RU2112288C1 - Shielding chamber - Google Patents

Shielding chamber Download PDF

Info

Publication number
RU2112288C1
RU2112288C1 RU97109232A RU97109232A RU2112288C1 RU 2112288 C1 RU2112288 C1 RU 2112288C1 RU 97109232 A RU97109232 A RU 97109232A RU 97109232 A RU97109232 A RU 97109232A RU 2112288 C1 RU2112288 C1 RU 2112288C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
boxes
box
structures
highly active
protective
Prior art date
Application number
RU97109232A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU97109232A (en
Inventor
А.П. Каляго
В.Г. Шевченко
Л.В. Шмаков
В.И. Лебедев
Ю.В. Гарусов
Н.И. Русаков
Original Assignee
Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина
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 Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина filed Critical Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина
Priority to RU97109232A priority Critical patent/RU2112288C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2112288C1 publication Critical patent/RU2112288C1/en
Publication of RU97109232A publication Critical patent/RU97109232A/en

Links

Landscapes

  • Sampling And Sample Adjustment (AREA)

Abstract

FIELD: radiation safety engineering. SUBSTANCE: chamber has radiation safety boxes insulated from each other, provided with process equipment, and mounted in vertical cavity. Box for cutting long radioactive structures is located in bottom part of cavity working zone and has vertical guide channel crossing boxes mounted above and provided with transfer drawers. EFFECT: improved design. 1 dwg

Description

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к защитным камерам, и может быть использовано на действующих АЭС для выполнения технологических операций с полномасштабными высокоактивными конструкциями, например, с топливными сборками и при промышленном производстве закрытых источников ионизирующего излучения общетехнического и медицинского назначения. The invention relates to nuclear energy, in particular to protective chambers, and can be used at existing nuclear power plants to perform technological operations with full-scale high-active structures, for example, with fuel assemblies and in the industrial production of sealed sources of ionizing radiation for general technical and medical purposes.

Существуют защитные камеры, состоящие из цепочки радиационно-защищенных боксов, расположенных горизонтально, которые, наряду с изготовлением источников, используются для проведения исследований физических и механических свойств конструкционных материалов активной зоны реакторов [1]. Эти камеры в основном металловедческого направления и работают с небольшими по размерам и активности образцами, обращение с источниками в них осуществляется небольшими партиями и носит эпизодический характер. В указанных камерах возможно осуществлять следующие операции с высокоактивными конструкциями: приемку, хранение, обработку, рентгеноструктурный, металлографический анализ, изменение механических и физических свойств конструкционных материалов. There are protective chambers, consisting of a chain of radiation-protected boxes located horizontally, which, along with the manufacture of sources, are used to study the physical and mechanical properties of structural materials of the reactor core [1]. These chambers are mainly metallurgical and work with samples of small size and activity; the sources are handled in small batches and are episodic in nature. In these chambers, it is possible to carry out the following operations with highly active structures: acceptance, storage, processing, X-ray diffraction, metallographic analysis, change in the mechanical and physical properties of structural materials.

Недостатком данной защитной камеры является невозможность производить операции с длинномерными конструкциями канальных реакторов большой мощности (РБМК). The disadvantage of this protective chamber is the inability to perform operations with long-length designs of high-power channel reactors (RBMK).

Наиболее близким аналогом предлагаемого технического решения является защитная камера, состоящая из цепочки радиационнозащищенных боксов, расположенных горизонтально и вертикально [2]. В ней выполняют различные технологические операции с высокоактивными образцами материалов и полномасштабными конструкциями реакторных сборок, имеющими размеры значительно меньше, чем аналогичные конструкции реактора РБМК. В данной защитной камере можно осуществлять следующие операции: приемку и отправку, сборку и разборку, очистку высокоактивных конструкций, изготовление в ограниченном объеме закрытых источников ионизирующего излучения. The closest analogue of the proposed technical solution is a protective chamber, consisting of a chain of radiation-protected boxes located horizontally and vertically [2]. It performs various technological operations with highly active samples of materials and full-scale designs of reactor assemblies, having dimensions much smaller than similar designs of the RBMK reactor. In this protective chamber, the following operations can be performed: receiving and sending, assembling and disassembling, cleaning highly active structures, manufacturing a limited amount of sealed sources of ionizing radiation.

Недостатком данной защитной камеры является невозможность осуществления операций с длинномерными (более 7 м) высокоактивными конструкциями при промышленном производстве закрытых источников ионизирующего излучения (ИИИ). Данная конструкция защитной камеры не отвечает действующим в настоящее время требованием по уровню поверхностной загрязненности защитных ИИИ и не обеспечивает требуемой интенсивности производства. The disadvantage of this protective chamber is the inability to carry out operations with long-length (more than 7 m) highly active structures in the industrial production of sealed sources of ionizing radiation (III). This design of the protective chamber does not meet the current requirements for the level of surface contamination of protective III and does not provide the required production intensity.

Задача, решаемая данным изобретением, заключается в снижении уровня поверхностного загрязнения источников радиоактивного излучения в длинномерных конструкциях, помещаемых непосредственно в ядерный реактор, которые после извлечения из реактора имеют высокий уровень загрязнения. Другими задачами являются повышение интенсивности производства и уменьшение площади застройки, занимаемой защитной камерой. The problem solved by this invention is to reduce the level of surface contamination of radiation sources in long structures placed directly in a nuclear reactor, which after extraction from the reactor have a high level of pollution. Other objectives are to increase the intensity of production and reduce the building area occupied by the protective chamber.

Сущность предлагаемого технического решения заключается в том, что в защитной камере, включающей изолированные друг от друга радиационно-защищенные боксы, снабженные технологическим оборудованием и размещенные в вертикальной шахте, предложено бокс разделки высокоактивных длинномерных конструкций расположить в нижней части рабочей зоны шахты и снабдить вертикальным направляющим каналом, проходящим через расположенные выше боксы, содержащие передаточные шлюзы. The essence of the proposed technical solution lies in the fact that in the protective chamber, which is isolated from each other, radiation-protected boxes equipped with technological equipment and placed in a vertical shaft, it is proposed that the cutting box of highly active long structures be placed in the lower part of the shaft working area and equipped with a vertical guide channel passing through the boxes located above containing transfer locks.

Расположение бокса разделки высокоактивных длинномерных конструкций в нижней части шахты и наличие вертикального, направляющего канала, проходящего через все расположенные выше боксы, позволяет опускать высокоактивные длинномерные конструкции в нижнюю часть защитной камеры и проводить там основные "грязные" операции по изготовлению источников ионизирующего излучения. Наличие передаточных шлюзов между боксами позволяет исключить неконтролируемое проникновение в боксы радиоактивного загрязнения при транспортной передаче конструкций и их элементов уменьшить до нормируемого значения уровень поверхностного загрязнения изготовляемого ИИИ. Технологический процесс изготовления ИИИ организован таким образом, что высокоактивные элементы конструкции последовательно проходят все рабочие боксы, начиная с нижнего, наиболее "грязного" бокса, в который через вертикальный направляющий канал поступает извлеченная из реактора полномасштабная высокоактивная конструкция, содержащая радиоактивные сборки, и заканчивая верхним, "чистым", боксом, откуда выгружается готовая продукция в виде ИИИ. Причем изготовление источников в верхних боксах может осуществляться одновременно с выполнением технологических операций с длинномерной конструкцией, в нижнем боксе и всех верхних боксах. Предлагаемая конструкция защитной камеры гарантирует нормированную "чистоту" верхних боксов. Площадь застройки, занимаемая защитной камерой, уменьшается в 5-8 раз. The location of the cutting box of highly active long structures in the lower part of the shaft and the presence of a vertical guide channel passing through all the boxes located above allows the highly active long structures to be lowered into the lower part of the protective chamber and there the main “dirty” operations for the production of ionizing radiation sources are performed. The presence of transfer locks between the boxes eliminates the uncontrolled penetration of radioactive contamination into the boxes during the transport of structures and their elements, and reduces the level of surface pollution of the manufactured III to a normalized value. The manufacturing process of the III is organized in such a way that the highly active structural elements pass through all the working boxes in series, starting from the lower, most “dirty” box, into which a full-scale high-active structure containing radioactive assemblies extracted from the reactor enters through the vertical channel, and ends with the upper, "clean" box, from where finished products are unloaded in the form of III. Moreover, the manufacture of sources in the upper boxes can be carried out simultaneously with the execution of technological operations with a long design, in the lower box and all the upper boxes. The proposed design of the protective chamber guarantees the normalized "cleanliness" of the upper boxes. The building area occupied by the protective chamber is reduced by 5-8 times.

Предлагаемое изобретение поясняется графическим материалом. The invention is illustrated in graphic material.

На чертеже изображена компановочная схема защитной камеры. The drawing shows a layout diagram of a protective chamber.

Защитная камера (чертеж) расположена в шахте 1. Шахта 1 содержит защитные, изолированные боксы 2 - 6, которые снабжены технологическим оборудованием, манипуляторами (не показаны), смотровыми окнами 7, передаточными горизонтальными 8 и вертикальными 9 шлюзами. Шлюзы 8 и 9 предназначены для передачи высокоактивных элементов (сборок) конструкций из одного бокса в другой. В нижней части шахты 1 расположен бокс 2, предназначенный для проведения основных "грязных" операций, связанных с осмотром конструкций, исследованием образцов, контролем параметров и разделкой высокоактивных длинномерных конструкций и их элементов. Боксы 3 - 6 расположены над боксом 2. Бокс 2 снабжен вертикальным направляющим каналом 10, который проходит через боксы 3 - 6 и изолирован от них. В нижней части бокса 2 расположен глубокий перегрузочный канал 11, предназначенный для выгрузки высокоактивных длинномерных конструкций. Сверху шахта 1 закрыта защитной плитой 12, которая содержит стыковочные узлы 13 и 14. Узел 13 соединяет направляющий канал 10 с транспортно-разгрузочным устройством 15, предназначенным для транспортирования конструкций в шахту 1. Узел 14 обеспечивает соединение верхнего бокса 6 с транспортным контейнером 16, предназначенным для загрузки и транспортировки за пределы станции готовой продукции ИИИ. Под защитной плитой 12, в направляющем канале 10, размещается кран-балка 17, предназначенная для перемещения внутри шахты 1, в вертикальном и одном из горизонтальных направлений загруженных в вертикальном и одном из горизонтальных направлений загруженных в шахту 1 конструкций. The protective chamber (drawing) is located in mine 1. Mine 1 contains protective, insulated boxes 2-6, which are equipped with technological equipment, manipulators (not shown), viewing windows 7, horizontal transfer 8 and vertical 9 locks. Gateways 8 and 9 are designed to transfer highly active structural elements (assemblies) from one box to another. In the lower part of the mine 1 is located box 2, designed to carry out the main "dirty" operations associated with the inspection of structures, examination of samples, parameter control and cutting of highly active long structures and their elements. Boxes 3 - 6 are located above box 2. Box 2 is equipped with a vertical guide channel 10, which passes through boxes 3 - 6 and is isolated from them. In the lower part of the box 2 there is a deep reloading channel 11, designed to unload highly active long structures. On top of the shaft 1 is closed by a protective plate 12, which contains the docking nodes 13 and 14. The node 13 connects the guide channel 10 with the transport and unloading device 15, designed to transport structures to the shaft 1. The node 14 provides the connection of the upper box 6 with the transport container 16, designed for loading and transportation outside the station of finished products III. Under the protective plate 12, in the guide channel 10, there is a crane beam 17, designed to move inside the shaft 1, in the vertical and one of the horizontal directions loaded in the vertical and one of the horizontal directions of the structures loaded into the shaft 1.

Предлагаемая защитная камера работает следующим образом (чертеж). The proposed protective chamber operates as follows (drawing).

Транспортно-загрузочное устройство 15 с помещенной в него высокоактивной конструкцией (не показано) помещают на стыковочный узел 13. Затем высокоактивную конструкцию опускают через стыковочный узел 13, направляющий канал 10 в бокс 2, загружают в перегрузочный канал 11 до уровня смотрового окна 7 и рабочей зоны манипуляторов (не показаны) бокса 2. При необходимости перемещения в боксе 2 загруженная конструкция перецепляется на кран-балку 7, расположенную под защитной плитой 12. В боксе 2 с помощью манипуляторов (не показаны) выполняют все необходимые операции присущие боксу 2. Затем элементы высокоактивной конструкции передают последовательно в боксы 3 - 6, через передаточные шлюзы 8 и 9, в которых осуществляют операции, присущие каждому боксу. Из последнего по технологии бокса 6 изготовленные ИИИ загружают в транспортный контейнер 16 через стыковочный узел 14 и переводят спецтранспортом в контейнере 16 в накопитель или за пределы АЭС. The transport and loading device 15 with a highly active structure (not shown) placed in it is placed on the docking unit 13. Then the highly active structure is lowered through the docking unit 13, the guide channel 10 into the box 2, is loaded into the reloading channel 11 to the level of the viewing window 7 and the working area the manipulators (not shown) of box 2. If it is necessary to move in box 2, the loaded structure is transferred to the crane beam 7 located under the protective plate 12. In box 2, using the manipulators (not shown), everything is necessary e boxing operations inherent 2. Then highly structural elements successively transmitted to the boxes 3 - 6, through the transfer gates 8 and 9, which perform operations associated with each boxing. From the latter, according to the technology of boxing 6, the manufactured III are loaded into the transport container 16 through the docking unit 14 and transferred by special transport in the container 16 to the drive or outside the nuclear power plant.

Поскольку боксы изолированы друг от друга, операции, присущие каждому боксу, могут выполняться одновременно и независимо, а наличие направляющего канала позволяет обеспечить дополнительно совместимость технологий, связанных с обращением высокоактивных конструкций и их элементов реактора РБМК. Since the boxes are isolated from each other, the operations inherent in each box can be performed simultaneously and independently, and the presence of a guide channel allows for additional compatibility of technologies associated with the circulation of highly active structures and their elements of the RBMK reactor.

Данное техническое решение позволяет снизить уровень загрязненности радиоактивных источников излучения при производстве их в длинномерных высокоактивных конструкциях, помещаемых непосредственно в ядерный реактор, и уменьшить площадь застройки занимаемой защитной камерой в 5 - 8 раз. This technical solution allows to reduce the level of contamination of radioactive radiation sources during their production in long, highly active structures placed directly in a nuclear reactor, and to reduce the built-up area occupied by the protective chamber by 5-8 times.

Claims (1)

Защитная камера, включающая изолированные друг от друга радиационно защитные боксы, снабженные технологическим оборудованием и размещенные в вертикальной шахте, отличающаяся тем, что бокс разделки высокоактивных длинномерных конструкций расположен в нижней части рабочей зоны шахты и снабжен вертикальным направляющим каналом, проходящим через расположенные выше боксы, содержащие передаточные шлюзы. A protective chamber, including radiation-protective boxes isolated from each other, equipped with technological equipment and placed in a vertical shaft, characterized in that the cutting box for highly active long structures is located in the lower part of the shaft working area and is equipped with a vertical guide channel passing through the boxes located above transfer locks.
RU97109232A 1997-05-29 1997-05-29 Shielding chamber RU2112288C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU97109232A RU2112288C1 (en) 1997-05-29 1997-05-29 Shielding chamber

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU97109232A RU2112288C1 (en) 1997-05-29 1997-05-29 Shielding chamber

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2112288C1 true RU2112288C1 (en) 1998-05-27
RU97109232A RU97109232A (en) 1998-10-10

Family

ID=20193712

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU97109232A RU2112288C1 (en) 1997-05-29 1997-05-29 Shielding chamber

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2112288C1 (en)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
LT5392B (en) 2005-10-24 2006-12-27 Uždaroji Akcinė Bendrovė "Energetikos Tiekimo Bazė" Protection chamber for insertion and/or withdrawal of irradiated fuel assemblies to/from jacket and container for transportation
RU2722603C1 (en) * 2019-03-07 2020-06-02 Российская Федерация, от имени которой выступает Госкорпорация "Росатом" Nondestructive test protective chamber
RU207670U1 (en) * 2021-05-17 2021-11-10 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Research shielding chamber for working with long irradiated products

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
1. Вотинов С.Н. и др. Радиационная физика твердого тела. М.: Атомиздат, 1970, с.7 - 16. 2. Реформатский И.А. Горячие и изотопные лаборатории. - М.: Атомиздат, 1971, с.176 - 178. *

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
LT5392B (en) 2005-10-24 2006-12-27 Uždaroji Akcinė Bendrovė "Energetikos Tiekimo Bazė" Protection chamber for insertion and/or withdrawal of irradiated fuel assemblies to/from jacket and container for transportation
RU2722603C1 (en) * 2019-03-07 2020-06-02 Российская Федерация, от имени которой выступает Госкорпорация "Росатом" Nondestructive test protective chamber
RU207670U1 (en) * 2021-05-17 2021-11-10 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Research shielding chamber for working with long irradiated products

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2063072C1 (en) Method of and device for removing tubular irradiated components from nuclear reactor
WO1998026806A9 (en) Apparatus for performing gamma irradiation
WO1998026806A1 (en) Apparatus for performing gamma irradiation
RU2112288C1 (en) Shielding chamber
US5263062A (en) Process and apparatus for dismantling the internal equipment of a water-cooled nuclear reactor
KR101249905B1 (en) Apparatus for transferring hot cell equipment
US8270555B2 (en) Systems and methods for storage and processing of radioisotopes
JP2019138916A (en) Reactor building whole cover device, and reactor building preparation working method
JPS5913999A (en) Remote-controlled manipulator holding mechanism for large cell for radioactive material processing
JP6541020B2 (en) Fuel debris recovery method and recovery apparatus
RU207670U1 (en) Research shielding chamber for working with long irradiated products
JPS62285100A (en) Method of overhaul construction of nuclear reactor
DE4428501A1 (en) Reactor pressure vessel decommissioning appts.
CN111653375A (en) Vertical hinged door type shielding container system convenient for remote control maintenance
JPH03257399A (en) Volume reduction and cutting device for radioactive waste body
RU2722603C1 (en) Nondestructive test protective chamber
KR102573873B1 (en) Apparatus for disposal of In-Core Instrument Assembly
IT1142713B (en) BUILDING METHOD AND EQUIPMENT FOR THE TEMPORARY CONTAINMENT OF RADIOACTIVE WASTE
Frew et al. Experience of prototype fast reactor fuel reprocessing
Barrett et al. 42 The PFR reprocessing plant cave
US3378448A (en) Irradiation apparatus
JP4576567B2 (en) Gamma irradiation test equipment
EP0317312A3 (en) Store for radioactive material
Bacca Update on the Hot Fuel Examination Facility (HFEF) Complex
JPS6186695A (en) Carry-in-out locking device

Legal Events

Date Code Title Description
PD4A Correction of name of patent owner
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20160530