×
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 21-30 из 62.
19.01.2018
№218.016.0c40

Бета-вольтаическая батарея

Изобретение относится к источникам питания на основе полупроводниковых преобразователей с использованием бета-вольтаического эффекта. Сущность: бета-вольтаическая батарея содержит корпус, крышку, полупроводниковые преобразователи, изолирующие и радиоизотопные элементы и токопроводящие контакты,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002632588
Дата охранного документа: 06.10.2017
20.01.2018
№218.016.133d

Крышка чехла хранения отработавших тепловыделяющих сборок реактора ввэр-1000 и штанга для ее снятия и постановки

Группа изобретений относится к ядерной технике, в частности к средствам для хранения дефектных отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВЭР-1000. Крышка чехла хранения отработавших тепловыделяющих сборок реактора ВВЭР-1000 устанавливается на трубы чехла посредством байонетного...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002634474
Дата охранного документа: 31.10.2017
04.04.2018
№218.016.3556

Защитная пробка гнезда хранения отработавшего ядерного топлива и термодатчик

Группа изобретений относится к ядерной технике, в частности к обращению с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ). Защитная пробка гнезда хранения пеналов с ОЯТ включает корпус, образованный верхним и нижним дисками и обечайкой, заполненный бетоном. В корпусе пробки установлена ступенчатая...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002645833
Дата охранного документа: 01.03.2018
10.05.2018
№218.016.3df3

Способ регенерации отработанной экстракционной системы на основе органического раствора трибутилфосфата в гексахлорбутадиене (варианты)

Группа изобретений относится к радиохимической технологии и может быть использована в технологии переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Способ регенерации отработанной экстракционной системы на основе органического раствора трибутилфосфата в гексахлорбутадиене включает ее обработку...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002648283
Дата охранного документа: 23.03.2018
10.05.2018
№218.016.4ea2

Способ получения тетракис-(трифторфосфина) никеля

Изобретение относится к технологии синтеза тетракис-(трифторфосфина) никеля, используемого для нанесения покрытий из никеля при осаждении из газовой фазы, и в качестве рабочего газа при газоцентрифужном обогащении изотопов никеля для производства бета-вольтаических источников тока. Способ...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002650955
Дата охранного документа: 18.04.2018
29.05.2018
№218.016.561e

Способ окислительной обработки (волоксидации) облученного ядерного топлива

Изобретение относится к способам переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ) и предназначено для использования в головных операциях радиохимической технологии переработки ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 с целью отделения трития. Фрагментированное ОЯТ загружают в горизонтальный аппарат-реактор и...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002654536
Дата охранного документа: 21.05.2018
29.05.2018
№218.016.5678

Способ получения радионуклида никель-63

Изобретение относится к способу получения радиоактивного изотопа никель-63, используемого в производстве бета-вольтаических источников тока. Способ включает в себя получение из исходного никеля никелевой мишени, обогащенной по никелю-62 до достижения им содержания 98% и более, облучение мишени...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002654535
Дата охранного документа: 21.05.2018
11.06.2018
№218.016.615f

Способ извлечения золота из упорных серебросодержащих сульфидных руд концентратов и вторичного сырья

Изобретение относится к гидрометаллургической переработке золотосодержащих упорных материалов. Способ основан на использовании слабокислых растворов азотной кислоты и заключается в интенсификации процесса гидрометаллургического извлечения золота путем совокупного использования озона на операции...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002657254
Дата охранного документа: 09.06.2018
14.09.2018
№218.016.87e7

Способ оценки эффективности системы физической защиты важного государственного объекта при рассмотрении угроз, реализуемых с помощью малоразмерных беспилотных летательных аппаратов

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к средствам создания и совершенствования системы физической защиты (СФЗ) на важном государственном объекте (ВГО), и предназначено для проведения оценки эффективности (ОЭ) существующей или проектируемой СФЗ с целью выбора наиболее эффективных...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002666932
Дата охранного документа: 13.09.2018
28.10.2018
№218.016.97a9

Установка вихревого размола смешанного ядерного топлива

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к средствам для получения гомогенного ядерного топлива из смеси диоксидов урана и плутония. Установка вихревого размола смешанного ядерного топлива содержит боксы загрузки контейнеров и компонентов топлива, механизм колебаний с автоматическим...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002670979
Дата охранного документа: 26.10.2018
Показаны записи 21-30 из 45.
10.05.2018
№218.016.3df3

Способ регенерации отработанной экстракционной системы на основе органического раствора трибутилфосфата в гексахлорбутадиене (варианты)

Группа изобретений относится к радиохимической технологии и может быть использована в технологии переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Способ регенерации отработанной экстракционной системы на основе органического раствора трибутилфосфата в гексахлорбутадиене включает ее обработку...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002648283
Дата охранного документа: 23.03.2018
29.05.2018
№218.016.561e

Способ окислительной обработки (волоксидации) облученного ядерного топлива

Изобретение относится к способам переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ) и предназначено для использования в головных операциях радиохимической технологии переработки ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 с целью отделения трития. Фрагментированное ОЯТ загружают в горизонтальный аппарат-реактор и...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002654536
Дата охранного документа: 21.05.2018
29.05.2018
№218.016.5678

Способ получения радионуклида никель-63

Изобретение относится к способу получения радиоактивного изотопа никель-63, используемого в производстве бета-вольтаических источников тока. Способ включает в себя получение из исходного никеля никелевой мишени, обогащенной по никелю-62 до достижения им содержания 98% и более, облучение мишени...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002654535
Дата охранного документа: 21.05.2018
11.06.2018
№218.016.615e

Способ очистки азотнокислых актиноидсодержащих растворов от серебра

Изобретение относится к переработке азотнокислого актиноидсодержащего раствора. Способ включает очистку исходного азотнокислого актиноидсодержащего раствора от серебра путем восстановления в растворе серебра до металла в виде осадка дигидразидом угольной кислоты, отделение полученного осадка от...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002657272
Дата охранного документа: 09.06.2018
11.06.2018
№218.016.615f

Способ извлечения золота из упорных серебросодержащих сульфидных руд концентратов и вторичного сырья

Изобретение относится к гидрометаллургической переработке золотосодержащих упорных материалов. Способ основан на использовании слабокислых растворов азотной кислоты и заключается в интенсификации процесса гидрометаллургического извлечения золота путем совокупного использования озона на операции...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002657254
Дата охранного документа: 09.06.2018
08.07.2018
№218.016.6e43

Способ удаления углерода-14 из реакторного графита

Изобретение относится к способам дезактивационной обработки облученного реакторного графита, может быть использовано при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторных установок и при обращении с углеродсодержащими твердыми радиоактивными отходами (ТРО) для снижения класса их радиационной...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002660169
Дата охранного документа: 05.07.2018
17.08.2018
№218.016.7c28

Способ регенерации азотной кислоты из тритийсодержащего газового потока

Изобретение относится к радиохимической технологии, в частности к способу регенерации азотной кислоты из тритийсодержащего газового потока, и может быть использовано в процессах переработки отработавшего ядерного топлива на операции газоочистки. Способ включает абсорбцию радиоактивных...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002664127
Дата охранного документа: 15.08.2018
24.01.2019
№219.016.b39e

Способ извлечения хлорид-иона из азотнокислых технологических растворов радиохимического производства

Изобретение может быть использовано в радиохимической технологии для снижения содержания хлорид-иона в азотнокислых технологических растворах. Способ включает проведение предварительной восстановительной обработки раствора, обеспечивающей перевод ионов-окислителей, содержащихся в исходном...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002678027
Дата охранного документа: 22.01.2019
09.05.2019
№219.017.4f3b

Способ переработки облученного ядерного топлива

Изобретение относится к способам переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ) с целью выделения и локализации трития и может быть использовано в атомной промышленности при переработке ОЯТ. Способ заключается в температурной окислительной обработке ОЯТ из диоксида урана, включающий разделку...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002459299
Дата охранного документа: 20.08.2012
30.05.2019
№219.017.6bd3

Способ извлечения америция

Изобретение относится к способу извлечения америция из рафинатов от экстракционной переработки плутонийсодержащих азотнокислых растворов, проводимой с целью переочистки плутония. Способ включает подготовку растворов к экстракции, использование фосфиноксида разнорадикального (ФОР) в качестве...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002689466
Дата охранного документа: 28.05.2019
+ добавить свой РИД