СПОСОБ ДЕЗАКТИВАЦИИ КОНСТРУКЦИЙ АТОМНЫХ РЕАКТОРОВ Российский патент 1996 года по МПК G21F9/24 

Изобретение относится к физико-технологическим процессам дезактивации корпусов и основных агрегатов атомных реакторов для их реабилитации к использованию в основных или вторичных процессах.

Известен способ дезактивации корпусов, который включает удаление реактора из отсека плавсредства, размещение его в защитную оболочку и захоронение в грунтовом могильнике [1]
Недостатками этого способа являются высокие потери материала, нерешение проблемы дезактивации, отрицательное воздействие на экологию среды обитания.

Наиболее близким по сущности является способ, включающий обработку материала корпуса, снятие слоя материала, имеющего повышенную активность, упаковку отходов, контейнеризацию и захоронение [2]
Этот способ также имеет недостатки, а именно: в нем используется песко-дробеструйный метод, вызывающий значительное загрязнение и запыление рабочей площадки. Способ предполагает высокие энергетические затраты и при низкой эффективности дезактивации, что не позволяет использовать реакторы для дальнейшего их применение.

Техническим результатом способа является повышение эффективности дезактивации и возможность использования реактора после дезактивации.

Технический результат обеспечивается тем, что в способе дезактивации конструкций атомных реакторов, включающем снятие слоя материала со стенки конструкции, имеющего повышенную активность, упаковку отходов и захоронение, конструкцию размещают в аэрогерметизированной камере, соединенной с вакуум-установкой, объем внутренней полости конструкции выбирают введением в нее упруго-податливой емкости или конструкцию помещают в полость упруго-податливой емкости, у стенки конструкции с зазором располагают объемный электрод, полость между стенками конструкции и упруго-податливой емкостью заполняют рабочей средой, представляющей собой раствор смеси кислот, после этого через рабочую среду пропускают электрический ток, а в зазоре между стенками конструкции упруго-податливой емкости осуществляют гидродинамическую циркуляцию рабочей среды и по мере накопления в рабочей среде радиоактивных веществ часть потока отводят на разделение, обогащение и утилизацию, пополняя объем рабочей среды введением нового раствора смеси кислот, по концентрации отходов в среде судят о завершении дезактивации.

Технология дезактивации конструкций и корпусов атомных реакторов раскрывается описанием устройства для его осуществления (см. чертеж).

Корпус реактора 1, подлежащего дезактивации, имеющий наведенную и остаточную активность (при демонтированных твэлах) оснащают на рабочей площадке оборудованием и приборами для такой технологии: пульт программного управления 2 соединяют каналами командной и обратной связи с силовой электроустановкой 3, имеющей в своем составе выпрямитель; с узлом 4 приготовления жидких рабочих агентов для процесса, и блоком 5 вытяжной вентиляции, предназначенной для отвода на фильтры и в утилизацию радиоактивных аэрозолей. Устройство включает также блок датчиков 6 контроля фоновых излучений по нормам ПДК, экологическим характеристикам; этот блок соединен с пультом 2 и рабочими камерами процесса дезактивации корпуса реактора 1. Установка 7 предназначена для подачи рабочего агента из узла 4 в рабочую камеру, и соединена каналами связи с пультом 2. Устройство содержит кроме того, узел 3 подачи возвратного агента и узел 9 подачи нейтрального газа в рабочую камеру. Узел 8 соединен с резервной камерой 10 возвратного и дополнительного рабочего агента и камерой 11 сбора низкоконцентрированного агента.

Для накопления концентрата, утилизации и захоронения служат контейнеры 12 средней концентрации и 13 высокой. На рабочей площадке размещен также блок 14 в виде ресивера (или баллона) для наддува камер во время их освобождения от рабочего или возвратного агентов.

Такое принципиальное и взаимосвязанное выполнение агрегатов единого устройства придает технологии прогрессивное направление развития и использования и определяет высокую надежность, безопасность и эффективность в сокращении затрат, времени, рабочих агентов на процесс дезактивации корпуса реактора в рабочей камере 15, где вокруг корпуса 1 коаксиально расположен объемный сетчатый электрод 16, соединенный с блоком питания 3, от которого второй полюс подключен к реактору 1.

Способ дезактивации корпуса 1 реактора, с помощью описанного устройства осуществляют следующим образом. Вокруг реактора 1 монтируют рабочую камеру 15 с оснащением: датчик контроля, объемный электрод 16, герметизируют объем и соединяют полость объема с вакуум-установкой 5, а также с узлами 7 и 10 подачи рабочего и возвратного агентов; с контейнерами 11, 12 и 13 приема раствора различной концентрации. После отладки и проверки надежности работы каждого узла подают команду с пульта 2 на заполнение рабочей камеры 15 раствором смеси кислот (рабочими агентами) из узла 4 через нагнетатель 7, одновременно откачивают воздух из камеры. После заполнения объема раствором (10% серная кислота + 8% фтористая; или 12% азотная + 9% НF) подают ток: "+" на корпус реактора 1 и "-" на объемный электрод 16. Плотность тока и композицию рабочего агента регулируют в зависимости от задания производительности (времени обработки), выбирая ток около 70 мА/см² при напряжении 36 В. В зависимости от глубины радиоактивного заражения материала корпуса время дезактивации определяют по показаниям датчиков контроля 6 и указанием программированного пульта управления 2.

Так, при дезактивации на 3 мм толщины материала (при общей толщине более 200 мм) время дезактивации корпуса составляет около 72 часов при снятии РАО объемом 0,3 м³ и весом 2,3 т, что составляет по контейнерам концентрированного РАО около 5 м³, т.е. незначительный объем, подлежащий захоронению в могильнике.

Технологический процесс применим как для отдельных объемных корпусов, так и для отдельных зараженных конструкций РАО атомного отсека; в каждом случае принципиальная схема сохраняется, а объем рабочей камеры 15, емкости узлов 4, 7, 10 и количество контейнеров 12, 13 подбирают от потребности конкретного дезактивируемого объекта. Принятый в данной технологии метод электрохимического ионообменного процесса позволяет существенно улучшить процесс дезактивации, повысить его экономические и экологические характеристики. Так, изонорма обрабатываемого реактора снаружи его рабочих поверхностей не превышает ПДК, в то время, как все существующие способы практически не решают эту важную проблему и число отработанных по моторесурсу реакторов, а с ними и плавсредств, катастрофически увеличивается, создавая экологическую угрозу среде обитания человека.

Использование: способ предназначен для использования в атомной энергетике. Сущность заключается в том, что способ реализуется с использованием оборудования, размещенного на рабочей площадке реактора. Камера дезактивации реактора выполнена в виде герметизированной емкости, в которой размещен реактор, его корпус без твэлов. Камеру заполняют рабочим агентом в виде раствора и композиции кислотных сред, а на корпус реактора и объемный электрод камеры подают электрический ток. 1 ил.

Способ дезактивации конструкций атомных реакторов, включающий снятие слоя материала со стенки конструкции, имеющего повышенную активность, упаковку радиоактивных отходов и захоронение, отличающийся тем, что конструкцию размещают в аэрогерметизированной камере, соединенной с вакуум-установкой, объем внутренней полости конструкции выбирают введением в нее упругоподатливой емкости или конструкцию помещают в полость упругоподатливой емкости, у стенки конструкции с зазором располагают объемный электрод, полость между стенками конструкции и упругоподатливой емкостью заполняют рабочей средой, представляющей собой раствор смеси кислот, после этого через рабочую среду пропускают электрический ток, а в зазоре между стенками конструкции и упругоподатливой емкости осуществляют гидродинамическую циркуляцию рабочей среды и по мере накопления в рабочей среде радиоактивных веществ часть потока отводят на разделение, обогащение и утилизацию, пополняя объем рабочей среды введением нового раствора смеси кислот, причем процесс накопления ведут до получения в отводимой среде заданных норм предельно допустимых концентраций радиоактивных отходов, по которым судят о процессе завершения дезактивации конструкции.