CN103606387A - 一种核燃料元件芯体去除装置 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了一种核燃料元件芯体去除装置，包括固定夹块、活动夹块、顶针及导向套，固定夹块上端面构成两阶阶梯状，活动夹块设置在固定夹块上端面水平位置低的区域且与固定夹块连接，导向套一端的端部与固定夹块上端面水平位置高的一侧的侧壁连接。活动夹块下端面构成有上半圆形凹槽，固定夹块上端面构成有与上半圆形凹槽位置对应的下半圆形凹槽，固定夹块设有接通下半圆形凹槽与导向套内部通道的圆形孔道，上半圆形凹槽、下半圆形凹槽、圆形孔道及导向套内部通道四者的中心线对齐，顶针一端依次穿过导向套内通道和圆形孔道。采用上述结构，结构紧凑、易于转运，本发明用于去除包壳内芯体时能提高芯体去除效率，并可避免包壳受到二次破坏。

Description

一种核燃料元件芯体去除装置
技术领域
本发明涉及核试验领域的辅助设备，具体是一种核燃料元件芯体去除装置。
背景技术
对辐照后包壳进行研究首先要去除包壳里面的燃料芯体，芯体在高温、气固态裂变产物及高能粒子的作用和影响下，会引起肿胀、热应力、晶格破坏和腐蚀等破坏，部分芯体与包壳发生粘结等现象。在热室外，单纯依靠主从式机械手很难去除燃料芯体。
目前去除芯体的方法主要有两种，最常用的是顶针惯性去除法，即包壳用隔架固定，顶针从上面下落，利用顶针的惯性去除芯体，这种方法的主要缺点是定位精度要求高，需要人工在热室外操作主从式机械手进行定位，定位精度难以保证，易发生顶针对位不准，砸坏包壳的事故，包壳的二次破坏严重影响后续分析，这意味着燃料元件去除芯体失败。另一种方法是泡酸去除法，这种方法对酸浓度配比要求非常严格，当酸浓度高时包壳易被腐蚀，浓度低时芯体沙化时间过长，严重影响工作进度，泡酸去除法具有很大的局限性。
发明内容
本发明的目的在于解决现今去除核燃料元件包壳内芯体时存在包壳易损坏和效率低下的问题，提供了一种核燃料元件芯体去除装置，其用于去除核燃料元件包壳内芯体时可避免包壳受到二次破坏，并能提高芯体去除效率。
本发明的目的主要通过以下技术方案实现：一种核燃料元件芯体去除装置，包括固定夹块、活动夹块、顶针及导向套，所述固定夹块上端面构成两阶阶梯状，所述活动夹块设置在固定夹块上端面水平位置低的区域且与固定夹块连接，所述导向套一端的端部与固定夹块上端面水平位置高的一侧的侧壁连接；所述活动夹块下端面构成有上半圆形凹槽，固定夹块上端面水平位置低的区域构成有与上半圆形凹槽位置对应的下半圆形凹槽，固定夹块设有接通下半圆形凹槽与导向套内部通道的圆形孔道，所述上半圆形凹槽、下半圆形凹槽、圆形孔道及导向套内部通道四者的中心线对齐，所述顶针一端依次穿过导向套内通道和圆形孔道。本发明应用时在热室环境内进行，人员在热室外通过机械手进行操作，本发明可广泛应用于核电站反应堆燃料元件辐照后包壳材料腐蚀、吸氢、蠕变、破损等试验研究前包壳内芯体的去除。在本发明应用时，切割后的核燃料元件放置在下半圆形凹槽内，使活动夹块和固定夹块固定核燃料元件，顶针通过导向套进入包壳内，芯体在顶针的作用力下，从包壳中脱落，芯体全部脱落后，顶针退出包壳，卸载活动夹块，最后得到去除芯体的包壳。
所述活动夹块构成有贯穿其上下端面的第一定位螺孔，所述固定夹块上端面水平位置低的区域内凹构成有与第一定位螺孔位置对应的第二定位螺孔，所述活动夹块通过穿过第一定位螺孔并嵌入第二定位螺孔的夹紧螺栓与固定夹块连接。本发明中活动夹块与固定夹块通过夹紧螺栓来连接，拆装便捷，并便于对包壳进行定位。
所述顶针包括顺次连接的顶针端部、导向杆、焊接杆及顶针头，所述导向套内通道侧壁上构成有内螺纹，所述导向杆构成有导向套内螺纹匹配的外螺纹，导向杆一端嵌入导向套内通道内且通过螺纹匹配的方式与导向套连接，所述焊接杆穿过圆形孔道，顶针头嵌入上半圆形凹槽与下半圆形凹槽构成的通道内。其中，导向套与导向杆通过螺纹匹配的方式连接，通过旋转顶针端部即可调节顶针头嵌入包壳内的深度，在导向套内螺纹的作用下，能避免顶针回退。
作为本发明中顶针头的一种实施方式，所述顶针头为细长平头杆。其中，细长平头杆顶出来的芯块比较完整，当实验需要完整芯块进行研究和分析时，顶针头采用细长平头杆。
作为本发明中顶针头的第二种实施方式，所述顶针头为合金钻头。当顶针头采用合金钻头时，合金钻头与焊接杆采用铜焊焊接，并沿焊缝打磨。其中，合金钻头顶出来的芯块比较碎，当不需要完整芯块，或辐照肿胀比较重时，选用合金钻头。
所述导向套内通道分成两节，导向套连接固定夹块一端通道的内径大于导向套远离固定夹块一端通道的内径，所述导向套内螺纹设置在导向套远离固定夹块一端通道的侧壁上。本发明在应用时，导向套内径较小的通道实现对导向杆的定位和导向，焊接杆和导向杆两者位于导向套内径较大的通道内时可出现微小的偏移，如此，在本发明反复应用后，也能保证焊接杆穿入固定夹块的圆形通孔。
为了调节顶针进退时操作更加便捷，所述顶针端部上设置有内六角扳手。在本发明的活动夹块与固定夹块通过夹紧螺栓连接时，可将顶针端部的内六角扳手取下来调节夹紧螺栓。
所述固定夹块上端面水平位置低的一侧的侧壁上连接有防落板。在本发明应用时，脱落的芯体落在防落板上，能防止脱落后的芯体因散落污染热室环境。
所述防落板上端面的水平位置与下半圆形凹槽底部水平位置相同。如此，本发明应用时切割的燃料元件一端放置在防落板上，可以保持核燃料元件的平衡。
与现有技术相比，本发明具有以下有益效果：（1）现有技术采用顶针惯性去除法去除核燃料元件包壳内芯体时，理论上需要顶针轴线与包壳管轴线共线，实际操作中，人员在热室外通过机械手进行操作，定位精度很难保证，包壳易受到二次破坏，本发明中上半圆形凹槽、下半圆形凹槽、圆形孔道及导向套内部通道四者的中心线对齐，顶针依次穿过导向套内通道和圆形孔道，本发明通过固定夹块、活动夹块以及导向套可以准确实现顶针与包壳管轴线的共线，能够避免顶针对包壳管的二次破坏。
（2）本发明通过活动夹块和固定夹块对核燃料元件包壳进行定位，并通过固定夹块、活动夹块以及导向套可以准确实现顶针与包壳管轴线的共线，如此，本发明应用时可减少繁琐的定位过程，在对包壳定位后，移动顶针即可将包壳内芯体去除，能缩短工作时间，提高芯体去除效率，操作人员辐照时间缩短，减少辐照剂量值。
（3）本发明的零部件，结构简单紧凑，易于加工，降低了制造、安装成本，实现模块化组装和拆卸，有利于在热室有限的空间内实现转运。
附图说明
图1为本发明的结构示意图；
图2为图1中活动夹块的结构示意图；
图3为图1中导向套的结构示意图；
图4为图1中顶针的结构示意图；
图5为核燃料元件结构示意图。
附图中附图标记所对应的名称为：1、固定夹块，2、防落板，3、活动夹块  4、夹紧螺栓，5、导向套，6、内六角扳手，7、顶针，8、槽型底板，9、核燃料元件，10、固定夹块底部，11、定位槽，12、下半圆形凹槽，13、圆形孔道，14、环形限位台，15、上半圆形凹槽，16、顶针头，17、焊接杆，18、导向杆，19、顶针端部，20、包壳，21、芯体。
具体实施方式
下面结合实施例及附图对本发明做进一步的详细说明，但本发明的实施方式不限于此。
实施例1
如图1、图2、图3及图5所示，一种核燃料元件芯体去除装置，包括固定夹块1、活动夹块3、顶针7及导向套5，固定夹块底部10设置在槽型底座8上。固定夹块1上端面构成两阶阶梯状，即固定夹块1上端面构成高度不同的两阶平台。活动夹块3设置在固定夹块1上端面水平位置低平台上且与固定夹块1连接，其中，固定夹块1与活动夹块3采用可拆卸的方式进行连接，如采用锁扣、螺栓、螺钉等进行连接。固定夹块1上端面水平位置高的一侧的侧壁内凹构成有圆形的定位槽11，导向套5一端的端头部位的外径小于其整体的外径，导向套5外径小的端头与其侧壁过渡处构成环形限位台14，导向套5外径小的端头与定位槽11大小匹配，导向套5通过其外径小的端头嵌入定位槽11内再通过焊接的方式与固定夹块1连接。
活动夹块3下端面内凹构成有上半圆形凹槽15，固定夹块1上端面水平位置低的区域构成有与上半圆形凹槽15位置对应的下半圆形凹槽12，固定夹块1设有接通下半圆形凹槽12与导向套5内部通道的圆形孔道13，上半圆形凹槽15、下半圆形凹槽12、圆形孔道13及导向套5内部通道四者的中心线对齐，顶针7一端依次穿过导向套5内通道、圆形孔道13后嵌入上半圆形凹槽15和下半圆形凹槽12构成的通道内。
本实施例应用时在热室高放射性、潮湿环境中进行，为了克服恶劣的工作环境，延长使用寿命，本实施例中所有部件采用不锈钢材料制造。核燃料元件9包括包壳20和设于包壳20内的芯体21。采用本实施例的核燃料元件芯体去除装置去除芯体21时，通过主从式机械手把核燃料元件9放置在下半圆形凹槽12内，把活动夹块3装配在固定夹块1上并使固定夹块1和活动夹块3夹紧核燃料元件9，顶针7依次经过导向套5、圆形孔道13后进入包壳20内，包壳20内芯体21在顶针7的作用下从包壳20中脱落，为了更加彻底的清除包壳20内的残留芯体21，可以多次进行顶针7的往返运动。包壳20内的芯体21去除后，通过主从式机械手使顶针7退出包壳20，然后再通过主从式机械手卸下活动夹块3，最后得到去除芯体21后的包壳20。
实施例2
本实施例在实施例1的基础上进行了如下进一步的限定：本实施例的活动夹块3构成有贯穿其上下端面的第一定位螺孔，固定夹块1上端面水平位置低的区域内凹构成有与第一定位螺孔位置对应的第二定位螺孔，活动夹块3通过穿过第一定位螺孔并嵌入第二定位螺孔的夹紧螺栓4与固定夹块1连接。本实施例中固定夹块1与活动夹块3通过夹紧螺栓4连接，更便于主从式机械手进行操作，能进一步提高工作效率。
实施例3
如图1及图4所示，本实施例在实施例1或实施例2的基础上进行了如下改进：本实施例的顶针7包括顺次连接的顶针端部19、导向杆18、焊接杆17及顶针头16，其中，顶针头16为细长平头杆，顶针端部19上设置有内六角扳手6。导向套5内通道侧壁上构成有内螺纹，导向杆18构成有导向套5内螺纹匹配的外螺纹。在本实施例应用时，导向杆18一端嵌入导向套15内通道内且通过螺纹匹配的方式与导向套5连接，焊接杆17穿过圆形孔道13，顶针头16嵌入上半圆形凹槽15与下半圆形凹槽12构成的通道内，在上半圆形凹槽15与下半圆形凹槽12内设置有核燃料元件9后，顶针头16则嵌入包壳20内。本实施例应用时通过主从式机械手旋转内六角扳手6，进而旋转顶针7使其在包壳20内进退。若本实施例的活动夹块3与固定夹块1通过夹紧螺栓4连接，本实施例应用时还可将顶针端部19内六角扳手6取下用于旋转夹紧螺栓4。
实施例4
本实施例与实施例3的主要区别在于：本实施例将实施例3中细长平头杆构成的顶针头16替换成合金钻头构成顶针头16，在顶针头16为合金钻头时，顶针头16与焊接杆17采用铜焊焊接，并沿焊缝打磨。
实施例5
实施例在实施例3或实施例4的基础上进行了如下进一步限定：本实施例的导向套5内通道分成两节，导向套5连接固定夹块1一端通道的内径大于导向套5远离固定夹块1一端通道的内径，导向套5内螺纹设置在导向套5远离固定夹块1一端通道的侧壁上。如此，能保证本实施例多次应用后，也能进行微调使顶针头16和焊接杆17穿过圆形孔道13。
实施例6
本实施例在实施例1～5中任意一个实施例的基础上进行了如下改进：本实施例的固定夹块1上端面水平位置低的一侧的侧壁上连接有防落板2，其中，防落板2上端面的水平位置与下半圆形凹槽12底部水平位置相同，即防落板2上端面与下半圆形凹槽12底部处于同一水平高度。本实施例应用时核燃料元件9一端放置在下半圆形凹槽12内，另一端由防落板2进行支撑来保持核燃料元件9的平衡，脱落后的芯体21散落在防落板2上，由专用工具收集，能防止脱落后的芯体21污染热室环境。
以上内容是结合具体的优选实施方式对本发明作的进一步详细说明，不能认定本发明的具体实施方式只局限于这些说明。对于本发明所属技术领域的普通技术人员来说，在不脱离本发明技术方案下得出的其他实施方式，均应包含在本发明的保护范围内。 

Claims (9)

1.一种核燃料元件芯体去除装置，其特征在于：包括固定夹块（1）、活动夹块（3）、顶针（7）及导向套（5），所述固定夹块（1）上端面构成两阶阶梯状，所述活动夹块（3）设置在固定夹块（1）上端面水平位置低的区域且与固定夹块（1）连接，所述导向套（5）一端的端部与固定夹块（1）上端面水平位置高的一侧的侧壁连接；所述活动夹块（3）下端面构成有上半圆形凹槽（15），固定夹块（1）上端面水平位置低的区域构成有与上半圆形凹槽（15）位置对应的下半圆形凹槽（12），固定夹块（1）设有接通下半圆形凹槽（12）与导向套（5）内部通道的圆形孔道（13），所述上半圆形凹槽（15）、下半圆形凹槽（12）、圆形孔道（13）及导向套（5）内部通道四者的中心线对齐，所述顶针（7）一端依次穿过导向套（5）内通道和圆形孔道（13）。
2.根据权利要求1所述的一种核燃料元件芯体去除装置，其特征在于：所述活动夹块（3）构成有贯穿其上下端面的第一定位螺孔，所述固定夹块（1）上端面水平位置低的区域内凹构成有与第一定位螺孔位置对应的第二定位螺孔，所述活动夹块（3）通过穿过第一定位螺孔并嵌入第二定位螺孔的夹紧螺栓（4）与固定夹块（1）连接。
3.根据权利要求1所述的一种核燃料元件芯体去除装置，其特征在于：所述顶针（7）包括顺次连接的顶针端部（19）、导向杆（18）、焊接杆（17）及顶针头（16），所述导向套（5）内通道侧壁上构成有内螺纹，所述导向杆（18）构成有导向套（5）内螺纹匹配的外螺纹，导向杆（18）一端嵌入导向套（15）内通道内且通过螺纹匹配的方式与导向套（5）连接，所述焊接杆（17）穿过圆形孔道（13），顶针头（16）嵌入上半圆形凹槽（15）与下半圆形凹槽（12）构成的通道内。
4.根据权利要求3所述的一种核燃料元件芯体去除装置，其特征在于：所述顶针头（16）为细长平头杆。
5.根据权利要求3所述的一种核燃料元件芯体去除装置，其特征在于：所述顶针头（16）为合金钻头。
6.根据权利要求3所述的一种核燃料元件芯体去除装置，其特征在于：所述导向套（5）内通道分成两节，导向套（5）连接固定夹块（1）一端通道的内径大于导向套（5）远离固定夹块（1）一端通道的内径，所述导向套（5）内螺纹设置在导向套（5）远离固定夹块（1）一端通道的侧壁上。
7.根据权利要求3所述的一种核燃料元件芯体去除装置，其特征在于：所述顶针端部（19）上设置有内六角扳手（6）。
8.根据权利要求1～7中任意一项所述的一种核燃料元件芯体去除装置，其特征在于：所述固定夹块（1）上端面水平位置低的一侧的侧壁上连接有防落板（2）。
9.根据权利要求8所述的一种核燃料元件芯体去除装置，其特征在于：所述防落板（2）上端面的水平位置与下半圆形凹槽（12）底部水平位置相同。
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