30.10.2019
219.017.dbe5

СПОСОБ РАДИАЦИОННОГО ОБСЛЕДОВАНИЯ ИСКУССТВЕННЫХ ВОДОЁМОВ

Вид РИД

Изобретение

Юридическая информация Свернуть Развернуть
Краткое описание РИД Свернуть Развернуть
Аннотация: Изобретение относится к области радиометрии. Способ радиационного обследования искусственных водоемов содержит этапы, на которых выбирают малоразмерный беспилотный летательный аппарат, содержащий устройство детектирования мощности дозы гамма-излучения, с помощью которого сканируют выбранный искусственный водоем. Информацию об увеличении мощности дозы гамма-излучения и местоположении участков, предположительно содержащих ядерные материалы, передают на автоматизированное рабочее место оператора. Используют надводный беспилотный аппарат, содержащий систему сонаров и точечный полупроводниковый детектор гамма-излучения, не требующий охлаждения жидким азотом и способный работать в сильных радиационных полях. Надводный беспилотный аппарат размещают над выбранным участком искусственного водоема и с помощью системы сонаров дистанционно определяют границы расположения ядерных материалов методом ультразвуковой эхолокации. Одновременно в режиме ожидания надводного беспилотного аппарата проводят набор гамма-спектра. Набираемый гамма-спектр передают на автоматизированное рабочее место оператора с целью анализа полученного спектра и подтверждения наличия ядерных материалов по характерным спектральным линиям. Технический результат – повышение эффективности и снижение времени радиационного сканирования хранилищ жидких и твердых радиоактивных отходов большой площади. 1 з.п. ф-лы, 2 ил.
Реферат Свернуть Развернуть

Изобретение относится к области радиометрии и может быть использовано для определения мощности дозы гамма-излучения и спектрометрического анализа при радиационном обследовании искусственных водоемов, содержащих радиоактивные отходы.

Способ аэрогамма-спектрометрической съемки окружающей среды в условиях техногенной аварии, сопровождающейся диспергированием плутония [RU 2269143 С1, МПК G01T1/167, G01T1/202 (2006.01), опубл. 27.01.2006], выбранный в качестве аналога. По указанному способу регистрируют спектр гамма-излучения техногенных источников излучения посредством детектирования гамма-квантов америция-241. Регистрацию осуществляют с борта легкого летательного аппарата. Детектирование производят посредством установленного на борту детектора на кристаллах NaI(Tl).

Этот способ имеет следующие недостатки:

- необходимость применения тяжелых вольфрамовых коллиматоров вследствие использования кристалла NaI(Tl) в качестве детектора гамма-квантов, что накладывает ограничения на выбор типа летательного аппарата;

- низкая эффективность обнаружения ядерных материалов, находящихся под водой, вследствие ослабления водой гамма-излучения от америция-241.

Способ дистанционного определения концентрации радионуклидов в воздушном выбросе радиационно-опасных предприятий и устройство его осуществления [RU 2299451 С1, МПК G01T1/167 (2006.01), опубл. 20.05.2007], выбранный в качестве аналога. По указанному способу пространственное положение радиоактивного выброса определяют сканированием воздушного пространства в поперечном распространению направлении, выполняя измерения мощности поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения. Спектрометрическое устройство детектирования и устройство детектирования мощности поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения фиксируют непосредственно в факеле радиоактивного выброса. Дополнительно к измерению состава гамма-излучения от факела радиоактивного выброса измеряют мощность поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения. Для расчета парциальных концентраций радионуклидов в факеле используют специальное выражение.

Недостатком данного способа является совмещение устройства для измерения мощности поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения со спектрометрическим устройством, что утяжеляет конструкцию летательного аппарата и снижает его эффективность;

Известен способ дистанционного измерения загрязнения радионуклидами подстилающей поверхности в следе радиоактивного выброса радиационно-опасных предприятий и система для его осуществления [RU 2388018 С1, МПК G01T 1/29 (2006.01), опубл. 27.04.2010], выбранный в качестве прототипа. По указанному способу пространственное положение радиоактивно-загрязненной подстилающей поверхности определяют путем сканирования подстилающей поверхности, выполняя измерения мощности поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения. При измерении загрязнения фиксируют спектрометрическое устройство детектирования гамма-излучения и устройство детектирования мощности поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения непосредственно в заданной области или точке над подстилающей поверхностью. Дополнительно к измерению состава гамма-излучения от поверхностной активности подстилающей поверхности измеряют мощность поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения и высоту сканирования. Для расчета парциальных концентраций радионуклидов, загрязняющих подстилающую поверхность, используют специальное выражение.

Этот способ имеет следующие недостатки:

- совмещение устройства для измерения мощности поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения со спектрометрическим устройством, что утяжеляет конструкцию летательного аппарата и снижает его эффективность;

- затруднено использование способа при порывах ветра и быстроизменяющихся погодных условиях из-за необходимости удержания беспилотного летательного аппарата в неподвижном состоянии при наборе спектра.

Техническим результатом изобретения является увеличение эффективности и снижение времени радиационного сканирования хранилищ жидких и твердых радиоактивных отходов большой площади.

Предложенный способ включает определение пространственного положения радиоактивно-загрязненной подстилающей поверхности путем ее сканирования, выполняя измерения мощности поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения, фиксирование спектрометрического устройства детектирования гамма-излучения и устройства детектирования мощности поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения непосредственно в заданной области или точке над подстилающей поверхностью, дополнительное измерение мощности поглощенной в воздухе дозы гамма-излучения и высоты сканирования, использование специального выражения для расчета парциальных концентраций радионуклидов, загрязняющих подстилающую поверхность. Согласно изобретению для радиационного обследования искусственных водоемов выбирают малоразмерный беспилотный летательный аппарат на аккумуляторных батареях с размещенным в основании заколлимированным устройством детектирования мощности дозы гамма-излучения. С помощью малоразмерного беспилотного летательного аппарата сканируют выбранный искусственный водоем по следующей схеме: сначала сканируют участок водоема по периметру вдоль берега, затем проводят сканирование в направлении от периферии к центру, двигаясь с установленным шагом по спиралеобразной траектории. Информацию об увеличении мощности дозы гамма-излучения и местоположении участков, предположительно содержащих ядерные материалы, передают на автоматизированное рабочее место оператора малоразмерного беспилотного летательного аппарата с предустановленным специализированным программным обеспечением. Фиксируют участки искусственного водоема, на которых наблюдается превышение мощности дозы гамма-излучения. Над указанными участками искусственного водоема размещают надводный беспилотный аппарат, содержащий точечный полупроводниковый детектор гамма-излучения, не требующий охлаждения жидким азотом и расположенный между водной поверхностью и нижней частью надводного беспилотного аппарата, а также систему сонаров. С помощью системы сонаров определяют границы размещения ядерных материалов, расположенных под водой искусственного водоема. Одновременно проводят набор спектра и передают полученные данные на автоматизированное рабочее место оператора. Анализируют полученный спектр и по наличию линий радионуклидов, характеризующих ядерные материалы, проводят их идентификацию.

Технический результат достигают за счет того, что для радиационного обследования искусственных водоемов используют малоразмерный беспилотный летательный аппарат, способный проводить сканирование водной поверхности в труднодоступных местах и на удаленном расстоянии от берега. При этом выбирают малоразмерный беспилотный летательный аппарат, снабженный детектором мощности дозы гамма-излучения, чувствительный элемент которого заколлимирован тонкой свинцовой фольгой с целью уменьшения угла обзора и снижения интенсивности фонового излучения от водной поверхности искусственного водоема. Для увеличения эффективного радиационного обследования и повышения точности определения местоположения ядерных материалов, находящихся под водой, водную поверхность сканируют сначала по периметру вдоль берега водоема, а затем по спиралеобразной траектории с постоянным шагом. Одновременно информацию передают на автоматизированное рабочее место оператора малоразмерного беспилотного летательного аппарата, что позволяет снизить его массу и увеличить время работы за счет исключения конструкционных элементов, отвечающих за запись и обработку сигнала, поступающего с детектора. Участки искусственного водоема, на которых наблюдается превышение мощности дозы гамма-излучения над фоновым значением, фиксируют на цифровой карте с помощью обработки сигнала, приходящего от малоразмерного беспилотного летательного аппарата. После определения участков искусственного водоема, на которых зафиксировано превышение мощности дозы гамма-излучения, используют надводный беспилотный аппарат, содержащий систему сонаров и точечный полупроводниковый детектор гамма-излучения, не требующий охлаждения жидким азотом и способный работать в сильных радиационных полях. Указанный надводный беспилотный аппарат размещают над выбранным участком искусственного водоема и с помощью системы сонаров дистанционного определяют границы расположения ядерных материалов методом ультразвуковой эхолокации. Одновременно в режиме ожидания надводного беспилотного аппарата проводят набор гамма-спектра. Набираемый гамма-спектр передают на автоматизированное рабочее место оператора с целью анализа полученного спектра и подтверждения наличия ядерных материалов по характерным спектральным линиям.

На фиг. 1 представлена схема радиационного сканирования искусственных водоемов с помощью малоразмерного беспилотного летательного аппарата.

На фиг. 2 представлена схема идентификации ядерных материалов в искусственных водоемах.

Малоразмерный беспилотный летательный аппарат 1, содержащий устройство детектирования мощности дозы гамма-излучения 2, размещен над водной поверхностью искусственного водоема 3, радиационное обследование которого необходимо произвести (фиг. 1). На дне выбранного искусственного водоема находится ядерный материал 4, подлежащий идентификации. Малоразмерный беспилотный летательный аппарат 1 способен передавать информацию об изменении мощности дозы гамма-излучения и местоположении участков на автоматизированное рабочее место оператора 5, расположенное за пределами обследуемого искусственного водоема 3, например, на берегу 6.

Надводный беспилотный аппарат 7, содержащий точечный полупроводниковый детектор гамма-излучения 8 и систему сонаров 9, размещен над местом предполагаемого расположения ядерного материала, находящегося на дне искусственного водоема 3 (фиг. 2). Используемый надводный беспилотный аппарат 7 способен передавать информацию о границах нахождения ядерного материала 4 и о его радионуклидом составе на автоматизированное рабочее место оператора 5.

Способ осуществляют следующим образом.

Радиационное обследование поверхности искусственного водоема 3, содержащего радиоактивные отходы или ядерные материалы 4, проводят дистанционно. Для этого выбирают малоразмерный беспилотный летательный аппарат 1, снабженный устройством детектирования мощности дозы гамма-излучения 2, чувствительный элемент которого заколлимирован тонкой свинцовой фольгой. С помощью указанного малоразмерного беспилотного летательного аппарата 1 сканируют поверхность искусственного водоема 4 сначала по периметру вдоль берега 6, а затем по спиралеобразной траектории с постоянным шагом. Величину шага сканирования и высоту полета малоразмерного беспилотного летательного аппарата 1 выбирают исходя из величины угла обзора устройства детектирования мощности дозы гамма-излучения 2.

Информацию об изменении мощности дозы гамма-излучения на поверхности искусственного водоема 3, полученную с помощью устройства детектирования мощности дозы гамма-излучения 2, передают на автоматизированное рабочее место оператора 5 малоразмерного беспилотного летательного аппарата 1, расположенное за пределами указанного искусственного водоема 3, например, на берегу 6. Участки искусственного водоема 3, на которых наблюдается превышение мощности дозы гамма-излучения над усредненным фоновым значением, фиксируют на цифровой карте с помощью обработки сигнала, приходящего от малоразмерного беспилотного летательного аппарата 1 на автоматизированное рабочее место оператора 5.

На участке с повышенным значением мощности дозы гамма-излучения, который был выявлен в результате радиационного обследования поверхности искусственного водоема 3 малоразмерным беспилотным летательным аппаратом 1, размещают надводный беспилотный аппарат 7, содержащий точечный полупроводниковый детектор гамма-излучения 8 и систему сонаров 9. При этом используют детектор гамма-излучения 8, не требующий охлаждения жидким азотом и способный работать в сильных радиационных полях. С помощью системы сонаров 9 дистанционно определяют границы и глубину расположения ядерных материалов 4 методом ультразвуковой эхолокации. При помощи точечного полупроводникового детектора гамма-излучения 8 одновременно в режиме ожидания надводного беспилотного аппарата 7 проводят набор гамма-спектра, который передают на автоматизированное рабочее место оператора 5, расположенное на берегу 6, с целью анализа набираемого спектра и подтверждения наличия ядерных материалов 4 по характерным спектральным линиям.

В случае фиксации малоразмерным беспилотным летательным аппаратом 1 нескольких мест превышения мощности дозы гамма-излучения над фоновым проводят обследование каждой области с помощью надводного беспилотного аппарата 7.

Пример осуществления способа приведен ниже.

В качестве объекта радиационного обследования выбирали искусственный водоем 3, являющийся бассейном хранилищем открытого типа для временного хранения некондиционированных сбросных вод, жидких нетехнологических отходов и фрагментов твердых радиоактивных отходов, общая площадь которого составляла 55 тыс. м2. Сканирование водной поверхности выбранного искусственного водоема 3 проводили дистанционно с помощью малоразмерного беспилотного летательного аппарата 1 грузоподъемностью до 6 кг, снабженного сцинтилляционным детектором 2 массой не более 3 кг на основе кристалла NaI. Чувствительный элемент детектора 2 был заколлимирован свинцовой фольгой толщиной 3 мм таким образом, чтобы угол обзора не превышал 90°. Поверхность выбранного искусственного водоема 3 сканировали на высоте 1 м сначала по периметру вдоль берега 6, а затем по спиралеобразной траектории с постоянным шагом 2 м. Линейную скорость сканирования изменяли в диапазоне (8-16) м/с, что позволяло проводить обследование водной поверхности площадью (12,5-25) м2 за 1 с.

Информацию об увеличении (или уменьшении) мощности дозы гамма-излучения на поверхности искусственного водоема 3 по сравнению с фоновым значением передавали на автоматизированное рабочее место оператора 5 малоразмерного беспилотного летательного аппарата 1, представляющее собой ЭВМ со специализированным программным обеспечением и расположенное за пределами указанного искусственного водоема 3 на берега 6. Участки искусственного водоема 3, на которых наблюдалось превышение мощности дозы гамма-излучения над усредненным фоновым значением, фиксировали на цифровой карте с указанием координат участка. Время полного обследования поверхности искусственного водоема 3 площадью 55 тыс. м2 малоразмерным беспилотным летательным аппаратом 1 при линейной скорости сканирования 8 м/с составило 72 мин, а при 16 м/с - 36 мин.

После проведения обследования поверхности искусственного водоема 3 малоразмерным беспилотным летательным аппаратом 1, снабженным детектором мощности дозы гамма-излучения 2, на участке с повышенным значением мощности дозы гамма-излучения размещали надводный беспилотный аппарат 7, содержащий точечный полупроводниковый детектор гамма-излучения 8 на основе теллурида кадмия CdZnTe, не требующий охлаждения жидким азотом и способный работать в сильных радиационных полях, и систему сонаров 9. С помощью системы сонаров 9 методом ультразвуковой эхолокации определено, что радиоактивные вещества, содержащие ядерные материалы 4, находятся на глубине не более 5,5 м, а площадь их размещение не превышает 0,1 м2. В течение 4 часов проводили набор гамма-спектра, который передавали на автоматизированное рабочее место оператора 5, расположенное на берегу 6. По наличию спектральных линий радионуклидов 137Cs и 241Am в набираемом спектре подтверждали факт присутствия в искусственном водоеме 3 радиоактивных веществ, содержащих ядерные материалы 4.

Предлагаемый способ обеспечивает увеличение эффективности радиационного сканирования хранилищ жидких и твердых радиоактивных отходов большой площади за счет использования дистанционных измерительных комплексов, не требующих прямого участия человека, что существенно снижает дозовые нагрузки на персонал. Время радиационного сканирования снижается за счет разделения этапов измерения мощности дозы гамма-излучения и идентификации радиоактивных веществ, содержащих ядерные материалы, а также за счет одновременного использования детекторов, не требующих охлаждения жидким азотом.


СПОСОБ РАДИАЦИОННОГО ОБСЛЕДОВАНИЯ ИСКУССТВЕННЫХ ВОДОЁМОВ
СПОСОБ РАДИАЦИОННОГО ОБСЛЕДОВАНИЯ ИСКУССТВЕННЫХ ВОДОЁМОВ
СПОСОБ РАДИАЦИОННОГО ОБСЛЕДОВАНИЯ ИСКУССТВЕННЫХ ВОДОЁМОВ
Источник поступления информации: Роспатент

Показаны записи 1-10 из 60.
10.03.2016
№216.014.c035

Способ очистки технологических урановых продуктов переработки отработавшего ядерного топлива от рутения

Изобретение относится к способу очистки азотнокислых урановых продуктов от изотопов рутения. В заявленном способе осуществляется очистка технологических азотнокислых урановых продуктов переработки отработавшего ядерного топлива от рутения, содержащих уран до 300 г/л и азотную кислоту до 40 г/л,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002576530
Дата охранного документа: 10.03.2016
10.04.2016
№216.015.2b92

Способ переработки облученного ядерного топлива

Изобретение относится к способам переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ) реакторов ВВЭР-1000 с целью локализации трития, являющегося бета-активным излучающим нуклидом, на головных операциях переработки ОЯТ и может быть использовано в атомной энергетике при переработке ОЯТ ядерных...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002579753
Дата охранного документа: 10.04.2016
20.04.2016
№216.015.3500

Способ извлечения серебра из технологических азотнокислых растворов

Изобретение относится к химической технологии и может быть использовано для извлечения и регенерации серебра из азотнокислых растворов. Способ извлечения серебра из технологических азотнокислых растворов, содержащих серебро до 0,5-8 г/л и азотную кислоту до 2-10 г/л, осуществляют на...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002581958
Дата охранного документа: 20.04.2016
13.01.2017
№217.015.6b28

Способ каталитической денитрации жидких радиоактивных отходов

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано для денитрации средне- и низкоактивных жидких радиоактивных отходов, подлежащих дальнейшему отверждению (цементации). Способ заключается в удалении избыточных количеств азотной кислоты путем взаимодействия жидких...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002593163
Дата охранного документа: 27.07.2016
13.01.2017
№217.015.744d

Установка для переработки, отверждения и упаковки высокоактивных отходов

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к переработке высокоактивных отходов, получаемых при переочистке диоксида плутония, используемого при изготовлении смешанного уран-плутониевого топлива. Установка для переработки, отверждения и упаковки высокоактивных отходов включает в себя...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002597874
Дата охранного документа: 20.09.2016
13.01.2017
№217.015.77ce

Способ приготовления биметаллического катализатора окислительно-восстановительных процессов в азотнокислых средах

Изобретение относится к химической технологии и может быть использовано для изготовления катализатора окислительно-восстановительных процессов в агрессивных средах. Способ получения биметаллического катализатора включает нанесение на инертный носитель поверхностно интегрированного...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002598944
Дата охранного документа: 10.10.2016
13.01.2017
№217.015.81d1

Установка вскрытия пенала хранения отработавшего ядерного топлива

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к средствам для хранения отработавших ядерных топливных элементов реактора РБМК-1000 в сухом хранилище, и предназначено для срезания сварного шва крышки с корпусом пенала в поворотной шахте камеры комплектации пеналов. Установка содержит...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002601955
Дата охранного документа: 10.11.2016
13.01.2017
№217.015.908a

Чехол хранения отработавших тепловыделяющих сборок реакторов ввэр-1000

Изобретение относится к ядерной технике, к средствам для хранения дефектных отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВЭР-1000. Чехол содержит основание, центральную трубу, дистанционирующие решетки с отверстиями для установки труб, в которых размещаются дефектные ОТВС. На трубы...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002603853
Дата охранного документа: 10.12.2016
25.08.2017
№217.015.a4da

Способ извлечения металлов платиновой группы из продукта кислотного растворения волоксидированного отработавшего ядерного топлива

Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Способ извлечения металлов платиновой группы из продукта кислотного растворения волоксидированного ОЯТ заключается в том, что полученное после волоксидации ОЯТ растворяют в азотной кислоте в диапазоне температур...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002607644
Дата охранного документа: 10.01.2017
25.08.2017
№217.015.a515

Способ разложения нитрата аммония в технологических растворах радиохимического производства

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано в технологии переработки аммонийсодержащих технологических растворов и жидких радиоактивных отходов (ЖРО), образующихся при эксплуатации радиохимического производства. Способ разложения нитрата аммония в...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002607646
Дата охранного документа: 10.01.2017
Показаны записи 1-10 из 29.
20.07.2014
№216.012.e1c7

Способ получения виноматериала для производства малоокисленного столового красного вина

Виноград подвергают дроблению и гребнеотделению, в полученную мезгу вносят препарат конденсированных танинов Танин СР Терруар в концентрации 100-15- мг/дм. Мезгу сульфитируют и нагревают до 45-55С, настаивают в течение 2-3 часов и охлаждают до 20-30°С. Сусло-самотек отделяют, прессуют стекшую...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002523585
Дата охранного документа: 20.07.2014
10.08.2014
№216.012.e60c

Способ упаковки дефектных отработавших твэлов ядерного реактора и устройство для его осуществления

Группа изобретений относится к ядерной технике, в частности к упаковке (загрузке) дефектных отработавших твэлов в ампулу (пенал) для временного хранения в бассейне выдержки и последующей транспортировки на переработку. После загрузки отработавших твэлов в пенал и запрессовки верхней крышки на...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002524685
Дата охранного документа: 10.08.2014
27.09.2014
№216.012.f8be

Способ орошения бассейнов выдержки отработавшего ядерного топлива и устройства для его осуществления

Группа изобретений относится к ядерной технике, в частности к средствам обеспечения безопасности при хранении отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВЭР-1000, и предназначено для охлаждения чехлов с ОТВС при запроектной аварии, вызванной осушением бассейнов выдержки. При орошении...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002529515
Дата охранного документа: 27.09.2014
27.11.2014
№216.013.0b04

Способ заполнения реакторных пространств сыпучим барьерным материалом при выводе реакторов из эксплуатации по варианту захоронения на месте

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к выводу из эксплуатации реакторов по варианту захоронения на месте, а более конкретно к технологии заполнения труднодоступных реакторных пространств сухим сыпучим барьерным материалом. Способ включает подачу барьерного материала в...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002534228
Дата охранного документа: 27.11.2014
10.04.2016
№216.015.2bf3

Способ контроля стабильности внутренних барьеров безопасности в пункте консервации уран-графитового реактора

Изобретение относится к технологии контроля стабильности внутренних барьеров безопасности в пунктах консервации уран-графитового реактора. Способ контроля стабильности внутренних барьеров безопасности в пунктах консервации уран-графитового реактора включает в себя одновременное генерирование и...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002579822
Дата охранного документа: 10.04.2016
10.04.2016
№216.015.313c

Способ бесполостного заполнения реакторных пространств при выводе из эксплуатации уран-графитового ядерного реактора

Изобретение относится к технологии вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов. В способе бесполостного заполнения реакторных пространств при выводе из эксплуатации реактора по варианту захоронения на месте выбирают тракт технологического канала, через который будут заполняться...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002580817
Дата охранного документа: 10.04.2016
10.04.2016
№216.015.31cb

Способ вывода из эксплуатации уран-графитового ядерного реактора

Изобретение относится к атомной промышленности, а именно к технологии вывода из эксплуатации уран-графитовых реакторов. После перевода уран-графитового реактора в ядерно-безопасное состояние путем очистки помещений, технологических систем и шахт от просыпей и россыпей ядерного топлива до...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002580819
Дата охранного документа: 10.04.2016
10.04.2016
№216.015.325c

Способ переработки облученного реакторного графита

Изобретение относится к атомной промышленности. Cпособ обращения с реакторным графитом остановленного уран-графитового реактора включает выборку из кладки реактора. Крупные куски графита измельчают механическим способом. Измельченные куски помещают в плазмохимический реактор в качестве...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002580818
Дата охранного документа: 10.04.2016
13.01.2017
№217.015.85d8

Способ очистки облученных графитовых втулок уран-графитового реактора и устройство для его осуществления

Группа изобретений относится к ядерной физике, к технологии обработки твердых радиоактивных отходов. Способ очистки облученных графитовых втулок уран-графитового реактора включает их нагрев, обработку газом, перевод примесей в газовую фазу, охлаждение углеродного материала. Облученную...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002603015
Дата охранного документа: 20.11.2016
25.08.2017
№217.015.c458

Устройство для локального выбуривания участков графитовых колонн кладки реактора

Изобретение относится к устройствам для отвода радиоактивных объектов или материалов из загрузочной зоны реактора. Устройство для локального выбуривания участков графитовых колонн кладки реактора содержит несущую штангу, снабженную приводом вращения, ведомый вал, механизм вращения и...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002618214
Дата охранного документа: 03.05.2017

Похожие РИД в системе