Способ демонтажа графитовой кладки ядерного реактора

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к технологиям обработки, манипулирования или облегчения манипулирования топливными или другими материалами внутри реактора, и может быть использовано для демонтажа графитовой кладки при выводе из эксплуатации уран-графитового ядерного реактора. Способ демонтажа графитовой кладки ядерного реактора включает размещение дистанционно управляемого манипулятора и контейнера для радиоактивных отходов в реакторном пространстве между графитовой кладкой и металлоконструкциями. Для прохода упомянутых манипулятора и контейнера в реакторное пространство выполняют по меньшей мере один проем в металлоконструкциях с сохранением их несущей способности. Извлечение элементов графитовой кладки производят путем порядной разборки графитовой кладки и поочередного индивидуального захвата манипулятором элемента графитовой кладки. Технический результат – обеспечение минимизации дозовых нагрузок на производящий работы персонал без увеличения количества первичных и при уменьшении вторичных радиоактивных отходов. 11 з.п. ф-лы.

 

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к технологиям обработки, манипулирования или облегчения манипулирования топливными или другими материалами внутри реактора и может быть использовано для демонтажа графитовой кладки при выводе из эксплуатации уран-графитового ядерного реактора.

Наиболее близким по совокупности существенных признаков к изобретению является способ демонтажа графитовой кладки ядерного реактора, описанный в патенте США №8873696, МПК 621 СЛ 9/00, опубл 28.10.2014 (прототип).

В известном способе удаляют все металлоконструкции, выполняющие функцию биологической защиты, которая окружает графитовую кладку ядерного реактора. Над графитовой кладкой реактора устанавливают опорную конструкцию, на которой размещают дистанционно управляемый манипулятор и другое специализированное оборудование, а контейнер для радиоактивных отходов устанавливают вблизи от места проведения работ. Извлечение элементов графитовой кладки производят путем фрагментации (дробления) графитовой кладки, для этого используют манипулятор, снабженный устройством для дробления. Ковшом манипулятора извлекают фрагментированные графитовые элементы из активной зоны реактора и помещают в контейнер для радиоактивных отходов. Операцию повторяют до полного извлечения графита из активной зоны реактора. Для уменьшения количества образующейся графитовой пыли используют систему разбрызгивания жидкости. Для предотвращения распространения радиоактивного загрязнения сооружают защитный модуль, в конкретном исполнении изготовленный из армированного ПХВ. Защитный модуль накрывает все оборудование, установленное на опорной конструкции.

Недостатками известного способа демонтажа графитовой кладки ядерного реактора являются:

- увеличение объема радиоактивных отходов и образование радиоактивной графитовой пыли из-за дробления элементов графитовой кладки:

- увеличение количества вторичных радиоактивных отходов и усложнение процесса их дальнейшей утилизации из-за многочисленного основного и вспомогательного оборудования и защитного модуля;

- ограничение по доступности технических средств для обслуживания их персоналом, которое проводится в условиях высоких полей ионизирующего излучения реактора, что объясняется извлечением графитовых элементов из реактора после удаления биологической защиты,

- увеличенное образование вторичных жидких радиоактивных отходов из-за использования жидкостного пылеподавления.

Задачей настоящего изобретения является создание способа демонтажа графитовой кладки ядерного реактора, который обеспечивает повышение радиационной безопасности при одновременном сокращении объема выполняемых работ.

Техническим результатом настоящего изобретения является минимизация дозовых нагрузок на производящий работы персонал без увеличения количества первичных и при уменьшении вторичных радиоактивных отходов.

Указанный технический результат достигается тем, что в известном способе демонтажа графитовой кладки ядерного реактора, включающем размещение в месте проведения демонтажа дистанционно управляемого манипулятора и контейнера для радиоактивных отходов, извлечение элементов графитовой кладки и загрузку в контейнер для радиоактивных отходов с использованием дистанционно управляемого манипулятора, согласно заявленному изобретению дистанционно управляемый манипулятор и контейнер для радиоактивных отходов размещают в реакторном пространстве между графитовой кладкой и металлоконструкциями, выполняющими функцию биологической защиты. Для прохода упомянутых манипулятора и контейнера в реакторное пространство выполняют, по меньшей мере, один проем в металлоконструкциях с сохранением их несущей способности. Извлечение элементов графитовой кладки производят путем порядной разборки графитовой кладки и поочередного индивидуального захвата манипулятором элемента графитовой кладки.

Один из вариантов способа демонтажа графитовой кладки ядерного реактора осуществляют с использованием мобильного дистанционно управляемого манипулятора. В этом случае на поверхность графитовых блоков устанавливают выравнивающий настил для перемещения дистанционно управляемого манипулятора и размещения контейнера для радиоактивных отходов.

Другой вариант способа демонтажа графитовой кладки ядерного реактора осуществляют с использованием стационарного дистанционно управляемого манипулятора. В этом случае выполняют дополнительный проем, под которым на поверхность графитовых блоков устанавливают на выравнивающий настил контейнер для радиоактивных отходов.

Кроме этого, размер проема выбирают, исходя из габаритов дистанционно управляемого манипулятора и контейнера для радиоактивных отходов.

Кроме этого, проем выполняют со съемной крышкой.

Кроме этого, перед загрузкой извлеченных элементов графитовой кладки в контейнер для радиоактивных отходов осуществляют их радиационный контроль.

Кроме этого, загрузку в контейнер для радиоактивных от ходов производят в зависимости от радиационных характеристик извлеченных элементов графитовой кладки.

Кроме этого, при извлечении элементов графитовой кладки и загрузке их в контейнер для радиоактивных отходов используют систему вентиляции демонтируемого ядерного реактора с дополнительной организацией локального отсоса.

Способ демонтажа графитовой кладки ядерного реактора осуществляют следующим образом.

На остановленном уран-графитовом ядерном реакторе, из которого предварительно было извлечено ядерное топливо, в металлоконструкциях, выполняющих функцию биологической защиты, выполняют один или несколько проемов для прохода в реакторное пространство между указанными металлоконструкциями и графитовой кладкой дистанционно управляемого манипулятора и контейнера для радиоактивных отходов. Проемы выполняют с сохранением несущей способности металлоконструкций. Проемы выполняют со съемными крышками, а размер проема выбирают, исходя из габаритов проходящих через него дистанционно управляемого манипулятора и контейнера для радиоактивных отходов.

Дистанционно управляемый манипулятор и контейнер для радиоактивных отходов вводят через выполненный проем в реакторное пространство и размещают их непосредственно на графитовой кладке или на выравнивающем настиле, который устанавливают на поверхности графитовой кладки. Выравнивающий настил обеспечивает беспрепятственное перемещение мобильного дистанционно управляемого манипулятора по графитовой кладке. В случае использования манипулятора, способного перемещаться по неровностям графитовой кладки, выравнивающий пастил не применяют.

Контейнер для радиоактивных отходов может быть установлен непосредственно под проемом.

После размещения манипулятора и контейнера на отведенных для них местах и перед выполнением работ по извлечению элементов графитовой кладки съемные крышки монтируют в проемы и закрывают. Манипулятор дистанционно управляется оператором, находящимся за биологической защитой. Извлечение элементов графитовой кладки осуществляют путем ее порядной разборки, начиная с первого верхнего ряда графитовой кладки. Дистанционно управляемый манипулятор, снабженный захватывающим устройством, перемещают по первому верхнему ряду графитовой кладки, состоящему из графитовых элементов (цельных графитовых блоков или фрагментов поврежденного или разрушенного графитового блока) и производят поочередное извлечение элементов из первого ряда графитовой кладки путем индивидуального захвата манипулятором каждого элемента графитовой кладки. Извлеченные элементы подвергают радиационному контролю и загружают в контейнер для радиоактивных отходов в зависимости от их радиационных характеристик. После заполнения контейнера для радиоактивных отходов его удаляют через проем.

Процесс демонтажа графитовой кладки осуществляют циклически, производя порядную разборку графитовой кладки до ее полного демонтажа.

В качестве варианта для осуществления способа может быть использован стационарный дистанционно управляемый манипулятор, управляемую руку которого вводят через выполненный в металлоконструкциях проем. В этом случае выполняют дополнительный проем, под который на выравнивающий пастил устанавливают контейнер для радиоактивных отходов.

При реализации способа применяют существующую в демонтируемом ядерном реакторе систему вентиляции с дополнительной организацией локального отсоса.

Для ориентирования дистанционно управляемого манипулятора используют систему видеонаблюдения с освещением, которая позволяет получать изображение района демонтируемой графитовой кладки.

Извлечение графитовых блоков кладки без принудительной фрагментации, в отличие от прототипа, не приводит к увеличению объема радиоактивных отходов и образованию радиоактивной графитовой пыли.

Уменьшение дозовых нагрузок на производящий работы персонал обеспечивается за счет того, что биологическую защиту удаляют не полностью, а только в районе проема.

Дистанционно управляемый манипулятор в случае необходимости может быть извлечен из зоны выполнения работ в условиях высоких полей ионизирующего излучения за биологическую защиту для его технического обслуживания или ремонта.

Таким образом, реализация данного изобретения приводит к минимизации дозовых нагрузок на производящий работы персонал, без увеличения объема первичных и при сокращении вторичных радиоактивных отходов.

1. Способ демонтажа графитовой кладки ядерного реактора, включающий размещение в месте проведения демонтажа дистанционно управляемого манипулятора и контейнера для радиоактивных отходов, извлечение элементов графитовой кладки и загрузку в контейнер для радиоактивных отходов с использованием дистанционно управляемого манипулятора, отличающийся тем, что дистанционно управляемый манипулятор и контейнер для радиоактивных отходов размещают в реакторном пространстве между графитовой кладкой и металлоконструкциями, выполняющими функцию биологической защиты, при этом для прохода упомянутых манипулятора и контейнера в реакторное пространство выполняют по меньшей мере один проем в металлоконструкциях с сохранением их несущей способности, а извлечение элементов графитовой кладки производят путем порядной разборки графитовой кладки и поочередного индивидуального захвата манипулятором каждого элемента графитовой кладки.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что размер проема выбирают исходя из габаритов дистанционно управляемого манипулятора и контейнера для радиоактивных отходов.

3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что контейнер для радиоактивных отходов устанавливают на графитовой кладке.

4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что контейнер для радиоактивных отходов устанавливают на выравнивающий настил.

5. Способ по п. 1, отличающийся тем, что демонтаж графитовой кладки ядерного реактора осуществляют с использованием мобильного дистанционно управляемого манипулятора.

6. Способ по п. 5, отличающийся тем, что при использовании мобильного дистанционно управляемого манипулятора его устанавливают на графитовой кладке.

7. Способ по п. 5, отличающийся тем, что на графитовой кладке устанавливают выравнивающий настил для перемещения мобильного дистанционно управляемого манипулятора.

8. Способ по п. 1, отличающийся тем, что демонтаж графитовой кладки ядерного реактора осуществляют с использованием стационарного дистанционно управляемого манипулятора.

9. Способ по п. 1, отличающийся тем, что проем выполняют со съемной крышкой.

10. Способ по п. 1, отличающийся тем, что перед загрузкой извлекаемых элементов графитовой кладки в контейнер для радиоактивных отходов осуществляют их радиационный контроль.

11. Способ по п. 1, отличающийся тем, что загрузку в контейнер для радиоактивных отходов производят в зависимости от радиационных характеристик извлекаемых элементов графитовой кладки.

12. Способ по п. 1, отличающийся тем, что при извлечении элементов графитовой кладки и загрузке их в контейнер для радиоактивных отходов используют систему вентиляции демонтируемого ядерного реактора с дополнительной организацией локального отсоса.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области ядерных технологий. Способ очистки транспортно-технологических емкостей ядерного реактора от длинномерных радиоактивных элементов технологического оборудования включает фрагментацию высокоактивных элементов, находящихся под водой, с использованием дистанционно управляемого устройства резки, являющегося подвижным относительно элементов и ориентируемым в пространстве, и сбор отходов.

Изобретение относится к системам для захвата внутренней трубки и блокировки/деблокировки ее во внешней трубке, концентрической с внутренней трубкой. Захватывающая и блокирующая/деблокирующая система обеспечена одним или более зацепляющими устройствами, обеспечивающими возможность как герметичной блокировки/деблокировки внутренней трубки вместе с захватывающим элементом, так и внутренней трубки во внешней трубке, и это осуществляется только при поступательном движении захватывающего элемента на смещение A или смещение B.

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано для проведения подъёмно-транспортных работ в реакторном зале атомной станции. Устройство для проведения подъёмно-транспортных работ в реакторном зале атомной станции включает мостовой кран, установленный на крановые пути.

Изобретение относится к атомному машиностроению. Устройство для извлечения упавших предметов ядерного реактора содержит платформу с грузоподъемным устройством, установленную над бассейном с водой, вертикальную штангу, рабочую головку со штоком и приводной блок.

Группа изобретений относится к ядерной технике, в частности к средствам для хранения дефектных отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВЭР-1000. Крышка чехла хранения отработавших тепловыделяющих сборок реактора ВВЭР-1000 устанавливается на трубы чехла посредством байонетного соединения и содержит внутреннее кольцо, уплотнительная поверхность которого поджимается байонетным соединением к фланцу трубы, и головку, внешний контур которой соответствует внешнему контуру головки ОТВС.

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к устройствам для обращения с отработавшим ядерным топливом, а более конкретно к контейнерам, в которых размещаются отработавшие тепловыделяющие сборки (ОТВС).

Изобретение относится к инициаторам деления ядер для ядерных реакторов и способам их применения. Способ инициирования деления ядер включает инициирование по меньшей мере одной дефлаграционной волны деления ядер по меньшей мере в одной активной зоне реактора с дефлаграционной волной деления ядер, содержащей первый материал ядерного топлива, с помощью по меньшей мере одного вставляемого и извлекаемого инициатора деления ядер, содержащего второй материал ядерного топлива.

Изобретение относится к ядерной технике, к средствам для хранения дефектных отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВЭР-1000. Чехол содержит основание, центральную трубу, дистанционирующие решетки с отверстиями для установки труб, в которых размещаются дефектные ОТВС.

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано, преимущественно, для перегрузки выемной части насосных агрегатов в ядерных реакторах с тяжело-жидкометаллическим теплоносителем.

Изобретение относится к способам и устройствам для растворения отработавшего ядерного топлива предварительно измельченных тепловыделяющих сборок (ТВС) атомных реакторов.

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к технологиям обработки, манипулирования или облегчения манипулирования топливными или другими материалами внутри реактора, и может быть использовано для демонтажа графитовой кладки при выводе из эксплуатации уран-графитового ядерного реактора. Способ демонтажа графитовой кладки ядерного реактора включает размещение дистанционно управляемого манипулятора и контейнера для радиоактивных отходов в реакторном пространстве между графитовой кладкой и металлоконструкциями. Для прохода упомянутых манипулятора и контейнера в реакторное пространство выполняют по меньшей мере один проем в металлоконструкциях с сохранением их несущей способности. Извлечение элементов графитовой кладки производят путем порядной разборки графитовой кладки и поочередного индивидуального захвата манипулятором элемента графитовой кладки. Технический результат – обеспечение минимизации дозовых нагрузок на производящий работы персонал без увеличения количества первичных и при уменьшении вторичных радиоактивных отходов. 11 з.п. ф-лы.

Наверх