способ разделки длинномерных элементов ядерного реактора

Формула изобретения

1. Способ разделки длинномерных элементов ядерного реактора путем размерной поперечной резки пакета из этих элементов, отличающийся тем, что длинномерные элементы размещают внутри контейнера, в качестве которого используют среднюю часть отработанного реакторного канала, и производят их совместную резку.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что при разделке длинномерных элементов, в виде стержней системы управления и защиты, их помещают в контейнер с помощью направляющей воронки, снабженной фиксирующим захватом и устанавливаемой на реакторный канал.

3. Способ по п.1 или 2, отличающийся тем, что контейнеры с отработанными длинномерными элементами накапливают в водном бассейне до момента резки.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к области ядерных технологий, касается, в частности, вопросов утилизации отработанных длинномерных элементов ядерного реактора и может быть использовано на атомных станциях или спецкомбинатах.

На стадии утилизации длинномерных элементов конструкций ядерного реактора возникает необходимость в разделке их на более мелкие части. Разделке подвергаются, например, тепловыделящие сборки (ТВС), стержни системы управления и защиты (СУЗ), реакторные каналы (РК): технологический канал, канал СУЗ, канал охлаждения отражателя и др. Способы разделки ТВС описаны в патентах РФ [1, 2] и патенте Франции [3].

Данные способы предусматривают разделку частично поврежденной или отработавшей сборки с целью последующего использования или обеспечения компактного хранения в хранилище отработанного ядерного топлива (ХОЯТ). Реакторные каналы и стержни СУЗ в настоящее время после вывода из эксплуатации хранят раздельно в бассейнах выдержки или в хранилищах высокоактивных радиоактивных отходов (XBPO).

В уровне техники отсутствуют публикации, относящиеся к способам утилизации других длинномерных элементов: реакторных каналов, стержней СУЗ, термопар ионизационных камер, датчиков контроля энерговыделения и т.п. В настоящее время на АЭС с реакторами РБМК - 1000 отработавшие высокоактивные длинномерные элементы реактора (реакторные каналы, стержни СУЗ, термопары, ионизационные камеры, датчики контроля энерговыделения и т.п.) захоранивают путем раздельного измельчения и складирования в ХВРО. При этом способе захоронения для каждого узла необходимы объем в хранилище. Как известно, РК реактора РБМК состоит из верхней, центральной и нижней частей. Верхняя и нижняя части РК становятся среднеактивными радиоактивными отходами (РО) и их захоранивают как обычные отходы. Центральная часть РК представляет собой циркониевую трубу 88 х 4 мм и длиной 12 м. Снизу центральная часть РК сплющена станком рубки при отрезании нижней части. На действующих АЭС по существующей технологии отделенная таким образом центральная часть РК поступает на станок рубки для измельчения. При измельчении РК образуются обрезки трубы длиной 300 + 400 мм со сплющенными концами и воздушной полостью внутри, которая и является неиспользованным объемом хранилища. При таком захоронении РК объем хранилищ используется нерационально.

Ближайшим аналогом заявляемого изобретения является способ резки пакета длинномерных элементов реактора (облученных ТВС), описанный в патенте РФ [4] . Способ заключается в том, что ТВС (в виде пакета ТВЭлов) перемещают горизонтально под резательное устройство. Горизонтальное перемещение пакета ТВЭлов на фиксированное расстояние осуществляют под действием специального толкателя. Для придания жесткости при резке пакет ТВЭлов в момент резки поджат к корпусу магазина двумя специальными пружинами.

Недостатком способа, раскрытого в аналоге, является то, что он позволяет осуществлять высокопроизводительную пакетную резку только однотипных изделий и эксплуатируемых ранее в виде пакета. Разнотипные длинномерные элементы реактора (реакторные каналы, датчики с подводящими кабелями, стержни СУЗ) до момента утилизации располагаются раздельно в ХОЯТ, т.е. не пакетированы. При данном способе утилизации образуется большое количество радиоактивной пыли.

Задача, решаемая изобретением, заключается в обеспечении пакетной резки разнотипных длинномерных элементов реактора при нахождении их в вертикальном положении и ограниченных рабочих площадях по горизонтали при пониженном количестве радиоактивной пыли, образующейся в процессе резки. Кроме того, решается задача упрощения способа, снижения затрат на его осуществление и уменьшения объема хранения, занимаемого утилизируемыми элементами.

Сущность изобретения состоит в том, что в способе разделки отработанных длинномерных элементов ядерного реактора путем размерной поперечной резки пакета из этих элементов длинномерные элементы размещают внутри контейнера, в качестве которого используют центральную часть отработанного реакторного канала, и производят их совместную резку. Кроме того, предлагается при осуществлении способа использовать направляющую воронку, снабженную фиксирующим захватом, а контейнеры с отработанными длинномерными элементами накапливать до момента резки в водном бассейне.

Предложенным способом удается утилизировать разнотипные длинномерные элементы реактора по принципу пакетной резки (как в ближайшем аналоге), формируя пакет путем помещения их в также подлежащую утилизации центральную часть реакторного канала, т. е. упрощается технология формирования более плотного пакета утилизируемого металла. При этом улучшается процесс резки. Повышается плотность хранения металла в хранилище за счет того, что в качестве контейнера используют реакторный канал реактора, также подлежащего утилизации. Практически в этом случае для хранения требуется объем только для хранения отрезков реакторного канала, т.к. другие элементы (стержни СУЗ, датчики и т.п.) размещаются внутри реакторных каналов.

Предлагаемый способ позволяет высвободить порядка 32% объема хранилища радиоактивных отходов. Все работы по формированию пакета и резке осуществляются дистанционно. Резко снижается количество радиоактивной пыли, образующейся при раздельном измельчении стержней СУЗ, т.к. они оказываются заключенными в циркониевые герметичные капсулы. В реальных условиях работы АЭС операции данного способа могут быть разнесены во времени. Так, например, по мере формирования пакета из утилизированных элементов их не разрезают сразу, а накапливают в водном бассейне с тем, чтобы высокопроизводительно осуществить операцию резки, обеспечить загрузку оборудования и рационально использовать рабочую силу.

Предлагаемый способ проиллюстрирован графическим материалом.

На фиг. 1 представлен общий вид бассейна выдержки с оборудованием, необходимым для осуществления данного способа; на фиг. 2 - фрагмент станка рубки стержней СУЗ в момент загрузки РК в тележку; на фиг. 3 - фрагмент РК и стержня СУЗ в момент загрузки стержня СУЗ в РК с установленной на РК направляющей воронкой и приспособлением для фиксации и сбрасывания стержней СУЗ; на фиг. 4 - фрагмент станка рубки в момент рубки стержня СУЗ; на фиг. 5 - фрагмент стержня СУЗ загруженного в РК; на фиг. 6 - фрагмент совместно измельченных стержня СУЗ и РК.

Для осуществления данного способа необходимо оборудование, представленное на фиг. 1 - 4. На фиг. 1 показаны бассейн выдержки 1, щелевое балочное перекрытие 2. На щелевом балочном перекрытии 2 установлены гнезда 3, в которых расположены РК 4, подвески 5, на которых крепятся стержни СУЗ 6 (на фиг. 1 показаны условно) и гнезда перецепочные 7 для установки стержней СУЗ 6. В помещении бассейна выдержки 1 установлен станок рубки 8. Под станком рубки 8 (фиг. 2) расположены тележка 9 и планка 10 с пазами 11, 12, 13, вдоль которой передвигается тележка 9. Тележка 9 (фиг. 2, 4) содержит фиксатор 14 для закрепления РК 4 при установке на тележку 9 и фиксатор 15 - для соединения тележки 9 с планкой 10 при передвижении тележки 9 относительно станка рубки 8. На РК 4, установленный в гнездо 3 щелевого балочного перекрытия, закрепляется направляющая воронка 16 (фиг. 3). На направляющей воронке 16 установлено приспособление 17 для фиксации стержня СУЗ 6 относительно РК 4 и сбрасывания стержня СУЗ 6 в РК 4. В помещении бассейна выдержки 1 установлен грузоподъемный механизм 18 с захватом 19 (на фиг. 1 не показан). В помещении шахты временного хранилища 20 установлен станок 21 (фиг. 1), предназначенный для совместного измельчения стержней СУЗ 6 и РК 4.

Способ разделки длинномерных элементов ядерного реактора осуществляют следующим образом (фиг. 1 - 4). Устанавливают тележку 9 и планку 10 под станок рубки 8. Фиксируют тележку 9 в крайнем выдвинутом положении относительно станка рубки 8, установив фиксатор 15 тележки 9 в паз 13 планки 10 (фиг. 2). Посредством грузоподъемного механизма 18 и захвата 19 поднимают два РК 4, которые установлены в бассейне выдержки 1 на щелевом балочном перекрытии 2 в гнездах 3, транспортируют и устанавливают на тележку 9, фиксируют РК 4 в тележке 9 посредством фиксаторов 14. Снимают захват 19 с РК 4. Затем снимают фиксатор 15, перемещают тележку 9 вдоль планки 10 с загруженными РК 4 под станок рубки 8 до положения, когда один из РК 4 установится под режущим элементом станка рубки 8, при этом фиксатор 15 тележки 9 войдет в паз 11 планки 10 (фиг. 4). Посредством грузоподъемного механизма 18 и захвата 19 поднимают подвеску 5 с тремя стержнями СУЗ 6, перемещают, устанавливают в перецепочное гнездо 7 (фиг. 1). Устанавливают направляющую воронку 16 на один из РК 4, установленные в гнездах 3. На направляющую воронку 16 устанавливают приспособление 17 (фиг. 3). Затем, посредством грузоподъемного механизма 18 и захвата 19, один стержень СУЗ 6 поднимают из гнезда перецепочного 7 и транспортируют к РК 4, которые установлены под станком рубки 8. Опускают стержень СУЗ 6 в РК 4 (фиг. 4), установленный под режущим элементом станка рубки 8, на заданную величину, контролируемую с помощью специального таймера (на фиг. 4 не показан). Производят отрезку нижней части стержня СУЗ 6 на станке рубки 8, при этом нижняя часть остается в РК 4. Оставшуюся верхнюю часть стержня СУЗ 6 перемещают к РК 4, установленным в гнезде 3 на щелевом балочном перекрытии 2. Помещают верхнюю часть стержня СУЗ 6 над РК 4 с установленной направляющей воронкой 16 и опускают верхнюю часть стержня СУЗ 6 в РК 4. Закрепляют стержень СУЗ 6 в таком положении приспособлением 17. Отсоединяют захват 19 от загруженной верхней части стержня СУЗ 6. Сбрасывают стержень СУЗ 6 посредством приспособления 17 в РК 4. Снимают направляющую воронку 16 с приспособлением 17 с загруженного РК 4 и устанавливают их на незагруженный РК 4 (установленный в гнездах 3). Загруженный РК 4 закрывают диском (на фиг. не показан), запрещающим последующую загрузку в данный РК 4. Затем перекатывают тележку 9 относительно станка рубки 8 таким образом, чтобы второй незагруженный РК 4 (расположенный под станком рубки 8) установился под режущим элементом станка рубки 8, фиксируют тележку 9 в таком положении, установив фиксатор 15 в паз 12 планки 10 (на фиг. не показано). Посредством грузоподъемного механизма 18 и захвата 19 поднимают и переносят к РК 4, установленному под станком рубки 8 второй стержень СУЗ 6. Опускают стержень СУЗ 6 в данный РК 4 и производят отрезку его нижней части таким же образом, как описано выше. Верхнюю часть данного стержня СУЗ 6 переносят к установленному в гнездах 3 РК 4 с установленной направляющей воронкой 16 и приспособлением 17 и выгружают его в данный РК 4, как описано выше. Таким образом, один стержень СУЗ 6 загружают в два РК 4, нижнюю часть стержня СУЗ 6 загружают в РК 4, установленный под станком рубки 8, верхнюю в РК 4, установленный в гнездах 3, расположенных на щелевом балочном перекрытии 2. Затем выдвигают тележку 9 с загруженными РК 4 из-под станка рубки 8, фиксируют в таком положении, установив фиксатор 15 тележки 9 в паз 13 планки 10, цепляют захватом 19 грузоподъемного механизма 18, снимают фиксатор 14 и посредством грузоподъемного механизма 18 с захватом 19 поднимают, транспортируют и устанавливают РК 4 в бассейне выдержки 1 для хранения, закрывают дисками (на фиг. не показаны). Таким же образом, как описано выше, производят загрузку остальных стержней СУЗ 6 в РК 4. В зависимости от способа хранения производят совместное измельчение стержней СУЗ 6 и РК 4. Загруженные стержнями СУЗ 6 реакторные каналы 4 подают к станку 21, установленному в помещении шахты временного хранилища 20 (фиг. 1), где производят их совместное измельчение (фиг. 5, 6).

Данное техническое решение позволяет высвободить порядка 32% рабочего объема хранилища высокоактивных радиоактивных отходов, снизить количество радиоактивной пыли, образующейся в процессе утилизации, упростить сам процесс утилизации и сократить общее время на выполнение этим работ.

Используемая литература

1. Патент РФ N 2067327, кл. G 21 C 19/34, Бюл. N 27, 1996.

2. Патент РФ N 2080665, кл. G 21 C 19/00, Бюл. N 15, 1997.

3. Патент Франции N 2460027, кл. G 21 С 19/18, 1987.

4. Патент РФ N 1838836, кл. G 21 С 19/36, Бюл. N 32, 1993 (ближайший аналог).