Устройство для перегрузки тепловыделяющих сборок ядерного реактора

 

союз сОВетских

СОЦИАЛИСТИЧЕСКИХ

РЕСПУБЛИК (Г9) () ).) (я)з G 21 С 19/00

ГОСУДАРСТВЕННОЕ ПАТЕНТНОЕ

ВЕДОМСТВО СССР (ГОСПАТЕНТ СССР) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

К АВТОРСКОМУ СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21) 3250723/25 (22) 20,02,81 (46) 15.06.93, Бюл. N 22 (72) Ф.M. Митенков, P.М. Крылов, Н.M. Царев, Ю.Н. Павловский, Е.В. Конов, Г.В. Негин, Е.А. Шевченко и С.Л. Макаров (56) Патент Великобритании t+ 1335332, кл.

G 6 С, опубл. 1972.

Патент Великобритании t4 1010653, кл.

6 6 С, опубл. 1962.

Патент США N 4002529, кл. 176-39, опубл. 1977. (54Х57) YCTPOACTBO ДЛЯ ПЕРЕГРУЗКИ

ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА, содержащее контейнер, уста-новленный на координатном мосту и

Изобретение относится к оборудованиюдля перегрузки тепловыдаю1цих сборок (ТВС) ядерных реакторов и может быть использовано, в частности, на атомных станциях теплоснабжения с естественной циркуляцией теплоносителя первого контура, Целью изобретения является повышение производительности перегрузочных работ. путем. упрощения операции по наведению защиты на перегружаемую сборку.

На фиг. 1 изображен продольный разрез устройства для перегрузки ТВС при сцеплении захвата с ТВС; на фиг. 2 — то же, при крайнем нижнем положении перегрузочной трубы с TBC.

Устройство для перегрузки ТВС ядерно. го реактора включает координатный мост 1„ обеспечивающий перемещение в двух вэаснабженный основной биологической защитой, возвратно-поступательно перемещающуюся . перегрузочную трубу и дополнительную биологическую защиту, о тл и ч а ю щ е е с я тем, что, с целью повышения производительности перегрузочных работ путем упрощения операции по наведению защиты на перегружаемую сборку, основная биалогическая защита выполнена из двух частей, одна из которых установлена на контейнере, а другая — на перегрузочной трубе, а дополнительная биологическая защита размещена коз ксиально между контейнером и перегрузочной трубой и выполнена с возможностью вертикального перемещения при перемещении перегрузочной трубы.

\ сФ имно перпендикулярных направлениях установленного на нем контейнера 2, который имеет осно э биологическую защиту 3. В контейнере в направляющих роликах 4 установлена перегрузочная труба 5, имеющая в нижней части на длине не менее высоты

ТВС основную биологическую защиту 6. В контейнере 2 на направляющих роликах 7 размещена дополнительная биологическая защита 8, выполненная в виде профилиро- 0 ванной обечайки. Толщина основной и до- ©Ь полнительной биологической защиты выбрана из условия создания благоприятной радиационной обстановки в реакторном зале при операциях перегрузки ТВС.

Контейнер 2 и перегрузочная труба 5 снабжены упорами 9, 10 соответственно для взаимодействия с дополнительной биологической защитой 8 при возвратно-поступательном перемещении перегрузочной

965196 работавшей ТВС выходит на координату центральной ТВС, подвижные упоры 12 освобождают перегрузочную трубу 5. Отработавшая ТВС втягивается приводом подъема

21 в перегрузочную трубу с одновременным

30 опусканием по направляющим ролика 4 перегрузочной трубы 5 до крайнего нижнего положения. При этом дополнительная био- 35 логическая защита 8 по направляющим роликам 7 также опускается до упоров 9 на контейнере 2.

Основная биологическая защита 6 перегрузочной трубы и дополнительная биологи- 40 ческая защита 8 во время этой операции, т.е. в среде теплоносителя, обеспечивают благоприятную радиационную обстановку в реакторном зале.

Затем труба 5 с отработавшей ТВС и теплоносителем перемещается приводом

11 до верхней крайнего положения и встает на упоры 12, во время. перемещения перегрузочной трубы упоры 10 подхватывают дополнительную биологическую защиту 8.

Во время этой операции при выходе головок ТВС выше уровня теплоносителя в

50 трубы. В верхней части контейнера установлены привод 11 перегрузочной трубы 5, подвижные упоры 12 для фиксированияперегрузочной трубы в крайнем верхнем положении; В нижней части перегрузочной трубы 5 установлены запорный клапан 13 с приводом 14, вынесенным в верхнюю часть перегрузочной трубы посредством тяги 15.

: Внутри трубы 5 на роликах 16 установлена .телескопическая штанга 17, состоящая, на- 10 пример, из двух секций внутренней 18 и внешней 19. В нижней части внутренней секции закреплен захват 20. На верхнем . торце перегрузочной трубы 5 установлен привод подъема 21 захвата 20. Перегрузоч- 15 ная труба снабжена штуцером 22.

Устройство для перегрузки ТВС ядерного реактора работает следующим образом..

Координатным мостом 1 контейнер 2 наводится на координату отработавшей 20

ТВС (например, периферийной ТВС), запорный клапан 13 приводом 14 открывается, захват 20 приводом подъема 21 опускается до сцепления с отработавшей ТВС и поднимает ТВС в промежуточное положение, по 25 крайней мере выше головок ТВС в АЗ.

Координатным мостом контейнер с отреакторе дополнительная биологическая защита и основная биологическая защита 3 контейнера 2 дополняют основную биологическую защиту 6 трубы 5 с сохранением благоприятной радиационной обстановки в рва кто рном зале.

Координатным мостом 1 контейнер 2 с отработавшей ТВС в теплоносителе наводится на свободную ячейку в бассейне выдержки, подвижные упоры 12 освобождают перегрузочную трубу 5 и"она приводом 11 опускается до крайнего нижнего положения, запорный клапан 13 открывается и приводом подъема 21 отработавшая ТВС опускается в свободную ячейку бассейна выдержки. Глубину бассейна выдержки достаточно иметь по крайней мере на высоту двух длин ТВС.

При аварийной ситуации во время перегрузки отработавшей ТВС к штуцеру 22 подсоединяют трубопровод для душирования

ТВС теплоносителем. Перестановка ТВС в

АЗ производится аналогично описанному, исключая опускание перегрузочной трубы 5 и втягивание в нее ТВС.

Использование данного устройства для перегрузки ТВС упрощает биологическую защиту, снижает ее металлоемкость, упрощает наведение захвата на координаты и исключает необходимость втягивания ТВС в контейнер при перестановке ТВС в АЗ реактора; Это в свою очередь сокращает время перестановки ТВС в А3, а значит и общее время перегрузки и повышает ее производительность.

Устройство позволяет производить перегрузку периферийных ТВС в реакторах атомных станций теплоснабжения с естественной циркуляцией, так как габариты захвата TBC и телескопических штанг в плане не больше габаритов в плане ТВС. Благодаря наличию основной биологической защиты на перегрузочной трубе и совместно с ней перемещаемой дополнительной биологической защиты глубину бассейна выдержки достаточно иметь по:крайней мере на высоту двух длин TBC. в противном случае глубина бассейна должна быть две длины

ТВС плюс слой теплоноситеяя, необходимый для сохранения благоприятной радиационной обстановки, или вместо него защитная плита над бассейном.

965196 из. 2

Составитель Ф.Митенков

Редактор О,Филиппове Техред M.Ìîðãåíòàë Корректор И.Шулла

Заказ 2372 Тираж .. Подписное

ВНИИПИ Государственного комитета по изобретениям и открытиям при ГКНТ. СССР

Производственно-издательский комбинат "Патент", г. Ужгород, ул.Гагарина, 101

Устройство для перегрузки тепловыделяющих сборок ядерного реактора Устройство для перегрузки тепловыделяющих сборок ядерного реактора Устройство для перегрузки тепловыделяющих сборок ядерного реактора Устройство для перегрузки тепловыделяющих сборок ядерного реактора 

 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной технике и преимущественно может быть использовано для перегрузки всей активной зоны транспортного ядерного реактора

Изобретение относится к устройствам, предназначенным для переработки облученных, т

Изобретение относится к устройствам предназначенным для подачи изделий, например тепловыделяющих сборок энергетических ядерных реакторов или металлических слитков, на переработку в герметичную рабочую камеру

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано на АЭС для предотвращения аварий из-за падения тяжелых объектов, например контейнеров с отработавшими сборками энергетических реакторов, на строительные конструкции здания, например на междуэтажное перекрытие

Изобретение относится к устройствам для растворения ядерного топлива предварительно измельченных тепловыделяющих сборок (ТВС) атомных реакторов и может быть использовано на радиохимических заводах по регенерации ядерного топлива отработавших ТВС различных атомных реакторов

Изобретение относится к устройствам для растворения ядерного топлива предварительно измельченных тепловыделяющих сборок (ТВС) атомных реакторов и может быть использовано на радиохимических заводах по регенерации ядерного топлива отработавших ТВС различных атомных реакторов

Изобретение относится к устройствам для растворения ядерного топлива предварительно измельченных тепловыделяющих сборок (ТВС) атомных реакторов и может быть использовано на радиохимических заводах по регенерации ядерного топлива отработавших ТВС различных атомных реакторов

Изобретение относится к устройствам для растворения ядерного топлива предварительно измельченных тепловыделяющих сборок (ТВС) атомных реакторов и может быть использовано на радиохимических заводах по регенерации ядерного топлива отработавших ТВС различных атомных реакторов
Изобретение относится к способам переработки урансодержащих композиций, а именно к переработке уран-бериллиевых композиций, содержащих 1-90 мас

Изобретение относится к технологии переработки отработанного ядерного топлива, а именно выделению из высокоактивных отходов от переработки ядерного топлива АЭС фракций ТПЭ и РЗЭ

Изобретение относится к области получения соединений для топлива ядерных реакторов, в частности к очистке урана от плутония
Наверх