RU2154864C1 - Method for removing defective spent fuel assemblies - Google Patents
Method for removing defective spent fuel assemblies Download PDFInfo
- Publication number
- RU2154864C1 RU2154864C1 RU99117049/02A RU99117049A RU2154864C1 RU 2154864 C1 RU2154864 C1 RU 2154864C1 RU 99117049/02 A RU99117049/02 A RU 99117049/02A RU 99117049 A RU99117049 A RU 99117049A RU 2154864 C1 RU2154864 C1 RU 2154864C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- tube plate
- plate
- defective
- case
- boxes
- 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
Abstract
Description
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к методам обращения с радиоактивными отходами, и может быть использовано при демонтаже дефектных отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС), находящихся во временных хранилищах. The invention relates to the field of nuclear energy, in particular to methods for radioactive waste management, and can be used to dismantle defective spent fuel assemblies (SFA) located in temporary storage facilities.
В настоящее время во временных хранилищах отработавшего ядерного топлива, размещенных, например, на плавучих технических базах (ПТБ), находится большое количество ОТВС, подлежащих демонтажу для их дальнейшей утилизации. Currently, in the temporary storage facilities for spent nuclear fuel located, for example, at floating technical bases (PTB), there are a large number of SFAs that must be dismantled for their further disposal.
По различным технологическим причинам многие ОТВС, находящиеся в специальных пеналах и чехлах, повреждены (изогнуты или застряли в пеналах) и из хранилища штатным способом не извлекаются. Поэтому использование традиционных способов обращения с отработавшим ядерным топливом, включающих захват ОТВС, втягивание ее в перегрузочный контейнер и дальнейшее транспортирование на переработку, не обеспечивает демонтаж дефектных ОТВС. Это явление связано с тем, что при длительном хранении в ОТВС появляются различные дефекты: нарушение герметичности оболочек топливных элементов, распухание оболочек ОТВС, коррозия узлов крепления ОТВС в хранилище, механическое разрушение и изменение положения ОТВС. Вытягивание ОТВС с подобными дефектами приводит к их разрушению и неконтролируемому выделению в окружающую среду радиоактивных веществ и снижает радиационную безопасность для обслуживающего персонала и окружающей среды. For various technological reasons, many SFAs located in special cases and cases are damaged (bent or stuck in cases) and are not removed from the storage in a regular way. Therefore, the use of traditional methods for handling spent nuclear fuel, including the capture of SFAs, drawing it into a transfer container and further transportation for reprocessing, does not ensure the dismantling of defective SFAs. This phenomenon is due to the fact that during long-term storage in the SFA various defects appear: a violation of the tightness of the shells of the fuel elements, swelling of the SFA shells, corrosion of the attachment points of the SFA in the storage, mechanical destruction and repositioning of the SFA. Extraction of SFAs with similar defects leads to their destruction and uncontrolled release of radioactive substances into the environment and reduces radiation safety for staff and the environment.
Известны способ и устройство для извлечения деформированного топливного стержня из корпуса блока для поддержания давления водо-водяного реактора (патент США N 5139732, G 21 C 17/17, 1992 ), позволяющие производить дистанционно управляемое разрезание топливного стержня внутри упомянутого корпуса. Удаление частей расчлененного стержня производят через люк доступа, а, по меньшей мере, одну часть стержня удаляют выдергиванием за конец, расположенный снаружи проходной гильзы. A known method and device for extracting a deformed fuel rod from the casing of the block to maintain the pressure of the pressurized water reactor (US patent N 5139732, G 21 C 17/17, 1992), allowing for remotely controlled cutting of the fuel rod inside the casing. The parts of the dismembered rod are removed through the access hatch, and at least one part of the rod is removed by pulling at the end located outside the passage sleeve.
Однако описанный способ предназначен для демонтажа стержней, установленных в дистанционирующих решетках, и не может быть применен для топливных элементов, расположенных в индивидуальных пеналах. Кроме того, расчленение топливных стержней может привести к выходу радиоактивных продуктов в окружающую среду и снизить радиационную безопасность. However, the described method is intended for the dismantling of rods installed in the spacer grids, and cannot be applied to fuel cells located in individual canisters. In addition, dismemberment of fuel rods can lead to the release of radioactive products into the environment and reduce radiation safety.
Известен способ демонтажа дефектных ОТВС, расположенных в индивидуальных пеналах в хранилищах ПТБ. Этот способ является наиболее близким к заявляемому и описан в статье "Плавучее хранилище "Лепсе" (журнал "Атомная техника за рубежом", 1997, N 3, с. 20-21). There is a method of dismantling defective SFA located in individual canisters in the storage facilities of the PTB. This method is the closest to the claimed one and is described in the article "Lepse Floating Storage" (Nuclear Technology Abroad Magazine, 1997,
Согласно упомянутому способу удаляют защитную пробку загрузочного отверстия поворотной плиты, вращая поворотную плиту, центрируют это отверстие относительно пенала с ОТВС, оценивают состояние верхних частей ОТВС. В дальнейшем, по одному из вариантов, удаляют поворотную плиту для обеспечения доступа к ОТВС и затем пеналы удаляют целиком с помощью дистанционно управляемых средств демонтажа. According to the aforementioned method, the protective plug of the loading hole of the rotary plate is removed by rotating the rotary plate, the hole is centered relative to the case with the SFA, the condition of the upper parts of the SFA is evaluated. Further, according to one of the options, the rotary plate is removed to provide access to the SFA, and then the canisters are removed entirely using remotely controlled dismantling means.
Описанный способ предусматривает извлечение пеналов после удаления поворотной плиты, которая имеет большие габариты и массу. Удаление ее трудоемко и потребует значительных трудозатрат. Кроме того, после удаления поворотной плиты открывается доступ ко всем ОТВС, в том числе с различными дефектами. При этом возможен выход в окружающую среду радиоактивных продуктов. Для поддержания радиационной безопасности требуется максимально быстрое удаление всех пеналов с дефектными ОТВС, что не всегда возможно, и использование дистанционных средств демонтажа. The described method involves the removal of pencil cases after removing the rotary plate, which has large dimensions and weight. Removing it is time consuming and will require considerable labor. In addition, after removing the turntable, access to all SFAs, including those with various defects, is opened. In this case, the release of radioactive products into the environment is possible. To maintain radiation safety, it is required to remove as quickly as possible all the canisters with defective SFA, which is not always possible, and the use of remote dismantling tools.
Задачей настоящего изобретения является создание эффективного и безопасного способа демонтажа дефектных ОТВС из хранилищ ПТБ. An object of the present invention is to provide an efficient and safe method for dismantling defective SFAs from a storage facility.
Техническим результатом при осуществлении изобретения является уменьшение выхода радиоактивных продуктов в окружающую среду при перегрузке дефектных ОТВС из временных хранилищ в контейнер за счет исключения операции удаления поворотной плиты и обеспечение удаления пенала с дефектной ОТВС целиком, без нарушения его целостности. The technical result in the implementation of the invention is to reduce the release of radioactive products into the environment during the transshipment of defective SFAs from temporary storage facilities to the container by eliminating the operation of removing the rotary plate and ensuring the removal of the entire case from the defective SFA without violating its integrity.
Указанный технический результат достигается за счет того, что в предлагаемом способе демонтажа дефектных ОТВС из временных хранилищ, расположенных на ПТБ, удаляют защитную пробку загрузочного отверстия поворотной плиты, стыкующегося с дефектной ОТВС, а затем, вращая поворотную плиту, центрируют это отверстие относительно пенала с дефектной ОТВС и удаляют эту ОТВС вместе с пеналом через загрузочное отверстие. Однако удалению пенала будет препятствовать сварка, которой он приварен к проходной втулке, а втулка - к трубной доске. Поэтому для удаления пенала вырезают через загрузочное отверстие в теле трубной доски и во фланце проходной втулки кольцеобразную проточку, внутренний диаметр которой незначительно больше наружного диаметра проходной втулки. Превышение внутреннего диаметра проточки над наружным диаметром проходной втулки необходимо для предотвращения провала пенала с ОТВС внутрь бака хранилища после проведения операции проточки. Глубина этой проточки должна превышать провар в трубной доске. The specified technical result is achieved due to the fact that in the proposed method for dismantling defective SFAs from temporary storage facilities located on the PTB, the protective plug of the loading hole of the rotary plate that is joined to the defective SFA is removed, and then, rotating the rotary plate, center this hole relative to the case with the defective SFA and remove this SFA together with the pencil case through the loading hole. However, the removal of the pencil case will be hindered by welding, which it is welded to the bushing, and the sleeve to the tube plate. Therefore, to remove the case, an annular groove is cut out through the loading hole in the body of the tube plate and in the flange of the bushing, the inner diameter of which is slightly larger than the outer diameter of the bushing. The excess of the inner diameter of the groove over the outer diameter of the bushing is necessary to prevent the failure of the canister with the SFA inside the storage tank after the grooving operation. The depth of this groove should exceed the penetration in the tube plate.
После этого захватывают пенал за технологические пазы, имеющиеся в его верхней части, и извлекают пенал с дефектной ОТВС через упомянутое загрузочное отверстие и далее проводят штатные операции по утилизации этой ОТВС. After that, a pencil case is grabbed by the technological grooves located in its upper part, and a pencil case with a defective SFA is removed through the aforementioned loading hole, and then regular operations are carried out to dispose of this SFA.
Операция вырезания кольцевой проточки, захват и извлечение пенала через загрузочное отверстие позволяет осуществлять демонтаж дефектных ОТВС из временных хранилищ без нарушения целостности пеналов и без удаления поворотной плиты. The operation of cutting an annular groove, capturing and removing a canister through a loading hole allows the dismantling of defective SFAs from temporary storage without violating the integrity of the canisters and without removing the turntable.
Исключение операции удаления поворотной плиты существенно упрощает способ, так как в этом случае не требуется применения мощных грузоподъемных устройств. The exclusion of the operation of removing the rotary plate greatly simplifies the method, since in this case the use of powerful lifting devices is not required.
Кроме того, при извлечении одной дефектной ОТВС через загрузочное отверстие все остальные пеналы с ОТВС закрыты поворотной плитой, что значительно уменьшает выход радиоактивных продуктов и тем самым гарантирует радиационную и экологическую безопасность техпроцесса демонтажа ОТВС. In addition, when removing one defective SFA through the loading hole, all other canisters with SFA are closed by a rotary plate, which significantly reduces the yield of radioactive products and thereby guarantees the radiation and environmental safety of the SFA dismantling process.
Изобретение поясняется следующими чертежами:
фиг. 1 - общий вид хранилища;
фиг. 2 - разрез хранилища по А-А;
фиг. 3 - схема вырезки кольцеобразной проточки;
фиг. 4 - установка базового контейнера и захват пенала.The invention is illustrated by the following drawings:
FIG. 1 - general view of the storage;
FIG. 2 - section of the storage along AA;
FIG. 3 is a diagram of a notch annular groove;
FIG. 4 - installation of the base container and the capture of the pencil case.
Хранилище состоит из следующих основных частей (фиг. 1): бака 1, трубной доски 2, поворотной плиты 3, защитной пробки 4, загрузочного отверстия 5 в поворотной плите 3, пенала 6, в котором установлена ОТВС 7, проходной втулки 8. Фланец втулки 8 приварен к трубной доске 2 и к пеналу 6, содержащему ОТВС 7. Для установки в определенном положении поворотной плиты 2 имеется фиксатор 9. The storage consists of the following main parts (Fig. 1):
Все пеналы в трубной доске расположены по концентрическим окружностям (фиг. 2). Для каждой окружности предусмотрено по одному загрузочному отверстию 5, закрытому защитной пробкой 4. All cases in the tube plate are located on concentric circles (Fig. 2). For each circumference, one
Предлагаемый способ может быть осуществлен следующим образом. The proposed method can be implemented as follows.
Из загрузочного отверстия 5, стыкующегося с дефектной ОТВС 7, извлекают защитную пробку 4. Вращением поворотной плиты 3 центрируют загрузочное отверстие 5 относительно пенала 6 с дефектной ОТВС 7. Проверка этого совмещения может быть осуществлена с помощью калибра. В установленном положении поворотную плиту закрепляют фиксатором 9. A protective plug 4 is removed from the
Затем вырезают кольцевую проточку. Операция вырезания может быть произведена, например, посредством кольцевого сверла 10, закрепленного в шпиндельном блоке 11 (фиг. 3). Вращение шпиндельного блока 11 обеспечивает силовой блок, представляющий собой электродвигатель с механизмами подачи и привода шпинделя (на чертеже не показаны). При этом корпус шпиндельного блока 11, проходя через загрузочное отверстие 5, выполняет роль калибра для центрирования относительно него кольцевого сверла 10. Устанавливают режущий инструмент и опускают его в зону проточки через загрузочное отверстие 5. An annular groove is then cut out. The cutting operation can be performed, for example, by means of an
Вырезание кольцеобразной проточки 12 в теле трубной доски 2 и фланца проходной втулки 8 производят таким образом, чтобы внутренний диаметр проточки незначительно превышал наружный диаметр втулки 8 для предотвращения провала пенала 6 в бак 1 хранилища. Глубина проточки должна превышать глубину провара в трубной доске 2. Глубину провара определяют известным способом. The cutting of the
Таким образом, после проточки пенал 6 удерживается в прежнем положении за счет оставшейся части фланца, опирающейся на перемычку между кольцевой проточкой 12 и проходной втулкой 8. Металл, вырезаемый из кольцевой проточки 12, обозначен двойной штриховкой (фиг. 3). Thus, after the groove, the
Извлечение пенала 6 производят следующим образом. В загрузочное отверстие 5 поворотной плиты 3 устанавливают штатное оборудование: поддон 13 и устанавливаемый на нем контейнер 14. Поддон 13 является центрирующим устройством для контейнера 14. Зажимом 15 контейнера 14 захватывают пенал 6 с дефектной ОТВС 7 за технологические пазы, имеющиеся в его верхней части, и с помощью привода контейнера 14 втягивают пенал 6 вместе с проходной втулкой 8 в контейнер 14 через загрузочное отверстие 5. Ходовая посадка, по которой установлена проходная втулка 8 в трубной доске, не препятствует вытягиванию пенала 6 в контейнер 14. Removing the
В случае образования окалины между проходной втулкой 8 и трубной доской 2, когда с помощью зажима 15 контейнера 14 извлечь пенал 6 не удается, производят отрыв пенала 6 от трубной доски 2 с помощью гидравлического домкрата, снабженного захватом. In the case of the formation of scale between the
Домкрат устанавливают также в загрузочное отверстие 5. Захват домкрата зацепляет пенал 6 за технологические пазы в его верхней части. В домкрате создают гидравлическое давление, поршень домкрата, связанный с захватом, перемещается вверх, при этом происходит отрыв пенала 6 от трубной доски 2. The jack is also installed in the
При большом количестве дефектных ОТВС в хранилище или необходимости удаления из хранилища всех ОТВС работу по их демонтажу производят циклами. Вначале, вращая и фиксируя поворотную плиту 3, по очереди вырезают кольцевые проточки 12 вокруг каждого пенала 6 с ОТВС 7. Затем, также вращая и фиксируя поворотную плиту 3, производят, при необходимости, отрыв пеналов с помощью гидравлического домкрата с захватом и затем извлекают пеналы втягиванием их в штатные контейнеры. With a large number of defective SFAs in the repository or the need to remove all SFAs from the repository, the work of dismantling them is performed in cycles. First, by rotating and fixing the
Claims (1)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU99117049/02A RU2154864C1 (en) | 1999-08-04 | 1999-08-04 | Method for removing defective spent fuel assemblies |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU99117049/02A RU2154864C1 (en) | 1999-08-04 | 1999-08-04 | Method for removing defective spent fuel assemblies |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2154864C1 true RU2154864C1 (en) | 2000-08-20 |
Family
ID=20223503
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU99117049/02A RU2154864C1 (en) | 1999-08-04 | 1999-08-04 | Method for removing defective spent fuel assemblies |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2154864C1 (en) |
Cited By (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2501104C1 (en) * | 2012-10-30 | 2013-12-10 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Apparatus for cutting casing with spent nuclear fuel in storage cell |
RU2619581C1 (en) * | 2016-03-04 | 2017-05-17 | Акционерное общество "Научно-исследовательское проектно-технологическое бюро "Онега" | Method for dismantling the cover of the steam generator of a nuclear energy installation |
RU2695808C1 (en) * | 2018-12-24 | 2019-07-29 | Акционерное общество "Научно-исследовательский и конструкторский институт монтажной технологии - Атомстрой" (АО "НИКИМТ-Атомстрой") | Method of unloading and dehydration of cases with defective spent fuel assemblies |
RU2713916C1 (en) * | 2019-05-27 | 2020-02-11 | Акционерное общество "Центр технологии судостроения и судоремонта" (АО "ЦТСС") | Method for transfer of spent rods of control and protection from off-duty covers for spent fuel assemblies |
RU2739902C1 (en) * | 2020-06-16 | 2020-12-29 | Акционерное общество "Центр технологии судостроения и судоремонта" (АО "ЦТСС") | Method and device for straightening and covering of deformed by length spent defective control and protection rods |
RU2772524C1 (en) * | 2021-09-27 | 2022-05-23 | Общество с ограниченной ответственностью «Александра-Плюс» | Method for extracting spent fuel assemblies stuck in the cells of the cover |
-
1999
- 1999-08-04 RU RU99117049/02A patent/RU2154864C1/en not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
Атомная техника за рубежом. - Атомная энергия, 1997, N 3, с.21, 22. * |
Cited By (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2501104C1 (en) * | 2012-10-30 | 2013-12-10 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Apparatus for cutting casing with spent nuclear fuel in storage cell |
RU2619581C1 (en) * | 2016-03-04 | 2017-05-17 | Акционерное общество "Научно-исследовательское проектно-технологическое бюро "Онега" | Method for dismantling the cover of the steam generator of a nuclear energy installation |
RU2695808C1 (en) * | 2018-12-24 | 2019-07-29 | Акционерное общество "Научно-исследовательский и конструкторский институт монтажной технологии - Атомстрой" (АО "НИКИМТ-Атомстрой") | Method of unloading and dehydration of cases with defective spent fuel assemblies |
RU2713916C1 (en) * | 2019-05-27 | 2020-02-11 | Акционерное общество "Центр технологии судостроения и судоремонта" (АО "ЦТСС") | Method for transfer of spent rods of control and protection from off-duty covers for spent fuel assemblies |
RU2739902C1 (en) * | 2020-06-16 | 2020-12-29 | Акционерное общество "Центр технологии судостроения и судоремонта" (АО "ЦТСС") | Method and device for straightening and covering of deformed by length spent defective control and protection rods |
RU2772524C1 (en) * | 2021-09-27 | 2022-05-23 | Общество с ограниченной ответственностью «Александра-Плюс» | Method for extracting spent fuel assemblies stuck in the cells of the cover |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US4522780A (en) | Removal and replacement of fuel rods in nuclear fuel assembly | |
US4656734A (en) | Apparatus for replacement of guide pins of a guiding tube forming part of the top internal equipment of a pressurized water nuclear reactor | |
US3838289A (en) | Radioactive waste filter removal system | |
RU2154864C1 (en) | Method for removing defective spent fuel assemblies | |
JP2013242322A (en) | Device for transportation of nuclear fuel and method for loading/unloading the device | |
US4428903A (en) | Fuel rod fission gas crimping arrangement and method | |
RU2253158C1 (en) | Method for dismounting spent defective fuel assemblies | |
US5087411A (en) | Device and process for underwater recovery and elimination of radioactive waste | |
RU2287194C1 (en) | Method for dismounting defective spent fuel assemblies | |
JP2007248186A (en) | Fixing structure of cask | |
CN109727697B (en) | High-radioactivity waste receiving device | |
RU2353009C2 (en) | Method of pipes extraction and associated device | |
KR102595144B1 (en) | Systems and methods for volume reduction of nuclear reactor components | |
US20210296017A1 (en) | Method of removing nuclear power plant radioactivation structure | |
JPS643105Y2 (en) | ||
RU2695808C1 (en) | Method of unloading and dehydration of cases with defective spent fuel assemblies | |
RU2400847C1 (en) | Method for removing caissons from storage warehouse of nuclear process service vessels with defective sfa off-normally arranged in them | |
JPH1020086A (en) | Radioactive waste disposing container | |
RU2739902C1 (en) | Method and device for straightening and covering of deformed by length spent defective control and protection rods | |
RU2080665C1 (en) | Method for laying out two-beam fuel assembly of nuclear reactor and layout device which implements said method | |
RU2713916C1 (en) | Method for transfer of spent rods of control and protection from off-duty covers for spent fuel assemblies | |
JP6230964B2 (en) | Fuel debris retrieval device and fuel debris retrieval method | |
KR101946633B1 (en) | Jig for charging nuclear fuel rod | |
Painter et al. | Design and operation of a dry spent fuel storage installation | |
Boya et al. | Treatment of Uranium Slugs at the CEA Marcoule site–12026 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20080805 |