Способ выполнения технологического проема для осуществления демонтажа графитовой кладки остановленного уран-графитового реактора

Изобретение относится к ядерной технике и может быть применено для демонтажа графитовой кладки при выводе из эксплуатации ядерного реактора. Способ выполнения технологического проема для осуществления демонтажа графитовой кладки остановленного уран-графитового реактора включает вырезку отверстий в верхней и нижней плитах верхней биологической защиты ядерного реактора с освобождением от засыпки выбранного для проема района. Вырезку отверстий в выбранном для проема районе осуществляют в два этапа: сначала вырезают и извлекают периферийные участки, затем - центральный, а выполненный проем закрывают защитной крышкой. Изобретение позволяет обеспечить безопасность для обслуживающего персонала и не увеличивать образование вторичных радиоактивных отходов. 5 з.п. ф-лы, 2 ил.

 

Изобретение относится к ядерной технике и может быть применено для демонтажа графитовой кладки при выводе из эксплуатации ядерного реактора.

Из уровня техники известен способ демонтажа графитовой кладки ядерного реактора, описанный в патенте США №8873696, МПК G21C 9/00, опубл. 28.10.2014.

В известном способе удаляют все металлоконструкции, выполняющие функцию биологической защиты, которая окружает графитовую кладку ядерного реактора. Для уменьшения количества образующейся графитовой пыли используют систему разбрызгивания жидкости. Для предотвращения распространения радиоактивного загрязнения сооружают защитный модуль.

Недостатками известного способа являются:

- ограничение по доступности технических средств для обслуживания их персоналом, которое проводится в условиях высоких полей ионизирующего излучения реактора,

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

Наиболее близким по совокупности существенных признаков к изобретению является способ выполнения проема, описанный в патенте РФ №2147147 «Способ реконструкции активной зоны уран-графитового реактора», МПК G21C 1/12, G21C 23/00, опубл. 27.03.2000 (прототип). При реконструкции активной зоны в верхней металлоконструкции уран-графитового реактора, в районе коллектора парогазовой смеси, между трактами технологических каналов и каналами охлаждения отражателя выполняют вертикальный герметичный канал, через который последовательно удаляют верхние графитовые блоки.

Недостатком данного способа является то, что размеры выполненного проема ограничиваются размером отдельных ячеек и не позволяют применить для демонтажа графитовой кладки размещение в месте проведения демонтажа дистанционно управляемого манипулятора.

Задачей изобретения является разработка способа выполнения технологического проема для осуществления демонтажа графитовой кладки остановленного уран-графитового реактора, который позволяет осуществить размещение в месте проведения демонтажа графитовой кладки дистанционно управляемого манипулятора при одновременном обеспечении радиационной безопасности для обслуживающего персонала и без увеличения образования вторичных радиоактивных отходов.

Поставленная задача решается за счет того, что способ выполнения технологического проема для осуществления демонтажа графитовой кладки остановленного уран-графитового реактора включает вырезку отверстий в верхней и нижней плитах верхней биологической защиты ядерного реактора с освобождением от засыпки выбранного для проема района, при этом вырезку отверстий в выбранном для проема районе осуществляют в два этапа: сначала вырезают и извлекают периферийные участки, затем - центральный, а выполненный проем закрывают защитной крышкой. Для дополнительного обеспечения радиационной безопасности на каждом этапе каждый обработанный участок закрывают элементом защитной крышки, перемещая при последующем выполнении работ элемент защитной крышки таким образом, чтобы обеспечить максимальное перекрытие проема. Дополнительно осуществляют дистанционную резку труб тракта технологического канала, стаканов азотного короба, верхнего и нижнего листов азотного короба, плитного настила в выбранном для проема районе.

Способ выполнения технологического проема для осуществления демонтажа графитовой кладки остановленного уран-графитового реактора проиллюстрирован графическим материалом фиг. 1, 2.

На фиг. 1 представлена схема биологической защиты с элементами тракта технологического канала.

На фиг. 2 - фрагмент тракта технологического канала.

При выполнении технологического проема основные работы связаны непосредственно с верхней биологической защитой 1 (см. фиг. 1) ядерного реактора, азотным коробом 2 (см. фиг. 2) и плитным настилом 3 (см. фиг. 1). Верхняя биологическая защита 1 содержит верхшою плиту 4, трубы 5, образующие тракт технологического канала, засыпку 6, нижнюю плиту 7. Азотный короб 2 (см. фиг. 2) включает верхнюю кровлю 8, стаканы 9, нижнюю кровлю 10. Стакан 9 ввернут в плиту плитного настила 3 (см. фиг. 1), и центрирует колонну графитовых блоков 11. На стакане 9 (см. фиг. 2) уплотнены верхняя кровля 8 и нижняя кровля 10 азотного короба 2.

Способ осуществляют следующим образом.

Сначала производят резку труб 5, образующих тракт технологического канала, на периферийных участках района выполнения проема. Для этого в трубу 5 по внутреннему диаметру устанавливают устройство плазменной резки (на фиг. не показано) и производят резку стенки трубы 5 ниже нижней поверхности верхней плиты 4 верхней биологической защиты 1.

Затем на периферийных участках проема осуществляют резку верхней плиты 4 верхней биологической защиты 1. Резку осуществляют по участкам таким образом, чтобы рез проходил слева и справа от оси ячеек вдоль несущей балки с нижней полкой жесткости. Предварительно к верхней части вырезаемого участка приваривают по краям по одной грузовой петле. После того, как участок плиты будет прорезан, его извлекают с помощью крана, установленного в центральном зале. Таким же образом вырезают и извлекают следующие периферийные участки верхней плиты 4 верхней биологической защиты 1.

Из подготовленных участков поочередно с помощью вакуумной линии отсоса производят удаление засыпки 6 верхней биологической защиты 1.

Затем дистанционно осуществляют обрезку стаканов 9 азотного короба 2. Обрезку стаканов 9 производят на периферийных участках района выполнения проема. После обрезки стаканов 9 одной ячейки переходят на другую ячейку в пределах одного периферийного участка.

После этого дистанционно производят резку нижней плиты 7 верхней биологической защиты 1 на периферийных участках. Резку и извлечение нижней плиты 7 осуществляют аналогично резке и извлечению верхней плиты 4 верхней биологической защиты 1.

Пробивка верхней кровли 8 азотного короба 2 выполняется также дистанционно по участкам, через периферийные освобожденные участки в нижней плите 7 верхней биологической защиты 1. Пробивку производят с двух сторон от оси ячеек, с использованием пробойника.

После осуществления пробивки верхней кровли 8 азотного короба 2 осуществляют извлечение в сборе подготовленных периферийных участков.

Каждый извлеченный участок помещают в заполненный водой бассейн выдержки (на фиг. не показан).

Дистанционную резку нижней кровли 10 азотного короба 2 выполняют вместе с плитой плитного настила 3, так как нижняя кровля 10 азотного короба 2 располагается вплотную сверху на плитном настиле 3. Работа выполняется последовательно по периферийным участкам.

Рез выполняют слева и справа от оси ячеек на расстоянии от стакана 9 азотного коллектора 2. В конце каждого участка после продольных резов, необходимо выполнить один или два поперечных реза, для полного освобождения участка.

После того, как полностью выполнен сквозной рез нижней кровли 10 азотного короба 2 вместе с плитным настилом 3 периферийного участка, с помощью гидроштанги осуществляют его извлечение.

Извлеченный участок помещают в бассейн выдержки.

Аналогично выполняют вырезку и извлечение остальных периферийных участков нижней кровли 10 азотного короба 2 с плитным настилом 3.

Для исключения расцепления деталей тракта при последующем извлечении центрального участка в сборе производят установку в тракт ТК удерживающих устройств (на фиг. не показано). На завершающем этапе осуществляют подъем центрального участка (с удерживающими устройствами) в сборе (верхняя и нижняя плиты верхней биологической защиты в сборе с деталями тракта ТК, азотным коробом и плитным настилом со стаканом).

Извлеченный массив помещают в бассейн выдержки.

Выполненный проем закрывают защитной крышкой (на фиг. не показано).

Для дополнительного обеспечения радиационной безопасности на каждом этапе каждый обработанный участок закрывают элементом защитной крышки, перемещая при последующем выполнении работ элемент защитной крышки таким образом, чтобы обеспечить максимальное перекрытие проема.

Реализация данного изобретения обеспечивает выполнение технологического проема, размеры которого позволяют разместить в месте проведения демонтажа графитовой кладки дистанционно управляемый манипулятор. Применение на каждом этапе выполнения работ дистанционных методов резки позволяет осуществлять все технологические операции с верхней плиты верхней биологической защиты, что обеспечивает радиационную безопасность для обслуживающего персонала. Извлечение частей верхней биологической защиты без фрагментации делает возможным выполнение проема без увеличения объема первичных и вторичных радиоактивных отходов.

1. Способ выполнения технологического проема для осуществления демонтажа графитовой кладки остановленного уран-графитового реактора, включающий вырезку отверстий в верхней и нижней плитах верхней биологической защиты ядерного реактора с освобождением от засыпки выбранного для проема района, отличающийся тем, что вырезку отверстий в выбранном для проема районе осуществляют в два этапа: сначала вырезают и извлекают периферийные участки, затем - центральный, а выполненный проем закрывают защитной крышкой.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что на каждом этапе каждый участок закрывают элементом защитной крышки, перемещая при последующем выполнении работ элемент защитной крышки таким образом, чтобы обеспечить максимальное перекрытие проема.

3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что дополнительно осуществляют дистанционную резку труб тракта технологического канала в выбранном для проема районе.

4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что дополнительно осуществляют дистанционную резку стаканов азотного коллектора в выбранном для проема районе.

5. Способ по п. 1, отличающийся тем, что дополнительно осуществляют дистанционную резку верхнего и нижнего листов азотного короба в выбранном для проема районе.

6. Способ по п. 1, отличающийся тем, что дополнительно осуществляют дистанционную резку плитного настила в выбранном для проема районе.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к конструкции энергетических гетерогенных канальных реакторов на тепловых нейтронах. Активная зона реактора состоит из технологических каналов с ядерным топливом, теплоносителем и слоем теплоизолирующего материала, прилегающим к внутренней поверхности трубы технологического канала, расположен комбинированный замедлитель, состоящий из слоев твердых компонентов.

Изобретение относится к малогабаритной системе генерации ядерной энергии. Предусмотрена система управления в режиме следования за нагрузкой.

Изобретение относится к получению технеция-99m из молибдена-100 с использованием ускорителей, таких как циклотроны. Пластина-мишень для производства технеция-99m посредством ее облучения протонами содержит верхнюю поверхность, на которую наносят покрытие из порошкового молибдена-100 путем электрофоретического осаждения, и нижнюю поверхность, в которой выполнен канал для протекающего по нему потока охладителя, при этом пластина-мишень содержит переходный металл.

Изобретение относится к способу эксплуатации водо-водяных ядерных реакторов (ВВЭР) в ториевом топливном цикле (235Uα238Uβ232Th1-α-β))O2, обеспечивающем наработку активных изотопов урана 233U, 235U, 239Pu и 241Pu с выходом на замкнутый торий-уран-плутониевый топливный цикл равновесного изотопного состава с регулированием работы реактора путем изменения спектра нейтронов.

Заявленное изобретение относится к управляемому ускорителем подкритическому реактору. Заявленное изобретение включает систему со значительно более эффективным ториевым циклом в одной конфигурации, более энергопроизводительную систему уменьшения ядерных отходов, управляемые ускорителем системы для других элементов - кандидатов для воспроизводства и деления, и может быть применено для систем синтеза (для замещения блока деления в предлагаемом классе и категории систем) таким образом, что возможно понижение точки безубыточности для таких систем.

Изобретение относится к умножителю нейтронов. Устройство содержит помещенные в систему биологической защиты блок размножения нейтронов с каналом подачи нейтронов от внешнего источника к активной зоне блока размножения нейтронов, и блок вывода усиленного потока нейтронов.

Изобретение относится к области разделения изотопов и касается создания технологии получения обогащенного радиоактивного изотопа криптон-85 газоцентрифужным методом из малого количества исходной изотопной смеси.

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано в реакторах с прямым преобразованием энергии в электрическую. Активная зона ядерного реактора включает по меньшей мере один модуль, а также твердый и жидкий замедлители нейтронов.

Изобретение относится к области энергетики и может быть использовано при создании атомного реактора, преимущественно малой мощности. Ядерный реактор содержит герметичный корпус, частично заполненный теплоносителем, и погруженную в него активную зону.

Изобретение относится к излучателям нейтронов. Устройство содержит составной зеркальный нейтроновод, часть которого выполнена из чистого графита и соединена с двух сторон нейтроноводами, изготовленными из меди.
Наверх