RU2725621C1 - Способ демонтажа графитовой кладки активной зоны канального энергетического ядерного реактора - Google Patents
Способ демонтажа графитовой кладки активной зоны канального энергетического ядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2725621C1 RU2725621C1 RU2019145668A RU2019145668A RU2725621C1 RU 2725621 C1 RU2725621 C1 RU 2725621C1 RU 2019145668 A RU2019145668 A RU 2019145668A RU 2019145668 A RU2019145668 A RU 2019145668A RU 2725621 C1 RU2725621 C1 RU 2725621C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- graphite
- dismantling
- upper protective
- rod
- metal structure
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
-
- 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. Способ демонтажа высокоактивных элементов активной зоны канального энергетического ядерного реактора включает извлечение с помощью крана центрального зала вертикально вверх графитовых блоков колоннами или группами колонн после демонтажа верхних защитных элементов с направляющим патрубком, установленных на графитовых колоннах, через сделанные проемы в верхней защитной металлоконструкции для последующего перемещения извлекаемых элементов на стенд для разборки графитовых колонн и их селективной загрузки в транспортные контейнеры с целью их дальнейшей фрагментации, дезактивации или в защитные контейнеры для дальнейшей утилизации. Изобретение позволяет обеспечить минимизацию дозовых нагрузок на производящий работы персонал без увеличения количества первичных и при уменьшении вторичных радиоактивных отходов. 5 з.п. ф-лы, 3 ил.
Description
Изобретение относится к ядерной технике, а именно: к способу демонтажа высокоактивных элементов, входящих в состав канального энергетического ядерного реактора с графитовым замедлителем, в первую очередь, при выводе этих реакторов из эксплуатации.
Наиболее близким по совокупности существенных признаков и достигаемому результату к предлагаемому изобретению является способ демонтажа графитовой кладки активной зоны канального энергетического ядерного реактора, заключающийся в том, что в верхней защитной металлоконструкции реактора вырезают, по крайней мере, один проем и извлекают через проемы блоки графитовой кладки, образующие полые колонны (патент RU №2679827, МПК G21С 19/00, опублик. 13.02.2018).
В известном способе демонтаж графитовой кладки ядерного реактора производят с помощью дистанционно управляемого манипулятора, который внутри реакторного пространства перемещает послойно графитовые блоки в контейнеры для радиоактивных отходов, которые предварительно размещены в реакторном пространстве между графитовой кладкой и металлоконструкцией, при этом для прохода упомянутых манипулятора и контейнера в реакторное пространство выполняют, по меньшей мере, один проем в верхней защитной металлоконструкции, а извлечение элементов графитовой кладки производят путем поочередного индивидуального захвата манипулятором каждого элемента графитовой кладки (блока).
Описанный в указанном патенте способ демонтажа графитовой кладки, применительно к демонтажу графитовой кладки активной зоны канального энергетического ядерного реактора не может быть применен по следующим причинам:
1. В конструкции канального энергетического ядерного реактора между графитовой кладкой и нижней плитой верхней защитной металлоконструкции отсутствует достаточный объем для размещения там контейнеров для радиоактивных отходов
2. Размеры и вес графитовых блоков канального энергетического ядерного реактора требуют наличия мобильного дистанционно управляемого манипулятора большой грузоподъемности и габаритов. Для размещения такого манипулятора в ограниченном объеме реакторного пространства нет места.
3. Контейнеры, размещенные в реакторном пространстве, подлежат дезактивации, что значительно увеличит дозозатраты персонала на обеспечение утилизации и захоронения радиоактивных отходов.
4. Конструкция графитовых колонн канального энергетического реактора не позволяет их демонтировать послойно, так как графитовые блоки, составляющие графитовые колонны, имеют разную высоту (для переобвязки с соседними колоннами) и при их поштучном демонтаже образуется разновысотная поверхность, установка на которую выравнивающего настила для перемещения манипулятора не представляется возможным.
Задачей настоящего изобретения является создание способа демонтажа с высокой радиационной безопасностью графитовой кладки канального энергетического ядерного реактора.
Техническим результатом настоящего изобретения является обеспечение возможности извлечения графитовых колонн из графитовой кладки активной зоны ядерного реактора при минимизация дозовых нагрузок на персонал.
Указанный технический результат достигается тем, что согласно способа демонтажа графитовой кладки активной зоны канального энергетического ядерного реактора, заключающегося в том, что в верхней защитной металлоконструкции реактора вырезают, по крайней мере, один проем и извлекают через проем блоки графитовой кладки, образующие полые колонны, в полость графитовой колонны опускают штангу с разжимным цанговым захватом, фиксируют захват в нижнем опорном элементе графитовой колонны, после чего извлекают колонну из ядерного реактора, причем графитовую колонну извлекают с помощью крана центрального зала и размеры проемов в верхней защитной металлоконструкции ограничены ребрами жесткости верхней защитной металлоконструкции, кроме того, графитовую колонну прикрепляют к штанге с помощью пневматических присосок, расположенных по длине штанги, или же штангу изготавливают в виде трубы с отверстиями и внутреннюю полость графитовой колонны заполняют склеивающим графит составом, который подают в штангу под давлением, также извлекаемую из активной зоны графитовую колонну втягивают в защитный контейнер, установленный на верхней защитной металлоконструкции.
Изобретение поясняется:
- на фигуре 1, где указаны: графитовая кладка активной зоны 1, графитовая колонна 2, нижний опорный элемент 3 графитовой колонны 2, верхняя защитная металлоконструкция 4, проем 5 в металлоконструкции 4, штанга 6, цанговый захват 7 штанги 6, защитный контейнер 11, ребра жесткости 12 верхней защитной металлоконструкции 4;
- на фигуре 2, где указаны: присоски 8 штанги 6;
- на фигуре 3, где указаны отверстия 9 в трубе 10 штанги 6.
Предлагаемый способ демонтажа графитовой кладки активной зоны канального энергетического ядерного реактора осуществляют следующим образом.
В верхней защитной металлоконструкции 4 вырезают проем 5, который позволяет обеспечить доступ штанге 6 к графитовой кладке 1. С целью сохранения прочности металлоконструкции 4 проем 5 вырезают, предпочтительно, по границам расположения ребер жесткости 12 металлоконструкции 4. Например, с помощью крана машинного зала опускают штангу 6 в полость графитовой колонны 2 и фиксируют штангу 6 ее цанговым разжимным захватом 7 в нижнем опорном элементе 3 графитовой колонны 2. Для надежности удерживания графитовых блоков в колонне 2 могут быть использованы штанги 6 с пневматическими присосками 8.
Графитовые колонны 2, в которых содержатся разрезанные или раскрошившиеся графитовые блоки, извлекают из графитовой кладки 1 после предварительного склеивания графитовых блоков составом, который подают во внутреннюю полость трубы 10 штанги 6 под давлением, и равномерно распределяют по длине графитовой колонны 2 через отверстия 9, выполненные в трубе 10 штанги 6.
Извлекаемую графитовую колонну 2 желательно сразу помещать в защитный контейнер 11, который устанавливают на верхней защитной металлоконструкции 4.
Для защиты персонала все проемы 5 в верхней защитной металлоконструкции 4, после окончания работ по извлечению колонн 2 графитовой кладки 1, закрывают защитными настилами, а во время работы в районе вскрытого проема 5 его ограждают вертикальными элементами, предотвращающими поражение персонала γ-излучением.
Claims (6)
1. Способ демонтажа графитовой кладки активной зоны канального энергетического ядерного реактора, заключающийся в том, что в верхней защитной металлоконструкции реактора вырезают по крайней мере один проем и извлекают через проем блоки графитовой кладки, образующие полые колонны, отличающийся тем, что в полость графитовой колонны опускают штангу с разжимным цанговым захватом, фиксируют захват в нижнем опорном элементе графитовой колонны, после чего извлекают колонну из ядерного реактора.
2. Способ демонтажа по п. 1, отличающийся тем, что графитовую колонну извлекают с помощью крана центрального зала.
3. Способ демонтажа по п. 1, отличающийся тем, что размеры проемов в верхней защитной металлоконструкции ограничены ребрами жесткости верхней защитной металлоконструкции.
4. Способ демонтажа по п. 1, отличающийся тем, что графитовую колонну прикрепляют к штанге с помощью пневматических присосок, расположенных по длине штанги.
5. Способ демонтажа по п. 1, отличающийся тем, что штангу изготавливают в виде трубы с отверстиями и внутреннюю полость графитовой колонны заполняют склеивающим графит составом, который подают в штангу под давлением.
6. Способ демонтажа по пп. 1 и 2, отличающийся тем, что извлекаемую из активной зоны графитовую колонну втягивают в защитный контейнер, установленный на верхней защитной металлоконструкции.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2019145668A RU2725621C1 (ru) | 2019-12-31 | 2019-12-31 | Способ демонтажа графитовой кладки активной зоны канального энергетического ядерного реактора |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2019145668A RU2725621C1 (ru) | 2019-12-31 | 2019-12-31 | Способ демонтажа графитовой кладки активной зоны канального энергетического ядерного реактора |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2725621C1 true RU2725621C1 (ru) | 2020-07-03 |
Family
ID=71510134
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2019145668A RU2725621C1 (ru) | 2019-12-31 | 2019-12-31 | Способ демонтажа графитовой кладки активной зоны канального энергетического ядерного реактора |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2725621C1 (ru) |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2011159385A2 (en) * | 2010-03-27 | 2011-12-22 | Special Applications Technology, Inc. | Systems and methods for dismantling a nuclear reactor |
RU2444796C1 (ru) * | 2010-07-15 | 2012-03-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" | Способ вывода из эксплуатации канального уран-графитового ядерного реактора |
RU2545512C1 (ru) * | 2013-11-18 | 2015-04-10 | Открытое акционерное общество "Ордена Ленина Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А. Доллежаля" (ОАО "НИКИЭТ") | Установка для разделки длинномерных радиоактивных изделий на фрагменты |
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 |
-
2019
- 2019-12-31 RU RU2019145668A patent/RU2725621C1/ru active
Patent Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2011159385A2 (en) * | 2010-03-27 | 2011-12-22 | Special Applications Technology, Inc. | Systems and methods for dismantling a nuclear reactor |
US20150228364A1 (en) * | 2010-03-27 | 2015-08-13 | Kurion, Inc. | Systems and methods for dismantling a nuclear reactor |
RU2444796C1 (ru) * | 2010-07-15 | 2012-03-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" | Способ вывода из эксплуатации канального уран-графитового ядерного реактора |
RU2545512C1 (ru) * | 2013-11-18 | 2015-04-10 | Открытое акционерное общество "Ордена Ленина Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А. Доллежаля" (ОАО "НИКИЭТ") | Установка для разделки длинномерных радиоактивных изделий на фрагменты |
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 |
---|---|---|
RU2063072C1 (ru) | Способ демонтажа облученных компонентов трубчатой формы ядерного реактора и устройство для его осуществления | |
KR102144982B1 (ko) | 중수로 시설의 방사화 구조물 해체 방법 | |
US4511499A (en) | Apparatus for dismantling and disposing of fuel assemblies | |
JP2019138916A (ja) | 原子炉建屋全体カバー装置及び原子炉建屋準備作業方法 | |
KR20180008654A (ko) | 원자력 플랜트의 해체 방법 | |
JP4256349B2 (ja) | 原子炉の解体および撤去装置、並びに解体および撤去方法 | |
RU2725621C1 (ru) | Способ демонтажа графитовой кладки активной зоны канального энергетического ядерного реактора | |
JP4432112B2 (ja) | 原子炉圧力容器の解体工法 | |
JP4088796B2 (ja) | 原子炉圧力容器の解体工法 | |
RU2679827C1 (ru) | Способ демонтажа графитовой кладки ядерного реактора | |
JP6129656B2 (ja) | 沸騰水型原子力プラントにおける燃料デブリの搬出方法及び作業ハウスシステム | |
JP6424437B2 (ja) | 原子炉の撤去工法 | |
Maggini et al. | Strategies and dismantling solutions for RPV internals of Trino NPP | |
KR101605804B1 (ko) | 핵 제어봉들의 재활용 방법 및 재활용된 제어봉 섹션 | |
KR102027198B1 (ko) | 원자로 내부 구조물의 이송 장치 | |
JP6446370B2 (ja) | 原子力発電所の原子炉から1つまたは複数の放射性を帯びた部品を処分するためのシステムおよび方法 | |
RU2695107C1 (ru) | Способ выполнения технологического проема для осуществления демонтажа графитовой кладки остановленного уран-графитового реактора | |
JPS6231144B2 (ru) | ||
JP2656410B2 (ja) | 中性子源の据付方法およびこの方法に用いられる中性子源ホルダラック | |
CN211207989U (zh) | 一种ap1000主泵的屏蔽装置 | |
EP2413330B1 (de) | Verfahren für eine trockene Wiederaufbereitung abgebrannter (bestrahlter) fester Kernbrennstoffe und eine Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens | |
Tachibana | Experiences on Research Reactors Decommissioning in the NSRI of the JAEA | |
Viermann et al. | Treatment of Core Components From Nuclear Power Plants With PWR and BWR Reactors | |
Cross et al. | Progress in the development of tooling and dismantling methodologies for the Windscale advanced gas cooled reactor (WAGR) | |
Stepennov | Gremikha Project: Plans for handling CPS rods from VVR submarines at the Gremikha Division of NWC “SevRAO”–RosRAO Branch and their removal to the Regional Center for Conditioning and Long-term Storage of Radioactive Waste in Saida Bay. Agenda item 3.3 (Presentation in English) |