CN110998747B - 用于把反应堆长形元件分解成短段的方法 - Google Patents
用于把反应堆长形元件分解成短段的方法 Download PDFInfo
- Publication number
- CN110998747B CN110998747B CN201880041381.4A CN201880041381A CN110998747B CN 110998747 B CN110998747 B CN 110998747B CN 201880041381 A CN201880041381 A CN 201880041381A CN 110998747 B CN110998747 B CN 110998747B
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- elongated element
- shearing
- container
- elongated
- reactor
- 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
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 32
- 238000010008 shearing Methods 0.000 claims abstract description 28
- 238000005520 cutting process Methods 0.000 claims abstract description 14
- 230000005855 radiation Effects 0.000 claims description 4
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 abstract description 5
- 238000004806 packaging method and process Methods 0.000 abstract 5
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 2
- 102200052313 rs9282831 Human genes 0.000 description 2
- 238000001514 detection method Methods 0.000 description 1
- 230000009977 dual effect Effects 0.000 description 1
- 238000005286 illumination Methods 0.000 description 1
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 description 1
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 1
- 230000011218 segmentation Effects 0.000 description 1
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
- G21C19/34—Apparatus or processes for dismantling nuclear fuel, e.g. before reprocessing ; Apparatus or processes for dismantling strings of spent fuel elements
- G21C19/36—Mechanical means only
-
- 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
- G21C19/34—Apparatus or processes for dismantling nuclear fuel, e.g. before reprocessing ; Apparatus or processes for dismantling strings of spent fuel elements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D1/00—Details of nuclear power plant
- G21D1/003—Nuclear facilities decommissioning arrangements
-
- 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
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F5/00—Transportable or portable shielded containers
- G21F5/005—Containers for solid radioactive wastes, e.g. for ultimate disposal
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F7/00—Shielded cells or rooms
- G21F7/06—Structural combination with remotely-controlled apparatus, e.g. with manipulators
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/008—Apparatus specially adapted for mixing or disposing radioactively contamined material
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/28—Treating solids
-
- 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)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
- Butt Welding And Welding Of Specific Article (AREA)
- Working Measures On Existing Buildindgs (AREA)
- Shearing Machines (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Placing Or Removing Of Piles Or Sheet Piles, Or Accessories Thereof (AREA)
Abstract
本专利属于核子技术领域,具体涉及反应堆乏燃料长形元件处理,并可适用于核电站或专用联合企业。该发明所达到的技术结果在于切割长形元件的复杂性减少和工作期限缩短,以及对操作人员的计量负担的最小化。上述的技术结果是由于在包含反应堆长形元件被置于包装容器内部及其后剪切成短段的方法中,已提出将长形元件沿包装容器整个高度放入包装容器内,再在包装容器上端的水平上进行长形元件的切割,同时切割出相当于包装容器高度的短段,然后再次将剪切后剩余的上述元件上端放入上述容器中,并重新切成短段直至其完全解体而达到的。上文描述的技术结果是由于建议另外用录像机装备包括设于工艺罐内部的定位机构,装在其中的容器和用于移动与剪切反应堆长形元件的设备的剪切装置,把容器的定位机构以装在工艺罐底上的带有容器支架的固定长杆的形式制成,把用于剪切长形元件的设备以可在容器支架上方移动的设在固定长杆上的遥控水力切断器的形式制成,而把用于移动长形元件的设备以固定在固定长杆上的带有夹紧护口片的遥控夹具的形式制成而达到的。所要求保护的一些上述发明在剪切反应堆长形元件时提供工作量减少,工作期限缩短以及对操作人员的身体负担的最小化。
Description
技术领域
本申请属于核技术领域,具体涉及反应堆乏燃料长形元件处理,并可适用于核电站或专用联合企业。
背景技术
核装置结束运转时有必要把反应堆工艺设备分解成部件,包括置于对内竖井、水-水动力反应堆燃料贮存池内的长形元件。
长形元件剪切有机械方式,如锯子、圆盘铣刀、车刀等等,或者热力方式,如气割、等离子切割、电火花切割等等。当今已研制出一些用于实现所述分段方式的装置。
根据俄国专利号2080665,IPC G21C 19/00,G21F 7/00,目前已知一种反应堆双束燃料组件剪切方法及用于其实施的切割装置。该方法包括将燃料组件安装和固定在可折叠筒中,该可折叠筒放置在设于充水罐内的外套里,其水下深度保证生物防护。本方法提供乏燃料组件的剪切,以确保其在反应堆乏燃料贮存库中的紧凑存储。
所提出方法的缺点为设备配备及工作进行的繁重性和过长持续性。
上述发明的最近的类似物是俄国专利号2125308,IPC G21C 19/36中描述的“反应堆长形元件的剪切方法”。该方法在于反应堆乏燃料长形元件通过其横剪进行的切割(反应堆通道、控制和保护棒、电离室热电偶等等)。这些长形元件被放置于用作容器的废气核通道的中心部中之后进行其共同的剪切。
上述类似物的不足是长形元件剪切过程的繁重性和过长持续性。
发明内容
本发明解决的问题是其实用性范围扩大。
该发明所达到的技术结果在于切割长形元件的复杂性减少和工作期限缩短,以及对操作人员的计量负担的最小化。
上述的技术结果是由于在包含反应堆长形元件被置于容器内部及其后剪切成短段的方法中,已提出将长形元件沿容器整个高度放入容器内,再在容器上端的水平上进行长形元件的切割,同时切割出相当于容器高度的短段,然后再次将剪切后剩余的上述元件上端放入上述容器中,并重新切成短段直至其完全解体而达到的。
还建议将长形元件剪切直到容器装满短段,然后把其移到贮存位置。此外,建议在水下的工艺罐里遥控长形元件的剪切,容器需打孔。提出了使用视频监控和人工照明的方案以进行水下工艺罐里的长形元件剪切的遥控。
上文描述的技术结果是由于建议另外用录像机装备包括设于工艺罐内部的定位机构,装在其中的容器和用于移动与剪切反应堆长形元件的设备的剪切装置,把容器的定位机构以装在工艺罐底上的带有容器支架的固定长杆的形式制成,把用于剪切长形元件的设备以可在容器支架上方移动的设在固定长杆上的遥控水力切断器的形式制成,而把用于移动长形元件的设备以固定在固定长杆上的带有夹紧护口片的遥控夹具的形式制成而达到的。
还建议将容器支架制成环形的,给夹具装上能够带动夹紧护口片转动的驱动装置。再加上,可以把视频监控系统装上一个宽视角摄像机和一个固定在夹具上的摄像机,以及一个固定在固定长杆上的摄像机或耐辐射硬式孔探检查仪。工艺罐中建议装设一盏降落灯,而给容器底部和/或墙壁打上孔。
长形元件在同一个容器内进行剪切,直到其装满短段的剪切方法改变,并且其中各项操作均在水下完成,这都导致了上述的技术结果实现。
附图说明
所要求保护的发明是以图表资料说明的,其中图1上示出把反应堆长形元件分解成短段的装置。
具体实施方式
用于把反应堆长形元件剪切成短段的装置,包括以装在充满水的工艺罐2底上的带有容器1支架4的固定长杆3的形式制成的容器固定装置,安设于支架4内的容器1和用于移动和剪切长形元件5的设备。用于移动长形元件5的设备由固定在移动长杆6上的带夹紧护口片8的遥控夹具7组成,而用于剪切长形元件5的设备由可在容器1支架4上方移动的设在固定长杆3上的遥控水力切断器9组成。图1上示出的容器1支架4是环形的。夹具7配备有能够带动夹紧护口片8转动的驱动装置10。另外,用于把长形元件5剪切成短段的装置包含一盏降落灯11、一个宽视角摄像机12和一个固定在夹具7上的摄像机13.图1上还示出了安装在固定长杆3上的耐辐射硬式孔探检查仪14的方案。
这样一来,剪切装置的操作和反应堆长形元件切割成短段的方法如下实现:
长形元件5放入的容器1设置在固定长杆3上的支架中4。通过具有夹紧护口片8的夹具7在工艺罐2里进行长形元件5的夹住,同时用摄像机13进行观察。然后用夹具7把长形元件5按容器1整个高度放入容器内1,在容器1上端水平上抓住上述的长形元件5,提起并定位它,使得水力切断器直接位于夹紧护口片8下方。这时,定位是由设在固定长杆3上的耐辐射硬式孔探检查仪14完成的。接下来,把长形元件5切断并分离出短段,再次重复将长形元件5的剩余上部安装到容器1中,抓住和剪切解体的操作。下面使用夹具7在工艺罐2里夹住下一个长形元件5并切断至容器1装满短段。全部操作都在充水的工艺罐2里完成,其中使用宽视角摄像机12实行视频监控和以降落灯11提供辅助照明。水是通过穿孔容器1排出的。容器1装满长形元件5短段之后运到贮存位置。
所要求保护的一些上述发明在剪切反应堆长形元件时减少工作量,缩短工作期限并最小化对操作人员的身体负担。
Claims (4)
1.一种核反应堆长形元件的剪切方法,包括遥控抓取长形元件将长形元件(5)放置到容器(1)中并随后通过遥控水力切断器将其剪切,所述容器(1)设有孔以排水,其特征在于,通过具有夹紧护口片(8)且安装在移动长杆(6)上的遥控夹具(7)将长形元件沿容器(1)的整个高度放入容器内,在容器上端水平处抓住长形元件,提起并定位长形元件,使得水力切断器(9)直接位于夹紧护口片(8)下方,定位由耐辐射硬式孔探检查仪(14)完成,然后把长形元件切断成相当于容器高度的短段并分离出短段,再次重复将长形元件的剩余上部放置到容器中,并重复进行切断操作,长形元件剪切在水下工艺罐中遥控操作。
2.根据权利要求1所述的剪切方法,其特征在于:切断长形元件,直至容器全部装满。
3.根据权利要求1或2所述的剪切方法,其特征在于:容器装满长形元件的短段之后运到贮存位置。
4.根据权利要求1所述的剪切方法,其特征在于:对水下工艺罐里的长形元件剪切的遥控使用视频监控和人工照明系统。
Applications Claiming Priority (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2018121735A RU2687048C1 (ru) | 2018-06-14 | 2018-06-14 | Способ разделки на фрагменты длинномерных элементов ядерного реактора и устройство для его осуществления |
RU2018121735 | 2018-06-14 | ||
PCT/RU2018/000566 WO2019240614A1 (ru) | 2018-06-14 | 2018-08-28 | Способ разделки на фрагменты длинномерных элементов ядерного реактора |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN110998747A CN110998747A (zh) | 2020-04-10 |
CN110998747B true CN110998747B (zh) | 2024-03-19 |
Family
ID=66430545
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN201880041381.4A Active CN110998747B (zh) | 2018-06-14 | 2018-08-28 | 用于把反应堆长形元件分解成短段的方法 |
Country Status (12)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US11424044B2 (zh) |
EP (1) | EP3809423A4 (zh) |
JP (1) | JP7014825B2 (zh) |
KR (1) | KR102419929B1 (zh) |
CN (1) | CN110998747B (zh) |
AR (1) | AR115539A1 (zh) |
BR (1) | BR112019028247B1 (zh) |
CA (1) | CA3068581A1 (zh) |
EA (1) | EA201992740A1 (zh) |
JO (1) | JOP20190297B1 (zh) |
RU (1) | RU2687048C1 (zh) |
WO (1) | WO2019240614A1 (zh) |
Families Citing this family (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2756175C1 (ru) | 2020-03-30 | 2021-09-28 | Акционерное Общество "Государственный Научный Центр Российской Федерации Троицкий Институт Инновационных И Термоядерных Исследований" | Роботизированный лазерный комплекс и способ демонтажа металлоконструкций аэс |
Citations (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5098644A (en) * | 1990-08-22 | 1992-03-24 | Nuclear Assurance Corporation | Apparatus for consolidation of spent nuclear fuel rods |
US5227123A (en) * | 1991-11-07 | 1993-07-13 | Combustion Engineering, Inc. | Core instrument cutting system |
US5936863A (en) * | 1998-01-28 | 1999-08-10 | Lockheed Martin Idaho Technologies Company | Optimal segmentation and packaging process |
JP2001004785A (ja) * | 1999-06-24 | 2001-01-12 | Toshiba Corp | 放射性固体廃棄物の切断減容装置 |
JP2007010632A (ja) * | 2005-07-04 | 2007-01-18 | Hitachi Ltd | 使用済制御棒の減容システム、及びその方法 |
CN104704574A (zh) * | 2012-03-12 | 2015-06-10 | 阿拉法股份有限公司 | 用于回收核控制棒的方法以及回收的控制棒部分 |
Family Cites Families (17)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4522780A (en) * | 1982-02-16 | 1985-06-11 | Westinghouse Electric Corp. | Removal and replacement of fuel rods in nuclear fuel assembly |
US4603027A (en) * | 1983-12-21 | 1986-07-29 | Westinghouse Electric Corp. | Removable top nozzle and tool for a nuclear reactor fuel assembly |
FR2611077B1 (fr) * | 1987-02-17 | 1992-01-03 | Sgn Soc Gen Tech Nouvelle | Procede et dispositif pour couper des elements combustibles irradies en position horizontale a l'aide d'un chariot porte-lame |
FR2627891B1 (fr) * | 1988-02-29 | 1990-08-17 | Sgn Soc Gen Tech Nouvelle | Poussoir pour magasin d'elements combustibles irradies |
JP2685587B2 (ja) * | 1989-06-30 | 1997-12-03 | 株式会社日立製作所 | 中性子計測管切断処理システム |
JP2522576B2 (ja) * | 1990-03-08 | 1996-08-07 | 日本原子力発電株式会社 | 放射性廃棄物体の減容切断装置 |
JPH04138399A (ja) * | 1990-09-28 | 1992-05-12 | Kobe Steel Ltd | バーナブルポイズン棒の減容処理装置 |
JP2918185B2 (ja) * | 1991-10-09 | 1999-07-12 | 株式会社神戸製鋼所 | 原子炉用燃料内挿物集合体の減容処理装置 |
RU2029398C1 (ru) * | 1992-06-17 | 1995-02-20 | Волгодонский филиал Всероссийского научно-исследовательского и проектно-конструкторского института атомного машиностроения | Способ демонтажа ядерных реакторов и устройство для его осуществления |
RU2080665C1 (ru) | 1992-07-22 | 1997-05-27 | Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина | Способ разделки двухпучковой топливной сборки ядерного реактора и устройство разделки для его осуществления |
RU2125308C1 (ru) * | 1997-10-28 | 1999-01-20 | Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина | Способ разделки длинномерных элементов ядерного реактора |
RU2219605C2 (ru) * | 2002-01-03 | 2003-12-20 | Государственное федеральное унитарное предприятие Центральное конструкторское бюро машиностроения | Способ разделки двухпучковой топливной сборки ядерного реактора для её последующего хранения и камера разделки для осуществления способа |
RU2226011C2 (ru) * | 2002-06-03 | 2004-03-20 | Государственное федеральное унитарное предприятие Центральное конструкторское бюро машиностроения | СПОСОБ РАЗДЕЛКИ ОТРАБОТАВШЕЙ ДВУХПУЧКОВОЙ ТОПЛИВНОЙ СБОРКИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА ДЛЯ ПОСЛЕДУЮЩЕГО Её ХРАНЕНИЯ И КАМЕРА РАЗДЕЛКИ ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ |
DE102005056353B4 (de) * | 2004-12-09 | 2009-03-12 | Areva Np Gmbh | Vorrichtung zum Zerlegen eines radioaktiv kontaminierten Anlagenteils |
JP4837582B2 (ja) * | 2007-01-26 | 2011-12-14 | 株式会社神戸製鋼所 | 放射性固体廃棄物切断装置及び放射性固体廃棄物切断方法 |
US9793021B2 (en) * | 2014-01-22 | 2017-10-17 | Nac International Inc. | Transfer cask system having passive cooling |
JP6670660B2 (ja) * | 2016-04-06 | 2020-03-25 | 三菱重工業株式会社 | 減容処理装置及び減容処理方法 |
-
2018
- 2018-06-14 RU RU2018121735A patent/RU2687048C1/ru active
- 2018-08-28 WO PCT/RU2018/000566 patent/WO2019240614A1/ru active Application Filing
- 2018-08-28 JO JOP/2019/0297A patent/JOP20190297B1/ar active
- 2018-08-28 CA CA3068581A patent/CA3068581A1/en active Pending
- 2018-08-28 EA EA201992740A patent/EA201992740A1/ru unknown
- 2018-08-28 JP JP2019572822A patent/JP7014825B2/ja active Active
- 2018-08-28 EP EP18920195.7A patent/EP3809423A4/en active Pending
- 2018-08-28 KR KR1020197038624A patent/KR102419929B1/ko active IP Right Grant
- 2018-08-28 BR BR112019028247-5A patent/BR112019028247B1/pt active IP Right Grant
- 2018-08-28 US US16/627,733 patent/US11424044B2/en active Active
- 2018-08-28 CN CN201880041381.4A patent/CN110998747B/zh active Active
-
2019
- 2019-06-12 AR ARP190101631A patent/AR115539A1/es active IP Right Grant
Patent Citations (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5098644A (en) * | 1990-08-22 | 1992-03-24 | Nuclear Assurance Corporation | Apparatus for consolidation of spent nuclear fuel rods |
US5227123A (en) * | 1991-11-07 | 1993-07-13 | Combustion Engineering, Inc. | Core instrument cutting system |
US5936863A (en) * | 1998-01-28 | 1999-08-10 | Lockheed Martin Idaho Technologies Company | Optimal segmentation and packaging process |
JP2001004785A (ja) * | 1999-06-24 | 2001-01-12 | Toshiba Corp | 放射性固体廃棄物の切断減容装置 |
JP2007010632A (ja) * | 2005-07-04 | 2007-01-18 | Hitachi Ltd | 使用済制御棒の減容システム、及びその方法 |
CN104704574A (zh) * | 2012-03-12 | 2015-06-10 | 阿拉法股份有限公司 | 用于回收核控制棒的方法以及回收的控制棒部分 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
WO2019240614A1 (ru) | 2019-12-19 |
JP7014825B2 (ja) | 2022-02-01 |
US20210193341A1 (en) | 2021-06-24 |
CN110998747A (zh) | 2020-04-10 |
BR112019028247A2 (pt) | 2020-12-22 |
JOP20190297B1 (ar) | 2023-03-28 |
KR102419929B1 (ko) | 2022-07-18 |
RU2687048C1 (ru) | 2019-05-07 |
EA201992740A1 (ru) | 2020-07-31 |
EP3809423A4 (en) | 2023-05-24 |
US11424044B2 (en) | 2022-08-23 |
AR115539A1 (es) | 2021-01-27 |
JP2021513051A (ja) | 2021-05-20 |
EP3809423A1 (en) | 2021-04-21 |
BR112019028247B1 (pt) | 2023-09-26 |
CA3068581A1 (en) | 2019-12-19 |
KR20200101270A (ko) | 2020-08-27 |
JOP20190297A1 (ar) | 2019-12-30 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JP2008162002A (ja) | 管切断装置及び該管切断装置による管切断方法 | |
CN110998747B (zh) | 用于把反应堆长形元件分解成短段的方法 | |
US4643845A (en) | Method of cutting high-activity solid waste | |
JP4124643B2 (ja) | 原子炉の解体及び撤去方法 | |
US5263062A (en) | Process and apparatus for dismantling the internal equipment of a water-cooled nuclear reactor | |
WO2023159299A1 (en) | Systems, tools and methods for disassembling and segmenting a calandria nuclear reactor | |
US5268550A (en) | Method and device for removing a specimen from within the vessel of a nuclear reactor being decommissioned | |
HU208589B (en) | Method and device for removing irradiated element of a nuclear reactor particularly tank of a pressurized water cooled nuclear reactor | |
US3672247A (en) | Apparatus and method for processing spent nuclear fuel elements | |
US5633902A (en) | Method and apparatus for dismantling fuel storage racks | |
WO1979000218A1 (en) | Shear machines | |
US5055236A (en) | Method and apparatus for underwater remote controlled radioactive waste reduction of boiling water nuclear reactor control rods | |
US5203244A (en) | Device for cutting up a component of a nuclear reactor | |
JP2007171188A (ja) | 機器除去システムおよび核反応炉 | |
KR102185335B1 (ko) | 중수로 시설의 해체 장치 및 방법 | |
KR101687119B1 (ko) | 원자로 제어봉 집합체의 제어봉 절단장치 | |
US20210296017A1 (en) | Method of removing nuclear power plant radioactivation structure | |
RU2666152C1 (ru) | Способ очистки транспортно-технологических емкостей ядерного реактора от длинномерных радиоактивных элементов технологического оборудования | |
EA041155B1 (ru) | Способ разделки на фрагменты длинномерных элементов ядерного реактора и устройство для его осуществления | |
JP6670660B2 (ja) | 減容処理装置及び減容処理方法 | |
US20130129031A1 (en) | Apparatus for vertically segmenting a boiling water reactor control rod blade | |
RU2067327C1 (ru) | Способ разделки топливной сборки ядерного реактора и устройство разделки для его осуществления | |
US4672162A (en) | Electric arc apparatus for severing split-pin assemblies of guide tubes of nuclear reactors | |
KR102345673B1 (ko) | 중수로 시설의 해체 방법 | |
RU2208849C2 (ru) | Способ и установка для разделки отработавшей топливной сборки ядерного реактора |
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 |