Способ утилизации крупногабаритного плавучего объекта с ядерной энергетической установкой



Способ утилизации крупногабаритного плавучего объекта с ядерной энергетической установкой
Способ утилизации крупногабаритного плавучего объекта с ядерной энергетической установкой
Способ утилизации крупногабаритного плавучего объекта с ядерной энергетической установкой

 


Владельцы патента RU 2597246:

Акционерное общество "Научно-исследовательское проектно-технологическое бюро "Онега" (RU)

Изобретение относится к технологии утилизации и может быть использовано при утилизации крупногабаритных плавучих объектов с ядерной энергетической установкой. После вывода из эксплуатации и принятия решения об утилизации производят выгрузку отработавшего ядерного топлива из реакторов, демонтируют надстройку, выгружают часть оборудования, формируют реакторных блок, разгружают объект до состояния, при котором плоскость ватерлинии объекта оказывается ниже сформированного реакторного блока, выполняют технологический вырез в борту объекта, монтируют выкатное устройство, удаляют реакторный блок с помощью выкатного устройства. Одновременно компенсируют уменьшение массы объекта приемом на объект балласта. Затем подготавливают реакторный блок к длительному хранению, а объект утилизируют способом, установленным проектом утилизации. Технический результат - утилизация крупногабаритного плавучего объекта с ядерной энергетической установкой без использования крупнотоннажного плавучего передаточного док-понтона. 3 ил.

 

Изобретение относится к технологии утилизации и может быть использовано при утилизации крупногабаритных плавучих объектов с ядерной энергетической установкой.

Известен способ утилизации крупногабаритного плавучего объекта с ядерной энергетической установкой (пат. 2384905, Российская Федерация, МПК G21F 9/28. Способ утилизации крупногабаритного плавучего объекта с ядерной энергетической установкой [Текст] / Салыкин О.М., Гриб С.П., заявитель и патентообладатель Открытое акционерное общество «Научно-исследовательское проектно-технологическое бюро «Онега». - №2008133778; заявл. 15.08.2008; опубл. 20.03.2010), при котором выгружают отработавшее ядерное топливо из реактора, демонтируют надстройку, выгружают часть оборудования, формируют реакторный блок, принимают на объект балласт, на док-понтоне производят технологический вырез части борта объекта, устанавливают к технологическому вырезу выкатное устройство, удаляют реакторный блок через технологический вырез в борту объекта по выкатному устройству, утилизируют объект, подготавливают реакторный блок к длительному хранению.

Указанный способ наиболее близок к заявляемому, поэтому принят в качестве прототипа.

Недостатком прототипа является необходимость использования крупнотоннажного плавучего передаточного док-понтона с широкой стапельной поверхностью для боковой выкатки реакторного блока.

Суть заявляемого технического решения заключается в том, что в известном способе, при котором выгружают отработавшее ядерное топливо из реактора, демонтируют надстройку, выгружают часть оборудования, формируют реакторный блок, удаляют реакторный блок через технологический вырез в борту объекта по выкатному устройству, утилизируют объект, подготавливают реакторный блок к длительному хранению, после формирования реакторного блока производят разгрузку объекта до состояния, при котором плоскость ватерлинии объекта оказывается ниже сформированного реакторного блока, выполняют технологический вырез в борту объекта, находящегося на плаву, монтируют выкатное устройство одной стороной к технологическому вырезу в борту объекта, а противоположной стороной к стапельной поверхности, а одновременно с удалением реакторного блока через технологический вырез в борту объекта компенсируют уменьшение массы объекта приемом на объект балласта.

Сравнительный анализ заявляемого технического решения с прототипом показал, что заявляемое техническое решение обладает рядом признаков, не совпадающих с прототипом, а именно: после формирования реакторного блока производят разгрузку объекта до состояния, при котором плоскость ватерлинии объекта оказывается ниже сформированного реакторного блока, выполняют технологический вырез в борту объекта, находящегося на плаву, монтируют выкатное устройство одной стороной к технологическому вырезу в борту объекта, а противоположной стороной к стапельной поверхности, а одновременно с удалением реакторного блока через технологический вырез в борту объекта компенсируют уменьшение массы объекта приемом на объект балласта.

Сравнительный анализ заявляемого технического решения с другими показал, что компенсация уменьшения массы плавучего объекта приемом балласта широко известна в технике. Также известен монтаж выкатного устройства одной стороной к технологическому вырезу в борту объекта, а противоположной стороной к стапельной поверхности, однако только совместное применение разгрузки объекта до состояния, при котором плоскость ватерлинии объекта оказывается ниже сформированного реакторного блока после формирования реакторного блока, выполнения технологического выреза в борту объекта, находящегося на плаву, монтажа выкатного устройства одной стороной к технологическому вырезу в борту объекта, а противоположной стороной к стапельной поверхности и компенсации уменьшения массы объекта приемом на объект балласта одновременно с удалением реакторного блока через технологический вырез в борту объекта, позволит выполнить утилизацию крупногабаритного плавучего объекта с ядерной энергетической установкой без использования крупнотоннажного плавучего передаточного док-понтона, что позволяет снизить затраты на утилизацию объекта.

Выполнение технологического выреза в борту объекта, находящегося на плаву, позволяет не использовать док-понтон. Разгрузка объекта до состояния, при котором плоскость ватерлинии объекта оказывается ниже сформированного реакторного блока после формирования реакторного блока, позволяет сохранить плавучесть объекта при выполнении технологического выреза в борту объекта и при последующих операциях.

Монтаж выкатного устройства одной стороной к технологическому вырезу в борту объекта позволяет надежно закрепить выкатное устройство в положении, удобном для последующего удаления реакторного блока через технологический вырез в борту объекта, а монтаж выкатного устройства противоположной стороной к стапельной поверхности обеспечивает возможность выкатить удаленный реакторный блок на стапельную поверхность для последующей подготовки его к длительному хранению. Компенсация уменьшения массы объекта приемом на объект балласта одновременно с удалением реакторного блока через технологический вырез в борту объекта позволяет сохранить положение объекта на плаву во время операции удаления реакторного блока, что в свою очередь позволит обеспечить безопасность данной операции.

На фиг. 1 изображен крупногабаритный плавучий объект 1 после выгрузки отработавшего ядерного топлива из реакторов, демонтажа надстройки, выгрузки части оборудования, с фактической ватерлинией 2.

На фиг. 2 представлен разгруженный объект 1 с новой ватерлинией 3 во время удаления реакторного блока 4 через технологический вырез в борту объекта 1 с помощью выкатного устройства 5 на стапельную поверхность, например на стапельную плиту или стапельную палубу передаточного дока 6. Принимаемый балласт 7 компенсирует уменьшение массы объекта 1.

На фиг. 3 представлен объект 1 после удаления реакторного блока 4 через технологический вырез в борту объекта 1 с помощью выкатного устройства 5 и реакторный блок 4 на стапельной поверхности 6. На объект принят балласт 7.

Способ осуществляется следующим образом: после вывода из эксплуатации и принятия решения об утилизации выполняют подготовку объекта 1 к утилизации, производят выгрузку отработавшего ядерного топлива из реакторов, демонтируют надстройку, выгружают часть оборудования, формируют реакторный блок 4, разгружают объект 1 до состояния, при котором плоскость ватерлинии объекта 3 оказывается ниже сформированного реакторного блока 4, выполняют технологический вырез в борту объекта 1, монтируют выкатное устройство 5, удаляют реакторный блок 4 с помощью выкатного устройства 5, одновременно компенсируя уменьшение массы объекта 1 приемом на объект 1 балласта 7. Затем подготавливают реакторный блок 4 к длительному хранению, а объект 1 утилизируют способом, установленным проектом утилизации.

Таким образом, способ позволяет выполнить утилизацию крупногабаритного плавучего объекта с ядерной энергетической установкой без использования крупнотоннажного плавучего передаточного док-понтона, что позволяет снизить затраты на утилизацию объекта.

Способ утилизации крупногабаритного плавучего объекта с ядерной энергетической установкой, при котором выгружают отработавшее ядерное топливо из реактора, демонтируют надстройку, выгружают часть оборудования, формируют реакторный блок, удаляют реакторный блок через технологический вырез в борту объекта по выкатному устройству, утилизируют объект, подготавливают реакторный блок к длительному хранению, отличающийся тем, что после формирования реакторного блока производят разгрузку объекта до состояния, при котором плоскость ватерлинии объекта оказывается ниже сформированного реакторного блока, выполняют технологический вырез в борту объекта, находящегося на плаву, монтируют выкатное устройство одной стороной к технологическому вырезу в борту объекта, а противоположной стороной к стапельной поверхности, а одновременно с удалением реакторного блока через технологический вырез в борту объекта компенсируют уменьшение массы объекта приемом на объект балласта.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к способам химической дезактивации металлов с радиоактивным загрязнением. Способ дезактивации поверхностно загрязненных изделий из металлических сплавов или их фрагментов заключается в нанесении на дезактивируемую поверхность порошкового реагента, в котором по меньшей мере 80% частиц имеют размер менее 1 мкм, содержащего калий, натрий и серу, последующем нагреве поверхности, ее охлаждении и очистке от образовавшейся окалины.

Группа изобретений относится к способу и устройству для уменьшения содержания радиоактивного материала в объекте, содержащем радиоактивный материал, до безопасного для среды обитания уровня.

Изобретение относится к способу химической стабилизации соединения карбида урана и устройству для осуществления способа. Способ включает следующие этапы: этап повышения температуры внутри указанной камеры до температуры окисления указанного соединения на основе карбида урана в интервале приблизительно от 380°C до 550°C, причем в указанную камеру поступает инертный газ; этап изотермической окислительной обработки при указанной температуре окисления, причем указанная камера находится под парциальным давлением O2; этап контроля завершения стабилизации указанного соединения, который содержит отслеживание количества поглощенного молекулярного кислорода и/или диоксида углерода или выделенных диоксида или моноксида углерода до достижения входного заданного значения указанного количества молекулярного кислорода, минимального порогового значения указанного количества диоксида углерода или минимальных пороговых значений диоксида углерода и моноксида углерода.

Изобретение относится к атомной промышленности. Cпособ обращения с реакторным графитом остановленного уран-графитового реактора включает выборку из кладки реактора.

Изобретение относится к технологии урана, применительно к эксплуатации производств по разделению изотопов урана, и может быть использовано для очистки различных металлических поверхностей, работающих в среде гексафторида урана, от нелетучих отложений урана.

Изобретение относится к способу обработки твердых радиоактивных отходов, образованных при переработке ядерного топлива водо-водяных реакторов и реакторов РБМК. Способ заключается в хлорировании отходов молекулярным хлором при температуре 400-500°С и разделении полученных продуктов, при этом огарок и отфильтрованные пылевидные продукты направляют в пурекс-процесс, газовую смесь с целью очистки от ниобия и других легирующих элементов обрабатывают водородом при температуре 450-550°С и пропускают через керамический фильтр, нагретый до 500-550°С, очищенный тетрахлорид циркония кристаллизуют в конденсаторе при температуре не выше 150°С.

Изобретение относится к средствам детритирования. Заявленное устройство содержит печь (1) для плавления тритированных отходов, при этом указанная печь содержит топку для приема тритированных отходов и барботажное устройство для ввода гидрогенизированного барботирующего газа в топку во время плавления и обработки тритированных отходов в печи.
Изобретение относится к средствам для наружного употребления в качестве дезактивирующего моющего средства для очистки кожных покровов человека и наружной поверхности оборудования от загрязнений радиоактивными веществами.
Изобретение относится к средствам переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). В заявленном способе разрушенные при рубке ТВЭЛов таблетки оксидного отработавшего ядерного топлива подвергают растворению при нагревании в водном растворе нитрата железа(III) при мольном отношении железа к урану в топливе, равном 1,5-2,0:1, образовавшийся осадок основной соли железа с нерастворенными продуктами деления ядерного топлива отделяют фильтрованием, а из полученного слабокислого раствора осаждают пероксид уранила путем последовательной подачи в раствор при перемешивании динатриевой соли этилендиаминтетрауксусной кислоты.

Изобретение относится к средствам кондиционирования радиоактивных отходов пористо-волокнистых теплоизоляционных материалов (ТИМ) путем включения в магнезиальный цемент.
Наверх