×
09.02.2020
220.018.011f

Результат интеллектуальной деятельности: СПОСОБ БЕСПОЛОСТНОГО ЗАПОЛНЕНИЯ РЕАКТОРНЫХ ПРОСТРАНСТВ ПРИ ВЫВОДЕ ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ УРАН-ГРАФИТОВЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

Вид РИД

Изобретение

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.

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 61-62 из 62.
20.04.2023
№223.018.4dbf

Экстракционный способ переработки урансодержащих растворов

Изобретение относится к экстракционной переработке урансодержащих растворов и может быть использовано в технологии переработки облученного ядерного топлива атомных электростанций, а также различных урансодержащих растворов, в том числе оборотных материалов. Способ переработки включает...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002793956
Дата охранного документа: 11.04.2023
16.05.2023
№223.018.6403

Способ изготовления таблетированного уран-плутониевого топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к технологии изготовления смешанного оксидного (МОКС-топлива, РЕМИКС-топлива) или нитридного уран-плутониевого ядерного топлива (СНУП-топливо) для реакторов на быстрых или тепловых нейтронах. Способ изготовления таблетированного...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002772886
Дата охранного документа: 26.05.2022
Показаны записи 21-27 из 27.
19.07.2019
№219.017.b675

Способ восстановления барьеров безопасности в пункте размещения радиоактивных отходов

Изобретение относится к технологии улучшения или упрочнения грунта с помощью термических, электрических или электрохимических средств. Способ восстановления барьеров безопасности в пункте размещения радиоактивных отходов включает погружение электродов в область образования трещин и полостей в...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002694816
Дата охранного документа: 17.07.2019
30.10.2019
№219.017.dbe5

Способ радиационного обследования искусственных водоёмов

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...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002704329
Дата охранного документа: 28.10.2019
13.12.2019
№219.017.ed65

Способ контроля уплотнения сыпучего материала при создании барьеров безопасности в пункте размещения радиоактивных отходов

Изобретение относится к технологии исследования прочностных свойств твердых материалов путем приложения повторяющихся или пульсирующих усилий и может быть использовано для определения областей образования пустот и величины плотности глиносодержащего барьерного материала при создании барьеров...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002708702
Дата охранного документа: 11.12.2019
21.01.2020
№220.017.f7a6

Устройство для дистанционной резки металлоконструкций выводимых из эксплуатации ядерных реакторов

Изобретение относится к устройству для дистанционной резки металлоконструкций выводимых из эксплуатации ядерных реакторов. Техническим результатом изобретения является возможность эффективного создания проходок в удаленных друг от друга радиационно загрязненных металлоконструкциях ядерного...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002711285
Дата охранного документа: 16.01.2020
09.02.2020
№220.018.0125

Способ кондиционирования иловых отложений бассейнов выдержки

Изобретение относится к технологии обработки материалов с радиоактивным заражением. Способ кондиционирования иловых отложений бассейнов выдержки включает дозирование порций компонентов цементного компаунда в контейнер, перемешивание цементного компаунда с помощью мешалки, которая приводится во...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002713734
Дата охранного документа: 07.02.2020
09.02.2020
№220.018.014d

Способ дезактивации графитовых радиоактивных отходов

Изобретение относится к технологии обработки материалов с радиоактивным загрязнением. Способ дезактивации графитовых радиоактивных отходов включает размещение дезактивируемого элемента в герметичной камере, соединение электропроводящего материала с различными полюсами источника тока,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002713733
Дата охранного документа: 07.02.2020
07.03.2020
№220.018.0a12

Устройство радиационного и температурного контроля выведенного из эксплуатации уран-графитового реактора

Изобретение относится к технологии мониторинга и проверки. Устройство радиационного и температурного контроля выведенного из эксплуатации уран-графитового реактора содержит герметичный корпус с фланцем и герметичную проходку, в которой расположены детекторы нейтронов прямого заряда и...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002716002
Дата охранного документа: 05.03.2020
+ добавить свой РИД