RU2067326C1 - Комплект для перегрузки отработавшего ядерного топлива - Google Patents
Комплект для перегрузки отработавшего ядерного топлива Download PDFInfo
- Publication number
- RU2067326C1 RU2067326C1 RU9393041434A RU93041434A RU2067326C1 RU 2067326 C1 RU2067326 C1 RU 2067326C1 RU 9393041434 A RU9393041434 A RU 9393041434A RU 93041434 A RU93041434 A RU 93041434A RU 2067326 C1 RU2067326 C1 RU 2067326C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- nuclear fuel
- case
- assembly
- spent nuclear
- canister
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- 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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Использование: в ядерной энергетике. Сущность изобретения: комплект для перегрузки отрабатывающего ядерного топлива включает разгрузочно-загрузочную машину и пенал с отработавшим ядерным топливом. Комплект дополнительно снабжен устройством герметизации пенала, состоящим из полого корпуса и направляющей воронки с уплотнением. Пенал установлен на направляющей воронке посредством фланца. Часть пенала, расположенная в полости устройства, выполнена негерметичной. Использование данного комплекта позволяет снизить металлоемкость пеналов, снизить трудоемкость технологии обращения с отработавшим ядерным топливом, создать условия коррозионностойкого хранения отработавшего ядерного топлива и повысить экологическую безопасность АЭС. 2 з. п. ф-лы, 4 ил.
Description
Изобретение относится к ядерной энергетике, касается, в частности, устройств, предназначенных для обращения с отработавшим ядерным топливом на АЭС.
Перегрузка топливных сборок канальных реакторов производится на мощности с применением перегрузочных машин в герметичные пеналы приреакторного бассейна. Перед выгрузкой топливной сборки требуется герметизация перегрузочной машины с пеналом для создания общей герметичной системы: перегрузочная машина-пенал, для предотвращения слива теплоносителя из машины в бассейн. Дальнейшее хранение топливных сборок в бассейне производится в пеналах для защиты их от механических повреждений и защиты днища бассейна при разрушении топливной сборки. Использование герметичных пеналов отрицательно влияет на коррозионную стойкость конструкционных материалов топливных сборок в процессе их хранения, так как замкнутый в пенале объем воды не подлежит очистке.
Наиболее близким к изобретению является комплект для перегрузки отработавшего ядерного топлива в составе разгрузочно-загрузочной машины (РЗМ) и герметичного пенала.
Работа комплекта по прототипу сводится к следующему. Герметичный пенал (чехол), предназначенный для размещения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) заполняют обессоленной водой. Производят стыковку и уплотнение РЗМ с пеналом. Находящуюся в скафандре РЗМ топливную сборку (ОЯТ), извлеченную из реактора, выгружают в пенал. Разуплотняют и расстыковывают РЗМ и пенал.
Недостатками прототипа являются:
необходимость использования только герметичных пеналов, в которых в процессе хранения ОЯТ образуются примеси (нитраты, галогениды), стимулирующие коррозионное разрушение конструкционных материалов топливных сборок в связи с отсутствием водного обмена между полостью пеналов и бассейна;
высокая металлоемкость герметичных пеналов (вес пенала составляет 155 кг);
необходимость выполнения операции по заполнению пенала обессоленной водой от автономного источника перед установкой в него ОЯТ;
трудоемкость последующей технологии хранения ОЯТ в герметичных пеналах, в связи с необходимостью периодического долива воды в пеналы;
коррозионное воздействие замкнутого объема воды в полости пенала на конструкционный материал ОЯТ;
высокий уровень ионизирующего излучения в зале бассейнов из-за содержания в пеналах воды с большой активностью.
необходимость использования только герметичных пеналов, в которых в процессе хранения ОЯТ образуются примеси (нитраты, галогениды), стимулирующие коррозионное разрушение конструкционных материалов топливных сборок в связи с отсутствием водного обмена между полостью пеналов и бассейна;
высокая металлоемкость герметичных пеналов (вес пенала составляет 155 кг);
необходимость выполнения операции по заполнению пенала обессоленной водой от автономного источника перед установкой в него ОЯТ;
трудоемкость последующей технологии хранения ОЯТ в герметичных пеналах, в связи с необходимостью периодического долива воды в пеналы;
коррозионное воздействие замкнутого объема воды в полости пенала на конструкционный материал ОЯТ;
высокий уровень ионизирующего излучения в зале бассейнов из-за содержания в пеналах воды с большой активностью.
Задачи предлагаемого изобретения следующие:
снижение металлоемкости пеналов;
снижение трудоемкости технологии использования комплекта для перегрузки ОЯТ;
создание условий для коррозионностойкого режима хранения ОЯТ;
повышение экологической безопасности АЭС.
снижение металлоемкости пеналов;
снижение трудоемкости технологии использования комплекта для перегрузки ОЯТ;
создание условий для коррозионностойкого режима хранения ОЯТ;
повышение экологической безопасности АЭС.
Сущность данного технического решения состоит в том, что комплект для перегрузки отработавшего ядерного топлива, включающий разгрузочно-загрузочную машину и пенал, дополнен устройством герметизации пенала, содержащим полый корпус и направляющую воронку с уплотнением, причем пенал установлен на направляющей воронке посредством фланца, часть пенала, расположенная в полости устройства, выполнена негерметичной. Кроме того предлагается часть стенки направляющей воронки выполнить удлиненной и в сечении в форме скобы.
Использование в комплекте для перегрузки пенала с частью корпуса выполненного негерметичным ниже уплотнительного фланца, позволит снизить металлоемкость пенала и снизить трудоемкость технологии перегрузки и последующего хранения ОЯТ, в связи с тем, что полость пенала сообщается с водой бассейна. Так как в состав комплекта входит РЗМ, работающая только с герметичными пеналами, на период выгрузки ОЯТ из РЗМ негерметичный пенал временно герметизируют посредством устройства для герметизации. Комплект для перегрузки представлен на фиг. 1 4, где на фиг. 1 общий вид комплекта в сборе; на фиг. 2 сечение удлиненной части воронки устройства герметизации; на фиг. 3 и 4 последовательность действий по использованию комплекта.
Комплект для перегрузки ОЯТ состоит из РЗМ, представленной на фиг. 1 стыковочным патрубком 1, устройства герметизации, включающего полый корпус 2 с направляющей воронкой 3, снабженной уплотнением 4. Пенал 5 удерживается от радиального перемещения приспособлением 6, закрепленным в стенке 7 бассейна. Внутри пенала 5 расположена топливная сборка 8. Как показано на фиг. 1, часть стенки направляющей воронки 3 может быть удлиненной и выполнена в виде скобы (фиг. 2). Пенал 5 установлен на направляющей воронке 3 посредством фланца 9, выполненного на наружной поверхности пенала 5. На части пенала 5, ниже фланца 9, установленной внутрь корпуса 2, выполнены отверстия 10. Отверстия 10 могут быть выполнены любой формы и размеров. Перемещение пенала в бассейне осуществляют посредством крана с крюком 11 (фиг. 4). На фиг. 3 и 4 изображены стенка 7 бассейна, полый корпус 2, направляющая воронка 3, пенал 5, удерживающее приспособление 6, фланец 9, крюк 11 крана, опорные балки 12 бассейна.
Работа данного комплекта сводится к следующему (фиг. 1, 3 и 4).
В бассейн устанавливают устройство герметизации, включающее корпус 2 с направляющей воронкой 3 и уплотнением 4. С помощью крана устанавливают в корпус 2 устройства герметизации пенал 5. При установке пенал центрируется в направляющей воронке 3, снабженной уплотнением 4. Герметизация места соединения пенала 5 с корпусом 2 производится посредством фланца 9 и уплотнения 4 под действием веса пенала 5. От радиального перемещения верхняя часть пенала 5 фиксируется приспособлением 6. Затем пенал 5 стыкуется и уплотняется с РЗМ посредством стыковочного патрубка 1. После чего топливную сборку 8 (ОЯТ) выгружают в пенал 5. Как показано на фиг. 3 и 4, пенал 5 с топливной сборкой 8 (ОЯТ) закрепляют на крюке 11 крана, освобождают от удерживающего приспособления 6, приподнимают до выхода данной части пенала 5 из полого корпуса 2 (фиг. 4) и транспортируют к месту установки на балки 12. При выполнении указанных транспортных операций с пеналом 5, топливная сборка постоянно находится под защитным слоем воды бассейна.
Использование данного технического решения позволит снизить металлоемкость комплекта за счет снижения веса пеналов, трудоемкость технологии обращения с ОЯТ, создать условия для коррозионностойкого режима хранения ОЯТ, а также повысить экологическую безопасность АЭС. ЫЫЫ2
Claims (3)
1. Комплект для перегрузки отработавшего ядерного топлива, включающий разгрузочно-загрузочную машину и пенал, отличающийся тем, что комплект снабжен устройством герметизации пенала, содержащим полый корпус и направляющую воронку с уплотнением, причем пенал установлен на направляющей воронке посредством фланца, часть пенала, расположенная в полости устройства, выполнена негерметичной.
2. Комплект по п. 1, отличающийся тем, что часть стенки направляющей воронки выполнена удлиненной.
3. Комплект по пп.1 и 2, отличающийся тем, что направляющая воронка в сечении выполнена в форме скобы.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU9393041434A RU2067326C1 (ru) | 1993-08-18 | 1993-08-18 | Комплект для перегрузки отработавшего ядерного топлива |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU9393041434A RU2067326C1 (ru) | 1993-08-18 | 1993-08-18 | Комплект для перегрузки отработавшего ядерного топлива |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU93041434A RU93041434A (ru) | 1996-04-10 |
RU2067326C1 true RU2067326C1 (ru) | 1996-09-27 |
Family
ID=20146665
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU9393041434A RU2067326C1 (ru) | 1993-08-18 | 1993-08-18 | Комплект для перегрузки отработавшего ядерного топлива |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2067326C1 (ru) |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2009135900A1 (fr) * | 2008-05-07 | 2009-11-12 | Areva Nc | Dispositif de descente et de montee d'elements de combustible nucleaire dans des alveoles d'un emballage |
RU2623102C1 (ru) * | 2016-04-27 | 2017-06-22 | Акционерное Общество "Российский Концерн По Производству Электрической И Тепловой Энергии На Атомных Станциях" (Ао "Концерн Росэнергоатом") | Способ перегрузки тепловыделяющей сборки и устройство для его осуществления |
CN116072323A (zh) * | 2023-02-28 | 2023-05-05 | 中国原子能科学研究院 | 乏燃料组件端头的接收装置 |
-
1993
- 1993-08-18 RU RU9393041434A patent/RU2067326C1/ru not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор.- М.: Атомиздат, 1980, с. 186 и 187. * |
Cited By (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2009135900A1 (fr) * | 2008-05-07 | 2009-11-12 | Areva Nc | Dispositif de descente et de montee d'elements de combustible nucleaire dans des alveoles d'un emballage |
FR2931012A1 (fr) * | 2008-05-07 | 2009-11-13 | Areva Nc | Dispositif de descente et de montee d'elements de combustible nucleaire dans des alveoles d'un emballage |
RU2623102C1 (ru) * | 2016-04-27 | 2017-06-22 | Акционерное Общество "Российский Концерн По Производству Электрической И Тепловой Энергии На Атомных Станциях" (Ао "Концерн Росэнергоатом") | Способ перегрузки тепловыделяющей сборки и устройство для его осуществления |
CN116072323A (zh) * | 2023-02-28 | 2023-05-05 | 中国原子能科学研究院 | 乏燃料组件端头的接收装置 |
CN116072323B (zh) * | 2023-02-28 | 2024-02-20 | 中国原子能科学研究院 | 乏燃料组件端头的接收装置 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US11728058B2 (en) | Systems and methods for transferring spent nuclear fuel from wet storage to dry storage | |
CN104272399A (zh) | 一种给核反应堆加燃料的方法 | |
CN108447575B (zh) | 压水堆乏燃料干式贮存装载方法 | |
RU2067326C1 (ru) | Комплект для перегрузки отработавшего ядерного топлива | |
JP4177987B2 (ja) | 原子炉容器の取扱方法 | |
JP2000206294A (ja) | 大型機器の搬出方法 | |
US5009836A (en) | Method for temporary shielding of reactor vessel internals | |
JP5823902B2 (ja) | 原子力発電プラントの使用済み燃料輸送方法 | |
RU71467U1 (ru) | Защитный контейнер для транспортирования и хранения твердых радиоактивных отходов | |
JP2015049060A (ja) | 沸騰水型原子力プラントにおける燃料デブリ搬出装置及び搬出方法 | |
KR20150007631A (ko) | 핵 폐기물 저장 장치 | |
JP2011237293A (ja) | 放射性物質収納方法 | |
HU182080B (en) | Method and apparatus for delivery and storage of radioactive materials | |
JPH07218686A (ja) | 使用済燃料体のキャニスタへの装荷方法および装置 | |
RU2550092C2 (ru) | Способ длительного хранения отработавшего ядерного топлива | |
JPH0961594A (ja) | 放射性廃棄物保管処分施設及び該施設を用いた放射性廃棄物の地層処分方法 | |
KR100262661B1 (ko) | 사용후핵연료 수송용기 표면오염 방지장치 | |
CN211669987U (zh) | 非能动燃料运输冷却系统 | |
CN211555489U (zh) | 海上浮动核电站的燃料运输冷却系统 | |
JP2575845B2 (ja) | 原子炉用の一時間隙封止構造及び間隙封止方法 | |
JPS606797Y2 (ja) | 使用済核燃料輸送容器の汚染防止装置 | |
RU2079910C1 (ru) | Приемное устройство для отработавшей тепловыделяющей сборки | |
CN110993129A (zh) | 用于海上浮动核电站的非能动冷却系统及方法 | |
JPS60138497A (ja) | 使用済み核燃料取扱装置 | |
CN117012421A (zh) | 乏燃料接收方法、接收厂房布置结构以及接收系统 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20080819 |