Способ утилизации отработанных ритэг для длительного хранения


 


Владельцы патента RU 2487431:

Открытое акционерное общество "Научно-исследовательский институт технической физики и автоматизации" ОАО "НИИТФА" (RU)

Изобретение относится к области ядерной техники, а точнее к способам утилизации радиоизотопных термоэлектрических генераторов (РИТЭГ), отработавших срок службы. Способ утилизации РИТЭГ включает извлечение целиком радиационно-теплового блока (РТБ) со всеми тепловыми элементами (РИТ) и радиационной защитой из обедненного урана, помещение в контейнер, жесткое закрепление в нем, заваривание крышки контейнера. Затем производят вакууммирование контейнера, после чего заполняют его инертным газом, герметизируют и транспортируют на место захоронения. Изобретение обеспечивает возможность утилизации аварийных и проблемных РИТЭГ, имеющих повреждения конструкции, не позволяющие извлекать как отдельные блоки РИТ, так и несколько блоков для отдельного захоронения.

 

Изобретение относится к области ядерной техники, а точнее к способам утилизации радиоизотопных термоэлектрических генераторов (РИТЭГ), отработавших срок службы, содержащих радионуклидные источники тепла (РИТ) на основе стронция-90 с активностью 5000÷350000 Ки.

В целях обеспечения радиационной безопасности, согласно действующим нормативным документам, при выводе из эксплуатации РИТЭГ необходимо источники РИТ извлечь из конструкции РИТЭГ, консервировать и вывезти на место захоронения радиоактивных отходов.

В связи с высокой радиационной активностью источников стронция-90 РИТЭГ разбирают в горячей камере, отделяют радионуклидные источники тепла (РИТ), затем РИТ остекловывают и захоранивают.

В связи с тем что уран, из которого сделаны детали блока радиационной защиты РИТ, вступает во взаимодействие с влагой воздуха, ненамеренно попадающего внутрь некоторых РИТЭГ, происходит химическая реакция, при которой выделяется водород, при этом блок защиты разрушается и в нем появляются трещины. В результате интенсивность излучения от ампулы РИТ со стронцием увеличивается. РИТ с разрушенной защитой невозможно транспортировать к месту захоронения.

Известен способ вывода из эксплуатации, временного хранения и дальнейшего захоронения радиационно опасных объектов, по которому осуществляют выемку отработавших тепловыделяющих сборок и захоронение в радиационно опасном отсеке, заполненом твердой смесью (патент РФ 2133062, G21F 9/28, опубл. 10.07.1999 г.).

Недостатком этого способа является трудность транспортировки и высокая стоимость объема захоронения из-за больших габаритов радиационно опасного объекта.

Известен способ формирования радиационно-защитной блок-упаковки для установки на береговое хранение (патент РФ 2293386, G21F 9/34, опубл. 10.02.2007 г.).

При реализации известного способа производят комплексное инженерное обследование объекта утилизации, производят выемку тепловыделяющих элементов, производят укладку твердеющей смеси внутри защитной оболочки, по периметру защитной оболочки поверх ее биологической защиты вырезают атомную паропроводящую установку, приваривают с четырех сторон водонепроницаемые переборки, проводят проверку на герметичность, наносят антикоррозийное покрытие и транспортируют к месту хранения.

К недостаткам способа можно также отнести большие масс-габариты и ненадежность консервации тепловыделяющих элементов твердеющими смесями, обусловленную разрывами смеси водородом, выделяемым при взаимодействии остаточной влаги и воздуха в конструктивах тепловыделяющих элементов, что приводит к разрушению биологической защиты и к нарушению радиационной безопасности.

Наиболее близким к заявленному является способ утилизации РИТЭГ на основе тепловых источников, заключающийся в комплексном инженерном обследовании отработавшего ресурс или аварийного РИТЭГ, определении дозных полей и выемке тепловыделяющих элементов для их последующей утилизации. При этом РИТЭГ, подлежащий утилизации, разбирается в горячей камере, радионуклидные источники тепла на основе Sr-90 (РИТ-90) извлекаются из РИТЭГ, перегружаются в специальные контейнеры. Контейнеры транспортируются на ПО «Маяк», где блоки РИТ извлекаются из транспортных контейнеров и захораниваются в герметичные бидоны с остеклованнными отходами от переработки ядерного топлива в специальном хранилище (Правила эксплуатации и вывода из эксплуатации радионуклидных энергетических установок на основе радионуклидных источников тепла на стронции-90. Утверждены Первым зам. министра РФ по атомной энергии В.Б.Ивановым в 1999 г.).

Недостатком известного способа является высокая трудоемкость извлечения РИТ в горячей камере, а также неприменимость этого способа к аварийным и проблемным РИТЭГ, то есть к таким, из которых невозможно извлечь блоки РИТ в горячей камере из-за повреждения деталей конструкции РИТЭГ.

Технический результат, получаемый при реализации предлагаемого способа, заключается в обеспечении возможности утилизации аварийных и проблемных РИТЭГ, имеющих повреждение деталей конструкции, не позволяющее извлекать как отдельные блоки РИТ, так и несколько блоков для отдельного захоронения, в снижении трудоемкости утилизации, в уменьшении дозовых нагрузок на персонал и повышении безопасности работ.

Указанный технический результат достигается за счет того, что в предлагаемом способе утилизации РИТЭГ из РИТЭГ извлекают целиком радиационно-тепловой блок (РТБ) со всеми тепловыми элементами (РИТ) и радиационной защитой из обедненного урана, помещают РТБ в контейнер, жестко закрепляют в нем, заваривают крышку контейнера, затем производят вакууммирование контейнера, после чего заполняют его инертным газом (например, аргоном), повторяют откачку и заполнение аргоном несколько раз - до получения стабильно низких значений содержания H2 и O2 в составе внутренней атмосферы контейнера, герметизируют контейнер и транспортируют на место захоронения.

В качестве примера реализации заявленного способа изложен процесс утилизации РИТЭГ, имеющего внешние повреждения корпуса.

При допустимом уровне радиационного внешнего излучения вскрывают корпус. Если обнаруживается, что из-за повреждений деталей радиационной защиты блоки РИТ в горячей камере не извлекаются из блока радиационной защиты, то изготавливают герметизируемый контейнер в виде бидона с размерами, позволяющими поместить его в ячейку хранилища на комбинате ПО «Маяк». Изготовив герметизируемый контейнер и приспособления для фиксации РТБ внутри контейнера, РТБ отрезают от теплопровода на радиатор и помещают внутрь контейнера. Закрепляют с помощью приспособлений. Заваривают контейнер герметично. Через специальный штуцер откачивают воздух из контейнера до вакуума 10-3 мм рт.ст. Заполняют контейнер аргоном. Выдерживают несколько дней. Отбирают пробы газа. Выполняют анализ газа на кислород и водород. Повторяют процесс откачки и заполнения до концентраций H2<1% и O2<1% и стабилизации этого значения во времени. После этого заваривают штуцер контейнера. Устанавливают герметизированный контейнер в сертифицированный транспортный контейнер и отправляют на ПО «Маяк» для захоронения.

По мнению авторов и заявителя, указанные в описании и формуле изобретения отличительные признаки необходимы и достаточны для обеспечения заявленного технического результата.

Способ утилизации радиоизотопных термоэлектрических генераторов (РИТЭГ), заключающийся в комплексном инженерном обследовании отработавших ресурс или аварийных РИТЭГ, определении дозных полей, разборке корпуса и выемке тепловыделяющих элементов, отличающийся тем, что из РИТЭГ извлекают целиком радиационно-тепловой блок (РТБ) со всеми тепловыми элементами (РИТ) и радиационной защитой из обедненного урана, помещают РТБ в герметизируемый контейнер, жестко закрепляют в нем, заваривают крышку контейнера, затем производят вакууммирование контейнера с контролем состава внутренней среды, после чего заполняют его инертным газом, герметизируют и транспортируют на место захоронения.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к атомной промышленности в части переработки радиоактивных отходов, а именно к устройствам для струйного размыва осадка, скопившегося в емкостях-хранилищах радиоактивных отходов высокого уровня активности.

Изобретение относится к радиохимии, а именно к перемешиванию обогащенных по урану и плутонию растворов в кольцевых аппаратах ядерно-безопасной геометрии, в частности при переработке отработавшего ядерного топлива.

Изобретение относится к области обработки радиоактивных металлических отходов (РМО) с целью удаления с их поверхности твердых радиоактивных отложений и может найти применение для дезактивации РМО нержавеющих сталей, образующихся при ремонте или демонтаже оборудования, трубопроводов и металлоконструкций ядерных реакторов.
Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано для сбора отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) в виде твердых радиоактивных фрагментов тепловыделяющих элементов (просыпи) в помещениях и на поверхностях оборудования горячей камеры.

Изобретение относится к способам выгрузки битумированных радиоактивных отходов из временных хранилищ атомных электростанций. .

Изобретение относится к атомной промышленности, а именно к обработке радиоактивных материалов, в частности к переработке отработавшего ядерного топлива. .

Изобретение относится к области утилизации твердых радиоактивных отходов. .

Изобретение относится к атомной промышленности. .

Изобретение относится к области ядерной технологии. .

Изобретение относится к области переработки материалов с радиоактивным заражением

Изобретение относится к атомной промышленности в части переработки радиоактивных отходов, а именно к устройствам для размыва струями жидкости и растворения пульп и осадков, скопившихся на дне емкостей-хранилищ жидких радиоактивных отходов высокого уровня активности, перевода нерастворимой твердой фазы и поддержания ее во взвешенном состоянии перемешиванием с целью дальнейшего извлечения на переработку

Изобретение относится к области космической техники, а более конкретно к способам космического захоронения радиоактивных отходов и космическим аппаратам (КА) с электроракетной двигательной установкой для транспортировки на орбиты захоронения в дальний космос радиоактивных отходов (РАО)

Изобретение относится к атомной промышленности в части переработки радиоактивных отходов, а именно к устройствам для растворения и размыва струями осадка. В пульсационном клапанном погружном насосе, включающем корпус, пульсопровод, впускной шаровой клапан с ограничителем подъема шара, нагнетательный трубопровод с выпускным шаровым клапаном, камеру нижних сопел, внутри которой размещен вал, соединяющий нижние сопла с приводом поворота и систему управления, камера нижних сопел расположена в корпусе за перегородкой, разделяющей корпус на камеру нижних сопел и камеру выдачи. Камера нижних сопел и камера выдачи сообщаются между собой через зазор над перегородкой, установленной под входом пульсопровода в корпус. В перегородке выполнено отверстие, в котором установлен перепускной клапан с плавающим в воде шаром. Изобретение позволяет расширить технологические возможности насоса за счет осуществления одновременного перемешивания и выдачи суспензии из емкости, а также повысить эффективность его работы. 1 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к области очистки почвы от радионуклидов и может найти применение при очистке сельскохозяйственных угодий, загрязненных при выпадении радиоактивных осадков преимущественно цезием и стронцием. Способ рекультивации почв заключается в том, что на загрязненном участке строят дренажную сеть. При этом в почве ниже корнеобитаемого слоя выше дренажа закладывают систему внутрипочвенных увлажнителей, подачу промывной воды осуществляют путем равномерного увлажнения почвы с поверхности и одновременно во внутрипочвенные увлажнители подают раствор двууглекислого натрия, а промывную воду, просочившуюся в дренажную сеть, отводят на очистку от оставшихся радионуклидов или утилизацию. Изобретение позволяет эффективно очистить корнеобитаемый слой почвы от загрязнения радионуклидами, осадив и захоронив изотоп стронция вне корнеобитаемого слоя. 1 ил.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к методам обращения с радиоактивными отходами, и может быть использовано при демонтаже кессонов с размещенными в них дефектными облученными тепловыделяющими сборками (ОТВС), находящимися в хранилищах судов атомного технологического обслуживания (АТО). В полость каждого кессона последовательно засыпают крупнокусковой полиэтилен, смесь фракций щебня, стальную дробь, а затем - гранулы сплава Вуда до уровня подвесок ОТВС, после чего вырезают кессон из трубной доски бака хранилища, нагревают до расплавления с последующим охлаждением и отверждением сплава Вуда, после чего приваривают подъемную крышку к верхнему торцу кессона и нагружают ее осевой растягивающей нагрузкой, затем выполняют кольцевую подрезку стенки кессона ниже расположения топливных частей ОТВС с недорезом стенки 0,3-0,4 мм, далее снимают осевую растягивающую нагрузку с подъемной крышки, подрывают кессон домкратами и перегружают с помощью перегрузочного контейнера в транспортный радиационно-защитный контейнер на хранение и переработку. Изобретение позволяет минимизировать выбросы радиоактивности в окружающую среду. 3 з.п. ф-лы, 9 ил.

Изобретение относится к области технологического оборудования в атомной энергетике, а более конкретно, к устройствам для промышленной реализации технологии демонтажа кессонов с дефектными ОТВС из баков хранилищ плавучих технических баз (ПТБ). Задачей предлагаемого технического решения устройства является создание специального станка для вырезки отверстия большого диаметра в трубной толстостенной доске вокруг кессона технологическими методами обработки в условиях высокой заглубленности и затесненности места вырезания. Станок снабжен механизмом вращения режущего инструмента и вертикальной подачи, а также подвижной платформой. Станок оборудован механизмом горизонтальной подачи и установлен на направляющих стойках, размещенных на подвижной платформе. Неподвижная опора станка, в торце которой выполнено соосно оси вращения режущего инструмента конусное углубление, в которое входит полусферический выступ центрирующей бабки, в центре которого имеется глухое отверстие, установлена на торец кессона с базированием по его внутреннему диаметру и подпружинена снизу. Технический результат - повышение точности центровки станка относительно вырезаемого кессона, сокращение времени наведения режущего инструмента и, как следствие, снижение дозовых нагрузок на обслуживающий персонал и минимизация выбросов радиоактивности в окружающую среду. 5 ил.
Изобретение относится к области очистки почвы от радионуклидов в частности стронция, и может найти применение при очистке сельскохозяйственных угодий преимущественно гумидной зоны, загрязненных при выпадении радиоактивных осадков. Способ очистки почвы от радионуклида стронция включает скашивание и удаление растительности, внесение извести и вспашку почвы, при этом после удаления растительности на загрязненном участке производят рыхление почвы на глубину 1,2-1,5 м с одновременной подачей в нижнюю часть разрыхленного слоя углекислого газа, а после внесения извести и проведения вспашки по контуру участка отсыпают водоудерживающие валы. Изобретение позволяет повысить эффективность фиксации изотопа стронция за пределами корнеобитаемого слоя почвы.

Изобретение относится к радиохимическим производствам, может использоваться, в частности, при дезактивации и очистке от отложений внутренних поверхностей трубопроводов, служащих для передачи растворов высокого уровня активности, расположенных под защитным перекрытием и недоступных для обслуживания и ремонта без их дезактивации при эксплуатации. Установка для дезактивации включает камеру моющего агента или дезактивирующего раствора, соединенную с ней систему подачи и сброса сжатого воздуха с пневмораспределителем, состоящим из двух быстродействующих клапанов, установленных на трубопроводах подачи и сброса сжатого воздуха из камеры дезактивирующего раствора, и пульта управления. В корпуса клапанов устанавливаются прижимные устройства, снабженные патрубками подачи дезактивирующего раствора и отверстиями, соединяющими патрубки с дезактивируемым трубопроводом. К патрубку подачи дезактивирующего раствора одного из прижимных устройств присоединяется камера дезактивирующего раствора, к патрубку другого прижимного устройства - ресивер. Объем ресивера превышает объем камеры дезактивирующего раствора. Камера дезактивирующего раствора и ресивер выполнены с возможностью их размещения в гнездах защитных пробок, устанавливаемых над запорными клапанами. Изобретение обеспечивает сокращение объемов дезактивирующих растворов и повышение эффективности дезактивации трубопроводов. 3 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к атомной промышленности, в частности к средствам для реабилитации окружающей среды при ликвидации бассейнов с радиоактивными донными отложениями. Устройство для очистки бассейна от радиоактивных донных отложений содержит смонтированную на понтоне платформу с опорами и установленную в опорах с возможностью вертикального перемещения раму с приемной камерой, выполненной в виде прямоугольного перевернутого сосуда. В приемную камеру погружены всасывающие патрубки двух пульсационных клапанных погружных насосов, откачивающего и перемешивающего. Приемная камера соединена с компенсирующим сосудом, сообщающимся через фильтр с атмосферой, а через обратный клапан - с бассейном. Нагнетательный трубопровод перемешивающего пульсационного клапанного погружного насоса соединен с системой сопел, размещенных особым образом внутри приемной камеры. Компрессор установлен на берегу и соединен с ресивером, в качестве которого используется часть сосудов понтона, гибким трубопроводом, размещенном на поплавках. Работа насосов обеспечивается воздухораспределительными устройствами, каждое из которых состоит из двух клапанов, один клапан присоединен к ресиверу, а второй через фильтр - к эжектору, установленному на понтоне. Техническим результатом является возможность применения струйного размыва донных отложений и их выдачи пульсационными насосами, обладающими высокой надежностью. 4 з.п. ф-лы, 4 ил.
Наверх