RU2558379C1 - Способ извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерного реактора - Google Patents
Способ извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2558379C1 RU2558379C1 RU2014115600/07A RU2014115600A RU2558379C1 RU 2558379 C1 RU2558379 C1 RU 2558379C1 RU 2014115600/07 A RU2014115600/07 A RU 2014115600/07A RU 2014115600 A RU2014115600 A RU 2014115600A RU 2558379 C1 RU2558379 C1 RU 2558379C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- plug
- reloading
- suit
- removable
- channel
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/02—Details of handling arrangements
- G21C19/10—Lifting devices or pulling devices adapted for co-operation with fuel elements or with control elements
- G21C19/105—Lifting devices or pulling devices adapted for co-operation with fuel elements or with control elements with grasping or spreading coupling elements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/02—Details of handling arrangements
- G21C19/10—Lifting devices or pulling devices adapted for co-operation with fuel elements or with control elements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/19—Reactor parts specifically adapted to facilitate handling, e.g. to facilitate charging or discharging of fuel elements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/20—Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
- G21C19/205—Interchanging of fuel elements in the core, i.e. fuel shuffling
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/24—Promoting flow of the coolant
- G21C15/243—Promoting flow of the coolant for liquids
- G21C15/247—Promoting flow of the coolant for liquids for liquid metals
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Carriers, Traveling Bodies, And Overhead Traveling Cranes (AREA)
- Cleaning By Liquid Or Steam (AREA)
- Extraction Or Liquid Replacement (AREA)
Abstract
Изобретение относится к атомной технике, в частности к способу извлечения пробки и блока выемного реактора на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. Способ извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерного реактора заключается в предварительном монтаже перегрузочного оборудования, выемке пробки из реакторного моноблока, а также транспортировке и размещении пробки в шахте для пробки, выгрузке блока выемного, его транспортировке и размещении блока выемного в шахте для разборки блока выемного. Технический результат заключается в извлечении из ядерного реактора пробки и блока выемного без тепловыделяющих сборок с помощью комплекса перегрузочного оборудования в радиационно-безопасных условиях. 10 з.п. ф-лы, 3 ил.
Description
Изобретение относится к атомной технике, в частности к способу извлечения пробки и блока выемного реактора на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем.
После вывода из работы реакторного моноблока для перегрузки элементов активной зоны реактора с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем требуется, учитывая условия ядерной и радиационной безопасности, осуществить технологические операции по извлечению пробки (с целью ее последующего использования по назначению) в шахту для пробки, а также блока выемного (после того, как из него выгрузили отработавшие тепловыделяющие сборки) в шахту для разборки блока выемного для дальнейшей утилизации. Особенностью процесса извлечения пробки и блока выемного без отработавших тепловыделяющих сборок (далее - ОТВС) является то, что процесс проходит под воздействием значительной выталкивающей силы тяжелого жидкометаллического теплоносителя за счет его высокой плотности, которая превышает плотность материала (стали), из которого изготовлены оборудование, и приспособления для извлечения. При этом необходимо учитывать воздействие высоких температур тяжелого жидкометаллического теплоносителя и высокую степень радиоактивного загрязнения извлеченного оборудования.
Известен способ извлечения пробки, указанный в описании к патенту RU 2166808 C1 G21C 19/105, опубл. 10.05.2001, заключающийся в снятии пробки с расходомеров теплоносителя в технологических каналах ядерного реактора с помощью механизма извлечения пробки.
Известен контейнер для выгрузки выемного блока с активной зоной или без нее (патент RU №2399972, C2 G21C 19/10, G21F 5/08, F16K 7/18, опубл. 20.00.2010). Способ выгрузки из реактора выемного блока, указанный в описании известного контейнера, заключается в выгрузке выемного блока в контейнер для выгрузки при помощи лебедки с захватом автоматическим.
Недостатком данного способа является невозможность управления устройствами фиксации выемного блока.
Прототипом предлагаемого изобретения могут служить известный способ перегрузки быстрого ядерного реактора и система перегрузки (патент RU №2224307 C2 G21C 19/00, G21C 19/10, опубл. 20.02.2004), заключающийся в проведении операций по перегрузке отработавших тепловыделяющих сборок с помощью перегрузочной машины прямого удаления.
Однако данный способ не позволяет проводить операции по извлечению пробки или блока выемного реактора на быстрых нейтронах.
Учитывая, что реакторные установки малой мощности, в частности, типа СВБР (свинцово-висмутовый быстрый реактор) с быстрыми реакторами, охлаждаемыми жидкометаллическим свинцово-висмутовым теплоносителем с использованием модульного принципа построения энергоблока, являются пилотными в части осуществления в атомной отрасли масштабных высокотехнологичных проектов, то аналоги способа извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерных реакторов таких типов по тому же назначению по технической сущности и по достигаемому результату при его использовании авторами и заявителем не выявлены.
В основу изобретения положена задача выполнения без ухудшения радиационной обстановки всех технологических операций по извлечению пробки и блока выемного (без ОТВС).
Для решения поставленной задачи предложен способ извлечения пробки и блока выемного (без ОТВС) при перегрузке ядерного реактора посредством комплекса перегрузочного оборудования, включающий монтаж перегрузочного оборудования при подготовке к выгрузке пробки и блока выемного, выем пробки из реакторного моноблока, транспортировку и размещение пробки в шахте для пробки, выгрузку оставшегося в реакторном моноблоке блока выемного (без ОТВС), транспортировку и размещение его в шахте для разборки блока выемного.
Технические результаты от использования заявляемого способа заключаются, в частности, в
- возможности управления устройствами фиксации пробки и блока выемного;
- обеспечении безопасности работ за счет создания тракта выгрузки посредством комплекса перегрузочного оборудования, а также за счет того, что газовоздушные смеси из внутренних полостей перегрузочного оборудования отводят в специальную вентиляцию с контролем газовой среды, а сами полости заполняют инертным газом;
- сокращении количества необходимого для извлечения и транспортировки оборудования и сокращении времени вспомогательных операций по установке, центровке и снятию с каждой позиции специального технологического оборудования за счет применения для извлечения пробки и блока выемного общего перегрузочного оборудования (коробки переходной, канала направляющего и скафандра перегрузочного);
- исключении контакта свинцово-висмутового теплоносителя МБР с атмосферным воздухом помещения;
- обеспечении возможности заполнения инертным газом внутренних полостей перегрузочного оборудования;
- удержании от всплытия и обеспечении страгивания пробки реактора при снятом грузе дополнительном;
- обеспечении перемещения пробки без перекосов;
- обеспечении безопасной работы обслуживающего персонала при демонтаже блока выемного;
- исключении возможности поворота пробки вокруг своей оси;
- обеспечении вертикальности пробки при транспортно-технологических операциях (балансировку пробки);
- сохранении ориентации пробки во время выгрузки относительно осей реактора;
- сохранении ориентации блока выемного во время выгрузки относительно осей реактора.
Влияние на указанные выше технические результаты оказывают следующие отличительные признаки заявляемого изобретения.
Монтаж перегрузочного оборудования при подготовке к выгрузке производят следующим образом: устанавливают и закрепляют приспособление для транспортировки пробки на пробке реактора, после устанавливают и закрепляют на приспособлении для транспортировки пробки груз дополнительный, демонтируют нажимной фланец, потом на крышку моноблока реакторного (далее - МБР) устанавливают внутреннюю каркасную часть коробки переходной и закрепляют, далее осуществляют поворот средней части приспособления для транспортировки пробки до положения, при котором его выступы войдут в зону действия фиксирующего элемента внутренней части коробки переходной, после чего демонтируют груз дополнительный, потом устанавливают внешнюю часть коробки переходной на МБР, после чего проверяют полость коробки переходной на герметичность избыточным давлением, далее осуществляют отведение газовоздушной смеси из полости коробки переходной в вентиляцию с контролем газовой среды, а затем заполняют полость коробки переходной инертным газом.
Извлечение пробки из МБР осуществляют следующим образом: на коробку переходную устанавливают канал направляющий, при этом герметичность между каналом направляющим и коробкой переходной обеспечивается уплотнительным элементом. На верхнюю опорную поверхность канала направляющего, которая фиксируется на перекрытиях центрального зала реакторного цеха, устанавливают скафандр перегрузочный, далее осуществляют проверку герметичности полостей скафандра перегрузочного и канала направляющего избыточным давлением, затем осуществляют отведение газовоздушной смеси из полостей скафандра перегрузочного и канала направляющего в вентиляцию с контролем газовой среды и производят заполнение полостей скафандра перегрузочного и канала направляющего инертным газом, затем перемещают приспособление для транспортировки пробки совместно с пробкой в верхнее положение с помощью привода перемещения фиксирующего элемента коробки переходной, опускают захват автоматический скафандра перегрузочного до сцепления с приспособлением для транспортировки пробки и затем перемещают захват автоматический скафандра перегрузочного совместно с пробкой в крайнее верхнее положение, закрывают и уплотняют шиберы скафандра перегрузочного и коробки переходной.
Далее с помощью грузового крана и грузоподъемной траверсы скафандр перегрузочный с пробкой транспортируют в шахту для пробки и производят выгрузку пробки, затем транспортируют скафандр перегрузочный на место хранения и демонтируют канал направляющий.
Выгрузку оставшегося в МБР блока выемного (без ОТВС) производят следующим образом: на коробку переходную вновь устанавливают канал направляющий, на верхнюю опорную поверхность канала направляющего, которая фиксируется на перекрытиях центрального зала реакторного цеха, устанавливают скафандр перегрузочный с приспособлением для транспортировки блока выемного, далее осуществляют проверку герметичности полостей скафандра перегрузочного и канала направляющего избыточным давлением, затем осуществляют отведение газовоздушной смеси из полостей скафандра перегрузочного и канала направляющего в вентиляцию с контролем газовой среды, а затем заполняют полости скафандра перегрузочного и канала направляющего инертным газом, потом опускают захват автоматический скафандра перегрузочного до сцепления с блоком выемным и затем перемещают захват автоматический скафандра перегрузочного совместно с блоком выемным в крайнее верхнее положение, после чего закрывают и уплотняют шиберы коробки переходной и скафандра перегрузочного.
Затем скафандр перегрузочный, загруженный блоком выемным (без ОТВС), транспортируют к шахте разборки блока выемного, производят выгрузку блока выемного в шахту и транспортируют скафандр перегрузочный на место хранения.
Заявляемое изобретение поясняется следующими чертежами, представленными на фиг. 1-3:
фиг. 1 - подготовка к выгрузке;
фиг. 2 - выгрузка пробки;
фиг. 3 - выгрузка блока выемного (без ОТВС).
Для извлечения пробки и блока выемного ядерного реактора используется комплекс перегрузочного оборудования, который состоит из коробки переходной 1, груза дополнительного 2, канала направляющего 3, скафандра перегрузочного 4, приспособления для транспортировки пробки 5, приспособления для транспортировки блока выемного 6, комплекта грузоподъемных траверс и автоматизированной системы управления механизмами перегрузочного оборудования.
Коробка переходная 1 предназначена для установки перегрузочного оборудования и обеспечивает стыковку их с корпусом 7 МБР, а также радиационную защиту обслуживающего персонала.
Груз дополнительный 2 предотвращает всплытие пробки 8 реактора при снятом фланце нажимном, удерживающем пробку в корпусе 7 МБР при эксплуатации.
Канал направляющий 3, представляющий собой трубу с опорным фланцем, имеющую фланцы для присоединения к стационарной системе специальной вентиляции, предназначен для создания тракта выгрузки пробки и блока выемного, размещения устройств управления, а также направления и ориентации захвата скафандра перегрузочного при его движении вне скафандра.
Скафандр перегрузочный 4, представляющий собой вертикальный цилиндрический сосуд, имеющий теплоизоляцию и биологическую защиту, выполненную из свинца (напротив активной зоны), оборудованный лебедкой с захватом автоматическим 9, обеспечивает автоматическое зацепление и расцепление с головкой приспособлений для транспортировки пробки 5 и блока выемного 6.
Для перемещения пробки 8 реактора используют приспособление для транспортировки пробки 5, а для перемещения блока выемного 10 реактора используют приспособление для транспортировки блока выемного 6.
Использование приспособления для транспортировки пробки (далее - ПТП) 5 обеспечивает зацепление и фиксацию с захватом автоматическим 9 скафандра перегрузочного 4, возможность перемещения пробки 8 по тракту выгрузки в скафандр перегрузочный 4, возможность закрепления/раскрепления груза дополнительного 2 и возможность страгивания пробки 8 при выгрузке.
Использование приспособления для транспортировки блока выемного (далее - ПТБВ) 6 обеспечивает зацепление и фиксацию с захватом автоматическим 9 скафандра перегрузочного 4, возможность перемещения блока выемного 10 по тракту выгрузки в скафандр перегрузочный 4, управление элементами закрепления/раскрепления блока выемного 10 в шахте МБР и дожимание или страгивание блока выемного 10 для преодоления действующей на него выталкивающей силы.
Комплект грузоподъемных траверс (не показаны) обеспечивает транспортирование устройств комплекса перегрузочного оборудования при помощи, например, мостового электрического крана.
Автоматизированная управляющая система (далее - АУС) (не показана) механизмами перегрузочного оборудования обеспечивает сбор, обработку, контроль, представление информации о положении и состоянии исполнительных органов, выдачу управляющих воздействий на электроприводы оборудования комплекса перегрузочного, регистрацию информации о ходе процессов выгрузки из реакторной установки. АУС осуществляет свои функции при выполнении подъема пробки 8 и подъема блока выемного 10 реактора.
Предлагаемый способ осуществляют в следующей последовательности.
Исходное состояние:
- демонтирована верхняя защита реактора;
- демонтированы электрические приводы главного циркуляционного насоса (далее - ГЦН) и приводы системы управления и защиты (далее - СУЗ).
Сначала выполняют на остановленном реакторном моноблоке следующие подготовительные работы по монтажу перегрузочного оборудования (фиг. 1).
С помощью грузового крана и грузоподъемной траверсы устанавливают ПТП 5 на пробку 8, закрепляют его винтами с площадки обслуживания. С помощью грузового крана и грузоподъемной траверсы устанавливают на верхний торец ПТП 5 груз дополнительный 2. С помощью устройства для отвинчивания (завинчивания) гаек нажимного фланца открепляют и демонтируют нажимной фланец (не показан). С помощью грузового крана и грузоподъемной траверсы устанавливают внутреннюю каркасную часть коробки переходной 1 и закрепляют к корпусу 7 МБР винтами крепежными. С помощью приспособления (ключа) разворачивают кольцо опорное (средняя поворотная часть ПТП) до положения, при котором его выступы войдут в зону действия фиксирующего элемента коробки переходной, находящегося на ходовых винтах коробки переходной 1. С помощью грузового крана и грузоподъемной траверсы удаляют груз дополнительный 2. С помощью грузового крана и грузоподъемной траверсы устанавливают внешнюю часть коробки переходной 1 с закрытым и уплотненным шибером на корпус 7 МБР. Проверяют внутреннюю полость коробки переходной 1 на герметичность избыточным давлением. Заменяют внутреннюю среду полости коробки переходной 1 с воздушной на инертный газ.
Извлечение пробки из МБР (фиг. 2).
С помощью грузового крана и грузоподъемной траверсы на коробку переходную устанавливают канал направляющий 3, верхняя опорная поверхность которого фиксируется на перекрытиях центрального зала реакторного цеха. Герметичность между каналом направляющим 3 и коробкой переходной 1 обеспечивается уплотнительным элементом (не показан). С помощью грузового крана устанавливают скафандр перегрузочный 4 на верхнюю опорную поверхность канала направляющего 3. На захват автоматический 9 скафандра перегрузочного 4 предварительно закрепляют переходной элемент (не показан) для стыковки с ПТП 5. Разуплотняют и открывают шибер скафандра перегрузочного 4. Проверяют внутреннюю полость скафандра перегрузочного 4 и канала направляющего 3 на герметичность избыточным давлением. Заменяют внутреннюю среду полости скафандра перегрузочного и канала направляющего 4 с воздушной на инертный газ. Разуплотняют и открывают шибер коробки переходной 1. Включают привод перемещения фиксирующего элемента коробки переходной 1 и перемещают ПТП 5 совместно с пробкой 8 в верхнее положение, при котором верхние упоры фиксирующего элемента коробки переходной автоматически удалятся от выступов кольца опорного, а выталкивающая сила, воздействующая на пробку, будет равна нулю. Опускают захват скафандра перегрузочного 4 в крайнее нижнее положение до упора в ограничительный элемент канала направляющего 3, присоединяют приводы управления, расположенные на образующей канала направляющего 3, к захвату автоматическому 9 и сцепляют последний с ПТП 5. Отсоединяют приводы управления захватом и сцепления, поднимают захват автоматический 9, сцепленный с ПТП 5, на 100÷200 мм вверх. При этом упоры фиксирующего элемента коробки переходной уберутся от выступов кольца опорного ПТП 5. Перемещают захват автоматический 9 скафандра перегрузочного 4 совместно с пробкой 8 в крайнее верхнее положение, закрывают и уплотняют шиберы коробки переходной 1 и скафандра перегрузочного 4. Транспортируют скафандр перегрузочный 4 с пробкой 8 к шахте для пробки 11 и производят выгрузку в шахту, разуплотнив и открыв шибер, опускают захват автоматический 9 в нижнее положение.
В шахте для пробки 11 организованы аналогичные приводы управления расцеплением захвата автоматического 9, а также приводы расцепления с ПТП 5. Поднимают захват автоматический 9 с переходным элементом в крайнее верхнее положение, закрывают и уплотняют шибер, и транспортируют скафандр перегрузочный 4 на место хранения. Демонтируют канал направляющий 3.
Далее осуществляют выгрузку блока выемного 10 (без ОТВС) из МБР (фиг. 3).
Исходное состояние:
- шибер коробки переходной 1 закрыт и уплотнен;
- пробка 8 реактора выгружена;
- ОТВС выгружены из блока выемного 10.
С помощью грузового крана и грузоподъемной траверсы на коробку переходную вновь устанавливают канал направляющий 3, верхняя опорная поверхность которого фиксируется на перекрытиях центрального зала реакторного цеха. Герметичность между каналом направляющим 3 и коробкой переходной 1 обеспечивается уплотнительным элементом. С помощью грузового крана устанавливают скафандр перегрузочный 4 на верхнюю опорную поверхность канала направляющего 3. На захват автоматический 9 скафандра перегрузочного 4 предварительно закрепляют ПТБВ 6. Разуплотняют и открывают шибер скафандра перегрузочного 4. Проверяют внутреннюю полость скафандра перегрузочного 4 и канала направляющего 3 на герметичность избыточным давлением. Заменяют внутреннюю среду полостей коробки переходной 1 и скафандра перегрузочного 4 с воздушной на инертный газ. Разуплотняют и открывают шибер коробки переходной 1. Опускают захват автоматический 9 скафандра перегрузочного 4 в крайнее нижнее положение до упора в ограничительный элемент канала направляющего 3, присоединяют привод управления (расположен на образующей канала направляющего 3) к захвату автоматическому 9 и сцепляют последний с блоком выемным 10. С помощью привода, расположенного на образующей канала направляющего 3, открывают замки блока выемного 10, развернув соответствующие шпильки поворотные. Отсоединяют привод управления захватом автоматическим 9 от ПТБВ 6 и перемещают захват автоматический 9 скафандра перегрузочного 4 совместно с блоком выемным 10 в крайнее верхнее положение, закрывают и уплотняют шиберы коробки переходной 1 и скафандра перегрузочного 4. Транспортируют скафандр перегрузочный 4 с блоком выемным 10 к шахте разборки блока выемного 12 и производят его выгрузку в шахту, разуплотняют и открывают шибер, опустив захват в нижнее положение. Поднимают захват автоматический 9 с ПТБВ 6 в крайнее верхнее положение, закрывают и уплотняют шибер, транспортируют скафандр перегрузочный 4 на место хранения. Блок выемной 10 не имеет плотных посадочных мест, в отличие от пробки 8, поэтому при развороте поворотных замков выталкивающей силы и дополнительного усилия от лебедки скафандра перегрузочного 4 достаточно для выгрузки его из МБР.
Над шахтой для пробки 11 и шахтой разборки блока выемного 12 организованы приводы управления расцеплением захвата, а также приводы расцепления с ПТП 5 и ПТБВ 6.
После полного завершения операций по выгрузке производят осмотр внутренней поверхности и посадочных мест центральной обечайки МБР.
Заявленный способ позволяет осуществить все технологические операции по извлечению пробки и блока выемного (без ОТВС) посредством комплекса перегрузочного оборудования и приспособлений для транспортировки, обеспечив надежную биологическую защиту персонала и оборудования.
Claims (11)
1. Способ извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерного реактора, заключающийся в том, что на пробке реактора устанавливают и закрепляют приспособление для транспортировки пробки, после чего устанавливают на приспособлении для транспортировки пробки груз дополнительный, потом на крышку реакторного моноблока устанавливают и закрепляют внутреннюю каркасную часть коробки переходной, далее осуществляют поворот средней части приспособления для транспортировки пробки до положения, при котором его выступы войдут в зону действия фиксирующего элемента коробки переходной, далее демонтируют груз дополнительный и затем устанавливают внешнюю часть коробки переходной на реакторный моноблок, после чего осуществляют замену внутренней среды полости коробки переходной, далее на коробку переходную устанавливают канал направляющий, на канал направляющий устанавливают скафандр перегрузочный, после чего осуществляют замену внутренней среды полости скафандра перегрузочного и канала направляющего, после чего перемещают приспособление для транспортировки пробки совместно с пробкой в скафандр перегрузочный, далее скафандр перегрузочный с пробкой транспортируют в шахту для пробки и производят выгрузку пробки, после чего на коробку переходную вновь устанавливают канал направляющий, на канал направляющий устанавливают скафандр перегрузочный с приспособлением для транспортировки блока выемного, после чего производят замену внутренней среды полостей переходной коробки и скафандра перегрузочного, затем опускают захват автоматический скафандра перегрузочного до сцепления с блоком выемным, затем перемещают приспособление для транспортировки блока выемного совместно с блоком выемным в крайнее верхнее положение в скафандр перегрузочный, далее скафандр перегрузочный с блоком выемным транспортируют к шахте разборки блока выемного и производят выгрузку блока выемного.
2. Способ извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что после установки и закрепления на приспособлении для транспортировки пробки груза дополнительного демонтируют нажимной фланец.
3. Способ извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что герметичность между каналом направляющим и коробкой переходной обеспечивают с помощью уплотнительного элемента.
4. Способ извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что замену внутренней среды полости коробки переходной осуществляют путем проверки герметичности полости коробки переходной избыточным давлением, далее осуществляют отведение газовоздушной смеси из полости коробки переходной в вентиляцию с контролем газовой среды, а затем заполняют полость коробки переходной инертным газом.
5. Способ извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что скафандр перегрузочный устанавливают на верхнюю опорную поверхность канала направляющего, которая фиксируется на перекрытиях центрального зала реакторного цеха.
6. Способ извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что замену внутренней среды полости скафандра перегрузочного и канала направляющего осуществляют путем проверки герметичности полости скафандра перегрузочного и канала направляющего избыточным давлением, далее осуществляют отведение газовоздушной смеси из полостей скафандра перегрузочного и канала направляющего в вентиляцию с контролем газовой среды, а затем заполняют полость скафандра перегрузочного и канала направляющего инертным газом.
7. Способ извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что перемещение приспособления для транспортировки пробки совместно с пробкой в скафандр перегрузочный осуществляют путем перемещения приспособления для транспортировки пробки совместно с пробкой в верхнее положение с помощью привода перемещения фиксирующего элемента коробки переходной, затем опускают захват автоматический скафандра перегрузочного и осуществляют сцепление захвата автоматического скафандра перегрузочного с приспособлением для транспортировки пробки, после чего перемещают захват автоматический скафандра перегрузочного совместно с пробкой в крайнее верхнее положение, после чего закрывают и уплотняют шиберы скафандра перегрузочного и коробки переходной.
8. Способ извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерного реактора по п. 7, отличающийся тем, что захват автоматический скафандра перегрузочного опускают до упора в ограничительный элемент канала направляющего.
9. Способ извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что транспортировку скафандра перегрузочного с пробкой в шахту для пробки и выгрузку пробки производят с помощью грузового крана и грузоподъемной траверсы.
10. Способ извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что после транспортировки скафандра перегрузочного с пробкой в шахту для пробки и выгрузки пробки скафандр перегрузочный транспортируют на место хранения и демонтируют канал направляющий.
11. Способ извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что после перемещения захвата автоматического скафандра перегрузочного совместно с блоком выемным в крайнее верхнее положение в скафандр перегрузочный закрывают и уплотняют шиберы коробки переходной и скафандра перегрузочного.
Priority Applications (13)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2014115600/07A RU2558379C1 (ru) | 2014-04-18 | 2014-04-18 | Способ извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерного реактора |
| CN201580020359.8A CN106663480B (zh) | 2014-04-18 | 2015-04-17 | 在对核反应堆换料时取出阻力塞和可移除单元的方法 |
| PCT/RU2015/000250 WO2015160285A1 (ru) | 2014-04-18 | 2015-04-17 | Способ извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерного реактора |
| UAA201610561A UA117057C2 (ru) | 2014-04-18 | 2015-04-17 | Способ извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерного реактора |
| JP2017506245A JP6321284B2 (ja) | 2014-04-18 | 2015-04-17 | 原子炉の再装荷の際のプラグ及び取り外し可能なブロックの取り出し方法 |
| HUE15780420A HUE045942T2 (hu) | 2014-04-18 | 2015-04-17 | Eljárás besugárzásicsatorna-lezáró tömb és eltávolítható blokk kivételére atomreaktor újratöltésekor |
| KR1020167032146A KR101809399B1 (ko) | 2014-04-18 | 2015-04-17 | 원자로 리로딩시의 플러그 및 제거 가능 블록 추출 방법 |
| CA2945750A CA2945750C (en) | 2014-04-18 | 2015-04-17 | Method of extracting plug and removable unit when refueling nuclear reactor |
| MYPI2016703688A MY178376A (en) | 2014-04-18 | 2015-04-17 | A method of the plug and removable block extraction when reloading the nuclear reactor |
| US15/305,075 US10290382B2 (en) | 2014-04-18 | 2015-04-17 | Method for preparing to reload a nuclear reactor |
| EP15780420.4A EP3133610B1 (en) | 2014-04-18 | 2015-04-17 | Method of extracting plug and removable unit when refueling nuclear reactor |
| EA201691856A EA029845B1 (ru) | 2014-04-18 | 2015-04-17 | Способ извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерного реактора |
| BR112016024195-9A BR112016024195B1 (pt) | 2014-04-18 | 2015-04-17 | Método de extração de um bloco removível e um plugue durante recarga de reator nuclear |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2014115600/07A RU2558379C1 (ru) | 2014-04-18 | 2014-04-18 | Способ извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерного реактора |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2558379C1 true RU2558379C1 (ru) | 2015-08-10 |
Family
ID=53795846
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2014115600/07A RU2558379C1 (ru) | 2014-04-18 | 2014-04-18 | Способ извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерного реактора |
Country Status (13)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US10290382B2 (ru) |
| EP (1) | EP3133610B1 (ru) |
| JP (1) | JP6321284B2 (ru) |
| KR (1) | KR101809399B1 (ru) |
| CN (1) | CN106663480B (ru) |
| BR (1) | BR112016024195B1 (ru) |
| CA (1) | CA2945750C (ru) |
| EA (1) | EA029845B1 (ru) |
| HU (1) | HUE045942T2 (ru) |
| MY (1) | MY178376A (ru) |
| RU (1) | RU2558379C1 (ru) |
| UA (1) | UA117057C2 (ru) |
| WO (1) | WO2015160285A1 (ru) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN106816185B (zh) * | 2015-11-27 | 2018-11-27 | 国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司 | 用于核电站的安注容器 |
| CN109545411A (zh) * | 2018-11-20 | 2019-03-29 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种核反应堆的堆芯 |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2166808C1 (ru) * | 1999-12-03 | 2001-05-10 | Курская Атомная Электростанция | Съемник пробки |
| RU2008144275A (ru) * | 2008-11-07 | 2010-05-20 | Открытое акционерное общество "Центральное конструкторское бюро машиностроения" (ОАО "ЦКБМ") (RU) | Контейнер для выгрузки выемного блока с активной зоной или без нее |
Family Cites Families (14)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4705661A (en) * | 1985-05-31 | 1987-11-10 | Electricite De France Service National | Fast neutron nuclear reactor equipped with a central handling cell and a boxed slab |
| JPH0820549B2 (ja) | 1987-10-30 | 1996-03-04 | 三菱重工業株式会社 | プラグの脱着装置 |
| JPH01313796A (ja) | 1988-06-13 | 1989-12-19 | Fuji Electric Co Ltd | 圧力管型原子炉のシールプラグ取外し装置 |
| JPH0272883U (ru) * | 1988-11-24 | 1990-06-04 | ||
| JPH04268494A (ja) * | 1991-02-25 | 1992-09-24 | Toshiba Corp | 高速増殖炉 |
| JPH04353798A (ja) * | 1991-05-31 | 1992-12-08 | Toshiba Corp | 高速増殖炉 |
| JPH1062585A (ja) * | 1996-08-13 | 1998-03-06 | Fuji Electric Co Ltd | 高速炉用炉外燃料貯蔵設備 |
| JPH1116495A (ja) * | 1997-06-25 | 1999-01-22 | Hitachi Ltd | 陰極線管の製造方法 |
| JP3875374B2 (ja) * | 1997-10-03 | 2007-01-31 | 株式会社東芝 | 高速増殖炉およびその炉心上部機構の引抜装置 |
| JP2001264476A (ja) * | 2000-03-17 | 2001-09-26 | Toshiba Corp | 重金属冷却炉 |
| RU2224307C2 (ru) * | 2002-01-08 | 2004-02-20 | Закрытое акционерное общество Научно-производственное объединение "ГАММА-С" | Способ перегрузки быстрого ядерного реактора и система перегрузки |
| KR100905375B1 (ko) * | 2007-11-19 | 2009-07-01 | 한국원자력연구원 | 핵연료교환장치 및 핵연료교환방법 |
| RU2552648C2 (ru) * | 2009-11-02 | 2015-06-10 | ТерраПауэр, ЭлЭлСи | Реактор ядерного деления на стоячей волне и способы |
| JP6089195B2 (ja) * | 2012-09-14 | 2017-03-08 | 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 | 炉心上部機構の交換工法 |
-
2014
- 2014-04-18 RU RU2014115600/07A patent/RU2558379C1/ru active
-
2015
- 2015-04-17 CA CA2945750A patent/CA2945750C/en active Active
- 2015-04-17 EP EP15780420.4A patent/EP3133610B1/en active Active
- 2015-04-17 BR BR112016024195-9A patent/BR112016024195B1/pt active IP Right Grant
- 2015-04-17 US US15/305,075 patent/US10290382B2/en active Active
- 2015-04-17 MY MYPI2016703688A patent/MY178376A/en unknown
- 2015-04-17 KR KR1020167032146A patent/KR101809399B1/ko active IP Right Grant
- 2015-04-17 EA EA201691856A patent/EA029845B1/ru not_active IP Right Cessation
- 2015-04-17 HU HUE15780420A patent/HUE045942T2/hu unknown
- 2015-04-17 WO PCT/RU2015/000250 patent/WO2015160285A1/ru active Application Filing
- 2015-04-17 CN CN201580020359.8A patent/CN106663480B/zh active Active
- 2015-04-17 UA UAA201610561A patent/UA117057C2/ru unknown
- 2015-04-17 JP JP2017506245A patent/JP6321284B2/ja active Active
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2166808C1 (ru) * | 1999-12-03 | 2001-05-10 | Курская Атомная Электростанция | Съемник пробки |
| RU2008144275A (ru) * | 2008-11-07 | 2010-05-20 | Открытое акционерное общество "Центральное конструкторское бюро машиностроения" (ОАО "ЦКБМ") (RU) | Контейнер для выгрузки выемного блока с активной зоной или без нее |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CN106663480A (zh) | 2017-05-10 |
| US20180033504A1 (en) | 2018-02-01 |
| EA201691856A1 (ru) | 2016-12-30 |
| HUE045942T2 (hu) | 2020-02-28 |
| CA2945750A1 (en) | 2015-10-22 |
| EP3133610A1 (en) | 2017-02-22 |
| JP2017511493A (ja) | 2017-04-20 |
| CA2945750C (en) | 2018-10-23 |
| WO2015160285A1 (ru) | 2015-10-22 |
| EA029845B1 (ru) | 2018-05-31 |
| BR112016024195B1 (pt) | 2022-02-08 |
| JP6321284B2 (ja) | 2018-05-09 |
| US10290382B2 (en) | 2019-05-14 |
| KR101809399B1 (ko) | 2017-12-14 |
| MY178376A (en) | 2020-10-09 |
| EP3133610B1 (en) | 2019-10-09 |
| BR112016024195A2 (pt) | 2017-08-15 |
| UA117057C2 (ru) | 2018-06-11 |
| CN106663480B (zh) | 2018-03-16 |
| KR20170002457A (ko) | 2017-01-06 |
| EP3133610A4 (en) | 2017-11-29 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US9047996B2 (en) | System and method for transferring and/or working near a radioactive payload using shield-gate apparatus | |
| US6198787B1 (en) | Method of handling a nuclear reactor and an apparatus used in the handling method | |
| US9355749B2 (en) | Device for the dry handling of nuclear fuel assemblies | |
| RU2611057C1 (ru) | Контейнер для хранения и транспортирования отработавших тепловыделяющих сборок и чехол для их размещения | |
| RU2558379C1 (ru) | Способ извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерного реактора | |
| CN110010257B (zh) | 浮动核电站反应堆强放射性堆芯部件装拆装置和装拆方法 | |
| RU2458272C1 (ru) | Узел стыковки с транспортным контейнером | |
| RU2569336C1 (ru) | Перегрузочное устройство с переходным блоком для установки и извлечения из ядерного реактора элементов активной зоны | |
| RU2580522C1 (ru) | Канал направляющий | |
| WO2022039794A1 (en) | Fuel handling system, layout, and process for nuclear reactor | |
| RU2593273C1 (ru) | Контейнер для транспортирования и хранения отработавшего ядерного топлива | |
| RU2371790C1 (ru) | Устройство загрузочное | |
| RU2580520C1 (ru) | Приспособление для транспортировки блока выемного | |
| RU150642U1 (ru) | Устройство герметизации транспортного шлюза локализующей системы безопасности атомной электростанции | |
| Pooran Kumar et al. | Testing and Qualification of shielded flasks for handling sodium wetted large sized components of PFBR | |
| RU2253158C1 (ru) | Способ демонтажа дефектных отработавших тепловыделяющих сборок | |
| Cahalan et al. | Liquid salt-very high temperature reactor: survey of sodium-cooled fast reactor fuel handling systems for relevant design and operating characteristics. | |
| Freede | SRE Core Recovery Program | |
| JPS5816480B2 (ja) | 原子炉燃料交換設備におけるホ−ルドダウン装置のシ−ル部品点検方法 | |
| JP6230964B2 (ja) | 燃料デブリ取出し装置と燃料デブリ取出し方法 | |
| RU103657U1 (ru) | Устройство монтажа-демонтажа блока труб реактора | |
| Kinkead et al. | Paper 1: Dragon Reactor Fuel-Handling Equipment | |
| Williams | Light Water Breeder Reactor core evaluation operations at the expended core facility (LWBR Development Program) | |
| Edziak et al. | IMPROVED DESIGN FOR FUEL HANDLING ON SODIUM GRAPHITE POWER REACTORS | |
| Varma et al. | AHTR Refueling Systems and Process Description |