RU2695107C1 - Способ выполнения технологического проема для осуществления демонтажа графитовой кладки остановленного уран-графитового реактора - Google Patents
Способ выполнения технологического проема для осуществления демонтажа графитовой кладки остановленного уран-графитового реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2695107C1 RU2695107C1 RU2018143291A RU2018143291A RU2695107C1 RU 2695107 C1 RU2695107 C1 RU 2695107C1 RU 2018143291 A RU2018143291 A RU 2018143291A RU 2018143291 A RU2018143291 A RU 2018143291A RU 2695107 C1 RU2695107 C1 RU 2695107C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- opening
- graphite
- dismantling
- area
- reactor
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
- G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
- G21C1/07—Pebble-bed reactors; Reactors with granular fuel
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
- G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
- G21C1/08—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
- G21C1/10—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor moderator and coolant being different or separated
- G21C1/12—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor moderator and coolant being different or separated moderator being solid, e.g. Magnox reactor or gas-graphite reactor
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Working Measures On Existing Buildindgs (AREA)
Abstract
Изобретение относится к ядерной технике и может быть применено для демонтажа графитовой кладки при выводе из эксплуатации ядерного реактора. Способ выполнения технологического проема для осуществления демонтажа графитовой кладки остановленного уран-графитового реактора включает вырезку отверстий в верхней и нижней плитах верхней биологической защиты ядерного реактора с освобождением от засыпки выбранного для проема района. Вырезку отверстий в выбранном для проема районе осуществляют в два этапа: сначала вырезают и извлекают периферийные участки, затем - центральный, а выполненный проем закрывают защитной крышкой. Изобретение позволяет обеспечить безопасность для обслуживающего персонала и не увеличивать образование вторичных радиоактивных отходов. 5 з.п. ф-лы, 2 ил.
Description
Изобретение относится к ядерной технике и может быть применено для демонтажа графитовой кладки при выводе из эксплуатации ядерного реактора.
Из уровня техники известен способ демонтажа графитовой кладки ядерного реактора, описанный в патенте США №8873696, МПК G21C 9/00, опубл. 28.10.2014.
В известном способе удаляют все металлоконструкции, выполняющие функцию биологической защиты, которая окружает графитовую кладку ядерного реактора. Для уменьшения количества образующейся графитовой пыли используют систему разбрызгивания жидкости. Для предотвращения распространения радиоактивного загрязнения сооружают защитный модуль.
Недостатками известного способа являются:
- ограничение по доступности технических средств для обслуживания их персоналом, которое проводится в условиях высоких полей ионизирующего излучения реактора,
- увеличенное образование вторичных жидких радиоактивных отходов из-за использования жидкостного пылеподавления.
Наиболее близким по совокупности существенных признаков к изобретению является способ выполнения проема, описанный в патенте РФ №2147147 «Способ реконструкции активной зоны уран-графитового реактора», МПК G21C 1/12, G21C 23/00, опубл. 27.03.2000 (прототип). При реконструкции активной зоны в верхней металлоконструкции уран-графитового реактора, в районе коллектора парогазовой смеси, между трактами технологических каналов и каналами охлаждения отражателя выполняют вертикальный герметичный канал, через который последовательно удаляют верхние графитовые блоки.
Недостатком данного способа является то, что размеры выполненного проема ограничиваются размером отдельных ячеек и не позволяют применить для демонтажа графитовой кладки размещение в месте проведения демонтажа дистанционно управляемого манипулятора.
Задачей изобретения является разработка способа выполнения технологического проема для осуществления демонтажа графитовой кладки остановленного уран-графитового реактора, который позволяет осуществить размещение в месте проведения демонтажа графитовой кладки дистанционно управляемого манипулятора при одновременном обеспечении радиационной безопасности для обслуживающего персонала и без увеличения образования вторичных радиоактивных отходов.
Поставленная задача решается за счет того, что способ выполнения технологического проема для осуществления демонтажа графитовой кладки остановленного уран-графитового реактора включает вырезку отверстий в верхней и нижней плитах верхней биологической защиты ядерного реактора с освобождением от засыпки выбранного для проема района, при этом вырезку отверстий в выбранном для проема районе осуществляют в два этапа: сначала вырезают и извлекают периферийные участки, затем - центральный, а выполненный проем закрывают защитной крышкой. Для дополнительного обеспечения радиационной безопасности на каждом этапе каждый обработанный участок закрывают элементом защитной крышки, перемещая при последующем выполнении работ элемент защитной крышки таким образом, чтобы обеспечить максимальное перекрытие проема. Дополнительно осуществляют дистанционную резку труб тракта технологического канала, стаканов азотного короба, верхнего и нижнего листов азотного короба, плитного настила в выбранном для проема районе.
Способ выполнения технологического проема для осуществления демонтажа графитовой кладки остановленного уран-графитового реактора проиллюстрирован графическим материалом фиг. 1, 2.
На фиг. 1 представлена схема биологической защиты с элементами тракта технологического канала.
На фиг. 2 - фрагмент тракта технологического канала.
При выполнении технологического проема основные работы связаны непосредственно с верхней биологической защитой 1 (см. фиг. 1) ядерного реактора, азотным коробом 2 (см. фиг. 2) и плитным настилом 3 (см. фиг. 1). Верхняя биологическая защита 1 содержит верхшою плиту 4, трубы 5, образующие тракт технологического канала, засыпку 6, нижнюю плиту 7. Азотный короб 2 (см. фиг. 2) включает верхнюю кровлю 8, стаканы 9, нижнюю кровлю 10. Стакан 9 ввернут в плиту плитного настила 3 (см. фиг. 1), и центрирует колонну графитовых блоков 11. На стакане 9 (см. фиг. 2) уплотнены верхняя кровля 8 и нижняя кровля 10 азотного короба 2.
Способ осуществляют следующим образом.
Сначала производят резку труб 5, образующих тракт технологического канала, на периферийных участках района выполнения проема. Для этого в трубу 5 по внутреннему диаметру устанавливают устройство плазменной резки (на фиг. не показано) и производят резку стенки трубы 5 ниже нижней поверхности верхней плиты 4 верхней биологической защиты 1.
Затем на периферийных участках проема осуществляют резку верхней плиты 4 верхней биологической защиты 1. Резку осуществляют по участкам таким образом, чтобы рез проходил слева и справа от оси ячеек вдоль несущей балки с нижней полкой жесткости. Предварительно к верхней части вырезаемого участка приваривают по краям по одной грузовой петле. После того, как участок плиты будет прорезан, его извлекают с помощью крана, установленного в центральном зале. Таким же образом вырезают и извлекают следующие периферийные участки верхней плиты 4 верхней биологической защиты 1.
Из подготовленных участков поочередно с помощью вакуумной линии отсоса производят удаление засыпки 6 верхней биологической защиты 1.
Затем дистанционно осуществляют обрезку стаканов 9 азотного короба 2. Обрезку стаканов 9 производят на периферийных участках района выполнения проема. После обрезки стаканов 9 одной ячейки переходят на другую ячейку в пределах одного периферийного участка.
После этого дистанционно производят резку нижней плиты 7 верхней биологической защиты 1 на периферийных участках. Резку и извлечение нижней плиты 7 осуществляют аналогично резке и извлечению верхней плиты 4 верхней биологической защиты 1.
Пробивка верхней кровли 8 азотного короба 2 выполняется также дистанционно по участкам, через периферийные освобожденные участки в нижней плите 7 верхней биологической защиты 1. Пробивку производят с двух сторон от оси ячеек, с использованием пробойника.
После осуществления пробивки верхней кровли 8 азотного короба 2 осуществляют извлечение в сборе подготовленных периферийных участков.
Каждый извлеченный участок помещают в заполненный водой бассейн выдержки (на фиг. не показан).
Дистанционную резку нижней кровли 10 азотного короба 2 выполняют вместе с плитой плитного настила 3, так как нижняя кровля 10 азотного короба 2 располагается вплотную сверху на плитном настиле 3. Работа выполняется последовательно по периферийным участкам.
Рез выполняют слева и справа от оси ячеек на расстоянии от стакана 9 азотного коллектора 2. В конце каждого участка после продольных резов, необходимо выполнить один или два поперечных реза, для полного освобождения участка.
После того, как полностью выполнен сквозной рез нижней кровли 10 азотного короба 2 вместе с плитным настилом 3 периферийного участка, с помощью гидроштанги осуществляют его извлечение.
Извлеченный участок помещают в бассейн выдержки.
Аналогично выполняют вырезку и извлечение остальных периферийных участков нижней кровли 10 азотного короба 2 с плитным настилом 3.
Для исключения расцепления деталей тракта при последующем извлечении центрального участка в сборе производят установку в тракт ТК удерживающих устройств (на фиг. не показано). На завершающем этапе осуществляют подъем центрального участка (с удерживающими устройствами) в сборе (верхняя и нижняя плиты верхней биологической защиты в сборе с деталями тракта ТК, азотным коробом и плитным настилом со стаканом).
Извлеченный массив помещают в бассейн выдержки.
Выполненный проем закрывают защитной крышкой (на фиг. не показано).
Для дополнительного обеспечения радиационной безопасности на каждом этапе каждый обработанный участок закрывают элементом защитной крышки, перемещая при последующем выполнении работ элемент защитной крышки таким образом, чтобы обеспечить максимальное перекрытие проема.
Реализация данного изобретения обеспечивает выполнение технологического проема, размеры которого позволяют разместить в месте проведения демонтажа графитовой кладки дистанционно управляемый манипулятор. Применение на каждом этапе выполнения работ дистанционных методов резки позволяет осуществлять все технологические операции с верхней плиты верхней биологической защиты, что обеспечивает радиационную безопасность для обслуживающего персонала. Извлечение частей верхней биологической защиты без фрагментации делает возможным выполнение проема без увеличения объема первичных и вторичных радиоактивных отходов.
Claims (6)
1. Способ выполнения технологического проема для осуществления демонтажа графитовой кладки остановленного уран-графитового реактора, включающий вырезку отверстий в верхней и нижней плитах верхней биологической защиты ядерного реактора с освобождением от засыпки выбранного для проема района, отличающийся тем, что вырезку отверстий в выбранном для проема районе осуществляют в два этапа: сначала вырезают и извлекают периферийные участки, затем - центральный, а выполненный проем закрывают защитной крышкой.
2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что на каждом этапе каждый участок закрывают элементом защитной крышки, перемещая при последующем выполнении работ элемент защитной крышки таким образом, чтобы обеспечить максимальное перекрытие проема.
3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что дополнительно осуществляют дистанционную резку труб тракта технологического канала в выбранном для проема районе.
4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что дополнительно осуществляют дистанционную резку стаканов азотного коллектора в выбранном для проема районе.
5. Способ по п. 1, отличающийся тем, что дополнительно осуществляют дистанционную резку верхнего и нижнего листов азотного короба в выбранном для проема районе.
6. Способ по п. 1, отличающийся тем, что дополнительно осуществляют дистанционную резку плитного настила в выбранном для проема районе.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2018143291A RU2695107C1 (ru) | 2018-12-06 | 2018-12-06 | Способ выполнения технологического проема для осуществления демонтажа графитовой кладки остановленного уран-графитового реактора |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2018143291A RU2695107C1 (ru) | 2018-12-06 | 2018-12-06 | Способ выполнения технологического проема для осуществления демонтажа графитовой кладки остановленного уран-графитового реактора |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2695107C1 true RU2695107C1 (ru) | 2019-07-19 |
Family
ID=67309535
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2018143291A RU2695107C1 (ru) | 2018-12-06 | 2018-12-06 | Способ выполнения технологического проема для осуществления демонтажа графитовой кладки остановленного уран-графитового реактора |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2695107C1 (ru) |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US2782158A (en) * | 1945-11-02 | 1957-02-19 | John A Wheeler | Neutronic reactor |
| RU2137221C1 (ru) * | 1998-06-15 | 1999-09-10 | Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина | Способ восстановления графитовой кладки активной зоны уран-графитового ядерного реактора |
| RU2147147C1 (ru) * | 1998-08-12 | 2000-03-27 | Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина | Способ реконструкции активной зоны уран-графитового реактора |
| RU2357304C2 (ru) * | 2007-05-03 | 2009-05-27 | Открытое акционерное общество "Концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (ОАО "Концерн Энергоатом") | Способ извлечения деформированного технологического канала из активной зоны ядерного уран-графитового реактора |
| RU2679827C1 (ru) * | 2018-03-12 | 2019-02-13 | Российская Федерация, от лица которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Способ демонтажа графитовой кладки ядерного реактора |
-
2018
- 2018-12-06 RU RU2018143291A patent/RU2695107C1/ru active
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US2782158A (en) * | 1945-11-02 | 1957-02-19 | John A Wheeler | Neutronic reactor |
| RU2137221C1 (ru) * | 1998-06-15 | 1999-09-10 | Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина | Способ восстановления графитовой кладки активной зоны уран-графитового ядерного реактора |
| RU2147147C1 (ru) * | 1998-08-12 | 2000-03-27 | Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина | Способ реконструкции активной зоны уран-графитового реактора |
| RU2357304C2 (ru) * | 2007-05-03 | 2009-05-27 | Открытое акционерное общество "Концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (ОАО "Концерн Энергоатом") | Способ извлечения деформированного технологического канала из активной зоны ядерного уран-графитового реактора |
| RU2679827C1 (ru) * | 2018-03-12 | 2019-02-13 | Российская Федерация, от лица которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Способ демонтажа графитовой кладки ядерного реактора |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Jeong et al. | A qualitative identification and analysis of hazards, risks and operating procedures for a decommissioning safety assessment of a nuclear research reactor | |
| RU2695107C1 (ru) | Способ выполнения технологического проема для осуществления демонтажа графитовой кладки остановленного уран-графитового реактора | |
| RU2679827C1 (ru) | Способ демонтажа графитовой кладки ядерного реактора | |
| KR102025875B1 (ko) | 중수로 시설의 해체 방법 | |
| JP5627117B2 (ja) | 原子炉建屋解体システム | |
| US11424044B2 (en) | While a nuclear reactor element extends into a cask, cutting the element to a length equivalent to internal height of the cask | |
| JP4088796B2 (ja) | 原子炉圧力容器の解体工法 | |
| KR102244627B1 (ko) | 원자로의 해체 방법 | |
| JPH0192697A (ja) | 円筒状構造物の切削解体工法 | |
| RU2725621C1 (ru) | Способ демонтажа графитовой кладки активной зоны канального энергетического ядерного реактора | |
| JPH0194164A (ja) | 円筒状構造物の切削解体装置 | |
| RU116265U1 (ru) | Внутренняя защитная оболочка здания реактора аэс | |
| JPH0772294A (ja) | 原子炉しゃへい体 | |
| RU2258966C2 (ru) | Способ удаления облученного материала с плиты ядерного реактора | |
| KR102345673B1 (ko) | 중수로 시설의 해체 방법 | |
| Tachibana | Experiences on Research Reactors Decommissioning in the NSRI of the JAEA | |
| KR101282609B1 (ko) | 원자로와 그 내장품을 교체할 수 있는 가압경수형 원자로의 원전 시스템 | |
| Morishige et al. | DECOMMISSIONING WITH OVERHEAD CRANES OVERHANGING THE REACTOR BUILDING FROM THE FORMER TURBINE BUILDING | |
| Graf et al. | Remote-Controlled Removal of Bricks from a Reactor Shaft: An Unconventional Approach-16406 | |
| Takahama et al. | Side Access Procedure for Debris Retrieval of the Fukushima Damaged Reactors-17127 | |
| Wahlen | Hanford production reactor decommissioning | |
| Andre´ et al. | Decommissioning and Dismantling of the French Brennilis NPP | |
| JPH0523399B2 (ru) | ||
| JPH0447799B2 (ru) | ||
| Yanagihara et al. | Diamond sawing and coring technique for biological shield concrete dismantlement |