×
09.02.2020
220.018.011f

СПОСОБ БЕСПОЛОСТНОГО ЗАПОЛНЕНИЯ РЕАКТОРНЫХ ПРОСТРАНСТВ ПРИ ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ УРАН-ГРАФИТОВЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

Вид РИД

Изобретение

Юридическая информация Свернуть Развернуть
Краткое описание РИД Свернуть Развернуть
Аннотация: Изобретение относится к технологии вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов, а именно к технологии создания барьеров безопасности в пунктах захоронения радиоактивных отходов. Cпособ бесполостного заполнения реакторных пространств при выводе из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов, по которому барьерный материал предварительно просеивают на установке. Просеянный барьерный материал высушивают потоком сжатого воздуха при температуре (50-200)°C и направляют через систему сит с различным шагом в перфорированную с нижнего торца трубу, установленную в заполняемые реакторные пространства, внутри которой расположены металлические шарики. На металлические шарики воздействуют переменным магнитным полем, создаваемым катушкой индуктивности, находящейся на внешней поверхности трубы. Слипшийся барьерный материал измельчают за счет ударного воздействия металлических шариков и нагнетают под давлением в заполняемые реакторные пространства. С помощью вибрации, создаваемой перфорированной трубой, раздвигают образующиеся холмы и уплотняют барьерный материал. Изобретение позволяет формировать равномерные искусственные барьеры безопасности внутри реакторных пространств одинаковой плотности. 2 ил.
Реферат Свернуть Развернуть

Изобретение относится к технологии вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов, а именно к технологии создания барьеров безопасности в пунктах захоронения радиоактивных отходов и может быть использовано для бесполостного заполнения реакторных пространств.

Известен способ бесполостного заполнения реакторных пространств при выводе из эксплуатации уран-графитового ядерного реактора [RU 2580817, МПК G21C 11/02, G21F 03/00, опубл. 10.04.2015], выбранный в качестве аналога. По указанному способу тракты технологических каналов предварительно подготавливают для свободного перемещения шнека. В выбранный тракт вставляют шнековую трубу и соосно внутрь трубы помещают шнек. В ближайший тракт технологического канала устанавливают виброштангу. В верхнюю часть шнековой трубы подают сыпучий барьерный материал. С помощью шнека, вращающегося с периодом обращения 1.2-0.4 сек, продвигают барьерный материал под давлением в пустые реакторные пространства. Равномерно распределяют и уплотняют материал в заполняемых полостях путем воздействия колебаний от работы виброштанги с частотой 15-25 Гц.

Недостатки этого способа:

- при использовании шнека для продвижения барьерного материала в пустые реакторные пространства происходит его разрушение за счет непрерывного трения о пылевые частицы барьерного материала;

- сложность удержания шнека строго в вертикальном положении при вращении с периодом 1.2-0.4 сек: малейшее искривление штанги, на которой крепится шнек, приводит к интенсивному биению и, как следствие, заклиниванию шнека внутри шнековой трубы.

Известен способ формирования барьеров безопасности при создании пункта захоронения особых радиоактивных отходов [RU 2625329, МПК G21C 11/02, G21F 3/00, опубл. 15.06.2016], выбранный в качестве аналога. По указанному способу мешки, наполненные глинистым барьерным материалом, размещают над подающей воронкой приемной камеры, снабженной металлическими лезвиями, и после вспарывания подают под собственным весом по направляющему каналу на сито, где просеивают. Барьерный материал с помощью напорного шнека с шагом 5 см измельчают и перемещают в горизонтальном направлении в смесительную камеру, где аэрируют сжатым воздухом при рабочем давлении около 1,5 кгс/см2. Затем барьерный материал перемещают по транспортному трубопроводу в горизонтальном направлении в гофрированную трубу, помещенную под определенным углом в заполняемую полость. Нагнетают аэрированный барьерный материал в заполняемую полость.

Недостатки этого способа:

- при использовании шнека для измельчения барьерного материала происходит его разрушение за счет непрерывного трения о пылевые частицы барьерного материала;

- для предотвращения образования холмов внутри реакторного пространства необходимо поочередно устанавливать гофрированную трубу в каждую ячейку графитовой кладки, что существенно увеличивает время создания внутренних барьеров безопасности.

Известен способ заполнения реакторных пространств сыпучим барьерным материалом при выводе реакторов из эксплуатации по варианту захоронения на месте [RU 2534228, МПК G21C 11/00, опубл. 27.11.2014], выбранный в качестве прототипа. По указанному способу барьерный материал подают через трубу под собственным весом в заполняемое пространство и перемещают в горизонтальном направлении струей сжатого воздуха через воздуховод. Воздуховод проложен внутри подающей трубы. Струи сжатого воздуха разворачивают в горизонтальном направление с помощью форсунок, которые расположены ниже торца подающей трубы.

Указанный способ имеет недостатки:

- при перемещении барьерного материала в горизонтальном направлении через воздуховод струей сжатого воздуха возможно его слипание и образование крупнодисперсной фракции, что снижает плотность создаваемых барьеров безопасности;

- использование форсунок для разворачивания струи сжатого воздуха приводит к образованию холмов в заполняемом пространстве, что препятствует равномерному распределению барьерного материала и обтеканию препятствий и стенок.

Техническим результатом изобретения является возможность формирования равномерных искусственных барьеров безопасности внутри реакторных пространств одинаковой плотности, достаточной для сорбции радионуклидов, и повышение производительности известных способов.

Предложенный способ включает подачу барьерного материала в заполняемое пространство через трубу, его перемещение в горизонтальном направлении струей сжатого воздуха через воздуховод, который проложен внутри подающей трубы, разворачивание барьерного материала в горизонтальном направлении струей сжатого воздуха в нижней части торца подающей трубы. Согласно изобретению барьерный материал предварительно просеивают на установке, расположенной в верхней части уран-графитового ядерного реактора. Просеянный барьерный материал высушивают потоком сжатого воздуха при температуре (50-200)°C, направляют в перфорированную с нижнего торца трубу, установленную в заполняемые реакторные пространства, и пропускают через систему сит с различным шагом. На металлические шарики диаметром большим, чем диаметры отверстий, расположенные в перфорированной области между ситом и запаянной частью трубы, воздействуют переменным магнитным полем, создаваемым катушкой индуктивности, находящейся на внешней поверхности трубы. Слипшийся барьерный материал измельчают и нагнетают под давлением в заполняемые реакторные пространства. С помощью вибрации, создаваемой перфорированной трубой, раздвигают образующиеся холмы и уплотняют барьерный материал.

Технический результат достигают за счет того, что для формирования искусственных барьеров безопасности внутри реакторных пространств используют глиносодержащий барьерный материал. Предварительно барьерный материал подают на сито, где просеивают. Просеивание приводит к образованию гомогенной глинистой фракции, которую затем высушивают потоком сжатого воздуха при температуре (50-200)°C. Сжатый воздух подают навстречу потоку барьерного материала, что приводит к его дегидрированию. Сухой барьерный материал направляют в перфорированную с нижнего конца трубу, установленную в заполняемые реакторные пространства. При этом нижняя часть трубы запаяна для создания избыточного давления в области перфорации. Пропускают барьерный материал через последовательно расположенные сита с различным шагом сетки, что предотвращает случайное попадание крупной фракции в нижнюю часть трубы. На катушку индуктивности, расположенную в перфорированной области трубы и не перекрывающую выходные отверстия, подают переменный электрический ток. Воздействуют внешним магнитным полем, создаваемым катушкой индуктивности, на металлические шарики, размещенные между запаянным концом перфорированной трубы и ситом. За счет действия магнитного поля происходит перемещение металлических шариков в верхнюю часть перфорированной области трубы до сита. Встречный поток барьерного материала, двигающийся под избыточным давлением, возвращает металлические шарики в нижнюю часть трубы. При этом происходит дополнительное измельчение слипшихся кусков глинистого барьерного материала. За счет подачи переменного электрического поля происходит изменение траектории движения металлических шариков, что приводит к их биению по корпусу трубы. С помощью возникающей вибрации раздвигают образующиеся холмы и уплотняют барьерный материал. Частоту колебаний трубы регулируют путем изменения давления сжатого воздуха и частоты электрического тока, подаваемого на катушку.

На фиг. 1 представлена схема заполнения подреакторного пространства глиносодержащим барьерным материалов.

На фиг. 2 показан внешний вид устройства для бесполостного заполнения реакторных пространств.

Для создания противомиграционных глиносодержащих барьеров безопасности между, например, нижними металлоконструкциями 1 и 2 уран-графитового ядерного реактора используют трубу 3, которая размещена в одном из технологических трактов 4 (фиг. 1). Нижняя часть трубы имеет отверстия 5 для нагнетания барьерного материала 6 в заполняемые пространства. На область перфорации трубы 3 намотана катушка индуктивности 7, которая соединена через кабель 8 с источником питания, расположенным в верхней части ядерного реактора. Для уменьшения колебаний верхней части трубы 3 предусмотрена гофрированная вставка 9.

Нижняя часть трубы 3, предназначенная для нагнетания барьерного материала 6 в реакторные пространства, выполнена в виде цилиндра с запаянным дном с отверстиями одинакового диаметра 5 (фиг. 2). Внутри трубы 3 в области перфорации размещены металлические шарики 10, диаметр которых больше диаметра отверстий 5. Металлические шарики 10 двигаются в области между нижним торцом трубы и ситом 11 за счет воздействия магнитного поля, создаваемого катушкой индуктивности 7, соединенной кабелем 8 с источником питания. Катушка индуктивности 7 расположена таким образом, чтобы не препятствовать нагнетанию барьерного материала 7 через отверстия 5.

Способ осуществляется следующим образом.

Создание искусственных барьеров безопасности между нижними металлоконструкциями 1 и 2 выбранного уран-графитового ядерного реактора осуществляют с помощью алюминиевой трубы 3. Предварительно из технологического тракта 4 извлекают технологические каналы, выполненные, например, из алюминия или циркония, и сменные графитовые элементы (например, втулки). С помощью средств визуально-смотровой диагностики (например, эндоскопа или радиационно-стойкой видеокамеры) проводят осмотр технологического тракта 4 графитовой кладки на предмет определения дефектных графитовых блоков. В случае обнаружения более чем трех последовательно расположенных графитовых блоков, имеющих продольные трещины, выбирают другой технологический тракт 4 расположенный поблизости.

В выбранный технологический тракт 4 размещают алюминиевую трубу 3, нижней торец которой запаян. Для подачи барьерного материала 6 верхнюю часть алюминиевой трубы 3 соединяют со станцией растаривания, которая располагается в верхней части крышки реактора. Растаривание и подачу глиносодержащего барьерного материала 6 осуществляют по способу RU 2625329. При этом в качестве барьерного материала 6 выбирают сухие смеси на основе глинистых пород после предварительного измельчения (помола). Содержание илистой фракции в барьерах составляет от 18 до 28% масс., тонкопылеватой фракции - от 34 до 50% масс. Значительная часть породы состоит из тонкодисперсного материала катионобменной емкостью больше 30 мг-экв./100 г породы.

Барьерный материал 6 с помощью потока сжатого воздуха при температуре (50-200)°C дегидрируют и подают в алюминиевую трубу 3, установленную в заполняемые реакторные пространства между нижними металлоконструкциями 1 и 2. За счет нагнетания барьерного материала 6, смешанного со сжатым воздухом, создают избыточное давление в нижней части алюминиевой трубы 3. Пропускают барьерный материал 6 через три последовательно расположенные сита 11 с шагом сетки 2 мм, 1 мм и 0,5 мм, что предотвращает случайное попадание крупной фракции в нижнюю часть трубы. Расстояние между ситами составляло 30 мм.

На катушку индуктивности 7, расположенную в перфорированной области алюминиевой трубы 3 и не перекрывающую выходные отверстия 4, по кабелю 8 подают переменный электрический ток частотой (50-300) Гц от источника переменного электрического тока, расположенного в верхней части крышки реактора. Диаметр выходных отверстий 4 составлял 7 мм. Длина катушки индуктивности 400 мм, шаг - 40 мм.

Внешним переменным магнитным полем, создаваемым с помощью катушки индуктивности 7, воздействуют на металлические шарики 10, находящиеся между нижним торцом алюминиевой трубы 3 и ситом 11. Шарики выполнены из магнитного материала (например, железа) и имеют диаметр 4,5 мм. Под действием магнитного поля шарики 10 движутся по сложной траектории в верхнюю часть перфорированной области алюминиевой трубы 3 до нижней части сита 11, оказывая при этом ударные воздействия на корпус трубы. Измельчают слипшиеся куски набегающей сверху вниз глины с помощью металлических шариков 10. Избыточным давлением в перфорированной области алюминиевой трубы 3, создаваемого барьерным материалом и сжатым воздухом, возвращают металлические шарики 10 в нижнюю часть. Это обеспечивает их периодическое движение в вертикальном направлении. При этом давление в нижней части алюминиевой трубы 3 изменяют в диапазоне (1-4,5) кгс/см2.

Образующийся холм из барьерного материала 6 между нижними металлоконструкциями 1 и 2 уран-графитового ядерного реактора раздвигают за счет вибрации от алюминиевой трубы 3, создаваемой с помощью ударного воздействия металлических шариков 10.

Для заполнения всего объема между металлоконструкциями 1 и 2 аналогичную последовательность операций выполняют через другие тракты технологических каналов 4.

Таким образом, производительность способа повышается за счет совмещения узла подачи глиносодержащего барьерного материала и узла уплотнения, а также исключения технологических операций, приводящих к износу конструкционных элементов. Равномерность искусственных барьеров безопасности достигается за счет подачи материала одинаковой плотности и гранулометрического состава.

Способ бесполостного заполнения реакторных пространств при выводе из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов, включающий подачу барьерного материала в заполняемое пространство через трубу и его перемещение в горизонтальном направлении струей сжатого воздуха через воздуховод, который проложен внутри подающей трубы, разворачивание барьерного материала в горизонтальном направлении струей сжатого воздуха в нижней части торца подающей трубы, отличающийся тем, что барьерный материал предварительно просеивают на установке, расположенной в верхней части уран-графитового ядерного реактора, затем просеянный барьерный материал высушивают потоком сжатого воздуха при температуре (50-200)°C, направляют через систему сит с различным шагом в перфорированную с нижнего торца трубу, установленную в заполняемые реакторные пространства, внутри которой расположены металлические шарики, на которые воздействуют переменным магнитным полем, создаваемым катушкой индуктивности, находящейся на внешней поверхности трубы, за счет ударного воздействия металлических шариков слипшийся барьерный материал измельчают и нагнетают под давлением в заполняемые реакторные пространства, а с помощью вибрации, создаваемой перфорированной трубой, раздвигают образующиеся холмы и уплотняют барьерный материал.
СПОСОБ БЕСПОЛОСТНОГО ЗАПОЛНЕНИЯ РЕАКТОРНЫХ ПРОСТРАНСТВ ПРИ ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ УРАН-ГРАФИТОВЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
СПОСОБ БЕСПОЛОСТНОГО ЗАПОЛНЕНИЯ РЕАКТОРНЫХ ПРОСТРАНСТВ ПРИ ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ УРАН-ГРАФИТОВЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
СПОСОБ БЕСПОЛОСТНОГО ЗАПОЛНЕНИЯ РЕАКТОРНЫХ ПРОСТРАНСТВ ПРИ ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ УРАН-ГРАФИТОВЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Источник поступления информации: Роспатент

Показаны записи 1-10 из 62.
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 27.
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
+ добавить свой РИД