RU2157567C1

RU2157567C1 - Pressurized-vessel reactor handling method

Info

Publication number: RU2157567C1
Application number: RU99106940/06A
Authority: RU
Inventors: С.Д. Гаврилов
Original assignee: Гаврилов Сергей Дмитриевич
Priority date: 1999-04-07
Filing date: 1999-04-07
Publication date: 2000-10-10

Abstract

FIELD: nuclear power engineering; nuclear industry. SUBSTANCE: upon installing core in reactor vessel the latter is to be closed with cover through nonsplit joint; reactor assembled with its cover-closed vessel and core is to be conveyed to operating site and commissioned on site; reactor vessel is to be connected to primary circuit of power plant and assembled reactor is to be operated within the latter throughout its entire specified life. EFFECT: eliminated spread of fissionable materials from reactor core during main phases of reactor life. 2 cl, 3 ex

Description

Изобретение относится к области атомной энергетики и атомной промышленности и касается использования ядерных корпусных реакторов в ядерных энергетических установках, преимущественно атомных электростанций и атомных электроцентралей, в частности ядерных энергетических установок для опреснения морской воды. The invention relates to the field of atomic energy and the nuclear industry, and relates to the use of nuclear hull reactors in nuclear power plants, mainly nuclear power plants and nuclear power plants, in particular nuclear power plants for desalination of sea water.

Известен способ обращения с энергетическим ядерным корпусным реактором мощностью 300-340 МВт(эл) на быстрых нейтронах с ядерным топливом - ²³⁸U, обогащенный изотопом ²³⁵U, и Pu, и тяжелометаллическим теплоносителем ядерной энергетической установки, при котором, при внешнем воздействии, включая воздействие природных явлений, техногенной аварии, ошибки персонала, атаки террористов, автоматически снижается температура теплоносителя с последующим его омоноличиванием, с предотвращением загрязнения окружающей среды, одновременно предлагается транспортабельную ядерную энергетическую установку вместе с реактором периодически возвращать на переработку отработавшего ядерного топлива, где извлекают из реактора отработавшее ядерное топливо с последующим размещением в активной зоне реактора свежего ядерного топлива (см., например, D. Yu. Belov, P. N.Alekseev, K.O.Mikitiouk, S.A.Subbotin P.A.Fomitchenko, Advanced Reactors with Lead-Based Coolants, Proceedings Annual on Nuclear Technology '98, Meeting, Kerntechnishche Gesellschaft and Deutsches Atomforum, Munchen, May 26-28, 1998, INFORUM Verlag, 1998, p. 681-684).A known method of handling an energy nuclear reactor with a capacity of 300-340 MW (el) for fast neutrons with nuclear fuel is ²³⁸ U, enriched in the isotope ²³⁵ U, and Pu, and a heavy metal coolant in a nuclear power plant, in which, under external influence, including exposure natural phenomena, industrial accident, personnel errors, terrorist attacks, the coolant temperature is automatically reduced with its subsequent monolithic control, with the prevention of environmental pollution, at the same time it is proposed to a portable nuclear power plant together with the reactor should be periodically returned to spent nuclear fuel reprocessing, where spent nuclear fuel is extracted from the reactor with subsequent placement of fresh nuclear fuel in the reactor core (see, for example, D. Yu. Belov, PNAlekseev, KOMikitiouk, SASubbotin PAFomitchenko , Advanced Reactors with Lead-Based Coolants, Proceedings Annual on Nuclear Technology '98, Meeting, Kerntechnishche Gesellschaft and Deutsches Atomforum, Munchen, May 26-28, 1998, INFORUM Verlag, 1998, p. 681-684).

Известен способ обращения с энергетическим ядерным корпусным реактором мощности 50 МВт(эл)) на быстрых нейтронах с ядерным топливом - ²³⁸U, обогащенный изотопом ²³⁵U, и Pu, и натриевым теплоносителем, при котором при возрастании сложности техобслуживания, включая перегрузку ядерного топлива с использованием обычной перегрузочной машины, извлекают всю загрузку активной зоны реактора (S.Hattori, A.Minato, A Large Modular LMR Power Station which Meets Current Requirements, Proceedings of the 3rd JSME/ASME Joint International Conference on Nuclear Engineering, Kyoto, April 23-27, 1995, Japan Society of Mechanical Engineers, Tokyo, 1995, Vol. 2, p. 787-790).A known method of handling a nuclear power reactor with a capacity of 50 MW (e)) for fast neutrons with nuclear fuel is ²³⁸ U, enriched in the isotope ²³⁵ U, and Pu, and sodium coolant, in which with increasing complexity of maintenance, including overloading nuclear fuel using conventional loading machine, remove the entire core load of the reactor (S. Hattori, A. Minato, A Large Modular LMR Power Station which Meets Current Requirements, Proceedings of the 3rd JSME / ASME Joint International Conference on Nuclear Engineering, Kyoto, April 23-27 , 1995, Japan Society of Mechanical Engineers, Tokyo, 1995, Vol. 2, p. 787-790).

Наиболее близким является известный способ обращения с ядерным корпусным реактором с активной зоной ядерной энергетической установки атомной электростанции, предусматривающий исключение перегрузок ядерного топлива (уран ²³⁸U, обогащенный изотопом ²³⁵U до 20 мас.%), в течение всего срока службы ядерного реактора, ограниченного 16 годами при полной нагрузке, 20 годами при нагрузке 80% от полной нагрузки) (E.Greenspan, E.Elias, W.E.Kastenberg, N. Stone, K.Aoki, N.W.Brown, Compact Once-for-Life Reactors for Developing Countries, Transactions American Nuclear Society Annual Meeting, Nashville, Tennessee, June 7-11, 1998, American Nuclear Society, La Grand Park, Illinois, 1998, Vol. 78, p. 238-240).The closest is the known method of handling a nuclear reactor with an active zone of a nuclear power plant of a nuclear power plant, which provides for the elimination of overloads of nuclear fuel ( ²³⁸ U uranium enriched with ²³⁵ U isotope up to 20 wt.%) During the entire life of a nuclear reactor limited to 16 years at full load, 20 years at 80% of full load) (E.Greenspan, E. Elias, WEKastenberg, N. Stone, K. Aoki, NW Brown, Compact Once-for-Life Reactors for Developing Countries, Transactions American Nuclear Society Annual Meeting, Nashville, Tennessee, June 7-11, 1998, American Nuclear Society, La Grand Park, Illinois, 1998, Vol. 78, p. 238-240).

Недостаток известных способов обращения с ядерным корпусным реактором ядерной энергетической установки заключается в недостаточной надежности предупреждения распространения делящихся материалов из ядерного топлива в развивающихся странах, в которых, в частности, предусмотрена эксплуатация этих реакторов. A disadvantage of the known methods for handling a nuclear hull reactor of a nuclear power plant is the insufficient reliability of preventing the spread of fissile materials from nuclear fuel in developing countries, in which, in particular, the operation of these reactors is envisaged.

В задачу изобретения входит повышение надежности ядерных корпусных реакторов на основных этапах их жизненного цикла после завершения операции их сборки, таких как транспортировка к месту эксплуатации, ввод в эксплуатацию, эксплуатация в ядерной энергетической установке. The objective of the invention is to increase the reliability of nuclear hull reactors at the main stages of their life cycle after completion of their assembly operations, such as transportation to the place of operation, commissioning, operation in a nuclear power plant.

Указанная задача решается изобретением за счет достижения технического результата, заключающегося в предотвращении распространения делящихся ядерных материалов из ядерного корпусного реактора с активной зоной. This problem is solved by the invention by achieving a technical result, which consists in preventing the spread of fissile nuclear materials from a nuclear reactor with a core.

Указанный технический результат достигается в способе обращения с ядерным корпусным реактором с активной зоной ядерной энергетической установки, включающем размещение внутри корпуса реактора активной зоны, соединение корпуса реактора с крышкой корпуса реактора, при котором соединение корпуса реактора с крышкой корпуса реактора выполняют неразъемным, а реактор с корпусом, с крышкой, с активной зоной, транспортируют к месту эксплуатации и/или вводят в эксплуатацию и/или эксплуатируют в ядерной энергетической установке, в частности, предлагается в месте эксплуатации корпус реактора подсоединять к первому контуру ядерной энергетической установки. The specified technical result is achieved in the method of handling a nuclear reactor with an active zone of a nuclear power plant, including placement of an active zone inside the reactor vessel, connecting the reactor vessel with the reactor vessel cover, in which the connection between the reactor vessel and the reactor vessel cover is integral, and the reactor with the vessel , with a cover, with an active zone, transported to the place of operation and / or put into operation and / or operated in a nuclear power plant, in particular, pre It is proposed at the place of operation that the reactor vessel be connected to the primary circuit of a nuclear power plant.

Изобретение основано на исключении возможности несанкционированного доступа к активной зоне ядерного корпусного реактора на этапах транспортировки, ввода в эксплуатацию и эксплуатации ядерного корпусного реактора. The invention is based on the exclusion of the possibility of unauthorized access to the core of a nuclear reactor at the stages of transportation, commissioning and operation of a nuclear reactor.

В то же время, при известности транспортирования ядерного реактора с активной зоной с отвержденным жидкометаллическим теплоносителем от завода-изготовителя к месту эксплуатации, а после выработки ресурса - от места эксплуатации на завод регенерации топлива (Б.Ф.Громов, В.И.Субботин, Г.И.Тошинский. Применение расплавов эвтектики свинец-висмут и свинца в качестве теплоносителя ЯЭУ. Атомная энергия, 1992, т. 73 вып. 1, с. 19-24), не достигается заявленный в изобретении технический результат, заключающийся в предотвращении распространения делящихся материалов из ядерного топлива активной зоны ядерного корпусного реактора на основных этапах его жизненного цикла, ибо при этом не исключена возможность несанкционированного доступа к активной зоне ядерного корпусного реактора. At the same time, when transportation of a nuclear reactor with an active zone with a cured liquid metal coolant is known from the manufacturer to the place of operation, and after running out of life, from the place of operation to the fuel recovery plant (B.F. Gromov, V.I. Subbotin, GI Toshinsky. The use of lead-bismuth and lead eutectic melts as a coolant for nuclear power plants. Atomic Energy, 1992, vol. 73 issue 1, pp. 19-24), the technical result claimed in the invention is not achieved, which consists in preventing the spread fissile m materials from nuclear fuel in the core of a nuclear hull reactor at the main stages of its life cycle, because the possibility of unauthorized access to the core of a nuclear hull reactor is not ruled out.

Изобретение предлагается осуществлять следующим образом. The invention is proposed as follows.

Пример 1. По месту сборки реактора проводят сборку корпусного ядерного реактора на быстрых нейтронах с тяжелометаллическим теплоносителем в следующем порядке: во фланце корпуса реактора выполняют глухие пазы на глубину, вдвое превышающую толщину фланца корпуса реактора, к фланцу крышки корпуса в соответствии с расположением пазов во фланце корпуса реактора приваривают расклиниваемые пластины, фиксируют расклиниваемые пластины в нерасклиненном виде, устанавливают в корпусе реактора нижние внутрикорпусные устройства, активную зону с ядерным топливом, верхние внутрикорпусные устройства, накладывают на верхнюю плоскость фланца корпуса реактора кольцевую герметизирующую прокладку, устанавливают крышку корпуса реактора на корпус реактора, вводят зафиксированные расклиниваемые пластины в пазы во фланце корпуса реактора, фиксируют взаимное положение крышки корпуса реактора и корпуса реактора шпильками, выполняют расклинивание пластин, приваренных к крышке корпуса реактора, в пазах фланца корпуса, за счет этого удается достичь неразъемности (неразборности) соединения корпуса с крышкой, дополнительно выполняют сварку по стыку фланца крышки корпуса реактора - фланца корпуса реактора, подсоединяют патрубки корпуса реактора с крышкой, с активной зоной, с внутрикорпусными устройствами, к стендовому первому контуру ядерной энергетической установки, проводят стендовые испытания, во время которых заполняют корпус реактора расплавом эвтектики свинец-висмут, удаляют теплоноситель из корпуса реактора до высоты патрубков корпуса реактора, отверждают теплоноситель за счет охлаждения до температуры окружающей среды без подвода тепла, отсоединяют корпус реактора с крышкой, с активной зоной в отвержденном теплоносителе, от стендового первого контура ядерной энергетической установки, помещают корпус реактора с активной зоной в отвержденном теплоносителе в транспортный бетонный контейнер, транспортируют контейнер с корпусом реактора с активной зоной в отвержденном теплоносителе к плавучей атомной теплоэлектроцентрали мощностью 280 МВт(т), пришвартованной к пирсу, выгружают транспортный контейнер с корпусом реактора с активной зоной в отвержденном теплоносителе на перегрузочную площадку пирса с пришвартованной плавучей атомной теплоэлектроцентралью, перемещают корпус реактора с активной зоной в отвержденном теплоносителе из транспортного контейнера в ядерную энергетическую установку плавучей атомной теплоэлектроцентрали, подсоединяют патрубки корпуса реактора с крышкой, с активной зоной в отвержденном теплоносителе, к трубопроводам первого контура ядерной энергетической установки плавучей атомной теплоэлектроцентрали, транспортируют плавучую атомную теплоэлектроцентраль с подсоединенным к ядерной энергетической установке корпусным реактором с активной зоной в отвержденном теплоносителе к месту эксплуатации, подсоединяют плавучую атомную теплоэлектроцентраль к тепло- и электросетям в месте эксплуатации, заполняют первый контур ядерной энергетической установки расплавом эвтектики свинец-висмут, разогревая до эксплуатационной температуры отвержденный теплоноситель в корпусе реактора, вводят в эксплуатацию атомную теплоэлектроцентраль, проводят эксплуатацию атомной теплоэлектроцентрали с ядерной энергетической установкой с реактором с корпусом, неразъемно соединенным с крышкой. Example 1. At the place of assembly of the reactor, an assembly of a nuclear fast-neutron reactor with a heavy metal coolant is assembled in the following order: in the flange of the reactor vessel, blind grooves are made to a depth of twice the thickness of the reactor vessel flange to the vessel cover flange in accordance with the grooves in the flange propped plates are welded to the reactor vessels, the proppant plates are fixed in a non-propped form, the lower internals are installed in the reactor vessel, the core with nuclear fuel, the upper internals, put an annular sealing gasket on the upper plane of the reactor vessel flange, install the reactor vessel cover on the reactor vessel, introduce fixed proppant plates into the grooves in the reactor vessel flange, fix the relative position of the reactor vessel cover and the reactor vessel with studs, perform wedging plates welded to the cover of the reactor vessel in the grooves of the flange of the vessel, due to this it is possible to achieve the inseparability (inseparable) of the connection hulls with a lid, additionally perform welding at the junction of the flange of the lid of the reactor vessel — the flange of the reactor vessel, connect the nozzles of the reactor vessel with a cover, with an active zone, with internals, to the bench primary circuit of a nuclear power plant, conduct bench tests during which they fill the case reactor with a lead-bismuth eutectic melt, remove the coolant from the reactor vessel to the height of the nozzles of the reactor vessel, solidify the coolant by cooling to ambient temperature medium without heat supply, disconnect the reactor vessel with a cover, with the active zone in the cured coolant, from the bench primary circuit of the nuclear power plant, place the reactor vessel with the active zone in the cured coolant in a transport concrete container, transport the container with the reactor vessel with the active zone in cured coolant to a floating nuclear power plant with a capacity of 280 MW (t) moored to the pier, unload the transport container with the reactor vessel with the core in the rejected After transferring the heat carrier to the docking platform of a pier with a moored floating nuclear heat and power plant, the reactor vessel with the active zone in the cured coolant is moved from the transport container to the nuclear power plant of the floating atomic heat and power plant, and the reactor casing nozzles with a cover with the active zone in the solidified heat transfer circuit are connected to the first nuclear power plant of a floating nuclear power plant, transporting a floating nuclear power plant central station with a case reactor connected to the nuclear power plant with an active zone in the cured coolant to the place of operation, connect the floating atomic heat and power center to the heat and power networks at the place of operation, fill the first circuit of the nuclear power plant with lead-bismuth eutectic melt, heating the cured coolant to operating temperature in the reactor vessel, the nuclear thermal power plant is commissioned, the nuclear thermal power plant is operated with a nuclear power plant with a reactor with a casing, one-piece connected to the cover.

Пример 2. То же, что и в примере 1, но корпусный реактор с неразъемно соединенным корпусом реактора и крышкой корпуса реактора, с активной зоной в отвержденном теплоносителе, транспортируют в транспортном бетонном контейнере на судне для транспортировки ядерного топлива на место эксплуатации на наземную атомную электростанцию, подсоединяют патрубки корпуса реактора с крышкой, с активной зоной в отвержденном теплоносителе, к трубопроводам первого контура ядерной энергетической установки атомной электростанции, подсоединяют атомную электростанцию к электросети в месте эксплуатации, заполняют первый контур ядерной энергетической установки расплавом эвтектики свинец-висмут, разогревая до эксплуатационной температуры отвержденный теплоноситель в корпусе реактора, вводят в эксплуатацию атомную электростанцию, проводят эксплуатацию наземной атомной электростанции с ядерной энергетической установкой с реактором с корпусом, неразъемно соединенным с крышкой. Example 2. The same as in example 1, but a vessel reactor with a one-piece reactor vessel and a reactor vessel cover, with an active zone in the cured coolant, is transported in a transport concrete container on a vessel for transporting nuclear fuel to a place of operation to a ground nuclear power station connect the nozzles of the reactor vessel with a cover, with an active zone in the cured coolant, to the pipelines of the primary circuit of the nuclear power plant of the nuclear power plant, connect the atomic ele the power station to the power grid at the place of operation, fill the first circuit of the nuclear power plant with lead-bismuth eutectic melt, heating the cured coolant in the reactor vessel to operating temperature, commission the nuclear power station, and operate the ground-based nuclear power station with a nuclear power plant with a reactor with the shell, one-piece connected to the cover.

Пример 3. То же что и в примере 1, но соединение корпуса реактора с крышкой корпуса реактора осуществляют с применением болтов с головками, размещенными в гнездах, выполненных в крышке корпуса реактора, сварку по стыку фланец крышки корпуса реактора - фланец корпуса реактора проводят на глубину в четверть толщины фланца корпуса реактора и выполняют заливку шовным металлом гнезд, в которых расположены головки болтов, обеспечивая тем самым неразъемность (неразборность) корпуса реактора с крышкой корпуса реактора, корпус реактора с активной зоной транспортируют в металлобетонном контейнере на судне для транспортировки ядерного топлива на наземную ядерную энергетическую установку для обессоливания морской воды мощностью 360 МВт(т), извлекают корпус реактора с активной зоной из металлобетонного контейнера, подсоединяют патрубки корпуса реактора с крышкой, с активной зоной, к трубопроводам первого контура ядерной энергетической установки для обессоливания морской воды, вводят в эксплуатацию наземную ядерную энергетическую установку для обессоливания морской воды с корпусом, проводят эксплуатацию наземной ядерной энергетической установки для обессоливания морской воды с ядерной энергетической установкой с реактором с корпусом, неразъемно соединенным с крышкой, в течение 24 календарных лет при нагрузке 80% от полной нагрузки. Example 3. The same as in example 1, but the connection of the reactor vessel with the cover of the reactor vessel is carried out using bolts with heads located in the sockets made in the cover of the reactor vessel, welding at the junction of the reactor vessel cover flange - the reactor vessel flange in a quarter of the thickness of the flange of the reactor vessel and fill with suture metal the nests in which the bolt heads are located, thereby ensuring the integrality (inseparability) of the reactor vessel with the cover of the reactor vessel, the reactor vessel with active it is transported in a metal-concrete container on a vessel for transporting nuclear fuel to a ground-based nuclear power plant for the desalination of sea water with a capacity of 360 MW (t), the reactor vessel with the core is removed from the metal concrete container, the nozzles of the reactor vessel with a cover, with the core, are connected to pipelines the primary circuit of a nuclear power plant for desalination of sea water, a ground-based nuclear power plant for desalination of sea water from the hull is commissioned m, they conduct the operation of a ground-based nuclear power plant for the desalination of sea water with a nuclear power plant with a reactor with a body inseparably connected to the lid, for 24 calendar years at a load of 80% of full load.

Изобретение применимо в ядерной энергетике к ядерным корпусным реакторам на основных этапах их жизненного цикла, включая транспортировку корпусного ядерного реактора с крышкой, с активной зоной, с внутрикорпусными устройствами в составе ядерных энергетических установок или отдельно от них, ввод в эксплуатацию и эксплуатацию ядерного реактора в ядерной энергетической установке, с обеспечением нераспространения делящихся материалов при расширении числа стран, использующих ядерную энергетику, в развивающихся странах, в особенности. The invention is applicable in nuclear power to nuclear reactor facilities at the main stages of their life cycle, including the transportation of a nuclear reactor with a cover, with an active zone, with internal shells as part of nuclear power plants or separately from them, commissioning and operation of a nuclear reactor in a nuclear energy installation, ensuring non-proliferation of fissile materials while expanding the number of countries using nuclear energy in developing countries, in particular.

Claims

1. The method of handling a nuclear reactor with an active zone of a nuclear power plant, comprising placing an active zone inside the reactor vessel, connecting the reactor vessel to the reactor vessel cover, characterized in that the connection between the reactor vessel and the reactor vessel cover is integral, and the reactor with the vessel, with a cover, with an active zone, transported to the place of operation, and / or put into operation, and / or operated in a nuclear power plant.

2. The method according to p. 1, characterized in that in the place of operation of the reactor vessel is connected to the first circuit of a nuclear power plant.