Способ формирования барьеров безопасности при создании пункта захоронения особых радиоактивных отходов

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 технологии вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов, а именно к технологии создания барьеров безопасности в пунктах захоронения радиоактивных отходов, обеспечивающих изоляцию радионуклидов.

Известен способ захоронения радиоактивных отходов низкой и средней удельной активности [RU 2488904 C1, МПК G21F 9/28 (2006.01), опубл. 27.07.2013], заключающийся в том, что отходы складируют в помещениях на расстоянии не менее 1 м от стен и потолка внутри здания реактора. Одновременно снаружи здания и внутрь здания реактора подают кварцевый песок до образования естественного угла откоса. При этом засыпают внутреннюю часть здания, начиная с нижнего этажа, до заполнения всех пустот в каждом помещении. Во все помещения каждого этажа кварцевый песок подают также одновременно. Причем используют по крайней мере две струи песка, вращающиеся в одной и той же горизонтальной плоскости у потолка в центре каждого помещения.

Обеспечение бесполостной засыпки возможно только для определенного расположения отходов (отходы складируются в помещениях на расстоянии не менее 1 м от стен и потолка внутри здания реактора).

Отсутствует возможность регулирования угла струи засыпки для повышения эффективности.

Известен способ бесполостного заполнения реакторных пространств при выводе из эксплуатации уран-графитового ядерного реактора [RU 2580817, МПК G21С 11/02, G21F3/00 (2006.01), дата выдачи 10.04.2016], при котором тракты технологических каналов уран-графитовых реакторов подготавливают для свободного перемещения шнека и в выбранный тракт вставляют шнековую трубу. Соосно внутрь трубы помещают шнек, в ближайший тракт технологического канала устанавливают виброштангу. В верхнюю часть шнековой трубы подают сыпучий барьерный материал и продвигают с помощью шнека, вращающегося с периодом обращения 1,2–0,4 сек, в пустые реакторные пространства. Барьерный материал равномерно распределяют и уплотняют в заполняемых полостях путем воздействия колебаний от работы виброштанги с частотой 15–25 Гц.

Недостатки этого способа:

- малая производительность при заявленных параметрах вращения шнека и частоты колебания виброштанги с учетом, что объем заполняемых полостей может достигать 3000 м3;

- в случае искривления трактов технологического канала реактора необходимо проведение работ по расточке трактов для обеспечения проходимости шнековой трубы и виброштанги.

Известен способ заполнения реакторных пространств сыпучим барьерным материалом при выводе реакторов из эксплуатации по варианту захоронения на месте [RU 2534228 C1, МПК G21C 11/00, опубл. 27.11.2014], выбранный в качестве прототипа. По указанному способу барьерный материал подают через трубу под собственным весом в заполняемое пространство и перемещают в горизонтальном направлении струей сжатого воздуха. Подачу сжатого воздуха осуществляют через воздуховод, проложенный внутри подающей трубы. Струи сжатого воздуха разворачивают в горизонтальном направлении с помощью форсунок, расположенных ниже торца подающей трубы.

Указанный способ имеет недостатки:

при горизонтальном продуве будет разделение фракций барьерного материала по плотности, т.к. в воздушном потоке более тяжелые частицы отделяются от относительно более легких, что приведет к формированию разных по плотности участков в заполняемых пространствах, что недопустимо, т.к. требуется обеспечение гранулометрической однородности по всему заполняемому объему;

в случае искривления трактов технологического канала реактора необходимо проведение работ по расточке трактов для обеспечения проходимости шнековой трубы и виброштанги.

Задачей изобретения является разработка способа формирования сплошных барьеров безопасности в пунктах размещения твердых радиоактивных отходов, при котором достигается бесполостное заполнение пустот барьерными материалами, обеспечивающими изоляцию радионуклидов.

Поставленная задача решается за счет того, что барьерный материал, также как и в прототипе, подают через трубу под собственным весом и перемещают в горизонтальном направлении струей сжатого воздуха, проходящего через воздуховод. Согласно предлагаемому изобретению мешки, содержащие глинистый барьерный материал, размещают над подающей воронкой приемной камеры, снабженной металлическими лезвиями. После вспарывания мешков барьерный материал под собственным весом подает по направляющему каналу на сито. Сыпучий барьерный материал заданного расхода направляется на вращающийся шнек, где его измельчают и перемещают в горизонтальном направлении в смесительную камеру и подвергают интенсивному аэрированию сжатым воздухом. Аэрированный барьерный материал под давлением перемещают по транспортному трубопроводу в горизонтальном направлении. Через гофрированную трубу, соединенную с транспортным трубопроводом, сыпучий барьерный материал нагнетают в заполняемые полости.

Положительный эффект достигается тем, что глиносодержащий барьерный материал предварительно размалывают с помощью вращающегося шнека и одновременно подают в смесительную камеру, где не менее чем двумя потоками сжатого воздуха аэрируют и перемещают в горизонтальном направлении по транспортному трубопроводу, в которой скорость движения смеси изменяется в зависимости от длины трубопровода. При этом один из потоков сжатого воздуха направлен вертикально для подъема барьерного материала, а другой поток горизонтально для перемещения его под высоким давлением в транспортный трубопровод. Поток аэрированного барьерного материала под давлением через гофрированную трубу, соединенную с транспортным трубопроводом, подают в заполняемые пространства. Изменение направления подачи барьерного материала осуществляют путем изменения угла наклона гофрированной трубы. Необходимая плотность искусственных барьеров безопасности в пунктах захоронения радиоактивных отходов, обеспечивающая надежную изоляцию радионуклидов, достигается путем нагнетания под давлением мелкодисперсного аэрированного барьерного материала, обладающего гранулометрической однородностью.

На фиг. 1 представлена принципиальная схема формирования аэрированного барьерного материала.

На фиг. 2 показана схема бесполостного заполнения реакторных пространств уран-графитового ядерного реактора барьерным материалом в пункте захоронения особых радиоактивных отходов.

Непосредственно перед началом процесса гофрированную трубу 1 направляли в область, в которой требовалось создание барьеров безопасности в пункте захоронения радиоактивных отходов. Электродвигателем 2 приводился в движение напорный шнек с постоянным шагом 3, который располагался в горизонтальном положении по отношению к поверхности земли. Мешок 4 с сыпучим барьерным материалом размещали над направляющей воронкой 5 и опускали на металлические лезвия 6, расположенные на сите 7. Путем скрытия мешка 4 с помощью металлических лезвий 6 происходило растаривание, в результате чего, сыпучий барьерный материал под собственным весом через сито 7 направлялся в камеру 8 с вращающимся напорным шнеком 3, где его размалывали и подавали в смесительную камеру 9. В смесительной камере 9 барьерный материал аэрировали не менее чем двумя потоками сжатого воздуха, подаваемого через воздуховоды 10 и 11, и перемещали в горизонтальном направлении в транспортный трубопровод 12. Поток аэрированного барьерного материала под давлением через гофрированную трубу 1, соединенную с транспортным трубопроводом 12, подавали в заполняемые реакторные пространства 13 (фиг. 2).

Пример осуществления изобретения приведен ниже.

В качестве объекта для формирования барьеров безопасности при создании пункта захоронения особых радиоактивных отходов был выбран промышленный уран-графитовый реактор ЭИ-2, подготовленный к выводу из эксплуатации по варианту безопасного захоронения на месте.

Для создания барьеров безопасности выбиралась гофрированная труба, диаметром, не превышающим средний диаметр тракта технологических каналов кладки реактора, и опускалась в подреакторное пространство через ячейку, расположенную в центральной части графитовой кладки.

В качестве материала сыпучих барьеров безопасности выбиралась сухая глина композиционного состава, представляющая из себя смесь каолинита, бентонита и вермикулита. Значительная часть породы состояла из тонкодисперсного материала катионообменной емкостью больше 30 мг-экв./100 г породы. Средняя плотность барьерного материала составляла около 1,02 г/см3, на долю частиц размером менее 0,5 мм приходилось 95% от их общего количества. При этом на остальные 5% приходились частицы размером более 0,5 мм.

Мешки массой до 930 кг с сыпучим глиносодержащим барьерным материалом размещали над направляющей воронкой установки для аэрирования и нагнетания. С помощью электродвигателя мощностью 15 кВт приводился в движение напорный шнек с постоянным шагом 5 см. В смесительную камеру с помощью компрессоров подавали сжатый воздух не менее чем двумя потоками, расходом не более 9 м3/мин. Рабочее давление в смесительной камере поддерживалось около 1,5 кгс/см2. После подготовки установки к эксплуатации мешки с барьерным материалом опускали на металлические лезвия, расположенные на сите, способном задерживать крупные образования глины диаметров до 0,5 см. При вскрытии мешков происходило их растаривание, в результате чего, сыпучий барьерный материал под собственным весом через сито направлялся в камеру с вращающимся напорным шнеком. Глиняные образования размером до 0,1 см размельчались и всю смесь с помощью вращающегося шнека перемещали в смесительную камеру высокого давления. В смесительной камере происходило, с одной стороны, аэрация барьерного материла, а с другой – разрушение оставшихся глиняных образований до размера, не превышающего 0,5 мм. Аэрирующим элементом смесительной камеры являлась микропористая перегородка, выполненная из бельтинга. Под действием избыточного давления в смесительной камере аэрированный материал перемещали по транспортному трубопроводу через гофрированную трубу в заполняемое подреакторное пространство.

Для контроля заполнения подреакторного пространства в один из ближайших трактов технологического канала опускали переносную видеокамеру, обеспечивающую передачу изображения в режиме реального времени.

Заполнение всего объема графитовой кладки барьерными материалами выполняли через другие тракты технологических каналов. При этом сами тракты технологических каналов заполняли путем одновременной подачи аэрированного барьерного материала и постепенным по мере заполнения пространства извлечением гофрированной трубы из ячейки.

Пустоты между боковыми металлоконструкциями, баками биологической защиты, во вспомогательных помещениях, технологических шахтах заполняли аналогичным образом без применения дополнительного оборудования.

Таким образом, при формировании барьеров безопасности путем нагнетания под давлением аэрированного глиносодержащего барьерного материала в пустоты достигается плотность, обеспечивающая надежную изоляцию радиоактивных отходов внутри созданного контаймента, геологически совместимого с окружающей средой. При этом возможно создание таких барьеров в любых труднодоступных местах пункта захоронения радиоактивных отходов.


Способ формирования барьеров безопасности при создании пункта захоронения особых радиоактивных отходов, не подлежащих извлечению из мест их нахождения, включающий подачу барьерного материала через трубу под собственным весом и перемещение в горизонтальном направлении струей сжатого воздуха, проходящего через воздуховод, отличающийся тем, что 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, где просеивают и с помощью напорного шнека с шагом 5 см измельчают и перемещают в горизонтальном направлении в смесительную камеру, где аэрируют сжатым воздухом при рабочем давлении около 1,5 кгс/см2 и перемещают по транспортному трубопроводу в горизонтальном направлении в гофрированную трубу, помещенную под определенным углом в заполняемую полость, в которую нагнетают аэрированный барьерный материал.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к технологии обращения с радиоактивными отходами, в частности с низко- и среднеактивными жидкими радиоактивными отходами (ЖРО) с получением продукта, пригодного для долгосрочного хранения.

Изобретение относится к области охраны окружающей среды и может быть использовано при снятии с эксплуатации реакторов с графитовым замедлителем. Облученный графит перед термообработкой подвергают воздействию реагентов, разрушающих его поверхностный слой, содержащий радиоактивные нуклиды, и удаляют полученный продукт с поверхности графита.

Изобретение относится к пригодному для обработки ядерных отходов способу обработки оболочки для проведения ядерных реакций, содержащей прокаленный материал, состоящий полностью или частично из прокаленного гидрида кальция.

Изобретение относится к переработке отходов, включающих органические компоненты и радиоактивные агенты. Способ переработки отходов включает газифицирование отходов, включающих органические компоненты и радиоактивные агенты, которые представляют собой радиоактивные агенты с низким и/или средним уровнем активности, в реакторе с псевдоожиженным слоем при температуре от 600 до 950°С с помощью воздуха, так что коэффициент избытка воздуха составляет ниже 1, с получением газообразного материала, охлаждение газообразного материала путем быстрого охлаждения водой так, что температура после охлаждения составляет от 300 до 500°С, и удаление твердой фракции, включающей радиоактивные агенты, из газообразного материала на стадии очистки газа с получением переработанного газообразного материала.
Изобретение относится к способу сверхкритической флюидной экстракции комплексов урана. Способ включает создание сверхкритического растворителя в реакторе и растворение комплексов урана с лигандами в присутствии воды, экстракцию растворенных комплексов урана с лигандами из реактора.

Изобретение относится к изготовлению тепловыделяющих элементов ядерных реакторов с урановым и МОКС-топливом. Дезактивация осуществляется методом протягивания твэла через картридж, содержащий чистящий материал, не оставляющий следов на поверхности твэла.

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.

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.

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 радиохимической технологии и может быть использовано при переработке отработанного ядерного топлива (ОЯТ) атомных электростанций (АЭС) на операциях растворения. Способ ОЯТ включает обработку в системе диоксида азота. Расчетное количество раствора пероксида водорода и тетраоксида азота приводят в контакт с загрузкой растворяемого материала при температуре 0,5-14,5°C, реакционную смесь нагревают в замкнутой системе до температуры растворения со скоростью 0,1-1,8°C/мин, растворение проводят при температуре 71-98°C и избыточном давлении 0,05-0,45 МПа с подачей в систему кислородсодержащего газового потока в непрерывном либо периодическом режиме под давлением до 0,49 МПа. Изобретение позволяет получить жидкий стабильный при температуре 60-75°С продукт с концентрацией урана 550-1100 г/л и азотной кислоты 0,8-3,5 моль/л. 8 з.п. ф-лы, 3 пр.

Изобретение относится к области радиохимической технологии и может быть использовано в технологии переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Способ извлечения металлов платиновой группы из осадков после осветления продукта кислотного растворения волоксидированного отработавшего ядерного топлива включает окислительную трансформацию осадка, восстановительную обработку. Далее ведут вскрытие восстановленного осадка и селективное отделение платиноидов из полученных растворов Результатом является получение концентрированных азотнокислых растворов металлов платиной группы (рутения, родия, палладия) с величиной удельной активности, позволяющей производить их последующий аффинаж вне защитной зоны. Техническим результатом изобретения является переведение в азотнокислый раствор более 94,3% осадков, образующихся при кислотном растворении и осветлении ОЯТ, извлечение более 92,4% суммы содержащихся в осадках платиноидов, возвращение в переработку 99,4% содержащегося в осадках плутония, очистка платиноидов от продуктов деления с коэффициентами 104-105, получение рутениевого, палладиевого, родиевого концентратов. 28 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 пр.

Способ может быть использован для проведения глубокой дезактивации металлических изделий, на поверхности которых находятся трудноудаляемые радиоактивные загрязнения. В способе проводят электрохимическую дезактивацию металла при одновременном воздействии ультразвуковых колебаний. В качестве дезактивирующего раствора используют водный раствор кислоты, анион которой образует нерастворимое соединение с кальцием. Затем осуществляют нейтрализацию отработавшего дезактивирующего раствора. Далее отделенный от суспензии раствор доукрепляют и повторно используют. Цементированию подергают жидкие радиоактивные отходы, представляющие собой суспензию гидроксидов металлов и труднорастворимых соединений, образуемых кальцием и анионом соответствующей кислоты. Техническим результатом является повышение эффективности дезактивации. 4 табл., 4 пр.

Изобретение относится к средствам защиты окружающей среды от последствий пожаров, осложненных радиационным фактором. Композиция для пылеподавления и локализации радиоактивных продуктов горения после тушения пожара с радиационным фактором в качестве поверхностно-активного вещества содержит смесь анионоактивного, неионогенного и амфотерного поверхностно-активных веществ при следующих соотношениях компонентов, мас. %: Водный раствор поливинилового спирта (в пересчете на массовую долю сухого продукта) 3,0-7,0 Пластификатор 0,1-0,3 Поверхностно-активное вещество 11,0-29,0 Вода остальное Изобретение позволяет произвести пылеподавление и локализацию радиоактивных продуктов горения, образовавшихся после тушения пожара на поверхностях, в том числе и с повышенными температурами. 5 з.п. ф-лы, 2 табл.

Изобретение относится к области обращения с радиоактивными отходами. Способ дезактивации твердых радиоактивных отходов (ТРО) включает воздействие в рабочей камере на поверхность ТРО частиц льда с дальнейшим плавлением льда, сбором и фильтрацией плавленой воды с образованием замкнутого цикла воды. Обработку поверхности ТРО проводят ускоренными ледяными гранулами. Проводят входной и выходной радиационный контроль отходов. Сортировку ТРО в соответствии с результатами радиационного контроля с выводом части отходов из категории радиоактивных в категорию твердых промышленных отходов. Талая вода после дезактивации проходит полную очистку от радионуклидов. Дезактивация ТРО осуществляется путем воздействия на них потока сферических монодиспресных ледяных водяных гранул размером 100-500 мкм, скоростью до 100 м/с, полученных при температуре не выше минус 50оС. Изобретение позволяет повысить экономичность и эффективность очистки и снизить объем ТРО. 6 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области ядерной техники, а именно к способам удаления металлических покрытий с поверхностей деталей из радиоактивных металлов и сплавов перед их утилизацией с использованием технологических операций переплавки. Способ удаления металлического покрытия с поверхности деталей из радиоактивных металлов и сплавов включает нагрев деталей до образования интерметаллидных соединений, обработку деталей, а при необходимости и дополнительную обработку. Нагрев выполняют в вакуумной камере импульсными токами высокой частоты при определенном количестве циклов до образования интерметаллидных соединений, обработку проводят сверхзвуковым потоком инертного газа с контролем полноты удаления покрытия, а дополнительную обработку проводят сверхзвуковым потоком инертного газа, содержащим порошок корунда. Изобретение позволяет создать универсальный “сухой” способ удаления металлических покрытий. 1 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к экологии и охране окружающей среды, а более конкретно к способам переработки беспламенным горением углеродсодержащих отходов, в частности облученного реакторного графита, а также других углеродсодержащих радиоактивных отходов АЭС. В способе переработки радиоактивных углеродсодержащих отходов путем беспламенного горения в расплаве карбонатов щелочных металлов в присутствии окислителя, в качестве окислителя используют оксид меди двухвалентной в виде порошка формулы CuO, вводимый в расплав в количестве 5-50% от массы расплава, причем в качестве карбонатов щелочных металлов используют бинарную систему из карбонатов натрия и калия, а переработку осуществляют при температуре от 800 до 1000°C, при этом образующуюся при обработке отходов графита восстановленную нанодисперсную медь используют для получения оксида меди путем ее окисления кислородом воздуха для применения в процессе переработки графита. Изобретение позволяет упростить управление при проведении процесса беспламенного горения с исключением возможности выноса радиоактивных веществ. 1 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к области ядерной энергетики. Способ переработки отходов ядерного производства включает электрохимическое растворение твэлов в растворе азотной кислоты в электролизере при постоянном поддержании концентрации азотной кислоты в диапазоне 5,0÷6,0 М. Корпус электролизера является катодом. Анод выполнен в виде зажима с возможностью его периодического разжатия и сжатия при отклонении тока от номинального значения до 10%. При этом отношение площадей поверхности анодной части, погруженной в раствор, и растворяемых твэлов составляет (2÷7):1, а отношение плотностей тока на аноде и растворяемых твэлах составляет 1:(2÷7). После электрохимического растворения, сопровождающегося удалением оболочки и частичным растворением урана, осветленные растворы направляют на экстракционное извлечение урана, а нерастворенные остатки помещают в смесь азотной и плавиковой кислот с добавлением в раствор алюминия при молярном соотношении компонентов HF:HNO3:Al=1:(4÷8):(0,2÷0,4). Осветленные растворы подвергают экстракционному извлечению урана. Изобретение позволяет повысить извлечение урана при переработке твэлов в оболочке из нержавеющей стали с топливным сердечником, содержащим цирконий. 1 з.п. ф-лы, 1 табл.

Изобретение относится к области атомной энергетики. Приспособление погружное для электрохимической дезактивации фрагментов труб содержит зажим дезактивируемого фрагмента труб, анод и катод, выполненный в виде коаксиально расположенных и скрепленных между собой внешнего и внутреннего цилиндров. Приспособление снабжено основанием, являющимся анодом, жестко связанной с ним центральной стойкой, закрепленной сверху на центральной стойке и электрически изолированной от нее крышкой приспособления, имеющей токовод катода и отверстия, в каждом из которых установлены с возможностью перемещения цилиндры катода, при этом зажимы дезактивируемых фрагментов труб закреплены на основании соосно отверстиям в крышке приспособления. Количество зажимов дезактивируемого фрагмента труб равно количеству отверстий в крышке приспособления. Изобретение позволяет дезактивировать фрагменты обечаек и трубопроводов АЭС различных диаметров и любого сечения за один цикл с внутренней и наружной сторон. 7 з.п. ф-лы, 4 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 кгссм2 и перемещают по транспортному трубопроводу в горизонтальном направлении в гофрированную трубу. Изобретение позволяет обеспечить бесполостное заполнение пустот барьерными материалами. 2 ил., 1 пр.

Наверх