Приреакторный бассейн
Полезная модель относится к ядерной технике, в частности, к приреакторным бассейнам для хранения отработавших топливных и облучательных сборок, и может быть использована для проведения работ по извлечению ампул с облученным материалом из облучательных сборок без использования "горячих" камер.
Задача, решаемая заявляемой полезной моделью, заключается в сокращении длительности радиационного воздействия кобальт-60 на персонал и оборудование в период его нахождения в приреакторном бассейне и в расширении функциональных возможностей приреакторного бассейна.
Сущность заявляемой полезной модели состоит в том, что в приреакторном бассейне, включающем заполненную водой емкость с выделенной зонной выгрузки топливных и облучательных сборок из реактора, систему очистки воды бассейна, консольно-балочное перекрытие, пеналы с отработавшими топливными сборками и облуча-тельные сборки с ампулами облученного материала, предложено в бассейне, в зоне выгрузки топливных и облучательных сборок, установить изолированный от воды бассейна корпус открытой сверху разделочной камеры, заполненной водой, снабженной механизмами разделки облучательных сборок на звенья и извлечения из пеналов звеньев ампул с облученным материалом, причем верхнюю часть камеры и уровень воды в ней установить выше уровня воды в бассейне.
Заявленная конструкция приреакторного бассейна позволяет значительно снизить радиационную нагрузку на персонал центрально зала, рядом с которым находится приреакторный бассейн.
Полезная модель относится к ядерной технике, в частности, к приреакторным бассейнам для хранения отработавших топливных и облучательных сборок, и может быть использована для проведения работ по извлечению ампул с облученным материалом из облучательных сборок без использования "горячих" камер.
В настоящее время на Ленинградской Атомной станции ведутся наработки радиоактивных изотопов, в частности кобальта-60 для изготовления гамма-источников, применяемых в промышленных гамма-установках. Наработка кобальта-60 происходит в дополнительных кобальтовых поглотителях (ДПК) на всех четырех реакторах. На атомной станции имеются четыре энергоблока - по 2 совмещенных энергоблока. Пары энергоблоков находятся на значительном удалении друг от друга. Для проведения переработки ДПК и подготовки к отправке заказчику производится транспортировка выработавших свой ресурс ДПК к "горячей камере". Проведение всех работ по разделке ДПК на одном энергоблоке приводит к значительным дополнительным нагрузкам на персонал, работающий в центральном зале и на оборудование, расположенное в центральном зале и горячей камере.
В уровне техники обнаружены различные конструкции хранилищ для размещения отработавших топливных и облучательных сборок. Стандартный тип хранилища, в котором пеналы с отработавшим ядерным топливом размещают в межбалочном пространстве, описан в работе: Острянин К. А. и др. "Хранение отработавшего топлива на АЭС" - в сборнике материалом 5-го симпозиума стран-членов СЭВ, ЧССР, Мариинске Лазне, апрель 1981. Исследования в области переработки облученного топлива и обезвреживание отходов, с.1-12. Известно также хранилище по патенту РФ 
4876093 от 23.07.1990 г., МКИ G21F 7/06 "Бассейн выдержки для хранения отработавшего ядерного топлива". Хранилище состоит из водного бассейна с системой очистки воды, щелевого балочного перекрытия, пенала с отработавшим ядерным топливом и облучательных сборок, размещенных непосредственно на балках балочного перекрытия.
Ближайшим аналогом заявляемой полезной модели является техническое решение, раскрытое в описании полезной модели РФ 77094, МКИ G21C 19/06; 19/32. Приреакторный бассейн включает заполненную водой емкость с выделенной зоной выгрузки топливных и облучательных сборок из ядерного реактора, систему очистки воды бассейна, консольно-балочные перекрытия, пеналы с отработавшими топливными сборками и облучательные сборки с ампулами.
Недостатком ближайшего аналога является наличие значительного радиационного фона, создаваемого ДПК от выгруженных в приреакторный бассейн облучательных сборок кобальт-60, ожидающих очереди для транспортировки и последующей разделки в единственной на все 4 блока "горячей" камере.
Задача, решаемая заявляемой полезной моделью, заключается в сокращении длительности радиационного воздействия кобальт-60 на персонал и оборудование в период его нахождения в приреакторном бассейне и в расширении функциональных возможностей приреакторного бассейна.
Сущность заявляемой полезной модели состоит в том, что в при-реакторном бассейне, включающем заполненную водой емкость с выделенной зоной выгрузки топливных и облучательных сборок из реактора, систему очистки воды бассейна, консольно-балочное перекрытие, пеналы с отработавшими топливными сборками и облуча-тельные сборки с ампулами облученного материала, предложено в бассейне, в зоне выгрузки топливных и облучательных сборок, установить изолированный от воды бассейна корпус открытой сверху разделочной камеры, заполненной водой, снабженной механизмами разделки облучательных сборок на звенья и извлечения из пеналов звеньев ампул с облученным материалом, причем верхнюю часть камеры и уровень воды в ней установить выше уровня воды в бассейне.
Заявленная конструкция приреакторного бассейна позволяет значительно снизить радиационную нагрузку на персонал центрально зала, рядом с которым находится приреакторный бассейн. Сокращается количество перевозок ДПК, уменьшается радиационная нагрузка на оборудование "горячей" камеры и центрального зала. Повышается эффективность переработки ДПК. Благодаря установке разделочных камер в приреакторном бассейне и оснащение их механизмами разделки облучательных сборок удается дистанционно, под слоем воды, с соблюдением условий по радиационной безопасности производить все операции по разделке облучательных сборок на звенья и извлечение из пеналов звеньев ампул с облученным материалом.
Иллюстрации к заявляемой полезной модели представлены на рис.1, 2, 3, 4, 5. На рис.1 показан приреакторный бассейн выдержки для хранения отработавшего ядерного топлива (ОТВС). На рис.2 показаны металлические консоли для подвески и хранения отработавшего ядерного топлива. На рис.3 изображен узел выгрузки и камера с установленными приспособлениями для подводной разборки звеньев дополнительного кобальтового поглотителя (ДПК). На рис.4 дан вид в продольном разрезе на приспособления, установленные в камере для подводной разборки звеньев ДПК. На рис.5 дан вид в поперечном разрезе на приспособления, установленные в камере для подводной разборки звеньев ДПК. Бассейн для хранения отработанного ядерного топлива 5 состоит из корпуса 1, заполненного водой, в котором размещены узел выгрузки 2 и металлические консоли для подвески и хранения отработанного ядерного топлива 4. В бассейне 5 выделен объем для установки отдельной камеры 3 для обращения с элементами (звеньями) ДПК. Камера 3 заполнена водой, герметична и не имеет сообщения с объемом приреакторного бассейна выдержки 5. Камера 3 состоит из корпуса 7, дна 8 и опорного фланца 9 для крепления к элементам корпуса приреакторного бассейна выдержки 1. В камере 3 размещен комплект оборудования и приспособлений 6 для обращения со звеньями, пеналами и ампулами. На опорной плите 10, установленной на дно камеры 8, смонтирован накопитель звеньев ДПК 11, накопитель пеналов 13 и контейнер для хранения твердых радиоактивный отходов 17. На технологической стойке 12 размещены механизм вскрытия звеньев ДПК и извлечения пеналов с ампулами 15, механизм вскрытия пеналов и извлечения ампул с мишенями кобальтовыми 16. Ампулы с мишенями кобальтовыми выгружаются в накопитель ампул 14, закрепленный в корпусе камеры для подводной разборки 7.
Работа полезной модели заключается в следующем: в момент проведения работ стержень дополнительного кобальтового поглотителя,состоящий из 4 холостых и 12 рабочих звеньев ДПК с пеналами и ампулами, перегружается из бассейна выдержки отработанного ядерного топлива 5 в узел выгрузки 2. В период выполнения работ в узле выгрузки 2 происходит разборка стержня ДПК на отдельные звенья и последовательное извлечение звеньев ДПК. Рабочее звено ДПК перегружается в камеру 3 для дальнейшей разборки под защитным слоем воды. Звено ДПК устанавливается в механизм вскрытия звеньев ДПК и извлечения пеналов с ампулами 15. Извлеченные из звена ДПК пеналы выгружаются в накопитель пеналов 13. Порожнее звено помещается в контейнер для ТРО 17. Пеналы с ампулами устанавливаются в механизм вскрытия пеналов и извлечения ампул с мишенями кобальтовыми 16. Ампулы с мишенями кобальтовыми, извлеченные из пеналов, размещаются в накопителе ампул 14. Пустые пеналы после извлечения ампул сбрасываются в контейнер для ТРО 17. Для следующих звеньев операции повторяются в той же последовательности, до полной разборки всех звеньев и выгрузки ампул в накопитель ампул 14.
Приреакторный бассейн, включающий заполненную водой емкость с выделенной зоной выгрузки топливных и облучательных сборок из реактора, систему очистки воды бассейна, консольно-балочное перекрытие, пеналы с отработавшими топливными сборками и облучательные сборки с ампулами облученного материала, отличающийся тем, что в бассейне, в зоне выгрузки топливных и облучательных сборок, установлен изолированный от воды бассейна корпус открытой сверху разделочной камеры, заполненной водой, снабженной механизмами разделки облучательных сборок на звенья и извлечения из пеналов звеньев ампул с облученным материалом, причем верхняя часть камеры и уровень воды в ней находятся выше уровня воды в бассейне.
