способ извлечения источника ионизирующего излучения
Классы МПК: | G21F5/015 для хранения радиоактивных источников, например переносных источников для облучающих агрегатов; контейнеры для радиоизотопов |
Автор(ы): | Жернов Анатолий Иванович (RU), Бражкин Валерий Михайлович (RU) |
Патентообладатель(и): | Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт технической физики и автоматизации" (RU) |
Приоритеты: |
подача заявки:
2006-12-22 публикация патента:
20.10.2008 |
Изобретение относится к ядерной энергетике, а точнее к области разрядки устройств, содержащих источники ионизирующего излучения, радионуклиды, в том числе твердые радиоактивные отходы. Способ извлечения источника ионизирующего излучения, например, представляющего собой радионуклид в герметичной капсуле, включает в себя вскрытие контейнера и извлечение источника. При этом на плоскость устанавливают кожух, плотно размещают в кожухе и фиксируют контейнер с источником с удалением от плоскости на величину не менее длины источника, в контейнер со стороны выходного окна источника вводят прокладку и осуществляют силовое воздействие на нее величиной, обеспечивающей выход источника из контейнера, причем вектор силового воздействия ориентируют вдоль оси корпуса контейнера. При реализации предлагаемого способа повышается радиационная безопасность и обеспечивается возможность повторного использования контейнера. 1 ил.
Формула изобретения
Способ извлечения источника ионизирующего излучения, размещенного в контейнере, путем вскрытия последнего, отличающийся тем, что на плоскость устанавливают кожух, в который опускают и фиксируют контейнер с источником излучения с удалением от плоскости на величину не менее длины источника излучения, в контейнер со стороны выходного окна источника вводят прокладку и осуществляют силовое воздействие на нее величиной, обеспечивающей выход источника излучения из контейнера, причем вектор силового воздействия на прокладку ориентируют вдоль оси контейнера.
Описание изобретения к патенту
Изобретение относится к ядерной энергетике, а точнее к области разрядки устройств, содержащих источники ионизирующего излучения, радионуклиды, в том числе твердые радиоактивные отходы.
Известен способ извлечения радионуклидов в виде твердых радиоактивных отходов, для которых закончился назначенный срок службы [1], включающий в себя щелочное вскрытие отработанного фильтрующего материала водным раствором гидроксида натрия, фильтрацию суспензии, промывку осадка на фильтре и осаждение оксалата плутония с последующим прокаливанием для получения диоксида плутония и его выделения.
Недостатками данного способа является применение щелочного вскрытия, сопровождающегося разрушением устройства с источником ионизирующего излучения и наличие большого количества бора в плутониевом растворе, который подлежит дальнейшей переработке, а также обуславливает повышенную радиационную опасность для персонала за счет нейтронного облучения.
Известен способ, принятый за прототип, в котором для уменьшения бора в плутониевом растворе щелочное вскрытие проводят в присутствии магнийсодержащего реагента [2]. Однако щелочное вскрытие так же приводит к разрушению контейнера и капсулы с источником излучения, в результате чего закрытый источник ионизирующего излучения становится открытым, что создает повышенную радиационную опасность для персонала, а также обуславливает необходимость замены контейнера на новый.
Технический результат, получаемый при реализации предлагаемого способа, заключается в повышении радиационной безопасности и обеспечении возможности повторного использования контейнера за счет извлечения капсулы с источником излучения без их разрушения.
Это обеспечивается за счет того, что при извлечении источника ионизирующего излучения, размещенного в контейнере, путем вскрытия последнего на плоскость устанавливают кожух, в который опускают и фиксируют контейнер с источником излучения с удалением от плоскости на величину не менее длины источника излучения, в контейнер со стороны выходного окна источника вводят прокладку и осуществляют силовое воздействие на нее величиной, обеспечивающей выход источника излучения из контейнера, причем вектор силового воздействия на прокладку ориентируют вдоль оси контейнера.
Реализацию способа можно пояснить с помощью чертежа, где показаны источник ионизирующего излучения 1, представляющий собой радионуклид 2 в капсуле, контейнер 3, в который помещена капсула, кожух 4, в котором размещен контейнер 3 и плоскость 8 рабочего стола, на которой находится кожух с контейнером. Один торец контейнера 3 имеет завальцовку 5, благодаря которой закрепляется капсула в контейнере, имеющая выходное окно (выходное окно источника) 6. На капсуле расположена защитная прокладка 7.
Для извлечения источника ионизирующего излучения 1 из контейнера 3 на рабочий стол, на плоскость 8 устанавливают кожух 4, в который опускают контейнер 3, вводят защитную прокладку 7 со стороны выходного окна 6. Затем со стороны выходного окна 6 оказывают силовое воздействие на защитную прокладку 7, обеспечивающее выход капсулы с источником из контейнера со стороны закернивания или завальцовки.
При выталкивании капсулы из контейнера происходит развальцовка наружу, по кольцевой образующей цилиндра контейнера размером, близким к диаметру капсулы. Это позволяет многократно завальцовывать контейнер при заменах капсул на новые.
Кожух, в котором размещается контейнер, исключает при силовом воздействии на прокладку возможное раздутие капсулы и контейнера за счет плотной взаимной посадки, а также обеспечивает упор контейнера при выталкивании источника за счет фиксации контейнера относительно кожуха.
Защитную прокладку используют для исключения разрушения капсулы при непосредственном силовом воздействии на окно капсулы. Защитная прокладка, выполненная из пластического упругого материала, распределяет усилие выталкивания на всю капсулу, что обеспечивает ее сохранность.
Источник излучения, извлеченный из контейнера, попадает на плоскость рабочего стола, откуда манипулятором или пневмопочтой отправляется в хранилище.
Предложенная последовательность операций позволяет извлечь капсулу с источником без разрушения как ее самой, так и контейнера, который можно использовать многократно, помещая в него новые капсулы с источниками с последующей завальцовкой или закерниванием.
Литература
1. Ровный С.И. и др. Регенерация плутония из отработавших стеклобумажных фильтров тонкой очистки воздуха. М.: Атомная энергия, 2002, Т.92, вып.3, с.201-204).
2. Патент РФ №2248324, С01G 56/00. Способ извлечения плутония из стекловолокнистых аэрозольных фильтров, содержащих бор. Авторы - Ровный С.И. и др. Дата публикации - 20.03.2005.
Класс G21F5/015 для хранения радиоактивных источников, например переносных источников для облучающих агрегатов; контейнеры для радиоизотопов