RU2102804C1 - Технология дезактивации агрегатов и корпусов атомных реакторов - Google Patents
Технология дезактивации агрегатов и корпусов атомных реакторов Download PDFInfo
- Publication number
- RU2102804C1 RU2102804C1 RU93055553A RU93055553A RU2102804C1 RU 2102804 C1 RU2102804 C1 RU 2102804C1 RU 93055553 A RU93055553 A RU 93055553A RU 93055553 A RU93055553 A RU 93055553A RU 2102804 C1 RU2102804 C1 RU 2102804C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- working medium
- housing
- electrode
- vessel
- unit
- Prior art date
Links
Images
Landscapes
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
Abstract
Использование: изобретение относится к процессам дезактивации корпусов и основных агрегатов атомных реакторов для их реабилитации к использованию в основных и вторичных процессах. Сущность изобретения: корпус (агрегат) размещают в аэрогерметизированной камере и соединяют полость камеры с вакуум-установкой. Объем внутренней полости корпуса (агрегата) уменьшают введением упругоподатливой емкости, в полость которой подают сжатую среду для прижатия ее к стенкам корпуса с образованием зазора между стенкой корпуса и этой емкостью. В зазоре располагают объемный сетчатый электрод. Стенку корпуса и электрод соединяют с полюсами источника тока, в зазор между стенками корпуса и сетчатым электродом подают агрессивную рабочую среду из смеси кислот, в которую вводят газонаполненные шарики с растворимой стенкой. По мере накопления в агрессивной рабочей среде радионуклидов часть этой среды отводят на разделение, обогащение и утилизацию с помощью флокулянтов, восстанавливая объем и концентрацию рабочей среды введением порции нового раствора рабочей среды. Процесс ведут до получения в отводимой части объема рабочей среды заданных предельно допустимых концентраций радиоактивных веществ. 7 ил.
Description
Изобретение относится к физико-технологическим процессам дезактивации основных агрегатов и корпусов атомных реакторов (АКАР) при их реабилитации к использованию в основных и вторичных процессах.
Известны способы дезактивации агрегатов и корпусов атомных реакторов, наиболее представительным из которых является процесс извлечения реактора или агрегата из энергетического узла, укрытие его защитной оболочкой, транспортировка и захоронение в могильнике [1]
Существенными и очевидными недостатками такого процесса являются нерешение проблемы дезактивации материала, высокие потери ценного металла, отчуждение территории и отрицательное воздействие на экологию и ее характеристики среды обитания.
Существенными и очевидными недостатками такого процесса являются нерешение проблемы дезактивации материала, высокие потери ценного металла, отчуждение территории и отрицательное воздействие на экологию и ее характеристики среды обитания.
Наиболее близким по физико-технологической сущности является способ дезактивации АКАР, включающий процесс обработки поверхности материала корпуса абразивным методом, упаковку всех полученных отходов и захоронение в могильнике [2]
Эта технология также имеет существенные недостатки, заключающиеся в использовании пескодробеструйного метода, связанного с получением значительного объема радиоактивных твердых и пылевидных отходов, ведущего к запылению рабочей площадки и оборудования, несоблюдение норм радиационной безопасности и санитарных норм НРБ-87 и их последующих дополнений (после Чернобыльской аварии). Процесс связан с высокими энергетическими затратами и низкой культурой производства при низкой эффективности дезактивации агрегата, что не позволяет использовать его корпус или его материал в основном или вторичном производстве, отрицательно отражается на технико-экономических и экологических характеристиках всего процесса.
Эта технология также имеет существенные недостатки, заключающиеся в использовании пескодробеструйного метода, связанного с получением значительного объема радиоактивных твердых и пылевидных отходов, ведущего к запылению рабочей площадки и оборудования, несоблюдение норм радиационной безопасности и санитарных норм НРБ-87 и их последующих дополнений (после Чернобыльской аварии). Процесс связан с высокими энергетическими затратами и низкой культурой производства при низкой эффективности дезактивации агрегата, что не позволяет использовать его корпус или его материал в основном или вторичном производстве, отрицательно отражается на технико-экономических и экологических характеристиках всего процесса.
Предлагаемая заявителем технология предусматривает повышение эффективности дезактивации материала корпуса за счет доведения его фоновых излучений до установленных норм при сокращении времени на осуществление процесса, снижении трудо- и энергозатрат, предупреждении отрицательных технических и экологических последствий и возврат корпуса АР в основной процесс получение энергии.
Эта эффективность процесса дезактивации достигается в предлагаемой технологии за счет оригинальной одновременной и полной обработки всей поверхности корпуса реактора согласованной и регулируемой схемой воздействия на материал корпуса, при которой корпус размещают в аэрогерметизированной камере, соединяют ее полость с вакуум-установкой, объем внутренней полости реактора (корпуса) уменьшают введением в нее упругоподатливой емкости, между стенками корпуса и этой емкостью располагают объемный сетчатый электрод, стенку агрегата (корпуса) соединяют с источником тока, после этого между стенкой корпуса и поверхностью сетчатого электрода осуществляют циркуляцию агрессивной, по отношению к материалу корпуса, рабочей среды, в эту среду вводят газонаполненные шарики (тела), например гранулы CO2 в масляной пленке с растворимой стенкой, и по мере накопления в рабочей среде радиоактивных отходов часть потока вводят на разделение, обогащение и утилизацию с помощью флокулянтов, восстанавливая объем и концентрацию среды введением новой порции раствора, процесс ведут до получения в отводимой среде заданных норм ПДК РАО, по которым судят о процессе завершения дезактивации.
При этом в качестве электродов используют гибкие объемные пустотелые цилиндры с сеткой на стороне, обращенной к корпусу, а при дезактивации поверхности монолитной конструкции используют электроды-емкости с сеткой на внутренней поверхности, в которую (электрод-емкость) помещают эту монолитную конструкцию (корпус).
Описываемая технология дезактивации АКАР поясняется чертежами, на которых изображено устройство для ее осуществления, где на фиг.1 показан общий вид устройства и технологическая схема дезактивации корпуса; на фиг.2 общий вид устройства с сечением по вертикали; на фиг.3 размещение рабочей камеры и корпуса для обработки; на фиг.4 деталь корпуса монолитного сечения в рабочей камере; на фиг.5 деталь обработки площади корпуса; на фиг.6 деталь обработки участка корпуса при дезактивации; на фиг.7 сечение по А-А на фиг. 3 устройства.
Процесс дезактивации поясняется при описании устройства.
Корпус реактора 1 (или агрегата ядерного узла), имеющий наведенную или остаточную активность (при демонтированной сборке твэлов), оснащают на рабочей площадке оборудованием и приборами для осуществления технологии: пульт программного управления 2 соединяют каналами командной и обратной связи с силовой установкой 3, с узлом 4 подачи жидких рабочих агентов, блоками вытяжной вентиляции 5, блоком датчиков 6 контроля фоновых излучений, соединенным с пультом 2 и рабочей камерой корпуса 1. Установка 7 предназначена для подачи рабочего агента от узла 4 в рабочую камеру, соединена каналами связи с пультом 2.
Устройство содержит также узел 8 подачи возвратного агента и узел 9 подачи нейтрального газа в рабочую камеру, при этом узел 8 соединен с резервной камерой 10 возвратного и дополнительного рабочего агента и камерой 11 сбора низкоконцентрированного агента.
Для накопления концентрата служат контейнеры 12 средней концентрации и контейнеры 13 высокой. На рабочей площадке размещен ресивер 14 для наддува камер во время их освобождения от рабочего или возвратного агентов. В рабочей камере 15 размещен объемный сетчатый электрод 16, соединенный с блоком питания 3, от которого второй полюс подключен к корпусу реактора 1.
Корпус 1 имеет горловину 17 и размещенный в корпусе полый вал 18, в нижней части которого закреплен спиральный импеллер 19 для сбора осадка к центру и отвода его по полому валу 18. В кольцевое пространство между валом 18 и электродом 16 подают сжатый агент по патрубку 21, а отвод газообразных фаз осуществляют по каналам 22 через вытяжную систему 5. Устройство имеет нижний патрубок 23 для отвода слива из емкости корпуса и содержит упругоподатливый направляющий рукав 24, через который в корпус вводится объемный сетчатый электрод 16, натянутый на эластичную емкость 25, с помощью которой электрод вводят по направляющей 26 в полость корпуса 1.
При дезактивации наружных поверхностей, когда корпус размещают внутри электрода 16, сетку электрода располагают внутри емкости 25.
Для фиксации заданного зазора между электродом 16 и стенкой корпуса 1 на сетке электрода закреплены упоры 27 из диэлектрика, гарантирующие зазор 28 и предупреждающие контакт электрода с корпусом. При необходимости сетку электрода защищают пленкой полимера 29, чтобы не было зарастания проволочек сетки электрода при работе.
Рабочий агент подают по трубке 30, выполненной из эластичного материала, к которой прикреплен токонесущий кабель 31 источника тока, один полюс которого соединен с электродом 16, другой полюс с корпусом 1, что образует анодную дезактивируемую стенку корпуса и собирающий катодный узел объемный сетчатый электрод 16.
Труба 30 выполнена коаксиальной: наружная 32 и внутренняя 33, из которой рабочий агент подают по трубам 34 в кольцевой зазор 28 между стенкой корпуса 1 и емкостью 25.
Направляющий рукав 26 является герметизирующим и имеет кольцевой уплотнитель 35, закрепленный на горловине 17, и кольцевой уплотнитель 36, прижатый к верхней стенке корпуса 1 емкостью 25 при ее заполнении сжатой рабочей средой (жидкостью, водой, рассолом и т.п.). Отвод газов из кольцевого зазора 28 осуществляется через верхний патрубок 37 на фильтры блока 5. На наружной поверхности корпуса 1 закреплены генераторы акустических колебаний 38 (предпочтительно магнито-стрикционные), которые эффективны при удалении точечных отложений РАВ ( фиг.4). Для снятия таких локальных отражений РАВ используют рабочий орган 39 в виде трубки с соплом, через которое на пятно подают раствор кислоты и одновременно воздействуют электрогидравлическим ударом, подавая на электроды 40 разрядное напряжение.
Контроль уровня и смену части рабочего агента ведут через коаксиальный трубопровод 30, забирая агент через перфорации 41 в наружной трубе 32, а используя трубы 32 и 33, ведут не только долив агента, его отбор на анализ проб по ПДК РАВ, но и осуществляют циркуляцию агента в рабочем зазоре 28 емкости корпуса 1, который является рабочей камерой.
При дезактивации конструкций монолитного сечения (фиг.4) емкостью 25 охватывают этот блок 42, создавая для электрода 16 те же условия.
В процессе обработки корпуса 1 в полость 28 периодически вводят газонаполненные шарики (тела) по трубе 30.
Способ дезактивации корпуса 1 с помощью описанного устройства осуществляют следующим образом. Учитывая, что за период эксплуатации корпус 1 подвергается заражению РАВ ввиду изотопно-обменных диффузионных процессов, многокомпонентной ионо-обменной адсорбции, литеральных и пространственных распространителей радионуклидов это привело к наведенной и остаточной радиоактивности корпуса 1: высокому фону внутри него до 10-20 Р/ч, снаружи - 0,1 0,2 Р/ч и более; для дезактивации такого высокоактивного объекта, расположенного в стесненном геометрическом пространстве (фиг.3), разработан единственно эффективный автономный процесс, при котором в горловину 17 вводят направляющий рукав 26, который предупреждает потери отложений РАВ на электроде 16 при его извлечении вместе с объемной емкостью 25, в которой расположен эластичный трубопровод 30 с токонесущим кабелем 31, вводят по направляющей 26 в полость корпуса 1 (фиг.2,3), подают в емкость 25 сжатую рабочую среду, что приводит к прижатию ее к стенкам корпуса 1 с образованием зазора на толщину электроизолирующих прокладок 27 (фиг.5), затем в зазор 28 подают рабочий агент и газонаполненные шарики нейтрального газа (типа CO2, Не и т.п.) - для предотвращения концентрации водорода и для активной напорной флотации процесса; на корпус и на электрод 16 подают ток, образуя процесс электрохимического переноса частиц от тела корпуса 1 на электрод 16 в виде РАВ. В качестве рабочего агента используют смесь кислот: серной и HCe, или серной и HF, или азотной и HF (активной и депассиватора из галогенводородных кислот)
При этом ведут контроль температуры и давления, выбирая температуру 25 - 80oC при давлении 1,05 1,25 кгс/см2, при подаче тока происходит растворение слоя на корпусе 1 и перенос ионов, в т.ч. радионуклидов, на электрод 16, образуя компактный осадок РАВ на его поверхности. Концентрацию РАВ в растворе определяют пробами из трубок 32 через перфорации 41. При этом возможно оседание тяжелых частиц на дно. В этом случае подачей раствора ведут промывку зазора и слив отходов через патрубок 23 в контейнеры 11 и 12 приема РАО с обработкой флокулянтами.
При этом ведут контроль температуры и давления, выбирая температуру 25 - 80oC при давлении 1,05 1,25 кгс/см2, при подаче тока происходит растворение слоя на корпусе 1 и перенос ионов, в т.ч. радионуклидов, на электрод 16, образуя компактный осадок РАВ на его поверхности. Концентрацию РАВ в растворе определяют пробами из трубок 32 через перфорации 41. При этом возможно оседание тяжелых частиц на дно. В этом случае подачей раствора ведут промывку зазора и слив отходов через патрубок 23 в контейнеры 11 и 12 приема РАО с обработкой флокулянтами.
Пример осуществления технологии. При объеме внутренней полости корпуса 1 5-10 м3 и заполняемости его рабочего объема около 80% потребность зазора 28 в рабочем агенте составляет около 1,5 м3. При ведении процесса дезактивации, как указано выше, подачей циркулирующего агента, подачей газонаполненных шариков и подачей тока на корпус 1 и электрод 16 объем дезактивируемого металла стенки корпуса равен 0,2 м3 при массе этого РАО 1,6 т, при этом потребность в электроэнергии при напряжении 36 В и силе тока 5 кА, мощности 126 кВт и плотности тока 60 мА/см2 определяется временем ведения процесса дезактивации указанного корпуса 1, которое составляет около 70 часов при 60% выходе по току при плотности смеси кислот (раствора):
15% H2SO4 + 8% HF или 12% HNO3 + 9% HF.
15% H2SO4 + 8% HF или 12% HNO3 + 9% HF.
Полученный концентрат РАО помещают в контейнеры и отправляют на захоронение в региональный могильник. А экологические характеристики дезактивированного корпуса соответствуют ПДК по НРБ-87 и Дополнениям и не превышают изонорму по общему фоновому излучению 30 мкР/ч.
Таким образом, разработанная технология дезактивации корпусов и агрегатов атомных энергетических установок является высокоэффективной, т.к. по времени превосходит известные технологии (фирм "Вестен Гаус", "Нукем" и др.) в 10-15 раз; по энергозатратам экономичнее в 8-10 раз. Процесс применим как для отдельных агрегатов, так и для корпусов ЯЭУ, а главное, предложение позволяет полностью решить вопросы дезактивации, утилизации и захоронения при комплексной обработке и переработке объектов ядерных энергетических установок.
Claims (1)
- Способ дезактивации агрегатов и корпусов атомных реакторов, включающий снятие с конструкции слоя материала, имеющего повышенную активность, упаковку радиоактивных отходов и захоронение, отличающийся тем, что корпус или агрегат размещают в аэрогерметизированной камере, соединяют ее полость с вакуумной установкой, объем внутренней полости корпуса или агрегата уменьшают за счет введения в нее упругоподатливой емкости, в полость этой емкости подают сжатую среду для прижатия емкости к стенкам корпуса или агрегата с образованием между ними зазора для подачи в этот зазор агрессивной среды, в зазоре между стенкой корпуса или агрегата и емкостью располагают объемный сетчатый электрод, стенку корпуса или агрегата и электрод соединяют с полюсами источника тока, между стенками корпуса или агрегата и сетчатым электродом в зазор подают агрессивную рабочую среду из смеси кислот, в которую вводят газонаполненные шарики с растворимой стенкой, и по мере накопления в рабочей среде радионуклидов часть рабочей среды отводят на разделение с помощью флокулянтов и утилизацию, восстанавливают объем и концентрацию рабочей среды за счет введения порции нового раствора кислот, процесс ведут до получения в отводимой рабочей среде заданной концентрации радиоактивных веществ, по которой судят о завершении процесса.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU93055553A RU2102804C1 (ru) | 1993-12-13 | 1993-12-13 | Технология дезактивации агрегатов и корпусов атомных реакторов |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU93055553A RU2102804C1 (ru) | 1993-12-13 | 1993-12-13 | Технология дезактивации агрегатов и корпусов атомных реакторов |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU93055553A RU93055553A (ru) | 1995-07-27 |
RU2102804C1 true RU2102804C1 (ru) | 1998-01-20 |
Family
ID=20150224
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU93055553A RU2102804C1 (ru) | 1993-12-13 | 1993-12-13 | Технология дезактивации агрегатов и корпусов атомных реакторов |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2102804C1 (ru) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2453939C1 (ru) * | 2011-02-22 | 2012-06-20 | Государственное унитарное предприятие города Москвы - объединенный эколого-технологический и научно-исследовательский центр по обезвреживанию РАО и охране окружающей среды (ГУП МосНПО "Радон") | Установка для электрохимической дезактивации металлических поверхностей |
RU2487431C1 (ru) * | 2011-12-02 | 2013-07-10 | Открытое акционерное общество "Научно-исследовательский институт технической физики и автоматизации" ОАО "НИИТФА" | Способ утилизации отработанных ритэг для длительного хранения |
-
1993
- 1993-12-13 RU RU93055553A patent/RU2102804C1/ru active
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
1. Васильев Г.А. и др. Проблемы утилизации материалов при снятии с эксплуатации и демонтаже транспортных энергетических установок. - М.: НИКИЭТ, 1993. 2. Атомная энергетика за рубежом. - 1984, N 7, с.23 - 26. * |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2453939C1 (ru) * | 2011-02-22 | 2012-06-20 | Государственное унитарное предприятие города Москвы - объединенный эколого-технологический и научно-исследовательский центр по обезвреживанию РАО и охране окружающей среды (ГУП МосНПО "Радон") | Установка для электрохимической дезактивации металлических поверхностей |
RU2487431C1 (ru) * | 2011-12-02 | 2013-07-10 | Открытое акционерное общество "Научно-исследовательский институт технической физики и автоматизации" ОАО "НИИТФА" | Способ утилизации отработанных ритэг для длительного хранения |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
EP0125401B1 (en) | Method for decontaminating metals contaminated with radioactive substances | |
US5865964A (en) | Apparatus for stripping ions from concrete and soil | |
RU2102804C1 (ru) | Технология дезактивации агрегатов и корпусов атомных реакторов | |
GR920300078T1 (en) | Process and apparatus for in-situ decontamination of heavy metal charged ground water | |
GB2305771A (en) | Method and apparatus for decomposing organic solutions | |
CA3065397C (en) | Plant for electrochemical decontamination of metal radioactive waste | |
JPH0466187A (ja) | 重金属および有機物を含有する廃液の処理方法 | |
JPS6058440B2 (ja) | 高汚染廃液貯溜用タンク又は廃液移送パイプの膨張式除染装置 | |
RU2090948C1 (ru) | Способ дезактивации ядерных энергетических установок и устройство для его осуществления | |
KR101725258B1 (ko) | 이온교환 수지를 이용한 전기동력학적 고효율 우라늄 오염 토양 처리 방법 | |
JP2965751B2 (ja) | 放射性汚染物の除染方法 | |
JPH0194164A (ja) | 円筒状構造物の切削解体装置 | |
SK281902B6 (sk) | Zariadenie na čistenie kalu, zeminy a podobných materiálov obsahujúcich ťažké kovy | |
RU2069396C1 (ru) | Способ дезактивации конструкций атомных реакторов | |
CN212924506U (zh) | 一种超声波电吸附除盐装置 | |
KR101292373B1 (ko) | 방사성 금속폐기물의 전해제염방법 및 이에 사용되는 시스템 | |
WO1998022953A1 (en) | Reducing radionuclide surface contamination of a metallic component | |
GB2295483A (en) | An electrolytic method for removing surface radioactivity from nuclear reactor cooling circuit ducting and associated components | |
Arrowsmith et al. | Demonstration of alternative decontamination techniques at Three Mile Island | |
GB2309817A (en) | Nuclear installation decontamination | |
JP3194231U (ja) | 液体改質器及び液体改質装置 | |
JPH07209489A (ja) | 放射性廃液処理装置 | |
Blanco et al. | Radioactive waste management | |
Ghaffar et al. | A rapid method for decontamination of low and intermediate level liquid radioactive wastes by amalgamation | |
JPS59163600A (ja) | 電解除染廃液再生装置 |