Контейнер для отработавшего корпусного ядерного реактора
CONTAINER FOR A SPENT REACTOR PRESSURE VESSEL

Изобретение относится к области атомной энергетики и атомной промышленности и касается устройств для упаковки, транспортировки и хранения отработавших корпусных ядерных реакторов, преимущественно для снятых с эксплуатации атомных подводных лодок и атомных ледоколов.
Известен защитный контейнер для отработавшего ядерного реактора, включающий цилиндрическую железобетонную оболочку, выполненную в виде стакана с бетонной крышкой (см. Proc. ASME/JSME International Conference on Nuclear Conference ICONE-4, New York, N.Y., 1996, v.5, p. 95-100).
Основными недостатками указанного контейнера являются его большой вес и габариты, обусловленные необходимостью использовать значительные объемы бетона для обеспечения снижения уровня радиационного излучения корпуса реактора до приемлемых значений, а также - вероятность нарушения целостности оболочки из-за опасности крошения бетона при транспортировке контейнера с реактором, что существенно понижает вероятность использования данного решения для транспортирования и монтажа контейнера на месте хранения.
Наиболее близким к предложенному является контейнер для отработавшего корпусного ядерного реактора, включающий оболочку, выполненную в виде стакана для установки опорного элемента реактора, расположенного выше уровня активной зоны, причем между стаканом и реактором помещен защитный слой из поглощающего ионизирующее излучение материала (см. патент RU 2141138С1, кл. G 21 F 5/00, опублик. 10.11.1999).
Основным недостатком этого контейнера является то, что между корпусом реактора и стаканом для его размещения существует зазор, в котором отсутствует поглощающий излучение материал, что приводит к увеличению массо-габаритных характеристик контейнера. Другим недостатком данного контейнера является также сложность размещения защитного слоя из поглощающего радиационное излучение материала на поверхности оболочки. Также недостатком указанного контейнера является то обстоятельство, что часть реактора, в частности крышка, при размещении реактора в контейнере, оказывается расположенной вне контейнера, - это ухудшает радиационную, экологическую безопасность и сроки хранения корпуса реактора вследствие того, что эта часть реактора подвергается воздействию окружающей среды.
Задачей настоящего изобретения является уменьшение массо-габаритных характеристик контейнера и повышение безопасности транспортировки и хранения контейнера с отработавшим корпусом ядерного реактора.
Техническим результатом, который достигается при использовании настоящего изобретения, является полное заполнение пространства между ректором и контейнером, материалом, защищающим от радиационного излучения.
Указанный технический результат достигается тем, что контейнер для отработавшего корпусного ядерного реактора, включающий оболочку, выполненную в виде стакана для установки опорного элемента реактора, расположенного выше уровня активной зоны, причем между стаканом и реактором помещен защитный слой из поглощающего радиационное излучение материала, дополнительно снабжен крышкой, которая установлена на опорный элемент реактора, при этом поглощающий радиационное излучение материал изготовлен в форме гранул, полностью заполняющих пространство между стаканом и частью реактора, расположенной под опорным элементом.
Также пространство между крышкой контейнера и реактором над опорным элементом может быть полностью заполнено поглощающим радиационное излучение материалом, изготовленным в форме гранул.
Кроме того, стакан и крышка могут быть выполнены металлическими и закреплены на опорном элементе с помощью герметичного соединения.
Также защитный гранулированный материал может быть выполнен в виде песка или карбида бора или металлической дроби или смеси песка, карбида бора, металлической дроби.
Сущность изобретения поясняется на фиг. 1, на которой указаны контейнер, включающий оболочку, выполненную в виде стакана 1, на верхнем торце которого установлен опорный элемент реактора, выполненный, например, в виде опорного кольца 2. Сверху на опорное кольцо 2 установлена крышка 3. Пространство между стенками стакана 1 и частью реактора, расположенной под опорным кольцом 2, заполнено гранулами поглощающего ионизирующее излучение материала 4. Гранулами поглощающего ионизирующее излучение материала 4 может быть также заполнено пространство между крышкой и частью реактора, расположенной над опорным кольцом 2.
Изобретение осуществляют следующим образом. Реактор устанавливают в стакан 1, например, металлический, при этом опорное кольцо 2 корпуса реактора опирается на торец стакана 1. Через отверстия в верхней части стенки стакана 1 (на фиг. 1 не показаны) в пространство между внутренней поверхностью стакана 1 и реактором засыпают гранулы поглощающего радиационное излучение материала 4, выполненного, например, в виде песка или карбида бора или металлической дроби или смеси песка, карбида бора, металлической дроби. Выполнение защитного материала в виде гранул позволяет полностью заполнить пространство между корпусом реактора и стаканом 2 и, тем самым, значительно снизить воздействие радиационного излучения отработавшего реактора на окружающую среду и, одновременно с этим, - уменьшить массо-габаритные характеристики контейнера. Затем вваривают заглушки в отверстия стенки стакана 1 (на фиг. 1 не показаны) и герметизируют соединение опорного кольца 2 с торцем стакана 1. После этого на опорное кольцо 2 также герметично устанавливают крышку 3, например, металлическую. Изготовление стакана 2 и крышки 3 из металла позволяет не только отказаться от недостаточно стойкого бетона, но и позволяет использовать для создания герметичного соединения опорного кольца 2 со стаканом 1 и крышкой 3 реактора хорошо отработанную сварку. Далее через отверстия в крышке 3 (на фиг. 1 не показаны) могут засыпать гранулы сыпучего поглощающего радиационное излучение материала 4, а затем устанавливают в отверстия крышки 3 заглушки и заваривают их там, что дополнительно повышает защищенность от радиационного излучения отработавшего корпуса реактора.
Таким образом, использование настоящего изобретения позволяет уменьшить массо-габаритные характеристики контейнера и повысить безопасность транспортировки и хранения контейнера с отработавшим корпусом ядерного реактора.