RU2094863C1 - Способ загрузки отработанных тепловыделяющих сборок в контейнер - Google Patents
Способ загрузки отработанных тепловыделяющих сборок в контейнер Download PDFInfo
- 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
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 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.
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)
- 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.
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)
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 |
-
1996
- 1996-06-26 RU RU9696113614A patent/RU2094863C1/ru active
Non-Patent Citations (1)
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)
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 |