Способ демонтажа графитовой кладки активной зоны канального энергетического ядерного реактора

Изобретение относится к ядерной технике. Способ демонтажа высокоактивных элементов активной зоны канального энергетического ядерного реактора включает извлечение с помощью крана центрального зала вертикально вверх графитовых блоков колоннами или группами колонн после демонтажа верхних защитных элементов с направляющим патрубком, установленных на графитовых колоннах, через сделанные проемы в верхней защитной металлоконструкции для последующего перемещения извлекаемых элементов на стенд для разборки графитовых колонн и их селективной загрузки в транспортные контейнеры с целью их дальнейшей фрагментации, дезактивации или в защитные контейнеры для дальнейшей утилизации. Изобретение позволяет обеспечить минимизацию дозовых нагрузок на производящий работы персонал без увеличения количества первичных и при уменьшении вторичных радиоактивных отходов. 5 з.п. ф-лы, 3 ил.

 

Изобретение относится к ядерной технике, а именно: к способу демонтажа высокоактивных элементов, входящих в состав канального энергетического ядерного реактора с графитовым замедлителем, в первую очередь, при выводе этих реакторов из эксплуатации.

Наиболее близким по совокупности существенных признаков и достигаемому результату к предлагаемому изобретению является способ демонтажа графитовой кладки активной зоны канального энергетического ядерного реактора, заключающийся в том, что в верхней защитной металлоконструкции реактора вырезают, по крайней мере, один проем и извлекают через проемы блоки графитовой кладки, образующие полые колонны (патент RU №2679827, МПК G21С 19/00, опублик. 13.02.2018).

В известном способе демонтаж графитовой кладки ядерного реактора производят с помощью дистанционно управляемого манипулятора, который внутри реакторного пространства перемещает послойно графитовые блоки в контейнеры для радиоактивных отходов, которые предварительно размещены в реакторном пространстве между графитовой кладкой и металлоконструкцией, при этом для прохода упомянутых манипулятора и контейнера в реакторное пространство выполняют, по меньшей мере, один проем в верхней защитной металлоконструкции, а извлечение элементов графитовой кладки производят путем поочередного индивидуального захвата манипулятором каждого элемента графитовой кладки (блока).

Описанный в указанном патенте способ демонтажа графитовой кладки, применительно к демонтажу графитовой кладки активной зоны канального энергетического ядерного реактора не может быть применен по следующим причинам:

1. В конструкции канального энергетического ядерного реактора между графитовой кладкой и нижней плитой верхней защитной металлоконструкции отсутствует достаточный объем для размещения там контейнеров для радиоактивных отходов

2. Размеры и вес графитовых блоков канального энергетического ядерного реактора требуют наличия мобильного дистанционно управляемого манипулятора большой грузоподъемности и габаритов. Для размещения такого манипулятора в ограниченном объеме реакторного пространства нет места.

3. Контейнеры, размещенные в реакторном пространстве, подлежат дезактивации, что значительно увеличит дозозатраты персонала на обеспечение утилизации и захоронения радиоактивных отходов.

4. Конструкция графитовых колонн канального энергетического реактора не позволяет их демонтировать послойно, так как графитовые блоки, составляющие графитовые колонны, имеют разную высоту (для переобвязки с соседними колоннами) и при их поштучном демонтаже образуется разновысотная поверхность, установка на которую выравнивающего настила для перемещения манипулятора не представляется возможным.

Задачей настоящего изобретения является создание способа демонтажа с высокой радиационной безопасностью графитовой кладки канального энергетического ядерного реактора.

Техническим результатом настоящего изобретения является обеспечение возможности извлечения графитовых колонн из графитовой кладки активной зоны ядерного реактора при минимизация дозовых нагрузок на персонал.

Указанный технический результат достигается тем, что согласно способа демонтажа графитовой кладки активной зоны канального энергетического ядерного реактора, заключающегося в том, что в верхней защитной металлоконструкции реактора вырезают, по крайней мере, один проем и извлекают через проем блоки графитовой кладки, образующие полые колонны, в полость графитовой колонны опускают штангу с разжимным цанговым захватом, фиксируют захват в нижнем опорном элементе графитовой колонны, после чего извлекают колонну из ядерного реактора, причем графитовую колонну извлекают с помощью крана центрального зала и размеры проемов в верхней защитной металлоконструкции ограничены ребрами жесткости верхней защитной металлоконструкции, кроме того, графитовую колонну прикрепляют к штанге с помощью пневматических присосок, расположенных по длине штанги, или же штангу изготавливают в виде трубы с отверстиями и внутреннюю полость графитовой колонны заполняют склеивающим графит составом, который подают в штангу под давлением, также извлекаемую из активной зоны графитовую колонну втягивают в защитный контейнер, установленный на верхней защитной металлоконструкции.

Изобретение поясняется:

- на фигуре 1, где указаны: графитовая кладка активной зоны 1, графитовая колонна 2, нижний опорный элемент 3 графитовой колонны 2, верхняя защитная металлоконструкция 4, проем 5 в металлоконструкции 4, штанга 6, цанговый захват 7 штанги 6, защитный контейнер 11, ребра жесткости 12 верхней защитной металлоконструкции 4;

- на фигуре 2, где указаны: присоски 8 штанги 6;

- на фигуре 3, где указаны отверстия 9 в трубе 10 штанги 6.

Предлагаемый способ демонтажа графитовой кладки активной зоны канального энергетического ядерного реактора осуществляют следующим образом.

В верхней защитной металлоконструкции 4 вырезают проем 5, который позволяет обеспечить доступ штанге 6 к графитовой кладке 1. С целью сохранения прочности металлоконструкции 4 проем 5 вырезают, предпочтительно, по границам расположения ребер жесткости 12 металлоконструкции 4. Например, с помощью крана машинного зала опускают штангу 6 в полость графитовой колонны 2 и фиксируют штангу 6 ее цанговым разжимным захватом 7 в нижнем опорном элементе 3 графитовой колонны 2. Для надежности удерживания графитовых блоков в колонне 2 могут быть использованы штанги 6 с пневматическими присосками 8.

Графитовые колонны 2, в которых содержатся разрезанные или раскрошившиеся графитовые блоки, извлекают из графитовой кладки 1 после предварительного склеивания графитовых блоков составом, который подают во внутреннюю полость трубы 10 штанги 6 под давлением, и равномерно распределяют по длине графитовой колонны 2 через отверстия 9, выполненные в трубе 10 штанги 6.

Извлекаемую графитовую колонну 2 желательно сразу помещать в защитный контейнер 11, который устанавливают на верхней защитной металлоконструкции 4.

Для защиты персонала все проемы 5 в верхней защитной металлоконструкции 4, после окончания работ по извлечению колонн 2 графитовой кладки 1, закрывают защитными настилами, а во время работы в районе вскрытого проема 5 его ограждают вертикальными элементами, предотвращающими поражение персонала γ-излучением.

1. Способ демонтажа графитовой кладки активной зоны канального энергетического ядерного реактора, заключающийся в том, что в верхней защитной металлоконструкции реактора вырезают по крайней мере один проем и извлекают через проем блоки графитовой кладки, образующие полые колонны, отличающийся тем, что в полость графитовой колонны опускают штангу с разжимным цанговым захватом, фиксируют захват в нижнем опорном элементе графитовой колонны, после чего извлекают колонну из ядерного реактора.

2. Способ демонтажа по п. 1, отличающийся тем, что графитовую колонну извлекают с помощью крана центрального зала.

3. Способ демонтажа по п. 1, отличающийся тем, что размеры проемов в верхней защитной металлоконструкции ограничены ребрами жесткости верхней защитной металлоконструкции.

4. Способ демонтажа по п. 1, отличающийся тем, что графитовую колонну прикрепляют к штанге с помощью пневматических присосок, расположенных по длине штанги.

5. Способ демонтажа по п. 1, отличающийся тем, что штангу изготавливают в виде трубы с отверстиями и внутреннюю полость графитовой колонны заполняют склеивающим графит составом, который подают в штангу под давлением.

6. Способ демонтажа по пп. 1 и 2, отличающийся тем, что извлекаемую из активной зоны графитовую колонну втягивают в защитный контейнер, установленный на верхней защитной металлоконструкции.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области атомной техники и может использоваться в ядерных реакторах РБМК. Способ восстановления ресурсных характеристик реактора РБМК заключается в том, что при прогибе четырехгранных колонн технологических каналов и каналов системы управления и защиты, из них извлекают технологические каналы, графитовые блоки этих колонн разрезают вдоль граней на фрагменты, смещают фрагменты в направлении, перпендикулярном плоскости реза, и уменьшают прогибы и снова размещают в них технологические каналы.

Изобретение относится к машиностроению, а именно к технологическому оборудованию для атомной энергетики. Устройство содержит механизм вращения и подачи режущего инструмента и подвижную платформу.

Группа изобретений относится к области ядерных технологий. Способ разделки на фрагменты длинномерных элементов ядерного реактора включает размещение длинномерных элементов внутри контейнера и их последующую резку.
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.

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).
Наверх