способ удаления облученного материала с плиты ядерного реактора

Классы МПК:G21F9/00 Обработка материалов с радиоактивным заражением; устройства для устранения радиоактивного заражения таких материалов
G21C19/00 Устройства для обработки, манипулирования или облегчения манипулирования топливными или другими материалами внутри реактора, например внутри его резервуара высокого давления
Автор(ы):, , , , , , ,
Патентообладатель(и):Федеральное государственное унитарное предприятие "Сибирский химический комбинат" Министерства Российской Федерации по атомной энергии (RU)
Приоритеты:
подача заявки:
2003-10-24
публикация патента:

Изобретение относится к атомной технике. Сущность изобретения: способ удаления облученного материала с плиты ядерного реактора включает его экранирование защитным материалом с последующим их удалением. Экранирование производят гранулированным материалом. Удаление облученного и гранулированного материала осуществляют с помощью устанавливаемой в трубе технологического канала вспомогательной трубы с решеткой, удерживающей облученный материал и проницаемой для гранулированного материала. Преимущества изобретения заключаются в сокращении времени простоя реактора и/или технологического оборудования. 1 ил. способ удаления облученного материала с плиты ядерного реактора, патент № 2258966

способ удаления облученного материала с плиты ядерного реактора, патент № 2258966

Формула изобретения

Способ удаления облученного материала с плиты ядерного реактора, включающий его экранирование защитным материалом с последующим их удалением, отличающийся тем, что экранирование производят гранулированным материалом, а удаление облученного и гранулированного материалов осуществляют с помощью устанавливаемой в трубе технологического канала вспомогательной трубы с решеткой, удерживающей облученный материал и проницаемой для гранулированного материала.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано для локализации и ликвидации последствий аварийных инцидентов, вызванных отказами или нарушениями при перегрузке и транспортировке облученного ядерного топлива или других облученных материалов, например с наведенной радиоактивностью.

Известно изобретение (патент США №3085060, кл. 204-193, 1963 г.), используемое при работе реактора на мощности и обеспечивающее перемещение твэлов при вскипании теплоносителя. Недостатком устройства является то, что при отказах или нарушениях, например в процессе перегрузки топлива, возможно несанкционированное перемещение облученного ядерного топлива за пределы активной зоны на верхнюю плиту биологической защиты ядерного реактора, что приводит к радиационному инциденту, переоблучению эксплуатационного персонала и к увеличению длительности простоя реактора.

Известен также способ удаления облученного материала с плиты ядерного реактора (JAPAN, заявка Японии №59-41160, публикация 31.03.80), взятый за прототип, включающий экранирование облученного материала защитным материалом с последующим их удалением. Для удаления облученного материала - защитного экрана ядерного реактора, расположенного на плите, внутрь экрана опускают специальную стойку и осуществляют заливку экрана изнутри бетоном с целью снижения уровня радиоактивного излучения в окружающем пространстве. Затем снаружи экрана удаляют часть окружающего экран материала. Затем удаляют непосредственно экран, снаружи окруженный остатками защитного слоя материала, а изнутри залитого кольцевым слоем бетона. В случае высокой радиоактивности экрана количество бетона и окружающего экран материала может оказаться таким большим, что экран будет нетранспортабелен. Кроме того, такая технология удаления является трудоемкой, так как вводится дополнительная операция по заливке бетона и весьма длительной, исключающей дальнейшую эксплуатацию реактора.

Задачей изобретения является удаление облученного материала для уменьшения дозовых нагрузок на персонал, сокращение времени простоя реактора и/или технологического оборудования.

Поставленная задача решается тем, что в способе удаления облученного материала материала с плиты ядерного реактора, включающем его экранирование защитным материалом с последующим их удалением экранирование производят гранулированным материалом, а удаление облученного и гранулированного материалов осуществляют с помощью устанавливаемой в трубе технологического канала вспомогательной трубы с решеткой, удерживающей облученный материал и проницаемой для гранулированного материала.

Сущность изобретения поясняется на чертеже. На верхней плите 1 биологической защиты 2 ядерного реактора 3 расположен облученный материал 4, который может быть не только цельной конструкцией, но и в виде отдельных фрагментов, например, может представлять собой облученное ядерное топливо или элементы конструкции активной зоны реактора с наведенной радиоактивностью, попавшие на плиту 1 в результате ошибочных действий персонала, и/или отказов оборудования. Для снижения уровня радиоактивности облученный материал 4 закрыт материалом 5, например чугунной, стальной или свинцовой дробью.

Для извлечения облученного материала 4 внутрь трубы 6 помещают составную защитную трубу, состоящую из верхней трубы 7а, уплотненной с трубой 6 в верхней части. Труба 7а соединена с трубой 7в, внутри разделенные перемычкой в виде решетки или горизонтально расположенного стержня 7с. Затем обрезают трубу 6 на отметке ниже расположения фрагментов облученного материла 4, но выше торца верхней части трубы 7а и извлекают отрезок трубы 6. С помощью замеров определяют место расположения фрагментов и удаляют сначала защитный материал 5 вокруг крайнего фрагмента облученного материала 4, высвобождая тем самым этот фрагмент. Затем фрагмент сбрасывают в защитную трубу 7а. При этом сыпучий материал 5 просыпается по трубам 7а, 7в мимо перемычки 7с в емкость 8. Затем специальным инструментом фрагмент извлекают из трубы 7а и дистанционно передают на хранение.

Стратегию извлечения фрагментов облученного материала осуществляют исходя из принципов минимизации дозовых нагрузок на персонал, минимизации сроков удаления фрагментов облученного материала и исходя из цели - удаление всех фрагментов. Суть стратегии заключается в том, что сначала извлекают фрагмент, расположенный с краю засыпки, а затем последовательно, с учетом удаления части засыпки 5 из освободившегося пространства в районе уже извлеченного фрагмента, удаляют последующий фрагмент облученного материала.

Класс G21F9/00 Обработка материалов с радиоактивным заражением; устройства для устранения радиоактивного заражения таких материалов

состав для отверждения жидких радиоактивных отходов -  патент 2529496 (27.09.2014)
способ подготовки карбидного оят к экстракционной переработке (варианты) -  патент 2529185 (27.09.2014)
способ переработки маслосодержащих жидких радиоактивных отходов -  патент 2528433 (20.09.2014)
нейтронно-активационный способ контроля выгорания отвс реакторов на тепловых нейтронах и устройство для его реализации -  патент 2527489 (10.09.2014)
композиция для долговременного хранения трансурановых элементов -  патент 2524930 (10.08.2014)
способ извлечения радионуклидов из водных растворов -  патент 2524497 (27.07.2014)
способ извлечения радионуклидов цезия из водных растворов -  патент 2523823 (27.07.2014)
алюмоборосиликатное стекло для изоляции радиоактивных жидких эфлюентов и способ обработки радиоактивных жидких эфлюентов -  патент 2523715 (20.07.2014)
устройство для очистки радиоактивной парогазовой смеси при аварийном выбросе водо-водяного ядерного реактора -  патент 2523436 (20.07.2014)
способ извлечения редкоземельных элементов из жидких сплавов с цинком -  патент 2522905 (20.07.2014)

Класс G21C19/00 Устройства для обработки, манипулирования или облегчения манипулирования топливными или другими материалами внутри реактора, например внутри его резервуара высокого давления

способ орошения бассейнов выдержки отработавшего ядерного топлива и устройства для его осуществления -  патент 2529515 (27.09.2014)
способ кристаллизационного выделения и очистки гексагидрата нитрата уранила и устройство для его осуществления -  патент 2528399 (20.09.2014)
устройство для подъема и перемещения дефектных отработавших тепловыделяющих сборок -  патент 2528398 (20.09.2014)
устройство для сбора просыпей таблеток отработавшего ядерного топлива -  патент 2525230 (10.08.2014)
способ упаковки дефектных отработавших твэлов ядерного реактора и устройство для его осуществления -  патент 2524685 (10.08.2014)
способ извлечения редкоземельных элементов из жидких сплавов с цинком -  патент 2522905 (20.07.2014)
способ бестокового получения урана (v) в расплавленных хлоридах щелочных металлов -  патент 2518426 (10.06.2014)
механизм установки и удержания крышки пенала хранения отработавшего ядерного топлива -  патент 2518158 (10.06.2014)
сервомотор со съемными блоками -  патент 2516876 (20.05.2014)
способ реэкстракции плутония из органического раствора трибутилфосфата -  патент 2514947 (10.05.2014)
Наверх