Способ восстановления графитовой кладки активной зоны уран- графитового ядерного реактора

 

Изобретение относится к ядерной энергетике, касается, в частности, вопросов эксплуатации ядерных реакторов и может быть использовано при восстановлении графитовой кладки активной зоны уран-графитового ядерного реактора. Сущность способа заключается в восстановлении графитовой кладки активной зоны уран-графитового ядерного реактора с использованием операций измельчения, удаления дефектных и установки замещающих графитовых блоков. При этом замещающие блоки транспортируют к месту установки путем их горизонтальных перестановок в смежных ячейках под верхней биологической защитой реактора, последовательно от проходки в верхней металлоконструкции реактора до дефектной ячейки, при удаленных технологических каналах. По окончании перестановок колонну графитовых блоков, расположенную под проходкой, заполняют недостающими графитовыми блоками. Способ является высокопроизводительным, технологичным и позволяет заменять как отдельные графитовые блоки, так и графитовые колонны целиком. Впервые становится возможным осуществлять полную замену всей графитовой кладки или ее существенной части в канальных уран-графитовых реакторах. 10 ил.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, касается, в частности, вопросов эксплуатации ядерных реакторов и может быть использовано при восстановлении графитовой кладки активной зоны уран-графитового ядерного реактора.

В процессе эксплуатации канальных ядерных реакторов имеют место случаи повреждения активной зоны реактора, например, вследствие разрушения топливной сборки и технологического канала из-за снижения расхода теплоносителя. Восстановление активной зоны производят в процессе осуществления ряда последовательных операций, основными из которых являются следующие: удаление поврежденных топливных сборок, технологических каналов, графитовых сборок, продуктов аварии и последующее их восстановление или замена с использованием специальных ремонтных механизмов и оснастки [1].

Ближайшим аналогом заявляемого технического решения является изобретение по патенту РФ [2]. Суть способа заключается в том, что в графитовую кладку дефектной ячейки через верхний тракт вводят разжимной инструмент, фиксируют с его помощью графитовую кладку над дефектным блоком, удаляют дефектный блок путем его полного разрушения специальным инструментом. Затем упомянутую часть кладки посредством разжимного инструмента опускают на место удаленного блока, а образующуюся в верхней части графитовой кладки полость заполняют фрагментами графитового блока, имеющими характерные поперечные размеры меньше внутреннего диаметра верхнего тракта и формируют недостающий блок.

Недостатком данного способа является низкая производительность и сложность его осуществления особенно при выполнении работ по замене большого количества графитовых блоков по истечении нормативного срока их эксплуатации и в случае зарегистрированных разрушений тепловыделяющих сборок, технологических каналов и графитовых блоков.

Задача, решаемая изобретением, заключается в разработке высокопроизводительного способа восстановления графитовой кладки в любой зоне реактора, при любом количестве дефектных блоков в кладке.

Сущность изобретения состоит в том, что в способе восстановления графитовой кладки активной зоны уран-графитового ядерного реактора с использованием операций измельчения, удаления дефектных и установки замещающих графитовых блоков, предложено замещающие блоки транспортировать к месту установки путем их горизонтальных перестановок в смежных ячейках под верхней биологической защитой реактора, последовательно от проходки в верхней металлоконструкции (МК) реактора до дефектной ячейки, при удаленных технологических каналах, а по окончании перестановок колонну графитовых блоков, расположенную под проходкой, заполнить недостающими графитовыми блокам.

Способ восстановления графитовой кладки заключается в перестановке на место удаленных из ячейки дефектных графитовых блоков блоков из соседних ячеек. Заполнение недостающих блоков новыми выполняется последовательно из ячейки в ячейку до положения, когда ячейка с переставленными из нее блоками не окажется в районе проходки через верхнюю МК реактора. Пополнение недостающих блоков производится новыми через проходку в верхней МК реактора. Путь перестановки блоков выбирается индивидуально в каждом конкретном случае и зависит от положения дефектной ячейки.

На фиг. 1 показан путь перестановки блоков применительно к конкретному случаю - дефектной ячейки 52-16 третьего энергоблока Ленинградской АЭС.

На фиг. 2 - фрагмент разреза кладки активной зоны с элементами дефектной кладки и оборудование для их удаления.

На фиг. 3 - состояние ячейки с удаленным столбом дефектных графитовых блоков.

На фиг. 4 - захват для перестановки колонны графитовых блоков, установленный в соседнюю ячейку, и приспособления для его перемещения.

На фиг. 5 - подъем и фиксация в верхнем положении плиты защитной.

На фиг. 6 - перепасовка каната захвата в дефектную ячейку.

На фиг. 7 - подъем и перемещение колонны графитовых блоков в дефектную ячейку.

На фиг. 8 - установка колонны графитовых блоков в дефектную ячейку.

На фиг. 9 - фрагмент взаимного расположения ячеек реактора в районе коллектора парогазовых сбросов (ПГС).

На фиг. 10 - установка колонны новых графитовых блоков через проходку в верхней МК реактора.

В графическом материале (фиг. 1-10) путь перестановки блоков выбран исходя из конкретного случая совмещения работ по замене технологических каналов и восстановления графитовой кладки ячейки 52-16. По пути перестановки (фиг. 1) технологические каналы подлежит извлечению в соответствии с объемом работ по плановой замене технологических каналов. Восстановление графитовой кладки начинают с удаления из дефектной ячейки поврежденной топливной сборки, технологического канала и разрушенных элементов графитовой кладки (фиг. 2). Удаление разрушенных элементов кладки из дефектной ячейки 1 (фиг. 2) производят с использованием бурового станка 2, установленного на плитном настиле 3, с помощью комплекта бурового инструмента 4. Измельченные буровым инструментом 4 фрагменты дефектных графитовых блоков 5 частично ссыпаются в контейнер 6, установленный в подреакторном помещении под дефектной ячейкой 1, и частично, в виде кернов и отдельных фрагментов, извлекают в контейнер 7, установленный на плитном настиле 3 надреакторного помещения. Перед удалением дефектных элементов кладки выполняют подъем и фиксацию в верхнем положении защитной плиты 8 (фиг. 2).

Состояние дефектной ячейки 1 после удаления столба графитовых блоков 5 отображено на фиг. 3, где защитная плита 8 зафиксирована в верхнем положении, дефектная ячейка 1 освобождена от дефектных блоков 5 и подготовлена к перестановке колонны блоков 5 из соседней ячейки 9 (в данном случае рассматривается удаление всей колонны блоков 5 до опорной плиты 10). Для перемещения колонн блоков 5 из ячейки 9 в ячейку 1 в ячейку 9 с помощью приспособления 11 на канатах 12, 13 устанавливают цанговый захват 14 (фиг. 4). Цангу захвата 14 разжимают в зазоре между нижним торцом колонны блоков 5 ячейки 9 и плитой опорной 10. Плиту защитную 8 с помощью подхватов 15 на канатах 16 поднимают в верхнее положение и фиксируют на стойке 17 (фиг. 5). Канат 12 захвата 14 (фиг. 6) перепасовывают из ячейки 9 в ячейку 1. Подъем колонны блоков 5 ячейки 9 (фиг. 7) производят приспособлением 11 на канате 13. Перемещение колонны блоков 5 из ячейки 9 в ячейку 1 осуществляют путем натягивания каната 12 и ослабления натяжения каната 13. Опускание колонны блоков 5 на опорную плиту 10 ячейки 1 (фиг. 4) производят на канате 12 (фиг. 8). Затем канат 13 перепасовывают в ячейку 1 с перемещенной колонной блоков 5, опускают защитную плиту 8 и извлекают цанговый захват 14. Для заполнения освободившейся ячейки 9 перестановку колонн блоков 5 производят последовательно до ячеек 18 и 19 (фиг. 9) (путь перестановки колонн блоков 5 показан условно на фиг. 1 стрелками), расположенных под коллектором ПГС 20. Перед перестановкой колонн блоков 5 из ячеек 18 и 19 демонтируют их защитные плиты 21 (фиг. 9) и извлекают графитовые стержни 22. В освободившуюся ячейку 19 устанавливают колонну 23 новых графитовых блоков 5 (фиг. 10). Извлеченные из ячеек 18 и 19 стержни 22 устанавливают в прежнее положение. Защитные плиты 21 коллектора ПГС 20 восстанавливают в проектное положение.

Предлагаемый способ является высокопроизводительным, технологичным и позволяет заменять как отдельные графитовые блоки, так и графитовые колонны целиком. Впервые становится возможным осуществлять полную замену всей графитовой кладки или ее существенной части в канальных уран-графитовых реакторах.

Список используемой литературы 1. Патент РФ N 2029997, МКИ G 21 C 1/12, Бюл. N 6, 27.02.95 г.

2. Патент РФ N 2035071, МКИ G 21 C 1/12, Бюл. N 13, 10.05.95 г. (ближайший аналог).

Формула изобретения

Способ восстановления графитовой кладки активной зоны уран-графитового ядерного реактора с использованием операций измельчения, удаления дефектных и установки замещающих графитовых блоков, отличающийся тем, что замещающие блоки транспортируют к месту установки путем их горизонтальных перестановок в смежных ячейках под верхней биологической зашитой реактора последовательно от проходки в верхней металлоконструкции реактора до дефектной ячейки при удаленных технологических каналах, а по окончании перестановок колонну графитовых блоков, расположенную под проходкой, заполняют недостающими графитовыми блоками.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2, Рисунок 3, Рисунок 4, Рисунок 5, Рисунок 6, Рисунок 7, Рисунок 8, Рисунок 9, Рисунок 10



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано для растворения ядерного топлива в кусках цилиндрической оболочки из стержней отработавшего топлива ядерного реактора

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано для растворения ядерного топлива в кусках цилиндрической оболочки из стержней отработавшего топлива ядерного реактора

Изобретение относится к экстракционной переработке урановых растворов в азотнокислых средах и позволяет обеспечить безопасные условия ведения экстракционных процессов

Изобретение относится к переработке ОЯТ АЭС и представляет собой способ экстракционной переработки облученного ядерного топлива АЭС с использованием трибутилфосфата в разбавителе

Изобретение относится к области радиохимической промышленности и может быть использовано при экстракционном аффинаже растворов, например уранилнитрата, и очистке его от примесей

Изобретение относится к области радиохимической промышленности и может быть использовано при экстракционном аффинаже растворов, например уранилнитрата, и очистке его от примесей
Изобретение относится к атомной энергетике и касается извлечения ядерного топлива из ядерных энергетических установок с корпусными реакторами судов и кораблей, преимущественно снимаемых с эксплуатации атомных подводных лодок, снимаемых с эксплуатации атомных ледоколов с отработавшим ядерным топливом
Изобретение относится к атомной энергетике и касается извлечения ядерного топлива из ядерных энергетических установок с корпусными реакторами судов и кораблей, преимущественно снимаемых с эксплуатации атомных подводных лодок, снимаемых с эксплуатации атомных ледоколов с отработавшим ядерным топливом

Изобретение относится к ядерным реакторам и, в частности, к реакторам-преобразователям, используемым в качестве источников электроэнергии в ядерных энергетических установках космических аппаратов

Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования конструкций тепловыделяющих элементов (твэлов), входящих в состав модернизируемых тепловыделяющих сборок (ТВС), из которых набирается модернизированная активная зона и может найти применение в различных типах водоохлаждаемых корпусных ядерных реакторов, использующих твэлы, установленные параллельно друг другу, особенно в водо-водяных энергетических ядерных реакторах (ВВЭР-440 или ВВЭР-1000)

Изобретение относится к области ядерной техники и предназначено для осуществления цепной ядерной реакции деления

Изобретение относится к области ядерной техники и предназначено для осуществления цепной ядерной реакции деления

Изобретение относится к области ядерной техники и предназначено для осуществления цепной ядерной реакции деления

Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования активных зон ядерных реакторов, в которых в качестве теплоносителя и замедлителя используется вода (так называемых водо-водяных ядерных реакторах), применяемых как источник тепла для электростанций, в силовых установках и пр., особенно в реакторах тепловой мощностью порядка 1150 - 1700 МВт

Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования активных зон ядерных реакторов, в которых в качестве теплоносителя и замедлителя используется вода (так называемых водо-водяных ядерных реакторах), применяемых как источник тепла для электростанций, в силовых установках и пр., особенно в реакторах тепловой мощностью порядка 1150 - 1700 МВт

Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования активных зон ядерных реакторов, в которых в качестве теплоносителя и замедлителя используется вода (так называемых водо-водяных ядерных реакторах), применяемых как источник тепла для электростанций, в силовых установках и пр., особенно в реакторах тепловой мощностью порядка 1150 - 1700 МВт

Изобретение относится к ядерным реакторам с жидкосолевым ядерным топливом
Наверх