RU965196C - Устройство дл перегрузки тепловыдел ющих сборок дерного реактора - Google Patents

Устройство дл перегрузки тепловыдел ющих сборок дерного реактора

Info

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
Application number
SU813250723A
Other languages
English (en)
Inventor
Ф.М. Митенков
Р.М. Крылов
Н.М. Царев
Ю.Н. Павловский
Е.В. Конов
Г.В. Негин
Е.А. Шевченко
С.Л. Макаров
Original Assignee
Предприятие П/Я А-7755
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Предприятие П/Я А-7755 filed Critical Предприятие П/Я А-7755
Priority to SU813250723A priority Critical patent/RU965196C/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU965196C publication Critical patent/RU965196C/ru

Links

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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.
/
SU813250723A 1981-02-20 1981-02-20 Устройство дл перегрузки тепловыдел ющих сборок дерного реактора RU965196C (ru)

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)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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