SU401253A1 - Method for transferring fast breeding reactor - Google Patents

Method for transferring fast breeding reactor Download PDF

Info

Publication number
SU401253A1
SU401253A1 SU711685333A SU1685333A SU401253A1 SU 401253 A1 SU401253 A1 SU 401253A1 SU 711685333 A SU711685333 A SU 711685333A SU 1685333 A SU1685333 A SU 1685333A SU 401253 A1 SU401253 A1 SU 401253A1
Authority
SU
USSR - Soviet Union
Prior art keywords
heat
assembly
cooling
fuel assembly
sodium
Prior art date
Application number
SU711685333A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Е.П. Шумякин
К.И. Сабир-де-Рибас
И.А. Дружинский
П.В. Кондратьев
Б.И. Андрейчиков
Л.М. Слепов
Е.В. Борисюк
А.М. Смирнов
Original Assignee
Shumyakin E P
Sabir De Ribas K I
Druzhinskij I A
Kondratev P V
Andrejchikov B I
Slepov L M
Borisyuk E V
Smirnov A M
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 Shumyakin E P, Sabir De Ribas K I, Druzhinskij I A, Kondratev P V, Andrejchikov B I, Slepov L M, Borisyuk E V, Smirnov A M filed Critical Shumyakin E P
Priority to SU711685333A priority Critical patent/SU401253A1/en
Application granted granted Critical
Publication of SU401253A1 publication Critical patent/SU401253A1/en

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

Abstract

1. СПОСОБ ПЕРЕГРУЗКИ РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ с жидко- металлическим теплоносителем, например натрием, включающий извлечение тепловыдел ющей сборки из активной зоны реактора и ее установку в корпусе разгрузочно-загрузочной машины с охлаждением в процессе перегрузки.отличающийс  тем.что, с целью надежного охлаждени  тепловыдел ющей сборки, охлаждение перегружаемой тепловыдел ющей сборки ведут одновременно двум  потоками инертного газа, одним из.которых продувают тепловьщел ющую сборку, а другим обдувают наружную поверхность тепловьщел ющей сборки.2. Способ ПОП.1, отличающийс  тем, что, с целыо исключени  возможности попадани  в перегрузочную машину паров натри  и загр зненного- инертного газа, охлаждение тепловыдел кщей сборки ведут газовым потоком, направленным навстречу Подъему выгружаемой тепло- выдел^^к цей сборки.г(Л1. A method of overloading a fast neutron reactor with a liquid-metal coolant, such as sodium, including removing the heat-generating assembly from the reactor core and installing it in the case of a loading and unloading machine with cooling in the process of overload. The difference is that in order to reliably cool the heat-generating assembly, cooling of the overloaded heat-generating assembly is carried out simultaneously by two streams of inert gas, one of which is blown through the heat-dissolving assembly, and the other is blown over the outer surface The heat-slitting assembly. The POP.1 method, characterized in that, in order to exclude the possibility of sodium vapors and contaminated inert gas entering the transshipment vehicle, the cooling of the heat generating component of the assembly is carried out by a gas flow directed towards the rise of the discharged heat release to the assembly. L

Description

1 Изобретение относитс  к способам перегрузки  дерных реакторов, в частности реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем , например натрием. Известен способ перегрузки реактора на быстрых нейтронах- с теплоно сителем в виде жидкого натри . Способ предусматривает охлаждение облученной тепловьшел ющей сборки аргоном которым обдувают тепловьще л ющую сборку в момент ее нахождени  в удерживающей трубе. Удерживаю ща  труба ограничивает количество загр зненного аргона, который попадает в перегрузочную машину во врем  перегрузки, удерживает соседние тепловыдел ющие сборки при извлечении отработавшей сборки из активной зоны реактора и направл ет поток охлаждающего газа. В конструкции перегрузочной маши ны предусмотрена направл кща  труба дл  направлени  охлаждающего газа к двум гнездам магазина. Одно гнездо предназначено дл  установки облученной тепловьщел ющей сборки , а другое - дл  свежей. Облученную тепловыдел ющую сборку охлаждают до такой степени, чтобы ее температура не превышала 450 С, а свежую сборку нагревают перед установкой в реактор до 150 С.. Во врем  перегрузки известным способом тепловыдел ющую сборку охлаждают путем обдува снизу. При этом натрий, наход щийс  на поверхности тепловьщел ющей сборки, разбрызгиваетс  и осаждаетс  на направл ющей трубе и в перегрузочной машине. Кроме того, при перегрузке загр зненный аргон и пары натри  проникают в перегрузочную машину, что приводит к загр знению машины и контура охлаждени , к образованию прочной окисной пленки натри  в мес тах его конденсации. Так как .охлаждение осуществл етс  только путем обдува, то облученна  тепловыдел юща  сборка имеет довольно высокую температуру, Цель изобретени  - надежное охлаждение тепловьщел ющей сборки. Это достигаетс  тем, что охлаждение тепловьщел ющей сборки осуществл ют инертным газом, например аргономр который направл ют двум  потоками. Один поток продуванл- чере тепловьщел ющуго сборку, а другим потоком обдувают наружную поверхность тепловьщел ющей сборки. Газ внутрь тепловьщел ющей сборки подают с помощью насадки, которую плотно прижимают к верхней части тепловыдел ющей сборки. Создание направленного потока газа обеспечивает более эффективное охлаждение тепловыдел ющей сборки и исключает возможность проникновени  в перегрузочную машину паров натри  и загр зненного аргона из реактора. Это значительно улучшает услови  работы механизмов перегрузочной машины, т.е. повьш1ает надежность ее работы. Кроме того, наличие двух ветвей охлаждени  позвол ет резко уменьшить температуру охлаждающего газа в перегрузочной машине, что также улучшает услови  работы механизмов перегрузочной машины. На фиг. 1 показана схема разгрузочно-загрузочной машины и активной зоны реактора; на фиг 2 - схема охлаждени  перегружаемой тепловьшел ющей сборки; на фиг. 3 - схема подачи охлаждающего газа внутръ .тепловьщел ющей сборки с помощью насадСхема перегрузки включает разгрузочно-загрузочную машину 1 со штангой 2 и шибером 3, активную зону 4 реактора с наход щимис  в ней -тепловьщел клцими сборками 5, омываемыми жидким натрием, верхний уровень которого обоз-начен цифрой 6, и загрузочный патрубок 7 с шибером 8, установленными во вращающейс  биологической защите 9. При стыковке разгрузочно-загрузочной машины с загрузочным патрубком шиберы образуют межшиберную зону 10, служащую дл  соединени  при перегрузке корпуса 11 разгрузочно-зйгрузочной машины с активной зоной реактора. Система охлаждени  перегружаемой теплавыдел ющей сборки содержит газодувку 12 дл  создани  напора охлаждающего газа, теплообменники 13 и 14 дл  его охлаждени  и трубопровод 15, который разветвл етс  на две магистрали 16 и 17. Магистраль 16 св зана с гибким щлангом 1-8, прикрепленным к цепи подъема щтанги. Второй конец шланга соединен со штангой 2, имеющей на нижнем конце захват 19 и подвижную относительно захвата насадку 20.1 The invention relates to methods for transferring nuclear reactors, in particular a fast neutron reactor with a liquid metal coolant, for example sodium. A known method of overloading a fast-neutron reactor is with a heat transfer agent in the form of liquid sodium. The method involves cooling the irradiated heat assembly with argon, which blows the heat sink assembly at the time it is in the holding tube. The retention pipe limits the amount of contaminated argon that enters the transshipment machine during an overload, retains adjacent heat generating assemblies while removing the spent assembly from the reactor core and directs the flow of cooling gas. The design of the transfer truck is provided with a guide pipe for directing the cooling gas to the two slots of the magazine. One nest is intended for the installation of an irradiated heat-snapping assembly, and the other for fresh. The irradiated heat-generating assembly is cooled to such an extent that its temperature does not exceed 450 ° C and the fresh assembly is heated to 150 ° C before being installed in the reactor. During the overload in a known manner, the heat-generating assembly is cooled by blowing it from the bottom. In this case, the sodium on the surface of the heat shed assembly is sprayed and deposited on the guide tube and in the reloading machine. In addition, when overloaded, contaminated argon and sodium vapors penetrate into the transshipment machine, which leads to contamination of the machine and the cooling circuit, to the formation of a strong oxide film of sodium within the limits of its condensation. Since cooling is carried out only by blowing, the irradiated heat-generating assembly has a rather high temperature. The purpose of the invention is to reliably cool the heat shed assembly. This is achieved by cooling the heat shed assembly with an inert gas, for example, argon gas that is guided in two streams. One flow is blown through the heat-squeezing assembly, and the other surface is blown onto the outer surface of the heat-shed assembly. The gas inside the heat-slit assembly is supplied by means of a nozzle, which is pressed tightly against the upper part of the heat-generating assembly. Creating a directional gas flow provides a more efficient cooling of the heat generating assembly and eliminates the possibility of sodium vapors and contaminated argon entering the transshipment vehicle from the reactor. This significantly improves the working conditions of the reloading machine mechanisms, i.e. increases the reliability of its work. In addition, the presence of two branches of cooling makes it possible to sharply reduce the temperature of the cooling gas in the transfer machine, which also improves the working conditions of the mechanisms of the transfer machine. FIG. 1 shows the scheme of the unloading machine and reactor core; Fig. 2 is a schematic of a cooling circuit for an overloaded heat assembly; in fig. 3 shows the cooling gas supply circuit of the internal heat-swiveling assembly using the Overload circuit includes a loading and unloading machine 1 with a rod 2 and a gate 3, the reactor core 4 with the heat generator clashes 5 in it, washed by liquid sodium, the upper level of which denoted by figure 6, and the loading nozzle 7 with the gate 8 installed in the rotating biological protection 9. When the loading and unloading machine is docked with the loading nozzle, the gate valves form an inter-spacing zone 10 that serves to connect unloading of the hull 11 of the unloading and unloading machine with the active zone of the reactor. The cooling system for the thermal assembly to be reloaded contains a gas blower 12 for creating a cooling gas head, heat exchangers 13 and 14 for cooling it, and a pipe 15 that splits into two lines 16 and 17. Highway 16 is connected to a flexible hose 1-8 attached to a chain lifting shtangi. The second end of the hose is connected to the rod 2, having a grip 19 at the lower end and a nozzle 20 that is movable relative to the grip.

На верхнем конце тепловыдел ющей сборки выполнены отверсти  21 дл  входа охлаждающего газа, а на хвостовике - отверсти  (на чертеже не показаны) дл  выхода охлаждающегоAt the upper end of the fuel assembly, there are holes 21 for the entrance of the cooling gas, and at the shank — holes (not shown) for the exit of the cooling gas.

газа при продувке его через тепловьщел ющую сборку. Магистраль 17 соединена с корпусом 11 разгрузочнозагрузочной машины и служит дл  подачи охлаждающего газа в корпус и наружного обдува перегружаемой тепловьщел ющей сборки. На выходе охлаждающего газа из корпуса 11 размещен аэрозольньй фильтр дл  очистки охлаждающего газа от возможных вклю чений.gas when purging it through the heat slam assembly. Highway 17 is connected to housing 11 of the unloading loading machine and serves to supply cooling gas to the housing and the external blowout of the heat slug assembly to be reloaded. At the exit of the cooling gas from the housing 11, an aerosol filter is placed for cleaning the cooling gas from possible inclusions.

Процесс перегруки ведут ледующим образом.. .The process of overloading is as follows.

Разгрузочно-загрузочную машину стыкуют с загрузочным патрубком.The loading and unloading machine is joined to the loading nozzle.

После откачки воздуха из межшиберно зоны 10 и заполнени  ее аргоном шиберы открывают. Штангу опускают в активную зону, сцепл ют захват с перегружаемой тепловыдел ющей сборкой , а затем опускают насадку и плотно прижимают ее к поверхности тепловьщел ющей сборки. После зтого тепловьщел ющую сборку поднимают в корпус разгрузочно-загрузочной ма .шины.After air is pumped out from the interspheric zone 10 and filled with argon, the gates open. The rod is lowered into the active zone, the grip is engaged with the overloaded heat generating assembly, and then the nozzle is lowered and pressed tightly against the surface of the heat snapping assembly. After this, the heat snapping assembly is lifted into the body of the discharge and loading machine.

Как только хвостовик тепловьщел ющей сборки проходит верхний уровень теплоносител , автоматически включаетс  газопувка системы охлаж .пени . Аргон из газодувки 12 под давлением 1,2-2.3 кгс/см поступает .|в теплообменник 13. В нем аргон Охлаждаетс  до 20-50°С и подаетс  в трубопровод, а оттуда в магистрали Из магистрали 16 аргон через гибкий пшанг, штангу, насадку и отверстие продуваетс  через тепловыдел ющую сборку, а затем через отверсти  хвостовика выходит в корпус 11. При этом аргон нагреваетс  до 300-400°С. Нагретый до такой температуры аргон в корпусе 11 смешиваетс  с аргоном, поступак цим из магистрали 17 дл  обдува тепловьщел ющей сборки снаружи и уменьшени  температуры охлаждающего газа на выходе разгрузомнй-загрузочной машины..As soon as the shank of the heat-slitting assembly passes the upper level of the coolant, the foaming of the foam system of the cooling system automatically turns on. Argon from gas blower 12 under pressure of 1.2-2.3 kgf / cm enters into | heat exchanger 13. Argon is cooled in it to 20-50 ° C and supplied to the pipeline, and from there to trunk From arterial 16, through flexible pshang, rod, the nozzle and the hole are blown through the heat-generating assembly, and then through the holes of the shank into the body 11. At the same time, the argon is heated to 300-400 ° C. Heated to such a temperature, the argon in the housing 11 is mixed with argon, coming from the main 17 to blow out the heat-slack assembly from the outside and reduce the temperature of the cooling gas at the outlet of the load-unloading machine.

Охлазвденный до 90-120 С аргон попадает в аэрозольный фильтр, а оттуда в теплообменник, где его температуру снижают дс 20-60 С. После того как тепловьщел юща  сборка входит в корпус разгрузочно-загрузочной машины, закрывают шиберы, а из межшиберной зоны откачивают аргон. Затем разгрузочно-загрузочную машину расстыковывают с загрузочным патрубком , перемещают ее в зону выдержки, в которой тепловьщел ющую сборку выгружают и помещают в хранилище дл  сн ти  остаточного тепловьИелени .The argon cooled to 90-120 ° C gets into the aerosol filter, and from there into the heat exchanger, where its temperature is lowered by ds 20-60 ° C. After the heat-slitting assembly enters the body of the unloading-loading machine, the gates are closed, and argon is pumped out . Then, the unloading and unloading machine is disconnected from the loading nozzle, transferred to a holding zone in which the heat snapping assembly is unloaded and placed in a storage facility to remove residual heat.

Фие.1Phie.1

Фие.гPhie.g

Claims (2)

1. СПОСОБ ПЕРЕГРУЗКИ РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ с жидкометаллическим теплоносителем, например натрием, включающий извлечение тепловыделяющей сборки из активной зоны реактора и ее установку в корпусе разгрузочно-загрузочной машины с охлаждением в процессе перегрузки, отличающийся тем, что, с целью надежного охлаждения тепловыделяющей сборки, охлаждение перегружаемой тепловыделяющей сборки ведут одновременно двумя потоками инертного газа, одним из.которых продувают тепловыделяющую сборку, а другим обдувают наружную поверхность тепловыделяющей сборки.1. METHOD FOR RELOADING A REACTOR ON FAST NEUTRONS with a liquid metal coolant, for example, sodium, comprising removing a fuel assembly from the reactor core and installing it in a casing of a loading and unloading machine with cooling during refueling, characterized in that, for the purpose of reliable cooling of the fuel assembly cooling of the overloaded fuel assembly is carried out simultaneously by two flows of inert gas, one of which blows the fuel assembly and the other blows the outer surface float assembly. 2. Способ поп.1, отличающийся тем, что, с целью исключения возможности попадания в перегрузочную машину паров натрия и загрязненного· инертного газа, охлаждение тепловыделяющей сборки ведут газовым потоком, направленным навстречу подъему выгружаемой тепловыделяющей сборки.2. The method of pop. 1, characterized in that, in order to exclude the possibility of sodium vapor and contaminated · inert gas getting into the reloading machine, the cooling of the fuel assembly is carried out by a gas stream directed towards the rise of the discharged fuel assembly. потокflow
SU711685333A 1971-07-20 1971-07-20 Method for transferring fast breeding reactor SU401253A1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU711685333A SU401253A1 (en) 1971-07-20 1971-07-20 Method for transferring fast breeding reactor

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU711685333A SU401253A1 (en) 1971-07-20 1971-07-20 Method for transferring fast breeding reactor

Publications (1)

Publication Number Publication Date
SU401253A1 true SU401253A1 (en) 1984-11-07

Family

ID=20484174

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU711685333A SU401253A1 (en) 1971-07-20 1971-07-20 Method for transferring fast breeding reactor

Country Status (1)

Country Link
SU (1) SU401253A1 (en)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE4226223A1 (en) * 1991-08-07 1993-02-18 Doryokuro Kakunenryo Fuelling of nuclear reactor, esp. fast breeder reactor - having subdivided upper core structure forming revolving stopper
DE4226228A1 (en) * 1991-08-07 1993-02-18 Doryokuro Kakunenryo Fuelling of nuclear esp. fast breeder reactor - allowing redn. of reactor vessel dia. as loading operation can be effected at any position within core using large and small revolving stoppers and levelling arm

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE4226223A1 (en) * 1991-08-07 1993-02-18 Doryokuro Kakunenryo Fuelling of nuclear reactor, esp. fast breeder reactor - having subdivided upper core structure forming revolving stopper
DE4226228A1 (en) * 1991-08-07 1993-02-18 Doryokuro Kakunenryo Fuelling of nuclear esp. fast breeder reactor - allowing redn. of reactor vessel dia. as loading operation can be effected at any position within core using large and small revolving stoppers and levelling arm
DE4226223C2 (en) * 1991-08-07 2000-08-31 Japan Nuclear Cycle Dev I Toka Loading device for a nuclear reactor

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US9793021B2 (en) Transfer cask system having passive cooling
US20070076835A1 (en) Reactor containment vessel cooling equipment
SU401253A1 (en) Method for transferring fast breeding reactor
JPH06242279A (en) Reactor containment equipment
US4416850A (en) System for cooling the atmosphere in a primary containment vessel in nuclear reactor and removing water-soluble gases and dusts floating therein
JP4316327B2 (en) Decontamination equipment for nuclear power plant facilities and decontamination method thereof
US3105028A (en) Apparatus for removing contaminated coolant from reactor system
JP3512309B2 (en) Heat treatment apparatus and heat treatment method for semiconductor wafer
JPS6375594A (en) Natural radiation type container
JPH04157162A (en) Surface treating device
SU397094A1 (en) Transfer machine
JP2004131789A (en) Heat treatment apparatus using sodium
JPS62195128A (en) Processor
JPS59162485A (en) Maintenance cask
JPS58639B2 (en) Gritspa for handling spent bare fuel
JPH11231088A (en) Upper cover cooling device and method for nuclear furnace pressure vessel
JPS6052400B2 (en) Fuel cooling device in spent fuel storage facility
JPH09119995A (en) Reactor plant
JPS6352415A (en) Processing device
JPH0334836B2 (en)
JPS608794A (en) Method and device for preheating reactor vessel of fast neutron type reactor using liquid metal as refrigerant and internal device
JPH053151A (en) Resist removing device
JPS5852560Y2 (en) Closed cleaning equipment
JP2004108795A (en) Radioactive material storage method and its facilities
JPS6096306A (en) Water-seal device of table at inlet of rolling mill