Способ утилизации крупногабаритного плавучего объекта с ядерной энергетической установкой

Авторы патента:

Благовещенский Алексей Юрьевич (RU)

Низамутдинов Ринат Айратович (RU)

Куликов Константин Николаевич (RU)

G21F9/28 - обработка твердых радиоактивных отходов

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.

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.

Способ для уменьшения содержания радиоактивного материала в объекте, содержащем радиоактивный материал, до безопасного для среды обитания уровня и устройство для его осуществления // 2595260

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

Способ химической стабилизации соединений карбида урана и устройство, осуществляющее способ // 2594007

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.

Способ переработки облученного реакторного графита // 2580818

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

Способ очистки металлических поверхностей от отложений урана // 2579055

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.

Способ обработки металлических радиоактивных отходов, образованных при переработке ядерного топлива водо-водяных реакторов и реакторов рбмк // 2569998

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.

Устройство и способ детритирования // 2567020

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.

Дезактивирующее моющее средство // 2563647

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.

Способ переработки отработавшего ядерного топлива // 2560119

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.

Способ кондиционирования радиоактивных отходов теплоизоляционных материалов // 2559205

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

Способ очистки облученных графитовых втулок уран-графитового реактора и устройство для его осуществления // 2603015

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. Облученную графитовую втулку нагревают потоком низкотемпературной плазмы в первой температурной зоне проточной камеры в атмосфере инертного газа до температуры выше 3973K. Образовавшуюся газовую смесь перемещают во вторую температурную зону проточной камеры для осаждения углерода, где поддерживают температуру в интервале от 3143K до 3973K. Неосажденную газовую смесь перемещают в третью температурную зону проточной камеры, где ее охлаждают до температуры ниже 940K и осаждают технологические примеси. Остаточный инертный газ возвращают в первую температурную зону проточной камеры, процесс продолжают до полного испарения графитовой втулки. Имеется также устройство для очистки облученных графитовых втулок уран-графитового реактора. Группа изобретений позволяет уменьшить время очистки графита облученных графитовых втулок уран-графитового реактора. 2 н.п. ф-лы, 4 ил.

Способ автоматической дезактивации стержневых тепловыделяющих элементов и устройство для его осуществления // 2605540

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. После одного протягивания твэла использованный картридж выводится из технологического процесса. Дезактивация может быть как сухой, так и мокрой. Дезактивирующий раствор может наноситься как на протирочный материал, так и подаваться на поверхность твэла. Устройство для осуществления данного способа содержит магазин для хранения новых картриджей, систему подачи картриджей в зону дезактивации, систему вывода отработанных картриджей из зоны дезактивации, емкость для хранения, систему утилизации отработанных картриджей, биологическую защиту в случае работы с содержащим плутоний топливом. Технический результат - автоматическая дезактивации твэла, полностью удовлетворяющая требованиям, предъявляемым к работе с МОКС-топливом. 2 н. и 2 з.п. ф-лы, 5 ил.

Способ сверхкритической флюидной экстракции комплексов урана // 2606973

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. При этом в среде сверхкритического растворителя при сохранении его сверхкритичного состояния создают градиент температуры в интервале 0,10-0,23°С/см вдоль его вертикального столба при более высокой температуре нижнего уровня столба по сравнению с его верхним уровнем, экстракцию комплексов металла с лигандами из реактора осуществляют из слоя, находящегося на высоте от 1/3 до 2/5 высоты столба сверхкритического растворителя от его нижнего уровня. Изобретение позволяет изменить изотопный состав металла при его извлечении из реактора. 2 з.п. ф-лы, 1 пр.

Способ и устройство для переработки отходов и газообразный продукт // 2621111

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 обеспечивает эффективную в отношении затрат средств и энергии переработку загрязненных отходов. 4 н. и 13 з.п. ф-лы, 2 ил.

Способ обработки оболочки, содержащей прокаленный гидрид кальция // 2622500

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. Предложенный способ включает фазу контакта прокаленного материала с реагентной смесью, в молярных долях состоящей из 0,5-5% пара, 5-25% двуокиси углерода и 74,5-94,5% химически инертного газа, при этом контакт обеспечивают при температуре 40-55°С в течение времени, которое позволит прокаленному гидриду кальция преобразоваться в порошок карбоната кальция. Предложен новый эффективный способ получения химически инертного отхода, позволяющий минимизировать объем отходов в потоках обработки ядерных отходов. 10 з.п. ф-лы, 4 ил., 1 пр.

Способ переработки отходов реакторного графита // 2624270

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. Обработанный таким образом облученный графит подвергают термообработке в атмосфере воздуха при температуре 700-800°C в течение 1-2 часов. Изобретение позволяет обеспечить повышение уровня экологической безопасности объектов атомной промышленности и сокращение объемов отходов, требующих долговременного контролируемого хранения. 5 з.п.ф-лы, 1 табл.

Способ переработки радиоактивных ионообменных смол // 2624631

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. Способ переработки радиоактивных ионообменных смол включает термохимическую обработку смол серосодержащим реагентом, в качестве которого используют элементарную серу, вводимую с избытком по отношению к исходной массе ионообменных смол, а термохимическую обработку проводят при температуре 480-500°C. При этом элементарную серу могут вводить при соотношении сера : ионообменная смола 2÷30:1. Изобретение обеспечивает наряду со значительным уменьшением объема продукта, подлежащего хранению, простоту и надежность процесса. 1 з.п. ф-лы, 5 ил., 1 табл.

Способ формирования барьеров безопасности при создании пункта захоронения особых радиоактивных отходов // 2625329

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.

Способ растворения облученного ядерного топлива // 2626763

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.

Способ извлечения металлов платиновой группы из осадков после осветления продукта кислотного растворения волоксидированного отработавшего ядерного топлива // 2632498

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.