RU2229177C2

RU2229177C2 - Method and process line for removing cladding from fuel element

Info

Publication number: RU2229177C2
Application number: RU2002112413A
Authority: RU
Inventors: В.В. Рожков (RU); В.В. Рожков; И.Г. Чапаев (RU); И.Г. Чапаев; В.И. Батуев (RU); В.И. Батуев; Е.И. Авдеев (RU); Е.И. Авдеев; Е.А. Филиппов (RU); Е.А. Филиппов; А.М. Лузин (RU); А.М. Лузин; А.В. Струков (RU); А.В. Струков
Original assignee: Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов"
Priority date: 2002-05-08
Filing date: 2002-05-08
Publication date: 2004-05-20

Abstract

FIELD: nuclear power engineering; manufacture of fuel elements for fuel assemblies of nuclear power reactors. SUBSTANCE: method includes sorting of rejected fuel elements according to kinds of damage, selection of VVER-1000 reactor fuel elements with claddings meeting cladding requirements, cladding heating in boundary between end of pellet stack and pellet hold-down means to temperature sufficient for cladding destruction at point of heating by internal helium pressure including expansion of rupture point with cladding arranged at angle of 45-55 deg. to horizontal axis; pellets are sorted out; those serviceable are set for reuse and rejected pellets, for recovery; upon extraction of pellets cladding is cut to size of fuel element cladding for VVER-440 reactor and sent for charging; remaining claddings are cut to metered blanks and washed out in nitric solution. Cladding heating line mechanism and cladding destruction line mechanism are integrated into electric-arc cutting unit that has water-cooled electrodes of fuel element cladding clamp disposed on pneumatic cylinder rod; mechanism for extracting pellets from cladding through cut-off part is made in the form of fuel element turner with cutoff end down; in addition line is provided with mechanism for cutting VVER fuel element cladding to size of VVER-440 reactor fuel element cladding and into metered blanks; pulsating reactor for washing metered blanks in screen-type container, entire line being disposed in glove box provided with fuel- receiving pressurized unit in the form of revolving shaft with fuel-element receiving slots; transport means for passing fuel elements through glove box from one mechanism to other; prechamber for removing washed-out metered blanks; pulsating reactor outlet solution filter with collecting tanks and gas-cleaning system. EFFECT: provision for reusing fuel pellets in charging fuel elements of reactors and for manufacturing new ones. 1 cl, 8 dwg

Description

Изобретения относятся к ядерной энергетике и могут найти применение на предприятиях изготовления тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), сборки их в тепловыделяющие сборки (ТВС) для водо-водяных энергетических ядерных реакторов (ВВЭР) 440, 1000, а более конкретно при удалении оболочки с бракованного ТВЭЛа ядерного реактора, преимущественно водо-водяного типа, содержащего размещенное в газосборнике продуктов деления средство для поджатия топливного столба в виде цилиндрической пружины (см. патент Российской Федерации № 2150150, MПK 7 G 21 C 3/8 от 03.11.1998). В процессе изготовления ТВЭЛа стержневого типа для ядерного реактора ВВЭР-440, имеющего длину ~2,5 м, и для ядерного реактора ВВЭР-1000, имеющего длину ~4,0 м, и сборки ТВЭЛ в ТВС предусмотрен контроль ТВЭЛов, при котором не исключено выявление окончательного брака ТВЭЛов и вывод их из технологического процесса. Различаются виды брака ТВЭЛ по несоответствию оболочки требованиям, предъявляемым к оболочкам ТВЭЛ, и несоответствию требованиям, предъявляемым к столбу топливных таблеток и средству для поджатия столба топливных таблеток внутри оболочки ТВЭЛа, а также по давлению гелия внутри оболочки ТВЭЛа. Давление гелия в ТВЭЛах реакторов с водой под давлением составляет 25-30 кгс/см² (см. Разработка производства и эксплуатация ТВЭЛ энергетических реакторов. Книга 2 под редакцией Ф.Г. Решетникова. М.: Энергоатомиздат, 1995, с.286).The invention relates to nuclear energy and can be used in enterprises manufacturing fuel elements (fuel elements), assembling them in fuel assemblies (fuel assemblies) for water-cooled nuclear power reactors (VVER) 440, 1000, and more specifically when removing the shell from a defective nuclear fuel element a reactor, mainly a water-water type, containing a means for compressing the fuel column in the form of a coil spring placed in the fission product gas collector (see Russian Federation Patent No. 2150150, MPK 7 G 21 C 3/8 of November 3, 1998). In the process of manufacturing a rod type fuel rod for a VVER-440 nuclear reactor having a length of ~ 2.5 m, and for a VVER-1000 nuclear reactor having a length of ~ 4.0 m, and assembling a fuel rod in a fuel assembly, the control of fuel elements is provided, in which it is possible identification of the final marriage of fuel elements and their removal from the process. The types of fuel elements are distinguished by the mismatch of the casing with the requirements for the fuel casing, and the mismatch with the requirements for the column of fuel pellets and the means for compressing the column of fuel pills inside the fuel casing, as well as the pressure of helium inside the fuel casing. The helium pressure in fuel elements of pressure water reactors is 25-30 kgf / cm ² (see Development of production and operation of fuel elements of power reactors. Book 2 edited by FG Reshetnikov. M: Energoatomizdat, 1995, p.286).

Наиболее близким по техническим условиям и достигаемому эффекту является способ удаления оболочки с бракованного стержневого ТВЭЛа, состоящего из трубчатой оболочки и размещенного в ней столба топливных таблеток ядерного топлива, включающий нагрев оболочки ТВЭЛа, по крайней мере, до температуры пластичности оболочки и извлечение ядерного топлива через торцевую часть оболочки (см. патент Японии JP 6031800 В4 от 26.01.87, опубликован 27.04.94, МПК G 21 C 19/37. Способ удаления оболочки с отработавших стержневых ТВЭЛов).The closest in technical specifications and the achieved effect is a method of removing the shell from a defective rod fuel rod, consisting of a tubular shell and a column of fuel pellets of nuclear fuel placed in it, including heating the fuel rod shell at least to the ductility temperature of the shell and extracting the nuclear fuel through the end part of the cladding (see Japanese patent JP 6031800 B4 dated 01/26/87, published 04/27/94, IPC G 21 C 19/37. Method for removing the cladding from spent rod fuel elements).

В способе-прототипе разрушение оболочки осуществляют путем пропускания ее между двумя обжимными вальцами, сплющивания с разрушением находящегося внутри ядерного топлива, извлечением его через торцевые части оболочки. При этом полного извлечения разрушенного ядерного топлива из сплющенной оболочки не достигается, так как ядерное топливо по бокам сплющенной оболочки ТВЭЛа будет зажато сплющенной оболочкой и потребуются химические методы извлечения диоксида урана растворением последнего. Разрушение оболочки сплющиванием с разрушением ядерного топлива (топливных таблеток) лишает возможности использования в дальнейшем оболочек и таблеток ядерного топлива.In the prototype method, the destruction of the shell is carried out by passing it between two crimping rollers, flattening with the destruction of the nuclear fuel inside, removing it through the end parts of the shell. In this case, the complete extraction of the destroyed nuclear fuel from the flattened shell is not achieved, since the nuclear fuel on the sides of the flattened shell of the fuel rod will be clamped by the flattened shell and chemical methods for extracting uranium dioxide by dissolving the latter will be required. The destruction of the shell by flattening with the destruction of nuclear fuel (fuel pellets) makes it impossible to use shells and tablets of nuclear fuel in the future.

Наиболее близким по технической сущности и достигаемому эффекту является линия удаления оболочки с бракованного стержневого тепловыделяющего элемента, состоящего из трубчатой оболочки и размещенного в ней столба таблеток ядерного топлива, включающая механизм нагрева оболочки, механизм разрушения оболочки и механизм извлечения ядерного топлива из оболочки через торцевые части оболочки (см. патент Японии JP 60318004 от 26.01.87, опубл. 27.04.94, МПК G 21 С 19/37). В линии-прототипе ТВЭЛы полностью нагревают, по крайней мере, до температуры восстановления пластичности оболочек, затем путем пропускания между двумя обжимными вальцами сплющивают их, разрушая находящееся внутри ядерное топливо, и извлекают разрушенное топливо через торцевые части оболочки. При этом полное извлечение разрушенного ядерного топлива из сплющенной оболочки не достигается, так как ядерное топливо по бокам сплющенной оболочки ТВЭЛа будет зажато сплющенной оболочкой и потребуется растворение и перевод ядерного топлива в жидкое состояние для его удаления из оболочки. Разрушение оболочки сплющиванием с разрушением топливных таблеток лишает возможности использования их повторно.The closest in technical essence and the achieved effect is the line for removing the shell from the defective rod fuel element, consisting of a tubular shell and a column of nuclear fuel pellets placed in it, including a shell heating mechanism, a shell destruction mechanism and a mechanism for extracting nuclear fuel from the shell through the end parts of the shell (see Japan patent JP 60318004 from 01.26.87, publ. 04/27/94, IPC G 21 C 19/37). In the prototype line, the fuel rods are completely heated, at least to the temperature of restoration of the plasticity of the shells, then they are flattened by passing between two crimping rollers, destroying the nuclear fuel inside, and the destroyed fuel is extracted through the end parts of the shell. In this case, the complete extraction of the destroyed nuclear fuel from the flattened shell is not achieved, since the nuclear fuel on the sides of the flattened shell of the fuel rod will be clamped by the flattened shell and it will be necessary to dissolve and transfer the nuclear fuel to a liquid state to remove it from the shell. The destruction of the shell by flattening with the destruction of the fuel pellets makes it impossible to reuse them.

Технической задачей изобретения является снижение трудозатрат за счет повторного использования таблеток ядерного топлива при снаряжении новых ТВЭЛ и оболочек ТВЭЛ ВВЭР-1000 для изготовления новых ТВЭЛ ВВЭР-440.An object of the invention is to reduce labor costs by reusing tablets of nuclear fuel when equipping new fuel elements and shells of the VVER-1000 fuel elements for the manufacture of new VVER-440 fuel elements.

Эта техническая задача решается тем, что в способе удаления оболочки с ТВЭЛа, состоящего из трубчатой оболочки и размещенного в ней столба таблеток ядерного топлива под давлением гелия со средством поджатия, включающем нагрев оболочки ТВЭЛа, разрушение оболочки и извлечение ядерного топлива; согласно изобретению проводят сортировку бракованных ТВЭЛ по видам брака, отбирают ТВЭЛы ВВЭР-1000 с оболочками, соответствующими требованиям, предъявляемым к оболочкам ТВЭЛ, нагрев оболочки ТВЭЛа осуществляют на границе между концом столба таблеток ядерного топлива и средством их поджатия до температуры, достаточной для разрушения оболочки в месте нагрева внутренним давлением гелия с уширением места разрыва, извлечение таблеток ядерного топлива из оболочки через место разрыва осуществляют при расположении оболочки под углом 45-55° к горизонтальной оси, таблетки ядерного топлива подвергают сортировке, годные таблетки ядерного топлива направляют на повторное снаряжение ТВЭЛ, бракованные таблетки ядерного топлива - на термическое окисление в закись-окись урана, оболочку после извлечения из нее таблеток ядерного топлива подвергают резке в размер оболочки для ТВЭЛа ВВЭР-440 и направляют на снаряжение ТВЭЛ ВВЭР-440, а остальные оболочки, не соответствующие требованиям, предъявляемым к оболочкам ТВЭЛ, подвергают резке на мерные заготовки и отмывке в азотнокислом растворе.This technical problem is solved in that in a method for removing a cladding from a fuel rod, consisting of a tubular shell and a column of nuclear fuel pellets placed therein under helium pressure with a preloading tool including heating the cladding of the fuel rod, breaking the cladding and removing nuclear fuel; according to the invention, sorted defective fuel elements are sorted by type of reject, VVER-1000 fuel elements are selected with the shells that meet the requirements for the fuel element shells, the fuel element shell is heated at the boundary between the end of the column of nuclear fuel pellets and the means of pressing them to a temperature sufficient to destroy the shell in the place of heating with helium internal pressure with the broadening of the rupture site, the extraction of nuclear fuel pellets from the shell through the rupture site is carried out with the shell located at an angle of 45-55 ° to axis, nuclear fuel pellets are sorted, suitable nuclear fuel pellets are sent to re-fuel the fuel rod, defective nuclear fuel pellets are sent to thermal oxidation to uranium oxide, the shell after being removed from the nuclear fuel pellets is cut to the size of the shell for the WWER fuel rod 440 and sent to the equipment of the fuel assemblies VVER-440, and the remaining shells that do not meet the requirements for the shells of the fuel elements are subjected to cutting into measured blanks and washing in a nitric acid solution.

Способ позволяет снизить трудозатраты за счет повторного использования таблеток ядерного топлива и оболочек ВВЭР-1000 для изготовления оболочек меньшей длины ВВЭР-440.The method allows to reduce labor costs due to the reuse of tablets of nuclear fuel and shells of VVER-1000 for the manufacture of shells of shorter length VVER-440.

Эта техническая задача решается тем, что в линии удаления оболочки с бракованного стержневого тепловыделяющего элемента, состоящего из трубчатой оболочки и размещенного в ней столба таблеток ядерного топлива под давлением гелия внутри оболочки, включающей механизм нагрева оболочки, механизм разрушения оболочки и механизм извлечения ядерного топлива из оболочки через торцевую часть оболочки; согласно изобретению механизм нагрева и механизм разрушения оболочки совмещены в агрегат электроконтактной резки, выполненный в виде размещенных на штоке пневмоцилиндра водоохлаждаемых электродов зажима оболочки стержневого тепловыделяющего элемента, механизм извлечения таблеток ядерного топлива из оболочки через отрезанную часть выполнен в виде кантователя оболочки стержневого тепловыделяющего элемента отрезанным концом вниз, линия дополнительно снабжена механизмом отрезки оболочки ВВЭР-1000 после удаления из нее таблеток ядерного топлива в размер оболочки ВВЭР-440 и на мерные заготовки и пульсационным реактором отмывки мерных заготовок в сетчатом контейнере, при этом вся линия размещена в перчаточном боксе, снабженном узлом герметичного ввода в перчаточный бокс стержневых ТВЭЛ в виде поворотного вала с пазами для стержневых ТВЭЛ, транспортным средством проводки их по перчаточному боксу с механизма на механизм, форкамерой вывода отмытых мерных заготовок, фильтром для фильтрации раствора из пульсационного реактора со сборными емкостями и системой газоочистки. Такое выполнение линии позволит снизить трудозатраты за счет повторного использования таблеток ядерного топлива при снаряжении новых ТВЭЛ и оболочек ТВЭЛ ВВЭР-1000 для изготовления новых ТВЭЛ ВВЭР-440, осуществлять эту пылящую операцию в перчаточном боксе, снабженном пылеулавливающей системой.This technical problem is solved in that in the line for removing the shell from the defective rod fuel element, consisting of a tubular shell and a column of nuclear fuel pellets placed therein under helium pressure inside the shell, including a shell heating mechanism, a shell destruction mechanism, and a nuclear fuel extraction mechanism from the shell through the end of the shell; according to the invention, the heating mechanism and the destruction mechanism of the shell are combined into an electric contact cutting unit made in the form of water-cooled electrodes of the clamp of the shell of the rod fuel element placed on the rod of the pneumatic cylinder, the mechanism for extracting nuclear fuel tablets from the shell through the cut part is made in the form of a rotator of the shell of the rod fuel element with the cut end down , the line is additionally equipped with a mechanism for cutting pieces of the VVER-1000 shell after removing nuclear tablets from it fuel to the size of the VVER-440 shell and to measured billets and a pulsation reactor for washing measured billets in a mesh container, while the entire line is placed in a glove box equipped with a hermetic entry into the glove box of rod fuel elements in the form of a rotary shaft with grooves for rod fuel elements, a vehicle for transferring them to the glove box from the mechanism to the mechanism, a prechamber for outputting the washed measuring billets, a filter for filtering the solution from a pulsation reactor with prefabricated tanks and a gas cleaning system. Such a line will reduce labor costs due to the reuse of nuclear fuel pellets when equipping new fuel elements and shells of the VVER-1000 fuel elements for the manufacture of new VVER-440 fuel elements, to carry out this dusty operation in a glove box equipped with a dust removal system.

На чертежах представлена линия удаления оболочки с бракованных стержневых ТВЭЛ, где на фиг.1 - общий вид линии, вид сбоку; на фиг.2 - линия, вид с торца; на фиг.3 - агрегат контактной резки; на фиг.4 - бракованный ТВЭЛ; на фиг.5 - узел герметичного ввода ТВЭЛ вместе с механизмом резки; на фиг.6 - пульсационный реактор; на фиг.7 - кантователь; на фиг.8 - положение оболочки при извлечении таблеток.The drawings show the removal line of the shell from the defective rod fuel elements, where in Fig.1 is a General view of the line, side view; figure 2 - line, end view; figure 3 - unit contact cutting; figure 4 - defective fuel rod; figure 5 - node sealed input fuel elements together with a cutting mechanism; figure 6 - pulsation reactor; Fig.7 - tilter; on Fig - position of the shell when removing the tablets.

Линия удаления оболочки с бракованного стержневого ТВЭЛа, состоящего из трубчатой оболочки 1 и размещенного в ней столба таблеток 2 ядерного топлива и средства 3 их поджатия (фиксатора), включает механизм нагрева оболочки 1, механизм разрушения оболочки 1 и механизм извлечения ядерного топлива из оболочки 1 через торцевую часть оболочки 1.The removal line of the shell from the defective rod fuel rod, consisting of a tubular shell 1 and a column of nuclear fuel pellets 2 and a means 3 of preloading them (clamp) placed in it, includes a heating mechanism for the shell 1, a mechanism for destroying the shell 1 and a mechanism for extracting nuclear fuel from the shell 1 through end part of the shell 1.

Механизм нагрева оболочки 1 и механизм разрушения оболочки 1 совмещены в агрегат 4 контактной резки, выполненный в виде размещенных на штоке 5 пневмоцилиндра 6 водоохлаждаемых электродов 7 зажима оболочки 1 стержневого тепловыделяющего элемента.The heating mechanism of the shell 1 and the destruction mechanism of the shell 1 are combined into a contact cutting unit 4, made in the form of water-cooled electrodes 7 located on the rod 5 of the pneumatic cylinder 6 of the clamp of the shell 1 of the rod fuel element.

Механизм извлечения таблеток 2 ядерного топлива из оболочки 1 через отрезанную часть выполнен в виде кантователя 8 оболочки 1 стержневого тепловыделяющего элемента отрезанным концом вниз. Линия дополнительно снабжена механизмом 9 отрезки оболочки 1 ВВЭР-1000 после удаления из нее таблеток ядерного топлива в размер оболочки ВВЭР-440 и на мерные заготовки 10 и пульсационным реактором 11 отмывки мерных заготовок 10 в сетчатом контейнере 12. Линия размещена в перчаточном боксе 13, снабженном узлом герметичного ввода в перчаточный бокс 13 стержневых тепловыделяющих элементов в виде поворотного вала 14 с пазами 15 для тепловыделяющих элементов, транспортным средством 16 проводки их по перчаточному боксу 13 с механизма на механизм, форкамерой 17 вывода отмытых мерных заготовок 10, фильтром для фильтрации раствора (не показан) из пульсационного реактора 11 со сборными емкостями (не показаны) и системой газоочистки (не показана). Узел герметичного ввода стержневых тепловыделяющих элементов снабжен наклонным столом 18 под углом 5-7° к горизонтальной оси с ложементом 19 и отсекателем 20 поштучной подачи стержневых тепловыделяющих элементов в перчаточный бокс 13. Под таким же углом 5-7° внутри бокса имеется наклонный стол 21 подачи на ложемент 22 агрегата 4 электроконтактной резки, на кантователь 8 и наклонный стол 23 подачи на транспортное средство 16 - рольганг.The mechanism for extracting tablets 2 of nuclear fuel from the shell 1 through the cut part is made in the form of a tilter 8 of the shell 1 of the rod fuel element with the cut end down. The line is additionally equipped with a mechanism 9 segments of the shell 1 of the VVER-1000 after removing the nuclear fuel pellets from it to the size of the shell of the VVER-440 and measuring billets 10 and a pulsation reactor 11 washing measured billets 10 in the mesh container 12. The line is placed in a glove box 13, equipped node tight entry into the glove box 13 of the rod fuel elements in the form of a rotary shaft 14 with grooves 15 for fuel elements, a vehicle 16 of their passage through the glove box 13 from the mechanism to the mechanism, camera 17 O laundered dimensional preforms 10, a filter for filtration of the solution (not shown) of the pulsation reactor 11 with a collecting tank (not shown) and a gas treatment system (not shown). The hermetic input node of the rod fuel elements is equipped with an inclined table 18 at an angle of 5-7 ° to the horizontal axis with the lodgement 19 and a cut-off device 20 for supplying rod fuel elements to the glove box 13. At the same angle 5-7 ° inside the box there is an inclined table 21 for supply on the cradle 22 of the electrical contact cutting unit 4, on the tilter 8 and the inclined table 23 for feeding the vehicle 16 - a live roll.

Способ осуществляют следующим образом.The method is as follows.

Бракованные ТВЭЛы сортируют по видам брака, т.е. отбирают ТВЭЛы ВВЭР-1000, у которых оболочка 1 соответствует требованиям, предъявляемым к ТВЭЛам.Defective fuel elements are sorted by type of marriage, i.e. VVER-1000 fuel rods are selected, in which cladding 1 meets the requirements for fuel rods.

Бракованный ТВЭЛ из ложемента 19 по наклонному столу 18 через отсекатель 20 поштучной подачи поступает в паз 15 в поворотном валу 14, который, поворачиваясь вокруг своей оси, вводит бракованный ТВЭЛ в перчаточный бокс без нарушения герметичности последнего. В боксе 13 бракованный ТВЭЛ по наклонному столу 21 поступает в ложемент 22, где часть ТВЭЛа со стороны фиксатора 3 отрезается на агрегате контактной резки 4. При этом штоком 5 пневмоцилиндра 6 водоохлаждаемые электроды 7 зажимают оболочку между топливным столбом таблеток 2 и средством 3 поджатия и при нагреве места реза в течение 4-5 с электрическим током силой 150-160 А под действием гелия, находящегося внутри оболочки 1 под давлением 25-30 кгс/см², оболочка 1 в месте реза развивается. Оболочка 1 поступает на кантователь 8, где открытым концом к низу, а другим концом под углом α=45-55° к горизонтальной оси поднимается вверх. Таблетки 2 ядерного топлива высыпаются в тару, сортируются на годные и брак. Угол α=45-55° выбран оптимальным. При угле более 55° возможно разрушение таблеток из-за большой скорости падения, а при угле меньше 45° идет медленное их извлечение. Брак направляют на переработку, а годные таблетки 2 ядерного топлива - на повторное снаряжение новых ТВЭЛ. Оболочка 1 от ТВЭЛа ВВЭР-1000, не имеющая повреждений, поступает на отрезку на механизм 9 в размер “L” оболочки ВВЭР-440, т.е. из 4-метровой трубки получают трубку 2,5 метра и направляют на снаряжение ТВЭЛ ВВЭР-440.The defective fuel rod from the lodgement 19 along the inclined table 18 through the block cutter 20 is fed into the groove 15 in the rotary shaft 14, which, turning around its axis, introduces the defective fuel rod into the glove box without violating the tightness of the latter. In boxing 13, the defective fuel rod on an inclined table 21 enters the lodgement 22, where part of the fuel rod from the retainer 3 is cut off on the contact cutting unit 4. In this case, the rod 5 of the air cylinder 6 water-cooled electrodes 7 clamp the shell between the fuel column of tablets 2 and means 3 preload and heating the place of cut for 4-5 with an electric current of 150-160 A under the action of helium inside the shell 1 under a pressure of 25-30 kgf / cm ² , the shell 1 develops in the place of the cut. The shell 1 enters the tilter 8, where the open end to the bottom, and the other end at an angle α = 45-55 ° to the horizontal axis rises up. Tablets of 2 nuclear fuel are poured into containers, sorted into suitable and defective. The angle α = 45-55 ° is chosen optimal. At an angle of more than 55 °, destruction of the tablets is possible due to the high rate of fall, and at an angle of less than 45 °, they are slowly removed. The marriage is sent for reprocessing, and suitable tablets of 2 nuclear fuels - for re-equipment of new fuel elements. The shell 1 from the VVER-1000 fuel element, which does not have damage, enters the segment 9 of the mechanism “9” to the size “L” of the VVER-440 shell, i.e. a 2.5 meter tube is received from a 4-meter tube and sent to the WWER-440 TVEL equipment.

Оболочки с дефектами режут на мерные заготовки 10, которые загружают в сетчатый контейнер 12 и отмывают в пульсационном реакторе 11. Перемещение по перчаточному боксу 13 трубок осуществляют рольгангом 16 и по наклонным столам 23, 21. Отмытые мерные заготовки 10 из перчаточного бокса 13 выгружают через форкамеру 17 без нарушения герметичности перчаточного бокса 13.Defective shells are cut into measuring blanks 10, which are loaded into a mesh container 12 and washed in a pulsation reactor 11. Moving along the glove box 13 of the tubes is carried out by a roller table 16 and along inclined tables 23, 21. The washed measuring blanks 10 from the glove box 13 are unloaded through a prechamber 17 without breaking the glove box 13.

Claims

1. A method of removing a shell from a fuel element, including heating the shell, destroying the shell and removing nuclear fuel from the shell, characterized in that the defective fuel elements are sorted by type of reject, the fuel elements of the VVER-1000 reactor with suitable shells are selected, and the defective shell is heated fuel elements are carried out at the boundary between the end of the column of nuclear fuel pellets and the means of preloading them to a temperature sufficient to destroy the shell at the point of loading roaring with helium internal pressure with broadening of the place of rupture, extraction of nuclear fuel pellets from the shell through the gap is carried out when the shell is located at an angle of 45-55 ° to the horizontal axis, the tablets are sorted, suitable tablets are sent for re-equipment of fuel elements, defective for processing, the shell of the fuel element for the VVER-1000 reactor after removing the pellets of nuclear fuel is subjected to cutting into the size of the shell of the fuel element for the VVER-440 reactor and sent equipment, and the rest of the shell is subjected to cutting into measured workpieces and washing in a nitric acid solution.

2. A line for implementing a method for removing a shell from a fuel element, including mechanisms for heating and destroying the shell, a mechanism for extracting nuclear fuel pellets from the shell through its end portion, characterized in that the mechanisms for heating and destroying the shell are combined in an electric contact cutting unit made in the form of on the rod of the pneumatic cylinder of the water-cooled electrodes of the clamp of the shell of the fuel element, the mechanism for extracting tablets from the shell through the cut-off part is made in the form of a cant the shell of the fuel element cut off end down, the line is additionally equipped with a mechanism for cutting the shell of the fuel element for the VVER-1000 reactor to the size of the shell of the fuel element VVER-440 and on measuring blanks and a pulsation reactor washing the measured blanks in a mesh container, while the entire line is placed in the glove box a box equipped with a hermetic input unit for fuel elements in the form of a rotary shaft with grooves for fuel elements, a heat transfer vehicle separating elements according to the mechanisms of the glove box, a prechamber for withdrawing washed measured billets, a filter for filtering the solution from a pulsation reactor with prefabricated tanks and a gas purification system.