Патенты автора Михайлец Александр Михайлович (RU)
СПОСОБ ХАРАКТЕРИЗАЦИИ ГРАФИТОВЫХ БЛОКОВ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА И УСТРОЙСТВО ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ // 2741765
Группа изобретений относится к области измерений активности радионуклидов. Способ характеризации графитового блока ядерного реактора дополнительно включает этапы, на которых расстояние между характеризуемым графитовым блоком и спектрометрической измерительной системой определяют на основании предварительного дистанционного измерения мощности дозы гамма-излучения точечным детектором внутри отверстия в графитовом блоке, при этом предварительное измерение, а также расположение характеризуемого графитового блока относительно спектрометрической измерительной системы на определенном расстоянии обеспечивают дистанционным манипулированием характеризуемым графитовым блоком. Технический результат – повышение эффективности и качества характеризации отдельных графитовых блоков при соблюдении радиационной безопасности обслуживающего персонала. 2 н. и 7 з.п. ф-лы, 5 ил.
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 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 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.
