RU2273069C2 - Method and device for conditioning spent ionizing radiation sources - Google Patents
Method and device for conditioning spent ionizing radiation sources Download PDFInfo
- Publication number
- RU2273069C2 RU2273069C2 RU2004104913/06A RU2004104913A RU2273069C2 RU 2273069 C2 RU2273069 C2 RU 2273069C2 RU 2004104913/06 A RU2004104913/06 A RU 2004104913/06A RU 2004104913 A RU2004104913 A RU 2004104913A RU 2273069 C2 RU2273069 C2 RU 2273069C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- metal
- matrix
- spent
- container
- ionizing radiation
- Prior art date
Links
Landscapes
- Furnace Details (AREA)
- Casting Support Devices, Ladles, And Melt Control Thereby (AREA)
- Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области техники и технологии охраны окружающей среды и предназначено для кондиционирования отработавших источников ионизирующих излучений (ИИИ) путем их включения в металлическую матрицу из легкоплавких материалов с целью обеспечения условий долговременного безопасного хранения. Наиболее эффективно использование заявляемого способа и устройства на его основе для кондиционирования долгоживущих радиоактивных α-излучающих материалов и источников ионизирующих излучений. Предлагаемый способ может быть также использован и для кондиционирования других твердых радиоактивных отходов (РО), в частности отработавшего ядерного топлива, и вредных для человека и окружающей среды химических соединений.The invention relates to the field of technology and technology for environmental protection and is intended for the conditioning of spent sources of ionizing radiation (III) by incorporating them into a metal matrix of fusible materials in order to ensure long-term safe storage conditions. The most effective use of the proposed method and device based on it for conditioning long-lived radioactive α-emitting materials and sources of ionizing radiation. The proposed method can also be used for conditioning other solid radioactive waste (RO), in particular spent nuclear fuel, and chemical compounds harmful to humans and the environment.
Известен способ захоронения отработавших источников ионизирующих излучений в подземных хранилищах колодезного типа, заключающийся в загрузке отработавших источников ионизирующих излучений в емкость хранилища и заливке их расплавом легкоплавкого матричного металла или сплава [1].There is a method of burial of spent sources of ionizing radiation in underground storage of well type, which consists in loading the spent sources of ionizing radiation into the storage tank and filling them with a melt of a low-melting matrix metal or alloy [1].
Недостатками этого способа являются отсутствие гарантии создания слоя матричного металла между отработавшими источниками и стенкой емкости хранилища, невозможность извлечения источников из хранилища для возможной дальнейшей переработки, большой расход матричного материала, а также опасность разгерметизации корпусов источников под действием высокой температуры расплава матричного металла и выхода радиоактивных материалов в окружающую среду. В связи с отмеченными недостатками указанный способ используется только для включения в металлические матрицы отработавших источников с малыми периодами полураспада (до 30 лет).The disadvantages of this method are the lack of a guarantee of creating a matrix metal layer between spent sources and the wall of the storage tank, the inability to extract sources from the storage for possible further processing, the high consumption of matrix material, as well as the danger of depressurization of the source bodies under the influence of the high temperature of the molten matrix metal and the release of radioactive materials into the environment. In connection with the noted drawbacks, this method is used only for inclusion in the metal matrix of spent sources with short half-lives (up to 30 years).
Известен также способ упаковки содержащих отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) кассет или связок твэлов путем их размещения в контейнере и заливки в контейнер расплава матричного материала [2].There is also known a method for packaging spent nuclear fuel (SNF) cassettes or bundles of fuel rods by placing them in a container and pouring matrix material into the melt container [2].
Недостатком данного способа является повышенная радиационная опасность для персонала при работах в условиях радиационных полей, раздельное проведение технологических операций по подготовке расплава матричного металла и заливке его в контейнер.The disadvantage of this method is the increased radiation hazard for personnel when working in radiation fields, separate carrying out of technological operations for the preparation of the molten matrix metal and pouring it into a container.
Наиболее близким к заявляемому способу является способ упаковки отработавшего ядерного топлива, включающий его загрузку в контейнер из коррозионно-стойкого материала с помощью дистанцирующих элементов и с заполнением большей части свободного пространства контейнера массивными элементами из легкоплавкого металла, приварку к контейнеру верхней крышки, разогрев контейнера, заливку ОЯТ расплавом массивных элементов, образующегося непосредственно в контейнере при его разогреве, и проведение отверждения расплава [3].Closest to the claimed method is a method of packaging spent nuclear fuel, comprising loading it into a container of corrosion-resistant material using spacer elements and filling most of the free space of the container with massive elements of low-melting metal, welding the top cover to the container, heating the container, filling SNF by the melt of massive elements formed directly in the container during its heating, and the solidification of the melt [3].
Недостатками данного способа являются повышенная радиационная опасность для обслуживающего персонала, так как при этом большинство операций должны проводиться в условиях воздействия радиационных полей, а также значительное потребление энергии, необходимой для плавления всех массивных элементов в контейнере.The disadvantages of this method are the increased radiation hazard for staff, as most of the operations should be carried out under the influence of radiation fields, as well as the significant energy consumption necessary for melting all the massive elements in the container.
Наиболее близким к заявляемому устройству для осуществления способа кондиционирования отработавших источников ионизирующих излучений является устройство для размещения радиоактивных веществ [4], содержащее матричный контейнер, имеющий внешнее покрытие из металла, состоящее из донной части, кожуха и крышки, в каналах матричного контейнера расположены цилиндрические пеналы с радиоактивными материалами, при этом пеналы герметизированы в каналах матрицы заливочной массой или расплавом.Closest to the claimed device for implementing the method of conditioning the spent sources of ionizing radiation is a device for placing radioactive substances [4], containing a matrix container having an external metal coating, consisting of a bottom part, a casing and a cover, in the channels of the matrix container are cylindrical canisters with radioactive materials, while the canisters are sealed in the channels of the matrix by the pouring mass or melt.
Недостатком данной конструкции является то, что в процессе работы оно требует подготовки заливочной массы или расплава отдельно, вне контейнера, а заливку осуществляют при открытой крышке контейнера, в результате чего происходит образование аэрозолей и паров легкоплавкого материала и выход их в окружающую атмосферу, а также повышается вероятность разгерметизации источников под воздействием высокой температуры и выхода радиоактивных веществ в окружающую среду.The disadvantage of this design is that during operation it requires the preparation of the casting mass or melt separately, outside the container, and pouring is carried out with the lid of the container open, resulting in the formation of aerosols and fumes of low-melting material and their release into the surrounding atmosphere, and also increases the probability of depressurization of sources under the influence of high temperature and the release of radioactive substances into the environment.
Технический результат предлагаемого способа кондиционирования отработавших источников ионизирующих излучений выражается в уменьшении радиационной опасности для персонала при проведении технологических операций и снижении энергозатрат при проведении кондиционирования.The technical result of the proposed method for conditioning spent sources of ionizing radiation is expressed in reducing the radiation hazard for personnel during technological operations and reducing energy costs during conditioning.
Технический результат в части устройства для осуществления способа кондиционирования отработавших источников ионизирующих излучений выражается в предотвращении загрязнения окружающей среды выбросами аэрозолей и паров матричного металла, а также радиоактивных веществ при разгерметизации отработавших источников ионизирующих излучений.The technical result in terms of a device for implementing the method of conditioning spent ionizing radiation sources is expressed in preventing environmental pollution by emissions of aerosols and matrix metal vapors, as well as radioactive substances during depressurization of spent ionizing radiation sources.
Указанный технический результат в части способа достигается за счет того, что в контейнер из коррозионно-стойкого материала помещают матрицу из легкоплавкого металла, осуществляют загрузку отработавших источников ионизирующих излучений во внутреннюю полость металлической матрицы через приемное отверстие, закрывают приемное отверстие крышкой, поверх которой размещают герметизирующий элемент из металла, имеющего температуру плавления меньшую, чем температура плавления металла матрицы, и обладающего свойством адгезии к металлу матрицы, закрывают крышкой корпус контейнера, после чего производят разогрев контейнера до температуры большей, чем температура плавления металла герметизирующего элемента, но меньшей, чем температура плавления металла матрицы, осуществляют заливку отработавших источников ионизирующих излучений расплавом металла герметизирующего элемента и проводят отверждение расплава.The specified technical result in terms of the method is achieved due to the fact that a matrix of low-melting metal is placed in a container of corrosion-resistant material, the spent sources of ionizing radiation are loaded into the internal cavity of the metal matrix through a receiving hole, the receiving hole is closed with a lid, on top of which a sealing element is placed from a metal having a melting point lower than the melting temperature of the matrix metal, and having the property of adhesion to the metal of the matrix gical, capped container body, whereupon heating the container to a greater temperature than the melting temperature of the metal sealing member, but less than the melting temperature of the matrix metal, pouring is carried spent sources of ionizing radiation molten metal and the sealing member is carried melt solidification.
Отличительными признаками предлагаемого способа являются то, что после загрузки отработавших источников во внутреннюю полость металлической матрицы через приемное отверстие и закрытия приемного отверстия крышкой, поверх указанной крышки размещают герметизирующий элемент из металла, имеющего температуру плавления меньшую, чем температура плавления металла матрицы, и обладающего свойством адгезии к металлу матрицы, закрывают крышкой корпус контейнера, после чего контейнер разогревают до температуры, большей температуры плавления металла герметизирующего элемента, но меньшей температуры плавления металла матрицы.Distinctive features of the proposed method are that after loading the spent sources into the internal cavity of the metal matrix through the receiving hole and closing the receiving hole with a lid, a sealing element made of metal having a melting point lower than the melting point of the matrix metal and having the adhesion property is placed on top of the lid to the matrix metal, close the lid of the container body, after which the container is heated to a temperature higher than the melting point m Tall sealing member, metal but below the melting temperature of the matrix.
Сущность предлагаемого способа заключается в том, что герметизация отработавших источников ионизирующих излучений во внутренней полости металлической матрицы производят путем плавления только сравнительно небольшого по массе герметизирующего элемента, а не всей металлической матрицы (массивных блоков). В результате получают значительную экономию энергии при проведении операции по герметизации отработавших источников ионизирующих излучений.The essence of the proposed method lies in the fact that the sealing of the exhausted sources of ionizing radiation in the internal cavity of the metal matrix is made by melting only a relatively small mass of the sealing element, and not the entire metal matrix (massive blocks). As a result, significant energy savings are obtained during an operation to seal spent sources of ionizing radiation.
Кроме того, размещение металлической матрицы в корпусе контейнера производят до загрузки в ее внутреннюю полость отработавших источников ионизирующих излучений и соответственно вне действия этих излучений, поэтому суммарная доза, воздействующая на человека-оператора, уменьшается. Также в процессе загрузки источников действие излучений от источников, уже загруженных во внутреннюю полость металлической матрицы, ослабляется материалом матрицы. Это приводит к увеличению радиационной безопасности персонала, осуществляющего кондиционирование отработавших источников в соответствии с предлагаемым способом.In addition, the placement of the metal matrix in the container body is carried out before loading into its internal cavity the spent sources of ionizing radiation and, accordingly, outside the action of these radiation, therefore, the total dose acting on the human operator decreases. Also, in the process of loading sources, the effect of radiation from sources already loaded into the internal cavity of the metal matrix is attenuated by the matrix material. This leads to an increase in the radiation safety of personnel involved in the conditioning of spent sources in accordance with the proposed method.
Указанный технический результат в части устройства для осуществления способа кондиционирования отработавших источников ионизирующих излучений достигается за счет того, что устройство содержит корпус из коррозионно-стойкого материала, состоящий из донной части, кожуха и крышки корпуса, расположенную в нем металлическую матрицу с по крайней мере одной внутренней полостью с приемным отверстием для загрузки в нее отработавших источников ионизирующих излучений, и крышки приемного отверстия, поверх металлической матрицы с по крайней мере одной внутренней полостью и приемным отверстием и крышки внутренней емкости расположен герметизирующий элемент из металла, имеющего температуру плавления меньшую, чем температура плавления металла матрицы, и обладающего свойством адгезии по отношению к металлу матрицы, при этом верхняя часть приемного отверстия внутренней полости и боковая поверхность его крышки, верхняя часть кожуха и боковая поверхность крышки корпуса выполнены в виде сопряженных конусообразных поверхностей с углом, оптимальная величина которого составляет 5-7 угловых градусов.The specified technical result in the part of the device for implementing the method of conditioning the spent ionizing radiation sources is achieved due to the fact that the device comprises a housing made of a corrosion-resistant material, consisting of a bottom part, a casing and a housing cover, a metal matrix located in it with at least one inner cavity with a receiving hole for loading into it the spent sources of ionizing radiation, and the cover of the receiving hole, on top of a metal matrix with at least A sealing element made of metal having a melting point lower than the melting point of the matrix metal and having the property of adhesion with respect to the matrix metal is located in one inner cavity and a receiving hole and the lid of the internal container, while the upper part of the receiving hole of the internal cavity and the side surface of its lid , the upper part of the casing and the side surface of the housing cover are made in the form of conjugated conical surfaces with an angle, the optimal value of which is 5-7 angles degrees degrees.
Отличительными признаками предлагаемого устройства для осуществления способа кондиционирования отработавших ИИИ является то, что поверх металлической матрицы с по крайней мере одной внутренней полостью и приемным отверстием и крышки внутренней емкости расположен герметизирующий элемент из металла, имеющего температуру плавления меньшую, чем температура плавления металла матрицы, и обладающего свойством адгезии по отношению к металлу матрицы, при этом приемное отверстие внутренней полости и его крышка, крышка корпуса и верхняя часть кожуха выполнены в виде сопряженных конусообразных поверхностей с углом, оптимальная величина которого составляет 5-7 угловых градусов.The distinguishing features of the proposed device for implementing the method of conditioning spent III are that over the metal matrix with at least one internal cavity and a receiving hole and the lid of the internal container there is a sealing element made of metal having a melting point lower than the melting temperature of the matrix metal, and having the property of adhesion with respect to the matrix metal, while the receiving hole of the inner cavity and its cover, the housing cover and the upper part l the casing is made in the form of conjugate conical surfaces with an angle, the optimal value of which is 5-7 angular degrees.
Сущность предлагаемого устройства, реализующего предлагаемый способ кондиционирования отработавших источников ионизирующих излучений, заключается в том, что в корпусе контейнера поверх металлической матрицы с одной (или более) внутренней полостью и ее крышки размещают герметизирующий элемент, а разогрев контейнера и плавление герметизирующего элемента осуществляется в контейнере, закрытом своей крышкой. В результате пары матричного металла и радиоактивные материалы из разгерметизированных источников ионизирующих излучений остаются внутри корпуса контейнера, что предотвращает загрязнение окружающей среды. Для обеспечения механической прочности контейнера как целого при его разогреве верхний край внутренней полости и боковая поверхность ее крышки, верхний край кожуха контейнера и боковая поверхность его крышки выполнены в виде сопряженных конусообразных поверхностей с углом, оптимальная величина которого составляет 5-7 угловых градусов. В этом случае при закрытии контейнера крышкой происходит ее самозаклинивание. В результате контейнер вместе с крышкой выдерживают, в том числе внутреннее давление оставшегося в контейнера и разогретого воздуха и паров матричного металла, что и обеспечивает решение поставленной технической задачи.The essence of the proposed device that implements the proposed method for conditioning spent ionizing radiation sources is that a sealing element is placed in the container body over the metal matrix with one (or more) internal cavity and its lid, and the container is heated and the sealing element is melted in the container, closed by its lid. As a result, matrix metal vapors and radioactive materials from depressurized sources of ionizing radiation remain inside the container body, which prevents environmental pollution. To ensure the mechanical strength of the container as a whole during its heating, the upper edge of the inner cavity and the lateral surface of its lid, the upper edge of the container casing and the lateral surface of its lid are made in the form of conjugate conical surfaces with an angle, the optimal value of which is 5-7 angular degrees. In this case, when the container is closed with a lid, it self-seizes. As a result, the container together with the lid can withstand, including the internal pressure of the remaining in the container and heated air and vapor of the matrix metal, which provides a solution to the technical problem.
При увеличении угла конусообразных поверхностей вышеуказанного интервала сила самозаклинивания резко уменьшается, а при уменьшении необходимо увеличивать толщину верней части кожуха корпуса сверх величины, обусловленной необходимой прочностью контейнера.With an increase in the angle of the cone-shaped surfaces of the above interval, the self-jamming force decreases sharply, and with a decrease, it is necessary to increase the thickness of the upper part of the housing casing in excess of the value determined by the necessary strength of the container.
Предлагаемое устройство для осуществления способа кондиционирования источников ионизирующих излучений изображено на чертеже.The proposed device for implementing the method of conditioning sources of ionizing radiation is shown in the drawing.
Устройство включает в себя донную часть 1 корпуса, кожух 2 корпуса и крышку 3 корпуса, металлическую матрицу 4, внутреннюю полость 5 с приемным отверстием, закрытым крышкой 6, в которой расположены отработавшие источники ионизирующих излучений 7, герметизирующий элемент 8. Верхний край внутренней полости 5 и боковая поверхность ее крышки 6, а также верхний край кожуха контейнера 2 и боковая поверхность его крышки 3 выполнены в виде сопряженных конусообразных поверхностей 9.The device includes a bottom part 1 of the case, a casing 2 of the case and a cover 3 of the case, a metal matrix 4, an internal cavity 5 with a receiving hole closed by a cover 6, in which spent sources of ionizing radiation 7 are located, a sealing element 8. The upper edge of the internal cavity 5 and the lateral surface of its lid 6, as well as the upper edge of the casing of the container 2 and the lateral surface of its lid 3 are made in the form of conjugate conical surfaces 9.
Пример осуществления способа кондиционирования.An example implementation of the conditioning method.
В корпус из коррозионно-стойкого материала, состоящий из донной части 1, кожуха 2 и крышки 3 (открытой в начальном положении), помещают матрицу 4 из легкоплавкого металла. В частности, металлическую матрицу можно отлить, например, из свинца (температура плавления ~327°С) непосредственно в корпусе контейнера. Во внутреннюю полость 5 помещают отработавшие источники 7 ионизирующих излучений, после чего внутреннюю полость 5 закрывают крышкой 6 внутренней полости. Поверх металлической матрицы 4 с внутренней полостью 5, закрытой крышкой внутренней полости 6, размещают герметизирующий элемент 8, изготовленный, например, из сплава Розе (температура плавления ~100°С). Затем корпус закрывают крышкой 3. Далее устройство разогревают до температуры более 100°С (температура плавления материала герметизирующего элемента - сплава Розе), но менее 327°С (температура плавления материала матрицы - свинца), выдерживают контейнер при такой температуре некоторое время для того, чтобы расплав материала герметизирующего элемента заполнил все пустоты внутри устройства, и после этого устройство охлаждают. Вследствие свойства адгезии свинца и сплава Розе расплав герметизирующего элемента и металлическая матрица при кристаллизации образуют единый металлоблок, который надежно изолирует отработавшие источники ионизирующих излучений от окружающей среды.In the housing of a corrosion-resistant material, consisting of a bottom part 1, a casing 2 and a cover 3 (open in the initial position), a matrix 4 of fusible metal is placed. In particular, the metal matrix can be cast, for example, from lead (melting point ~ 327 ° C) directly in the container body. The spent sources 7 of ionizing radiation are placed in the inner cavity 5, after which the inner cavity 5 is closed with the lid 6 of the inner cavity. On top of the metal matrix 4 with the inner cavity 5 closed by the lid of the inner cavity 6, a sealing element 8 is placed, made, for example, of a Rose alloy (melting point ~ 100 ° C). Then the case is closed with a lid 3. Next, the device is heated to a temperature of more than 100 ° C (the melting temperature of the material of the sealing element - Rose alloy), but less than 327 ° C (the melting temperature of the matrix material - lead), the container is kept at this temperature for some time, so that the melt of the material of the sealing element fills all the voids inside the device, and then the device is cooled. Due to the adhesion properties of lead and the Rose alloy, the melt of the sealing element and the metal matrix during crystallization form a single metal block that reliably isolates the spent sources of ionizing radiation from the environment.
Увеличение радиационной безопасности при использовании предлагаемого способа кондиционирования отработавших источников ионизирующих излучений достигается за счет двух факторов.The increase in radiation safety when using the proposed method of conditioning the spent sources of ionizing radiation is achieved due to two factors.
Во-первых, размещение матрицы из легкоплавкого металла или сплава в корпусе устройства производят вне воздействия радиационных полей, что уменьшает общее время облучения персонала, занимающегося кондиционированием. Оценки показывают, что уменьшение суммарной дозы за счет уменьшения времени облучения достигает 20-50%.Firstly, the placement of a matrix of fusible metal or alloy in the housing of the device is carried out without exposure to radiation fields, which reduces the total exposure time of personnel involved in conditioning. Estimates show that reducing the total dose by reducing the exposure time reaches 20-50%.
Во-вторых, во время загрузки источников в устройство металлическая матрица и корпус ослабляют радиационные поля от источников, уже размещенных во внутренней полости матрицы. Степень ослабления дозы при этом составляет от 3 до 6 раз для высокоэнергетичного гамма-излучения радиевых источников и 10-50 раз для низкоэнергетичного гамма-излучения.Secondly, during the loading of sources into the device, the metal matrix and the housing weaken the radiation fields from sources already placed in the internal cavity of the matrix. The degree of dose attenuation in this case is from 3 to 6 times for high-energy gamma radiation of radium sources and 10-50 times for low-energy gamma radiation.
Общее ослабление излучений за счет обоих факторов достигает 5-10 раз, а при кондиционировании изотопов, например, Pu-238, Cu-244, Am-241, Am-243 доза гамма-излучения ослабляется почти полностью.The total attenuation of radiation due to both factors reaches 5-10 times, and when conditioning isotopes, for example, Pu-238, Cu-244, Am-241, Am-243, the dose of gamma radiation is almost completely attenuated.
Уменьшение потребления энергии при использовании предлагаемого способа кондиционирования отработавших источников ионизирующих излучений достигается за счет того, что их герметизация в металлической матрице осуществляется при плавлении не всей матрицы из легкоплавкого металла или сплава, а только сравнительно небольшого герметизирующего элемента. Уменьшение энергопотребления при этом составляет до 5-7 раз.Reducing energy consumption when using the proposed method for conditioning spent ionizing radiation sources is achieved due to the fact that their sealing in a metal matrix is carried out by melting not the entire matrix of fusible metal or alloy, but only a relatively small sealing element. The reduction in energy consumption is up to 5-7 times.
Устройство работает следующим образом: во внутреннюю полость 5 металлической матрицы 4, размещенной в корпусе из коррозионно-стойкого материала и состоящего из донной части 1, кожуха 2 и крышки 3, через приемное отверстие с открытой крышкой приемного отверстия 6 помещают отработавшие источники ионизирующих излучений 7, закрывают внутреннюю полость 5 крышкой внутренней полости 6, поверх металлической матрицы 4 и крышки внутренней полости 5 помещают герметизирующий элемент 8, затем корпус контейнера закрывают крышкой корпуса 3. При разогреве устройства до температуры, большей температуры плавления материала герметизирующего элемента 8, но меньшей температуры плавления материала матрицы 4, герметизирующий элемент 8 плавится и заполняет пустоты внутри корпуса, а при кристаллизации за счет свойства адгезии расплав совместно с металлической матрицей 4 образует металлоблок, надежно изолирующий внутреннюю полость 5 с отработавшими источниками ионизирующих излучений 7 от окружающей среды. Так как верхняя часть внутренней полости 5 и боковая поверхность крышки внутренней полости 6, верхняя часть кожуха 2 корпуса контейнера и боковая поверхность крышки 3 контейнера изготовлены в виде сопряженных конусообразных поверхностей 9 с углом, оптимальная величина которого лежит в интервале 5-7 угловых градусов, то свойство самозаклинивания обеспечивает цельность и механическую прочность всего контейнера, что, в свою очередь, предотвращает попадание в окружающую среду паров и аэрозолей матричного металла и радиоактивных материалов при разгерметизации отработавших источников ионизирующих излучений 7.The device operates as follows: in the internal cavity 5 of the metal matrix 4, placed in a housing made of corrosion-resistant material and consisting of a bottom part 1, a casing 2 and a cover 3, spent sources of ionizing radiation 7 are placed through a receiving hole with an open cover of the receiving hole 6, close the inner cavity 5 with the lid of the inner cavity 6, over the metal matrix 4 and the lid of the inner cavity 5, place the sealing element 8, then the container body is closed with the lid of the housing 3. When heated, three times to a temperature higher than the melting temperature of the material of the sealing element 8, but lower than the melting temperature of the material of the matrix 4, the sealing element 8 melts and fills the voids inside the housing, and upon crystallization due to the adhesion property, the melt together with the metal matrix 4 forms a metal block that reliably insulates the internal cavity 5 with spent sources of ionizing radiation 7 from the environment. Since the upper part of the inner cavity 5 and the lateral surface of the lid of the inner cavity 6, the upper part of the casing 2 of the container body and the lateral surface of the lid 3 of the container are made in the form of conjugate conical surfaces 9 with an angle, the optimal value of which lies in the range of 5-7 angular degrees, the self-jamming property ensures the integrity and mechanical strength of the entire container, which, in turn, prevents the vapor and aerosols of the matrix metal and radioactive materials from entering the environment and depressurization spent sources of ionizing radiation 7.
Предлагаемое устройства для осуществления способа кондиционирования отработавших источников ионизирующих излучений предотвращает загрязнение окружающей среды от выбросов аэрозолей и паров матричного металла, а также радиоактивных веществ при разгерметизации отработавших источников вследствие того, что корпус контейнера и внутренняя полость матрицы из легкоплавкого металла или сплава плотно закрыты крышками а внутрь корпуса помещен герметизирующий элемент, в результате чего высокотемпературная часть процесса плавления герметизирующего элемента происходит внутри корпуса устройства изолировано от окружающей среды, в то время как у устройства-прототипа, вследствие недостатков его конструкции, герметизацию пеналов с радиоактивными материалами производят при открытой крышке корпуса.The proposed device for implementing the method of conditioning the spent sources of ionizing radiation prevents environmental pollution from emissions of aerosols and matrix metal vapors, as well as radioactive substances during depressurization of spent sources due to the fact that the container body and the internal cavity of the matrix of low-melting metal or alloy are tightly closed with lids and inwards a sealing element is placed on the body, as a result of which the high-temperature part of the melting process the radiating element occurs inside the device’s enclosure, isolated from the environment, while the prototype device, due to its design flaws, canisters with radioactive materials are sealed with the case cover open.
Заявляемый способ кондиционирования отработавших источников ионизирующих излучений и устройство для его осуществления могут быть реализованы при их практическом применении, а для изготовления заявляемого устройства достаточно обычного широко распространенного промышленного оборудования. Разработка способа кондиционирования и устройства, его реализующего, включена в план НИР и ОКР ГУП МосНПО "Радон".The inventive method of conditioning the spent sources of ionizing radiation and a device for its implementation can be implemented in their practical application, and for the manufacture of the inventive device is sufficient conventional widespread industrial equipment. The development of an air-conditioning method and a device that implements it is included in the R&D plan of the State Unitary Enterprise MosNPO Radon.
ЛИТЕРАТУРАLITERATURE
1. А.Э.Арустамов, М.И.Ожован, В.В.Ширяев. Способ включения отработавших источников ионизирующих излучений в металлические матрицы. Авторское свидетельство СССР SU 1644663 А1, кл. G 21 F 9/32, 1984.1. A.E. Arustamov, M.I. Ozhovan, V.V. Shiryaev. A method for incorporating spent ionizing radiation sources into metal matrices. USSR copyright certificate SU 1644663 A1, cl. G 21 F 9/32, 1984.
2. International Symposium of Spent Fuel Storage Engineering and Environmental Aspects. Velyukhanov V.P., loltukhovsky A.G., Polyakov A.C. et al. Concept of long-term safe storage of RBMK Leaky Spent Fuel in Metall Matrix. Vienna, 10-14 October, 1994.2. International Symposium of Spent Fuel Storage Engineering and Environmental Aspects. Velyukhanov V.P., loltukhovsky A.G., Polyakov A.C. et al. Concept of long-term safe storage of RBMK Leaky Spent Fuel in Metall Matrix. Vienna, October 10-14, 1994.
3. А.Г.Иолтуховский, В.П.Велюханов, А.Н.Андрианов, A.C.Поляков, В.Н.Тебус, Г.П.Брагин, В.А.Форстман. Способ упаковки отработавшего ядерного топлива. Патент РФ RU 2109355, кл. G 21 F 5/005.3. A.G. Ioltukhovsky, V.P. Veliukhanov, A.N. Andrianov, A.C. Polyakov, V.N. Tebus, G.P. Bragin, V.A. Forstman. A method of packaging spent nuclear fuel. RF patent RU 2109355, cl. G 21 F 5/005.
4. Патент ФРГ DE 31 07 505 A1, кл. G 21 F 5/00,1982 г.4. German patent DE 31 07 505 A1, CL G 21 F 5 / 00.1982 g.
Claims (2)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2004104913/06A RU2273069C2 (en) | 2004-02-20 | 2004-02-20 | Method and device for conditioning spent ionizing radiation sources |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2004104913/06A RU2273069C2 (en) | 2004-02-20 | 2004-02-20 | Method and device for conditioning spent ionizing radiation sources |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2004104913A RU2004104913A (en) | 2005-07-27 |
| RU2273069C2 true RU2273069C2 (en) | 2006-03-27 |
Family
ID=35843356
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2004104913/06A RU2273069C2 (en) | 2004-02-20 | 2004-02-20 | Method and device for conditioning spent ionizing radiation sources |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2273069C2 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN102467984A (en) * | 2010-11-19 | 2012-05-23 | 中国辐射防护研究院 | High-activity spent radioactive source conditioning method and special device thereof |
| RU2525229C2 (en) * | 2009-05-06 | 2014-08-10 | Холтек Интернэшнл, Инк. | Device for storage and/or transportation of radioactive wastes and method of its production |
-
2004
- 2004-02-20 RU RU2004104913/06A patent/RU2273069C2/en active
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2525229C2 (en) * | 2009-05-06 | 2014-08-10 | Холтек Интернэшнл, Инк. | Device for storage and/or transportation of radioactive wastes and method of its production |
| CN102467984A (en) * | 2010-11-19 | 2012-05-23 | 中国辐射防护研究院 | High-activity spent radioactive source conditioning method and special device thereof |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2004104913A (en) | 2005-07-27 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4316814A (en) | Seal for a storage bore hole accommodating radioactive waste and method of applying the seal | |
| FR2402929A1 (en) | TRANSPORT OR STORAGE CONTAINER FOR RADIO-ACTIVE MATERIALS, IN PARTICULAR FOR IRRADIATED NUCLEAR FUELS | |
| US5334847A (en) | Composition for radiation shielding | |
| US4569818A (en) | Container for storing radioactive material | |
| RU2273069C2 (en) | Method and device for conditioning spent ionizing radiation sources | |
| JP2016114548A (en) | Storage method for radioactive biological waste | |
| Droste | Packaging, transport, and storage of high-, intermediate-, and low-level radioactive wastes | |
| JPH0836094A (en) | Closed treatment container for radioactive waste | |
| RU2357307C1 (en) | Packing method of spent nuclear fuel | |
| Sorokin et al. | Spent ion exchange resin conditioning technology based on thermal vacuum drying method | |
| RU2251166C1 (en) | Internal container of packing set for plutonium dioxide storage and transport | |
| RU2803411C1 (en) | Method for sealing parts of weapons-grade nuclear fissile materials (wgnm) | |
| Kang et al. | Encapsulation of radioactive stainless-steel corrosion products sludge in aluminum using hot isostatic pressing process and treatment suitability assessment | |
| CN109659059A (en) | Handle device, system, method and the application of radioactive waste | |
| EA037732B1 (en) | Container for long-lived low to high level radioactive waste | |
| EP0186638A1 (en) | A method in the storage of nuclear waste of intermediate-level radioactivity, deriving E.G. from nuclear power plants and a waste unit produced hereby | |
| JP5868185B2 (en) | Radioactive waste storage container | |
| RU2459294C1 (en) | Method of damaged dead nuclear fuel | |
| RU2113023C1 (en) | Method for packing spent nuclear fuel | |
| KR100935032B1 (en) | Heatresisting radioisotope irradiation capsule for nondestructive inspection | |
| Bates et al. | NNWSI Phase II materials interaction test procedure and preliminary results | |
| JPH05142392A (en) | Radiation shielding member | |
| JP3042030B2 (en) | How to seal containers for geological disposal | |
| Whatley Jr et al. | Safety analysis report, packages SRL 4.5-ton californium shipping cask (packaging of radioactive and fissile materials). Final report | |
| JP4496653B2 (en) | Vitrified body accommodation method |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PD4A | Correction of name of patent owner |