Способ перегрузки топлива атомной станции для дожигания и устройство для его осуществления

Изобретения относятся к ядерной технике, к способам и оборудованию, предназначенному для проведения транспортно-технологических операций на атомных станциях при перегрузке для дожигания облученного топлива. Способ перегрузки топлива атомной станции для дожигания включает извлечение облученной тепловыделяющей сборки из активной зоны реактора одного энергоблока. Помещение облученной тепловыделяющей сборки в контейнер, установленный вертикально. Кантование контейнера в горизонтальное положение. Транспортирование контейнера с одного энергоблока на другой. Кантование контейнера в вертикальное положение. Выгрузку облученной тепловыделяющей сборки из контейнера и загрузку ее в реактор другого энергоблока. При этом способе транспортируют более одной облученной тепловыделяющей сборки. Их извлекают поштучно. Выдерживают в бассейне выдержки или в расхоложенном реакторе, контролируя целостность каждой сборки. Последовательно каждую сборку загружают в многоместный чехол, установленный с возможностью перемещения в направляющей защитной шахте. Затем чехол с облученными тепловыделяющими сборками помещают в установленный соосно с направляющей защитной шахтой контейнер. Кантуют контейнер с помощью устройства, установленного на транспортере. Для осуществления способа перегрузки топлива атомной станции для дожигания имеется устройство. Изобретения позволяют обеспечить надежную непрерывную биологическую защиту персонала станции и механизмов и сохранить целостность и пригодность облученных тепловыделяющих сборок для использования в качестве топлива, осуществляя перегрузку с одного реактора атомной станции для дожигания на другом. 2 н. и 3 з.п. ф-лы, 4 ил.

 

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к способам и оборудованию, предназначенному для проведения транспортно-технологических операций на атомных станциях (АС) при перегрузке для дожигания облученного топлива в виде тепловыделяющих сборок (ТВС) ядерных реакторов типа реактора большой мощности канального (РБМК).

РБМК являются реакторами с непрерывной перегрузкой топлива. При работе реактора в стационарном режиме перегрузок в активной зоне находятся топливные сборки всего спектра выгораний - от минимального до максимального выгорания. Большая часть сборок в остановленном реакторе одного энергоблока АС имеет значительную ценность, т.к. выгорание топлива в них значительно меньше проектного. Такие облученные сборки можно перегрузить в активную зону работающего реактора другого энергоблока АС и дожечь в нем. Это позволит сократить как количество свежих ТВС, требующихся для работы реактора другого энергоблока, так и полную массу отработавшего ядерного топлива, подлежащего хранению на станции.

Известны технические решения, предназначенные для перегрузки топлива в виде отработавших ТВС. Известен «Комплект для перегрузки отработавшего ядерного топлива» по патенту RU 2067326, G21C 19/32, опубл. 1996.09.27. Комплект для перегрузки отработавшего ядерного топлива, включающий разгрузочно-загрузочную машину и пенал, дополнен устройством герметизации пенала, содержащим полый корпус и направляющую воронку с уплотнением, причем пенал установлен на направляющей воронке посредством фланца, часть пенала, расположенная в полости устройства, выполнена негерметичной. Кроме того, предлагается часть стенки направляющей воронки выполнить удлиненной и в сечении в форме скобы.

Известное устройство направлено на решение задачи создания коррозионно-стойкого режима хранения отработавшего ядерного топлива и предназначено для перегрузки отработавших ТВС, подлежащих извлечению из реактора по тем или иным причинам: наличие дефектов или повреждений, необходимость замены в связи с полным выгоранием и т.п., для последующей утилизации или захоронения. На этапах выгрузки из реактора, загрузки в транспортный контейнер или транспортирования отработавших ТВС не предъявляются требования сохранения целостности с целью обеспечения пригодности ТВС к использованию в качестве топлива.

Наиболее близким по технической сущности к заявляемому изобретению является способ перегрузки топлива для дожигания реактора атомной станции по патенту RU 2180764, G21C 19/10, опубл. 2002.03.20 «Устройство для перегрузки топлива реакторов атомной станции». В известном изобретении-прототипе способ перегрузки топлива для дожигания в виде облученных ТВС заключается в следующем: с помощью разгрузочно-загрузочной машины (РЗМ) облученную ТВС извлекают из активной зоны реактора первого энергоблока, помещают ее в контейнер, помещают контейнер с облученной ТВС в гнездо стеллажа бассейна выдержки (БВ). Затем с помощью тросовой подвески первого приемопередаточного узла контейнер кантуют из вертикального положения в горизонтальное положение с размещением на тележке и через приемопередаточные шлюзы по транспортному коридору транспортируют на второй приемопередаточный узел. На втором приемопередаточном узле также с помощью тросовой подвески контейнер переводят из горизонтального положения в вертикальное и помещают в БВ второго приемопередаточного узла. При кантовании облученной ТВС на первом приемопередаточном узле замком с рычагами захвата транспортируемых изделий управляет гидропривод, установленный в замке и действующий при изменении давления воды в подводящем шланге. Причем истекающая из подводящего шланга замка подвески вода охлаждает облученную ТВС.

Устройство по патенту RU 2180764, G21C 19/10, опубл. 2002.03.20 содержит на каждом из энергоблоков приемопередаточный узел, первый оконечный участок которого сопряжен с манипуляторами для перемещения тепловыделяющих сборок и иных элементов активной зоны в пределах энергоблока, а вторые оконечные участки, по меньшей мере, двух приемопередаточных узлов соединены звеном для транспортировки из энергоблока, снимаемого с эксплуатации, в энергоблок с действующим реактором радиоактивных изделий, не выработавших свой ресурс. При этом звено, обеспечивающее взаимосвязь приемопередаточных узлов, может быть выполнено в виде транспортного трубопровода или подвижной платформы с транспортным контейнером, которые снабжены оболочками биологической защиты.

В известном устройстве каждый из энергоблоков АС содержит разгрузочно-загрузочную машину (РЗМ), осуществляющую захват в специальный защитный скафандр свежей ТВС, герметичное подсоединение этого скафандра к заданному технологическому каналу, замену в нем отработавшей ТВС на свежую, герметизацию технологического канала со свежей ТВС и выгрузку отработавшей ТВС в транспортный контейнер, снабженный биологической защитой, а также водозаполненные БВ, тележку для перемещения под водой пеналов с ТВС между БВ и РЗМ, стеллажи для временного хранения отработавших и свежих ТВС и приемопередаточный узел, один оконечный участок которого сопряжен с манипуляторами для выполнения транспортно-технологических операций в пределах энергоблока, а другой - с транспортными средствами для поставки на энергоблок свежих и удаления с энергоблока отработавших ТВС и иных элементов активной зоны.

Как следует из описания, перемещение облученной ТВС между приемопередаточными узлами комплексов осуществляется либо по транспортному трубопроводу, изготовленному из любых материалов, обеспечивающих необходимую прочность, водонепроницаемость и эффективную биологическую защиту персонала от ионизирующих излучений, либо на подвижной платформе с транспортным контейнером. «Применительно к АС типа РБМК ориентировочная длина такого трубопровода составит несколько сот метров при поперечном сечении в пределах квадрата до двух метров, что подразумевает наличие соответствующей системы несущих конструкций, а каждого шлюза - в пределах до 17 м.» Следовательно, для осуществления известного изобретения с учетом требований российских и международных правил и норм при проектировании объектов атомной энергетики требуются затраты на капитальное строительство, что в значительной степени усложняет и удорожает внедрение известного способа.

Недостатками прототипа являются:

- отсутствие непрерывной биозащиты персонала и механизмов от облученного топлива, находящегося в легком незащищенном контейнере, на всем пути перемещения топлива;

- невозможность доступа персонала в помещения шлюза или трубопровода с находящимся в них контейнером, содержащим облученную ТВС, в случае обрыва кинематической связи кран-контейнер, поломки захвата манипулятора, передаточной тележки и привода ее перемещения, а также утечка воды из трубопровода при авариях и особых воздействиях, к которым в соответствии с Федеральными нормами и правилами РФ относятся землетрясение, воздушная ударная волна и т.п.;

- необходимость охлаждения контейнера с облученной ТВС с помощью подачи воды из шланга замка захвата;

- необходимость применения множества дополнительного нештатного оборудования на втором оконечном участке каждого энергоблока (приемопередаточного шлюза, дистанционно управляемого замка с захватом, системы наблюдения синхронно управляемого привода перемещения тележки), а также протяженного трубопровода, оборудованного биозащитой, который соединяет оконечные участки энергоблоков АС,

- невозможность осуществления перегрузки делящихся материалов ТВС с обеспечением безопасности и сохранения пригодности для дальнейшего использования облученных ТВС для дожигания, поскольку на дату приоритета прототипа известны технические решения для перегрузки только отработавшего топлива.

При проведении транспортно-технологических операций по перегрузке облученного топлива из одного реактора для дожигания в другом с учетом российских и международных норм безопасности необходимо как при нормальной эксплуатации, так и в случае аварий исключить механические повреждения перегружаемых облученных ТВС, предотвратить достижения критичности; обеспечить надежную радиационную защиту; предотвратить недопустимый выход радиоактивности; обеспечить пожарную безопасность и физическую безопасность.

Задачей заявляемого изобретения является в радиационно безопасных условиях с использованием штатного оборудования АС перегрузить для дожигания топливо в виде облученных ТВС, не израсходовавших топливный ресурс, с глубиной выгорания меньше проектной, из активной зоны реактора одного энергоблока АС, снимаемого с эксплуатации, в активную зону работающего реактора другого энергоблока, включая энергоблок другой АС.

Задачей заявляемого устройства является реализация указанного способа.

Для решения указанной задачи при осуществлении заявляемого способа обеспечивается получение технического результата, заключающегося в сохранении работоспособности облученных ТВС после перегрузки для дожигания.

Технический результат от использования заявляемого устройства заключается в обеспечении непрерывной биологической защиты обслуживающего персонала и механизмов на протяжении всего транспортно-технологического процесса перегрузки топлива из реактора одного энергоблока для дожигания в реакторе другого энергоблока.

Указанный технический результат достигается тем, что в способе перегрузки топлива атомной станции для дожигания, включающем извлечение облученной тепловыделяющей сборки из активной зоны реактора одного энергоблока, помещение облученной тепловыделяющей сборки в контейнер, установленный вертикально, кантование контейнера в горизонтальное положение, транспортирование контейнера с одного энергоблока на другой, кантование контейнера в вертикальное положение, выгрузку облученной тепловыделяющей сборки из контейнера и загрузку ее в реактор другого энергоблока, транспортируют более одной облученной тепловыделяющей сборки, при этом сборки извлекают поштучно, выдерживают в бассейне выдержки или в расхоложенном реакторе, контролируя целостность каждой сборки, затем последовательно каждую сборку загружают в многоместный чехол, установленный в направляющей защитной шахте, а чехол с облученными тепловыделяющими сборками устанавливают в установленный соосно с направляющей защитной шахтой контейнер, который кантуют с помощью устройства, установленного на транспортере.

Технический результат от использования заявляемого устройства достигается тем, что устройство перегрузки топлива атомной станции для дожигания, включающее приемопередаточный узел на каждом из энергоблоков и звено для транспортирования, в виде транспортного контейнера на подвижной платформе, дополнительно содержит на каждом энергоблоке направляющую защитную шахту, снабженную защитной крышкой и вертикально установленную с возможностью сочленения в своей верхней части с оконечным участком соответствующего приемопередаточного узла, а в нижней части - с транспортным контейнером, и подвижную биологическую защиту для образования непрерывного тракта между направляющей защитной шахтой и транспортным контейнером, кроме того, устройство снабжено многоместным чехлом для приема более одной облученной тепловыделяющей сборки, а верхняя часть направляющей защитной шахты снабжена механизмом фиксации чехла.

При этом направляющая защитная шахта выполнена из толстостенных цилиндрических блоков, места сочленения которых выполнены в виде усеченных внутренних и наружных конусов, а подвижная биологическая защита состоит из двух подвижных тележек с блоками, каждая из которых снабжена независимым приводом перемещения, а блоки установлены с возможностью соединения друг с другом по контактным поверхностям с помощью стяжного устройства. Кроме того, чехол снабжен тормозным устройством.

Сущность изобретения поясняется чертежами. На фигуре 1 представлена блок-схема устройства для осуществления способа перегрузки топлива атомной станции для дожигания, на фигуре 2 - направляющая защитная шахта с подвижной биологической защитой, на фигуре 3 - вид А подвижной биологической защиты, на фигуре 4 - чехол с тормозным устройством.

Устройство (фиг.1) перегрузки топлива атомной станции для дожигания содержит на одном и другом энергоблоках соответственно: приемопередаточный узел 1 и 2, направляющую защитную шахту 3 и 4, подвижную биологическую защиту 5 и 6 и звено для транспортирования в виде транспортного контейнера 7 на подвижной платформе 8.

Направляющая защитная шахта (НЗШ) 3 и 4 (фиг.2) представляет собой блочную конструкцию, составленную из толстостенных цилиндрических элементов (блоков), изготовленных из высокопрочного чугуна. Места сочленения блоков выполнены в виде усеченных внутренних и наружных конусов. НЗШ 3 и 4 устанавливается в технологических помещениях и помещениях подъемного стола РЗМ, соединяя транспортный коридор и помещение центрального зала (ЦЗ) АС. В верхней части НЗШ 3 и 4 установлен механизм 9 фиксации чехла 13 (МФЧ), служащий для установки в него защитной плиты чехла и надежной фиксации последнего. НЗШ 3 и 4 имеет защитную крышку 10 и служит для обеспечения необходимой защиты персонала от ионизирующего излучения, образования направляющего тракта перемещения чехла от контейнера 7 до уровня пола ЦЗ, размещения устройства для фиксации чехла в верхней части НЗШ 3 и 4. Блочная конструкция НЗШ 3 и 4 принята с целью равномерного распределения нагрузок на строительные конструкции.

Подвижная биологическая защита (ПБЗ) 5 и 6 (фиг.3) из двух подвижных тележек 11 с защитными блоками 12 и предназначена для защиты обслуживающего персонала от ионизирующего излучения от облученных ТВС в процессе загрузки (выгрузки) чехла с облученных ТВС в (из) контейнер(а) 7 и образования направляющего тракта между контейнером 7 и НЗШ 3 и 4. Каждая тележка имеет независимый привод перемещения по направляющим рельсам. Защитные блоки 12 подвешены к тележкам 11 шарнирными стяжками. В качестве приводов тележек 11 применены мотор-редукторы во взрывозащенном исполнении. С целью предотвращения соударения блоков 12 с НЗШ 3 и 4 при движении каждого на тележке 11 остановку последней производят за 10 мм до конечного положения блоков 12. Образовавшийся зазор 20 мм выбирают при помощи стяжного устройства соединением блоков 12 друг с другом по контактным поверхностям. Стяжное устройство представляет собой два откидных болта с установленными на них гайками-штурвалами. Управление перемещениями тележек 10 с блоками осуществляют с пульта включения мотор-редукторов. Перемещение блоков 12 может быть как автономным, так и централизованным - обоих блоков одновременно.

В качестве контейнера 7 для транспортирования может быть использован контейнер ТК-8 (Шведов В.П. и др. Ядерная технология, М.: Атомиздат, 1979 г., стр.157 и 158), предназначенный для транспортирования ТВС реакторов типа РБМК железнодорожным транспортом. Контейнер 7 и подвижная платформа 8 в виде специального грузового вагона составляют одну конструкцию - вагон-контейнерный агрегат. В транспортном положении контейнер 7 расположен горизонтально вдоль оси вагона и закреплен по концам на двух опорах. В средней части контейнера 7 имеются цапфы, ось которых является осью поворота контейнера 7 в вертикальное положение.

Чехол 13 (фиг.4) (Шведов В.П. и др. Ядерная технология, М.: Атомиздат, 1979 г., стр.157 и 158) обеспечивает сохранение упорядоченного расположения, например, шести и более облученных ТВС и предотвращает повреждение и разрушение облученных ТВС, представляет собой жесткую сварную конструкцию, в диафрагмах которой размещены гнезда в виде труб для установки в них облученных ТВС. Чехол 13 оборудован транспортными подвесками 14. Для обеспечения безопасности перемещения чехла 12 в НЗШ 3 и 4 он снабжен тормозным устройством 15, подобным парашюту шахтному (Крайнев А.Ф., Словарь-справочник по механизмам, М.: Машиностроение, 1981 г., стр.220). Тормозное устройство 15 состоит из стакана с гнездом под захват, двух пружин и трех тормозных блоков, каждый из которых содержит рычаг, имеющий зубчатый сектор, пяту, выполненную в виде сферического шарнира с резьбовым наконечником, которым она крепится в рычаге, две полуоси, обеспечивающие перемещения рычага, и башмак, создающий тормозное усилие. При аварийном снятии нагрузки с захватного устройства пружина, разжимаясь, перемещает рычаги трех тормозных блоков, которые выдвигают башмаки за пределы корпуса. Башмаки, вступая во взаимодействие со стенками НЗШ 3 и 4 или контейнера 7, создают необходимое тормозное усилие и препятствуют падению чехла 13.

Перегрузка для дожигания облученного топлива в виде облученных тепловыделяющих сборок может быть осуществлена следующим образом. По штатной технологии с использованием РЗМ приемопередаточного узла 1. Поштучно выгружают облученные ТВС из реактора и отправляют в бассейн выдержки (БВ), контролируя целостность каждой сборки, и выдерживают для снижения активности и тепловыделения. В случае выгрузки облученных ТВС из расхоложенного реактора выдержка в БВ не требуется. Затем снимается защитная крышка с проема НЗШ 3 и при помощи штатной штанги с захватом, навешенной на штатном кране, приемопередаточного узла 1 осуществляют захват чехла 13, установленного в НЗШ 3. Вручную обеспечивают надежное зацепление захвата с захватным устройством 14 чехла 13 и его фиксацию. При помощи приводных механизмов тележек 11 блоки 12 подвижной биологической защиты 5 сводят и вручную фиксируют блоки 12 между собой стяжным устройством. Краном чехол 13 поднимается по НЗШ 3 в ее верхнюю часть, являющуюся загрузочным узлом, и вручную устанавливают опорные башмаки механизма 9 фиксации чехла 13 в рабочее положение, которое контролируют по указателям положения, установленным в верхней части загрузочного узла. Чехол 13 на захвате опускается на опорные поверхности башмаков, при этом контролируется совмещение рисок на чехле 13 и на загрузочном узле для обеспечения установки чехла 13 в заданное положение. Освобождается захват и краном переводится на место хранения.

Затем последовательно каждую сборку с помощью РЗМ приемопередаточного узла 1 загружают в многоместный чехол 13, установленный в НЗШ 3. Краном на медленной скорости чехол 13 транспортируется по НЗШ 3 вниз до полной установки в вертикально установленный контейнер 7. После установки чехла 13 в контейнер 7 вручную разводят блоки 12 подвижной биологической защиты 5 и освобождают захват штанги. Штанга поднимается краном и полностью извлекается из НЗШ 3 на место хранения. Контейнер 7 кантуют из вертикального положения в горизонтальное с помощью устройства, установленного на транспортере 8. Выполняется дезактивация. Транспортер подается в транспортный коридор и осуществляется транспортирование контейнера 7 на второй энергоблок. Затем кантуют контейнер 7 в вертикальное положение и устанавливают его соосно с НЗШ 4 другого энергоблока. После этого осуществляют зацепление захвата штанги с захватным устройством 14 чехла 13 и его фиксацию. При помощи приводных механизмов тележек 11 блоки 13 подвижной биологической защиты 6 сводят и вручную фиксируют блоки между собой стяжным устройством. С помощью штанги с захватом и крана приемопередаточного узла 2 чехол 13 с облученными ТВС извлекают из контейнера 7 и поднимают в загрузочный узел НЗШ 4, фиксируют чехол 13 при помощи механизма 9 фиксации чехла 13 и поштучно выгружают облученные ТВС в реактор другого энергоблока для дожигания.

Изобретение позволяет обеспечить надежную непрерывную биологическую защиту персонала станции и механизмов и сохранить целостность и пригодность облученных тепловыделяющих сборок для использования в качестве топлива, осуществляя перегрузку с одного реактора атомной станции для дожигания на другом.

1. Способ перегрузки топлива атомной станции для дожигания, включающий извлечение облученной тепловыделяющей сборки из активной зоны реактора одного энергоблока, помещение облученной тепловыделяющей сборки в контейнер, установленный вертикально, кантование контейнера в горизонтальное положение, транспортирование контейнера с одного энергоблока на другой, кантование контейнера в вертикальное положение, выгрузку облученной тепловыделяющей сборки из контейнера и загрузку ее в реактор другого энергоблока, отличающийся тем, что транспортируют более одной облученной тепловыделяющей сборки, при этом сборки извлекают поштучно, выдерживают в бассейне выдержки или в расхоложенном реакторе, контролируя целостность каждой сборки, затем последовательно каждую сборку загружают в многоместный чехол, установленный с возможностью перемещения в направляющей защитной шахте, затем чехол с облученными тепловыделяющими сборками помещают в установленный соосно с направляющей защитной шахтой контейнер, который кантуют с помощью устройства, установленного на транспортере.

2. Устройство перегрузки топлива атомной станции для дожигания, включающее на каждом из энергоблоков приемопередаточный узел и звено для транспортирования, в виде транспортного контейнера на подвижной платформе, отличающееся тем, что дополнительно содержит на каждом энергоблоке направляющую защитную шахту, снабженную защитной крышкой и вертикально установленную с возможностью сочленения в своей верхней части, с оконечным участком соответствующего приемопередаточного узла, а в нижней части - с транспортным контейнером, и подвижную биологическую защиту для образования непрерывного тракта между направляющей защитной шахтой и транспортным контейнером, кроме того, устройство снабжено многоместным чехлом для приема более одной облученной тепловыделяющей сборки, а верхняя часть направляющей защитной шахты снабжена механизмом фиксации чехла.

3. Устройство по п.2, отличающееся тем, что направляющая защитная шахта выполнена из толстостенных цилиндрических блоков, места сочленения которых выполнены в виде усеченных внутренних и наружных конусов.

4. Устройство по п.2, отличающееся тем, что подвижная биологическая защита состоит из двух подвижных тележек с блоками, снабженными приводом перемещения, а блоки установлены с возможностью соединения друг с другом с помощью стяжного устройства.

5. Устройство по п.2, отличающееся тем, что чехол снабжен тормозным устройством.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано для перегрузки отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) транспортных реакторов. .

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к системам контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов канального ядерного реактора, и предназначено для использования при определении негерметичной тепловыделяющей сборки (ТВС) в активной зоне ядерного канального реактора.

Изобретение относится к уплотнительной технике и может быть использовано в перегрузочных машинах для ядерных реакторов канального типа. .

Изобретение относится к области атомной техники. .

Изобретение относится к уплотнительной области техники. .

Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение при контроле положения элементов активной зоны реакторов на быстрых нейтронах. .

Изобретение относится к области атомного машиностроения, в частности к оборудованию, предназначенному для проведения транспортно-технологических операций при загрузке и выгрузке тепловыделяющих сборок ядерного реактора.

Изобретение относится к области атомного машиностроения, касается, в частности, перегрузочных машин ядерных энергетических реакторов, и может быть использована при выполнении операций, связанных с перегрузкой топлива.

Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к конструкциям приводов захватов машины перегрузочной ядерного реактора для управления захватом ТВС и захватом кластера, и может быть использовано в приводах, имеющих регулирующий орган, управление которым осуществляется отдельным канатным приводом.

Изобретение относится к области машиностроения, а именно к устройствам для объектов использования атомной энергии, и может быть применено преимущественно для загрузки "свежего" выемного блока реактора взамен аварийного, неисправного или выработавшего ресурс на судах с атомной паропроизводящей установкой

Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение на предприятиях по изготовлению тепловыделяющих сборок (ТВС) для энергетических ядерных реакторов ВВЭР-1000

Изобретение относится к атомному машиностроению и может быть использовано для выполнения транспортно-технологических операций со свежими и отработавшими тепловыделяющими сборками (ТВС) в ядерном реакторе

Изобретение относится к атомной технике, а именно к устройствам для объектов использования атомной энергии, и преимущественно предназначено для выгрузки из реактора выемного блока с активной зоной или без нее, полностью или частично выработавшего ресурс на судах с атомной паропроизводящей установкой с помощью плавучей технической базы и береговой технической базы

Лебедка // 2401242
Изобретение относится к подъемно-транспортному оборудованию и может быть использовано для перегрузки блока с активной зоной ядерного реактора

Изобретение относится к устройствам выгрузки и загрузки на хранение блоков с отработавшими тепловыделяющими сборками (ОТВС)

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к средствам для обеспечения безопасности при перегрузке отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВЭР 1000 из транспортных чехлов в чехлы хранилища, и предназначено для использования в водонаполненных хранилищах отработанного ядерного топлива на заводах по регенерации такого топлива или на АЭС

Изобретение относится к атомной технике и предназначено для перекрытия и герметизации каналов перегрузки топлива в ядерном реакторе с жидкометаллическим теплоносителем (ЖМТ), в частности может быть применено для извлечения отработанных тепловыделяющих сборок (ОТВС). В шиберном затворе рама подвижная закреплена в пазах массивного подвижного шибера на направляющих штырях с растягивающейся пружиной с возможностью горизонтального и вертикального перемещения относительно шибера, на раме подвижной установлена опора с размещенной на ней подвижной чашей для сбора остатков ЖМТ, между рамой подвижной и чашей установлены пружины, обеспечивающие подвижность чаши в трех плоскостях и обеспечивающие создание усилия поджатия чаши к уплотнительному кольцу, установленному во фланце шиберного затвора, корпус шиберного затвора выполнен со съемной герметизирующей крышкой. Кроме того, фланец с уплотнительным кольцом выполнен съемным. Изобретение обеспечивает сбор остатков ЖМТ, надежную герметизацию, расширение технологических возможностей и биологическую защиту. 1 з.п. ф-лы, 9 ил.

Изобретение относится к атомной технике, к средствам для установки и извлечения элементов активной зоны, имеющих размеры, не превышающие габариты тепловыделяющих сборок, из ядерных реакторов с жидкометаллическим теплоносителем, в частности с натриевым. Перегрузочный комплекс содержит транспортное устройство, герметичный контейнер с биологической защитой, направляющую переходную трубу и переходный блок. Перемещение элементов активной зоны в герметичный контейнер осуществляется внутри направляющей переходной трубы, герметично установленной на гнездо перегрузки в малой поворотной плите реактора и состыкованной с контейнером через переходный блок, установленный в поворотной плите перекрытия надреакторного помещения. Контейнер оснащен захватом, перемещаемым при помощи несущей и управляющей цепей захвата. Направляющая переходная труба снабжена обсадной трубой для управления захватом и устройством для подъема переходного блока. Технический результат - снижение дозовых нагрузок на персонал. 3 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к способам и оборудованию, предназначенному для проведения транспортно-технологических операций на атомных станциях при перегрузке для дожигания облученного топлива в виде тепловыделяющих сборок ядерных реакторов типа реактора большой мощности канального

Наверх