CN111816339B - 核反应堆探测器组件拆除用可升降暂存容器组件及方法 - Google Patents

核反应堆探测器组件拆除用可升降暂存容器组件及方法 Download PDF

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Abstract

本发明公开了反应堆探测器组件拆除用可升降暂存容器组件及方法,所述可升降暂存容器组件包括伸缩机构、暂存容器和卷扬机构,所述伸缩机构的顶部固定,所述伸缩机构通过卷扬机构实现伸缩,所述暂存容器安装在伸缩机构的底部,所述暂存容器包括筒体,所述筒体的顶部和底部均为开口结构,所述筒体的底部开口处配合设置有开合门,所述暂存容器设置在高放存储容器的上方,在伸缩机构的作用下能够下降至高放存储容器内。通过本发明所述可升降暂存容器组件及方法能够实现对对拆除后的探测器组件进行暂存和转运。

Description

核反应堆探测器组件拆除用可升降暂存容器组件及方法
技术领域
本发明涉及压水堆核电厂换料检修技术领域,具体涉及核反应堆探测器组件拆除用可升降暂存容器组件及方法。
背景技术
二代和二代加压水堆核电站中堆芯测量系统用探测器分为测温用热电偶和测通量用中子通量探测器。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。
三代核电站反应堆堆芯测量系统用探测器改为全部由压力容器顶盖引入,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。拆除后的探测器具有高放射性,需通过暂存容器转运至水下的高放存储容器中进行贮存。
目前,对拆除后的探测器组件的存放技术研究较少,需要设计一套与拆除设备配合的存储容器,用于对对拆除后的探测器组件进行暂存和转运。
发明内容
本发明的目的在于提供核反应堆探测器组件拆除用可升降暂存容器组件及方法,实现对对拆除后的探测器组件进行暂存和转运。
本发明通过下述技术方案实现:
核反应堆探测器组件拆除用可升降暂存容器组件,包括伸缩机构、暂存容器和卷扬机构,所述伸缩机构的顶部固定,所述伸缩机构通过卷扬机构实现伸缩,所述暂存容器安装在伸缩机构的底部,所述暂存容器包括筒体,所述筒体的顶部和底部均为开口结构,所述筒体的底部开口处配合设置有开合门,所述暂存容器设置在高放存储容器的上方,在伸缩机构的作用下能够下降至高放存储容器内。
本发明通过伸缩机构实现暂存容器的上升和下降,当暂存容器上升至最高处后,用于接收拆除后的探测器组件,实现探测器组件的暂存,当暂存容器下降至最低处后,开合门打开将探测器组件转运至高放存储容器内,如此,本发明实现了对对拆除后的探测器组件进行暂存和转运。
进一步地,开合门通过第一扭簧与筒体的底部连接,所述筒体上设置有与开合门配合的搭扣,搭扣通过第二扭簧安装在筒体上,所述开合门上设置有凸起,所述搭扣上设置有与凸起配合的卡槽,自然状态时,搭扣处于竖直位置,开合门处于水平位置;开合门凸起部位卡在搭扣下部卡槽内,当暂存容器下降至高放存储容器内时,搭扣的把手凸出于高放存储容器。
上述结构能够实现开合门的自动开启与关闭。
进一步地,还包括设置在暂存容器上方的屏蔽筒体,所述暂存容器浸没在水面以下,所述屏蔽筒体的底部与水面接触或浸没在水面以下,所述暂存容器能够嵌入屏蔽筒体内,所述屏蔽筒体的顶部和底部均为开口结构。
本发明可对探测器组件进行全行程双重辐射屏蔽;接收探测器组件时,暂存容器筒体和屏蔽筒体提供双重辐射屏蔽;转运探测器组件时,暂存容器筒体和水介质提供双重辐射屏蔽。
进一步地,屏蔽筒体采用铅板制成,所述暂存容器钨合金制成。
所述铅板和钨合金均具有屏蔽效果。
进一步地,伸缩机构包括多根第一伸缩杆、2根第二伸缩杆、支撑架、和圆杆;
多根第一伸缩杆组成上部的X型伸缩组件,2根第二伸缩杆组成下部的X型伸缩组件,所述第二伸缩杆的顶部与第一伸缩杆连接,所述支撑架设置在第二伸缩杆的底部,所述暂存容器安装支撑架上;2根第二伸缩杆的中部通过圆杆连接,所述圆杆通过钢丝绳与卷扬机构连接。
上述结构的伸缩机构由刚性伸缩杆组成,安装在暂存容器两侧形成固定的升降轨道,实现暂存容器的竖直升降,导向定位精度高;伸缩机构承力位置为加粗的伸缩杆2,伸缩杆1只起位置约束作用,运行更加稳定。
进一步地,支撑架上设置有配重块,所述圆杆的外壁上设置有与钢丝绳配合的凹槽。
进一步地,还包括导轨组件,上部的X型伸缩组件一端固定,另一端安装在导轨组件上。
进一步地,导轨组件包括滑块、导轨和基座;
所述滑块安装在导轨内,所述滑块与伸缩机构连接,所述导轨安装在基座上,所述基座的两端均设置有机械挡块。
进一步地,卷扬机构包括卷筒、转轴、轴承座和手柄;
所述卷筒通过转轴安装在轴承座上,卷筒外壁设置有两个钢丝绳卷盘;转轴一端连接有减速器和卷绕电机,另一端安装有手柄。
如核反应堆探测器组件拆除用可升降暂存容器组件的存放运转方法,包括以下步骤:
S1、通过卷扬机构提拉伸缩机构,伸缩机构向上收缩,暂存容器接收拆除后的探测器组件,此时,由于开合门凸起部位卡在搭扣卡槽内,开合门始终处于关闭状态;
S2、暂存容器收集探测器组件完成后,通过卷扬机构向下伸放伸缩机构,此时,暂存容器下降至高放存储容器内,此时,高放存储容器壁触碰搭扣的把手,搭扣受到向上的作用力后绕第二扭簧处的转轴逆时针旋转,开合门从搭扣的卡槽内脱开,在探测器组件的重力作用下,开合门处于打开状态,探测器组件落入高放存储容器内,完成转运;
S3、测器组件全部转运完成后,开合门在第一扭簧的作用下复位;随后暂存容器离开高放存储容器,搭扣在第二扭簧的作用下复位,开合门恢复关闭状态。
本发明与现有技术相比,具有如下的优点和有益效果:
1、本发明通过伸缩机构实现暂存容器的上升和下降,当暂存容器上升至最高处后,用于接收拆除后的探测器组件,实现探测器组件的暂存,当暂存容器下降至最低处后,开合门打开将探测器组件转运至高放存储容器内,如此,本发明实现了对对拆除后的探测器组件进行暂存和转运。
2、本发明可对探测器组件进行全行程双重辐射屏蔽;接收探测器组件时,暂存容器筒体和屏蔽筒体提供双重辐射屏蔽;转运探测器组件时,暂存容器筒体和水介质提供双重辐射屏蔽。
3、本发明伸缩机构具有升降稳定,导向定位精度高的优:暂存容器竖直升降,导向定位精度高;伸缩机构承力位置为加粗的第二伸缩杆,第一伸缩杆只起位置约束作用,运行更加稳定;双组挠性部件通过单电机驱动,同步性更好。
4、本发明采用双重防坠措施,安全性能高:采用两根钢丝绳驱动,减小钢丝绳断裂带来的风险;伸缩机构具有机械限位功能,在两根钢丝绳全部断裂时,仍可防止暂存容器坠落。
5、本发明依靠自重出入容器:暂存容器开合门初始为关闭状态,下降至高放存储容器内部时,在重力作用下打开开合门,探测器组件转运至高放存储容器内;转运完成后,暂存容器离开高放存储容器,开合门自动关闭。
6、本发明体积小、行程大,暂存容器升降最大行程7m,伸缩机构完全收缩后外形尺寸小于1m;整个存放、转运过程可一键自动完成。
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为可升降暂存容器组件的整体结构示意图;
图2为暂存容器的结构示意图;
图3为暂存容器开合门处于关闭状态的示意图;
图4为暂存容器开合门处于打开状态的示意图;
图5为伸缩机构的结构示意图;
图6为图5的左视图或右视图;
图7为导轨组件的结构示意图;
图8为卷扬机构的结构示意图。
附图中标记及对应的零部件名称:
1-屏蔽筒体,2-暂存容器,3-伸缩机构,4-导轨组件,5-卷扬机构,201-筒体,202-第一扭簧,203-开合门,204-搭扣,205-第二扭簧,301-第一伸缩杆,302-第二伸缩杆,303-支撑架,304-配重块,305-圆杆,401-滑块,402-导轨,403-基座,501-卷筒,502-转轴,503-轴承座,504-手柄。
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1:
如图1-图8所示,核反应堆探测器组件拆除用可升降暂存容器组件,包括伸缩机构3、暂存容器2和卷扬机构5,所述伸缩机构3的顶部固定,所述伸缩机构3通过卷扬机构5实现伸缩,所述暂存容器2安装在伸缩机构3的底部,所述暂存容器2包括筒体201,所述筒体201的顶部和底部均为开口结构,所述筒体201的底部开口处配合设置有开合门203,所述暂存容器2设置在高放存储容器的上方,在伸缩机构3的作用下能够下降至高放存储容器内;所述开合门203通过第一扭簧202与筒体201的底部连接,所述筒体201上设置有与开合门203配合的搭扣204,搭扣204通过第二扭簧205安装在筒体201上,所述开合门203上设置有凸起,所述搭扣204上设置有与凸起配合的卡槽,自然状态时,搭扣203处于竖直位置,开合门203处于水平位置;开合门203凸起部位卡在搭扣204下部卡槽内,当暂存容器2下降至高放存储容器内时,搭扣204的把手凸出于高放存储容器;所述伸缩机构3包括多根第一伸缩杆301、2根第二伸缩杆302、支撑架303、和圆杆305;
多根第一伸缩杆301组成上部的X型伸缩组件,2根第二伸缩杆302组成下部的X型伸缩组件,所述第二伸缩杆302的顶部与第一伸缩杆301连接,所述支撑架303设置在第二伸缩杆302的底部,所述暂存容器2安装支撑架303上;2根第二伸缩杆302的中部通过圆杆305连接,所述圆杆305通过钢丝绳与卷扬机构5连接,所述根第二伸缩杆302的直径大于第一伸缩杆301的直径;
所述卷扬机构5包括卷筒501、转轴502、轴承座503和手柄504;
所述卷筒501通过转轴502安装在轴承座503上,卷筒501外壁设置有两个钢丝绳卷盘,可同时对两根钢丝绳进行卷绕;转轴502一端连接有减速器和卷绕电机,另一端安装有手柄504,在断电情况下可采用手动操作。
在本实施例中,暂存容器2固定在伸缩机构3下端,随伸缩机构3的伸缩实现上升和下降;卷扬机构5通过2条钢丝绳与伸缩机构3连接,带动伸缩机构3实现升降功能;伸缩机构3上端左侧固定,右侧随伸缩机构3的伸缩而沿导轨组件4左右滑动,导轨组件4左右两侧设置有机械限位,实现伸缩极限距离限位。
在本实施例中,伸缩机构3由刚性伸缩杆组成,安装在暂存容器2两侧形成固定的升降轨道,实现暂存容器2的竖直升降,导向定位精度高;伸缩机构3承力位置为加粗的第二伸缩杆302,第一伸缩杆301只起位置约束作用,运行更加稳定;伸缩机构3的体积小、行程大;暂存容器升降行程为7m,伸缩机构3完全收缩后外径小于1m。
本实施例的工作过程如下:
暂存容器2升至最高位置时,暂存容器2的开合门凸起部位卡在搭扣卡槽内,开合门203处于关闭状态,探测器组件放入暂存容器2内,实现临时存储;暂存容器2的开合门203初始状态为关闭,当暂存容器2下降至高放存储容器内时,高放存储容器壁触碰搭扣204,搭扣204受到向上的作用力后绕第二扭簧205处的转轴逆时针旋转,开合门203从搭扣204的卡槽内脱开,在探测器组件的重力作用下,打开开合门203,探测器组件落入高放存储容器内;探测器组件全部转运完成后,开合门在第一扭簧202的作用下复位,随后暂存容器2从高放存储容器内提出,搭扣在第二扭簧205的作用下复位,开合门203恢复关闭状态。
实施例2:
如图1-图8所示,本实施例基于实施例1,还包括设置在暂存容器2上方的屏蔽筒体1,所述暂存容器2浸没在水面以下,所述屏蔽筒体1的底部与水面接触或浸没在水面以下,所述暂存容器2能够嵌入屏蔽筒体1内,屏蔽筒体1的内腔尺寸与暂存容器2外形尺寸匹配,在暂存容器接收被拆除的探测器组件时,对其进行辐射屏蔽,所述屏蔽筒体1的顶部和底部均为开口结构;所述屏蔽筒体1采用铅板制成,所述暂存容器2钨合金制成。
在本实施例中,对拆除后的探测器组件进行全行程的双重辐射屏蔽:
屏蔽筒体1处于水面之上,安装在暂存容器2正上方,暂存容器2上升至最高处时,完全进入屏蔽筒体1内部。
实施例3:
如图1-图8所示,本实施例基于实施例1或实施例2
还包括导轨组件4,上部的X型伸缩组件一端固定,另一端安装在导轨组件4上;所述导轨组件4包括滑块401、导轨402和基座403;
所述滑块401安装在导轨402内,所述滑块401与伸缩机构连接,所述导轨402安装在基座403上,所述基座403的两端均设置有机械挡块,限制滑块401的运动行程。
在本实施例中,双重防坠措施,安全性能高:采用双组挠性部件传动,减小传动损坏而坠落的风险;伸缩机构3一端与导轨组件4连接,导轨组件4带有机械限位功能,在挠性部件断裂时,仍可防止暂存容器2坠落;双组挠性部件通过单电机驱动,同步性更好。
实施例4:
如图1-图8所示,本实施例基于实施例1或实施例2,所述支撑架303上设置有配重块304,所述圆杆305的外壁上设置有与钢丝绳配合的凹槽,所述支撑架303上设置有与第二伸缩杆302配合的卡槽,在升降时,第二伸缩杆302可沿卡槽滑动;配重块304采用模块化结构,可调整重量实现两侧平衡。
实施例5:
如图1-图8所示,本实施例基于实施例1-实施例4任一项,核反应堆探测器组件拆除用可升降暂存容器组件的存放运转方法,包括以下步骤:
S1、通过卷扬机构5提拉伸缩机构3,伸缩机构3向上收缩,暂存容器2接收拆除后的探测器组件,此时,由于开合门203凸起部位卡在搭扣204卡槽内,开合门203始终处于关闭状态;
S2、暂存容器2收集探测器组件完成后,通过卷扬机构5向下伸放伸缩机构3,此时,暂存容器2下降至高放存储容器内,此时,高放存储容器壁触碰搭扣204的把手,搭扣204受到向上的作用力后绕第二扭簧205处的转轴逆时针旋转,开合门203从搭扣204的卡槽内脱开,在探测器组件的重力作用下,开合门203处于打开状态,探测器组件落入高放存储容器内,完成转运;
S3、测器组件全部转运完成后,开合门203在第一扭簧202的作用下复位;随后暂存容器2离开高放存储容器,搭扣204在第二扭簧205的作用下复位,开合门203恢复关闭状态。
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 (10)

1.核反应堆探测器组件拆除用可升降暂存容器组件,其特征在于,包括伸缩机构(3)、暂存容器(2)和卷扬机构(5),所述伸缩机构(3)的顶部固定,所述伸缩机构(3)通过卷扬机构(5)实现伸缩,所述暂存容器(2)安装在伸缩机构(3)的底部,所述暂存容器(2)包括筒体(201),所述筒体(201)的顶部和底部均为开口结构,所述筒体(201)的底部开口处配合设置有开合门(203),所述暂存容器(2)设置在高放存储容器的上方,在伸缩机构(3)的作用下能够下降至高放存储容器内;
所述开合门(203)通过第一扭簧(202)与筒体(201)的底部连接,所述筒体(201)上设置有与开合门(203)配合的搭扣(204),搭扣(204)通过第二扭簧(205)安装在筒体(201)上,所述开合门(203)上设置有凸起,所述搭扣(204)上设置有与凸起配合的卡槽;
还包括导轨组件(4)。
2.根据权利要求1所述的核反应堆探测器组件拆除用可升降暂存容器组件,其特征在于,自然状态时,搭扣(203)处于竖直位置,开合门(203)处于水平位置;开合门(203)凸起部位卡在搭扣(204)下部卡槽内,当暂存容器(2)下降至高放存储容器内时,搭扣(204)的把手凸出于高放存储容器。
3.根据权利要求1所述的核反应堆探测器组件拆除用可升降暂存容器组件,其特征在于,还包括设置在暂存容器(2)上方的屏蔽筒体(1),所述暂存容器(2)浸没在水面以下,所述屏蔽筒体(1)的底部与水面接触或浸没在水面以下,所述暂存容器(2)能够嵌入屏蔽筒体(1)内,所述屏蔽筒体(1)的顶部和底部均为开口结构。
4.根据权利要求3所述的核反应堆探测器组件拆除用可升降暂存容器组件,其特征在于,所述屏蔽筒体(1)采用铅板制成,所述暂存容器(2)钨合金制成。
5.根据权利要求1所述的核反应堆探测器组件拆除用可升降暂存容器组件,其特征在于,所述伸缩机构(3)包括多根第一伸缩杆(301)、2根第二伸缩杆(302)、支撑架(303)、和圆杆(305);
多根第一伸缩杆(301)组成上部的X型伸缩组件,2根第二伸缩杆(302)组成下部的X型伸缩组件,所述第二伸缩杆(302)的顶部与第一伸缩杆(301)连接,所述支撑架(303)设置在第二伸缩杆(302)的底部,所述暂存容器(2)安装支撑架(303)上;2根第二伸缩杆(302)的中部通过圆杆(305)连接,所述圆杆(305)通过钢丝绳与卷扬机构(5)连接。
6.根据权利要求5所述的核反应堆探测器组件拆除用可升降暂存容器组件,其特征在于,所述支撑架(303)上设置有配重块(304),所述圆杆(305)的外壁上设置有与钢丝绳配合的凹槽。
7.根据权利要求5所述的核反应堆探测器组件拆除用可升降暂存容器组件,其特征在于,上部的X型伸缩组件一端固定,另一端安装在导轨组件(4)上。
8.根据权利要求7所述的核反应堆探测器组件拆除用可升降暂存容器组件,其特征在于,所述导轨组件(4)包括滑块(401)、导轨(402)和基座(403);
所述滑块(401)安装在导轨(402)内,所述滑块(401)与伸缩机构连接,所述导轨(402)安装在基座(403)上,所述基座(403)的两端均设置有机械挡块。
9.根据权利要求1所述的核反应堆探测器组件拆除用可升降暂存容器组件,其特征在于,所述卷扬机构(5)包括卷筒(501)、转轴(502)、轴承座(503)和手柄(504);
所述卷筒(501)通过转轴(502)安装在轴承座(503)上,卷筒(501)外壁设置有两个钢丝绳卷盘;转轴(502)一端连接有减速器和卷绕电机,另一端安装有手柄(504)。
10.如权利要求1所述核反应堆探测器组件拆除用可升降暂存容器组件的存放运转方法,其特征在于,包括以下步骤:
S1、通过卷扬机构(5)提拉伸缩机构(3),伸缩机构(3)向上收缩,暂存容器(2)接收拆除后的探测器组件,此时,由于开合门(203)凸起部位卡在搭扣(204)卡槽内,开合门(203)始终处于关闭状态;
S2、暂存容器(2)收集探测器组件完成后,通过卷扬机构(5)向下伸放伸缩机构(3),此时,暂存容器(2)下降至高放存储容器内,此时,高放存储容器壁触碰搭扣(204)的把手,搭扣(204)受到向上的作用力后绕第二扭簧(205)处的转轴逆时针旋转,开合门(203)从搭扣(204)的卡槽内脱开,在探测器组件的重力作用下,开合门(203)处于打开状态,探测器组件落入高放存储容器内,完成转运;
S3、测器组件全部转运完成后,开合门(203)在第一扭簧(202)的作用下复位;随后暂存容器(2)离开高放存储容器,搭扣(204)在第二扭簧(205)的作用下复位,开合门(203)恢复关闭状态。
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Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN107887048A (zh) * 2017-11-23 2018-04-06 中国船舶重工集团公司第七〇九研究所 一种放射性固体废物桶内压实装置
CN207541958U (zh) * 2017-08-01 2018-06-26 中机中联工程有限公司 新型核燃料组件拉棒生产系统
CN207765180U (zh) * 2017-09-28 2018-08-24 深圳中广核工程设计有限公司 核电厂放射性废物安全转运屏蔽容器
CN110010257A (zh) * 2019-04-09 2019-07-12 中国核动力研究设计院 浮动核电站反应堆强放射性堆芯部件装拆装置和装拆方法

Family Cites Families (33)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
IT746150A (zh) * 1973-10-23
US4207723A (en) * 1978-06-14 1980-06-17 General Atomic Company Canning and inspection system for nuclear reactor fuel and reflector elements
DE3143864A1 (de) * 1981-11-05 1983-05-11 Deutsche Gesellschaft für Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH, 3000 Hannover Betonschutzgehaeusekonzepte zur trockenen zwischenlagerung von brennelementbehaeltern
DE3519076A1 (de) * 1985-05-28 1986-12-04 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Verfahren zum brennelementwechsel fuer einen wassergekuehlten kernreaktor
ES2043723T3 (es) * 1987-06-18 1994-01-01 Westinghouse Electric Corp Sistema para retirar y reunir barras combustibles de un conjunto combustible nuclear.
US5008045A (en) * 1989-03-23 1991-04-16 Alternative Technologies For Waste, Inc. Method and apparatus for centrifugally casting hazardous waste
US5322403A (en) * 1992-03-11 1994-06-21 Herde Robert A Versatile, movable panel and utility support lift
JP3756622B2 (ja) * 1997-04-28 2006-03-15 株式会社東芝 混合酸化物燃料体の輸送容器および同燃料体の輸送・一時保管方法
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
JP2007171075A (ja) * 2005-12-26 2007-07-05 Taisei Corp 昇降型放射線遮蔽扉を用いた放射線使用室
JP4418434B2 (ja) * 2006-01-19 2010-02-17 日本原子力発電株式会社 原子炉建屋に設置された熱交換器の解体方法
US8210126B2 (en) * 2006-12-01 2012-07-03 Yik Hei Sia Swiftlets farming for production of edible bird's nests
JP5782320B2 (ja) * 2011-07-14 2015-09-24 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 原子力プラントにおける核燃料物質の搬出方法
US9117559B2 (en) * 2012-06-18 2015-08-25 Institute Of Nuclear Energy Research Method for portioning high radiation intensity waste
US10020084B2 (en) * 2013-03-14 2018-07-10 Energysolutions, Llc System and method for processing spent nuclear fuel
US9896351B2 (en) * 2013-03-15 2018-02-20 Avantech, Inc. Method for removal of radionuclides in liquids
DE102013112136B3 (de) * 2013-11-05 2015-01-15 Areva Gmbh Vorrichtung zur Reparatur eines Schadens an dem Boden eines mit Wasser gefüllten Behälters
JP2015147633A (ja) * 2014-02-05 2015-08-20 村田機械株式会社 ボビンセット装置、及び糸巻取機
CN106486177B (zh) * 2015-09-02 2018-05-18 中核核电运行管理有限公司 一种水下高放射性异物多功能吸取容器及打捞工艺
CN105551545B (zh) * 2016-01-12 2017-10-17 中广核研究院有限公司 燃料组件的换料装置及方法
CN106448770B (zh) * 2016-11-25 2017-10-24 中国核动力研究设计院 一种压水堆乏燃料组件水下解体修复装置及其修复工艺
US10614925B2 (en) * 2016-12-13 2020-04-07 Nac International Inc. Modular portable cask transfer facility
CN107154277A (zh) * 2017-06-05 2017-09-12 中国科学院近代物理研究所 换料系统和具有该换料系统的加速器驱动次临界反应堆
CN107422366B (zh) * 2017-08-18 2019-04-16 中国工程物理研究院核物理与化学研究所 中子活化样品快速传输装置
CN107767972B (zh) * 2017-10-17 2019-10-01 中国核动力研究设计院 一种反应堆探测器拆除装置的缩容组件及其缩容方法
CN107767976B (zh) * 2017-10-17 2019-07-02 中国核动力研究设计院 一种探测器组件拆除工艺及其专用拆除设备
CN107665745B (zh) * 2017-10-17 2019-05-21 中国核动力研究设计院 一种高放探测器组件的存储容器
CN108281209A (zh) * 2018-02-25 2018-07-13 叶丛杰 一种新型放射性废物处理装置
CN108198643B (zh) * 2018-03-05 2024-02-23 四川固力铁环保工程有限责任公司 一种高放射性核工业废料微波加热处理系统
CN207925146U (zh) * 2018-03-05 2018-09-28 四川固力铁环保工程有限责任公司 一种高放射性核工业废料微波加热处理装置
CN212724746U (zh) * 2020-07-17 2021-03-16 山东核电有限公司 一种堆外核测中间量程探测器专用屏蔽容器
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

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN207541958U (zh) * 2017-08-01 2018-06-26 中机中联工程有限公司 新型核燃料组件拉棒生产系统
CN207765180U (zh) * 2017-09-28 2018-08-24 深圳中广核工程设计有限公司 核电厂放射性废物安全转运屏蔽容器
CN107887048A (zh) * 2017-11-23 2018-04-06 中国船舶重工集团公司第七〇九研究所 一种放射性固体废物桶内压实装置
CN110010257A (zh) * 2019-04-09 2019-07-12 中国核动力研究设计院 浮动核电站反应堆强放射性堆芯部件装拆装置和装拆方法

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