×
20.11.2015
216.013.919f

Результат интеллектуальной деятельности: СПОСОБ ОЧИСТКИ ОПУСКНЫХ ТРУБОПРОВОДОВ БАРАБАН-СЕПАРАТОРОВ ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА

Вид РИД

Изобретение

Аннотация: Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к способам очистки внутренних поверхностей трубопроводов от радиоактивных загрязнений, например опускных трубопроводов барабан-сепараторов контура многократной принудительной циркуляции ядерного канального реактора, и может быть использовано при проведении ремонтных и регламентных работ на энергоблоках атомных электростанций. В способе очистки опускных трубопроводов барабан-сепараторов ядерного канального реактора путем промывки водой промывку опускных трубопроводов каждого барабан-сепаратора производят поочередно чистой, химически обессоленной водой, подаваемой с расходом 200…250 м/ч в течение 12…14 минут. Кроме того, разделяют общее время промывки на две стадии. Первую промывку проводить с расходом 240…250 м/ч в течение 7…8 минут, а вторую - с расходом 200…210 м/ч в течение 5…6 минут. Технический результат - сокращение продолжительности очистки в 4…5 раз, снижение объема используемой воды для очистки опускных трубопроводов всех барабан-сепараторов 8…10 раз. 1 з.п. ф-лы, 3 ил.

Заявляемое изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к способам очистки внутренних поверхностей трубопроводов от радиоактивных загрязнений, например, опускных трубопроводов барабан-сепараторов контура многократной принудительной циркуляции ядерного канального реактора, и может быть использовано при проведении ремонтных и регламентных работ на энергоблоках атомных электростанций.

Ионизирующее излучение оказывает влияние на безопасное выполнение ремонтных и регламентных работ, зависит от степени загрязненности теплоносителя и мощности дозы. Для решения проблемы доступа в зону проведения работ необходимо снижать мощность дозы излучения до уровня, обеспечивающего безопасность персонала. В общем случае снижение радиационного воздействия обеспечивают посредством реализации мероприятий, направленных на снижение активности теплоносителя и удаления с поверхности оборудования радиоактивного загрязнения. Снижение активности теплоносителя и мощности дозы ионизирующего излучения выполняют путем проведения кислотной промывки контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) с использованием химических реагентов. Однако при кислотной промывке химически активные растворы оказывают негативное воздействие на оборудование. Из уровня техники известны способы очистки КМПЦ ядерного канального реактора путем промывки. Один из них приведен в патенте РФ на изобретение №2245587. Для получения эффекта дезактивации КМПЦ по снижению негативного влияния реагентов на оборудование в определенной последовательности выполняют динамическое и химическое рыхление. Недостатками указанного способа является значительное время проведения этапов промывки (порядка 25 часов). В другом известном способе по патенту РФ на изобретение №2126182 время промывки составляет 35 часов, при этом наблюдаются высокие коррозионные потери углеродистой стали и цветных металлов. Дальнейшим усовершенствованием данного способа является решение, основанное на использовании химических реагентов при температуре 85…100°С в две стадии с общей продолжительностью 35 часов, изложенное в книге «Атомные станции», Санкт-Петербург, издание Политехнического университета, 2007, с. 169…198 и патенте РФ на изобретение №2126182. Недостатками способа являются также значительные коррозионные потери углеродистой стали и цветных металлов, химическая активация металла при обработке перекисью водорода, что приводит к депассивации (интенсивной коррозии) оборудования. Учитывая влияние кислотной промывки на возникновение дефектов оборудования, реагентную промывку на энергоблоках в настоящее время не проводят.

Ближайшим аналогом заявленного изобретения является процесс промывки КМПЦ, описанный в инструкции по эксплуатации КМПЦ и его вспомогательных систем инв. № Р-110ИЭ, ЛАЭС, г. Сосновый Бор от 20.06.2013, стр. 77-81. В соответствии с указанной инструкцией после останова реактора перед началом выполнения ремонтных работ производят промывку КМПЦ, включающего все четыре барабана-сепаратора с 48 опускными трубопроводами теплоносителя контура реактора.

Недостатками ближайшего аналога являются высокая продолжительность (40…50 часов) и низкая эффективность промывки из-за использования воды, загрязненной радиоактивными продуктами. Значительную часть КМПЦ составляют опускные трубопроводы барабан-сепараторов, имеющие протяженные горизонтальные участки, трудно поддающиеся очистке от радиоактивных загрязнений. Другим недостатком являются большие энергозатраты, связанные с продолжительной работой главных циркуляционных насосов (ГЦН), т.к. расход воды, прокачиваемой в период промывки, составляет 13…14 тыс. м3/ч.

Целью предлагаемого изобретения является повышение эффективности очистки опускных трубопроводов барабан-сепараторов КМПЦ путем снижения мощности дозы излучения, сокращения процесса промывки и расхода воды.

Сущность предлагаемого изобретения состоит в том, что в способе очистки опускных трубопроводов барабан-сепараторов ядерного канального реактора путем промывки водой предложено промывку опускных трубопроводов каждого барабан-сепаратора производить поочередно чистой, химически обессоленной водой, подаваемой с расходом 200…250 м3/ч в течение 12…14 минут. Кроме того, предложено разделить общее время промывки на две стадии. Первую промывку проводить с расходом 240…250 м3/ч в течение 7…8 минут, а вторую - с расходом 200…210 м3/ч в течение 5…6 минут.

В обоснование способа приводим следующее. По способу, изложенному в ближайшем аналоге, промывали весь КМПЦ, включающий четыре барабана-сепаратора (БС) с 48 опускными трубопроводами в течение длительного времени. При очистке предложенным способом промывают опускные трубопроводы (локальные участки КМПЦ) каждого БС в течение 12…14 минут, что позволяет снизить мощность дозы на опускных трубопроводах: со 100 до 20 мЗв/ч для ближнего по ходу подачи промывочной воды ОТ-1, со 100 до 50 мЗв/ч для дальнего по ходу подачи промывочной воды ОТ-12. Значительно меньший по сравнению с ближайшим аналогом расход промывочной воды (200-250 м3/ч) по предложенному способу позволяет использовать чистую, химически обессоленную воду (ХОВ). Оптимальность промывки достигается за счет поочередной промывки каждого БС в отдельности.

Графический материал, иллюстрирующий изобретение, представлен на фиг. 1, 2, 3, где на фиг. 1 изображена схема промывки (выделено жирным), которая состоит из источника ХОВ 1, задвижки 2, насоса 3, задвижки 4, питательного трубопровода 5, обратного клапана (ОК) 6, БС 7, коллектора питательной воды 8, двенадцати опускных трубопроводов (ОТ) 9 (показаны одной линией), промежуточной приемной емкости (коллектор) 10, задвижки 11, резервуара трапных вод (РТВ) 12. На фиг. 2 представлена таблица, отображающая дозы на ОТ 9 после каждой промывки. На фиг. 3 изображен график зависимости эффективности очистки от количества промывок.

Способ осуществляется следующим образом. Экспериментально определяют оптимальные параметры расхода и времени подачи ХОВ. Затем опорожняют участок, включающий ОТ 9 одного из БС и коллектор 10. Для очистки ОТ 9 используют химически обессоленную воду ХОВ, которую из емкости 1 (фиг. 1) подают на всасывающую часть насоса 3, при этом задвижки 2, 4 открывают, обратный клапан 6 другого БС 7, не участвующего в промывке, закрывают. Включают насос 3 и в течение 12…14 минут подают промывочную воду по питательному трубопроводу 5 в коллектор питательной воды 8 промываемого БС 7, а из коллектора питательной воды 8 в ОТ 9. При промывке продукты радиоактивного загрязнения смывают в коллектор 10 и далее при открытой задвижке 11 в РТВ 12. Промывку осуществляют в две стадии последовательно с расходом 240…250 м3/ч и 200…210 м3/ч. После проведения каждой промывки выполняют дозиметрический контроль ОТ 9 по всей протяженности. После завершения промывки ОТ 9 БС 7 выполняют промывку ОТ 9 следующего БС 7 и так до завершения промывки ОТ 9 всех БС 7.

Использование предложенного способа позволяет снизить мощность дозы на опускных трубопроводах БС в 2…3 раза, сократить продолжительность очистки в 4…5 раз. Заявленный способ в 8…10 раз снижает объем используемой воды для очистки опускных трубопроводов всех барабан-сепараторов, а также затраты на ее подачу и последующую очистку. Экономический эффект от использования данного изобретения составит порядка 10 млн. руб. в год.


СПОСОБ ОЧИСТКИ ОПУСКНЫХ ТРУБОПРОВОДОВ БАРАБАН-СЕПАРАТОРОВ ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА
СПОСОБ ОЧИСТКИ ОПУСКНЫХ ТРУБОПРОВОДОВ БАРАБАН-СЕПАРАТОРОВ ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА
СПОСОБ ОЧИСТКИ ОПУСКНЫХ ТРУБОПРОВОДОВ БАРАБАН-СЕПАРАТОРОВ ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА
Источник поступления информации: Роспатент

Showing 21-26 of 26 items.
26.08.2017
№217.015.d5cb

Способ перегрузки тепловыделяющей сборки и устройство для его осуществления

Изобретение относится к области обращения с ядерным топливом, в частности технологии загрузки и выгрузки тепловыделяющей сборки (ТВС) разгрузочно-загрузочной машиной (РЗМ). Способ перегрузки тепловыделяющей сборки включает выгрузку тепловыделяющей сборки из реакторной установки в пенал с...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002623102
Дата охранного документа: 22.06.2017
04.04.2019
№219.016.fd00

Способ очистки кубовых остатков жидких радиоактивных отходов от радиоактивного кобальта и цезия

Изобретение относится к области ядерной энергетики, касается, в частности, вопросов обращения с жидкими радиоактивными отходами (ЖРО). Способ очистки кубовых остатков жидких радиоактивных отходов от радиоактивного кобальта и цезия путем окисления кубового остатка и выделения активированных...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002467419
Дата охранного документа: 20.11.2012
10.04.2019
№219.017.06be

Способ оценки остаточного ресурса телескопических соединений трактов топливных ячеек ядерного канального реактора

Изобретение относится к технике эксплуатации ядерных канальных реакторов, касается, в частности, способов оценки остаточного ресурса телескопических соединений трактов и может быть использовано для контроля за состоянием телескопических соединений трактов в период проведения ремонта. Способ...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002422925
Дата охранного документа: 27.06.2011
27.04.2019
№219.017.3bc6

Гибридные белки и белковые конъюгаты на основе белка теплового шока-70 (бтш70) и способы их применения (варианты)

Изобретение относится к области биотехнологии, конкретно к получению гибридных белков на основе белка теплового шока-70 (БТШ70) и их конъюгатов с радиоактивными изотопами, и может быть использовано в медицине для лечения БТШ-зависимых расстройств или заболеваний, выбранных из повреждений мышц,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002685867
Дата охранного документа: 23.04.2019
18.05.2019
№219.017.5b8c

Захват для загрузки топливных сборок

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к механизмам перегрузки топливных сборок. Захват для загрузки топливных сборок содержит поворотную штангу с закрепленной на ней направляющей втулкой и фигурными пазами, выполненными в направляющей втулке, и снабжен механизмом...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002468455
Дата охранного документа: 27.11.2012
29.06.2019
№219.017.a054

Способ хранения отработавшего ядерного топлива

Изобретение относится к области ядерной энергетики, касается, в частности, технологии хранения отработавшего ядерного топлива и может быть использовано в хранилищах отработавшего ядерного топлива. Предложен способ хранения отработавшего ядерного топлива путем размещения в бассейне с...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002403633
Дата охранного документа: 10.11.2010
Showing 21-30 of 32 items.
26.08.2017
№217.015.d5cb

Способ перегрузки тепловыделяющей сборки и устройство для его осуществления

Изобретение относится к области обращения с ядерным топливом, в частности технологии загрузки и выгрузки тепловыделяющей сборки (ТВС) разгрузочно-загрузочной машиной (РЗМ). Способ перегрузки тепловыделяющей сборки включает выгрузку тепловыделяющей сборки из реакторной установки в пенал с...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002623102
Дата охранного документа: 22.06.2017
08.03.2019
№219.016.d4dd

Способ извлечения деформированного технологического канала из активной зоны ядерного уран-графитового реактора

Изобретение относится к ядерной энергетике и касается вопросов эксплуатации ядерных реакторов, в частности извлечения дефектных технологических каналов из активной зоны уран-графитового реактора. Способ извлечения деформированного технологического канала из активной зоны ядерного...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002357304
Дата охранного документа: 27.05.2009
15.03.2019
№219.016.e0a3

Способ управления выходной мощностью энергоблоков атомной электростанции

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к способам управления мощностью группы ядерных реакторов, и может быть использовано для повышения радиационной безопасности и снижения дозозатрат при проведении ремонтных работ на реакторном оборудовании для снижения дефектности оболочек...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002376666
Дата охранного документа: 20.12.2009
04.04.2019
№219.016.fc15

Способ ремонта вала ротора турбины по месту ее эксплуатации

Изобретение относится к области металлообработки, в частности к переносным установкам для механической обработки цилиндрических поверхностей крупногабаритных изделий, а именно к обработке роторов турбин тепловых и атомных электростанций (АЭС). Способ ремонта вала ротора турбины по месту ее...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002392721
Дата охранного документа: 20.06.2010
04.04.2019
№219.016.fd00

Способ очистки кубовых остатков жидких радиоактивных отходов от радиоактивного кобальта и цезия

Изобретение относится к области ядерной энергетики, касается, в частности, вопросов обращения с жидкими радиоактивными отходами (ЖРО). Способ очистки кубовых остатков жидких радиоактивных отходов от радиоактивного кобальта и цезия путем окисления кубового остатка и выделения активированных...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002467419
Дата охранного документа: 20.11.2012
10.04.2019
№219.017.06be

Способ оценки остаточного ресурса телескопических соединений трактов топливных ячеек ядерного канального реактора

Изобретение относится к технике эксплуатации ядерных канальных реакторов, касается, в частности, способов оценки остаточного ресурса телескопических соединений трактов и может быть использовано для контроля за состоянием телескопических соединений трактов в период проведения ремонта. Способ...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002422925
Дата охранного документа: 27.06.2011
10.04.2019
№219.017.08f6

Тракт технологического канала ядерного уран-графитового реактора

Изобретение относится к технике эксплуатации ядерных реакторов, в частности касается средств восстановления работоспособности температурного компенсатора тракта технологического канала (ТК) ядерного уран-графитового реактора, и может быть использовано при проведении капитальных ремонтов на...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002449390
Дата охранного документа: 27.04.2012
27.04.2019
№219.017.3bc6

Гибридные белки и белковые конъюгаты на основе белка теплового шока-70 (бтш70) и способы их применения (варианты)

Изобретение относится к области биотехнологии, конкретно к получению гибридных белков на основе белка теплового шока-70 (БТШ70) и их конъюгатов с радиоактивными изотопами, и может быть использовано в медицине для лечения БТШ-зависимых расстройств или заболеваний, выбранных из повреждений мышц,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002685867
Дата охранного документа: 23.04.2019
29.05.2019
№219.017.6380

Способ обращения с отработавшим реакторным графитом ядерного уран-графитового реактора

Изобретение относится к области обращения с твердыми радиоактивными отходами, в частности обращению с отработавшим графитом (ОГ) при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов. Способ обращения с отработавшим реакторным графитом при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002688137
Дата охранного документа: 20.05.2019
29.06.2019
№219.017.9adc

Способ автоматической аргонодуговой сварки труб из стали аустенитного класса

Изобретение относится к области сварки, а именно к способам автоматической аргонодуговой сварки труб из сталей аустенитного класса при изготовлении ответственных конструкций, например трубопроводов высокого давления, эксплуатирующихся на атомных станциях. Способ включает механическую подготовку...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002294822
Дата охранного документа: 10.03.2007
+ добавить свой РИД