DE2728445A1 - Vorrichtung zum transport von kernbrennelementen zwischen einem speicherbehaelter und einem reaktorbehaelter - Google Patents

Vorrichtung zum transport von kernbrennelementen zwischen einem speicherbehaelter und einem reaktorbehaelter

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DE2728445A1
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Elman E Wade
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CBS Corp
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Description

Dipl. ing. K. HOLZEB FBILIPPIHB -WBUIBB-STSABaB M
8900 AUG8BUHG
TBLBTOH ·Ι·«Τ· TELKX ft tot
w. 865
Augsburg, den 20. Juni I977
Westinghouse Electric Corporation, Westinghouse Building, Gateway Center, Pittsburgh, Pennsylvania 15222,
V.St.A.
Vorrichtung zum Transport von Kernbrennelementen switchen einem Speicherbehälter und einem Reaktorbehälter
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Die Erfindung betrifft eine Vorrichtung zum Transport von Kernbrennelementen zwischen einem Speicherbehälter und einem neben diesem befindlichen Reaktorbehälter nach dem überbegriff des tiauptanspruchs.
Bei Kernreaktoren, insbesondere natriumgekühlten schnellen Brutreaktoren, ist der mit Kühlmitteleinlässen und -auslassen versehene Reaktorbehälter durch einen Behälterdeckel strömungsmitteldicht verschlossen. Innerhalb des Reaktorbehälters befindet sich der aus Brennelementen zusammengesetzte Reaktorkern. Die Brennelemente weisen jeweils eine Vielzahl von Kernbrennstoff enthaltenden Brennstäben auf. Diese Brennstäbe erzeugen Wärme. Das durch den Reaktorbehälter hindurchzirkulierende Kühlmittel tritt mit den Brennelementen in Wärmeaustausch und kühlt dadurch die Brennstäbe und führt die aufgenommene Wärme ab, die sodann in bekannter Weise in elektrische Energie umgesetzt wird. Nach einer gewissen Betriebszeit wird der Kernbrennstoff in den Brennstäben erschöpft, weshalb der Ersatz der Brennelemente durch frische Brennelemente erforderlich wird. Dieser Vorgang wird allgemein als Brennstofferneuerung bezeichnet. Auch während des Austausche der Brennelemente wird noch Zerfallswärme in den Brennstäben erzeugt.
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Es ist deshalb während der Brennstofferneuerung eines natriumgekühlten schnellen Brutreaktors erforderlicn, diese Zerfallswärme von den verstrahlten Brennelementen abzuführen, um zu verhindern, daß sie eine so hohe Temperatur erreichen, bei denen die Brennstabhüllen bersten können. Ein Bersten der Brennstäbe würde zur Freisetzung von radioaktiven Gasen führen, was zu unannehmbaren Gesundheitsgefahren und Kontaminationsproblemen führen würde.
Lei den meisten Brennstofferneuerungssystemen für natriumgekühlte Reaktoren werden die Brennelemente jeweils in einem mit Natrium gefüllten Gefäß transportiert, um sie während des Transportes in Natrium eingetaucht zu halten. In diesem Gefäß, bei welchem es sich um einen oben offenen Behälter handelt, wird das betreffende Brennelement dann an die gewünschte Stelle transportiert* Bei einem solchen Brennstofferneuerungssystem ist stets eine mit Gas oder Flüssigmetall arbeitende Hilfekühlein richtung notwendig, um in einem Notfall, beispielsweise beim Ausfall der Transportvorrichtung, die Kühlung übernehmen zu können. Außerdem muß, um die stets bestehende Möglichkeit des Ausfalls der Hilfskühleinrichtung zu berücksichtigen, auch noch ein Sicherheitssystem vorgesehen sein. Typischerweise ist die Kühlleistung einer Oas-
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kühleinrichtung auf etwa 10 kW begrenzt. Bei großen kommerziellen schnellen Brutreaktoranlagen beträgt jedoch die Zerfallswärmeleistung eines verbrauchten Brennelements zu einem für die Brennstofferneuerung nach einer Reaktorabschaltung wirtschaftlichen Zeitpunkt noch etwa 60 kV/ oder mehr. Eine Hilfskühleinrichtung, deren Leistung zur sicheren Abführung dieser Wärmemenge ausreicht und die wirtschaftlich und technologisch der Gesamtreaktoranlage entspricht, steht gegenwärtig nicht zur Verfügung,
Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, eine zuverlässigere und wirtschaftlichere Vorrichtung zum Transport von Brennelementen zwischen einem Reaktorkern und einem Speicherbereich eines Speicherbehälters zu transportieren, wobei die Brennelemente stets vollständig in Kühlmittel eingetaucht bleiben·
Diese Aufgabe wird gemäß der Erfindung durch die im kennzeichnenden Teil des Hauptanspruchs angegebene Anordnung gelöst.
Bevorzugte Ausgestaltungen der Erfindung sind Gegenstand der Unteransprüche.
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Ein Ausführungsbeispiel der Erfindung wird nachstehend mit Bezug auf die anliegenden Zeichnungen näher beschrieben. Es zeigt:
Fig. l einen Schnitt durch eine Transportvorrichtung nach der Erfindung,
Fig. 2 einen Schnitt durch eine Transfervorrichtung,
Fig. 3 einen Schnitt durch die Transfervorrichtung mit einem teilweise in dieselbe hinein angehobenen Brennelement,
Fig. 1 die Transfervorrichtung in der
Stellung zur Abgabe des betreffenden Brennelements aus dem Reaktorbehälter heraus,
Fig. 5 einen Querschnitt durch die Transfervorrichtung länge der Linie A-A in Fig. 2,
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Pig. 6 einen Querschnitt durch die Transfervorrichtung längs der Linie B-B in Fig. 2, und
Fig. 7 eine Draufsicht auf die in Fig. 1 gezeigte Gesamtvorrichtung.
Gemäß Fig. 1 ist ein Brennelemente 12 enthaltender Reaktorkern IO innerhalb eines Reaktorbehälters 14 angeordnet. Der Reaktorbehälter 14 weist Einlasse 16 und Auslässe 18 zur Zirkulation eines Kühlmittels 20 auf, bei welchem es sich um flüssiges Natrium handeln kann.
Der Reaktorbehälter 14 ist oben strömungsmitteldicht durch einen Behälterdeckel verschlossen, der beispielsweise mittels Schrauben 32 am Reaktorbehälter befestigt ist und einen feststehenden äußeren Ring 22, eine große drehbare Verschlußplatte 24, eine große Tragringanordnung 26, eine kleine drehbare Verschlußplatte 28 und eine kleine Tragringanordnung 30 aufweist. Der gesamte Reaktorbehälter wird von einer Betonumfassung 34 getragen.
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io
Die große drehbare Verschlußplatte 2k ist über die große Tragringanordnung 26 auf dem feststehenden äußeren Ring 22 abgestützt. Zwischen dem Außenrand der großen drehbaren Verschlußplatte 2k und dem Innenrand des feststehenden äußeren Ringes 22 ist ein Ringspalt gebildet. Die große Tragringanordnung 26, die nicht dargestellte Lager und Dichtungen enthält, ermöglicht zusammen mit einer Antriebsvorrichtung 36 eine Drehung der großen Verschlußplatte 2k relativ zum feststehenden äußeren Ring 22, wobei jedoch eine Strömungsmitteldichte Abdichtung zwischen dem Äußeren und dem Inneren des Reaktorbehälters Ik bestehen bleibt. Außerdem hält die große Tragringanordnung 26 die Lager, die Dichtungen und den Antriebsmechanismus von der heißen Oberfläche der drehbaren Verschlußplatte 2k entfernt und in einer kühleren Betriebsumgebung, wodurch für die Werkstoffe der Lager, der Dichtungen und des Antriebsmechanismus eine größere Ausv/ahlmöglichkeit besteht.
Die kleine drehbare Verschlußplatte 28 mit der kleinen Tragringanordnung 30 ist exzentrisch in der großen Verschlußplatte 2k angeordnet. Die kleine Tragringanordnung 30, die wiederum nicht dargestellte Lager und Dichtungen enthält, und eine weitere Antriebsvorrichtung 38 ermöglichen eine Drehung der kleinen Verschluß-
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4*
platte 28 relativ zur großen Verschlußplatte 24, wobei ihre Arbeitsweise ähnlich derjenigen der großen Tragringanordnung 26 ist.
An der kleinen drehbaren Verschlußplatte 28 und innerhalb des Reaktorbehälters 14 ist eine allgemein mit 40 bezeichnete Transfervorrichtung angeordnet. Diese Transfervorrichtung 10 dient dazu, jeweils ein Brennelement 12 aus dem Reaktorkern 10 herauszuziehen und in eine Stellung zu bringen, aus welcher es aus dem Reaktorbehälter 14 herausgenommen werden kann. Natürlich dient die Transfervorrichtung 40 auch dazu, frische Brennelemente in den Reaktorkern 10 einzubringen.
Fig. 2 zeigt die Transfervorrichtung 40 mehr im einzelnen. Demgemäß besteht die Transfervorrichtung im wesentlichen aus zwei voneinander unabhängig drehbaren Rahmen. Der obere Rahmen 42 ist in üblicher Weise mittels Lagern und Dichtungen 44 an der kleinen drehbaren Verechlußplatte 28 aufgehängt. Ein zusammen mit den Lagern und den Dichtungen 44 in einem Gehäuse 46 untergebrachter, nicht dargestellter Antriebsmechanismus ermöglicht eine relative Drehung des oberen Rahmens 42 bezüglich der kleinen Verschlußplatte 28. Der obere Rahmen 42 weist ein hohlzylindrisches Teil 48, ein Greiferge-
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4t
häuse 50 mit einem Ansatz 5I und einen Greifer 52 auf. Das hohlzylindrische Teil 48 verläuft von der Oberseite der kleinen drehbaren Verschlußplatte 28 bis zu einer innerhalb des Kühlmittelvolumens 20 gelegenen Stelle. Das Greifergehäuse 50 ist an dem zylindrischen Teil 48 befestigt. Der Greifer 50, der einer bekannten Bauart angehören kann, ist im Greifergehäuse 50 untergebracht und eine Greiferkette 53 verläuft vom Greifer 52 aus über Rollen zu einem nicht gezeigten, ebenfalls im Gehäuse 46 untergebrachten Greiferantriebsmechanismus. Dieser Greiferantriebsmechanismus kann ebenfalls einer an sich bekannten Bauart angehören und beispielsweise ein Kettenritzel aufweisen.
Der untere Rahmen 54 der Transfervorrichtung 40 wird von Lagern und Dichtungen 56 getragen und ist mittels eines nicht dargestellten, ebenfalls im Gehäuse angeordneten Antriebsmechanismus betätigbar, derart, daß der obere Rahmen 42 und der untere Rahmen 54 unabhängig voneinander und relativ zueinander drehbar sind· Der untere Rahmen 54 erstreckt sich von den Lagern und Dichtungen 56 aus durch das hohlzylindrische Teil 48 hindurch bis unterhalb des Greifergehäuses 50.
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Am unteren Rahmen 54 ist mittels eines Drehzapfens eine schwenkbare Komponente 58 angelenkt. Diese schwenkbare Komponente 58, bei welcher es sich um ein im wesentlichen rohrförmiges Teil handelt, dessen Bohrung 62 zur Aufnahme eines Brennelements dient, ist in einer Vertikalebene um den Drehzapfen 60 herum schwenkbar. An der schwenkbaren Komponente 58 ist mittels zweier Zapfen 68 ein Hebel 64 angelenkt, der einen Anschlag 66 und eine Hülse 67 trägt. Die beiden Zapfen 68 ermöglichen ein Schwenken des Hebels 6M in der Vertikalebene um die Zapfenachse herum ohne Betätigung der schwenkbaren Komponente 58.
Am Hebel 64 ist weiter mittels eines Zapfens 72 eine Koppelstange 70 angelenkt. Diese Koppelstange 70 ist ihrerseits an einer Führungsrolle 74 angelenkt, die in einem Rollenführungsrohr 76 geführt und an einer Betätigungsstange 78 angeordnet ist. Das Rollenführungsrohr 76 ist vertikal im unteren Rahmen 54 angeordnet, um eine vertikale Bewegung der Führungsrolle 74 zu ermöglichen. Die Betätigungsstange 78 ist mit einem nicht dargestellten Betätigungsantrieb verbunden, der sich wiederum im Gehäuse 46 befindet und einer an sich bekannten Bauart angehören kann.
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1H
Der untere Rahmen und der obere Rahmen können längs ihrer Länge einen gewissen Abstand voneinander haben, um Relativdrehungen zu erleichtern. Zur Ermöglichung solcher Relativdrehungen dienen Lager 80.
Gemäß Fig. 1, auf welche nunmehr wieder Bezug genommen wird, ist neben dem Reaktorbehälter 14, jedoch durch eine Betonumfassungswand 94 von diesem getrennt, ein Speicherbehälter 90 angeordnet, in welchem sich Speichergestelle 92 befinden. Der Speicherbehälter 90 ist mit Einlassen 96 und Auslässen 98 zur Zirkulation eines Kühlmittels (bei welchem es sich um das gleiche Kühlmittel wie das Kühlmittel 20 handeln kann) versehen, das im Wärmeaustausch mit den Speichergestellen 92, die verbrauchte Brennelemente enthalten können, steht und auf diese Weise gegebenenfalls vorhandene Zerfallswärme abführt. Oben ist der Speicherbehälter 90 durch einen Behälterdeckel abgeschlossen, der einen äußeren Ring 100, eine erste drehbare Verschlußplatte 102, eine erste Tragringanordnung 104, eine zweite drehbare Verschlußplatte 106 und eine zweite Tragringanordnung IO8 aufweist. Dieser Behälterdeckel verschließt den Speicherbehälter 90 in ähnlicher Weise wie der Behälterdeckel des Reaktorbehälters 14 stromungsmitteldicht. Der äußere Ring 100 ist mittels Schrauben 110 am Speicherbehälter
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befestigt.
An der ersten Tragringanordnung 104 ist ein Verschlußplattenantrieb 112 angebracht, mittels dessen die erste Verschlußplatte 102 relativ zum äußeren Ring 100 drehbar ist. In gleicher Weise gestattet ein zweiter Verschlußplattenantrieb 114 eine Drehung der zweiten Verschlußplatte 106. Die Ausbildung und die Arbeitsweise des Speicherbehälterdeckels kann ähnlich derjenigen des Reaktorbehälterdeckels sein. Jedoch können auch andere geeignete Behälterdeckelkonstruktionen Anwendung finden.
An der zweiten drehbaren Verschlußplatte 106 ist eine Transfervorrichtung 116 angeordnet, die zum Transport von Brennelementen zwischen den Speichergestellen 92 und der im Reaktorbehälter 14 befindlichen Tranefervorrichtung 40 dient. Die Transfervorrichtung setzt sich aus einer Halterung 118, einem Brennelementenschlitten 120 mit einem Anschlag 121 und einem Greifermechanismus 122 zusammen.
Die Halterung 118 ragt von der Oberseite der zweiten drehbaren Verschlußplatte 106 aus bis zu einer im Kühlmittel gelegenen Stelle herunter und wird über Lager und
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Dichtungen 124 an sich bekannter Bauart von der Verschlußplatte 106 getragen. Die Lager und die Dichtungen 121* sowie ein geeigneter, nicht dargestellter Antrieb ermöglichen eine Drehung der Halterung 118 mit Bezug auf die zweite drehbare Verschlußplatte 106.
Der Brennelementenschlitten 120 wird auf der Halterung 118 von einer schwenkbaren Komponente 126 getragen, die ein Schwenken des Brennelementenschlittens in einer vertikalen Ebene mit Bezug auf die Halterung ermöglicht. Der im Brennelementenschlitten 120 befindliche Greifermechanismus 122 ist mittels eines im Gehäuse 130 untergebrachten, in an sich bekannter Weise ausgebildeten Betätigungsmechanismus 128 betätigbar und dient zum Hochziehen eines jeweils gewählten Brennelements in den Schlitten 120 hinein oder zum Absenken eines Brennelements aus dem Schlitten heraus*
Außerdem kann in der zweiten drehbaren Verschlußplatte 106 eine Durchführungsöffnung I3I gebildet sein, so daß Brennelemente in den Speicherbehälter 90 eingebracht oder aus diesem herausgenommen werden können.
Der Speicherbehälter 50 stellt mit dem Reaktorbehälter l'l über einen Transportkanal 13^ in Verbindung,
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der von der Wand des Speicherbehälters 90 durch die Betonumfassungswand 94 in den Reaktorbehfilter 14 hinein verläuft. Da dieser Transportkanal vollständig unterhalb des Kühlmittelspiegels 134 im Speicherbenälter bzw. des Kühlmittelspiegels 136 im Reaktorbehäler 14 verläuft, verbindet der Transportkanal 132 die Kühlmittelvolumen im Reaktorbehälter und im Speicherbehälter zu. einem kontinuierlichen Kühlmittelvolumen. Im Transportkanal können jedoch Absperrventile 138, bei denen es sich um an sich bekannte Schleusenventile handeln kann, angeordnet sein, um eine Trennung des Reaktorbehälters vom Speicherbehälter 90 zu ermöglichen.
Arbeitsweise;
Die Brennstofferneuerung des Reaktorkerns 10 wird ausgeführt, indem unter Verwendung der Transfervorrichtung 40 jeweils ein Brennelement 12 aus dem Reaktorkern 10 herausgezogen wird. Sodann transportiert die außerhalb des Reaktorbenälters befindliche Transfervorrichtung 116 das Brennelement von der im Reaktorbehälter befindlichen Transfervorrichtung 40 in ein Speichergestell 92. In die Durchführungsöffnung 131 dee Speicherbehälters 90 kann ein geeigneter Mechanismus einer an sich bekannten Bauart eingesetzt werden, um die
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verbrauchten Brennelemente aus den Speichergestellen herauszunehmen. Natürlich kann der eben genannte Vorgang in umgekehrter Reihenfolge zum Einsetzen eines frischen Brennelements in den Reaktorkern 10 Anwendung finden.
Die Fig. 2 und 3 zeigen die schwenkbare Komponente 58 der Transfervorrichtung ^O in vertikaler Stellung. Die große drehbare Verschlußplatte 21», die kleine drehbare Verschlußplatte 2 8 und die im Reaktorbehälter befindliche Transfervorrichtung 1JO werden mittels der zugehörigen Antriebsmechanismen derart gedreht, daß die Bohrung 62 der schwenkbaren Komponente 58 genau mit einem jeweils gewählten, unmittelbar darunter befindlichen Brennelement 12 fluchtet. In dieser Position bewegt der Betätigungsantrieb die Betätigungsstange nach oben, wobei sich das durch die Führungsrolle 71* gebildete Gelenk längs einer vertikalen, durch das Rollenführungsrohr 76 bestimmten Linie nach oben bewegt. Dadurch wird die Koppelstange 70 angehoben und der Hebel 7^ um die beiden Zapfen 68 herum geschwenkt, bis der Anschlag 66 an der schwenkbaren Komponente 58 anliegt, die ihrerseits in der in Fig. 3 gezeigten Weise am Ansatz 51 des Greifergehäuses 50 anliegt. In dieser Position fluchtet die Bohrung des Greifergehäuses 50 mit der Bohrung 62 und mit dem gewählten Brennelement
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des Reaktorkerns 10, Außerdem ist in dieser Stellung die am Hebel 64 angeordnete Hülse 67 unter der schwenkbaren Vorrichtung 58 weggeschwenkt, so daß die Bohrung 62 frei zugänglich ist. Der Greiferbetätigungsmechanismus läßt dann die Greiferkette 53 nach unten auslaufen, wodurch der Greifer 52 bis zum oberen Ende des gewählten Brennelements abgesenkt wird. Sodann ergreift der Greifer 52 das betreffende Brennelement 12, das dann mittels des Greiferbetätigungsmechanismus vollständig in die Bohrung 62 hineingezogen wird. Danach wird der Hebel 64 in seine ursprüngliche Stellung zurückgeschwenkt, so daß sich die Hülse 67 unmittelbar und fluchtend unter der Bohrung 62 befindet. Danach wird das Brennelement 12 so weit abgesenkt, daß es in der Hülse 67 ruht. Anschließend wird der Greifer 52 aus der schwenkbaren Komponente 58 heraus vollständig zurück in das Greifergehäuse 50 gezogen. Danach wird der untere Rahmen 54 so weit gedreht, daß die schwenkbare Komponente 58 aus dem Bereich des Ansatzes 51 herausgedreht ist und sich in einer durch den Transportkanal 132 bestimmten Vertikalebene befindet.
Gemäß Fig. H wird nunmehr die Betätigungsstange 78 wieder angehoben, wodurch die Hülse 67 das darin befindliche Brennelement ergreift. Dadurch legt sich das
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Brennelement auch an die Wandung der Bohrung 62 an, wodurcn die Komponente 58 um den Zapfen 60 herum geschwenkt v:ird. Das in der Bohrung 62 und der Hülse 67 befindliche Brennelement wird also zur mechanischen Kupplung des Hebels 64 mit der schwenkbaren Komponente und folglicn zum Schwenken dieser Komponente in einer Vertikalebene benützt.
Wie Fig. 1 zeigt, kommt dadurch das Ende der schwenkbaren Komponente 58 auf einem Vorsprung 140 der Reaktorbehälterwand zu ließen, wodurch das Brennelement wieder von seiner Kupplungsfunktion zwischen der Hülse und der Bohrung 62 befreit wird. Außerdem dient der Vorsprung I1JO zur Ausrichtung der schwenkbaren Komponente 58 mit Bezug auf den Transportkanal 132. In der Zwischenzeit wird der Brennelementenschlitten 120 der Transfervorrichtung 116 um den Drehzapfen 126 herum geschwenkt, indem der Greiferbetätigungsmechanismus den Greifermechanismus 122 gegen den Anschlag 121 im Brennelementenschlitten 120 zieht und diesen dadurch etwas über den Neigungswinkel des Transportkanals 132 hinaus schwenkt, so daß der Schlitten nicht mit dem Transportkanal fluchtet. Sodann werden die erste drehbare Verschlußplatte 102 und die zweite drehbare Verschlußplatte 106 zusammen mit der Tranefervorrich-
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tung 116 so gedreht, daß der Brennelementenschlitten mit Bezug auf die Vertikalebene des Transportkanals ausgerichtet wird. Befindet sich der Lrennelementenschlitten 120 in dieser ausgerichteten Position und oberhalb eines Vorsprung 1^2 der üpeicherbehälterwand, so £iibt der Greiferbetäti^ungsmecnanisinus 120 den Greifermechanismus 122 vrieder frei, wodurch der Erennelementenschlitten 120 sich aufgrund seines Gewichts so weit wieder um den Drehzapfen 126 herum zurückschwenkt, bis er auf dem Vorsprung 1^2 aufliegt.
Sodann läßt der Greiferbetätigungsmechanismus 128 den Greifermechanismus 122 durch den Transportkanal hindurch bis in die schwenkbare Komponente 58 der 'i'ransfervorrichtung 40 hinein auslaufen, wo der Greifermechanismus 122 das in der Komponente 58 liegende Brennelement 12 ergreift. Sodann zieht der Greiferbetätigungsmechanismus 128 den Greifermechanismus 122 mit dem von diesem ergriffenen Brennelement 12 in den Brennelementenschlitten 120 hinein. Befindet sich das Brennelement vollständig innerhalb des Brennelementenschlittens 120 und stößt der Greifermechanismus 122 am Anschlag 121 an, wird die Transfervorrichtung 116 aus dem Bereich des Vorsprungs 1^2 heraus und über das jeweils gewünschte Speichergestell 92 gedreht. Wunmehr gibt der Greifer-
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betutigungsemchanisr.ius 12b den Greifermechanismus 122 vom Anschlag 121 frei, wodurch der Brennelementenscnlifcten 120 um den Drehzapfen 126 herum wieder nach unten in die .!teilung IM schwenken kann, in welcher er mit dem betreffenden üpeichergestell 92 fluchtet. Befindet sich der Schlitten in dieser Position, so läßt der Greiferbetätif-'uncsmechanismus 128 den Greifermechanismus 122 weiter* nach unten auslaufen, wodurch das Brennelement 12 in das Speichergestell 92 abgesenkt wird. Danach wird der Greifermecnanismus 122 wieder vom Brennelement 12 gelöst.
Natürlich kann dieser Vorgang auch in umgekehrter Reihenfolge zum Einsetzen eines frischen Brennelements in den Reaktorkern 10 ausgeführt v/erden. Eine weitere Transfervorrichtung an sich bekannter bauart kann in Verbindung mit der üurcnfünrungsöffnung 131 zum Herausnehmen oder Einsetzen von Brennelementen in die Speichergestelle 92 bzw. aus diesen heraus dienen.
Die erfindungsgemäße Vorrichtung ermöglicht den Transport der Brennelemente zwischen dem Reaktorkern 10 und den Speichergestellen 92, während die Brennelemente ständig in einem zusammenhängenden Kühlmittelvolumen 20 eingetaucht bleiben. Dadurch findet stets eine gute
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Konvektionskühlung statt und die Notwendigkeit für Hilfskühlsysteme für das jeweils transportierte Brennelement entfällt. Außerdem gelangt der Kernbrennstoff niemals über den Arbeitsfußboden des Reaktorgebäudes, wodurch die Möglichkeit des Verschüttens von Natrium während der Brennstofferneuerung ausgeschaltet ist.
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Claims (1)

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    Patentansprüche
    f U Vorrichtung zum Transport von Kernbrennelementen zwischen einem Speicherbehälter und einem neben diesem befindlichen Reaktorbehälter, dadurch gekennzeichnet, daß zwischen dem Speicherbehälter (90) und dem Reaktorbehälter (I1I) ein unterhalb des Kühlmittelspiegels (131I, 136) in diesen beiden Behältern verlaufender Transportkanal (132) angeordnet ist, der einen Transport der Brennelemente in vollständig im Kühlmittel eingetauchtem Zustand ermöglicht, daß weiter im Reaktorbehälter oberhalb des Reaktorkerns (10) und im Speicherbehälter oberhalb des Speicherraumes (92) jeweils eine Transfervorrichtung (1IO, 116) angeordnet ist und daß jede der beiden Transfervorrichtungen jeweils eine schwenkbare, bezüglich des Transportkanals ausrichtbare Komponente (58, 120) aufweist, die zum überführen der Brennelemente in den Transportkanal bzw. zum Aufnehmen der Brennelemente aus dem Transportkanal dient.
    2. Vorrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die im Reaktorbehälter (I1I) befindliche Transfervorrichtung (1IO) einen drehbar am Behälterdeckel gelagerten und wahlweise über den Brennelementen des Reaktorkerns (10) positionierbaren Rahmen (51I)
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    aufweist, und daß die schwenkbare Komponente (58) dieser Transfervorrichtung (40) eine Betätigungsvorrichtung mit einem Hebel (64) mit Totgang, der relativ zur schwenkbaren Aornponente zwischen einer ersten Endstellung, in welcher ein an diesem Hebel gebildetes Teil das untere Ende der schwenkbaren Komponente verdeckt, und einer zweiten Endstellung schwenkbar ist, in welcher das untere Ende der schwenkbaren Komponente offen ist, und daß dieeer Transfervorrichtung ein Greifer (52) zum Transport jeweils eines Brennelements (12) zwischen dem Reaktorkern und der schwenkbaren Komponente bei in der zweiten Endstellung befindlichem Hebel zugeordnet ist.
    3. Vbrricntung nacn Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daP· das genannte, arr. Hebel (64) angeordnete Teil zum Abdecken des unteren Endes der schwenkbaren Komponente (t)ö) eine nülse (67) ist, die das untere Ende eines in der scnwenkbaren Komponente befindlichen Brennelements (12) aufnenmen kann, und daß die schwenkbare Aomponente und die Hülse des in seiner ersten Endstellung befindlichen Hebels mittels eines darin aufgenommenen Brennelements mechanisch kuppelbar sind, derart, daß aann ein Kippen der schwenkbaren Komponente mittels des Betätigungsmechanismus möglich ist.
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    H, Vorrichtung nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß der Greifer (52) in einem Greifergehäuse (50) untergebracht ist, das derart über die schwenkbare Komponente bewegt werden kann, daß mittels des Greifers Brennelemente in die scnwenkbare Komponente hinein oder aus dieser heraus bewegbar sind, und daß das Greifergehäuse einen Ansatz (51) besitzt, der als Anschlag für die schwenkbare Komponente dient und verhindert, daß diese kippen kann, während sich das Greifergehäuse über der schwenkbaren Komponente befindet.
    5. Vorrichtung nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß der Hebel (64) über eine Koppelstange (70) mit einer Betätigungsstange (78) verbunden ist, und daß an der Verbindungsstelle zwischen der Koppelstange und der Betätigungsstange eine in einem Führungsrohr (76) geführte Führungsrolle (7*0 angeordnet ist.
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DE19772728445 1976-07-22 1977-06-24 Vorrichtung zum transport von kernbrennelementen zwischen einem speicherbehaelter und einem reaktorbehaelter Withdrawn DE2728445A1 (de)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US05/707,594 US4096031A (en) 1976-07-22 1976-07-22 Nuclear reactor refueling system

Publications (1)

Publication Number Publication Date
DE2728445A1 true DE2728445A1 (de) 1978-01-26

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ID=24842323

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DE19772728445 Withdrawn DE2728445A1 (de) 1976-07-22 1977-06-24 Vorrichtung zum transport von kernbrennelementen zwischen einem speicherbehaelter und einem reaktorbehaelter

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GB (1) GB1532167A (de)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4775507A (en) * 1981-08-10 1988-10-04 U.S. Tool & Die, Inc. Method for compacting spent nuclear reactor fuel rods
EP2801980A2 (de) 2013-05-08 2014-11-12 Siempelkamp Nukleartechnik GmbH Transfervorrichtung für den Transfer von Brennelementen
EP2801982A2 (de) 2013-05-08 2014-11-12 Siempelkamp Nukleartechnik GmbH Transfervorrichtung für den Transfer von Brennelementen
EP2801981A2 (de) 2013-05-08 2014-11-12 Siempelkamp Nukleartechnik GmbH Transfervorrichtung für den Transfer von Brennelementen

Families Citing this family (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2368122A1 (fr) * 1976-10-15 1978-05-12 Commissariat Energie Atomique Dispositif de chargement et dechargement en combustible pour reacteur nucleaire
FR2460027A1 (fr) * 1979-06-26 1981-01-16 Framatome Sa Procede de manutention des assemblages et crayons combustibles lors du rechargement d'un reacteur nucleaire
FR2486702A1 (fr) * 1980-07-10 1982-01-15 Commissariat Energie Atomique Installation pour irradiation munie de moyens perfectionnes pour le positionnement des cibles
FR2490863A1 (fr) * 1980-09-22 1982-03-26 Novatome Dispositif de transfert d'assemblages combustibles pour reacteur a neutrons rapides
US4485067A (en) * 1982-01-29 1984-11-27 Westinghouse Electric Corp. Fuel transfer manipulator for liquid metal nuclear reactors
JPS59144571A (ja) * 1983-02-04 1984-08-18 Hitachi Ltd 鏡板の自動開先加工方法
US4647423A (en) * 1983-08-26 1987-03-03 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Fuel handling apparatus for a nuclear reactor
JPS61272696A (ja) * 1985-05-29 1986-12-02 動力炉・核燃料開発事業団 原子炉の燃料搬出入設備構造
US4737336A (en) * 1986-04-04 1988-04-12 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Core assembly storage structure
DE3815357A1 (de) * 1988-05-05 1989-11-16 Wiederaufarbeitung Von Kernbre Montagevorrichtung fuer das ein- oder ausbauen einer rohrleitungsdurchfuehrung durch fernbedienung
US4968477A (en) * 1989-02-02 1990-11-06 Westinghouse Electric Corp. Method and apparatus for removing the fuel rods of a nuclear fuel assembly
SE506570C2 (sv) * 1996-05-10 1998-01-12 Asea Atom Ab Metod och hanteringsutrustning för hantering av kärnbränsle
DE19812071C1 (de) * 1998-03-19 1999-05-06 Siemens Ag Vorrichtung und Verfahren zum Transfer eines Gegenstandes zwischen fluidgefüllten Behältern
US6885718B1 (en) * 1998-03-19 2005-04-26 Framatome Anp Gmbh Method and apparatus for transferring an article between fluid-filled vessels
FR2924853B1 (fr) * 2007-12-11 2013-08-30 Areva Np Centrale nucleaire comportant au moins un reacteur a haute temperature.
US10014083B2 (en) * 2012-05-02 2018-07-03 Westinghouse Electric Company Llc Method of refueling a nuclear reactor

Family Cites Families (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE560987A (de) * 1956-09-21
GB844168A (en) * 1957-06-19 1960-08-10 Hawker Siddeley Nuclear Power Improvements in and relating to mechanical handling means, more particularly for loading and unloading nuclear reactors of the solid fuel type
GB1112383A (en) * 1964-08-28 1968-05-01 Atomic Energy Authority Uk Improvements relating to nuclear reactors
SE324191B (de) * 1968-12-02 1970-05-25 Asea Ab
US3904048A (en) * 1968-12-02 1975-09-09 Asea Ab Device for refueling a nuclear reactor having a core comprising a plurality of fuel assemblies
US3637096A (en) * 1969-02-27 1972-01-25 Combustion Eng Nuclear fuel transfer machine
FR2116204B1 (de) * 1970-10-15 1974-04-26 Commissariat Energie Atomique
FR2184488B1 (de) * 1972-05-18 1974-12-27 Commissariat Energie Atomique
FR2188251B1 (de) * 1972-06-08 1976-01-16 Commissariat A En Atomique Fr
DE2338228A1 (de) * 1973-07-27 1975-02-06 Siemens Ag Kernreaktoranlage

Cited By (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4775507A (en) * 1981-08-10 1988-10-04 U.S. Tool & Die, Inc. Method for compacting spent nuclear reactor fuel rods
EP2801980A2 (de) 2013-05-08 2014-11-12 Siempelkamp Nukleartechnik GmbH Transfervorrichtung für den Transfer von Brennelementen
EP2801982A2 (de) 2013-05-08 2014-11-12 Siempelkamp Nukleartechnik GmbH Transfervorrichtung für den Transfer von Brennelementen
EP2801981A2 (de) 2013-05-08 2014-11-12 Siempelkamp Nukleartechnik GmbH Transfervorrichtung für den Transfer von Brennelementen
DE102013104761A1 (de) 2013-05-08 2014-11-13 Siempelkamp Nukleartechnik Gmbh Transfervorrichtung für den Transfer von Brennelementen
DE102013104763A1 (de) 2013-05-08 2014-11-13 Siempelkamp Nukleartechnik Gmbh Transfervorrichtung für den Transfer von Brennelementen
DE102013104765A1 (de) 2013-05-08 2014-11-13 Siempelkamp Nukleartechnik Gmbh Transfervorrichtung für den Transfer von Brennelementen
DE102013104763B4 (de) * 2013-05-08 2016-06-30 Siempelkamp Ingenieur Und Service Gmbh Transfervorrichtung für den Transfer von Brennelementen
DE102013104761B4 (de) * 2013-05-08 2016-06-30 Siempelkamp Ingenieur Und Service Gmbh Transfervorrichtung für den Transfer von Brennelementen
DE102013104765B4 (de) * 2013-05-08 2016-07-07 Siempelkamp Ingenieur Und Service Gmbh Transfervorrichtung für den Transfer von Brennelementen

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US4096031A (en) 1978-06-20
JPS5313094A (en) 1978-02-06

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