CS257978B1 - Ochranný atínlcf kryt - Google Patents

Ochranný atínlcf kryt Download PDF

Info

Publication number
CS257978B1
CS257978B1 CS864574A CS457486A CS257978B1 CS 257978 B1 CS257978 B1 CS 257978B1 CS 864574 A CS864574 A CS 864574A CS 457486 A CS457486 A CS 457486A CS 257978 B1 CS257978 B1 CS 257978B1
Authority
CS
Czechoslovakia
Prior art keywords
cover
shielding
protective
parts
filled
Prior art date
Application number
CS864574A
Other languages
English (en)
Other versions
CS457486A1 (en
Inventor
Vladimir Jadrnicek
Jaroslav Smrcka
Jan Sedivec
Jiri Trcka
Original Assignee
Vladimir Jadrnicek
Jaroslav Smrcka
Jan Sedivec
Jiri Trcka
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 Vladimir Jadrnicek, Jaroslav Smrcka, Jan Sedivec, Jiri Trcka filed Critical Vladimir Jadrnicek
Priority to CS864574A priority Critical patent/CS257978B1/cs
Publication of CS457486A1 publication Critical patent/CS457486A1/cs
Publication of CS257978B1 publication Critical patent/CS257978B1/cs

Links

Landscapes

  • Powder Metallurgy (AREA)

Abstract

Řešení se týká ochranného stínícího krytu před pronikavým zářením, zejména součástí jaderných reaktorů, který sestá ­ vá ze svařeného plechového pláště opatře ­ ného plnicím otvorem s uzávěrem. Podstata řešení spočívá v tom, že plášt je vyplněn kuličkami či broky různých velikostí z od ­ padu tryskáčů. Podle dalšího význaku jsou plochy dvoudílného krytu lícující s částmi aktivních potrubních rozvodů, například kolen, vytvarovány, přičemž v dělicí rovině ochranného krytu je vytvořen vnitřní zámek.

Description

Vynález se týká ochranného stínícího krytu před pronikavým zářením, zejména u součástí jaderných reaktorů.
Dosud jsou stínící ochranné kryty vyráběny z masivních litinových odlitků nebo z ocelových výkovků, obrobených do požadovaných tvarů a rozměrů. Ochranný účinek krytu proti pronikavému záření roste přímo úměrně s tlouštkou krytu. Tím však roste přímo spotřeba materiálu, spotřeba energie při zpracování i obtížnost při manipulaci a montáži krytů.
Nevýhodou dosavadních konstrukcí je tedy vysoká spotřeba materiálu vzhledem k požadovaným aktivním tlouštkám krytů, s čimž přímo souvis! i vysoká pracnost, zejména při jejich kování a obrábění. Také ochranné stínící kryty vyráběné z tenkostěnného pláště a vyplněné betonem či pryskyřici, do kterých může být přidána kovová substance ve formě třísek a podobně, mají nevýhody v nízké hustotě, špatné tepelné vodivosti a ztrátu plynoucím zahříváním krytů.
Uvedené nedostatky odstraňuje ochranný stínící kryt před pronikavým zářením, zejména u součásti jaderných reaktorů podle vynálezu, jehož podstata spočívá v tom, že sestává ze svařeného plechového pláště, opatřeného plnicím otvorem s uzávěrem. Plechový plášt je vyplněn ocelovými kuličkami či broky dvou či různých velikostí, což umožňuje po naplněni pláště dosáhnout snadno maximální hustoty, která je vždy vyšší než při naplnění pláště lisovanými třískami. Ochranný stínící kryt je s výhodou dvoudílný, přičemž jeho plochy, lícující s částmi aktivních potrubních rozvodů, například kolen, jsou vytvarovány a v dělicí rovině je vytvořen vnitřní zámek.
Konstrukce ochranného stínícího krytu podle vynálezu je vysoce ekonomická, výhoda spočívá v podstatně jednodušší výrobě pláště krytu z plechu o tlouštce řádově několika milimetrů, při použiti běžných lisařských a zámečnických technologií. Vyplnění krytu aktivní kovovou substanci, kuličkami či broky a zhutnění výplně na maximální hustotu je již jednoduchou záležitostí.
Kryty je možné vyrábět nerozebiratelné na jedno použití, nebo dělené tak, aby šly ze stíněného potrubí demontovat. Způsob výroby stínících ochranných krytů podle PV podstatně zjednodušuje a zlevňuje jejich výrobu. Plášt krytů se vyrobí lisováním a svařením z plechu do požadovaného rozměru a tvaru. Jako aktivní stínící hmotu krytu se použijí opotřebené broky z otryskávačů výkovků případně spolu se vzniklým jemným odpadem z výkovků.
Využitím odpadu vzniká podstatná úspora materiálu jak proti litým, tak proti kovaným elementům stínících krytů. Proti krytům z plechových pláštů plněných betonem ve kterém mohou být kovové částice vzniká výhoda vyšší hustoty, lepší tepelné vodivosti a v případě natěsnání výplně i možnosti jejího chlazení.
Příkladné provedení ochranného stínícího krytu podle vynálezu je schematicky vyznačeno na připojeném vyobrazeni, na kterém je zobrazen dělený ochranný kryt v axonometriokém pohledu.
Dělený rozebíratelný ochranný stinicí kryt £ kolena 2 potrubí primárního okruhu jaderné elektrárny o Js 250 mm je zhotoven ze dvou částí sestávajících z tvarovaného pláště £, vyrobeného a svařeného z ocelového plechu o tlouštce 2,5 mm. V čele každé poloviny pláště £ krytu £ je vytvořen plnicí otvor £, kterým je plášt £ naplněn směsí opotřebovaných kuliček či broků různých velikostí z tryskáčů. Po naplnění se otvor uzavře pevným či stavitelným uzávěrem k vymezení případně vzniklé dutiny.
Děliči rovina, lícující s kolenem £ je vytvarována do jeho negativního tvaru a je opatřena vnitřním zámkem £ pro zajištění místní ochrany před pronikavou radiací.
Ochranný stínící kryt £ se vyrobí tak, že se předem svařený plechový plášt £ krytu naplní plnicím otvorem výplní 5, která je tvořena ocelovými broky či kuličkami různé velikosti, které se mechanickým pohybem krytu 1 snadno zhutní na maximální hustotu. Poté se plnicí otvor 4 uzavře, případně se stavítkem vymezí prázdný prostor ve výplni, který může při dalSÍ manipulaci s krytem i vzniknout.

Claims (2)

1. Ochranný stínící kryt před pronikavým zářením, zejména součástí jaderných reaktorů, který sestává ze svařeného plechového pláště opatřeného plnicím otvorem s uzávěrem vyznačený tím, že plášt (3) je vyplněn kuličkami či broky z odpadu tryskáčů.
2. Ochranný stínící kryt podle bodu 1 vyznačený tim, že plochy dvoudílného krytu lícující s částmi aktivních potrubních rozvodů, například kolen (2), jsou vytvarovány, přičemž v dělicí rovině ochranného krytu (1) je vytvořen vnitřní zámek (6).
CS864574A 1986-06-20 1986-06-20 Ochranný atínlcf kryt CS257978B1 (cs)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CS864574A CS257978B1 (cs) 1986-06-20 1986-06-20 Ochranný atínlcf kryt

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CS864574A CS257978B1 (cs) 1986-06-20 1986-06-20 Ochranný atínlcf kryt

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CS457486A1 CS457486A1 (en) 1987-11-12
CS257978B1 true CS257978B1 (cs) 1988-07-15

Family

ID=5388821

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CS864574A CS257978B1 (cs) 1986-06-20 1986-06-20 Ochranný atínlcf kryt

Country Status (1)

Country Link
CS (1) CS257978B1 (cs)

Also Published As

Publication number Publication date
CS457486A1 (en) 1987-11-12

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US5887042A (en) Cask for a radioactive material and radiation shield
US4752437A (en) Packaging of radioactive materials
US5334847A (en) Composition for radiation shielding
KR930010415B1 (ko) 원자로 내압 용기용 중성자 차폐패널 설비
GB1517479A (en) Vehicle including a nuclear power generator arrangement
JPS55122804A (en) Production of sintered part
SE7606394L (sv) Kernenergianleggning med uppfangningsbehallare for smeltande reaktorkernmassor
US4767572A (en) Method of making radiation shielding elements for use in nuclear technology
FR2468980A1 (fr) Fourneau de fusion de dechets radio-actifs
RU94044509A (ru) Способ наработки радиоактивных изотопов в реакторе на быстрых нейтронах, ядерный реактор на быстрых нейтронах
JP4015331B2 (ja) Pwr用バスケットおよびそれを構成する角パイプ
RU187096U1 (ru) Контейнер для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива
Myrick et al. Fabrication of targets for neutron irradiation of neptunium dioxide
RU2686476C1 (ru) Чехол контейнера для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива
RU2137225C1 (ru) Способ изготовления многокомпонентной радиационной защиты с гидридом лития
JPS57203756A (en) Preventing method for hydrogen embrittlement of metal and alloy
JPS5464295A (en) Inside inspecting and repairing device for nuclear reactor
US20240274311A1 (en) Composite nuclear waste disposal capsules
Larsson et al. Securing Capacities for Safe and Sustainable Management of Contaminated Metals From Decommissioning
JPS631557B2 (cs)
JP2652310B2 (ja) 不燃性有害廃棄物の固化処理方法
St Schumann et al. EXPLOSIVE PIPE CUTTING BY SHAPED CHARGES IN AN ANNULAR CONFIGURATION*
JPS57142724A (en) Formation for metallic pipe
Kronberg Composition for radiation shielding
Kessler Reduction of the sodium void reactivity effect by using a 99Tc layer