RU2102804C1 - Технология дезактивации агрегатов и корпусов атомных реакторов - Google Patents

Технология дезактивации агрегатов и корпусов атомных реакторов Download PDF

Info

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
Application number
RU93055553A
Other languages
English (en)
Other versions
RU93055553A (ru
Inventor
Е.Ф. Панарин
С.В. Процаенко
А.И. Плугин
С.С. Скороходов
А.К. Синяев
Н.И. Бурангулов
Original Assignee
Акционерное общество "Васильевский остров"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Акционерное общество "Васильевский остров" filed Critical Акционерное общество "Васильевский остров"
Priority to RU93055553A priority Critical patent/RU2102804C1/ru
Publication of RU93055553A publication Critical patent/RU93055553A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2102804C1 publication Critical patent/RU2102804C1/ru

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.
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.
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.
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.
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)

  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.
RU93055553A 1993-12-13 1993-12-13 Технология дезактивации агрегатов и корпусов атомных реакторов RU2102804C1 (ru)

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)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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