RU32630U1 - Portable device for protecting nuclear power plant personnel from radiation - Google Patents

Portable device for protecting nuclear power plant personnel from radiation Download PDF

Info

Publication number
RU32630U1
RU32630U1 RU2003113649/20U RU2003113649U RU32630U1 RU 32630 U1 RU32630 U1 RU 32630U1 RU 2003113649/20 U RU2003113649/20 U RU 2003113649/20U RU 2003113649 U RU2003113649 U RU 2003113649U RU 32630 U1 RU32630 U1 RU 32630U1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
weight
parts
portable device
radiation
shell
Prior art date
Application number
RU2003113649/20U
Other languages
Russian (ru)
Inventor
А.А. Донских
Н.И. Маркелов
В.Н. Филатов
Original Assignee
Донских Александр Александрович
Маркелов Николай Иванович
Филатов Владимир Николаевич
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 Донских Александр Александрович, Маркелов Николай Иванович, Филатов Владимир Николаевич filed Critical Донских Александр Александрович
Priority to RU2003113649/20U priority Critical patent/RU32630U1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU32630U1 publication Critical patent/RU32630U1/en

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)

Description

Полезная модель относится к устройствам и приспособлениям, предназначенным для защиты человека от радиоактивного излучения, и может найти применение, в частности для защиты персонала, обслуживающего АЭС.The utility model relates to devices and devices designed to protect a person from radioactive radiation, and can be used, in particular, to protect personnel serving a nuclear power plant.

Наряду со стащюнарной биологической защитой активной зоны реактора и его технологического оборудования применяются переносные временные защитные экраны и приспособления.Along with the stanchunar biological protection of the reactor core and its technological equipment, portable temporary protective shields and devices are used.

Известны самые разнообразные приспособления, выполняющие указанные выше функции. Чаще всего технологическое оборудование атомного реактора или часть его прикрывают металлическими листами или гибкими одеялами, содержащими материалы, поглощающие радиоактивное излучение, например, свинец.There are a wide variety of devices that perform the above functions. Most often, the technological equipment of a nuclear reactor or part of it is covered with metal sheets or flexible blankets containing materials that absorb radioactive radiation, for example, lead.

Такие приспособления для временной переносной радиационной защиты обладают рядом недостатков:Such devices for temporary portable radiation protection have several disadvantages:

- свинцовые листы имеют недостаточную прочность и гибкость, серьезные проблемы возникают при их дезактивации и последующей нейтрализации ядовитых соединений свинца.- lead sheets have insufficient strength and flexibility, serious problems arise during their decontamination and subsequent neutralization of toxic lead compounds.

одеяла и ширмы из свинецсодержащих материалов имеют неудовлетворительную теплостойкость (не более 100°С), сравнительно низкое содержание свинца (50-80 % от массы изделия), высокую стоимость при коротком периоде эксплуатации.blankets and screens made of lead-containing materials have unsatisfactory heat resistance (not more than 100 ° C), relatively low lead content (50-80% by weight of the product), and high cost for a short period of operation.

усилий, но и длительного пребывания в полях ионизирующего облучения. Таким образом, коллективная эффективная доза облучения персонала, незначительно снижаясь, перераспределяется между работниками.efforts, but also a long stay in the fields of ionizing radiation. Thus, the collective effective dose of personnel, slightly decreasing, is redistributed between workers.

Выбранное в качестве ближайшего аналога приспособлеьше для защиты персонала, занятого обслуживанием ядерных реакторов, выполнено, согласно заявке ЕПВ № 0107947 (МКИ: G21C 11/02), в виде ширмы из множества продолговатых узких полос-мешочков, наружным слоем которых служит нейлон или поливниилхлорид, а полость заполнена свинцовой ватой из расчета 10 фунтов на 1 кв. фут (около 44,5 кг/м). Соседние полоски-мешочки соединенные между собой кусочками текстильной застежки (типа «велькро), В верхней части каждой из полосок предусмотрены ролики для скольжения вдоль проволоки, протянутой по периметру реактора.Selected as the closest analogue, it is more suitable for protecting personnel engaged in servicing nuclear reactors, according to EPO application No. 0107947 (MKI: G21C 11/02), made in the form of a screen of many oblong narrow strip-bags, the outer layer of which is nylon or polyvinyl chloride, and the cavity is filled with lead wool at the rate of 10 pounds per 1 square. ft (about 44.5 kg / m). Neighboring strips-bags interconnected by pieces of textile fasteners (such as "Velcro"). In the upper part of each of the strips there are rollers for sliding along a wire stretched around the perimeter of the reactor.

К недостаткам известного решения можно отнести то обстоятельство, что мешочки оказываются очень тяжелыми (135-160 кг каждый), что вызывает необходимость использования талей для их подъема и раздвигания. Кроме того, известная конструкция не может быть применена на горизонтальных участках из-за опасности «наползания верхних полос на нижние и возможного обнажения части горизонтального участка, например, трубопровода. Очевидны трудности, возникающие на фигурных j iacTKax оборудования (сочленения труб, вентили, задвижки и др.)The disadvantages of the known solutions include the fact that the bags are very heavy (135-160 kg each), which necessitates the use of hoists for their lifting and sliding. In addition, the known construction cannot be applied in horizontal sections because of the danger of “creeping of the upper strips into the lower ones and possible exposure of part of the horizontal section, for example, a pipeline. Obvious difficulties arising on curly j iacTKax equipment (pipe joints, valves, gate valves, etc.)

Полезная модель решает задачу создания гибкого переносного запщтного приспособле1шя для персонала АЭС, которое было бы лишено перечисленных выше недостатков.The utility model solves the problem of creating a flexible portable accessory for NPP personnel, which would be devoid of the above disadvantages.

Поставленная задача решена благодаря тому, что защитное приспособление выполнено в виде цельной текстильной оболочки прямоугольной формы, представляющей собой полуфабрикат ворсовального производства, т.е. прошитой нитями в направлении толщины; оболочки, снабженной, кроме того, двумя или несколькими штуцерами, размещенными на поверхностях оболочки и предназначенных для ввода и, соответственно, выводаThe problem is solved due to the fact that the protective device is made in the form of a one-piece textile shell of a rectangular shape, which is a semi-finished pile production, i.e. stitched in the direction of thickness; shell, equipped with, in addition, two or more fittings placed on the surfaces of the shell and intended for input and, accordingly, output

..

жидкой среды, поглощающей радиацию, при этом в качестве упомянутой среды, жидкой при температуре эксплуатации, могут быть выбраны:a liquid medium that absorbs radiation, while as the above medium, liquid at the operating temperature, can be selected:

-водные или неводные растворы солей тяжелых металлов с атомным номером Z 82 (свинец, висмут, уран), предпочтительно, иодноватокислого уранила;-aqueous or non-aqueous solutions of salts of heavy metals with atomic number Z 82 (lead, bismuth, uranium), preferably uranyl iodide;

-суспензии соединений тяжелых элементов (оксиды свинца, урана, висмута и т.п.) в виде частиц, диаметром 0,001...0,5 мм в водных или неводных растворах солей тяжелых элементов, плотность которых равна плотности взвешенных в них частиц;Suspensions of compounds of heavy elements (oxides of lead, uranium, bismuth, etc.) in the form of particles with a diameter of 0.001 ... 0.5 mm in aqueous or non-aqueous solutions of salts of heavy elements whose density is equal to the density of particles suspended in them;

-металлические сплавы с низкими температурами плавления, например, сплав Вуда (Bi-40 вес. ч., Cd- 7 вес. ч., Sn- 10 вес. ч., РЬ- 10 вес. ч.), сплав Гутри (Sn- 21,1 вес. ч.; РЬ-20,5 вес. ч.; Cd-14,3 вес. ч.; Bi-50,0 вес. ч.).- metal alloys with low melting points, for example, Wood's alloy (Bi-40 parts by weight, Cd-7 parts by weight, Sn-10 parts by weight, Pb-10 parts by weight), Guthrie alloy (Sn 21.1 parts by weight; Pb-20.5 parts by weight; Cd-14.3 parts by weight; Bi-50.0 parts by weight).

Оболочка может быть выполнена на серийном технологическом оборудовании несколькими способами:The shell can be performed on serial technological equipment in several ways:

-ткачеством на станках для изготовления махровых и ворсовых тканей;-quality on machines for making terry and pile fabrics;

-вязанием на вязально-прошивных машинах;-binding on knitting and piercing machines;

-прошиванием на швейном оборудовании.-flashing on sewing equipment.

При необходимости на наружную поверхность оболочки может быть нанесен слой полимера для герметизации внутреннего объёма и облегчения дезактивации.If necessary, a polymer layer may be applied to the outer surface of the shell to seal the internal volume and facilitate decontamination.

Полезная модель детально поясняется при помоши прилагаемого чертежа, на котором изображен мяпсий контейнер 1, заполненный фотопоглошаюшей жидкостью 2. Контейнер представляет собой два полотна 3 и 4, соединенных по всей плошади поперечными нитями 5. По периметру полсугна прошиты и загерметизированы. В месте соединевпая полотен выполнены сквозные отверстия 6, на которых изделие может быть подвешено в любом пространственном положении. В противоположных частях контейнера установлены штуцера 7, через которые при помопщ шлангов (на чертеже не показаны) во внутренний объем контейнера можно подавать и отводить фотопоглощаюшую жидкость.The utility model is explained in detail with the help of the attached drawing, which shows a mäpsy container 1 filled with photo-extinguishing liquid 2. The container consists of two canvases 3 and 4 connected across the entire area with transverse threads 5. The half-loaf is sewn and sealed around the perimeter. Through-holes 6 are made in the place of joining the webs, on which the product can be suspended in any spatial position. Nipples 7 are installed in opposite parts of the container, through which, with the help of hoses (not shown in the drawing), a photo-absorbing liquid can be supplied and discharged into the internal volume of the container.

Формирование зоны, защищенной от нотоков ионизрфующего излучения, происходит следующим образом:The formation of a zone protected from notes of ionizing radiation occurs as follows:

-необходимое количество пустых мягких контейнеров в один или несколько слоев монтируется в помещении, где будут производиться радиационно опасные работы;- the required number of empty soft containers in one or more layers is mounted in a room where radiation hazardous work will be carried out;

-к штуцерам контейнеров подсоединяются гибкие шланги (порядок подсоединения - индивидуальный, последовательный или параллельный, определяется конфигурацией и пространственным положением защищенной зоны);- flexible hoses are connected to the container fittings (the connection procedure is individual, serial or parallel, determined by the configuration and spatial position of the protected zone);

-из удаленного, безопасного помещения при помощи насосного оборудования подогретая до рабочей температуры фотопоглощающая жидкость нагнетается в контейнеры;- from a remote, safe room with the help of pumping equipment, the photoabsorbing liquid heated to operating temperature is pumped into containers;

-наполненные фотопоглощающей жидкостью контейнеры защищают персонал от потоков ионизирующего облучения во время работ в радиационно опасной зоне;- containers filled with photoabsorbing liquid protect personnel from ionizing radiation flows during work in the radiation hazardous area;

-по окончании работ фотопоглощающая жидкость сливается, а пустые контейнеры демонтируются и отправляются на дезактивацию.- at the end of work, the photoabsorbing liquid is drained, and empty containers are dismantled and sent for decontamination.

Благодаря применению предлагаемого приспособления существенно снижаются трудоемкость формирования защищенных зон, время воздействия вредного и опасного фактора на работников, величина индивидуальных и коллективных доз облучения персонала АЭС.Thanks to the use of the proposed device, the laboriousness of the formation of protected areas, the time of exposure to harmful and dangerous factors on workers, the value of individual and collective doses of radiation to NPP personnel are significantly reduced.

Claims (5)

1. Переносное приспособление для защиты персонала АЭС от радиоактивного излучения, выполненное в виде цельной текстильной оболочки прямоугольной формы, внутри которой заключен поглощающий радиацию материал на основе химических элементов с большими атомными массами, отличающееся тем, что упомянутый поглощающий радиацию материал является, в условиях эксплуатации, жидким, а текстильная оболочка снабжена двумя или несколькими штуцерами, предназначенными соответственно для впуска и выпуска и расположенными на той или иной сторонах оболочки.1. A portable device for protecting nuclear power plant personnel from radioactive radiation, made in the form of a rectangular rectangular textile shell, inside which is enclosed a radiation absorbing material based on chemical elements with large atomic masses, characterized in that the radiation absorbing material is, in operating conditions, liquid, and the textile shell is equipped with two or more fittings designed respectively for inlet and outlet and located on one or another side of the shell ki. 2. Переносное приспособление по п.1, отличающееся тем, что полотна, образующие текстильную оболочку по всей площади, соединены нитями.2. The portable device according to claim 1, characterized in that the fabric forming the textile cover over the entire area is connected by threads. 3. Переносное приспособление по п.1, отличающееся тем, что в качестве жидкого поглощающего радиацию материала взяты водные или неводные растворы солей тяжелых металлов с атомным номером Z≥82 (свинец, висмут, уран), предпочтительно, иодноватокислого уранила.3. The portable device according to claim 1, characterized in that aqueous or non-aqueous solutions of heavy metal salts with atomic number Z≥82 (lead, bismuth, uranium), preferably uranyl iodide, are taken as liquid absorbing radiation material. 4. Переносное приспособление по п.1, отличающееся тем, что в качестве жидкого поглощающего радиацию материала взяты суспензии соединений тяжелых элементов (оксиды свинца, урана, висмута и т.п.) в виде частиц, диаметром 0,001...0,5 мм в водных или неводных растворах солей тяжелых элементов, плотность которых равна плотности взвешенных в них частиц.4. The portable device according to claim 1, characterized in that suspensions of the compounds of heavy elements (oxides of lead, uranium, bismuth, etc.) in the form of particles with a diameter of 0.001 ... 0.5 mm are taken as a liquid absorbing radiation material in aqueous or non-aqueous solutions of salts of heavy elements, the density of which is equal to the density of particles suspended in them. 5. Переносное приспособление по п.1, отличающееся тем, что в качестве жидкого поглощающего радиацию материала взяты металлические сплавы с низкими температурами плавления, например, сплав Вуда (Bi - 40 вес.ч., Cd - 7 вес.ч., Sn - 10 вес.ч., Pb - 10 вес.ч.), сплав Гутри (Sn - 21,1 вес.ч.; Pb - 20,5 вес.ч.; Cd - 14,3 вес.ч.; Bi - 50,0 вес.ч.).5. The portable device according to claim 1, characterized in that metal alloys with low melting points, for example, Wood's alloy (Bi - 40 parts by weight, Cd - 7 parts by weight, Sn - 10 parts by weight, Pb - 10 parts by weight), Guthrie alloy (Sn - 21.1 parts by weight; Pb - 20.5 parts by weight; Cd - 14.3 parts by weight; Bi - 50.0 parts by weight).
Figure 00000001
Figure 00000001
RU2003113649/20U 2003-05-15 2003-05-15 Portable device for protecting nuclear power plant personnel from radiation RU32630U1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2003113649/20U RU32630U1 (en) 2003-05-15 2003-05-15 Portable device for protecting nuclear power plant personnel from radiation

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2003113649/20U RU32630U1 (en) 2003-05-15 2003-05-15 Portable device for protecting nuclear power plant personnel from radiation

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU32630U1 true RU32630U1 (en) 2003-09-20

Family

ID=36048242

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2003113649/20U RU32630U1 (en) 2003-05-15 2003-05-15 Portable device for protecting nuclear power plant personnel from radiation

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU32630U1 (en)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2564472C1 (en) * 2014-04-30 2015-10-10 Открытое акционерное общество "Красногорский завод им. С.А. Зверева" Method for determining local doses of ionising radiations of space environment behind protective screens with analytical shape of surface
RU2683903C1 (en) * 2018-01-09 2019-04-02 Александр Андреевич Никитин Wave super-tight transfer-coupling

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2564472C1 (en) * 2014-04-30 2015-10-10 Открытое акционерное общество "Красногорский завод им. С.А. Зверева" Method for determining local doses of ionising radiations of space environment behind protective screens with analytical shape of surface
RU2683903C1 (en) * 2018-01-09 2019-04-02 Александр Андреевич Никитин Wave super-tight transfer-coupling

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CA1080860A (en) Radiation shield for nuclear reactors
EP0563118B1 (en) Core containment device in nuclear reactor installation and emergency cooling on core melt-through
CA2498312C (en) Multiple hazard protection articles and methods for making them
RU32630U1 (en) Portable device for protecting nuclear power plant personnel from radiation
US20030174802A1 (en) Moulded radiation shield
EP3704716A1 (en) Ventilated metal storage overpack (vmso)
US11289235B2 (en) Packaging system for radioactive waste
US5763735A (en) Monitored retrievable storage of plutonium and nuclear toxic waste
US4729869A (en) Modular radiation shielding system
EP2515310B1 (en) Shielded protective tent assembly
JPS58172597A (en) Shielding mat
CN221116896U (en) Special cage device for nuclear power plant limb operation
JP2649021B2 (en) Reconstitution method of radioactive contaminated lead
JPH0677067B2 (en) Radiation shielding structure
CN218497796U (en) Radiation shielding device of nuclear power station radioactive water filter
CN211895680U (en) Building construction safety device
CN218525304U (en) Shielding structure for CPR1000 type nuclear power unit pressure vessel bolt hole and shielding body thereof
Herring et al. Radioactive waste management criteria in fusion reactor materials selection
JPH0342397Y2 (en)
Uematsu et al. Dismantling of gloveboxes for MOX fuel fabrication by a glovebox dismantling facility
JP2829753B2 (en) Coating for lifting long parts of furnace equipment and method of using the same
CN113223742A (en) Radiation shielding and insulating device
Johnson et al. Commercial Fabrication of Plutonium Fuel
Giordano et al. Practical radiation, contamination and asbestos control techniques for decommissioning
Maraman et al. Confinement facilities for handling plutonium

Legal Events

Date Code Title Description
MM1K Utility model has become invalid (non-payment of fees)

Effective date: 20040516