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.
название | год | авторы | номер документа |
---|---|---|---|
СПОСОБ ХРАНЕНИЯ ОБЛУЧЕННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА (ВАРИАНТЫ) | 2002 |
|
RU2222841C1 |
СПОСОБ ХРАНЕНИЯ И ЗАХОРОНЕНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ (ВАРИАНТЫ) | 2002 |
|
RU2222840C1 |
СПОСОБ ВЫВОДА ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ УРАН-ГРАФИТОВОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2015 |
|
RU2580819C1 |
ЗАЩИТНОЕ СООРУЖЕНИЕ ДЛЯ РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ, СПОСОБ И МАТЕРИАЛ ДЛЯ ЕГО ИЗГОТОВЛЕНИЯ | 1998 |
|
RU2133990C1 |
СПОСОБ ПРОДЛЕНИЯ РЕСУРСА ГРАФИТОВОГО ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА | 2012 |
|
RU2501105C1 |
СПОСОБ ВОССТАНОВЛЕНИЯ РАБОТОСПОСОБНОСТИ ТОПЛИВНОЙ ЯЧЕЙКИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2005 |
|
RU2302671C1 |
Ядерный реактор | 2018 |
|
RU2687054C1 |
ПЕРЕГРУЗОЧНОЕ УСТРОЙСТВО С ПЕРЕХОДНЫМ БЛОКОМ ДЛЯ УСТАНОВКИ И ИЗВЛЕЧЕНИЯ ИЗ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА ЭЛЕМЕНТОВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ | 2014 |
|
RU2569336C1 |
ТРАНСПОРТНЫЙ УПАКОВОЧНЫЙ КОМПЛЕКТ ДЛЯ ОТРАБОТАВШИХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ | 2011 |
|
RU2463677C1 |
ТРАНСПОРТНЫЙ УПАКОВОЧНЫЙ КОМПЛЕКТ ДЛЯ ОТРАБОТАВШИХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ | 2011 |
|
RU2459295C1 |
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, 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.
Устройство для охлаждения водою паров жидкостей, кипящих выше воды, в применении к разделению смесей жидкостей при перегонке с дефлегматором | 1915 |
|
SU59A1 |
СПОСОБ РАЗБОРКИ ЗАВАЛА РАДИОАКТИВНЫХ МАСС, НАХОДЯЩИХСЯ В УКРЫТИИ | 1992 |
|
RU2056654C1 |
DE 3417145 A1, 29.11.1984. |
Авторы
Даты
2005-08-20—Публикация
2003-10-24—Подача