Установка для термохимической обработки облученного ядерного топлива

Авторы патента:


 

Полезная модель относится к устройствам осуществления процессов в технологии обращения твердых веществ с газом и может быть использована в химической, строительной, пищевой, фармацевтической отраслях промышленности, но преимущественное использование ее предполагается в атомной промышленности для термохимической обработки гранулированного, таблетированного, оксидного и тяжелого нитридного ядерного топлива. Сущность полезной модели: Установка для термохимической обработки облученного ядерного топлива содержит корпус с теплообменной рубашкой, бункер с исходным материалом, пористую пластину, штуцер для подвода теплоносителя, штуцер вывода отработанного теплоносителя, бункер выгрузки готового продукта, штуцер вывода отработанного технологического газа и бункер выгрузки готового продукта. Отличается тем, что корпус снабжен теплоизоляцией, а также сепаратором, который содержит отбойник в виде обратного усеченного конуса, фильтры патронные, которые выполнены из металлокерамики и штуцер ввода азота на регенерацию фильтров патронных. Также установка отличается тем, что содержит штуцер с газораспределительной гребенкой для ввода технологического газа, расположенный ниже уровня пористой пластины, которая установлена стационарно под углом к горизонту, а бункер с исходным материалом содержит дозирующее устройство. 1 н.з.п. формулы, 3 з.п. формулы, 1 фиг.

Полезная модель относится к устройствам осуществления процессов в технологии обращения твердых веществ с газом и может быть использована в химической, строительной, пищевой, фармацевтической отраслях промышленности, но преимущественное использование ее предполагается в атомной промышленности для термохимической обработки гранулированного, таблетированного, оксидного и тяжелого нитридного ядерного топлива.

Для термохимической обработки гранулированного или таблетированного оксидного и тяжелого нитридного ядерного топлива известно применение аппаратов колоночного типа, тоннельные или вращающие трубчатые печи, аппараты с вибронасадкой, мельницы.

Данная установка предназначена для термохимической обработки тяжелого нитридного ядерного топлива с целью его измельчения в однокорпусном цилиндрическом аппарате горизонтального исполнения в цикле обработки азотом исходного материала и восстановления водородом при высоких температурах ранее окисленного материала. Эффект измельчения продуктов будет иметь место из-за изменения величин ионных радиусов за счет внутрикристаллизационных процессов продукта на значительные величины. С насыщением мононитридов азотом ионный радиус увеличивается, при отборе азота из полинитридов - ионный радиус уменьшается. Этим определяется самоизмельчения нитридного ядерного топлива.

При измельчении ядерного топлива имеет место и скалывание, трение друг о друга при фонтанировании, псевдоожижение порошка в режиме его механического перемешивания в аэросреде.

В результате проведенных заявителем патентных исследований были выявлены известные технические решения, относящиеся к обработке облученного ядерного топлива.

Известно устройство для измельчения материала при термохимической обработке, предназначенная для осуществления способа измельчения материала при термохимической обработке по патенту РФ 2036011, кл. B02C 19/06, 1995, принятое в качестве аналога.

Устройство для измельчения материала при термохимической обработке содержит корпус, фильтры, бункер выгрузки готового продукта (бункер готового продукта), бункер с дозирующим устройством.

Недостатком аналога является истирание и загрязнение материала, в результате трения частиц продукта о поверхности корпуса, теплообменных труб, что может быть недопустимо для целого ряда дозируемых материалов (пищевых, фармацевтических, материалов ядерной энергетики и др.).

Также устройство основано на газодинамическом измельчении материалов, требующего большого количества вспомогательного оборудования и предварительного механического измельчения на дробилке, что вызывает появление намола в материале.

Наиболее близкой по технической сущности к заявляемому устройству является устройство, предназначенное для осуществления способа переработки брака ядерного топлива по патенту РФ 2154313, кл. C21C 3/62, 1998. Данное устройство принято в качестве прототипа.

Известное устройство содержит корпус, бункер с исходным материалом, пористую пластину, теплообменную рубашку, штуцер для подачи теплоносителя, штуцер вывода отработанного теплоносителя, бункер выгрузки готового продукта.

Известной установке присущ тот же недостаток, которые отмечен выше при анализе аналога, истирание корпуса и загрязнение материала.

Как у прототипа, так и у аналога, имеется еще один недостаток, это вероятность заклинивания рабочего органа в корпусе при подаче материала, как с крупными, та и с мелкими частицами. Мелкие частицы попадают в зазор между корпусом и рабочим органом, а очень крупные частицы выступают над уровнем материала в полости рабочего органа, при его вращении касаются внутренней поверхности корпуса и препятствуют перемещению рабочего органа.

А также недостатком прототипа является наличие двух шнеков и вала привода во вращении сетчатого барабана, где температура достигается 500°C, вызывает затруднение в эксплуатации из-за частой смены сальников, уплотняющих вращающие валы, особенно нижнего привода вала, где возможен подсос из окружающей среды воздуха, что недопустимо при термохимической обработке нитридов ядерного топлива. Также недостатком является отсутствие теплоизоляции, поскольку в барабане температура не ниже 500°C, а, следовательно, температура наружной поверхности будет выше 45°C, что недопустимо.

Известная установка работает под разрежением и наличие уплотнительных элементов и подвижных частей (вращающийся вал) вызывают необходимость частого ремонта, чтобы исключить подсос воздуха (N2, O2, CO2) из окружающей среды в корпус устройства, и возможно образование оксидов, карбидов урана и плутония - ядерное топливо станет не кондиционным. Также шнеки и смеситель при работе установки будут давать намол конструкционного материала, так как имеет место высоко эрозионное воздействие таблеток и порошка ядерного топлива, продукты эрозии загрязняют ценный перерабатываемый материал.

Указанные выше недостатки отсутствуют в предлагаемом в качестве полезной модели техническом решении.

Заявляемая полезная модель «Установка для термохимической обработки облученного ядерного топлива» отличается от прототипа тем, что корпус снабжен теплоизоляцией, а также сепаратором, который содержит отбойник в виде обратного усеченного конуса, фильтры патронные, которые выполнены из металлокерамики и штуцер ввода азота на регенерацию фильтров патронных.

Также установка отличается тем, что содержит штуцер с газораспределительной гребенкой для ввода технологического газа, расположенный ниже уровня пористой пластины, которая установлена стационарно под углом к горизонту, а бункер с исходным материалом содержит дозирующее устройство.

Задачи, на решение которых направлена предлагаемая установка, заключаются в повышении надежности, долговечности и производительности работы установки, а также в повышении качества обработки материала, в обеспечении работы в условиях воздействия радиационных полей, в повышении качества разделения запыленных технологический сред. Кроме того использование предлагаемой установки позволит повысить экономичность производства, и минимизировать величины удельных показателей по энергопотреблению и материалоемкости.

Технический результат, достигаемый при использовании полезной модели, заключается в повышении чистоты получаемого материала и качества разделения, а также в обеспечении температуры наружной поверхности ниже, чем 45°C. Технический результат достигается за счет струйного истечения горячего технологического газа непосредственно в слой материала через пористую пластину. А теплоизоляция корпуса обеспечивает температуру наружной поверхности ниже, чем 45°C.

Заявленная полезная модель «Установка для термохимической обработки облученного ядерного топлива» соответствует условиям патентоспособности.

Заявляемая полезная модель обладает новизной, так как совокупность ее существенных признаков неизвестна из уровня техники, как показали проведенные заявителем патентные исследования и представленный выше анализ аналогичных заявляемому технических решений.

Полезная модель промышленно применима, так как может быть использована в химической, строительной, пищевой, фармацевтической отраслях промышленности, но преимущественное использование ее предполагается в атомной промышленности для термохимической обработки гранулированного, таблетированного оксидного и тяжелого нитридного ядерного топлива.

И вся совокупность существенных признаков и каждый признак в отдельности воспроизводимы и не противоречат достижению желаемого технического результата.

Для подтверждения указанного выше представляем описание конкретного конструктивного выполнения заявляемого устройства и его работы.

Полезная модель иллюстрируется чертежом. На фиг. 1 изображен общий вид аппарата в разрезе.

Установка для термохимической обработки облученного ядерного топлива содержит корпус 1 с теплообменной рубашкой 2, бункер 3 с исходным материалом с дозирующим устройством (на фигуре не указано), пористую пластину 4, расположенную стационарно под углом к горизонту, штуцер 5 для подвода теплоносителя, штуцер 6 с газораспределительной гребенкой для ввода технологического газа, расположенный ниже уровня пористой пластины 4, штуцер 7 вывода отработанного теплоносителя, бункер 8 выгрузки готового продукта, штуцер 9 вывода отработанного технологического газа, сепаратор 10, содержащий отбойник 11 в виде обратного усеченного конуса, штуцер 12 ввода азота на регенерацию фильтров 13 патронных, выполненных из металлокерамики, а также корпус снабжен теплоизоляцией 14 термостойким материалом.

Заявляемая установка работает следующим образом.

Исходный материал (ядерное топливо) вводится из бункера 3 дозирующим устройством (на фигуре не указано) в корпус 1 установки. Одновременно через штуцер 5 для подвода теплоносителя в теплообменную рубашку 2 подается сухой теплоноситель (воздух), нагретый до температуры 550°C.

При достижении 550°C в корпусе 1 установки через штуцер 6 с газораспределительной гребенкой поступает снизу вверх через поры пористой пластины 4 горячий технологический газ (N2, H2) и происходит термохимическая обработка исходного материала.

Струйное истечение горячего технологического газа непосредственно в слой материала (ядерного топлива) вызывает фонтанирование, псевдоожижение частиц материала (ядерного топлива). При кипении материала, который находится в псевдоожиженном слое, за счет химического взаимодействия (внутрикристаллических сил), скалывания, за счет сил трения истираются, и при взаимных ударах измельчаются.

В изотермических условиях рабочей зоны при химическом взаимодействии азота (N2) с таблетками мононитридного ядерного топлива происходит интенсивное самоизмельчение за счет образования полинитридного ядерного топлива. Теплоизоляция 14 корпуса 1 обеспечивает температуру наружной поверхности ниже, чем 45 °C.

Тонкодисперсный материал из корпуса 1 потоком технологического газа выносится в сепаратор 10 на фильтры 13 патронные, которые выполнены из термостойких пористых материалов. Фильтры 13 патронные периодически отдуваются азотом, поступающим через штуцер 12 ввода азота. И тонкодисперсный материал резким импульсом обратного тока сбрасывается на отбойник 11, не нарушая технологический цикл измельчения. Из бункера 8 выгрузки готового продукта.

После нагрева корпуса 1 технологический газ выводится через штуцер 9 для вывода отработанного технологического газа.

Производится разгрузка сепаратора 10 от тонко дисперсного материала в герметичную транспортную тару и одновременно в корпус 1 установки дозирующим устройством (на фигуре не указано) из бункера 3 вводится исходный материал.

При остановке работы установки прекращается подача исходного материала, с большим расходом подается технологический газ, который выносит из корпуса 1 установки продукты термохимической обработки исходного материала. И после этого отключается система нагрева установки (через штуцер 5 для подвода теплоносителя в теплообменную рубашку 2 перестают подавать сухой теплоноситель (воздух), нагретый до температуры 550°C).

При использовании заявляемой установки в производстве возникают следующие технические преимущества:

- устойчивость и долговечность работы установки;

- обеспечение работы узлов в условиях воздействия радиационных полей;

- повышение качества обработки материала;

- повышение качества разделения запыленных технологических сред;

- повышение производительности установки;

- герметичность и высокая степень теплоизоляции минимизирует величины удельных показателей по энергопотреблению и материалоемкости.

А также в ходе эксплуатации установки не образуются технологические жидкие радиоактивные отходы.

1. Установка для термохимической обработки облученного ядерного топлива, содержащая корпус с теплообменной рубашкой, бункер с исходным материалом, пористую пластину, штуцер для подвода теплоносителя, штуцер вывода отработанного теплоносителя, бункер выгрузки готового продукта, штуцер вывода отработанного технологического газа и бункер выгрузки готового продукта, отличающаяся тем, что корпус снабжен теплоизоляцией, а также сепаратором, содержащим отбойник в виде обратного усеченного конуса, фильтры патронные, и штуцер ввода азота на регенерацию фильтров патронных.

2. Установка по п. 1, отличающаяся тем, что содержит штуцер с газораспределительной гребенкой для ввода технологического газа, расположенный ниже уровня пористой пластины, которая установлена стационарно под углом к горизонту.

3. Установка по п. 1, отличающаяся тем, что бункер с исходным материалом содержит дозирующее устройство.

4. Установка по п. 1, отличающаяся тем, что патроны фильтрующие выполнены из металлокерамики.



 

Похожие патенты:
Наверх