RU965196C - Устройство дл перегрузки тепловыдел ющих сборок дерного реактора - Google Patents
Устройство дл перегрузки тепловыдел ющих сборок дерного реактораInfo
- Publication number
- RU965196C RU965196C SU813250723A SU3250723A RU965196C RU 965196 C RU965196 C RU 965196C SU 813250723 A SU813250723 A SU 813250723A SU 3250723 A SU3250723 A SU 3250723A RU 965196 C RU965196 C RU 965196C
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel assemblies
- biological protection
- nuclear reactor
- container
- fuel elements
- Prior art date
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
Изобретение относитс к оборудованию дл перегрузки тепловыдающих сборок (ТВС) дерных реакторов и может быть ис-/ пользовано, в частности, на атомных станци х теплоснабжени с естественной циркул цией теплоносител первого контуpia .
Целью изобретени вл етс повышение производительности перегрузочных работ , путем упрощени операции по наведению защиты на перегружаемую сборку .
На фиг. 1 изображен продольный разрез устройства дл перегрузки ТВС при сцеплении захвата с ТВС; на фиг, 2 - то же, 1фи крайнем нижнем положении перегрузочной трубы с ТВС.
Устройство дл перегрузки ТВС дерного реактора включает координатный мост 1,. обеспечивающий перемещение в двух взаимно перпендикул рных направлени х установленного на нем контейнера 2, который имеет OCHOI э биологическую защиту 3. В контейнере в направл ющих роликах 4 установлена перегрузочна труба 5, имеюща в
ю нижней части на длине не менее высоты
OS ТВС основную биологическую защиту 6. В
ел ю контейнере 2 на направл ющих роликах 7 размещена дополнительна биологическа защита 8. выполненна в виде профилироOs ванной обечайки. Толщина основной и дополнительной биологической защиты выбрана из услови создани благопри тной радиационной обстановки в реакторном зале при операци х перегрузки ТВС. Контейнер 2 и перегрузочна труба 5 снабжены упорами9,10 соответственно дл взаимодействи с дополнительной биологической защитой 8 при возвратно-поступательном перемещении перегрузочной
трубы, в верхней части контейнера установлены привод 11 перегрузочной трубы 5, подвижные упоры 12 дл фиксировани перегрузочной трубы в крайнем верхнем положении: В нижней части перегрузочной трубы 5 установлены запорный клапан 13 с приводом 14, вынесенным в верхнюю часть перегрузочной трубы посредством т ги 15. Внутри трубы 5 на роликах 16 установлена телескопическа штанга 17, состо ща , например , из секций внутренней 18 и внешней 19. В нижней части внутренней секции закреплен захват 20. На верхнем .торце перегрузочной трубы 5 установлен привод подъема 21 захвата 20. Перегрузочна труба снабжена штуцером 22.
Устройство дл перегрузки ТВС дерного реактора работает следующим образом.
Координатным мостом 1 контейнер 2 наводитс на координату отработавшей YBC (например, периферийной ТВС), запорный клапан 13 приводом 14 открываетс , захват 20 приводом подъема 21 опускаетс до сцеплени с отработавшей ТВС и поднимает ТВС в промежуточное положение, по к эайней мере выше головок ТВС в A3.
Координатным мостом контейнер с отработавшей ТВС выходит на координату центральной ТВС, подвижные упори 12 освобождают перегрузочную трубу 5. Отработавша ТВС вт гиваетс приводом подъема 21 в перегрузочную трубу с одновременным опусканием по направл ющим ролика 4 перегрузочной трубы 5 до крайнего нижнего положени .При.этом дополнительна биологическа защита 8 по направл ющим роликам опускаетс до упоров 9 на контейнере 2.
Основна биологическа защита 6 перегрузочной трубы и дополнительна биологическа защита 8 во врем зтой операции, т.е. в среде теплоносител , обеспечивают благопри тную радиационную обстановку в реакторном зале.
Затем труба 5 с отработавшей ТВС и теплоносителем перемещаетс приводом 11 до верхней крайнего положени и встает на упоры 12, во врем перемещени перегрузочной трубы упоры 10 подхватывают дополнительную биологическую защиту 8.
Во врем этой операции при выходе головок ТВС выше уровн теплоносител в
реакторе дополнительна биологическа защита и основна биологическа защита 3 контейнера 2 дополн ют основную биологическую защиту 6 трубы 5 с сохранением благопри тной радиационной обстановки в реакторном зале.
Координатным мостом 1 контейнер 2 с отработавшей ТВС в теплоносителе наводитс на свободную чейку в бассейне выдержки , подвижные упоры 12 освобождают перегрузочную трубу 5 и она приводом 11 опускаетс до крайнего нижнего положени , запорный клапан 13 открываетс и приводом подъема 21 отработавша ТВС опускаетс в свободную чейку бассейна выдержки. Глубину бассейна выдержки достаточно иметь по крайней мере на высоту двух длин ТВС.
При аварийной ситуации во врем перегрузки отработавшей ТВС к штуцеру 22 подсоедин ют трубопровод дл Душировани ТВС теплоносителем. Перестановка ТВС в A3 производитс аналогично описанному, исключа опускание перегрузочной трубы 5 и вт гивание в нее ТВС.
Использование данного устройства дл перегрузки ТВС упрощает биологическую защиту, снижает ее металлоемкость, упрощает наведение захвата на координаты и исключает необходимость вт гивани ТВС в контейнер при перестановке ТВС в A3 реактора . Это в свою очередь сокращает врем перестановки ТВС а A3, а значит и общее врем перегрузки и повышает ее производительность .
Устройство позвол ет производить перегрузку периферийных ТВС в реакторах атомных станций теплоснабжени с естественной циркул цией, так как габариты захвата ТВС и телескопических штанг в плане не больше габаритов в плане ТВС. Благодар наличию основной биологической защиты на перегрузочной трубе и совместно с ней перемещаемой дополнительной биологической защиты глубину бассейна выдержки достаточно иметь по крайней мере на высоту двух длин ТВС, в противном случае глубина бассейна должна быть две длины ТВС плюс слой теплоносител , необходимый дл сохранени благопри тной радиационной обстановки, или вместо него защитна плита над бассейном.
фиг.
/
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SU813250723A RU965196C (ru) | 1981-02-20 | 1981-02-20 | Устройство дл перегрузки тепловыдел ющих сборок дерного реактора |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SU813250723A RU965196C (ru) | 1981-02-20 | 1981-02-20 | Устройство дл перегрузки тепловыдел ющих сборок дерного реактора |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU965196C true RU965196C (ru) | 1993-06-15 |
Family
ID=20944025
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
SU813250723A RU965196C (ru) | 1981-02-20 | 1981-02-20 | Устройство дл перегрузки тепловыдел ющих сборок дерного реактора |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU965196C (ru) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2474892C1 (ru) * | 2012-02-09 | 2013-02-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" | Устройство для подъема и перемещения отработавших тепловыделяющих сборок |
-
1981
- 1981-02-20 RU SU813250723A patent/RU965196C/ru active
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
Патент GB № 1335332, кл. G б-С. опубл. 1972, Патент GB N 1010653., кл. G 6 С. опубл. 1962. Патент US 1Мг 4002529. кл. 176-39, опубл. 1977. * |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2474892C1 (ru) * | 2012-02-09 | 2013-02-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" | Устройство для подъема и перемещения отработавших тепловыделяющих сборок |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
EP0091580A3 (en) | Transfer of nuclear reactor component assemblies | |
CN102708933B (zh) | 乏燃料贮存竖井屏蔽井盖及其提升装置 | |
CA1134074A (en) | Nuclear reactor internals and control rod handling device | |
EP2946391B1 (en) | Method and apparatus for the shielded relocation of a nuclear component | |
RU965196C (ru) | Устройство дл перегрузки тепловыдел ющих сборок дерного реактора | |
US4019954A (en) | Safety device for a nuclear reactor and especially a fast reactor | |
US3600277A (en) | Refueling apparatus and method for fast reactors | |
JPH0810268B2 (ja) | 原子炉プラント用の燃料取扱いシステム | |
US4575930A (en) | Nuclear reactor fuel assembly peripheral rod lifting device | |
US5960051A (en) | Methods and apparatus for moving fuel bundles in a nuclear reactor | |
SE434584B (sv) | Stell for mellanlagring av brensleelementknippen i en vattenbasseng | |
US5930318A (en) | Method and a device for nuclear fuel handling | |
US2870075A (en) | Nuclear reactor unloading apparatus | |
Gaudet et al. | Conceptual plant layout of the Canadian generation IV supercritical water-cooled reactor | |
RU2371790C1 (ru) | Устройство загрузочное | |
KR830001008B1 (ko) | 원자로 내부구조물 및 제어봉 취급장치 | |
US20230420150A1 (en) | Internals lifting device | |
CN111816339B (zh) | 核反应堆探测器组件拆除用可升降暂存容器组件及方法 | |
US20240194362A1 (en) | Refuelling a nuclear reactor | |
KR20090118574A (ko) | 사용후핵연료 집합체 해체 장치 | |
JPS61294396A (ja) | 制御棒取扱装置 | |
GB2253088A (en) | Method of straightening a bowed nuclear fuel assembly | |
Hwanga et al. | Fuel Handling Process between Spent Fuel Storage Pools in APR1400 NPPs | |
Lloyd | Nuclear reactor fuel element assembly | |
JPS6051676B2 (ja) | 原子炉用ブレ−ドガイド |