ДОЛЛЕЖАЛЬ Н.А. и др. Канальный ядерный энергетический реактор. - М.: Атомиздат, 1980, с.161-165. ЕЛАГИН Ю.П. Регулирование процессов снятия с эксплуатации АЭС. Атомная техника за рубежом, 2007, 1, с.3-12. JP 2004233227 А, 19.08.2004. JP 2003202392 А, 18.07.2003. US 5009836 А, 23.04.1991.
Имя заявителя:
Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" (RU)
Изобретатели:
Галузо Лев Борисович (RU) Комаров Евгений Алексеевич (RU) Кохомский Александр Георгиевич (RU) Цыганов Александр Александрович (RU) Чуканов Виктор Борисович (RU)
Патентообладатели:
Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" (RU)
Реферат
Изобретение относится к технологиям вывода из эксплуатации больших уран-графитовых реакторов и может быть использовано для обеспечения минимальных пределов радиационного воздействия остановленного реактора на окружающую среду, население и персонал. Способ хранения включает демонтаж доступного реакторного оборудования, бетонирование технологических отверстий шахты реактора, формирование над реактором и шахтой защитного перекрытия, усиление основания бетонной шахты реактора армированным бетоном, подкрепление нижней металлоконструкции стойками, установленными на основании бетонной шахты, размещение в графитовой кладке стальных труб, концы которых уплотняют в отверстиях нижней и верхней металлоконструкций, нанесение на верхнюю металлоконструкцию и на защитное перекрытие противопожарных покрытий, удаление из полости между боковыми металлоконструкциями и стенками шахты песчаной засыпки и установку дополнительных каналов. Дополнительные каналы устанавливают в полости между стенками шахты и боковыми металлоконструкциями и в полости между боковыми металлоконструкциями и графитовой кладкой. Технический результат - увеличение длительности безопасной выдержки (хранения) остановленного уран-графитового реактора до 50÷100 лет. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.