Способ утилизации крупногабаритного корабля с ядерной энергетической установкой

Изобретение относится к технологии утилизации и может быть использовано при утилизации крупногабаритного корабля с ядерной энергетической установкой. Выгружают отработавшее ядерное топливо из реактора, срезают надстройку, выгружают часть оборудования, формируют носовой, реакторный и кормовой блоки, утилизируют носовой и кормовой блоки и подготавливают реакторный блок к длительному хранению. Определяют оптимальную ватерлинию судна, при которой обеспечивается остойчивость цельной конструкции и каждого блока, производят балластировку и/или устанавливают дополнительное оборудование и конструкции и/или устанавливают технологические понтоны в соответствии с расчетом таким образом, что ватерлиния каждого блока не изменяется после его отделения. Использование изобретения значительно снижает затраты на утилизацию, исключает необходимость использования крупнотоннажного дока. 3 ил.

 

Изобретение относится к технологии утилизации и может быть использовано при утилизации крупногабаритного корабля с ядерной энергетической установкой.

Известен способ утилизации подводных лодок с ядерной энергетической установкой [1], при котором выгружают отработавшее ядерное топливо из реактора, срезают надстройку, выгружают часть оборудования, выполняют докование корабля, формируют носовой, реакторный и кормовой блоки, утилизируют носовой и кормовой блоки, подготавливают реакторный блок к длительному хранению.

Указанный способ наиболее близок к заявляемому, поэтому принят в качестве прототипа.

Недостатком прототипа является формирование носового, кормового и реакторного блоков в доке, что значительно увеличивает стоимость выполняемых работ.

Суть заявляемого технического решения заключается в том, что в известном способе, при котором выгружают отработавшее ядерное топливо из реактора, срезают надстройку, выгружают часть оборудования, формируют носовой, реакторный и кормовой блоки, утилизируют носовой и кормовой блоки и подготавливают реакторный блок к длительному хранению, определяют оптимальную ватерлинию судна, при которой обеспечивается остойчивость цельной конструкции и каждого блока, производят балластировку и/или устанавливают дополнительное оборудование и конструкции и/или устанавливают технологические понтоны в соответствии с расчетом таким образом, что ватерлиния каждого блока не изменяется после его отделения.

На фигуре 1 изображен корабль (1) после выгрузки отработавшего ядерного топлива из реактора, срезки надстройки, выгрузки части оборудования с фактической ватерлинией (8).

На фигуре 2 представлено положение подготовленного к разрезке на плаву корабля (1) с оптимальной ватерлинией (8). сформированным кормовым (2), реакторным (3) и носовым (4) блоками и размещенными в соответствии с расчетами твердым (жидким) балластом (5), технологическими понтонами (6) и дополнительным оборудованием и конструкциями (7).

На фигуре 3 представлено положение носового (4), кормового (2) и реакторного (3) блоков после разрезки корабля.

Способ осуществляется следующим образом. После вывода из эксплуатации и принятия решения об утилизации выполняют подготовку корабля к утилизации, производят выгрузку отработавшего ядерного топлива, срезают надстройку, выгружают часть оборудования, формируют кормовой 2, реакторный 3 и носовой 4 блоки. Затем выполняют расчет ватерлинии корабля в целом и каждого блока в отдельности, рассчитывают оптимальную ватерлинию 8, при которой обеспечивается остойчивость корабля в целом и отдельных его блоков, а положение отдельных блоков в составе корабля 1 и самостоятельно остается неизменным, для чего по результатам расчета загружают твердый (жидкий) балласт 5, устанавливают технологические понтоны 6 и загружают дополнительное оборудование и/или конструкции 7. После этого разрезают корабль на кормовой 2, реакторный 3 и носовой 4 блоки. Утилизируют кормовой и носовой блоки и подготавливают реакторный блок к длительному хранению.

Способ значительно снижает затраты на утилизацию, исключает необходимость использования крупнотоннажного дока.

Источники информации

1. Материалы международного семинара контактной экспертной группы МАГАТЭ "Проблемы утилизации многоцелевых атомных подводных лодок в Северо-Западном регионе России". Северодвинск, 2003 год. Доклад B.C.Никитина "Технологические аспекты и необходимые технические средства для утилизации многоцелевых АЛЛ в Северо-Западном регионе России".

Способ утилизации крупногабаритного корабля с ядерной энергетической установкой, при котором выгружают отработавшее ядерное топливо из реактора, срезают надстройку, выгружают часть оборудования, формируют носовой, реакторный и кормовой блоки, утилизируют носовой и кормовой блоки и подготавливают реакторный блок к длительному хранению, отличающийся тем, что определяют оптимальную ватерлинию судна, при которой обеспечивается остойчивость цельной конструкции и каждого блока, производят балластировку и/или устанавливают дополнительное оборудование и конструкции, и/или устанавливают технологические понтоны в соответствии с расчетом таким образом, что ватерлиния каждого блока не изменяется после его отделения.



 

Похожие патенты:
Изобретение относится к области химической и радиохимической промышленности и может быть использовано для регенерации отработавшего ядерного топлива, главным образом дисперсионных твэлов с композициями (керметами) типа Be - UBe13, Be - UO2, и возврата обогащенного урана в топливный цикл, извлечения (утилизации) урана и бериллия из отходов производства уран-бериллиевых композиций.

Изобретение относится к области выделения металлов и может быть использовано для очистки растворов от малых концентраций токсичных металлов, в том числе радионуклидов, а также для концентрирования металлов в аналитической химии.

Изобретение относится к области ядерной технологии и предназначено для использования при дезактивации оборудования ядерно-топливных циклов и атомных подводных лодок.
Изобретение относится к прикладной радиохимии и предназначено для подготовки к захоронению радиоактивных отходов, а именно - иода-129, при переработке облученного топлива атомных электростанций.

Изобретение относится к устройствам для дистанционной выгрузки радиоактивных сорбентов из высокотемпературных фильтров теплоносителя первого контура атомной электростанции.
Изобретение относится к области переработки долгоживущих радиоактивных отходов (РАО), содержащих ионообменные смолы (ИОС) и фиксированные на них радионуклиды. .

Изобретение относится к области атомной энергетики и предназначено для удаления эксплутационных радиоактивных отложений с поверхностей оборудования первых контуров атомных электрических станций (АЭС).

Изобретение относится к способам переработки материалов, содержащих диоксид урана, и может быть использовано для извлечения урана из отработанного ядерного топлива, а также отходов металлургических и механических операций производства изделий из диоксида урана.

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано для дезактивации радиоактивно загрязненного оборудования атомных электрических станций (АЭС).
Изобретение относится к полимерной композиции для фиксации радионуклидов, в том числе 133Ва, 134Eu и 36Cl, которая может быть использована в ядерной технике с целью недопущения их выхода в окружающую среду с последующим ее заражением.

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, реабилитации территорий, загрязненных техногенными радиоактивными изотопами
Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано при утилизации и захоронении облученных изделий из бериллия, применяемых в качестве отражателя и замедлителя нейтронов ядерных реакторов, а также компонентов бланкета и других элементов термоядерного реактора

Изобретение относится к области радиохимической технологии и может быть использовано для переработки облученного ядерного топлива

Изобретение относится к способам иммобилизации твердых радиоактивных отходов

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к электрохимической переработке ядерного горючего

Изобретение относится к атомной промышленности и может быть использовано на радиохимических заводах по регенерации ядерного топлива отработавших ТВС
Изобретение относится к способу дезактивации и переработки лома металлов и сплавов, постоянно накапливающегося в ядерной энергетике и промышленности
Изобретение относится к области радиохимии, аналитической и препаративной химии, в частности к способу растворения сплавов Tc-Ru для их разделения
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки отработавшего ядерного горючего, и может быть использовано в технологической схеме переработки ОЯТ
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки отработанного ядерного топлива (ОЯТ), и может быть использовано в технологических схемах переработки металлического урана и ОЯТ на основе металлического урана
Наверх