RU2147147C1 - Способ реконструкции активной зоны уран-графитового реактора - Google Patents

Способ реконструкции активной зоны уран-графитового реактора Download PDF

Info

Publication number
RU2147147C1
RU2147147C1 RU98115525A RU98115525A RU2147147C1 RU 2147147 C1 RU2147147 C1 RU 2147147C1 RU 98115525 A RU98115525 A RU 98115525A RU 98115525 A RU98115525 A RU 98115525A RU 2147147 C1 RU2147147 C1 RU 2147147C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
graphite
blocks
uranium
reactor
upper metal
Prior art date
Application number
RU98115525A
Other languages
English (en)
Inventor
В.И. Лебедев
Ю.В. Гарусов
М.А. Павлов
Л.В. Шмаков
В.Г. Шевченко
С.М. Ковалев
А.Н. Пеунов
Original Assignee
Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина
Закрытое акционерное общество Научно-производственное объединение Энергоатоминвент
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 Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина, Закрытое акционерное общество Научно-производственное объединение Энергоатоминвент filed Critical Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина
Priority to RU98115525A priority Critical patent/RU2147147C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2147147C1 publication Critical patent/RU2147147C1/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

Abstract

Использование: при реконструкции активной зоны и создании нового поколения уран-графитовых реакторов (АЗУГР) для повышения производительности радиационных технологий, осуществляемых непосредственно в ядерном реакторе, увеличения диаметра изделий, подвергаемых радиационному облучению. Сущность изобретения: в верхней металлоконструкции уран-графитового реактора, в районе коллектора парогазовой смеси, между трактами технологических каналов и каналами охлаждения отражателя выполняют вертикальный герметичный канал, через который последовательно удаляют верхние металлические и графитовые блоки, а затем в освободившееся пространство опускают в обратной последовательности спрофилированные со стороны одного из боковых ребер графитовые и металлические блоки, образующие совместно канал, в который устанавливают гильзу для размещения устройства радиационной обработки материала, обеспечивавая при этом контакт графитовых блоков с наружной поверхностью гильзы. 7 ил.

Description

Предлагаемое изобретение относится к области ядерного реакторостроения, касается, в частности, вопросов эксплуатации ядерных реакторов и может быть использовано при реконструкции активной зоны и создании нового поколения уран-графитовых реакторов (АЗУГР).
Повышение полноты использования ядерной энергии уран-графитовых реакторов является актуальной задачей, т.к. в силу конструктивных и энергетических особенностей реактора этого типа имеют существенные преимущества для осуществления двойных технологий. Заявителем в уровне техники не выявлены технические решения по реконструкции активной зоны этих реакторов, направленные на расширение их функциональных возможностей, при которых становится возможным одновременно, в процессе производства электроэнергии, проводить радиационную обработку материала. Без изменения конструкции активной зоны, непосредственно в имеющихся технологических каналах удается разместить облучаемые изделия с диаметром не более внутреннего размера технологического канала, объемы обработанного материала незначительны [1,2].
Задача, решаемая изобретением, заключается в расширении функциональных возможностей уран-графитовых реакторов для осуществления радиационных технологий с изделиями, размеры которых превышают внутренний диаметр технологического канала.
Сущность изобретения состоит в том, что в верхней металлоконструкции уран-графитового реактора, в районе коллектора парогазовой смеси, между трактами технологических каналов и каналами охлаждения отражателя выполняют вертикальный герметичный канал, через который последовательно удаляют верхние металлические и графитовые блоки, а затем в освободившееся пространство опускают в обратной последовательности спрофилированные со стороны одного из боковых ребер графитовые и металлические блоки, образующие совместно канал, в который устанавливают гильзу для размещения устройства радиационной обработки материала, обеспечивая при этом контакт графитовых блоков с наружной поверхностью гильзы.
Только при наличии в активной зоне уран-графитового реактора специального канала для размещения облучаемого контейнера, существенно расширяются функциональные возможности активной зоны по реализации радиационных технологий, в частности обеспечивается радиационное легирование кремния, являющегося стратегическим сырьем радиоэлектронной и электротехнической промышленности. Указанное в формуле пространство для размещения канала под устройство с облучаемым материалом является наиболее выгодным с точки зрения оптимизации использования энергетического поля активной зоны и технологичности проведения реконструкции активной зоны. При размещении в этой зоне двух каналов удается одновременно облучать различные материалы или один и тот же материал, но с разной длительностью радиационного воздействия. Более чем в два раза увеличивается диаметр изделий, которые можно подвергать радиационному облучению. Предложенный способ технологичен.
Способ реконструкции активной зоны (A3) уран-графитового реактора проиллюстрирован графическим материалом фиг. 1 - 7. На фиг. 1 показан фрагмент плана верхней металлоконструкции реактора после реконструкции, где: 1 и 2 - каналы облучательного устройства, 3 - тракты технологических каналов, 4 - тракты каналов охлаждения отражателя, 5 - коллектор сброса парогазовой смеси (ПГС), 6 - фрагмент боковой конструкции реактора. На фиг. 2 показан монтаж обсадной трубы 11 в верхнюю металлоконструкцию реактора, состоящую из верхнего металлического листа 7, нижнего металлического листа 8 и засыпки 9, осуществляемый с помощью центратора 10, обсадной трубы 11, стойки 12 и вибратора 13. На фиг. 3 показана проходная труба 14, установленная в обсадную трубу 11 и приваренная к нижнему металлическому листу 8, в котором вырезано отверстие 15. Ниже отверстия 15 показана верхняя часть отражателя активной зоны реактора, состоящая из верхних металлических блоков 16 с закрепленными на них тепловыми экранами 17 и установленными на графитовых блоках 18 с вставленными в их центральное отверстие графитовыми стержнями 19. Металлические блоки 16 с закрепленными на них тепловыми экранами 17 удалены из ячеек, расположенных под отверстием 15. На фиг. 4 показана шахта 20, образованная после извлечения из зоны отражателя, расположенной под отверстием 15, четырех колонн графитовых блоков 18 и стержней 19. Металлические блоки 21, стоящие на нижней металлоконструкции реактора 22, из шахты не извлечены. На фиг. 5 показаны реконструированные графитовые блоки 18 в сборе со стержнями 19 с вырезанным в них отверстием. Реконструированная часть отражателя активной зоны реактора показана на фиг. 6. На металлических блоках 21 стоит нижняя часть графитовых блоков 24, в которых имеется центрирующее отверстие 25. Гильза 26 канала облучающего устройства окружена реконструированными графитовыми блоками 23. На фиг. 7 показана верхняя часть гильзы 26 с шиберным устройством 27. Проходная труба 14 соединена с верхним металлическим листом 7 посредством сильфонного компенсатора 29. В плитном настиле 30 надреакторного помещения имеется люк 31 для доступа к облучательному устройству.
Реконструкцию активной зоны уран - графитового реактора начинают с вырезки отверстия 1 и (или) 2 (фиг. 1) в верхней плите 7 (фиг. 2) верхней металлоконструкции реактора. После выполнения этой операции над вырезанным отверстием монтируют центратор 10 (фиг. 2), в который устанавливают обсадную трубу 11. На трубу 11 ставят стойку 12 с вибратором 13 и выполняют вибрирование обсадной трубы 11 в засыпку 9 до нижней плиты 8. После установки трубы 11 на плиту 8 выполняют демонтаж стойки 12 с вибратором 13 и центратора 10. В образованное обсадной трубой 11 пространство устанавливают проходную трубу 14 (фиг. 3) и приваривают ее к нижнему листу 8 верхней металлоконструкции реактора. Обсадную трубу 11 демонтируют. В листе 8 вырезают отверстие 15. Из отражателя активной зоны реактора в четырех ячейках, расположенных под отверстием 15, извлекают верхние металлические блоки 16 с тепловыми экранами 17 и графитовые колонны, состоящие из блоков 18 и стержней 19. После выполнения этой операции получают шахту прямоугольного сечения 20 (фиг. 4). Нижние металлические блоки 21, опирающиеся на верхний лист 22 нижней металлоконструкции реактора через стакан (на фиг. не показан), не извлекают. Извлеченные графитовые колонны разбирают на отдельные блоки 18, стержни 19 (фиг. 5), собирают в комплекты по четыре (как показано на фиг. 5) и выполняют высверловку отверстия. В нижних графитовых блоках высверловку отверстия выполняют меньшего диаметра и не на полную высоту блоков. В образованную шахту 20 (фиг. 4), на металлические блоки 21 опускают нижние доработанные блоки 24 (фиг. 6) и доработанные блоки 23. В образованную таким образом шахту круглого сечения монтируют гильзу облучательного устройства 26. Верхнюю часть гильзы 26 (фиг. 7) помещают в опорное кольцо 27 проходной трубы 14, которая имеет соединение с верхней плитой 7 посредством сильфонного компенсатора 29. Проходную трубу 14 и гильзу 26 соединяют сварным швом (на фиг. не показан). На верхней части гильзы 26 устанавливают загрузочное устройство 28 и закрывают люк 31 плитного настила 30.
Использование данного изобретения позволяет резко повысить производительность радиационных технологий, осуществляемых непосредственно в ядерном реакторе. Более чем в два раза увеличивается диаметр изделий, которые можно подвергать радиационному облучению. Предложенный способ реконструкции технологичен. Кроме того, возможность осуществления двойных технологий в промышленных масштабах на ядерных реакторах позволяет решать на АЭС вопросы рентабельности производства, особенно в периоды снижения потребления электроэнергии.
Список использованной литературы
1. Н.А. Доллежаль, И.Я. Емельянов "Канальный ядерный энергетический реактор", М., Атомэнергоиздат, 1980 г., стр. 11 - 13.
2. Патент РФ N 2107957.

Claims (1)

  1. Способ реконструкции активной зоны уран-графитового реактора, заключающийся в том, что в верхней металлоконструкции, в районе коллектора парогазовой смеси, между трактами технологических каналов и каналами охлаждения отражателя выполняют вертикальный герметичный канал, через который последовательно удаляют верхние металлические и графитовые блоки, а затем в освободившееся пространство опускают в обратной последовательности спрофилированные со стороны одного из боковых ребер графитовые и металлические блоки, образующие совместно канал, в который устанавливают гильзу для размещения устройства радиационной обработки материала, обеспечивая при этом контакт графитовых блоков с наружной поверхностью гильзы.
RU98115525A 1998-08-12 1998-08-12 Способ реконструкции активной зоны уран-графитового реактора RU2147147C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU98115525A RU2147147C1 (ru) 1998-08-12 1998-08-12 Способ реконструкции активной зоны уран-графитового реактора

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU98115525A RU2147147C1 (ru) 1998-08-12 1998-08-12 Способ реконструкции активной зоны уран-графитового реактора

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2147147C1 true RU2147147C1 (ru) 2000-03-27

Family

ID=20209589

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU98115525A RU2147147C1 (ru) 1998-08-12 1998-08-12 Способ реконструкции активной зоны уран-графитового реактора

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2147147C1 (ru)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2695107C1 (ru) * 2018-12-06 2019-07-19 Российская Федерация, от лица которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Способ выполнения технологического проема для осуществления демонтажа графитовой кладки остановленного уран-графитового реактора
RU2756175C1 (ru) * 2020-03-30 2021-09-28 Акционерное Общество "Государственный Научный Центр Российской Федерации Троицкий Институт Инновационных И Термоядерных Исследований" Роботизированный лазерный комплекс и способ демонтажа металлоконструкций аэс

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2695107C1 (ru) * 2018-12-06 2019-07-19 Российская Федерация, от лица которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Способ выполнения технологического проема для осуществления демонтажа графитовой кладки остановленного уран-графитового реактора
RU2756175C1 (ru) * 2020-03-30 2021-09-28 Акционерное Общество "Государственный Научный Центр Российской Федерации Троицкий Институт Инновационных И Термоядерных Исследований" Роботизированный лазерный комплекс и способ демонтажа металлоконструкций аэс

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2010116244A (ru) Ядерный реактор, в частности, бассейнового типа с топливными элементами новой концепции
JPH0437394B2 (ru)
RU2147147C1 (ru) Способ реконструкции активной зоны уран-графитового реактора
CN106002095A (zh) 高温气冷堆竖井井口预埋件制作和安装的方法及辅助装置
KR960035663A (ko) 파손된 연료봉 및 파손된 스페이서를 구비한 핵 연료봉 조립체를 보수하는 방법
GB1210184A (en) Gas-cooled nuclear reactors
CN114309016B (zh) 一种用于建筑主体的保温填充物加工设备
CN107737790A (zh) 一种垃圾粉碎装置
US4650642A (en) Heat dissipating nuclear reactor with metal liner
KR102244627B1 (ko) 원자로의 해체 방법
US3965359A (en) Irradiation plant having a common closure
CN103733266B (zh) 用于使用竖直腔处理熔融的核反应堆燃料棒的设备
CN106241809A (zh) 电石生产成套设备
CN1025259C (zh) 放射性废物贮存器
CN211725917U (zh) 一种建筑工程用混凝土粉碎机
CN212798520U (zh) 一种煤废渣提炼的预处理装置
US3359175A (en) Nuclear reactor
CN209968388U (zh) 一种光催化反应器
CN212150852U (zh) 一种茶叶发酵的排料结构
CN215232775U (zh) 一种用于立式氟化反应器除尘器过滤管的保护装置
JP3222597B2 (ja) 原子炉格納容器内のコンクリート構造物
SU838079A1 (ru) Способ монтажа изотермическихСфЕРичЕСКиХ РЕзЕРВуАРОВ
CN217304410U (zh) 一种火电厂燃料取样装置
JPS62291600A (ja) 原子炉設備の湿式解体方法
RU2029997C1 (ru) Способ ремонта кладки активной зоны ядерного уран-графитового реактора

Legal Events

Date Code Title Description
PD4A Correction of name of patent owner