Способ локализации аварийных разрушений активной зоны канальных ядерных реакторов

Способ локализации аварийных разрушений активной зоны канальных ядерных реакторов

Реферат

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:

84 мас.% Na₂B₄O₇ - 16 мас.% Са₃(РO₄)₂ в виде гранул диаметром 0,5-2,0 мм.

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 В¹⁰ с В¹¹ имеет высокий поперечник захвата тепловых нейтронов σ_а=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.

Способ локализации аварийных разрушений активной зоны канальных ядерных реакторов, отличающийся тем, что в поврежденную активную зону реактора вводят сферические гранулы сплавленной солевой смеси 84 мас.% Na₂B₄O₇ - 16 мас.% Са₃(РO₄)₂ диаметром 0,5-2,0 мм.