СПОСОБ ЛОКАЛИЗАЦИИ АВАРИЙНЫХ РАЗРУШЕНИЙ АКТИВНОЙ ЗОНЫ КАНАЛЬНЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
THE METHOD OF LOCALIZATION OF THE ACTIVE ZONES OF CHANNEL-TYPE NUCLEAR REACTORS

Изобретение касается мер, которые могут быть приняты для устранения чрезвычайно опасных последствий аварий при эксплуатации ядерных энергетических реакторов канального типа (РБМК - 1000, РБМК - 1500 и зарубежных аналогов). Оно может быть использовано при любых разрушениях, высоких температурах и высоких уровнях радиоактивности тепловыделяющих сборок (ТВС), тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), каналов, графитового замедлителя и регулирующих устройств активной зоны, а также для остановки и консервации отработавших свой ресурс реакторных блоков.
Известные действия, которые предпринимались для устранения последствий аварии на четвертом блоке-реакторе РБМК - 1000 Чернобыльской АЭС, в частности для локализации разрушений активной зоны, были неподготовлены, несвоевременны, растянуты на длительный период, малоэффективны и расточительны. Более того, среди этих действий были такие, которые усугубляли обстановку. Так, сбрасывание свинца, доломита и песка на полуразрушенный реактор («пломбирование») вело к еще большему разрушению ТВС и ТВЭЛ, т.е. к дополнительному загрязнению окружающей среды плутонием и радионуклидами деления. Кроме того, доломит и песок ухудшали условия теплоотвода, чем способствовали росту температуры в покрываемой ими активной зоне. Никакие из этих действий не могут служить прототипом предлагаемого способа.
Настоящее изобретение направлено на быструю и надежную локализацию процессов, развивающихся при аварии и ставших неуправляемыми из-за разгерметизации ТВС, деформации каналов и средств управления.
Задача предлагаемого способа - резкое ограничение рассеяния оксидного топлива, содержащего уран, плутоний, радионуклиды деления и радиоизотопы вторичного происхождения, прекращение реакций деления ядер урана и плутония, тушение графита, стабилизация температуры, обеспечение длительной консервации блока, исключающей загрязнение окружающей среды твердыми веществами и их аэрозолями.
Указанная цель достигается тем, что в поврежденную активную зону реактора вводят гранулы сплавленной солевой смеси, обладающей температурой плавления 400-700°С, смачивающей оксиды урана, другие компоненты облученного ядерного топлива, графит, цирконий и нержавеющие стали, а также большим поперечником захвата нейтронов ядрами одного или нескольких компонентов солевой смеси.
В качестве солевой смеси предлагается использовать систему:
2
4
7
3
4
2
84 мас.% NaBO - 16 мас.% Са(РO) в виде гранул диаметром 0,5-2,0 мм.
10
11
а
Свойства этой системы достаточно изучены; она отвечает предъявляемым требованиям: имеет температуру плавления 475°С, хорошо смачивает диоксид урана, графит, цирконий, нержавеющие стали, обладает низким давлением паров над расплавом в широком интервале температур. В ее составе бор, интенсивно поглощающий нейтроны. Естественная смесь В с В имеет высокий поперечник захвата тепловых нейтронов σ=755 барн.
Вводимое с солевой смесью количество бора более чем достаточно для эффективного прекращения реакций деления. Образующийся при плавлении солевой смеси тонкий слой на твердых поверхностях предотвращает распыление оксидов и прекращает горение графита. Толщина солевого слоя уменьшается с повышением температуры. Это обеспечивает саморегулирование интенсивности теплопередачи при колебаниях температуры и устраняет необходимость искусственого охлаждения аварийной зоны на весь период остывания блока.
Незамедлительное создание на АЭС с канальными реакторами запасов солевых гранул предлагаемого состава и устройств для их вдувания, например струей азота в очаг аварии, даст возможность надежно локализовать возможные разрушения и резко снизить затраты на дезактивацию прилегающих к АЭС территорий.