СПОСОБ ДЕЗАКТИВАЦИИ КОНТУРА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Российский патент 1997 года по МПК G21F9/28 G21F9/30 

Описание патента на изобретение RU2077748C1

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к дезактивации и может быть использовано, в частности, при проведении дезактивации контура ядерного реактора канального типа совместно с активной зоной с выгруженным топливом.

Известны способы дезактивации контура ядерного реактора, заключающиеся в обработке контура дезактивирующими растворами на основе кислот.

Известен способ дезактивации внутренней поверхности контура ядерного реактора, включающий обработку контура дезактивирующим раствором на основе щавелевой кислоты [1]
Известен также, наиболее близкий к предлагаемому, способ дезактивации контура ядерного реактора, заключающийся в выгрузке топлива из технологического канала и обработке контура дезактивирующим раствором, содержащем щавелевую и азотную кислоту [2]
Общим недостатком известных способов является следующее. В процессе эксплуатации ядерного реактора в технологическом канале на внутренней поверхности центральной части, находящейся в активной зоне накапливаются радиоактивные продукты коррозии. В процессе дезактивации происходит вынос радиоактивных продуктов коррозии в контур ядерного реактора и их повторное осаждение на внутренней поверхности трубопроводов и оборудования контура, образуя участки с высокой радиоактивностью.Это приводит к увеличению доз облучения обслуживающего персонала при ремонте оборудования.

Задачей, на решение которой направлено изобретение, является улучшение радиационной обстановки при ремонтных работах за счет исключения выноса радиоактивных продуктов коррозии из технологического канала в контур ядерного реактора.

Для решения этой задачи в способе дезактивации контура ядерного реактора совместно с активной зоной, включающем выгрузку топлива из технологического канала и обработку контура дезактивирующим раствором, перед названной обработкой в технологический канал вводят и фиксируют в нем трубчатый защитный элемент.

Трубчатый защитный элемент, установленный в технологическом канале, препятствует выносу радиоактивных продуктов коррозии с внутренней поверхности технологического канала в контур ядерного реактора. Это позволит исключить повторное осаждение радиоактивных продуктов коррозии и загрязнение контура.

Кроме того, при ремонтных работах трубчатый защитный элемент в значительной степени снизит уровень "прострельного" излучения от технологического канала при сливе дезактивирующего раствора и воды из контура ядерного реактора, а также предотвратит осыпание радиоактивных отложений.

Таким образом, предлагаемый способ дезактивации контура ядерного реактора позволит улучшить радиационную обстановку и снизить коллективную дозу облучения персонала при ремонте оборудования контура.

На фиг.1 изображена схема установки защитного элемента в технологический канал.

На фиг.2 схема циркуляции дезактивирующего раствора при дезактивации контура ядерного реактора.

Предлагаемый способ заключается в следующем. Из технологического канала 1 ядерного реактора 2, например типа РБМК-1000, выгружают топливо и опускают в него полиэтиленовую трубу 3. После чего с помощью специальной штанги с нанесенной разметкой трубу 3 досылают до необходимой отметки и с усилием просаживают в нижнюю суженную часть 4 технологического канала 1.

Использование в качестве защитного элемента трубы из полиэтилена обусловлено следующим.

Труба из полиэтилена обладает достаточной жесткостью и в то же время пластична, что обеспечивает ее надежную и герметичную фиксацию при введении в нижнюю суженную часть технологического канала.

Полиэтилен обладает достаточной радиационной стойкостью и химически инертен.

Защитная труба из полиэтилена, установленная в технологическом канале, надежно предотвратит вынос радиоактивных продуктов коррозии в контур.

Длина трубы 3 выбирается исходя из того, что она должна перекрывать всю центральную часть 5 технологического канала 1, расположенную в пределах активной зоны. Наружный диаметр трубы 3 должен несколько превышать диаметр технологического канала 1 в нижней суженной части 4, обеспечивая посадку трубы 3 с натягом.

После установки защитной трубы 3 в технологический канал 1 проводят обработку контура одним из известных дезактивирующих растворов. При этом дезактивирующий раствор циркулирует по контуру: главные циркуляционные насосы 6 напорные 7 и групповыеколлекторы 8 нижние водяные коммуникации 9 - технологические каналы 1 пароводяные коммуникации 10 барабаны-сепараторы 11 опускные трубопроводы 12 всасывающие коллекторы 13 главные циркуляционные насосы 6.

После обработки дезактивирующий раствор сливают и проводят ремонт контура ядерного реактора. После проведения ремонта защитную трубу 3 извлекают из технологического канала 1. При массовой замене технологических каналов их извлекают вместе с защитными трубами.

Похожие патенты RU2077748C1

название год авторы номер документа
СПОСОБ ДЕЗАКТИВАЦИИ КОНТУРА МНОГОКРАТНОЙ ПРИНУДИТЕЛЬНОЙ ЦИРКУЛЯЦИИ ВОДОГРАФИТОВЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ 1996
  • Гусаров В.И.
  • Ряхин В.М.
  • Спирин А.Н.
  • Черкашев Ю.М.
  • Филимонцев Ю.Н.
  • Иванов В.Н.
  • Дегтярев В.Г.
  • Тяпков В.Ф.
  • Кушковой С.А.
  • Носков А.А.
  • Гоголев В.К.
RU2110860C1
СПОСОБ ОБНАРУЖЕНИЯ ДЕФЕКТНЫХ ИЗДЕЛИЙ 1991
  • Волков В.В.
  • Полянских С.А.
  • Денежкин В.И.
RU2037818C1
УСТРОЙСТВО ДЛЯ ДРЕНАЖА ДЕЗАКТИВИРУЮЩЕГО РАСТВОРА ИЗ ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО КАНАЛА УРАН-ГРАФИТОВЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ 1995
  • Гусаров В.И.
  • Филимонцев Ю.Н.
  • Ряхин В.М.
  • Иванов В.Н.
  • Дегтярев В.Г.
  • Лукин В.И.
  • Гоголев В.К.
RU2109357C1
СПОСОБ ЗАМЕНЫ ШАРИКОВЫХ РАСХОДОМЕРОВ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ НА КОНТУРЕ ЦИРКУЛЯЦИИ ВОДОГРАФИТОВЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ 1997
  • Гусаров В.И.
  • Ряхин В.М.
  • Иванов В.Н.
  • Спирин А.Н.
  • Филимонцев Ю.Н.
  • Дегтярев В.Г.
  • Черкашов Ю.М.
  • Тяпков В.Ф.
  • Гоголев В.К.
  • Забродин В.И.
  • Типоченков Е.Т.
RU2118003C1
СПОСОБ КОНТРОЛЯ ЦЕЛОСТНОСТИ КАНАЛОВ ВОДОГРАФИТОВОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 1999
  • Неелов С.М.
  • Ряхин В.М.
  • Марков С.С.
  • Прилепских Л.Б.
  • Дегтярев В.Г.
RU2166807C2
УСТРОЙСТВО ДЛЯ ОБРАБОТКИ ИЗДЕЛИЙ 1992
  • Крючков Р.А.
  • Воронцов В.Г.
RU2021092C1
СПОСОБ ДЕЗАКТИВАЦИИ ВНУТРЕННИХ ПОВЕРХНОСТЕЙ ОБОРУДОВАНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 1998
  • Лебедев В.И.
  • Прозоров В.В.
  • Гарусов Ю.В.
  • Шмаков Л.В.
  • Нестеренко А.П.
  • Тишков В.М.
  • Чватов В.Н.
  • Бусырев В.Л.
RU2126182C1
УСТАНОВКА ДЛЯ ЭЛЕКТРОХИМИЧЕСКОЙ ДЕЗАКТИВАЦИИ ОБОЙМЫ ВЕРХНЕГО ТРАКТА УРАН-ГРАФИТОВЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ 1996
  • Гусаров В.И.
  • Ряхин В.М.
  • Дегтярев В.Г.
  • Иванов В.Н.
  • Рябцев Г.В.
  • Слепоконь Ю.И.
  • Филимонцев Ю.Н.
  • Лукин В.И.
  • Гоголев В.К.
  • Типоченков Е.Т.
  • Николаенко А.П.
RU2096845C1
СПОСОБ ДЕЗАКТИВАЦИИ КАПСУЛ С ИСТОЧНИКАМИ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ 2001
  • Шевченко В.Г.
  • Заика В.И.
  • Михайлов А.И.
  • Тишков В.М.
  • Бусырев В.Л.
  • Козык М.П.
  • Дмитриев В.В.
RU2196363C2
СПОСОБ ЗАМЕНЫ ОБОЙМЫ ВЕРХНЕГО ТРАКТА НА УРАН-ГРАФИТОВЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРАХ 1995
  • Гусаров В.И.
  • Филимонцев Ю.Н.
  • Черкашов Ю.М.
  • Ряхин В.М.
  • Иванов Е.С.
  • Дегтярев В.Г.
  • Слепоконь Ю.И.
  • Букреев Н.А.
  • Петров А.А.
  • Иванов В.Н.
  • Гоголев В.К.
  • Кушковой С.А.
  • Вальков М.М.
  • Абрамов В.Я.
RU2078385C1

Иллюстрации к изобретению RU 2 077 748 C1

Реферат патента 1997 года СПОСОБ ДЕЗАКТИВАЦИИ КОНТУРА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Использование: изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано при проведении дезактивации контура ядерного реактора канального типа совместно с активной зоной. Сущность изобретения: для улучшения радиационной обстановки при ремонтных работах за счет исключения выноса радиационных продуктов коррозии из технологического канала в контур ядерного реактора. После извлечения топлива в технологический канал ядерного реактора вводят и фиксируют в нем трубчатый защитный элемент, с длиной не менее длины центральной части технологического канала, расположенной в пределах активной зоны и диаметром, соответствующим наименьшему диаметру технологического канала. Затем проводят обработку контура дезактивирующим раствором. 2 ил.

Формула изобретения RU 2 077 748 C1

1 Способ дезактивации контура ядерного реактора совместно с активной зоной, включающий выгрузку топлива из технологического канала и обработку контура дезактивирующим раствором, отличающийся тем, что перед названной обработкой в технологический канал вводят и фиксируют в нем трубчатый защитный элемент с длиной не менее длины центральной части технологического канала, расположенной в пределах активной зоны, и диаметром, соответствующим наименьшему диаметру технологического канала.

Документы, цитированные в отчете о поиске Патент 1997 года RU2077748C1

Печь для непрерывного получения сернистого натрия 1921
  • Настюков А.М.
  • Настюков К.И.
SU1A1
Способ дезактивации внутренних поверхностей контура ядерного реактора 1982
  • Нестеренко А.П.
  • Филиппов Е.М.
  • Сенин Е.В.
SU1120858A1
Выбрасывающий ячеистый аппарат для рядовых сеялок 1922
  • Лапинский(-Ая Б.
  • Лапинский(-Ая Ю.
SU21A1
Аппарат для очищения воды при помощи химических реактивов 1917
  • Гордон И.Д.
SU2A1
Печь для непрерывного получения сернистого натрия 1921
  • Настюков А.М.
  • Настюков К.И.
SU1A1
- Сосновый Бор, 1994.

RU 2 077 748 C1

Авторы

Волков В.В.

Маричевский И.М.

Даты

1997-04-20Публикация

1994-09-13Подача