки до хранилища и при хранении защитного контейнера с корпусным реактором с ядерным топливом в хранилище.

В задачу изобретения входит создание защитного контейнера, позволяющего обеспечить безопасность и технологичность при транспортировании и хранении в защитном контейнере корпусного реактора с активной зоной с ядерным топливом.

Указанная задача решается за счет достижения технического результата, заключающегося, с одной стороны, в исключении потребности в использовании при размещении корпусного реактора с ядерным топливом в защитном контейнере ряда известных конструкционных элементов защитного контейнера, в частности, корзин или чехлов тепловыделяющих сборок, а также крышек защитного контейнера, и, с другой стороны, - в использовании корпуса с крышкой реактора с активной зоной с внутризонными и внутрикорпусными устройствами для поглощения нейтронного, гамма-, бета-, и рентгеновского излучения и самопоглощения излучения самим ядерным топливом, для предотвращения распространения радиоактивных материалов, попадения внутрь корпуса с крышкой влаги и пара, для противостояния аварийному воздействию пламени и т.п.

Технический результат достигается в конструкции защитного контейнера для транспортировки и хранения корпусного ядерного реактора, выполненный в виде стакана для размещения корпуса ядерного реактора, на внутренней поверхности которого выполнен кольцевой уступ, на уступе закреплен корпусный реактор с активной зоной, а стакан снабжен защитным слоем из поглощающего ионизирующее излучение материала, в частности, размещенным вне месторасположения кольцевого уступа, в том числе между внутренней поверхностью стакана и корпусом реактора, и/или на наружной поверхности стакана, например, на уровне расположения в стакане активной зоны корпусного реактора, при этом защитный слой может быть выполнен из полиэтилен-бор-свинца при следующем соотношении компонентов, мас.%: бор 0,5 - 3,0, свинец 70 - 90, полиэтилен - остальное, предлагается также защитный слой, размещенный между внутренней поверхностью стакана и корпусом реактора, выполнить из свинца, а защитный слой, размещенный на наружной поверхности стакана на уровне расположения активной зоны в корпусном реакторе, выполнить из полиэтилен-бора или полиамид-бора, при следующем соотношении компонентов, мас.%: бор 0,5 - 7,0, полиэтилен или полиамид - остальное, кроме того, предложено верхний торец стакана установить между верхним и нижним уровнями крышки корпуса реактора, а на торцевой поверхности днища стакана выполнить выемку с размерами, выбранными с возможностью стыковки днища стакана с выступающей за пределы стакана крышкой корпуса реактора.

Изобретение иллюстрируются графическими материалами, где на фиг. 1 представлен стакан защитного контейнера до размещения в нем корпусного реактора, вертикальный продольный разрез, на фиг. 2 - то же, что и на фиг. 1, с введенным во внутреннее пространство стакана корпусным реактором с активной зоной, на фиг. 3 - защитный контейнер в сборе с корпусным реактором с активной зоной, общий вид, продольный вертикальный разрез, на фиг. 4 - устройство для хранения.

Защитный контейнер состоит из полого сборного стакана 1, включающего ступу 2 с многослойной, по крайней мере двухслойной, стенкой, с внутренним слоем 3, выполненным из поглощающего ионизирующее излучение материала, в частности, либо из свинца, либо из полиэтилен-бор-свинца, при следующем соотношении компонентов, мас. %: бор 0,5 - 3,0, свинец 70 - 90, полиэтилен - остальное, и несущей стенкой 4 из железобетона или из стали или из ковкого чугуна, и нажимное кольцо 5 (фиг.1), при этом на наружной поверхности стенки 4 ступы 2 на уровне расположения активной зоны 6 корпусного реактора 7 (фиг. 2) размещен защитный слой 8, выполненный из поглощающего ионизирующее излучение, в частности, нейтронпоглощающего материала, выбранного из группы полиэтилен-бор, при следующем соотношении компонентов, мас.%: бор 0,5 - 7,0 %, остальное - полиэтилен, полиамид-бор, при следующем соотношении компонентов, мас.%: бор 0,5 - 7,0%, остальное - полиамид, полиэтилен-бор-свинец, при следующем соотношении компонентов, мас.%: бор 0,5 -3,0, свинец 70 - 90, остальное - полиэтилен, стакан также снабжен дополнительным антикоррозионным защитным слоем 9 (фиг. 2), размещенным на наружной поверхности стакана 1, кроме того, на внутренней поверхности несущей стенки 4 ступы 2, со стороны, противоположной днищу 10 ступы 2, выполнен кольцевой уступ 11, на торцевой поверхности днища 10 ступы 2 выполнена цилиндрическая выемка 12, габаритные размеры которой выбраны таким образом, чтобы разместить в ней выступающую за пределы стакана 1 часть крышки 13 корпуса реактора, внутри ступы 2 на кольцевом уступе 11 несущей стенки 4 установлен корпусный реактор 7 с активной зоной 6 (фиг. 2 и 3) с внутрикорпусными и внутризонными устройствами (на фиг. 2 и 3 не показаны), снабженный крышкой 13, с патрубками 14 с герметизирующими пробками 15, нажимное кольцо 5 закреплено болтами 16 к несущей стенке 4 ступы 2 стакана 1, верхний торец А нажимного кольца 5 стакана 1 размещен между верхним Б и нижним В уровнями крышки 13 корпуса реактора (фиг. 3).

Сборку предлагаемого защитного контейнера предлагается вести следующим образом: на внутренней поверхности несущей стенки 4 ступы 2 стакана формируют внутренний слой 3 из поглощающего ионизирующее излучение материала (фиг. 1), затем в полость ступы 2 на кольцевой уступ 11 несущей стенки 4 ступы 2 устанавливают корпусной реактор 7 с активной зоной 6 с внутризонными и внутрикорпусными устройствами, снабженный крышкой 13, с патрубками 14 с герметизирующими пробками 15, на наружной поверхности несущей стенки 4 ступы 2 стакана 1 на уровне расположения активной зоны 6 корпусного реактора 7 размещают защитный слой 8, затем надевают нажимное кольцо 5 стакана 1 и крепят его болтами 16 к несущей стенке 4 ступы 2, затем на наружную поверхность стакана 1 в сборе наносят антикоррозионный защитный слой 9 (фиг. 2), например, из полиэтилена. В конструкции защитного контейнера, представленной на фиг. 3, достигается повышение ядерной и радиационной безопасности при транспортировке и хранении ядерного топлива корпусного реактора с активной зоной, уменьшение количества операций при выгрузке и транспортировке ядерного топлива, и снижение массогабаритных характеристик защитного контейнера.

Известно устройство - защитный контейнер для транспортировки и хранения ядерного топлива, основой которого является металлический цилиндрический защитный контейнер, выполненный из нескольких стенок, обеспечивающий биозащиту от нейтронного, гамма-, бета- и рентгеновского излучений, содержащий девять контейнеров (чехлов) для высокорадиоактивных отходов, размещенных в данном защитном контейнере (см., например, C.K. Anderson, I. F. Stuart, J.P. Maione, A Multiwall, Multipurpose Container for Spent Fuel and Waste Management, Transactions of the Third Annual Scientific Conference of the Nuclear Society International, "Nuclear Technology Tomorrow". St. Petersburg, September 14-18, 1992, Publication of Nuclear Society International, 1993, p. 356-359).

Наиболее близким к предложенному является известное устройство для хранения контейнеров с отработавшим ядерным топливом, выполненное в виде параллельных бетонных боксов с расположенными горизонтально контейнерами с отработавшим ядерным топливом, снабженное радиационно-защищенными вентиляционными трубами, передними и боковыми радиационно-защищенными дверями и стенами, противоударной крышей, расположенное на промплощадке, где размещена ядерная энергетическая установка (см. например, B.D. Thomas, М. Taylor, NUHOMS MP187 Task, Vectra's MFC system for Rancho Seco, 1995, v. 40 N 492, p. 34-36).

Основной недостаток известных устройств для хранения контейнеров применительно к защитным контейнерам с ядерным топливом заключается в ограниченности количества контейнеров (чехлов) для высокорадиоактивных отходов и ядерного топлива, которые возможно разместить в защитном контейнере, а в системе боксов для отработавшего ядерного топлива в чехлах - потребность в защитном контейнере при транспортировке контейнера с отработавшим ядерным топливом вне промплощадки и при хранении его в хранилище вне промплощадки.

В задачу изобретения входит создание устройства для хранения защитных контейнеров, позволяющего повысить безопасность и технологичность хранения защитных контейнеров с корпусными реакторами с активными зонами (с ядерным топливом) в хранилище, включая несанкционированное распространение делящихся материалов, высокообогащенных, в частности.

Указанная задача решается изобретением за счет достижения технического результата, заключающегося в повышении уровня безопасности персонала, обслуживающего хранилище, вследствие уменьшения поверхности защитных контейнеров, с которыми персонал может контактировать, улучшении надежности хранения ядерного топлива, особенно высокообогащенного ядерного топлива, вследствие невозможности извлечь реакторный корпус из стакана без специальных подъемно-транспортных устройств, снижении веса и длины защитного контейнера за счет уменьшения его массогабаритных параметров, а также стоимости материалов на изготовление защитного контейнера.

Технический результат достигается в устройстве для хранения защитных контейнеров, выполненном в виде горизонтально расположенных защитных контейнеров, в котором защитные контейнеры с размещенными в них корпусными реакторами с активными зонами установлены последовательно, и при этом каждый предшествующий защитный контейнер с корпусным реактором с активной зоной состыкован с последующим защитным контейнером с корпусным реактором с активной зоной.

Несмотря на известность устройств для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива, в том числе отработавшего ядерного топлива водо-водяных энергетических корпусных ядерных реакторов (см. например, J. Hobbs, Sierra Nuclear Corporation/ BNFL TransStor, Nuclear Engineering Enternational, 1996, v. 41 N 501, p. 38), тем не менее, при этом не удается достигнуть заявленный технический результат, ибо, в отличие от предлагаемых решений, известные устройства - защитные контейнеры - не позволяют разместить в них корпус ядерного реактора с активной зоной. Ряд предложенных устройств, например, бетонный контейнер для транспортировки и хранения корпуса ядерного реактора и защитный контейнер из двух слоев полимеров, один из которых - с наполнителем, не имеют защиты от нейтронного излучения. Другие известные защитные контейнеры, ввиду размещения ядерного топлива в корзинах или чехлах по всей их высоте, имеют защиту от нейтронного излучения по всей длине чехлов или защитного контейнера. В то же время, предложенный двухцелевой защитный контейнер может быть выполнен с меньшими набором требований к нему, соответствующим только радиационной безопасности, вследствие высокой мощности гамма-излучения от корпуса ядерного реактора, особенно в области размещения активной зоны, а также нейтронного излучения в этой области, соответственно, многослойная стенка выполнена в упрощенном виде, в области размещения активной зоны дополнительно установлен полимер-борный или полиэтилен-свинец-борный слой. Кроме того, при помещении защитного контейнера с корпусом с крышкой ядерного реактора с активной зоной в штольню-хранилище, на поверхность защитного контейнера наносится слой гидроизоляции, например, полиэтилена из снимаемых с эксплуатации атомных подводных лодок.

Изобретение иллюстрируется фиг. 4, где представлено устройство для хранения защитных контейнеров с корпусными реакторами с активной зоной с внутризонными и внутрикорпусными устройствами, вертикальный продольный разрез, общий вид.

Устройство для хранения защитных контейнеров включает в себя установленные на горизонтальной поверхности 17 хранилища (фиг. 4) последовательно размещенные защитные контейнеры - стаканы 1 в сборе с корпусными реакторами 7 с активными зонами 6 (фиг. 3), при этом выступающая за пределы стакана 1 часть крышки 13 корпуса реактора каждого последующего контейнера размещена внутри цилиндрической выемки 12 днища 10 предшествующего контейнера, щели 18 между крышками 13 корпусов реакторов последующих защитных контейнеров и днищами 10 предшествующих защитных контейнеров предлагается заполнить гидроизолирующим составом (фиг. 4).

Сборку устройства для хранения защитных контейнеров с ядерным топливом предлагается осуществить следующим образом: после размещения на горизонтальной поверхности 17 хранилища первого защитного контейнера в сборе (фиг. 3), верхнюю часть которого закрывают крышкой (на фиг. 4 не показано), следующий защитный контейнер в сборе размещают на горизонтальной поверхности 17 хранилища так, чтобы выступающая за пределы стакана 1 часть крышки 13 корпуса реактора этого защитного контейнера была размещена внутри цилиндрической выемки 12 днища 10 предшествующего защитного контейнера с корпусным реактором 7 с активной зоной 6, щели 18 между крышками 13 корпусов реакторов последующих защитных контейнеров и днищами 10 предшествующих защитных контейнеров заполняют гидроизолирующим составом, например, полиэтиленом: в результате выполнения вышеописанной операции сборки обеспечивается стыковка каждого предшествующего защитного контейнера с корпусным реактором с активной зоной с последующим защитным контейнером с корпусным реактором с активной зоной, а операции по сборке устройства для хранения защитных контейнеров с активными зонами с внутризонными и внутрикорпусными устройствами в хранилище 17 завершают при достижении заданной протяженности совокупности защитных контейнеров с корпусными с активными зонами в хранилище. Предлагается также цилиндрическую выемку 12 днища 10 последнего защитного контейнера с корпусным реактором с активной зоной закрывать крышкой (на фиг. 4 не показано). Предложенная конструкция устройства (фиг. 4) для хранения защитных контейнеров с корпусным реактором с активной зоной с внутризонными и внутрикорпусными устройствами позволяет повысить безопасность и технологичность хранения защитных контейнеров с корпусными реакторами с активными зонами (с ядерным топливом) в хранилище, включая предупреждение распространения делящихся материалов.

Изобретения могут быть применены в атомной промышленности, в первую очередь, при удалении и хранении корпусных реакторов с отработавшим ядерным топливом надводных и подводных судов и кораблей с ядерными энергетическими установками.

Изобретение относится к атомной энергетике и атомной промышленности и касается устройств для транспортировки и хранения корпусных реакторов c ядерным топливом, преимущественно транспортных реакторов судов и кораблей с ядерными энергетическими установками. Изобретение обеспечивает повышение безопасности и технологичности при транспортировании и хранении ядерного топлива подводных и надводных судов и кораблей. Защитный контейнер выполнен в виде стакана, на внутренней поверхности которого имеется кольцевой уступ для закрепления корпусного реактора с активной зоной. Стакан снабжен защитным слоем из поглощающего ионизирующее излучение материала. Защитные контейнеры с корпусными реакторами с активной зоной размещены в устройстве для хранения с горизонтальным последовательным расположением, при этом каждый предшествующий защитный контейнер состыкован с последующим защитным контейнером. 2 с. и 9 з.п.ф-лы, 4 ил.

1. Защитный контейнер для транспортировки и хранения корпусного ядерного реактора, включающий стакан для размещения корпуса ядерного реактора, отличающийся тем, что на внутренней поверхности стакана выполнен кольцевой уступ, на котором установлен корпусной реактор с активной зоной, стакан снабжен защитным слоем из поглощающего ионизирующее излучение материала, размещенным вне месторасположения кольцевого уступа. 2. Защитный контейнер по п.1, отличающийся тем, что защитный слой размещен между внутренней поверхностью стакана и корпусом реактора. 3. Защитный контейнер по п.1 или 2, отличающийся тем, что защитный слой размещен на наружной поверхности стакана. 4. Защитный контейнер по п.3, отличающийся тем, что защитный слой, размещенный на наружной поверхности стакана, установлен на уровне расположения в стакане активной зоны корпусного реактора. 5. Защитный контейнер по любому из пп.1 - 5, отличающийся тем, что защитный слой выполнен из полиэтилен - бор - свинца при следующем соотношении компонентов, мас.%:
Бор - 0,5 - 3,0
Свинец - 70 - 90
Полиэтилен - Остальное
6. Защитный контейнер по п.1 или 2, отличающийся тем, что защитный слой выполнен из свинца. 7. Защитный контейнер по любому из пп.2 - 4, отличающийся тем, что защитный слой выполнен из полиэтилен-бора или полиамид-бора при следующем соотношении компонентов, мас.%:
Бор - 0,5 - 7,0
Полиэтилен или полиамид - Остальное
8. Защитный контейнер по любому из пп.1 - 7, отличающийся тем, что верхний торец стакана размещен между верхним и нижним уровнями крышки корпуса реактора. 9. Защитный контейнер по п.8, отличающийся тем, что на торцевой поверхности днища стакана выполнена выемка с размерами, выбранными с возможностью стыковки днища стакана с выступающей за пределы стакана крышкой корпуса реактора. 10. Устройство для хранения защитных контейнеров с ядерным топливом, выполненное в виде горизонтально расположенных контейнеров, отличающееся тем, что защитные контейнеры с размещенными в них корпусными реакторами с активными зонами установлены последовательно, при этом каждый предшествующий защитный контейнер с корпусным реактором с активной зоной состыкован с последующим защитным контейнером с корпусным реактором с активной зоной, а на торцевой поверхности днища стакана выполнена выемка с размерами, выбранными с возможностью стыковки днища стакана с выступающей за пределы стакана крышкой корпуса реактора.