Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано для локализации и ликвидации последствий аварийных инцидентов, вызванных отказами или нарушениями при перегрузке и транспортировке облученного ядерного топлива или других облученных материалов, например с наведенной радиоактивностью.The invention relates to nuclear energy and can be used to localize and eliminate the consequences of accidental incidents caused by failures or irregularities during reloading and transportation of irradiated nuclear fuel or other irradiated materials, for example, with induced radioactivity.
Известно изобретение (патент США №3085060, кл. 204-193, 1963 г.), используемое при работе реактора на мощности и обеспечивающее перемещение твэлов при вскипании теплоносителя. Недостатком устройства является то, что при отказах или нарушениях, например в процессе перегрузки топлива, возможно несанкционированное перемещение облученного ядерного топлива за пределы активной зоны на верхнюю плиту биологической защиты ядерного реактора, что приводит к радиационному инциденту, переоблучению эксплуатационного персонала и к увеличению длительности простоя реактора.The invention is known (US patent No. 3085060, CL 204-193, 1963), used when operating the reactor at power and providing the movement of fuel rods when boiling coolant. The disadvantage of this device is that in case of failures or violations, for example during fuel refueling, unauthorized movement of irradiated nuclear fuel beyond the active zone to the top plate of biological protection of a nuclear reactor is possible, which leads to a radiation incident, over-exposure of operating personnel and to an increase in reactor down time .
Известен также способ удаления облученного материала с плиты ядерного реактора (JAPAN, заявка Японии №59-41160, публикация 31.03.80), взятый за прототип, включающий экранирование облученного материала защитным материалом с последующим их удалением. Для удаления облученного материала - защитного экрана ядерного реактора, расположенного на плите, внутрь экрана опускают специальную стойку и осуществляют заливку экрана изнутри бетоном с целью снижения уровня радиоактивного излучения в окружающем пространстве. Затем снаружи экрана удаляют часть окружающего экран материала. Затем удаляют непосредственно экран, снаружи окруженный остатками защитного слоя материала, а изнутри залитого кольцевым слоем бетона. В случае высокой радиоактивности экрана количество бетона и окружающего экран материала может оказаться таким большим, что экран будет нетранспортабелен. Кроме того, такая технология удаления является трудоемкой, так как вводится дополнительная операция по заливке бетона и весьма длительной, исключающей дальнейшую эксплуатацию реактора.There is also known a method of removing irradiated material from a plate of a nuclear reactor (JAPAN, Japanese application No. 59-41160, publication 31.03.80), taken as a prototype, including shielding the irradiated material with a protective material and their subsequent removal. To remove the irradiated material - a protective shield of a nuclear reactor located on the stove, a special rack is lowered into the screen and concrete is filled from the inside to reduce the level of radiation in the surrounding space. Then, part of the material surrounding the screen is removed from the outside of the screen. Then the screen is removed directly, surrounded by the remains of the protective layer of the material from the outside, and from the inside of the concrete poured into an annular layer. In the case of high radioactivity of the screen, the amount of concrete and the material surrounding the screen may be so large that the screen will be non-transportable. In addition, such a removal technology is time-consuming, since an additional operation for pouring concrete is introduced and is very lengthy, precluding further operation of the reactor.
Задачей изобретения является удаление облученного материала для уменьшения дозовых нагрузок на персонал, сокращение времени простоя реактора и/или технологического оборудования.The objective of the invention is the removal of irradiated material to reduce dose loads on personnel, reducing downtime of the reactor and / or processing equipment.
Поставленная задача решается тем, что в способе удаления облученного материала материала с плиты ядерного реактора, включающем его экранирование защитным материалом с последующим их удалением экранирование производят гранулированным материалом, а удаление облученного и гранулированного материалов осуществляют с помощью устанавливаемой в трубе технологического канала вспомогательной трубы с решеткой, удерживающей облученный материал и проницаемой для гранулированного материала.The problem is solved in that in the method of removing the irradiated material from the plate of a nuclear reactor, including shielding it with protective material and then removing them, the shielding is done with granular material, and the irradiated and granular materials are removed using an auxiliary pipe installed in the process channel pipe with a grate, holding irradiated material and permeable to granular material.
Сущность изобретения поясняется на чертеже. На верхней плите 1 биологической защиты 2 ядерного реактора 3 расположен облученный материал 4, который может быть не только цельной конструкцией, но и в виде отдельных фрагментов, например, может представлять собой облученное ядерное топливо или элементы конструкции активной зоны реактора с наведенной радиоактивностью, попавшие на плиту 1 в результате ошибочных действий персонала, и/или отказов оборудования. Для снижения уровня радиоактивности облученный материал 4 закрыт материалом 5, например чугунной, стальной или свинцовой дробью.The invention is illustrated in the drawing. On the top plate 1 of the biological protection 2 of the nuclear reactor 3, the irradiated material 4 is located, which can be not only an integral structure, but also in the form of separate fragments, for example, it can be irradiated nuclear fuel or structural elements of the reactor core with induced radioactivity that have fallen on plate 1 as a result of erroneous actions of personnel, and / or equipment failures. To reduce the level of radioactivity, the irradiated material 4 is covered by material 5, for example, cast iron, steel or lead shot.
Для извлечения облученного материала 4 внутрь трубы 6 помещают составную защитную трубу, состоящую из верхней трубы 7а, уплотненной с трубой 6 в верхней части. Труба 7а соединена с трубой 7в, внутри разделенные перемычкой в виде решетки или горизонтально расположенного стержня 7с. Затем обрезают трубу 6 на отметке ниже расположения фрагментов облученного материла 4, но выше торца верхней части трубы 7а и извлекают отрезок трубы 6. С помощью замеров определяют место расположения фрагментов и удаляют сначала защитный материал 5 вокруг крайнего фрагмента облученного материала 4, высвобождая тем самым этот фрагмент. Затем фрагмент сбрасывают в защитную трубу 7а. При этом сыпучий материал 5 просыпается по трубам 7а, 7в мимо перемычки 7с в емкость 8. Затем специальным инструментом фрагмент извлекают из трубы 7а и дистанционно передают на хранение.To extract the irradiated material 4, a composite protective pipe consisting of an upper pipe 7a sealed with a pipe 6 in the upper part is placed inside the pipe 6. The pipe 7a is connected to the pipe 7b, internally separated by a jumper in the form of a lattice or a horizontal rod 7c. Then cut the pipe 6 at a mark below the location of the fragments of the irradiated material 4, but above the end of the upper part of the pipe 7a and extract a piece of pipe 6. Using measurements, determine the location of the fragments and first remove the protective material 5 around the extreme fragment of the irradiated material 4, thereby releasing this fragment. Then the fragment is dumped into the protective tube 7a. In this case, the bulk material 5 wakes up through pipes 7a, 7b past the jumper 7c into the container 8. Then, with a special tool, the fragment is removed from the pipe 7a and remotely transferred to storage.
Стратегию извлечения фрагментов облученного материала осуществляют исходя из принципов минимизации дозовых нагрузок на персонал, минимизации сроков удаления фрагментов облученного материала и исходя из цели - удаление всех фрагментов. Суть стратегии заключается в том, что сначала извлекают фрагмент, расположенный с краю засыпки, а затем последовательно, с учетом удаления части засыпки 5 из освободившегося пространства в районе уже извлеченного фрагмента, удаляют последующий фрагмент облученного материала.The strategy for extracting fragments of irradiated material is carried out proceeding from the principles of minimizing dose loads on personnel, minimizing the time for removing fragments of irradiated material, and based on the goal, removing all fragments. The essence of the strategy is to first extract the fragment located on the edge of the backfill, and then sequentially, taking into account the removal of part of the backfill 5 from the vacant space in the region of the already extracted fragment, remove the subsequent fragment of the irradiated material.