RU2094863C1 - Способ загрузки отработанных тепловыделяющих сборок в контейнер - Google Patents

Способ загрузки отработанных тепловыделяющих сборок в контейнер Download PDF

Info

Publication number
RU2094863C1
RU2094863C1 RU9696113614A RU96113614A RU2094863C1 RU 2094863 C1 RU2094863 C1 RU 2094863C1 RU 9696113614 A RU9696113614 A RU 9696113614A RU 96113614 A RU96113614 A RU 96113614A RU 2094863 C1 RU2094863 C1 RU 2094863C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
container
fuel assemblies
spent fuel
assemblies
radiation
Prior art date
Application number
RU9696113614A
Other languages
English (en)
Other versions
RU96113614A (ru
Inventor
А.П. Еперин
В.И. Лебедев
Л.В. Шмаков
Ю.В. Гарусов
С.М. Ковалев
Н.И. Русаков
В.М. Батин
И.И. Пайкин
Original Assignee
Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина
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 Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина filed Critical Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина
Priority to RU9696113614A priority Critical patent/RU2094863C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2094863C1 publication Critical patent/RU2094863C1/ru
Publication of RU96113614A publication Critical patent/RU96113614A/ru

Links

Images

Classifications

    • 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

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Использование: в ядерной технологии, в частности при выполнении транспортных операций по подготовке отработанного ядерного топлива к отправке на перерабатывающий завод. Сущность: способ заключается в том, что тепловыделяющие сборки транспортируют в защитный контейнер посредством радиационно-защитного агрегата. Внутрь агрегата вводят несколько сборок и осуществляют наводку и пространственную ориентацию сборок посредством выступающего торца одной из них при установке сборок в контейнер. 2 ил.

Description

Изобретение относится к ядерной технологии, в частности к способам транспортирования отработанного ядерного топлива и может быть использовано при выполнении транспортных операций по подготовке отработанного ядерного топлива (ОЯТ) к отправке на перерабатывающий завод.
Транспортирование ОЯТ с АЭС на перерабатывающий завод включает четыре этапа:
1. Загрузка контейнеров на АЭС и подготовка к перевозке.
2. Транспортирование.
3. Разгрузка топлива на перерабатывающем заводе.
4. Доставка пустых контейнеров на АЭС.
Применительно к данному технологическому процессу, загрузку отработанного ядерного топлива (тепловыделяющих сборок ТВС) в контейнер осуществляют следующим образом [1] Контейнер снимают с транспортного средства, где он находился в горизонтальном положении, опускают вертикально на дно бассейна выдержки, загружают отработанными тепловыделяющими сборками и вновь устанавливают на транспортное средство в положение перевозки. Этот способ удобен для одновременной перевозки небольшого количества длинных отработанных тепловыделяющих сборок, расположенных в транспортном средстве горизонтально. После доставки отработанных ТВС на перерабатывающий завод их надо разбирать.
Наиболее близким аналогом заявляемого изобретения является способ загрузки отработанных ТВС в контейнер приреакторного хранилища с использованием разгрузочно-загрузочной машины РМЗ). Как известно [2] РМЗ представляет собой компактно оформленную биологическую защиту, внутри которой размещен скафандр, представляющий собой набор разъемных стальных цилиндров. В скафандре, являющемся сосудом высокого давления, смонтированы все основные механизмы, необходимые для перегрузки технологического канала. Отработанную ТВС, подлежащую транспортированию в контейнер, втягивают внутрь скафандра РЗМ и транспортируют к контейнеру, в который таким же образом поочередно устанавливают другие отработанные ТВС Количество отработанных ТВС, устанавливаемых в контейнер, ограничивается расчетной вместимостью контейнера.
Недостатком данного способа является его низкая производительность, использование для выполнения транспортных операций дорогостоящего оборудования (РЗМ), большие потери рабочего времени, большие энергозатраты.
Задача, решаемая изобретением, заключается в разработке более производительного способа загрузки отработанных ТВС в контейнер.
Сущность способа загрузки отработанных тепловыделяющих сборок в контейнер путем транспортирования их посредством радиационно-защитного агрегата в контейнер состоит в том, что внутрь агрегата вводят несколько тепловыделяющих сборок и посредством выступающего торца одной из них осуществляют наводку и пространственную ориентацию тепловыделяющих сборок в процессе установки в контейнер.
Следует иметь в виду, что пакет из нескольких отработанных ТВС устанавливать сложнее, чем одну ТВС, т.к. возникают определенные сложности по наводке и пространственной ориентации отработанных ТВС относительно посадочных мест в приемном контейнере. Для обеспечения надежности поставки пакета отработанных ТВС в контейнер, предложено нижний торец одной из ТВС опустить ниже уровней торцев остальных ТВС из пакета. С помощью выступающего торца одной ТВС облегчается поиск посадочного места в контейнере для этой ТВС, а остальные ТВС устанавливаются в процессе разворота их относительно первой.
На фиг.1 показан радиационно-защитный агрегат с отработанными тепловыделяющими сборками; на фиг.2 радиационно-защитный агрегат в момент перегрузки отработанных тепловыделяющих сборок. На фиг.1 и 2: 1 камера разделки отработанных тепловыделяющих сборок, 2 контейнер-накопитель отработанных тепловыделяющих сборок, 3 отработанные тепловыделяющие сборки, 4 радиационно-защитный агрегат, 5 контейнер, 6 железнодорожная платформа, 7 грузоподъемный механизм. Радиационно-защитный агрегат 4 содержит захваты 8, расположенные на разном уровне. Захваты крепятся в радиационно-защитном агрегате 4 с возможностью поворачиваться и перемещаться вертикально. Расположение захватов 8 в радиационно-защитном агрегате 4 совпадает с расположением координатных сеток контейнера-накопителя 2 отработанных ТВС 3 камеры разделки 1 и координатных сеток ячеек контейнера 5 железнодорожной платформы 6.
Способ загрузки отработанных тепловыделяющих сборок осуществляется следующим образом (фиг. 1, 2). Для загрузки радиационно-защитного агрегата 4 отработанными тепловыделяющими сборками 3 устанавливают радиационно-защитный агрегат 4, посредством грузоподъемного механизма 7, на приемную воронку 9 наводящего устройтва 10, расположенного над камерой разделки 1 отработанных ТВС 3. Наводящим устройством 10 ориентируют радиационно-защитный агрегат 4 на пучки отработанных ТВС 3, находящиеся в контейнере-накопителе 2 камеры разделки 1. Затем выдвигают захваты 8 радиационно-защитного агрегата 4 до стыковки их с обработанными ТВС 3 и производят подъем отработанных ТВС 3 в полость радиационно-защитного агрегата 4. Загруженный радиационно-защитный агрегат 4 отработанными ТВС 3, посредством грузоподъемного механизма 7, транспортируют и устанавливают на приемную воронку 11 наводящего устройства 12, расположенного над контейнером 5 железнодорожной платформы 6. Наводящим устройством 12 ориентируют радиационно-защитный агрегат 4 на контейнер 5. Затем радиационно-защитный агрегат 4 опускают и стыкуют с контейнером 5, посредством выдвижения захватов 8 отработанные ТВС опускают в контейнер 5 (на фиг. не показано). При этом, в ячейку контейнера 5 вначале попадает отработанная ТВС 3, расположенная на захвате 8 ниже других. Остальные ТВС 3 устанавливаются в ячейки контейнера 5, посредством захватов 8, после разворота ТВС 3 относительно загруженной ячейки. Затем захваты 8 отсоединяют от отработанных ТВС 3 и поднимают в полость радиационно-защитного агрегата 4. Радиационно-защитный агрегат 4 расстыковывают с контейнером 5, он готов для загрузки следующих отработанных ТВС 3.
Предлагаемый способ загрузки отработанных тепловыделяющих сборок в контейнер железнодорожного транспорта позволяет повысить производительность загрузки отработанных ТВС в контейнер.
Список использованной литературы.
1. В.П.Шведов и др. "Ядерная технология", Москва, Атомиздат, 1979 г. с. 145-146, с. 157-158.
2. Н.А.Доллежаль, И.Я.Емельянов "Канальный ядерный энергетический реактор", Москва, Атомиздат, 1980 г. с. 182-188.

Claims (1)

  1. Способ загрузки отработанных тепловыделяющих сборок в контейнер путем транспортирования их посредством радиационно-защитного агрегата в контейнер, отличающийся тем, что внутрь агрегата вводят несколько тепловыделяющих сборок и посредством выступающего торца одной из них осуществляют наводку и пространственную ориентацию всех тепловыделяющих сборок в процессе установки в контейнер.
RU9696113614A 1996-06-26 1996-06-26 Способ загрузки отработанных тепловыделяющих сборок в контейнер RU2094863C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU9696113614A RU2094863C1 (ru) 1996-06-26 1996-06-26 Способ загрузки отработанных тепловыделяющих сборок в контейнер

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU9696113614A RU2094863C1 (ru) 1996-06-26 1996-06-26 Способ загрузки отработанных тепловыделяющих сборок в контейнер

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2094863C1 true RU2094863C1 (ru) 1997-10-27
RU96113614A RU96113614A (ru) 1998-02-10

Family

ID=20182868

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU9696113614A RU2094863C1 (ru) 1996-06-26 1996-06-26 Способ загрузки отработанных тепловыделяющих сборок в контейнер

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2094863C1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Шведов В.П. и др. Ядерная технология. - М.: Атомиздат, 1979, с.145, 146, 157 и 158. Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. - M.: Атомиздат, 1980, с.182 - 188. *

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP7039099B2 (ja) 核燃料デブリコンテナ
US20030147486A1 (en) Ventilated vertical overpack
CN112313756B (zh) 用于存储和运输乏核燃料的多部件桶
US5225114A (en) Multipurpose container for low-level radioactive waste
US8130895B2 (en) Method and a device for packaging leaky nuclear fuel rods for the purposes of transport and long-duration storage or warehousing
CN111863297A (zh) 具有穿孔柱形插入件的核燃料碎片容器
KR100905379B1 (ko) 심지층 처분을 위한 사용후핵연료의 취급장치 및 이를포함하는 포장공정 시스템
RU2094863C1 (ru) Способ загрузки отработанных тепловыделяющих сборок в контейнер
US5574759A (en) Method for dismantling bulky parts of pressure-vessel fittings of a nuclear plant and for receiving the dismantled parts
CN116348966A (zh) 重水反应堆乏燃料运输篮
US5896430A (en) Method and a device for fuel handling
KR20200105526A (ko) 이중-기준 연료 캐니스터 시스템
CN115867988A (zh) 用于核反应堆的燃料处理系统、布局和工艺
JP6101660B2 (ja) 未使用核燃料の処理システム及び未使用核燃料の処理方法
Hwanga et al. Fuel Handling Process between Spent Fuel Storage Pools in APR1400 NPPs
ZVERKOV et al. PREPARING AND REMOVING SPENT NUCLEAR FUEL FROM RESEARCH REACTORS OF NATIONAL RESEARCH CENTRE “KURCHATOV INSTITUTE” FOR REPROCESSING
Plys INTERIM STORAGE OF FUKUSHIMA FUEL DEBRIS
Bondre A complete NUHOMS {sup registered} solution for storage and transport of high burnup spent fuel
RU2080665C1 (ru) Способ разделки двухпучковой топливной сборки ядерного реактора и устройство разделки для его осуществления
JPS6161097A (ja) 使用済燃料の受入貯蔵施設
Benkert et al. DECOMMISSIONING OF THE REACTOR VESSEL OF THE COMPACT SODIUM COOLED NUCLEAR REACTOR FACILITY (KNK)
JPH05113489A (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ツク
Pomie et al. Closure device for fuel assembly pot.[LMFBR]
TIKHONOV et al. TRANSPORTATION FOR REPROCESSING OF THE SPENT NUCLEAR FUEL (SNF) OF TVR ITEP RESEARCH REACTOR AND PROPOSALS FOR SNF MANAGEMENT PLANS FOR THE RA REACTOR
Bak et al. NUHOMS®: A comprehensive system

Legal Events

Date Code Title Description
PD4A Correction of name of patent owner