Патенты автора Беспала Евгений Владимирович (RU)

Изобретение относится к технологии уничтожения твердых отходов или их переработки. Способ подготовки графитовых радиоактивных отходов к захоронению включает размещение облученного графита в термической камере, проведение термической деструкции путем продувания через термическую камеру газообразной инертной среды, вывод газовых продуктов деструкции в инертную среду. Ядерный графит без измельчения предварительно помещают в раствор, содержащий 6-7,5 М сильной кислоты с добавлением модифицирующего реагента, и выдерживают в течение 10-15 часов при температуре 95±3°C, термическую деструкцию проводят в течение 75-90 минут при температуре 850±15°C. После завершения процесса термической деструкции термическую камеру с размещенным в ней графитом расхолаживают при непрерывной прокачке инертного газа до температуры менее 600°C. Обработанный графит извлекают из термической камеры и размещают в упаковочном контейнере с глиносодержащим барьерным материалом для отправки на захоронение. Изобретение сократить время термической обработки облученного графита и количество образующихся вторичных радиоактивных отходов. 5 з.п. ф-лы, 4 ил., 1 пр.

Изобретение относится к способу обнаружения и определения параметров фрагментов ядерного топлива в кладке остановленного уран-графитового реактора. Поиск скважин выполняют путем измерения потоков тепловых нейтронов в ячейках графитовой кладки остановленного уран-графитового реактора в определенном порядке на расстоянии не более 1,4 м между ячейками и шагом 1 м по высоте графитовой кладки. Исследование поля нейтронов в выбранной скважине проводят сканированием потока надтепловых нейтронов по высоте графитовой кладки с шагом не более 0,1 м непосредственно в ячейке с фрагментами топлива и рядом расположенных ячейках. Сканируют ячейки с фрагментами топлива детектором гамма-излучения с шагом по высоте графитовой кладки не более 0,02 м. Затем определяют расположение фрагментов ядерного топлива по высоте графитовой кладки путем анализа максимумов интенсивности гамма-излучения. Полученное в соседней ячейке интегральное распределение надтепловых нейтронов раскладывают методом наименьших квадратов на отдельные его составляющие с помощью распределения Гаусса. По получаемым значениям параметров от каждого распределения в отдельное и определяют размер, форму и расположение калибровочных измерений просыпей фрагментов топлива. После учета калибровочного коэффициента рассчитывают концентрацию источников нейтронов во фрагментах топлива, а также их массу. Калибровочные измерения проводят непосредственно в кладке уран-графитового реактора. Техническим результатом является возможность оценки ядерной безопасности и при необходимости их локальное выбуривание из графитовой кладки без демонтажа всей графитовой колонны в процессе вывода из эксплуатации уран-графитового реактора. 7 ил.

Изобретение относится к средствам формирования плазмы высокочастотных разрядов и может быть использовано, например, для травления поверхности, проведении газофазных плазмохимических реакций, спектрального анализа жидких и твердых проб. Устройство для генерации высокочастотного разряда содержит катод и анод, установленные через разрядный промежуток. Анод электрически соединен с фидером высоковольтного высокочастотного генератора. Катод выполнен в виде дополнительного электрода, соединенного электрически с одной из обкладок конденсатора переменной емкости. Другая обкладка этого конденсатора электрически изолирована как от шины заземления, так и общего провода высоковольтного ВЧ-генератора. Техническим результатом является возможность формирования неравновесной плазмы высокочастотных разрядов, электронная температура которой сопоставима с электронной температурой плазмы факельного разряда, а газовая температура сопоставима с газовой температурой плазмы дугового разряда. 3 ил.

Изобретение относится к способам обращения с радиоактивными отходами и может быть использовано для утилизации облученного графита. Cпособ глубинного захоронения облученного графита уран-графитовых ядерных реакторов включает предварительную подготовку отходов к глубинному захоронению, выбор тектонически устойчивых участков земной коры. В выбранных участках земной коры бурят скважину на глубину до 3500 м и одновременно проводят обсадку и цементаж затрубного пространства. В нижней части ствола скважины выполняют перфорацию. Область перфорации отсекают пакером. Облученный графит измельчают механическим способом до образования графитовых частиц размером менее 0,05 мм. Подготавливают смесь размельченного графита (до 250 г/л), бентонита (до 100 г/л) и пропанта (до 20 г/л) в воде. Выполняют гидроразрыв подготовленного пласта, не снижая давления в скважину, изоляцию отходов, затворение и установку цементного стакана. Последующие операции выполняют подъемом участков гидроразрыва вверх по скважине до глубины 1000 м. Изобретение позволяет проводить утилизацию облученного ядерного графита путем надежной изоляции в тектонически устойчивых пластах земной коры. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к технологии вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов. Способ формирования барьеров безопасности при создании пункта захоронения особых радиоактивных отходов включает подачу барьерного материала через трубу под собственным весом и перемещение в горизонтальном направлении струей сжатого воздуха, проходящего через воздуховод. 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. Просеивают, измельчают и перемещают в смесительную камеру. Аэрируют сжатым воздухом при рабочем давлении около 1,5 кгс/см2 и перемещают по транспортному трубопроводу в горизонтальном направлении в гофрированную трубу. Изобретение позволяет обеспечить бесполостное заполнение пустот барьерными материалами. 2 ил., 1 пр.

Изобретение относится к ядерной физике. Cпособ захоронения технологической шахты для радиоактивных отходов при выводе из эксплуатации уран-графитового реактора, по которому уровень осветленной речной воды понижают до уровня верхней кромки насыпи твердых радиоактивных отходов. Доступные твердые радиоактивные отходы извлекают из технологической шахты, при этом операцию повторяют до полного осушения емкости шахты. Образованные при эксплуатации шахты донные отложения извлекают и омоноличивают. В боковой стенке на уровне поверхности земли бурят отверстие, в которое устанавливают наборную металлическую трубу с патрубками для подачи сжатого воздуха и отклоняющейся головкой. В центре технологической шахты по всей высоте монтируют другую трубу, нижняя часть которой запаяна. Путем нагнетания сыпучего материала через наборную трубу создают барьеры безопасности внутри технологической шахты. Процесс усадки и возможного образования полостей контролируют методом нейтрон-нейтронного каротажа. Изобретение позволяет переводить технологическую шахту в радиационно безопасное состояние. 4 ил.

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 одновременной подачи фрезы. Несущая штанга соединяется через расположенный внутри наборный вал с фрезерной головкой цилиндрической формы, состоящей из трех конических колес, одно из которых выполнено заодно с валом и закреплено в корпусе на подшипниках, а второе коническое колесо находится в зацеплении с первым и установлено на оси перпендикулярно оси первого колеса, при этом третье коническое колесо, установленное на игольчатых роликах на оси, имеющее возможность шарнирно отклоняться от оси штанги и сцепленное со вторым колесом, соединено с отклоняющейся осью фрезы, которая шарнирно связана с тягой, перемещаемой вдоль оси штанги парой винт-гайка. Изобретение позволяет проводить локальное выбуривание участков графитовых колонн, исключающее ударное воздействие на графитовую кладку. 3 ил.

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 графитовую втулку нагревают потоком низкотемпературной плазмы в первой температурной зоне проточной камеры в атмосфере инертного газа до температуры выше 3973K. Образовавшуюся газовую смесь перемещают во вторую температурную зону проточной камеры для осаждения углерода, где поддерживают температуру в интервале от 3143K до 3973K. Неосажденную газовую смесь перемещают в третью температурную зону проточной камеры, где ее охлаждают до температуры ниже 940K и осаждают технологические примеси. Остаточный инертный газ возвращают в первую температурную зону проточной камеры, процесс продолжают до полного испарения графитовой втулки. Имеется также устройство для очистки облученных графитовых втулок уран-графитового реактора. Группа изобретений позволяет уменьшить время очистки графита облученных графитовых втулок уран-графитового реактора. 2 н.п. ф-лы, 4 ил.

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 количеств, не представляющих ядерную опасность, реакторное оборудование демонтируют, основание реактора и нижние металлоконструкции усиливают гидроизоляционным бетоном, пустоты в реакторном пространстве и вспомогательные помещения, в том числе приреакторные хранилища, заполняют засыпкой. В качестве засыпки используют мелкодисперсный глиносодержащий материал. Строительные конструкции дезактивируют и демонтируют надземную часть здания размещения уран-графитового реактора. Создают многослойные инженерные барьеры атмосферному воздействию на объект захоронения. Технический результат - минимизация радиационного воздействия от остановленного уран-графитового реактора на прилегающие территории, население и персонал. 6 з.п. ф-лы, 2 ил.

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 расходуемых электродов. Материал расходуемых электродов испаряют. В область низкотемпературной плазмы вводят окислитель. Производят закалку продуктов плазмохимической реакции. Концентрируют продукты реакции на стенках реактора. Газообразные продукты реакции извлекают из реактора. Часть газового потока закольцовывают и подают вместе с окислителем в реактор. Газообразные продукты реакции за исключением оксидов углерода улавливают скруббером. Оксиды углерода переводят в жидкую фазу и отправляют на дальнейшее захоронение. Твердый зольный остаток извлекают из плазмохимического реактора. Изобретение позволяет очистить радиоаквтивный графит от продуктов деления и активации для дальнейшего безопасного хранения. 4 з.п. ф-лы, 2 ил.

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 полости. Предварительно тракты 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 верх шнековой трубы подают сыпучий барьерный материал. С помощью шнека под давлением продвигают барьерный материал в заполняемую полость. Одновременно с помощью вибрации от колебаний виброштанги и работы шнека создают условия для раздвигания образующегося «холма», уплотнения материала, обтекания препятствий и стенок. Технический результат - возможность формировать сплошные барьеры безопасности достаточной постности для сорбции и ограничения миграции радионуклидов при выводе из эксплуатации уран-графитового ядерного реактора по варианту захоронения на месте. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.

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 регистрацию гамма-квантов и нейтронов с помощью детектора, покрытого слоем кадмия, детерминирование гамма-квантов по энергиям, измерение плотности пород, при этом предварительно при создании внутренних барьеров безопасности устанавливают инспекционные каналы в виде обсадных труб в количестве не менее трех в местах для проведения гамма-каротажа в реперных точках, выбранных с учетом индивидуальных конструктивных особенностей уран-графитового реактора, регистрируют фоновый гамма-спектр, определяют места просадки радиоактивных внутриреакторных конструкций с течением времени с помощью специального малогабаритного зондирующего устройства, состоящего из генератора нейтронов, системы детекторов для регистрации гамма-излучения и тепловых нейтронов, защитного корпуса, после чего проводят импульсный нейтрон-нейтронный каротаж в соответствующих реперных точках для обнаружения полостей в местах усадки глиносодержащей засыпки, одновременно проводят импульсный нейтронный гамма-каротаж для определения влагосодержания в используемых барьерных материалах. Технический результат - возможность дистанционного контроля стабильности внутренних барьеров безопасности в пунктах консервации уран-графитового реактора. 3 ил.
Мы будем признательны, если вы окажете нашему проекту финансовую поддержку!

 


Наверх