Способ удаления облученного материала с плиты ядерного реактора

Изобретение относится к атомной технике. Сущность изобретения: способ удаления облученного материала с плиты ядерного реактора включает его экранирование защитным материалом с последующим их удалением. Экранирование производят гранулированным материалом. Удаление облученного и гранулированного материала осуществляют с помощью устанавливаемой в трубе технологического канала вспомогательной трубы с решеткой, удерживающей облученный материал и проницаемой для гранулированного материала. Преимущества изобретения заключаются в сокращении времени простоя реактора и/или технологического оборудования. 1 ил.

 

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано для локализации и ликвидации последствий аварийных инцидентов, вызванных отказами или нарушениями при перегрузке и транспортировке облученного ядерного топлива или других облученных материалов, например с наведенной радиоактивностью.

Известно изобретение (патент США №3085060, кл. 204-193, 1963 г.), используемое при работе реактора на мощности и обеспечивающее перемещение твэлов при вскипании теплоносителя. Недостатком устройства является то, что при отказах или нарушениях, например в процессе перегрузки топлива, возможно несанкционированное перемещение облученного ядерного топлива за пределы активной зоны на верхнюю плиту биологической защиты ядерного реактора, что приводит к радиационному инциденту, переоблучению эксплуатационного персонала и к увеличению длительности простоя реактора.

Известен также способ удаления облученного материала с плиты ядерного реактора (JAPAN, заявка Японии №59-41160, публикация 31.03.80), взятый за прототип, включающий экранирование облученного материала защитным материалом с последующим их удалением. Для удаления облученного материала - защитного экрана ядерного реактора, расположенного на плите, внутрь экрана опускают специальную стойку и осуществляют заливку экрана изнутри бетоном с целью снижения уровня радиоактивного излучения в окружающем пространстве. Затем снаружи экрана удаляют часть окружающего экран материала. Затем удаляют непосредственно экран, снаружи окруженный остатками защитного слоя материала, а изнутри залитого кольцевым слоем бетона. В случае высокой радиоактивности экрана количество бетона и окружающего экран материала может оказаться таким большим, что экран будет нетранспортабелен. Кроме того, такая технология удаления является трудоемкой, так как вводится дополнительная операция по заливке бетона и весьма длительной, исключающей дальнейшую эксплуатацию реактора.

Задачей изобретения является удаление облученного материала для уменьшения дозовых нагрузок на персонал, сокращение времени простоя реактора и/или технологического оборудования.

Поставленная задача решается тем, что в способе удаления облученного материала материала с плиты ядерного реактора, включающем его экранирование защитным материалом с последующим их удалением экранирование производят гранулированным материалом, а удаление облученного и гранулированного материалов осуществляют с помощью устанавливаемой в трубе технологического канала вспомогательной трубы с решеткой, удерживающей облученный материал и проницаемой для гранулированного материала.

Сущность изобретения поясняется на чертеже. На верхней плите 1 биологической защиты 2 ядерного реактора 3 расположен облученный материал 4, который может быть не только цельной конструкцией, но и в виде отдельных фрагментов, например, может представлять собой облученное ядерное топливо или элементы конструкции активной зоны реактора с наведенной радиоактивностью, попавшие на плиту 1 в результате ошибочных действий персонала, и/или отказов оборудования. Для снижения уровня радиоактивности облученный материал 4 закрыт материалом 5, например чугунной, стальной или свинцовой дробью.

Для извлечения облученного материала 4 внутрь трубы 6 помещают составную защитную трубу, состоящую из верхней трубы 7а, уплотненной с трубой 6 в верхней части. Труба 7а соединена с трубой 7в, внутри разделенные перемычкой в виде решетки или горизонтально расположенного стержня 7с. Затем обрезают трубу 6 на отметке ниже расположения фрагментов облученного материла 4, но выше торца верхней части трубы 7а и извлекают отрезок трубы 6. С помощью замеров определяют место расположения фрагментов и удаляют сначала защитный материал 5 вокруг крайнего фрагмента облученного материала 4, высвобождая тем самым этот фрагмент. Затем фрагмент сбрасывают в защитную трубу 7а. При этом сыпучий материал 5 просыпается по трубам 7а, 7в мимо перемычки 7с в емкость 8. Затем специальным инструментом фрагмент извлекают из трубы 7а и дистанционно передают на хранение.

Стратегию извлечения фрагментов облученного материала осуществляют исходя из принципов минимизации дозовых нагрузок на персонал, минимизации сроков удаления фрагментов облученного материала и исходя из цели - удаление всех фрагментов. Суть стратегии заключается в том, что сначала извлекают фрагмент, расположенный с краю засыпки, а затем последовательно, с учетом удаления части засыпки 5 из освободившегося пространства в районе уже извлеченного фрагмента, удаляют последующий фрагмент облученного материала.

Способ удаления облученного материала с плиты ядерного реактора, включающий его экранирование защитным материалом с последующим их удалением, отличающийся тем, что экранирование производят гранулированным материалом, а удаление облученного и гранулированного материалов осуществляют с помощью устанавливаемой в трубе технологического канала вспомогательной трубы с решеткой, удерживающей облученный материал и проницаемой для гранулированного материала.