Способ хранения уран-графитового реактора


 


Владельцы патента RU 2423744:

Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" (RU)

Изобретение относится к технологиям вывода из эксплуатации больших уран-графитовых реакторов и может быть использовано для обеспечения минимальных пределов радиационного воздействия остановленного реактора на окружающую среду, население и персонал. Способ хранения включает демонтаж доступного реакторного оборудования, бетонирование технологических отверстий шахты реактора, формирование над реактором и шахтой защитного перекрытия, усиление основания бетонной шахты реактора армированным бетоном, подкрепление нижней металлоконструкции стойками, установленными на основании бетонной шахты, размещение в графитовой кладке стальных труб, концы которых уплотняют в отверстиях нижней и верхней металлоконструкций, нанесение на верхнюю металлоконструкцию и на защитное перекрытие противопожарных покрытий, удаление из полости между боковыми металлоконструкциями и стенками шахты песчаной засыпки и установку дополнительных каналов. Дополнительные каналы устанавливают в полости между стенками шахты и боковыми металлоконструкциями и в полости между боковыми металлоконструкциями и графитовой кладкой. Технический результат - увеличение длительности безопасной выдержки (хранения) остановленного уран-графитового реактора до 50÷100 лет. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.

 

Изобретение относится к технологиям вывода из эксплуатации больших уран-графитовых реакторов и может быть использовано для обеспечения минимальных пределов радиационного воздействия остановленного реактора на окружающую среду, население и персонал.

Уран-графитовый реактор после его перевода из ядерно-опасного в ядерно-безопасное состояние представляет собой радиационно-опасный объект, и требует определения стратегии (способа) вывода его из эксплуатации.

Основным способом обеспечения минимальных пределов радиационного воздействия остановленного реактора является отложенный демонтаж после периода безопасного сохранения. По этому способу реакторное сооружение приводят в ядерно-безопасное состояние и оставляют под наблюдением в течение определенного периода времени - от 30 до 100 и более лет, после чего демонтируют. В течение длительного хранения распад радионуклидов ведет к уменьшению активности и мощности дозы на установке и облегчает процесс демонтажа (Елагин Ю.П. Регулирование процессов снятия с эксплуатации АЭС. - Атомная техника за рубежом, 2007, №1, с.3-12).

Способ хранения реактора под наблюдением применительно к большим уран-графитовым реакторам, например промышленным уран-графитовым реакторам (ПУГР), требует доработки, поскольку масса таких реакторов весьма велика (порядка десяти тысяч тонн) и, соответственно, напряжения в несущих металлоконструкциях могут ограничить срок сохранения таких реакторов. Кроме того, к шахтам реакторов возможен доступ воды.

Промышленный уран-графитовый реактор, например типа АДЭ, после его перевода из ядерно-опасного в ядерно-безопасное состояние представляет собой сооружение, состоящее из графитовой кладки, составленной из колонн графитовых блоков, и окружающих ее несущих металлоконструкций (МК), выполняющих также функции радиационной защиты.

В кладке, верхней и нижней металлоконструкциях имеются соосные отверстия, которые образуют тракт технологического канала для размещения твэлов. Причем в ядерно-безопасном состоянии твэлы и технологические каналы из реактора удалены. Все сооружение реактора размещено на основании бетонной шахты, стены которой выполняют функцию радиационной защиты и несущей конструкции. Между боковыми металлоконструкциями и стенами шахты имеется полость с песчаной засыпкой.

Известен способ вывода из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов, по которому на этапе выдержки реактора (хранения под наблюдением сроком до 30 лет) с целью снижения статических нагрузок на конструкции и минимизации их коррозии демонтируют радиационно-загрязненное реакторное оборудование (доступное для демонтажа), выполняют наблюдение за состоянием реактора и оборудованием внутри шахты реактора, поддерживают в работоспособном состоянии системы, обеспечивающие безопасность реактора, герметизируют шахту реактора путем бетонирования технологических отверстий, формируют над реактором защитное перекрытие, защищающее от падения на реактор тяжелых предметов [Концепция вывода из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов. - ВНИПИЭТ, Инв. №04-01281, 2004.] - прототип.

Указанный способ (прототип) имеет недостатки:

- снижение напряжения на МК за счет снятия доступного для демонтажа оборудования относительно мало и, соответственно, для увеличения длительности безопасного хранения реактора требуется подкрепление конструкций;

- собственная устойчивость графитовых колонн кладки низкая из-за их эксплуатационного износа и удаления из кладки технологических каналов;

- не исключается и весьма вероятно неконтролируемое попадание воды в песчаную засыпку между боковыми МК и стенами бетонной шахты, что может вызвать электрохимическую коррозию несущих МК, сходную по характеру с такими интенсивными видами коррозии как почвенная и щелевая и, соответственно, ослабить эти конструкции;

- при попадании влаги в песчаную засыпку она становится проводником радиоактивных продуктов коррозии по механизму капиллярной диффузии от МК к бетонной шахте и далее через возможные дефекты шахты в окружающую среду;

- при возможных промерзаниях влажной песчаной засыпки и, соответственно, ее расширениях вероятно возникновение значительных напряжений на МК и стены бетонной шахты.

Задачей настоящего изобретения является разработка способа, свободного от недостатков прототипа.

Поставленная задача решается тем, что:

в способе хранения остановленного уран-графитового реактора, установленного в образованной стенами и основанием бетонной шахте, имеющего верхнюю и нижнюю металлоконструкции с отверстиями, графитовую кладку, боковые металлоконструкции, полость с песчаной засыпкой между боковыми металлоконструкциями и стенками бетонной шахты, включающем демонтаж доступного реакторного оборудования, бетонирование технологических отверстий шахты реактора, формирование над реактором и шахтой защитного перекрытия, основание бетонной шахты реактора усиливают армированным бетоном, подкрепляют нижнюю металлоконструкцию стойками, установленными на основании бетонной шахты, размещают вертикально в графитовой кладке стальные трубы, концы которых уплотняют в отверстиях нижней и верхней металлоконструкций, на верхнюю металлоконструкцию и на защитное перекрытие наносят противопожарные покрытия, из полости между боковыми металлоконструкциями и стенками шахты удаляют песчаную засыпку и устанавливают дополнительные каналы.

Дополнительные каналы устанавливают в полости между стенками шахты и боковыми металлоконструкциями и в полости между боковыми металлоконструкциями и графитовой кладкой.

На чертеже представлена схема реакторной установки после реализации предлагаемого изобретения на примере промышленного уран-графитового реактора АДЭ-4.

В основании бетонной шахты 1 реактора выполняют усиление 2 путем заполнения воронки основания железобетоном. На усилении основания размещают 78 упруго-напряженных стальных стоек 3, изготовленных из толстостенных труб. Стойки выполняют функцию дополнительной опоры нижней 4 металлоконструкции. Площадь сечения каждой стойки 3 не менее 3000 мм2. В имеющихся в графитовой кладке 5 вертикальных отверстиях размещают коррозионно-стойкие стальные трубы 6, диаметр которых 45÷46 мм, а толщина стенки 1,2 мм. Верхние концы труб 6 жестко закрепляют в отверстиях верхней 7 металлоконструкции. Нижние концы труб 6 уплотняют в нижней 4 металлоконструкции с помощью сальникового уплотнения с заданным усилием трения труб в уплотнении (~2000 Н).

На перекрытие 8 и на верхнюю 7 металлоконструкцию наносят противопожарные покрытия 9, например покрытие Пиро-Сейф-Фламопласт по стандарту Германии DIN 4102, толщиной 3÷5 мм. Из полости 10 между боковыми металлоконструкциями 11 и стенами бетонной шахты 1 удаляют песчаную засыпку. Над этой полостью формируют дополнительную биологическую защиту 12 с опорой на стены шахты 1. В полости 13 между графитовой кладкой 5 и боковыми металлоконструкциями 11 и в полости 10 формируют каналы 14 для мониторинга конструкций и удаления влаги из полостей. При необходимости, дополнительная вентиляция полостей реактора может также осуществляться за счет циркуляции воздуха через стальные трубы 6.

Способ хранения остановленного уран-графитового реактора по настоящему изобретению:

- обеспечивает подкрепление нижней металлоконструкции и, через установленные в графитовой кладке трубы, верхней металлоконструкции;

- исключает сообщение графитовой кладки с атмосферой и возгорание кладки;

- увеличивает устойчивость колоны кладки за счет жесткости установленных в нее труб;

- исключает длительный контакт МК с водой;

- за счет удаления засыпки и вентиляции незаполненных пространств практически исключает процессы электрохимической коррозии конструкций и попадания радионуклидов в грунтовые воды.

Реализация настоящего изобретения дает возможность существенного увеличения длительности безопасной выдержки (хранения) остановленного уран-графитового реактора - до 50÷100 лет.

1. Способ безопасного хранения остановленного уран-графитового реактора, установленного в образованной стенками и основанием бетонной шахте, имеющего верхнюю и нижнюю металлоконструкции с отверстиями, графитовую кладку, боковые металлоконструкции, полость с песчаной засыпкой между боковыми металлоконструкциями и стенками бетонной шахты, включающий демонтаж доступного реакторного оборудования, бетонирование технологических отверстий шахты реактора, формирование над реактором и шахтой защитного перекрытия, отличающийся тем, что основание бетонной шахты реактора усиливают армированным бетоном, подкрепляют нижнюю металлоконструкцию стойками, установленными на основании бетонной шахты, размещают вертикально в графитовой кладке стальные трубы, концы которых уплотняют в отверстиях нижней и верхней металлоконструкций, на верхнюю металлоконструкцию и на защитное перекрытие наносят противопожарные покрытия, из полости между боковыми металлоконструкциями и стенками шахты удаляют песчаную засыпку и устанавливают дополнительные каналы.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что дополнительные каналы устанавливают в полости между стенками шахты и боковыми металлоконструкциями и в полости между боковыми металлоконструкциями и графитовой кладкой.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к управлению и перемещению материалов и предметов в замкнутом пространстве, в частности в ядерных установках. .

Изобретение относится к средствам механизации обращения и проведения работ по обезвреживанию и утилизации экологически особо опасных объектов и изделий, содержащих взрывчатые, химические и другие вещества, в том числе радиоактивные, на месте их обнаружения.

Изобретение относится к крепежной технике и предназначено для использования при проведении монтажных и демонтажных работ по закреплению плит биологической защиты от радиационного фона в отсеках трюмных помещений сложной конфигурации и находящихся в затесненных условиях корабельной ядерной энергетической установки (ЯЭУ).

Изобретение относится к области оптического приборостроения, а более конкретно, к группе оптических приборов наблюдения статического обзора типа "стеклоблок", и может быть использовано для оснащения инженерных машин, работающих в экстремальных, особо опасных для жизни человека условиях, в частности при проведении работ по ликвидации последствий крупномасштабных аварий и катастроф на предприятиях атомной энергетики и промышленности, поиску источников ионизирующих излучений на местности, а также для установки в специальных камерах в качестве приборов наблюдения при проведении научных исследований с использованием источников высокоинтенсивного гамма-нейтронного излучения.

Изобретение относится к области защиты человека и окружающей среды от ионизирующих излучений, а именно к устройствам наблюдения с защитой наблюдателей. .

Изобретение относится к области ядерной энергетики, предназначено для герметичного перекрытия проемов в защитной оболочке при перемещении персонала и грузов и может быть использовано в аварийных ситуациях на АЭС.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано для выгрузки чехлов с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) из хранилищ, в частности из аварийных. .

Изобретение относится к различным областям промышленности, где необходима замена перчаток

Изобретение относится к контейнерам для хранения радиоактивных отходов

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано для реабилитации хранилищ отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), в том числе аварийных

Изобретение относится к устройству для уменьшения диаметра входа в перчаточную камеру (2)

Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к системам управления шлюзом

Изобретение относится к области защиты сухопутной и морской техники от естественного и искусственного излучения

Изобретение относится к системам и способу хранения и обработки радиоизотопов. Система включает в себя бассейн хранения для хранения множества радиоактивных предметов, погруженных в защищающую от радиации и охлаждающую жидкость. Система дополнительно включает в себя сборочный цех, расположенный над бассейном хранения, для выполнения одного или более радиоактивных изделий с использованием радиоактивных предметов, переданных из бассейна хранения. Сборочный цех содержит сборочную камеру, включающую в себя внутренние секции с перегородками. Причем секции включают в себя распределительную секцию, с которой соединен конец для смещения передаточного вала. Кроме того, система включает в себя, по меньшей мере, один передаточный вал, соединяющий бассейн хранения и сборочный цех. Передаточный вал используется для передачи радиоактивных предметов непосредственно из бассейна хранения в сборочный цех и непосредственно из сборочного цеха в бассейн хранения. Изобретение позволяет упростить процесс манипуляции с различными радиоизотопами в складских помещениях. 3 н. и 18 з.п. ф-лы, 9 ил.

Заявленное изобретение относится к способу обслуживания горячей камеры для хранения, перемещения и обработки радиоактивных материалов. Заявленное устройство содержит стенку, пересекаемую полостью, оборудованной инструментом наблюдения, при этом инструмент содержит колпак, выступающий внутрь камеры, экран биологической защиты, датчик наблюдения, расположенный между колпаком и экраном, и механизм перемещения датчика между убранным положением и выдвинутым положением. В заявленном способе предусматривается извлечение защитного экрана, датчика наблюдения и механизма перемещения датчика из полости наружу из камеры; в случае необходимости, замена датчика наблюдения; введение и перемещение скольжением запасного колпака в полость до близости к колпаку, оставшемуся на месте в полости; введение и перемещение скольжением экрана биологической защиты, датчика наблюдения и механизма перемещения датчика в полости до контакта с запасным колпаком; и перемещение колпака, оставшегося в полости, вплоть до его выталкивания внутрь камеры за счет опоры запасного колпака на оставшийся на месте колпак. Техническим результатом является облегчение замены компонентов инструмента наблюдения, увеличение поля наблюдения, а также возможность иного наблюдения, помимо визуального, в частности, измерения длины между двумя точками горячей камеры. 3 н. и 10 з.п. ф-лы, 9 ил.

Изобретение относится к защите элементов, расположенных за расчетным защитным экраном (ЗЭ), от ионизирующих излучений космического пространства. Форма поверхности экрана считается аналитической. Способ заключается в том, что задают в дискретном виде величины локальных доз в центре эталонного ЗЭ сферической формы в зависимости от его толщины. Дискретную зависимость заданных доз от указанной толщины преобразуют в непрерывную. Разбивают расчетный ЗЭ на сектора со стандартными поверхностями, внутреннюю и внешнюю стороны которых представляют аналитическими функциями координат. Определяют радиальные толщины расчетного ЗЭ и оценивают величину локальной дозы, полученной облучаемым элементом от излучений, проходящих через все стандартные поверхности. Соответствующий интеграл по полному телесному углу вычисляют с помощью системы компьютерной алгебры. Сравнивают полученную локальную дозу с допустимой дозой и, в зависимости от результата, уточняют конструкцию расчетного ЗЭ или заменяют облучаемый элемент. Технический результат изобретения состоит в возможности оптимизировать конструкцию ЗЭ благодаря проведению предварительной оценки величины локальных доз ионизирующих излучений с большой точностью. 1 ил.
Наверх