07.03.2020
220.018.0a12

УСТРОЙСТВО РАДИАЦИОННОГО И ТЕМПЕРАТУРНОГО КОНТРОЛЯ ВЫВЕДЕННОГО ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ УРАН-ГРАФИТОВОГО РЕАКТОРА

Вид РИД

Изобретение

Юридическая информация Свернуть Развернуть
Краткое описание РИД Свернуть Развернуть
Аннотация: 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 термоэлектрические преобразователи кабельного типа, снабженные кабелями, а также элементы крепления детекторов. Корпус состоит из звеньев и выполнен в виде продолговатой наборной трубы, один конец которой заглушен и на внешней части которой предусмотрена резьба для установки коллиматора и/или защитного экрана. С другой стороны вкручен плоский фланец, на котором установлены рым-болты. Сверху на фланец через прокладку установлена крышка, в которой предусмотрены отверстия для прохода проводов от термопреобразователя и блока детектирования гамма-излучения, установленных в направляющие, расположенные в нижней части продолговатой наборной трубы и связанные с ней посредством сварного соединения. Изобретение позволяет повысить эффективность использования известных устройств за счет возможности размещения устройства в инспекционных каналах различной геометрии и кривизны. 2 з.п. ф-лы, 3 ил.
Реферат Свернуть Развернуть

Изобретение относится к технологии мониторинга и проверки и может быть использовано для измерения интенсивности излучения и температуры внутри выведенного из эксплуатации уран-графитового реактора и/или созданного на его месте пункта консервации, размещения или захоронения радиоактивных отходов.

Известна подвеска детекторов нейтронов [RU 2186430, МПК G21C 17/108, G21C 17/00, опубл. 27.07.2002], выбранная в качестве аналога. Указанное устройство состоит из детекторов нейтронов, расположенных на разной высоте, и линии связи с высокочастотным разъемом на конце. Дополнительно подвеска содержит стопорное кольцо. Между измерительной частью подвески и линией связи с высокочастотным разъемом на конце введены соединительная муфта и дополнительный высокочастотный разъем. При этом высокочастотный разъем соединяет выход детекторов нейтронов с линией связи.

Недостатки этого устройства:

- ограниченность в использовании, вызванная возможностью контроля только одного выделенного параметра (потока нейтронов);

- низкая эффективность устройства, вызванная необходимостью проведения дополнительных операций по монтажу и подключению устройства при размещении в гильзе;

- необходимость использования набора гильз, размещаемых в месте измерения и в дальнейшем не удаляемых. Это уменьшает функциональные возможности устройства.

Известен датчик для контроля энерговыделения в тепловыделяющей сборке ядерного реактора [RU 2190888, МПК G21C 17/00, G21C 17/10, опубл. 10.10.2002], выбранный в качестве аналога. Указанное устройство содержит протяженный детектор ионизирующих излучений и линию связи его с выводами разъема для подключения к вторичной аппаратуре. При этом датчик дополнен, по меньшей мере, двумя размещаемыми вне активной зоны и взаимно смещенными по его оси локальными детекторами ионизирующих излучений и линиями связи этих детекторов с другими выводами разъема.

Указанное устройство имеет недостатки:

- необходимость использования дополнительных детекторов, расположенных вне активной зоны по всей длине датчика, что приводит к усложнению его конструкции;

- ограниченность в использовании, вызванная возможностью контроля только одного выделенного параметра;

- сложность в синхронизации работы детектора, расположенного внутри датчика, и детекторов, размещенных вне активной зоны.

Известна сборка детекторов системы внутриреакторного контроля [RU 2140105, МПК G21C 17/00, G01T 3/00, H01J 49/00, опубл. 20.10.1999], выбранная в качестве прототипа. Указанное устройство включает в себя герметичный корпус, заполненный инертным газом, с фланцем и герметичной проходкой, в которой расположены детекторы нейтронов прямого заряда и термоэлектрические преобразователи кабельного типа. Указанные детекторы нейтронов прямого заряда снабжены кабелями. При этом все кабели пропущены через проходку. В проходку дополнительно введены элементы крепления детекторов, включающие плиту, продолговатую трубку и фиксаторы, содержащие припой. Трубка, через которую проходят кабели детекторов, расположена между проходкой и плитой и присоединена к ним.

Известное устройство имеет следующие недостатки:

- использование инертных газов, находящихся в герметичном корпусе, приводит к накоплению долгоживущих радионуклидов, являющихся источниками гамма-излучения и вторичных нейтронов. Это снижает точность измерения величины плотности потока ионизирующего излучения;

- использование дополнительных элементов крепления детекторов усложняет конструкцию сборки, увеличивает ее массу и габариты. Это уменьшает ее функциональные возможности и создает сложности контроля состояния канальных реакторов (включая остановленные и/или выведенные из эксплуатации).

Техническим результатом изобретения является повышение эффективности использования известных устройств и расширение их функциональных возможностей.

Для достижения указанного технического результата может быть использована сборка детекторов системы внутриреакторного контроля, которая состоит из герметичного корпуса с фланцем и герметичной проходки, в которой расположены детекторы нейтронов прямого заряда и термоэлектрические преобразователи кабельного типа, снабженные кабелями, а также из элементов крепления детекторов, включающих плиту, продолговатую трубку и фиксаторы, содержащие припой. Согласно предлагаемому изобретению устройство состоит из продолговатой наборной трубы, состоящей из звеньев, один конец которой заглушен, а с другой стороны вкручен плоский фланец. На плоском фланце установлены рым-болты, а сверху на него через прокладку установлена крышка, которая закреплена при помощи болтов. В крышке предусмотрены отверстия для прохода проводов от термопреобразователя и блока детектирования гамма-излучения. При этом блок детектирования гамма-излучения и термопреобразователь установлены в направляющие, расположенные в нижней части продолговатой наборной трубы и связанные с ней посредством сварного соединения. На внешней части продолговатой наборной трубы предусмотрена резьба для установки коллиматора и/или защитного экрана, выполненного в виде втулки.

Указанный технический результат достигается за счет того, что для радиационного и температурного контроля выведенного из эксплуатации уран-графитового реактора и переведенного в пункт консервации, размещения или захоронения радиоактивных отходов используют продолговатую наборную трубу, состоящую из звеньев, которую помещают в специально установленные инспекционные (контрольные) каналы. Длину продолговатой наборной трубы регулируют путем изменения количества звеньев, а кривизну инспекционных (контрольных) каналов компенсируют путем замены как минимум одного звена гофрированной гибкой трубой. Транспортировку и перемещение продолговатой наборной трубы осуществляют путем ее крепления за рым-болты, установленные на фланце, штатным грузоподъемным механизмом или передвижным краном. Измерение температуры внутри выведенного из эксплуатации уран-графитового реактора проводят с помощью термопреобразователя, установленного в направляющие. Это обеспечивает возможность его замены при длительной эксплуатации вследствие радиационного повреждения. Радиационный контроль выполняют с помощью блока детектирования гамма-излучения, который также установлен в направляющие для его замены при повреждении на идентичный блок или блок детектирования нейтронов. Уменьшение радиационного фона обеспечивают при помощи защитного экрана, выполненного в виде втулки, который фиксируют на внешней части продолговатой наборной трубы посредством резьбового соединения. Измерение радиационного фона в выделенной области обеспечивают путем установки коллиматора на внешнюю часть продолговатой наборной трубы.

На фиг. 1 показан внешний вид устройства радиационного и температурного контроля выведенного из эксплуатации уран-графитового реактора.

На фиг. 2 приведен внешний вид устройства радиационного и температурного контроля выведенного из эксплуатации уран-графитового реактора с защитным экраном.

На фиг. 3 показан внешний вид устройства радиационного и температурного контроля выведенного из эксплуатации уран-графитового реактора с коллиматором.

Предлагаемое устройство радиационного и температурного контроля выведенного из эксплуатации уран-графитового реактора состоит из продолговатой наборной трубы 1, состоящей из звеньев, соединенных посредством резьбового соединения, один конец которой заглушен массивным наконечником 2, а с другой стороны вкручен плоский фланец 3 (фиг. 1). В плоском фланце 3 предусмотрены отверстия для крепления посредством болтовых соединений дополнительных приспособлений, например, для центровочного устройства в инспекционном (контрольном) канале. При этом на плоском фланце 3 установлены рым-болты 4 для транспортировки и перемещения продолговатой наборной трубы 1, а сверху через прокладку установлена крышка с отверстиями 5 для прохода проводов 6, которая закреплена при помощи болтов. Блок детектирования гамма-излучения 7 и термопреобразователь 8 соединены с преобразователем и анализатором сигнала (на фиг. 1, 2, 3 не показаны) с помощью проводов 6.

Блок детектирования гамма-излучения 7 и термопреобразователь 8 установлены в направляющие 9, расположенные в нижней части продолговатой наборной трубы 1 и связанные с ней посредством сварного соединения, а также зафиксированы в пазах массивного наконечника 2. При этом массивный наконечник 2 вставлен в пазы продолговатой наборной трубы 1.

На внешней части продолговатой наборной трубы 1 в области расположения блока детектирования гамма-излучения 7 и термопреобразователя 8 предусмотрена резьба. В указанной области продолговатой наборной трубы 1 посредством резьбового соединения закреплен защитный экран 10, способный ослаблять интенсивность гамма-излучения (фиг. 2) или коллиматор 11, в котором предусмотрено входное отверстие 12 (фиг. 3).

Устройство работает следующим образом.

После выбора области радиационного и температурного контроля выведенного из эксплуатации уран-графитового реактора и переведенного в пункт консервации, размещения или захоронения радиоактивных отходов выбирается продолговатая наборная труба 1, состоящая из звеньев, соединенных посредством резьбового соединения. Длина продолговатой наборной трубы 1 регулируется путем изменения количества и длины звеньев, при этом возможна замена некоторых звеньев на гофрированные гибкие трубы. Устройство перемещается к месту измерений в инспекционные (контрольные) каналы путем крепления за рым-болты 4, установленные на фланце 3, штатным грузоподъемным механизмом или передвижным краном. В случае необходимости измерения параметров в выделенной области используется коллиматор 11 (фиг. 3), который соединяется с нижней частью продолговатой наборной трубы 1 посредством резьбового соединения.

Устройство радиационного и температурного контроля выведенного из эксплуатации уран-графитового реактора опускается на необходимую глубину инспекционного (контрольного) канала, где проводится измерение радиационного фона (мощности эквивалентной дозы гамма-излучения) и температуры с помощью блока детектирования гамма-излучения 7 (например, БДРС-07П) и термопреобразователя 8 (например, ТСМУ-055), которые установлены в направляющие 9. Возможно измерение радиационных и температурных полей путем непрерывного поднятия и опускания продолговатой наборной трубы 1. Аналоговые сигналы, фиксируемые блоком детектирования гамма-излучения 7 и термопреобразователем 8, посредством проводов 6 передаются на преобразователь (например, БСПП-1тп) и анализатор.

При повышенном уровне фонового гамма-излучения продолговатая наборная труба 1, содержащая блок детектирования гамма-излучения 7 и термопреобразователь 8, извлекается из инспекционного (контрольного) канала. На внешнюю часть продолговатой наборной трубы 1 устанавливается защитный экран 10, способный ослаблять интенсивность гамма-излучения (фиг. 2), и последовательность операций повторяется заново.

В случае выхода из строя блока детектирования гамма-излучения 7 и/или термопреобразователя 8 наконечник 2 извлекается из пазов продолговатой наборной трубы 1. Блок детектирования гамма-излучения 7 и/или термопреобразователь 8 вынимаются из направляющих 9 и заменяются на новые. Наконечник 2 устанавливается обратно в пазы продолговатой наборной трубы 1. При этом, в случае необходимости, блок детектирования гамма-излучения 7 может быть заменен на блок детектирования другого излучения (например, нейтронного).

Таким образом, предлагаемая конструкция устройства позволяет увеличить эффективность известных устройств за счет использования заменяемого блока детектирования и термопреобразователя, которые позволяют одновременно контролировать несколько параметров, как в выделенной области, так и во всей области в целом при различной интенсивности излучения. Функциональные возможности расширяются за счет использования системы звеньев различного размера, включая гибкие звенья, что делает возможным размещение устройства в инспекционных (контрольных) каналах различной геометрии и кривизны.


УСТРОЙСТВО РАДИАЦИОННОГО И ТЕМПЕРАТУРНОГО КОНТРОЛЯ ВЫВЕДЕННОГО ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ УРАН-ГРАФИТОВОГО РЕАКТОРА
УСТРОЙСТВО РАДИАЦИОННОГО И ТЕМПЕРАТУРНОГО КОНТРОЛЯ ВЫВЕДЕННОГО ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ УРАН-ГРАФИТОВОГО РЕАКТОРА
УСТРОЙСТВО РАДИАЦИОННОГО И ТЕМПЕРАТУРНОГО КОНТРОЛЯ ВЫВЕДЕННОГО ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ УРАН-ГРАФИТОВОГО РЕАКТОРА
УСТРОЙСТВО РАДИАЦИОННОГО И ТЕМПЕРАТУРНОГО КОНТРОЛЯ ВЫВЕДЕННОГО ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ УРАН-ГРАФИТОВОГО РЕАКТОРА
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 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

Похожие РИД в системе