ПОДЗЕМНАЯ АТОМНАЯ ТЕПЛОЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ НА БАЗЕ СУДОВЫХ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК Российский патент 2004 года по МПК G21D1/00 

Изобретение относится к области атомной энергетики и касается подземных атомных теплоэлектростанций.

Известна подземная атомная энергетическая станция, включающая работающие на мощности плавучие атомные энергоблоки, последовательно расположенные на плаву в ряд вдоль одной подземной полости (Патент 2056651 от 27.06.96 г. "Способ эксплуатации атомной энергетической станции с атомными энергоблоками"). Перезарядка активных зон ядерных реакторов на рассматриваемой станции осуществляется последовательным перемещением сплавом каждого плавучего энергоблока во вторую подземную полость, где выполняется замена активной зоны, и последующее перемещение сплавом энергоблока с перегруженной активной зоной из второй полости по акватории вне подземного пространства в первую полость с предварительным смещением работающих там на мощности энергоблоков в ряду в сторону выхода во вторую полость.

Однако в процессе эксплуатации известной подземной атомной энергетической станции после загрузки новой активной зоны в ядерный реактор атомного энергоблока его перемещают сплавом по открытой акватории вне подземного пространства с последующим вводом в подземную полость путем открытия герметичного затвора и прямого сообщения с окружающей средой подземного помещения, в котором работают на мощности ядерные реакторы действующих энергоблоков. Кроме того, в связи с непосредственным соприкосновением герметичных затворов первой и второй подземных полостей с открытым водным пространством акватории необходима достаточно сложная ледовая и волновая защита указанных затворов. Все это приводит к резкому снижению ядерной и радиационной безопасности рассматриваемой подземной станции. К тому же в период ледостава существенно повышается стоимость, увеличивается трудоемкость и время доставки энергоблока с перегруженной активной зоной по замерзшей акватории в первую подземную полость в связи с необходимостью использования кроме буксирных плавсредств еще и ледокольных судов. Здесь также необходимо отметить, что длина подходных выработок к подземным полостям находится в прямой зависимости от величины и расположения естественного вмещающего станцию горного массива на полуострове в акватории водного бассейна и практически не зависит от технологии и организации подземных работ, что соответственно резко увеличит стоимость работ по сооружению подземных выработок для указанной станции.

Известна также подземная атомная теплоэлектростанция "Утро" для Приморского края (Роль судостроительных технологий в решении проблем безопасности и конкурентоспособности подземных атомных станций теплоэлектроснабжения (ПАТЭС "Утро") для Приморского края. /Н.П. Ваучский, В.В. Войтецкий, И.В. Горынин и др. //Труды международной конференции "Роль атомной энергетики в решении региональных экономических и экологических проблем". Владивосток, 1994 г.).

Подземная выработка станции включает горизонтальные рабочие туннели (штольни), количество которых определено числом работающих на мощности автономных атомных энергоблоков. В противоположных от устья оконечностях рабочих туннелей расположены бассейны выдержки отработавшего ядерного топлива, к которым примыкает поперечный погрузочно-разгрузочный туннель для доставки отработавших тепловыделяющих сборок в "сухое" хранилище последних.

Перезарядка активных зон ядерных реакторов после выработки энергоресурса здесь осуществляется путем доставки комплекта устройств перегрузочного оборудования в каждое помещение реакторной установки атомных энергоблоков, выполнения пооперационного монтажа перегрузочного оборудования на каждом отдельном ядерном реакторе для осуществления обслуживающим персоналом операций покассетной перезарядки его активной зоны. Отработавшие тепловыделяющие сборки выгружаются персоналом в бассейн выдержки, затем после хранения в нем в течение первых трех лет после выгрузки транспортируются по погрузочно-разгрузочному туннелю в "сухое" хранилище отработавшего ядерного топлива - прототип.

Однако в случае выполнения перегрузки активных зон ядерных реакторов на известной станции процесс перезарядки осуществляется с использованием преимущественно ручного труда. Кроме того, при транспортировке по подземным технологическим помещениям станции пеналов с отработавшими тепловыделяющими сборками имеет место существенное радиоактивное загрязнение оборудования и помещений и, соответственно, снижение радиационной и ядерной безопасности станции. К тому же для выполнения операций по перезарядке активных зон на известной станции требуется больший, ориентировочно в два раза, размер по высоте рабочих тоннелей подземной технологической выработки для помещений реакторных установок по сравнению с размером по высоте самих реакторных установок, что существенно увеличивает стоимость сооружения рабочих туннелей подземной атомной теплоэлектростанции.

Задачей заявляемого изобретения является повышение безопасности работ, уменьшение трудоемкости и времени в процессе перезарядки активных зон ядерных реакторов и сокращение материальных затрат при сооружении реакторных помещений подземной атомной теплоэлектростанции на базе судовых реакторных установок.

Указанный технический результат достигается тем, что в составе подземной атомной теплоэлектростанции на базе судовых реакторных установок, выполненной в виде укрупненных модулей, имеющих трубопроводы и электрические цепи, в части которых заключены реакторные установки с системами безопасности, и включающей транспортный туннель с грузовыми путями для доставки по ним и установки в подземной выработке укрупненных модулей и комплекс устройств перегрузочного оборудования для перезарядки активных зон ядерных реакторов, в противоположной от устья оконечности транспортного туннеля образовано отделение для перезарядки активных зон ядерных реакторов, перегороженное от транспортного туннеля герметичным затвором и связанное с существующими в туннеле грузовыми путями, в котором расположен комплекс устройств перегрузочного оборудования, выполненного в виде автоматизированного устройства, включающего механизированные узлы и блоки, обеспечивающие возможность поточной перезарядки активных зон ядерных реакторов, при этом все трубопроводы и электрические цепи укрупненных модулей реакторных установок дополнены гидравлическими, пневматическими, механическими и электрическими разъемами для разъединения связей между модулями подземной атомной теплоэлектростанции, а оборудование систем безопасности ядерных реакторов снабжено малогабаритной подсистемой расхолаживания с автономным источником электропитания для поддержания ядерного реактора в безопасном состоянии в процессе транспортировки и перегрузки его активной зоны при автономном положении укрупненного модуля реакторной установки.

Образование в составе подземной атомной теплоэлектростанции отделения для перезарядки активных зон ядерных реакторов, снабженного автоматизированным перегрузочным устройством и связанного грузовыми путями с подземными помещениями реакторных установок, в которых функционируют на мощности укрупненные модули реакторных установок, позволяет доставлять в него (отделение) по грузовым путям модули реакторных установок, снятые с мощности и требующие перезарядки активных зон их ядерных реакторов, и выполнять централизованную замену активных зон, обеспечивая высокую степень автоматизации и механизации работ в процессе перезарядки в условиях специализированного участка, и соответственно повысить безопасность, существенно сократить трудоемкость и время перегрузочных работ.

Компоновочное решение по размещению в отдельном подземном помещении автоматизированного перегрузочного устройства, включающего оборудование для поточного выполнения работ и обеспечивающего централизованное обслуживание всех ядерных реакторов подземной станции, позволит сократить до одного количество бассейнов выдержки и различное вспомогательное оборудование, необходимое для перегрузочных и ремонтных работ, а также уменьшить габариты (по высоте не менее чем в два раза) подземных помещений реакторных установок в связи с отсутствием необходимости монтажа в указанных помещениях комплекта устройств перегрузочного оборудования для традиционного пооперационного выполнения работ по замене активных зон, и в конечном итоге снизить материальные затраты на создание подземной атомной теплоэлектростанции.

Выполнение оборудования в составе укрупненного модуля реакторной установки с разъемными соединениями позволяет осуществлять оперативную его расстыковку с узлами и блоками других укрупненных модулей атомной теплоэлектростанции и доставку в отделение перезарядки для централизованного обслуживания и, соответственно, дополнительно сократить время и трудоемкость работ при перегрузке активных зон ядерных реакторов.

Наличие в системах безопасности каждого ядерного реактора малогабаритной подсистемы расхолаживания с автономным источником электропитания позволяет после расстыковки снятого с мощности модуля реакторной установки с другими модулями станции обеспечить отвод остаточных тепловыделений от активной зоны в процессе перемещения его в отделение перезарядки на позицию замены ядерного топлива и, соответственно, дополнительно повысить безопасность перегрузочных работ.

Сущность изобретения поясняется чертежом, где схематически показана (вид в плане) подземная атомная теплоэлектростанция на базе судовых реакторных установок (например, четырех), размещенная в подземной выработке. На чертеже изображены вмещающий подземную выработку горный массив (холм) 1, омываемый судоходной бухтой 2, между бухтой 2 и горным массивом 1 расположена грузовая предустьевая площадка 3 для выгрузки с плавсредств укрупненных модулей подземной атомной станции, связанная через устье, снабженное герметичным затвором 4, с подземным транспортным туннелем 5 (штольней), по которому проложены грузовые пути 6 (например, судовозные), обеспечивающие доступ ко всем технологическим помещениям теплоэлектростанции.

В изолированных герметичными затворами 7, 8, 9, 10 от транспортного туннеля 5 помещениях реакторных установок 11, 12, 13, 14 размещены соответственно модули реакторных установок 15, 16, 17, 18 с заключенными в них ядерными реакторами и модули их вспомогательных систем 19. Модули вспомогательных систем 19 обеспечивают сопряжение модулей реакторных установок 15, 16, 17, 18 с теплоэлектрогенерирующим оборудованием станции, расположенным в примыкающих к помещениям 11, 12, 13, 14 турбогенераторных залах 20, включающих паровые турбины 21 и электрические генераторы 22. Модули реакторных установок 15, 16, 17, 18 и соответствующие им модули 19 снабжены разъемными соединениями трубопроводов и электрических цепей 23, обеспечивающими разъединение связей модулей 15, 16, 17, 18 с оборудованием станции в процессе перемещения их для замены ядерного топлива реакторов.

В противоположной оконечности от устья транспортного туннеля 5 размещено отделение перезарядки 24 активных зон ядерных реакторов, изолированное от транспортного туннеля 5 герметичным затвором 25. Помещение отделения перезарядки 24 включает автоматизированное перегрузочное устройство 26, технологическое оборудование которого состоит из комплекса технических средств, обеспечивающих замену и загрузку в контейнер защитный перегрузочный 27 отработавшего ядерного топлива в реакторе модуля реакторной установки, находящегося на позиции перегрузки 28. С помощью контейнера 27 отработавшее топливо доставляется в бассейн выдержки отработавшего ядерного топлива 29, находящегося в непосредственной близости от устройства 26.

К отделению перезарядки 24 примыкает помещение хранения "сухого" ядерного топлива 30, изолированное от помещения 24 герметичным затвором 31.

В районе устья транспортного туннеля 5 расположены вспомогательные помещения 32, 33 подземной атомной станции (например, помещения блочных пультов управления, резервных дизель-генераторов и т.п.), которые изолируются герметичным затвором 34 от той части транспортного туннеля 5, где находится модуль реакторной установки в процессе перемещения в отделение перезарядки 24.

Теплоэлектростанция функционирует следующим образом.

Работа всех атомных модулей реакторных установок 15, 16, 17, 18 на мощности в составе подземной атомной теплоэлектростанции осуществляется в соответствующих герметичных помещениях 11, 12, 13, 14, расположенных на одном горизонте с транспортным туннелем 5 и примыкающих к нему, например, под прямым углом. Режим совместной работы ядерных реакторов на атомной теплоэлектростанции обеспечивает возможность замены их активных зон по мере выработки ресурса в любой требуемой последовательности. Допустим, выработала кампанию активная зона ядерного реактора модуля реакторной установки 16, функционирующего на мощности в подземном помещении 12. Ядерный реактор модуля реакторной установки 16 останавливают и расхолаживают до теплового состояния, позволяющего осуществить замену его ядерного топлива. Поскольку процедура перегрузки активной зоны является ядерно- и радиационно опасной операцией, так как в этом случае нарушаются конструктивные барьеры между топливом и окружающей средой (вскрытие крышки ядерного реактора), работы в обеспечение замены и замену активной зоны ядерного реактора модуля 16 выполняют централизованно в отделении перезарядки 24 в условиях специализированного участка. Для этого, последовательно открыв герметичные затворы 8 и 25, предварительно закрыв затвор 34, модуль реакторной установки 16 перемещается из технологического помещения реакторной установки 12 в помещение отделения перезарядки 24 на позицию перегрузки активной зоны 27. Предварительно все трубопроводы и электрические цепи, связывающие модуль реакторной установки 16 с помощью вспомогательного модуля 19 с теплоэлектрогенерирующими модулями 21, 22 атомной теплоэлектростанции, расстыковываются с помощью разъемных соединений 23.

Перемещение модуля реакторной установки 16 в отделение перегрузки 24 осуществляется по грузовым путям 6 (например, с помощью трансбордера с использованием судовозных путей). Модуль 16 посредством, например, домкратов загружается на трансбордер и доставляется в отделение 24 на позицию перезарядки 28. Ядерная и радиационная безопасность ядерного реактора модуля 16 во время транспортировки и на позиции перезарядки обеспечивается путем фиксации органов компенсации реактивности в нижнем положении и отвода остаточных тепловыделений с помощью малогабаритной подсистемы расхолаживания, использующей активный принцип работы на воздушных радиаторах. Электропитание подсистемы обеспечивается автономным источником электрического питания с применением, например, малогабаритного электромеханического накопителя энергии (не показаны).

После закрытия герметичных затворов 25 и 8 в отделении перезарядки 24, оснащенном автоматизированным перегрузочным устройством 26, осуществляется поточное выполнение работ по замене ядерного топлива, включающих следующие механизированные операции: доступ путем вскрытия крышки ядерного реактора к активной зоне, извлечение из нее отработавшего ядерного топлива и загрузку его в контейнер защитный перегрузочный 27, загрузка нового ядерного топлива в активную зону ядерного реактора, установка крышки ядерного реактора на штатное место и, наконец, перегрузка отработавшего ядерного топлива из контейнера защитного перегрузочного 27 в бассейн выдержки 29, расположенный в непосредственной близости от позиции перезарядки 28. Кроме того, с помощью автоматизированного перегрузочного устройства 26 после требуемого хранения отработавшего ядерного топлива в бассейне выдержки 29 (выдержка в течение первых трех лет после выгрузки из ядерного реактора) осуществляется механизированная перегрузка его в "сухое" хранилище отработавшего ядерного топлива 30 после предварительного открытия герметичного затвора 31.

Модуль реакторной установки 16 с замененной активной зоной после последовательного открытия герметичных затворов 25 и 8 и предварительного закрытия затвора 34 перемещается назад в помещение реакторной установки 12, подключается посредством разъемных соединений 23 к соответствующим узлам и блокам вспомогательного модуля 19 атомной теплоэлектростанции, закрываются герметичные затворы 8 и 25 и осуществляется ввод реакторной установки 16 на мощность.

Для перезарядки активных зон ядерных реакторов в процессе эксплуатации подземной атомной теплоэлектростанции других модулей реакторных установок 15, 17 и 18 их аналогично перемещают по мере выработки ресурса в отделение 24 и выполняют рассмотренные выше механизированные операции по замене отработавшего ядерного топлива.

Подземная атомная теплоэлектростанция на базе судовых реакторных установок предназначена для использования в области атомной энергетики. Станция содержит транспортный туннель. В противоположной от устья оконечности последнего образовано отделение для перезарядки активных зон ядерных реакторов. Отделение перегорожено от транспортного туннеля герметичным затвором и связано с существующими в туннеле грузовыми путями. Перегрузочное оборудование выполнено в виде автоматизированного устройства. Последнее включает механизированные узлы и блоки. Последние обеспечивают возможность проточной перезарядки активных зон ядерных реакторов. Оборудование систем безопасности ядерных реакторов снабжено малогабаритной подсистемой расхолаживания с автономным источником электропитания. Обеспечивается повышение безопасности работ станции. 1 ил.

Подземная атомная теплоэлектростанция на базе судовых реакторных установок, выполненная в виде укрупненных модулей, имеющих трубопроводы и электрические цепи, в части которых заключены реакторные установки с системами безопасности, и включающая транспортный туннель с грузовыми путями для доставки по ним и установки в подземной выработке укрупненных модулей и комплекс устройств перегрузочного оборудования для перезарядки активных зон ядерных реакторов, отличающаяся тем, что в противоположной от устья оконечности транспортного туннеля образовано отделение для перезарядки активных зон ядерных реакторов, перегороженное от транспортного туннеля герметичным затвором и связанное с существующими в туннеле грузовыми путями, в котором расположен комплекс устройств перегрузочного оборудования, выполненный в виде автоматизированного устройства, включающего механизированные узлы и блоки, обеспечивающие возможность поточной перезарядки активных зон ядерных реакторов, при этом все трубопроводы и электрические цепи укрупненных модулей реакторных установок дополнены гидравлическими, пневматическими, механическими и электрическими разъемами для разъединения связей между модулями подземной атомной теплоэлектростанции, а оборудование систем безопасности ядерных реакторов снабжено малогабаритной подсистемой расхолаживания с автономным источником электропитания для поддержания ядерного реактора в безопасном состоянии в процессе транспортировки и перегрузки его активной зоны при автономном положении укрупненного модуля ректорной установки.