CN107767976B - 一种探测器组件拆除工艺及其专用拆除设备 - Google Patents

一种探测器组件拆除工艺及其专用拆除设备 Download PDF

Info

Publication number
CN107767976B
CN107767976B CN201710977661.3A CN201710977661A CN107767976B CN 107767976 B CN107767976 B CN 107767976B CN 201710977661 A CN201710977661 A CN 201710977661A CN 107767976 B CN107767976 B CN 107767976B
Authority
CN
China
Prior art keywords
detector assembly
detector
container
component
assembly
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.)
Active
Application number
CN201710977661.3A
Other languages
English (en)
Other versions
CN107767976A (zh
Inventor
李娜
安彦波
余志伟
肖锋
钟元章
刘昌文
罗英
朱建军
湛卉
杨其辉
翁松峰
陈书华
黄有骏
张翼
肖聪
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.)
Nuclear Power Institute of China
Original Assignee
Nuclear Power Institute of China
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 Nuclear Power Institute of China filed Critical Nuclear Power Institute of China
Priority to CN201710977661.3A priority Critical patent/CN107767976B/zh
Publication of CN107767976A publication Critical patent/CN107767976A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN107767976B publication Critical patent/CN107767976B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements 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
    • G21C19/02Details of handling arrangements
    • G21C19/10Lifting devices or pulling devices adapted for co-operation with fuel elements or with control elements
    • G21C19/105Lifting devices or pulling devices adapted for co-operation with fuel elements or with control elements with grasping or spreading coupling elements
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements 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
    • G21C19/02Details of handling arrangements
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear 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)

Abstract

本发明公开了一种探测器组件拆除工艺及其专用拆除设备,移动大小车组件下放抓具,抓取拆除探测器组件后提升抓具,剪切缩容组件夹住探测器组件并将探测器组件剪断;探测器组件端部放入低放废物容器内;剪切缩容组件内部卷绕模块带动探测器组件旋转,探测器组件在剪切缩容组件作用下从导向结构中抽出,卷绕后的探测器组件成柱状卷盘并下落至暂存容器内;重复上述动作拆除同组其它探测器组件;拆完后移动大小车组件,将探测器组件绕卷落入高放容器内;重复上述动作继续拆除其它组探测器组件;全部探测器组件拆除完毕后,将部件恢复至原存放位置。本发明整个拔出过程工艺设计合理,缩短了操作时间,利用换料水池内水的屏蔽,达到良好的辐射防护。

Description

一种探测器组件拆除工艺及其专用拆除设备
技术领域
本发明涉及一种将核电厂非全寿期的从压力容器顶盖引入的探测器组件的拆除技术,具体涉及一种探测器组件拆除工艺及其专用拆除设备。
背景技术
二代和二代加压水堆核电站中堆芯测量系统用仪表分为测温用仪表热电偶和测通量用仪表中子通量探测器。热电偶从压力容器顶盖引入,经过热电偶柱组件导向,定位于规定的测点位置,热电偶下端位于上堆芯板堆芯出口处。通量探测器从压力容器底封头引入,需要时通过仪表套管以及指套管导向,进入规定测点处燃料组件内部的导向管。两种探测器组件的设计寿命都是电厂全寿期的,除特殊情况外,不考虑更换。国内外电厂已有更换先例,采用水下剪切工具,个别更换损坏的通量探测器。
三代核电站反应堆芯测量系统用仪表改为全部由压力容器顶盖引入,具体通过堆内构件上设置的导向结构,将探测器组件引导至规定测点位置,直至探测器组件插入燃料组件中部导向管一定深度。插入堆芯的探测器组件外壳为304类型不锈钢,内部装有中子探测元件和热电偶。探测器组件一般在反应堆装入燃料组件后安装,运行期间一直插在燃料组件内直至到达探测器组件的使用寿期。由于燃耗和辐照影响探测器的寿命一般达不到核电厂60年时间。因此,在探测器组件到达一定的使用期后,需考虑在换料期间,拆除到寿期探测器组件。寿期末探测器组件考虑为高放射性废物,拆除工艺和专设应充分考虑拆除过程的环境剂量和人员的辐射防护。但是现有技术实际在将探测器组件整根从上部堆内构件上拔出时,由于探测器组件下端带高放射性,拔出过程环境剂量超标,造成人员受到大量辐射的问题。
发明内容
本发明所要解决的技术问题是现有技术实际在将探测器组件整根从上部堆内构件上拔出时,由于探测器组件下端带高放射性,拔出过程环境剂量超标,造成人员受到大量辐射,其目的在于提供一种探测器组件拆除工艺及其专用拆除设备,用于将寿期末高放射性探测器组件从上部堆内构件导向结构的通道中拔出并缩容后转移至规定处,整个拔出过程工艺设计合理,缩短了操作时间,减少辐射对人体伤害。
本发明通过下述技术方案实现:
一种探测器组件拆除工艺,包括以下步骤:
(1)探测器组件拆除装置在装卸料机轨道上就位后,移动探测器组件拆除装置的大小车组件,直至探测器组件抓具对准待拆除的探测器组件;
(2)下放探测器组件抓具,抓取一根待拆除的探测器组件后提升探测器组件抓具,将待拆除的探测器组件提升至规定高度后,剪切缩容组件夹住待拆除的探测器组件并将待拆除的探测器组件剪为两段;
(3)探测器组件抓具与探测器组件拆除装置脱开连接,将探测器组件抓具连同探测器组件端部,转移至反应堆厂房操作平台上放置的低放容器,并将探测器组件端部放入低放容器内;
(4)在步骤(3)进行时,剪切缩容组件内部卷绕模块开始带动探测器组件主体段旋转,探测器组件主体段在剪切缩容组件作用下从导向结构中抽出,并缠绕在卷绕主轴上,直至全部探测器组件拔出,卷绕后的探测器组件主体段成柱状卷盘;
(5)卷绕模块停止旋转,并向两边平移,卷绕模块夹持探测器组件主体段绕卷一侧平移至暂存容器上方,触碰开关,取消夹持,绕卷在重力作用下下落至暂存容器内;
(6)重复上述步骤(1)至(5),拆除同组其它待拆除的探测器组件;
(7)同组所有待拆除的探测器组件拆完后,移动大小车组件,直到暂存容器对准高放容器上方,下放暂存容器,暂存容器底部与高放容器接触后,触碰开关,高放容器盖板打开,待拆除的探测器组件绕卷在重力作用下落入高放容器内;
(8)按照上述步骤(1)至(7)继续拆除其它组待拆除的探测器组件;
(9)全部探测器组件拆除完毕后,将探测器组件抓具、探测器组件拆除装置、装卸料机恢复至原存放位置,探测器组件拆除工作完成。
目前以AP1000、EPR以及华龙一号为代表的三代核电站目前尚处于建造阶段。AP1000采用将随上部堆内构件一起存放在换料水池存放架上的探测器组件,逐一抽出,后下放至换料水池底部的剪切装置,将探测器组件连续剪至约1m左右方式,进行拆除和处理。该方式的缺点在于,需将探测器组件整根从上部堆内构件上拔出,由于探测器组件下端带高放射性,拔出过程环境剂量超标,需重点考虑人员辐射防护问题。因此需要设计一种自动化程度高,辐射防护好的探测器组件拆除装置和拆除工艺,本方案设计的一种探测器组件拆除工艺,在进行拆除前,还需要进行一系列的准备工作,包括在反应堆停堆换料期间,反应堆压力容器开盖前,需拧松探测器组件与密封结构连接密封用机械连接头(如世伟洛克接头),以及密封结构组件;压力容器开盖,将探测器组件随上部堆内构件一起转移至换料水池的存放架上;移出燃料组件至乏燃料水池;转移堆内构件吊具至其它位置,空出上部堆内构件上方换料水池的操作空间;利用装卸料机吊运高放处置容器在换料水池底部就位;转移装卸料机至换料水池堆坑侧,空出上部堆内构件上方换料水池的操作空间,然后再进行本方案的具体操作,完成拆除后,将堆内构件吊具回放至上部堆内构件存放架;并且装卸料机恢复至存放位置;将燃料组件和堆内构件都复装;利用装卸料机转移高放容器至燃料组件翻转通道;通过燃料组件翻转通道,高放容器转移至乏燃料水池固定存放架处。本工艺是用于将寿期末高放射性探测器组件从上部堆内构件导向结构的通道中拔出,并缩容至专用容器,转移至规定处置地。整个拔出过程充分考虑,拔出时机,尽量缩短操作时间,减少辐射对人体伤害,充分考虑高放废物处置的便利性。
装卸料机上设置有装卸料机轨道,装卸料机轨道上设置有探测器组件拆除装置,且探测器组件拆除装置能够沿着装卸料机轨道进行水平移动,探测器组件拆除装置上安装有探测器组件抓具,且探测器组件抓具能够进行铅垂方向和水平方向移动;探测器组件拆除装置主要由大小车组件、剪切缩容组件和暂存容器构成,且大小车组件设置在装卸料机轨道上并能够沿着装卸料机轨道进行水平移动,剪切缩容组件和暂存容器均安装在大小车组件下方;剪切缩容组件内部设置有用于带动探测器组件主体段旋转的卷绕模块和用于探测器组件主体段缠绕的卷绕主轴。
探测器组件抓具,用于在缩容装置的导向下,抓取探测器组件,待探测器组件被剪断后,将上部探测器吊运至存放位置。剪切缩容组件设计有专门的抓具导向定位接口,抓具执行抓取动作时,可支撑在剪切缩容组件上,抓具动作完毕,抓具可通过吊具调离剪切缩容组件。
大小车组件具有两个自由度,在电机驱动下将拆除装置本体移动至规定位置,大小横跨在换料水池上部,支承导向在装卸料机轨道上,小车支撑在大车上,可沿大车上的轨道往复运动。小车同时作为剪切缩容组件的支撑结构。
剪切缩容组件,待探测器组件提升到指定位置后,对其进行剪切、卷然缩容,并临时存放缩容后的探测器组件绕卷。剪切缩容组件兼具屏蔽。剪切缩容组件(含屏蔽体)连接在大小车组件的小车上。
高放处置容器,存储缩容后的探测器组件,拆除装置本体就位前,从乏燃料水池转移至换料水池的规定位置,能通过装卸料机吊装,并通过燃料组件翻转通道转移至乏燃料水池,并长期存放在乏燃料水池。
本发明能够缩短拆除时间,其通过将装卸料机、堆内构件吊具、燃料组件转运通道及乏燃料水池的配合、高放容器的存放等,能够减少高放材料在环境中的暴露时间,同时利用直接就位于装卸料机轨道上,可自由移动的拆除装置,在拆除过程中利用探测器组件抓具、大小车组件和剪切缩容组件的配合使用,实现了整个拆除过程,而涉及的高放废物处置容器,该容器具有与燃料组件相同的外形尺寸,高放容器顶盖与剪切缩容装置之间设计有专用对接接口,便于高放探测器绕卷从剪切缩容装置转移至高放容器内。
本发明与现有技术相比,具有如下的优点和有益效果:使用本发明的探测器组件拆除工艺及专用设备,整个拔出过程工艺设计合理,整个拆除时间不大于两个工作天,缩短了操作时间,拆除过程中,高放段探测器组件大部分时间均置于换料水池底部,利用换料水池内水的屏蔽,达到良好的辐射防护,探测器组件拔出过程,配合缩容组件的屏蔽体,很好屏蔽了探测器组件高放段,减少辐射对人体伤害。
附图说明
此处所说明的附图用来提供对本发明实施例的进一步理解,构成本申请的一部分,并不构成对本发明实施例的限定。在附图中:
图1为探测器组件拆除布置示意图;
图2为探测器组件拆除装置的结构示意图;
图3为探测器组件及密封结构示意图;
图4为图3的立体图;
图5为探测器组件拆除装置的内部示意图;
图6为探测器组件在换料水池内待拆除前示意图。
附图中标记及对应的零部件名称:
1-反应堆厂房操作平台,2-反应堆压力容器组件,3-探测组件拆除装置,4-装卸料机轨道,5-待拆除的探测器组件,6-上部堆内构件及堆内测量导向结构,7-换料水池,8-高放容器,9-大小车组件,10-剪切缩容组件,11-探测器组件抓具,12-屏蔽体,13-随动组件,14-暂存容器,15-密封结构,16-装卸料机,17-低放容器,18-堆内测量导向结构,19-上部堆内构件,20-探测器组件端部,21-剪切位置,22-探测器组件主体段,23-堆坑。
具体实施方式
为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白,下面结合实施例和附图,对本发明作进一步的详细说明,本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明,并不作为对本发明的限定。
实施例:
如图1至图6所示,本发明是将核电厂非全寿期的从压力容器顶盖引入的探测器组件的拆除工艺及其专用拆除设备,在换料期间,待拆除的探测器组件5随上部堆内构件19及堆内测量导向结构18,一起存放在换料水池7。四个拆除的探测器组件5一组,共12组分布在上部堆内构件19外边缘,此时:
—堆内构件吊具与上部堆内构件19脱开联接,并转移至反应堆厂房操作平台1空余位置;
—反应堆压力容器组件2的内燃料组件已运出至乏燃料水池;
—装卸料机16将高放容器8调至换料水池底部后,转移至厂房操作平台堆坑23处;
—探测组件拆除装置3利用厂房环吊,放置在装卸料机轨道4,上部堆内构件19上方。
如图2所示,移动探测组件拆除装置3的大小车组件9,使探测器组件抓具11对准待拆除的探测器组件5中的一个。下放探测器组件抓具11,抓住待拆除的探测器组件5的底部锥形段,提升探测器组件抓具11,拔出待拆除的探测器组件5。当拆除的探测器组件的主体段22通过剪切缩容组件10的卷绕主轴时,探测器组件抓具11停止动作。剪切缩容装置10的剪切工具将待拆除的探测器组件5从预定的剪切位置21剪断,形成探测器组件端部20和探测器组件主体段22,此时探测器组件主体段22通过剪切缩容组件10夹持。提升夹持了探测器组件端部20的探测器组件抓具11,并转移至反应堆厂房规定区域的低放容器17正上方。探测器组件抓具11对准低放容器17后下放。探测器组件抓具11底部与低放容器17顶部接触后,松开夹持,探测器组件端部20下落至低放容器17内。随后,将探测器组件抓具11吊回探测组件拆除装置3的安装位置。
在转移探测器组件抓具11同时,剪切缩容组件10的缩容组件开始动作。通过卷绕主轴旋转,将夹持的探测器组件主体段22卷绕成盘。缩容组件设计有压辊模块,用于在卷绕过程将探测器卷盘压紧。随着卷绕,探测器组件主体段22逐步从上部堆内构件及堆内测量导向结构6的通道中上升,直至全部拔出。此时,探测器组件主体段22成卷盘状,尺寸约Ф110mm×110mm。卷绕完成后,利用剪切缩容装置的随动组件13,将卷盘平移至暂存容器14正上方。随动组件13松开夹持,卷盘下落至暂存容器14内,随动组件13复位。至此,完成一根待拆除的探测器组件5的拆除。整个拆除过程中,探测组件拆除装置3大部分构件均浸没于水中。探测组件拆除装置3本身设计有屏蔽结构12,用于降低拆除过程操作人员照射和环境剂量,以满足反应釜厂房的辐射防护要求。
移动大小车组件9,将探测器组件抓具11中心对准本组密封结构15的下一根待拆除的探测器组件5,继续上述单根待拆除的探测器组件5的拆除工作。
每组密封结构15所有待拆除的探测器组件5拆除完成后,移动大小组件9,直至暂存容器14正对高放容器8,下放暂存容器14。当暂存容器14下端与高放容器8顶部接触后,暂存容器14底部与高放容器8顶座自动开启,探测器组件主体段22卷盘,下落至高放容器8内。
当所有待拆除的探测器组件5拆除完成后,将探测组件拆除装置3吊离反应堆厂房。堆内构件吊具归位于上部堆内构件19,装卸料机16归位于正常存放位。
此后,在反应堆压力容器2重新扣盖前,利用装卸料机16转移装载了探测器卷盘的高放容器8至燃料组件翻转通道,后吊装至乏燃料水池存放。
本发明是在换料期间燃料组件移除堆芯与复装的时段内,利用装卸料机轨道,发明的探测器组件拆除装置和拆除工艺,拆除随上部堆内构件一起存放在换料水池存放架上的探测器组件。拆除后的探测器组件,被拆除装置分为高低处理。低放段直接放入低放容器,高放段缩容为卷盘,并装入定制的高放容器内。高放容器与装卸料机有吊装接口,且可通过燃料翻转通道,装运至乏燃料水池格架上存放。整个工艺,完整,连续,与现有相关接口设备有良好的,兼容性。整个拆除过程充分考虑了辐射屏蔽要求,全自动远距离操作,将操作人员职业照射降至最低。
以上所述的具体实施方式,对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明,所应理解的是,以上所述仅为本发明的具体实施方式而已,并不用于限定本发明的保护范围,凡在本发明的精神和原则之内,所做的任何修改、等同替换、改进等,均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (1)

1.一种探测器组件拆除工艺,其特征在于,包括装卸料机(16),所述装卸料机(16)上设置有装卸料机轨道(4),装卸料机轨道(4)上设置有探测器组件拆除装置(3),且探测器组件拆除装置(3)能够沿着装卸料机轨道(4)进行水平移动,探测器组件拆除装置(3)上安装有探测器组件抓具(11),且探测器组件抓具(11)能够进行铅垂方向和水平方向移动;
所述探测器组件拆除装置(3)由大小车组件(9)、剪切缩容组件(10)和暂存容器(14)构成,且大小车组件(9)设置在装卸料机轨道(4)上并能够沿着装卸料机轨道(4)进行水平移动,剪切缩容组件(10)和暂存容器(14)均安装在大小车组件(9)下方;
所述剪切缩容组件(10)内部设置有用于带动探测器组件主体段(22)旋转的卷绕模块和用于探测器组件主体段(22)缠绕的卷绕主轴;
包括以下步骤:
(1)探测器组件拆除装置(3)在装卸料机轨道(4)上就位后,移动探测器组件拆除装置(3)的大小车组件(9),直至探测器组件抓具(11)对准待拆除的探测器组件(5);
(2)下放探测器组件抓具(11),抓取一根待拆除的探测器组件(5)后提升探测器组件抓具(11),将待拆除的探测器组件(5)提升至规定高度后,剪切缩容组件(10)夹住待拆除的探测器组件(5)并将待拆除的探测器组件(5)剪为两段,形成探测器组件端部(20)和探测器组件主体段(22);
(3)探测器组件抓具(11)与探测器组件拆除装置(3)脱开连接,将探测器组件抓具(11)连同待拆除的探测器组件(5)端部,转移至反应堆厂房操作平台(1)上放置的低放容器(17),并将探测器组件端部放入低放容器(17)内;
(4)在步骤(3)进行时,剪切缩容组件(10)内部卷绕模块开始带动探测器组件旋转,探测器组件的主体段(22)从导向结构中抽出,并缠绕在卷绕主轴上,直至全部探测器组件拔出,卷绕后的探测器组件的主体段(22)成柱状卷盘;
(5)完成抽出后卷绕模块停止旋转,并向两边平移,卷绕模块夹持探测器组件的主体段(22)绕卷一侧平移至暂存容器(14)上方,触碰开关,取消夹持,绕卷下落至暂存容器(14)内;
(6)重复上述步骤(1)至(5),拆除同组其它待拆除的探测器组件(5);
(7)同组所有探测器组件拆完后,移动大小车组件(9),直到暂存容器(14)对准高放容器(8)上方,下放暂存容器(14),暂存容器(14)底部与高放容器(8)接触后,触碰开关,高放容器(8)盖板打开,探测器组件的主体段(22)绕卷落入高放容器(8)内;
(8)按照上述步骤(1)至(7)继续拆除其它组待拆除的探测器组件(5);
(9)全部探测器组件拆除完毕后,将探测器组件抓具和探测器组件拆除装置和装卸料机恢复至原存放位置,探测器组件拆除工作完成。
CN201710977661.3A 2017-10-17 2017-10-17 一种探测器组件拆除工艺及其专用拆除设备 Active CN107767976B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201710977661.3A CN107767976B (zh) 2017-10-17 2017-10-17 一种探测器组件拆除工艺及其专用拆除设备

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201710977661.3A CN107767976B (zh) 2017-10-17 2017-10-17 一种探测器组件拆除工艺及其专用拆除设备

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN107767976A CN107767976A (zh) 2018-03-06
CN107767976B true CN107767976B (zh) 2019-07-02

Family

ID=61268284

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201710977661.3A Active CN107767976B (zh) 2017-10-17 2017-10-17 一种探测器组件拆除工艺及其专用拆除设备

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN107767976B (zh)

Families Citing this family (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP6190987B1 (ja) * 2017-02-23 2017-08-30 三菱電機株式会社 炉内核計装装置用駆動装置
CN108665989B (zh) * 2018-05-10 2020-08-04 中广核核电运营有限公司 核电站乏燃料相关组件剪切缩容方法
CN110000188B (zh) * 2019-03-28 2021-07-23 北京理工大学 适用于核反应堆的探测器自动回收方法及系统
CN110444304B (zh) * 2019-07-17 2021-04-13 中广核工程有限公司 一种核电站堆芯测量仪表水下更换系统以及方法
CN110736427B (zh) * 2019-10-25 2021-05-18 中国核动力研究设计院 反应堆探测器组件拆除装置机器视觉定位系统及定位方法
CN111816339B (zh) * 2020-07-23 2022-02-18 中国核动力研究设计院 核反应堆探测器组件拆除用可升降暂存容器组件及方法
CN112201375B (zh) * 2020-10-21 2022-02-11 中国核动力研究设计院 核反应堆探测器组件拆除用主轴平移卷绕机构和使用方法
CN112259268B (zh) * 2020-10-21 2022-03-01 中国核动力研究设计院 核反应堆探测器组件拆除系统和控制系统及控制方法
CN112259266B (zh) * 2020-10-21 2022-04-01 中国核动力研究设计院 反应堆探测器组件拆除用屏蔽结构及屏蔽系统和使用方法
CN112259267B (zh) * 2020-10-21 2022-04-01 中国核动力研究设计院 核反应堆探测器组件拆除装置
CN115064291B (zh) * 2022-03-18 2024-02-20 中国原子能科学研究院 用于反应堆闭式换料系统的定位对中装置及方法
CN115502707B (zh) * 2022-09-13 2023-06-20 成都信息工程大学 一种堆芯探测器拆除装置及方法
CN116206790B (zh) * 2023-02-17 2024-02-06 中核检修有限公司 中子通量管处理装置和方法

Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH01134295A (ja) * 1987-11-19 1989-05-26 Toshiba Corp インターナルポンプのポンプ部部品分解組立装置
CN1988050A (zh) * 2005-12-21 2007-06-27 通用电气公司 仪器拆卸系统
CN101710496A (zh) * 2009-12-02 2010-05-19 中国广东核电集团有限公司 一种核电站可燃毒物棒处理方法及可燃毒物棒吊挂架
CN103474112A (zh) * 2012-06-08 2013-12-25 中国核动力研究设计院 反应堆堆内构件吊装工具
CN104979026A (zh) * 2015-07-15 2015-10-14 国核电站运行服务技术有限公司 水下维修工艺研究试验平台
CN205275079U (zh) * 2015-11-30 2016-06-01 江苏核电有限公司 用于核电站换料监测探测器装卸的手动绞车
CN106910541A (zh) * 2017-03-30 2017-06-30 上海核工程研究设计院 一种紧凑式核反应堆装换料工艺
CN106935294A (zh) * 2015-12-30 2017-07-07 核动力运行研究所 一种适用于奇偶数机组的乏燃料相关组件水下缩容装置

Patent Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH01134295A (ja) * 1987-11-19 1989-05-26 Toshiba Corp インターナルポンプのポンプ部部品分解組立装置
CN1988050A (zh) * 2005-12-21 2007-06-27 通用电气公司 仪器拆卸系统
CN101710496A (zh) * 2009-12-02 2010-05-19 中国广东核电集团有限公司 一种核电站可燃毒物棒处理方法及可燃毒物棒吊挂架
CN103474112A (zh) * 2012-06-08 2013-12-25 中国核动力研究设计院 反应堆堆内构件吊装工具
CN104979026A (zh) * 2015-07-15 2015-10-14 国核电站运行服务技术有限公司 水下维修工艺研究试验平台
CN205275079U (zh) * 2015-11-30 2016-06-01 江苏核电有限公司 用于核电站换料监测探测器装卸的手动绞车
CN106935294A (zh) * 2015-12-30 2017-07-07 核动力运行研究所 一种适用于奇偶数机组的乏燃料相关组件水下缩容装置
CN106910541A (zh) * 2017-03-30 2017-06-30 上海核工程研究设计院 一种紧凑式核反应堆装换料工艺

Non-Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
AP1000核电机组装卸料机技术特点及堆芯装卸料技术难点探讨;谢俊;《工艺与技术》;20161231(第3期);第58-60页
中子温度测量组件使用寿命及更换策略探讨;张琪;《核动力工程》;20170831;第38卷(第4期);第120-122页
大亚湾核电站可燃毒物组件处置;耿庆华等;《中国原子能科学研究院年报2002》;20021231;第100-101页
织机卷布装置设计与研究;秦乐宁;《万方数据库》;20090921;第1-30页

Also Published As

Publication number Publication date
CN107767976A (zh) 2018-03-06

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN107767976B (zh) 一种探测器组件拆除工艺及其专用拆除设备
JP3121077B2 (ja) 加圧水型原子炉における炉心計装装置
EP2845202B1 (en) A method of refueling a nuclear reactor
JP5981324B2 (ja) 原子力プラントにおける核燃料物質取り出し方法
EP2946390B1 (en) Apparatus and method for removing the upper internals from a nuclear reactor pressurized vessel
JPH0682590A (ja) 原子炉の一体形ヘッドパッケージ
SE405903B (sv) Anordning for upptagning och skermning av en langstreckt, radioaktiv kernbrenslepatron
Nakayoshi et al. Review of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station debris endstate location in OECD/NEA preparatory study on analysis of fuel debris (PreADES) project
JP6129656B2 (ja) 沸騰水型原子力プラントにおける燃料デブリの搬出方法及び作業ハウスシステム
CN110391031B (zh) 微型反应堆卸料方法及卸料装置
JP2013217705A (ja) 原子力プラントにおける破損燃料取出し方法
JPS61288200A (ja) 稼動の任を解いた原子炉の解体機
GB1028120A (en) Handling apparatus for nuclear reactor refuelling facility
JP2019012018A (ja) シュラウドヘッドの移動方法
GB1454239A (en) Process for handling fuel assemblies which have been irradiated in a fast neutron nuclear reactor and installation for performing the process
JP2656410B2 (ja) 中性子源の据付方法およびこの方法に用いられる中性子源ホルダラック
GB1337090A (en) Method of refluelling reactor
JP5111587B2 (ja) 放射性廃棄物の保管方法
EP0313887A2 (en) One-piece temporary gap seal between reactor vessel and closure head
Huber Robotic Underwater Decontamination Services for Nuclear Applications-18464
KR790001766B1 (ko) 원자로의 연료 집합체 취급장치
RU92565U1 (ru) Устройство для извлечения из корпуса ядерного реактора контейнерной сборки с облучаемыми образцами-свидетелями корпусной стали
JPS6126958Y2 (zh)
JPH1020086A (ja) 放射性廃棄物処分用容器
JPS6013293A (ja) 原子炉用燃料貯蔵設備

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant