×
01.07.2020
220.018.2d95

СМОТРОВОЕ ОКНО ДЛЯ РАДИАЦИОННО-ЗАЩИТНЫХ КАМЕР ПРОИЗВОДСТВА СМЕШАННОГО УРАН-ПЛУТОНИЕВОГО ТОПЛИВА

Вид РИД

Изобретение

Юридическая информация Свернуть Развернуть
Краткое описание РИД Свернуть Развернуть
Аннотация: Изобретение относится к области атомной техники, в частности к оборудованию, применяемому при производстве смешанного уран-плутониевого топлива, а именно к устройству смотровых окон для радиационно-защитных камер, и предназначено для защиты персонала от смешанного (гамма и нейтронного) излучения при дистанционном проведении работ. Cмотровое радиационно-защитное окно состоит из металлического корпуса стеклопакета, бессвинцовых флинтовых стекол, состоящих из корпуса блока и стеклопластины, жидкостного блока, снабженного смотровыми стеклами и заполненного иммерсионно-защитной жидкостью. Смотровое радиационно-защитное окно устанавливают в оконный проем стенки защитной камеры. Изобретение позволяет повысить технологичность (уменьшить габаритные размеры, массу и число светоотражающих поверхностей) и обеспечить требуемое светопропускание в видимой области спектра. 1 з.п. ф-лы, 1 ил., 2 табл.
Реферат Свернуть Развернуть

Изобретение относится к области атомной техники, в частности к устройствам, применяемым при производстве смешанного уран-плутониевого (СУП) топлива, а именно к устройству смотровых окон для радиационно-защитных камер и предназначено для защиты персонала от смешанного (гамма- и нейтронного) излучения при дистанционном проведении работ.

Основные технологические операции по изготовлению смешанного уран-плутониевого топлива проводят дистанционно в специальных радиационно-защитных камерах с помощью манипуляторов. Для обеспечения визуального контроля за ходом протекания технологического процесса конструкцией защитных камер предусмотрено смотровое окно, которое должно обеспечить защиту персонала от негативных воздействий ионизирующего излучения, а также характеризующийся высокой радиационно-оптической устойчивостью к воздействию ионизирующего излучения.

Из существующего уровня техники известна конструкция смотрового окна радиационно-защитной камеры [Патент RU 2310932, G21F 7/00, опубл. 20.11.2007], содержащая блоки из стеклянных пластин, заключенных в обойму, при этом блок со стороны внутреннего объема камеры установлен с возможностью его замены внутри камеры и состоит, по крайней мере, из одной стеклянной пластины, выполненной из стекла плотностью не менее 4,7 г/см3, причем толщина стеклянной пластины заменяемого блока составляет не менее 10% от суммарной толщины стеклянных пластин всех блоков. Недостатками смотрового окна являются: пирамидальная конструкция с вершиной в сторону рабочей зоны уменьшает поле зрения, большое число пластин уменьшает светопропускание, трудоемкость (материальные и временные затраты) установки и замены стекол, потеря светопроницаемости при воздействии ионизирующего излучения на материал стекла.

Наиболее близким по технической сущности к заявляемому устройству является смотровое радиационно-защитное окно [Патент RU 2352007, G21F 7/03, опубл. 10.04.2009], включающее металлический корпус стеклопакета, внутри которого расположен стеклопакет, состоящий из нескольких блоков стеклопластин, каждый из которых состоит из корпуса блока, в котором расположена как минимум одна стеклопластина, выполненная из стекла, содержащего SiO2, K2O, PbO и CeO2. Радиационно-защитное окно дополнительно содержит жидкостной блок, снабженный смотровыми стеклами, заполненный иммерсионно-защитной жидкостью и соединенный с корпусом стеклопакета. Стекло, из которого выполнены стеклопластины, дополнительно содержит Р2О5, В2О3, Al2O3, ВаО, Sb2O3 и Nb2O3. Недостатками смотрового окна являются: большие габариты стеклопакета и повышенный расход материалов на его изготовление, неудовлетворительное светопропускание (на каждой поверхности стекла потери света составляют примерно 2%), ограниченный срок службы (ресурс работы).

Необходимость упрощения конструкции (уменьшения габаритных размеров) радиационно-защитного смотрового окна с сохранением требуемых коэффициентов ослабления ионизирующего излучения является предпосылкой настоящего изобретения.

Задача изобретения является упрощение конструкции смотрового радиационно-защитного окна с обеспечением необходимого уровня светопропускания и снижения уровня мощности дозы смешанного (гамма- и нейтронного) излучения, испускаемого технологическими продуктами при производстве смешанного уран-плутониевого топлива, до предельно допустимого значения (не более 12 мкЗв/час для персонала категории А по ОСПОРБ-99/2010).

Поставленная задача решается тем, что смотровое радиационно-защитное окно, включающее металлический корпус стеклопакета, внутри которого расположен стеклопакет, состоящий из нескольких блоков стеклопластин и дополнительный жидкостной блок, снабженный смотровыми стеклами и заполненный иммерсионно-защитной жидкостью. Согласно заявляемому изобретению конструкция смотрового защитного окна состоит только из двух блоков стеклопластин, между которыми включен жидкостной блок, стекло, из которого выполнены стеклопластины имеет состав: ВаО - 40-42%, Nb2O5 - 0,3-0,9%, CeO2 - 0,4-0,8%, Sb2O3 - 0,4-1,5%, P2O5 - 55-57%, a иммерсионно-защитная жидкость представляет собой водный раствор состава: 10-30 мас. % нитрата кадмия и 20-40 мас. % нитрата свинца.

Технический результат предлагаемой конструкции смотрового окна для радиационно-защитных камер заключается в повышении технологичности (уменьшение габаритных размеров, массы и числа светоотражающих поверхностей) и обеспечении требуемого светопропускания в видимой области спектра.

Технический результат достигается тем, что радиационно-защитное смотровое окно состоит, по крайней мере, из двух пластин радиационно-стойкого бессвинцового флинтового стекла толщиной 70-100 мм, в пространство между которыми включен жидкостной блок, заполненный иммерсионно-защитной жидкостью. Толщина экранирующего слоя иммерсионно-защитной жидкости -15-25 мм. Предлагаемое решение позволяет обеспечить защиту персонала от воздействия ионизирующего излучения при дистанционной работе с технологическими продуктами производства смешанного уран-плутониевого топлива, проводимой в радиационно-защитных камерах.

Сущность изобретения поясняется чертежом на фиг. 1.

Заявляемое смотровое радиационно-защитное окно состоит из металлического корпуса стеклопакета (1), бессвинцовых флинтовых стекол, состоящих из корпуса блока (2), стеклопластины (3), жидкостного блока, снабженного смотровыми стеклами (4) и заполненного иммерсионно-защитной жидкостью (5) состава: 10-30 мас. % нитрата кадмия и 20-40 мас. % нитрата свинца. Стеклопластины (3) и смотровые стекла (4) выполнены из стекла состава (мас. %): ВаО - 40-42%, Nb2O5 - 0,3-0,9%, CeO2 - 0,4-0,8%, 4Sb2O3 - 0,4-1,5%, P2O5 - 55-57%, обладающего радиационно-оптической устойчивостью сравнимой с известными свинцово-фосфатными аналогами. Плотность используемого стекла в 1,25 раза ниже плотности свинцово-силикатных и свинцово-фосфатных аналогов, что позволяет снизить общий вес конструкции смотрового радиационно-защитного стекла. В частном случае в качестве смотровых стекол (4) возможно использование бессвинцовых радиационно-стойких стекол серии «К», либо свинецсодержащих силикатных или фосфатсодержащих радиационно-стойких стекол серии «ТФ» толщиной 5-10 мм. Смотровое радиационно-защитное окно устанавливают в оконный проем (6) стенки защитной камеры, при этом корпус стеклопакета выступает за пределы радиационно защитной камеры со стороны операторской.

Использование бессвинцового флинтового стекла минимальной толщиной 70 мм и экранирующего слоя иммерсионно-защитной жидкости минимальной толщиной 15 мм обусловлено тем, что заявляемая общая толщина радиационно-защитного смотрового окна обеспечивает снижение до допустимого уровня максимальной дозовой нагрузки от источника ионизирующего излучения (смешанного уран-плутониевого топлива) при его расположении на расстоянии 0,5 метра от окна. Использование бессвинцового флинтового стекла максимальной толщиной 100 мм и экранирующего слоя иммерсионно-защитной жидкости максимальной толщиной 25 мм обусловлено тем, что предлагаемая общая толщина пакета обеспечивает снижение до допустимого уровня максимальной дозовой нагрузки от источника ионизирующего излучения при его расположении непосредственно у радиационно-защитного окна. Заявляемые габариты блоков позволяют обеспечить требуемое светопропускание в видимой области спектра и не требуют повышенных трудозатрат на их установку.

Иммерсионно-защитная жидкость за счет наличия в ней нитрата кадмия в диапазоне 10-30 мас. % и легких элементов (водород и кислород) защищает от нейтронного излучения, а введение в раствор нитрата свинца в диапазоне 20-40 мас. % обеспечивает дополнительную защиту от гамма-излучения. Снижение содержания одного из компонентов ниже заявляемого уровня приведет к снижению радиационно-защитных свойств и увеличению дозовой нагрузки на персонал. В случае увеличения концентрации одного из компонентов (кадмия или свинца) не приведет к значительному снижению мощности смешанного излучения, но, в то же время, приведет к снижению светопропускания в видимой области спектра.

Пример 1. Использование предлагаемой конструкции смотрового окна в радиационно-защитных камерах производства топлива для реакторов на быстрых нейтронах (РБН).

При проведении технологических операций в радиационно-защитной камере одновременно возможно нахождение до 50 кг таблеток смешанного уранплутониевого топлива. В случае содержания PuO2 в смеси до 20%, масса плутониевого диоксида составит не более 10 кг, остальное - UO2. Изотопный состав плутония (мас. %): 238Pu - 2,94; 239Pu - 57,0; 240Pu - 23,05; 241Pu - 10,77; 242Pu - 6,24; изотопный состав урана (мас. %): 235U - 0,925; 238U - 98,4; 236U - 0,623; 234U - 0,002.

В ходе проведения оценки радиационно-опасных факторов, оказывающих негативное воздействие на персонал, установлено, что суммарная МЭД от 50 кг таблеток смешанного уран-плутониевого топлива составляет 2,99⋅103 мкЗв/ч. Для проведения экспериментов использовали защитное стекло состава (мас. %): ВаО - 40-42%, Nb2O5 - 0,3-0,9%, CeO2 - 0,4-0,8%, Sb2O3 - 0,4-1,5%, P2O5 - 55-57%. В качестве иммерсионной жидкости использовали водный раствор состава: 30 мас. % нитрата кадмия и 20 мас. % нитрата свинца.

Кратность ослабления смешанного (гамма- и нейтронного) излучения - 4,8⋅102.

Пример 2. Оценка использования предлагаемой конструкции смотрового окна в радиационно-защитных камерах производства топлива для реакторов на тепловых нейтронах (РТН).

При проведении технологических операций в радиационно-защитной камере одновременно возможно нахождение до 500 кг таблеток смешанного уран-плутониевого топлива. Количество PuO2 в смеси 1,5%, регенерированного UO2 - 81%, обогащенного UO2 - 17,5%, что в пересчете на максимально возможное количество составляет 7,5 кг, 405 кг и 87,5 кг соответственно. Изотопный состав плутония (мас. %): 238Pu - 2,94; 239Pu - 57,0; 240Pu - 23,05; 241Pu - 10,77; 242Pu - 6,24; изотопный состав регенерированного урана (мас. %): 235U - 0,925; 238U - 98,4; 236U - 0,623; 234U - 0,002; изотопный состав обогащенного урана (мас. %): 235U - 19,75; 238U - 79,98; 236U - 0,089; 234U - 0,18.

В ходе проведения оценки радиационно-опасных факторов, оказывающих негативное воздействие на персонал, установлено, что суммарная МЭД от 500 кг таблеток смешанного уран-плутониевого топлива - 3,01⋅103 мкЗв/ч. Для проведения оценки применимости конструкции смотрового окна принимали, что защитное стекло имеет состав аналогичный представленному в примере 1. В качестве иммерсионной жидкости принимали в расчет водный раствор состава: 10 мас. % нитрата кадмия и 40 мас. % нитрата свинца.

Кратность ослабления смешанного (гамма и нейтронного) излучения -4,8⋅102.

Предлагаемая конструкция смотрового окна, в отличие от способа-прототипа, позволяет упростить конструкцию окна за счет включения в состав жидкостного блока, заполненного иммерсионной жидкостью, содержащей нитраты кадмия и свинца, снизить расход материалов на изготовление, обеспечить требуемое светопропускание в видимой области спектра, а также уменьшить массу конструкции смотрового окна за счет использование стекол, плотность которых в 1,25 раза ниже известных аналогов.


СМОТРОВОЕ ОКНО ДЛЯ РАДИАЦИОННО-ЗАЩИТНЫХ КАМЕР ПРОИЗВОДСТВА СМЕШАННОГО УРАН-ПЛУТОНИЕВОГО ТОПЛИВА
СМОТРОВОЕ ОКНО ДЛЯ РАДИАЦИОННО-ЗАЩИТНЫХ КАМЕР ПРОИЗВОДСТВА СМЕШАННОГО УРАН-ПЛУТОНИЕВОГО ТОПЛИВА
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 45.
10.02.2013
№216.012.24b1

Способ экстракционной переработки высокоактивных отходов с фракционированием радионуклидов

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к области переработки отработавшего ядерного топлива. Способ экстракционной переработки высокоактивных отходов с фракционированием радионуклидов, включающий обработку растворов высокоактивных отходов гидроксидами или карбонатами...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002474895
Дата охранного документа: 10.02.2013
10.02.2013
№216.012.24b4

Способ переработки оксалатных маточных растворов и пульпообразных отходов, содержащих трансурановые элементы

Изобретение относится к области переработки жидких и пульпообразных радиоактивных отходов (РАО), образующихся при регенерации облученного ядерного топлива (ОЯТ), и может быть использовано в радиохимической промышленности. Способ переработки оксалатных маточных растворов радиохимического...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002474898
Дата охранного документа: 10.02.2013
20.08.2013
№216.012.6002

Способ переработки азотнокислого раствора регенерированного урана с очисткой от технеция

Изобретение относится к способам экстракционной переработки регенерированного урана с целью очистки от технеция-99, являющегося бета-активным излучателем. Способ переработки азотнокислого раствора регенерированного урана включает экстракцию урана(VI) трибутилфосфатом в органическом разбавителе,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002490210
Дата охранного документа: 20.08.2013
20.04.2014
№216.012.b8d0

Способ экстракционного извлечения урана и плутония

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки отработавшего ядерного горючего, и может быть использовано в технологической схеме переработки ОЯТ. В заявленном изобретении извлечение урана и плутония в раствор трибутилфосфата в инертном разбавителе...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002513040
Дата охранного документа: 20.04.2014
10.05.2014
№216.012.c02e

Способ реэкстракции плутония из органического раствора трибутилфосфата

Изобретение относится к области регенерации плутония из отработанного ядерного топлива водными методами. Предложен способ реэкстракции плутония из органического раствора трибутилфосфата, содержащего плутоний в четырехвалентном состоянии, в водный азотнокислый раствор осуществляют путем...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002514947
Дата охранного документа: 10.05.2014
20.05.2014
№216.012.c338

Способ извлечения металлов из силикатных шлаков

Изобретение относится к способу извлечения металлов, в частности редкоземельных металлов и марганца, из силикатных шлаков. Способ включает измельчение шлака и выщелачивание. Для предотвращения образования нефильтруемых пульп, обусловленных гелеобразованием кремнекислоты, шлак предварительно...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002515735
Дата охранного документа: 20.05.2014
20.09.2014
№216.012.f466

Способ кристаллизационного выделения и очистки гексагидрата нитрата уранила и устройство для его осуществления

Изобретение относится к технологии кристаллизационного выделения и очистки продуктов. Заявленный способ кристаллизационного выделения и очистки гексагидрата нитрата уранила включает непрерывную кристаллизацию гексагидрата нитрата уранила из концентрированного азотнокислого раствора нитрата...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002528399
Дата охранного документа: 20.09.2014
20.11.2014
№216.013.083e

Способ получения пористого стекломатериала из редкометальных руд

Изобретение относится к комплексной переработке железистых редкометальных руд с получением пористого стекломатериала. Технический результат изобретения заключается в расширении сырьевой базы для получения стекломатериала. Шихту состава на основе руды, мас. %: SiO - 5,1; CaO - 0,9; AlO - 5,2;...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002533511
Дата охранного документа: 20.11.2014
10.05.2016
№216.015.3bf0

Способ осветления суспензий и устройство для его осуществления

Изобретение относится к гидрометаллургической технологии переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), конкретно к осветлению малоконцентрированных суспензий, образующихся при растворении ОЯТ. Способ включает подачу очищаемого потока в корпус фильтра, пропускание потока через неподвижный...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002583811
Дата охранного документа: 10.05.2016
10.08.2016
№216.015.5406

Способ экстракционного извлечения урана и плутония

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки облученного ядерного топлива. Способ экстракционного извлечения урана и плутония из водного раствора включает две последовательные стадии противоточной обработки водного потока (потока питания) оборотным...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002593831
Дата охранного документа: 10.08.2016
+ добавить свой РИД