CN103180910A - 用于核燃料组件的干燥处理的设备 - Google Patents

用于核燃料组件的干燥处理的设备 Download PDF

Info

Publication number
CN103180910A
CN103180910A CN2011800516984A CN201180051698A CN103180910A CN 103180910 A CN103180910 A CN 103180910A CN 2011800516984 A CN2011800516984 A CN 2011800516984A CN 201180051698 A CN201180051698 A CN 201180051698A CN 103180910 A CN103180910 A CN 103180910A
Authority
CN
China
Prior art keywords
basket
stop part
fuel assembly
bucket
valve
Prior art date
Legal status (The legal status 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 status listed.)
Granted
Application number
CN2011800516984A
Other languages
English (en)
Other versions
CN103180910B (zh
Inventor
马蒂厄·贾·莫里斯·沙西涅
弗里德里克·贾-玛丽·柴和迈尔
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Areva NP SAS
Original Assignee
Framatome ANP SAS
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 Framatome ANP SAS filed Critical Framatome ANP SAS
Publication of CN103180910A publication Critical patent/CN103180910A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN103180910B publication Critical patent/CN103180910B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/02—Details of handling arrangements
    • G21C19/10—Lifting devices or pulling devices adapted for co-operation with fuel elements or with control elements
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/02—Details of handling arrangements
    • G21C19/10—Lifting devices or pulling devices adapted for co-operation with fuel elements or with control elements
    • G21C19/105—Lifting devices or pulling devices adapted for co-operation with fuel elements or with control elements with grasping or spreading coupling elements
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/18—Apparatus for bringing fuel elements to the reactor charge area, e.g. from a storage place
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/19—Reactor parts specifically adapted to facilitate handling, e.g. to facilitate charging or discharging of fuel elements
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/32—Apparatus for removing radioactive objects or materials from the reactor discharge area, e.g. to a storage place; Apparatus for handling radioactive objects or materials within a storage place or removing them therefrom
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Carriers, Traveling Bodies, And Overhead Traveling Cranes (AREA)
  • Load-Engaging Elements For Cranes (AREA)

Abstract

本发明涉及一种用于核燃料组件的干燥处理的装置，包括：转移篮(20)，所述转移篮能够连接至提升装置且包含用于夹持将被转移的燃料组件的构件，所述构件由内置于所述转移篮中的提升机构支撑；转位工作台(50)，能够置于桶(1)上且包括用于将所述转移篮(20)放置在所述桶的狭槽上的装置(55，56，57)。

Description

用于核燃料组件的干燥处理的设备
技术领域
本发明涉及一种用于核燃料组件的干燥处理的设备。
本发明还涉及储存在桶的狭槽中的核燃料组件的卸载及装载。
背景技术
核燃料组件通过装配相对于长度具有较小直径的杆而形成。这些杆由填充了核燃料芯块(如铀钚混合氧化物MOX)的外鞘形成，每一组件有200到300个这样的杆。
这些组件具有每个侧边几十厘米的横截面，并测量为数米长。
每个核反应堆必须周期性中断以便将一些用过的燃料组件更换为新的燃料组件。
新的燃料组件通常在燃料芯块制备厂里制成，且须被运送到核电站，在此新的燃料组件在转移到所述反应堆之前将置于储存设施中。
在生产工厂和核电站之间对这些燃料组件的运输，是利用包含狭槽的桶来完成的，其中每个狭槽中放置新的燃料组件。
到达核电站的时候，从桶中卸下新的燃料组件，再放到由储存池构成的储存设备中，其位于反应堆核心的附近，且多数情况下高于燃料组件的桶的到达面。
检查燃料元件的反应率的第一种方法是其几何形状。因此，燃料组件的处理必须满足高可靠性标准，尤其要说明组件下落所带来的后果是可接受的，且不导致关键性事故或严重性环境后果。
至今为止，当从桶中转移燃料组件时，移动桶以靠近储存池，每一组件均从桶中移走并放置在储存池中。将靠近储存池的桶进行提升的操作使限制所述组件的潜在下落高度成为可能。水下状态或干燥状态均可完成所述转移。
在水下转移的情况下，借助适当的提升装置(如起重机)，桶从运输工具中移走并放入储存池或附于储存池的卸载台。所述的储存池充满水，每个燃料组件利用提升装置从桶的狭槽中移走并置于储存池。燃料组件的移动是在水下完成的，因而对操作者提供了适当的生态保护。
然而，水下转移燃料具有缺陷，这是因为对桶的净化是必需的，进而净化操作使操作者遭受一定量的反应率。
在干燥转移的情况下，如FR2260169中所描述，借助提升拖板(如桥式起重机)，桶从运输工具中移走并放置在设计为储存桶的区域中。之后，燃料组件从提升拖板中移走，并在悬于提升拖板的装甲集装箱中提起，然后运输到存储池中。提升装置(例如卷扬机及拴在所述卷扬机链条自由端的抓柄)使得对集装箱里的燃料组件进行提升成为可能。燃料组件在放进存储池之前还被移到检查区域。
所有这些操作耗时且需人为干涉，其风险在于使操作者遭受危险性剂量。
此外，不可避免的是每次均需要将桶提起至储存池的水平高度，这就涉及对接纳建筑物的设备的限制及在操作过程中桶下落的危险。
而且，由于其底部不含关闭元件而是仅在容器中具有用于夹持燃料组件的装置，因此在上面提到的干燥卸载设备中描述的处理容器不确保在。
为此目的，底部包含关闭元件的集装箱或转移篮是已知的，其主要用于从储存区域(将其储存到预备用以传输的集装箱)到其它位置卸载已用过的燃料组件。特别地，关闭元件由遥控驱动的滑动门或旋转门形成。由于需要整体的机械装置来驱动滑动门或旋转门，这一方案很难实施。
发明内容
本发明的目的是提出一种用于燃料组件的干燥处理的设备，在其具有所有的安全保障核燃料组件的同时，避免上述这些缺陷，容易实施，且适应于新的或现有设施。
因此，本发明涉及一种用于核燃料组件的干燥处理的设备，其特点是包括：
转移篮，其能够连接至提升装置，所述转移篮一方面具有夹持将被转移的燃料组件的内部构件，所述内部构件由内置于所述转移篮中的提升机构支撑，另一方面具有被提供有阀门的底部，所述阀门可在所述转移篮的打开位置和关闭位置之间枢转，其中所述打开位置用于所述将被转移的燃料组件的通过；以及
转位工作台，其能够置于桶上，包括用于将所述转移篮放置在所述桶的狭槽上并使由所述转移篮支撑的夹持构件相对于所述燃料组件确定方位的装置。
根据本发明的其他特性：
所述转移篮包括上部、主体和下部，其中，所述上部包括具有用于提升装置的挂钩的双附接系统，所述主体包含支撑所述夹持构件的内置的提升机构，所述下部由被提供有所述阀门的底部构成；
所述转移篮的所述底部包括中心开口，所述中心开口在所述阀门处于打开位置时用于所述夹持构件和所述燃料组件的通过；
每个阀门均置于所述底部的上方且在所述打开位置和所述关闭位置之间与至少一个移动元件相关联；
所述至少一个移动元件由至少一个销构成，所述至少一个销在所述底部中滑动，并包括位于所述底部下方的第一末端和抵靠相应的所述阀门的第二末端；
所述阀门具有互补的形状以在处于所述阀门的关闭位置时遮盖所述中心开口；
每个阀门均由三角形板构成，其中所述三角形板的底座铰接地安装在所述底部上；
内置于所述转移篮中的所述提升机构包括拖板，所述拖板能够借助处理组件通过所述转移篮的滑动而在所述主体中移动；
所述设备其包括位于转位工作台和桶之间的适配部件，所述适配部件的内表面具有与所述桶的外周边缘相匹配(conjugated with)的轮廓，所述适配部件的外表面适配于所述转位工作台的标准尺寸；
所述转位工作台包括：外周支撑件，其置于所述适配件上；第一止挡件(55)，其在所述支撑件内旋转；第二止挡件，其在所述第一旋转止挡件内旋转；以及第三止挡件，其在所述第二止挡件上旋转且形成用于接纳所述转移篮的承载部；所述第二止挡件和第三止挡件通过开口与所述桶的内部连通；
所述第一止挡件的轴线对应于所述桶的轴线，所述第三止挡件的轴线对应于所述桶中最外面的狭槽的轴线，且所述第二止挡件的轴线位于与另外两个止挡件的轴线距离相等处。
所述第三止挡件的底部包括围绕所述开口的用于每个移动元件的所述第一末端的承载缘；
所述第二止挡件包括位于所述第三止挡件之下的套管，所述套管包括与所述止挡件的开口连通的轴向通道，所述轴向通道确定所述将被转移的燃料组件的检查区域，且被提供有显示和照明装置。
附图说明
下文将参照附图在为了公开而非限制性的目的对本发明的特征和优点进行详细的描述。
图1是在容纳核电站的建筑物中运输新的燃料组件的桶的透视图；
图2是根据本发明的用于桶中的燃料组件的干燥处理的设备的透视图；
图3是根据本发明的卸载装置的用于燃料组件的转移篮的轴向剖面图；
图4是沿图3中的线4-4的剖面图；
图5和图6是所述篮的下部的透视的竖直半剖面图，其中所述阀门分别处于关闭位置和打开位置；
图7是所述篮的下部的透视的竖直半剖面图，其中将被转移的燃料组件的夹持构件被内置于所述篮中的提升机构支撑；
图8是根据本发明的卸载装置的转位工作台的透视的竖直半剖面图；
图9是转位工作台的顶视图；以及
图10至图13是使用根据本发明的处理设备传输燃料组件的不同步骤的透视图。
具体实施方式
下述描述将作为一个实例提供，其用以处理设备从桶中卸载新的燃料组件。
装在装甲桶1中的新燃料组件通过公路或铁路运输工具在制造厂和核电站之间传输，如图1所示。
传输桶1包括狭槽2，每个狭槽中放置有新燃料组件3(如图3所示)。
在核电站中，新燃料组件3带至包装和储存设施且储存于储存池4中(图12)。
为了将新燃料组件3从桶1转移至储存池4，所述桶1被带至包含桥式起重机6且储存池4设置于其内的建筑物5中。
每个新燃料组件3的转移均利用如图2所示的干燥卸载设备来完成。
该卸载设备由两个主要元件组成，即：
转移篮20，其能够连接到提升装置，如桥式起重机6，以及
转位工作台50，其能够置于桶1上。
下面将参照图3至图7对转移篮20进行描述。
转移篮20包括上部21、主体22和下部23，其中上部21用于附接到桥式起重机6，包括通过链条或缆绳7连接到桥式起重机6的挂钩8，主体22形成在燃料组件3转移过程中接纳燃料组件3的外鞘，下部23包括将在下文中进行描述的底部24。
上部21包括双附接系统，其由用以紧固在挂钩8上的构件25和用以紧固在所述挂钩8的支架9上的爪形器具26组成。
转移篮20的主体22向内被提供有内置的提升机构27，提升机构27承载用于燃料组件3的夹持构件28。
如图7所示，内置的提升机构27包括承载例如由已知类型的抓取器构成的夹持构件的拖板29，拖板29借助处理组件通过在主体22中滑动而被引导和移动，所述处理组件例如具有带有链条31的卷扬机30，链条31与由拖板29支撑的滑轮32相配合。
如图3和图7所示，提升机构27的组件，即拖板29、卷扬机30、链条31和滑轮32内置于篮20的主体22中，以防与所述篮外部的任何连通。
提升机构27专用于提升和降低将被转移的燃料组件3，其不同于通常用于处理较重物体的桥式起重机6。例如，内置于所述篮中的提升机构27具有大约1吨的提升能力，而桥式起重机6具有接近20吨的提升能力。因此，所述机构27具有比桥式起重机更高的精度。
如图4至图6所示，篮20的下部23的底部24被提供有阀门35，阀门35在篮20的主体22的打开位置(图6)和关闭位置(图5)之间枢转，其中，打开位置用于将被转移的燃料组件3的通过。底部24具有中心开口34，当阀门35处于如图6所示的打开位置时，中心开口用于夹持构件28和燃料组件3的通过。
在如图4至图6所示的示例性实施例中，每个阀门35置于底部24上方，且在打开位置和关闭位置之间与至少一个移动元件36相关联。每个移动元件均由销36构成，销在底部24中滑动并包括位于底部24下方的第一末端36a和用于抵靠相应的阀门35的第二末端36b。
如图4至图6中更具体地示出，阀门35具有互补的形状以在处于所述阀门35的关闭位置时遮盖中心开口34，且每个阀门35由三角形板37构成，其中三角形板37的底座37a通过轴37b铰接地安装在篮20的底部24上。
阀门35通过重力返回而自动关闭，以在设置于每个板37的轴37b上的扭力弹簧的作用下工作。
需要注意的是，图中所示的示例性实施例仅为使用阀门的转移篮的自动关闭系统其中的一个实施例。阀门可具有不同的形状，如矩形。可以有两个或更多个阀门。阀门不必须具备互补的形状，它们也可以被设置为当它们关闭时相互重叠或不完全地彼此连接。然而，阀门必须直接或通过中间件搁在所述篮的表面(如底部24)上，以确保当组件落入篮中时负荷的反作用力(reaction)。同样地，阀门的移动元件可具有除了销36之外的形状，且移动元件几乎可以是很多个。所述销可特别是在它们的第一末端36a侧彼此连接，仅为形成为一体。
在传输过程中，转移篮20为燃料组件3提供了对侧向冲击的机械保护，且当转移篮20的底部被阀门35关闭时，使得可承受潜在的燃料组件的下落，并且限制了可能的下落高度。如下文将描述的，所述篮20也使得确定抓取器28的方位成为可能。
下面将特别是参照图8对转位工作台50进行描述。
该转位工作台50的目的在于适应于不同的桶并将篮20放置为正好在对应于将被转移的燃料组件3的狭槽2的对面，以在燃料组件3的提升操作期间支撑所述篮20，并允许在燃料组件3离开桶1时对燃料组件3进行检查。
为此目的，适配件51插入至转位工作台50与桶1之间，且所述适配件51具有与桶的外周边缘相匹配的接触面(interface)和适配于转位工作台50的标准尺寸的外表面。
在图8所示的示例性实施例中，适配件51具有倒U形横截面。例如，适配件51和桶的外周边缘之间的密封由O型圈(未示出)或任何其它适当的构件来保证。
篮20在适当的包含将被转移的燃料组件3的狭槽2对面的正确定位通过转位工作台50实现，所述转位工作台50包括：
第一止挡件55，其在支撑件52内旋转，
第二止挡件56，其在第一止挡件55内旋转，以及
第三止挡件57，其在第二止挡件56上旋转。
支撑件52具有与适配件51的接触面，并因此相对于桶1静止。止挡件55、56、57可由球轴承(未示出)或已知类型的任何其它适当系统支撑，所述球轴承由轨道引导且例如由钢制成，这样确保了篮20的正确定位，也确保了由具有内置提升机构及将被转移的燃料组件3的篮20形成的组件的重量的反作用力。各止挡件之间的密封由一组双O型圈(未示出)或任何其它适当的密封构件来保证。
因此，如图9所示，第一止挡件55的轴线A对应于桶1的轴线，第三止挡件57的轴线C对应于桶1中最外面的狭槽2的轴线，且第二止挡件56的轴线B位于与另外两个止挡件55和57的轴线A和C之间距离相等处。这样，篮20能够置于桶1的狭槽2的所有位置中。
第二止挡件56通过开口60与桶1的内部连通，且第三止挡件57通过开口61与桶1的内部连通，开口60和开口61是同轴的。
如图8所示，第三止挡件57形成接纳转移篮20的承载部且在其上部具有圆锥形台阶(未示出)，这使得在将篮20的定位在第三止挡件57中期间对篮20的进行引导成为可能。当篮20在第三止挡件57旁边时，篮20通过其自身重量或已知类型的临时连接装置(未示出)可旋转地连接于第三止挡件57。第三止挡件57的旋转使得篮20能够旋转约45度角，从而使得抓取器28适当地对准将被转移的燃料组件3。
为使得阀门35打开，第三止挡件57的底部包括围绕开口61的用于每个销36的第一末端36a的承载缘62。篮20在其下部具有一组O型圈(未示出)以保持桶1的密封。
如图8所示，第二止挡件56包括位于第三止挡件57之下的套管65，所述套管65包括分别与那些止挡件56、57的开口60、61连通的轴向通道66。轴向通道66确定了将被转移的燃料组件3的检查区域，该区域配备有显示装置，例如相机和照明装置(未示出)。几个相机能够安装在同一水平面处。第二止挡件56的旋转使得可在转移燃料组件3过程中观察到燃料组件3的外围。
新的燃料组件3依照如下方式进行卸载。
包含新的燃料组件3的桶1通过其自身的运输工具被带到核电站的建筑物5中。
操作者进而准备用以卸载的桶1和燃料组件3。
首先，适配于桶1的适配件51置于桶1上，且包括支撑件52和止挡件55、56、57的转位工作台50的组件相应地被置于适配件51上，如图10所示。
止挡件55和56旋转以将开口60和61置于狭槽2(其包含将被转移的燃料组件3)的轴线上。
接着，篮20通过桥式起重机6带到第三止挡件57上方，如图10和11所示。
在篮20移动期间，阀门35处于关闭位置且销36的末端36a伸出到篮20的底部24之下。
篮20逐渐降至第三止挡件57内，以使销36的末端36a与围绕第三止挡件57的开口61形成的承载缘62相接触。
销36的末端36a与承载缘62接触且销36与阀门35接触，如图6和图8所示，以便使篮20的内部与狭槽2(其包含将被转移的燃料组件3)连通。
第三止挡件57旋转以使篮20枢转，从而将抓取器28置于适当位置来抓取燃料组件3。
燃料组件3通过抓取器28来抓取并通过由卷扬机30驱动的链条31逐渐提升。最终所述燃料组件落入桶1内，静态密封通过转位工作台50和转移篮20得以提供。
提升链条31适用于处理燃料组件且具有高度可靠性，且特别是配备有超载和超速探测器。
当燃料组件在由套管65限定的区域66内通过期间，燃料组件3经历视觉检查，以避免将燃料组件3传输到特定检查室的需要。
燃料组件3被逐渐带到移篮20的内部，并且一旦燃料组件3放入其内时，桥式起重机6的提升装置就会提起转移篮20，以离开第三止挡件57的底部62。一旦篮20离开了所述底部62，阀门35就会关闭，进而保证篮20中燃料组件3的密封。当燃料组件位于所述篮中时，篮20提供了抵抗任何侧向冲击的保护，并限制了潜在的燃料组件3下落的高度，如图12所示。
包含燃料组件3的篮20可通过桥式起重机6水平移动，并被朝向新组件的包装和储存装置带动，进而被带到储存池4。
如图12和图13所示，所述池4配备有承载部70用以接纳篮20的下部，所述篮20的下部与第三止挡件57一样具有用于活塞36的末端36a的承载面，以便在转移篮20放入承载部70内时使得阀门35打开。承载部70的底部也具有开口(未示出)以允许将被放置在池4中的燃料组件3通过。利用转移篮20的抓取器28、链条31及卷扬机30，将燃料组件3逐渐降至池4中。
这样，新的燃料组件3置于储存池4中。
用于新的燃料组件的干燥处理的装置使得能够一方面通过使用在处理期间提供机械保护的专用处理设备，另一方面通过在任何条件下均无需将桶提升，而对所述组件的缺陷或劣化的危险进行限制。
通过由最大负荷远远大于桶的重量的起重机来处理传输篮以及在所述篮和起重机之间形成冗余附接，进一步提高了提升的可靠性。
根据本发明的处理装置还具有以下优势：通过限制潜在下落的高度或通过在卸载步骤的某些部分提供额外的静态密封，来限制任何燃料组件下落所带来的后果。所述篮也保护燃料组件免受处理阶段过程中可能出现的侧向冲击。
当然，本发明所述的设备还适应于新的装备和现有装备，使得对现有的材料进行极少更改或不更改，且由于卸载在干燥状态下完成而限制了对于操作者的剂量率，避免了对桶进行净化的必要性且限制了人为干涉的需求。
虽然上述核燃料组件的干燥处理设备尤其适合于卸载包含MOX的新燃料，但其也可有利地用于对已用过的燃料进行处理，尤其是当已用过的燃料组件必须用桶传输至燃料再加工工厂时的处理。

Claims (15)

1.一种用于核燃料组件(3)的干燥处理的设备，其特征在于，包括：
转移篮(20)，能够连接至提升装置(6)，所述转移篮(20)一方面具有夹持将被转移的燃料组件(3)的内部构件(28)，所述内部构件(28)由内置于所述篮中的提升机构(29，30，31)支撑，另一方面具有被提供有阀门(35)的底部(24)，所述阀门(35)可在所述篮(20)的打开位置和关闭位置之间枢转，其中所述打开位置用于所述将被转移的燃料组件(3)的通过；以及
转位工作台(50)，其能够置于桶(1)上，包括用于将所述篮(20)放置在所述桶(1)的狭槽(2)上并使由所述篮(20)支撑的夹持构件(28)相对于所述燃料组件(3)确定方位的装置(51，52，55，56，57)。
2.根据权利要求1所述的设备，其特征在于，所述篮(20)包括上部(21)、主体(22)和下部(23)，其中，所述上部(21)包括具有用于提升装置(6)的挂钩的双附接系统(25，26)，所述主体(22)包含支撑所述夹持构件(28)的内置的提升机构(29，30，31)，所述下部(23)由被提供有所述阀门(35)的底部(24)构成。
3.根据权利要求1或2所述的设备，其特征在于，所述篮(20)的所述底部(24)包括中心开口(34)，所述中心开口(34)在所述阀门(35)处于打开位置时用于所述夹持构件(28)和所述燃料组件(3)的通过。
4.根据上述权利要求中任一项所述的设备，其特征在于，每个阀门(35)均置于所述底部(24)的上方且在所述打开位置和所述关闭位置之间与至少一个移动元件(36)相关联。
5.根据权利要求4所述的设备，其特征在于，所述至少一个移动元件由至少一个销(36)构成，所述至少一个销(36)在所述底部(24)中滑动，并包括位于所述底部(24)下方的第一末端(36a)和抵靠相应的阀门(35)的第二末端(36b)。
6.根据权利要求3至5中任一项所述的设备，其特征在于，所述阀门(35)具有互补的形状以在所述阀门(35)处于关闭位置时遮盖所述中心开口(34)。
7.根据权利要求6所述的设备，其特征在于，每个阀门(35)均由三角形板(37)构成，其中所述三角形板(37)的底座(37a)铰接地安装在所述底部(24)上。
8.根据权利要求2至7中任一项所述的设备，其特征在于，内置于所述篮中的所述提升机构包括拖板(29)，所述拖板(29)能够借助处理组件(30，31)通过所述篮(20)的滑动而在所述主体(22)中移动。
9.根据上述权利要求中任一项所述的设备，其特征在于，包括位于转位工作台(50)和桶(1)之间的适配部件(51)，所述适配部件(51)的内表面具有与所述桶(1)的外周边缘相匹配的轮廓，所述适配部件(51)的外表面适配于所述转位工作台(50)的标准尺寸。
10.根据上述权利要求中任一项所述的设备，其特征在于，所述转位工作台(50)包括：
外周支撑件(52)，置于所述适配件(51)上；
第一止挡件(55)，在所述支撑件(52)内旋转；
第二止挡件(56)，在所述第一旋转止挡件(55)内旋转；以及
第三止挡件(57)，在所述第二止挡件(56)上旋转且形成用于接纳所述篮(20)的承载部；
所述第二止挡件(56)和第三止挡件(57)通过开口(60，61)与所述桶(1)的内部连通。
11.根据权利要求10所述的设备，其特征在于，所述第一止挡件(55)的轴线A对应于所述桶(1)的轴线，所述第三止挡件(57)的轴线C对应于所述桶(1)中最外面的狭槽(2)的轴线，且所述第二止挡件(56)的轴线B位于与另外两个止挡件(55，57)的轴线距离相等处。
12.根据权利要求10或11所述的装置，其特征在于，所述第三止挡件(57)的底部包括围绕所述开口(61)的用于每个移动元件(36)的所述第一末端的承载缘(62)。
13.根据权利要求10至12中任一项所述的装置，其特征在于，所述第二止挡件(56)包括位于所述第三止挡件(57)之下的套管(65)，所述套管(65)包括与所述止挡件(56，57)的开口(60，61)连通的轴向通道(66)，所述轴向通道(61)确定所述将被转移的燃料组件(3)的检查区域，且被提供有显示和照明装置。
14.一种根据上述权利要求中任一项所述的处理设备的应用，用于储存于桶(1)的狭槽(2)中的核燃料组件(3)的干燥卸载。
15.一种根据权利要求1至13中任一项所述的处理设备的应用，用于储存于桶(1)的狭槽(2)中的核燃料组件(3)的干燥装载。
CN201180051698.4A 2010-09-15 2011-09-14 用于核燃料组件的干燥处理的设备 Active CN103180910B (zh)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR1057356A FR2964781B1 (fr) 2010-09-15 2010-09-15 Dispositif de manutention a sec d'assemblages de combustible nucleaire
FR1057356 2010-09-15
PCT/FR2011/052095 WO2012035255A1 (fr) 2010-09-15 2011-09-14 Dispositif de manutention à sec d'assemblages de combustible nucléaire

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN103180910A true CN103180910A (zh) 2013-06-26
CN103180910B CN103180910B (zh) 2016-04-20

Family

ID=43608842

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201180051698.4A Active CN103180910B (zh) 2010-09-15 2011-09-14 用于核燃料组件的干燥处理的设备

Country Status (7)

Country Link
US (1) US9355749B2 (zh)
EP (1) EP2617040B1 (zh)
JP (1) JP5808812B2 (zh)
CN (1) CN103180910B (zh)
FR (1) FR2964781B1 (zh)
PL (1) PL2617040T3 (zh)
WO (1) WO2012035255A1 (zh)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105371597A (zh) * 2014-08-20 2016-03-02 Gns核能服务有限公司 用于将容纳在燃料棒贮藏器中的燃料棒干燥的方法和设备
CN115417183A (zh) * 2022-09-19 2022-12-02 中广核工程有限公司 乏燃料运输厂房布局结构及乏燃料运输容器的吊装方法

Families Citing this family (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2964781B1 (fr) * 2010-09-15 2012-10-19 Areva Np Dispositif de manutention a sec d'assemblages de combustible nucleaire
RU2569336C1 (ru) * 2014-08-26 2015-11-20 Российская Федерация, от имени которой выступает Госкорпорация "Росатом" Перегрузочное устройство с переходным блоком для установки и извлечения из ядерного реактора элементов активной зоны
WO2017186266A1 (en) * 2016-04-25 2017-11-02 Areva Gmbh Safety system for securing a fuel assembly during a transport with a fuel assembly handling machine
US10755822B2 (en) * 2016-09-01 2020-08-25 Terrapower, Llc In-vessel rod handling systems
JP6968010B2 (ja) * 2018-03-19 2021-11-17 株式会社神戸製鋼所 使用済燃料の輸送及び／又は貯蔵に用いられる容器の伝熱試験装置
RU2687244C1 (ru) * 2018-06-27 2019-05-08 Акционерное общество "Центральное конструкторское бюро машиностроения" (АО "ЦКБМ") Приспособление для установки трубы обсадной разгрузочно-загрузочной машины

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4069099A (en) * 1976-02-23 1978-01-17 Westinghouse Electric Corporation Nuclear reactor fuel transfer system
FR2582438A1 (fr) * 1985-05-21 1986-11-28 Commissariat Energie Atomique Hotte de manutention et de transport d'assemblages de combustible nucleaire et installation comportant une hotte de ce type
US4800062A (en) * 1987-02-23 1989-01-24 Nuclear Packaging, Inc. On-site concrete cask storage system for spent nuclear fuel
CN101850545A (zh) * 2010-03-15 2010-10-06 中国原子能科学研究院 用于快堆装卸料提升机吊桶拆装的机械手
CN101971267A (zh) * 2007-12-26 2011-02-09 阿海珐核能公司 核燃料组件用的运输容器和运输核燃料组件的运输方法

Family Cites Families (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3125232A (en) * 1964-03-17 Transfer device
US3383286A (en) * 1966-09-27 1968-05-14 Atomic Energy Commission Usa Core element handling system
JPS4845800A (zh) * 1971-10-08 1973-06-29
US4081086A (en) 1974-02-06 1978-03-28 Westinghouse Electric Corporation Handling apparatus for a nuclear reactor fuel assembly
US4064000A (en) * 1975-09-29 1977-12-20 Combustion Engineering, Inc. Nuclear reactor core servicing apparatus
FR2342920A1 (fr) 1976-02-02 1977-09-30 Ryan Patrick Convoyeur mobile et adaptable, notamment, au ramassage de balles ou colis
US4113558A (en) 1976-12-07 1978-09-12 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel handling grapple carriage with self-lubricating bearing
US4181572A (en) * 1977-06-16 1980-01-01 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Closure head for a nuclear reactor
US4460536A (en) * 1981-06-15 1984-07-17 Salzgitter Ag Lifting device for nuclear power plants
US4452278A (en) * 1982-09-30 1984-06-05 Fetterolf Corporation Spectacle line blind with vent
US4649016A (en) * 1985-10-09 1987-03-10 Westinghouse Electric Corp. Remotely operable fuel transfer system for nuclear reactor
US5633904A (en) 1994-11-09 1997-05-27 Newport News Shipbuilding And Dry Dock Company Spent nuclear fuel (SNF) dry transfer system
US6158718A (en) * 1999-09-17 2000-12-12 Erc Industries, Inc. Gate valve
US6625246B1 (en) * 2002-04-12 2003-09-23 Holtec International, Inc. System and method for transferring spent nuclear fuel from a spent nuclear fuel pool to a storage cask
FR2964781B1 (fr) * 2010-09-15 2012-10-19 Areva Np Dispositif de manutention a sec d'assemblages de combustible nucleaire

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4069099A (en) * 1976-02-23 1978-01-17 Westinghouse Electric Corporation Nuclear reactor fuel transfer system
FR2582438A1 (fr) * 1985-05-21 1986-11-28 Commissariat Energie Atomique Hotte de manutention et de transport d'assemblages de combustible nucleaire et installation comportant une hotte de ce type
US4800062A (en) * 1987-02-23 1989-01-24 Nuclear Packaging, Inc. On-site concrete cask storage system for spent nuclear fuel
CN101971267A (zh) * 2007-12-26 2011-02-09 阿海珐核能公司 核燃料组件用的运输容器和运输核燃料组件的运输方法
CN101850545A (zh) * 2010-03-15 2010-10-06 中国原子能科学研究院 用于快堆装卸料提升机吊桶拆装的机械手

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105371597A (zh) * 2014-08-20 2016-03-02 Gns核能服务有限公司 用于将容纳在燃料棒贮藏器中的燃料棒干燥的方法和设备
CN105371597B (zh) * 2014-08-20 2018-05-22 Gns核能服务有限公司 用于将容纳在燃料棒贮藏器中的燃料棒干燥的方法和设备
CN115417183A (zh) * 2022-09-19 2022-12-02 中广核工程有限公司 乏燃料运输厂房布局结构及乏燃料运输容器的吊装方法

Also Published As

Publication number Publication date
PL2617040T3 (pl) 2015-10-30
US9355749B2 (en) 2016-05-31
CN103180910B (zh) 2016-04-20
FR2964781A1 (fr) 2012-03-16
EP2617040A1 (fr) 2013-07-24
JP2013538354A (ja) 2013-10-10
FR2964781B1 (fr) 2012-10-19
US20130177124A1 (en) 2013-07-11
WO2012035255A1 (fr) 2012-03-22
JP5808812B2 (ja) 2015-11-10
EP2617040B1 (fr) 2015-05-13

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN103180910B (zh) 用于核燃料组件的干燥处理的设备
US10304576B2 (en) Canister transfer system with independent traveling shielded bell
CN101916605B (zh) 一种核电站乏燃料贮存罐屏蔽罩成套装置
CA2840810C (en) Station for loading and unloading workpiece-carrying containers
CN101432824B (zh) 用于核燃料组件的容器装载罩盖、将核燃料组件装载在运输容器中的装置和装载方法
CN101730914B (zh) 具有可移动底部的长期储存包装
US10614925B2 (en) Modular portable cask transfer facility
CN104485144A (zh) 核电站放射性废物桶转运用屏蔽装置
CN1323405C (zh) 直行式核反应堆燃料组件换料装卸工艺流程
RU2323493C1 (ru) Способ перегрузки топлива атомной станции для дожигания и устройство для его осуществления
FI73096B (fi) Anordning foer behandling av bioskadliga avfall.
CN211125062U (zh) 燃料组件抓具的运输装置
US4440718A (en) Fuel assembly transfer device for breeder nuclear reactor
CN115867988A (zh) 用于核反应堆的燃料处理系统、布局和工艺
US8135108B2 (en) Nuclear power station comprising at least one high temperature reactor
CN202944973U (zh) 摇篮起吊装置
EP2355109B1 (en) Apparatus and method for loading drums into a drum container
CN117698814A (zh) 一种带有屏蔽与密封功能的自动对接转运小车
CZ33694U1 (cs) Robotická manipulační a technologická sestava s horkou komorou robotizované linky plnění a přípravy úložných obalových souborů pro hlubinné ukládání vyhořelých palivových článků
Harding Paper 4: Fuel Handling at Trawsfynydd Nuclear Power Station
CN110600157A (zh) 燃料组件抓具的运输装置
CZ2018582A3 (cs) Robotická manipulační a technologická sestava horké komory robotizované linky plnění a přípravy úložných obalových souborů pro hlubinné ukládání vyhořelých palivových článků
CN115417183A (zh) 乏燃料运输厂房布局结构及乏燃料运输容器的吊装方法
Singh et al. Design features of shipping containers for low and intermediate level wastes
Shelton Operational aspects of TRIGA shipment from South Korea to INEEL

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant