WO2021112713A1 - Устройство для установки внешней теплоизоляции корпуса ядерного реактора - Google Patents

Устройство для установки внешней теплоизоляции корпуса ядерного реактора Download PDF

Info

Publication number
WO2021112713A1
WO2021112713A1 PCT/RU2019/001054 RU2019001054W WO2021112713A1 WO 2021112713 A1 WO2021112713 A1 WO 2021112713A1 RU 2019001054 W RU2019001054 W RU 2019001054W WO 2021112713 A1 WO2021112713 A1 WO 2021112713A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
reactor vessel
thermal insulation
nuclear
transport trolley
rim
Prior art date
Application number
PCT/RU2019/001054
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
Тимур Муратович ГУБАЙДУЛОВ
Игорь Евгеньевич ЖУК
Сергей Владимирович ИЛЬИН
Александр Васильевич КОЛУШОВ
Светлана Леонидовна СТАНКЕВИЧ
Original Assignee
Акционерное Общество "Российский Концерн По Производству Электрической И Тепловой Энергии На Атомных Станциях"
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 Акционерное Общество "Российский Концерн По Производству Электрической И Тепловой Энергии На Атомных Станциях" filed Critical Акционерное Общество "Российский Концерн По Производству Электрической И Тепловой Энергии На Атомных Станциях"
Priority to US17/619,117 priority Critical patent/US20220293290A1/en
Priority to KR1020217043167A priority patent/KR102637224B1/ko
Priority to CN201980098018.0A priority patent/CN114402399A/zh
Priority to JOP/2021/0350A priority patent/JOP20210350A1/ar
Priority to CA3145669A priority patent/CA3145669C/en
Priority to BR112021026588A priority patent/BR112021026588A2/pt
Priority to JP2021578274A priority patent/JP7270076B2/ja
Publication of WO2021112713A1 publication Critical patent/WO2021112713A1/ru
Priority to ZA2021/10605A priority patent/ZA202110605B/en

Links

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
    • G21C19/20—Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
    • G21C19/207—Assembling, maintenance or repair of reactor components
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C11/00—Shielding structurally associated with the reactor
    • G21C11/08—Thermal shields; Thermal linings, i.e. for dissipating heat from gamma radiation which would otherwise heat an outer biological shield ; Thermal insulation
    • B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B61—RAILWAYS
    • B61B—RAILWAY SYSTEMS; EQUIPMENT THEREFOR NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
    • B61B13/00—Other railway systems
    • 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

Definitions

  • the invention relates to the field of nuclear energy, in particular, to auxiliary devices for nuclear power plants, namely, to devices for installing external thermal insulation of a nuclear reactor vessel, and can be used at nuclear power plants to carry out recovery annealing of welds and (or) base metal VVER reactor vessels.
  • the problem to be solved by the claimed invention is to ensure the possibility of mounting and dismantling the thermal insulation of the outer surface of the VVER reactor vessel in the cramped conditions of the sub-reactor room and an increased level of ionizing radiation.
  • the technical result of the present invention is to reduce the temperature gradient across the thickness of the nuclear reactor vessel by thermal insulation of the outer surface of the reactor vessel, to ensure the uniformity of the physical properties of the metal and welds of the reactor vessel and to reduce the effect of thermal effects on the surrounding structures during the recovery annealing of welds and (or) the base metal VVER reactor vessels.
  • the device for installing the external thermal insulation of the nuclear reactor vessel includes a movable transport trolley equipped with a mechanism for its movement, a removable bearing rim located on the movable transport trolley, on which the thermal insulation of the reactor vessel is fixed, at least two lifts located with opposite sides of the reactor vessel at the level of its upper part, while the removable bearing rim is connected to the lifters with the possibility of raising and lowering it.
  • the thermal insulation of the nuclear reactor vessel is predominantly made in the form of rolled heat-insulating mats and heat-insulating blocks fixed on the upper end of the removable bearing rim.
  • the removable bearing rim can be made in the form of at least two sectors, pivotally connected with each other with the possibility of folding and unfolding, while on the outer surface of the bearing rim a stacked rail can be fixed, on which removable carriages are mounted with the ability to slide with suspended on them with rolled thermal insulation mats.
  • Heat-insulating blocks can be made in the form of triangular sheets of mullite-silica cardboard fixed on metal frames. Along the edges of the rolled heat-insulating mats, strips of silica fabric are predominantly made, covering the gaps between adjacent rolled heat-insulating mats.
  • the movable transport trolley can be installed on wheel pairs and contain stands, the upper free ends of which are connected by a beam, on which two pivot frames are mounted with the possibility of rotation through 90 °, equipped with supporting half rings and a mechanism for folding them into a vertical position.
  • the removable bearing rim is predominantly located on the supporting half-rings of the rotating frames of the movable transport carriage.
  • the movable transport trolley can contain a locking mechanism, and the hoists can contain cable winches with ropes and be equipped with locking mechanisms.
  • FIG. 1 shows a general view of the device (lifters are not shown), FIG. 2 - a movable transport carriage, in Fig. 3 - removable bearing rim, FIG. 4 - device diagram before installing thermal insulation; in fig. 5 is a diagram of the device after installing thermal insulation.
  • a device for installing external thermal insulation of a nuclear reactor vessel includes a movable transport trolley 1, a removable bearing rim 2 and lifts 3 (Figs. 4 and 5).
  • Transport trolley 1 is installed on the rail track on wheel pairs, one of which is leading and has a drive.
  • the transport cart 1 contains racks 4, the upper free ends of which are connected by a beam 5, on which two pivot frames 6 are pivotally mounted with the possibility of rotation by 90 °, equipped with support half rings 7 and a mechanism for their rotation (folding) into a vertical position.
  • Transport trolley 1 is equipped with a locking mechanism that fixes its position on the rail track.
  • a removable bearing rim 2 is installed on the supporting half-rings 7 of the movable transport trolley 1. Thermal insulation is made in the form of rolled heat-insulating mats 8 and heat-insulating blocks 9.
  • Removable bearing rim 2 is made in the form of two sectors (half rings), hingedly connected to each other with the possibility of vertical folding and unfolding in a horizontal position.
  • a type-setting rail 10 is fixed, on which removable carriages with rolled heat-insulating mats 8, made of silica fabric and designed to create a uniform heat-insulating layer around the reactor vessel, suspended from them, are mounted with the ability to slide.
  • the heat-insulating mats 8 are wound in rolls and fixed in a rolled state with the help of loops of silica fabric and metal buttons.
  • Rolled heat-insulating mats 8 have at the edges of the tape made of silica fabric, closing in the working position of the gaps between adjacent mats 8.
  • heat-insulating blocks 9 are fixed using quick-detachable joints, made in the form of triangular-shaped sheets of mullite-silica cardboard fixed on metal frames, designed to create a uniform heat-insulating layer that protects the conical part of the support truss 11 of the reactor vessel 12 from thermal effects in the working condition of the device during the recovery annealing of the reactor vessel 12.
  • a device for installing external thermal insulation of a nuclear reactor vessel operates as follows.
  • the lifters 3 are fixed from opposite sides of the reactor vessel 12 at the level of its upper part.
  • the ropes 13 of the hoist winches are lowered down along the reactor vessel 12.
  • a removable bearing rim 2 is installed on the supporting half rings 7 of the transport trolley 2.
  • heat-insulating blocks 9 are fixed using quick-detachable connections, while the heat-insulating blocks 9 located above the hinge loops of the removable bearing rim (4 pcs.) Are not installed ...
  • the transport trolley 1 with the bearing rim 2 is moved in the folded state along the rail track into the under-reactor room.
  • Transport trolley 1 with a supporting rim is installed under the reactor vessel 12 in its center.
  • the transport trolley 2 is fixed on the rail track, and then, using the rotation (folding) mechanism, the support half rings 7 with the sectors (half rings) of the removable carrier rim 2 are laid out in a horizontal position.
  • clamps are installed to prevent them from folding.
  • heat-insulating blocks 9 (4 pcs.) are additionally fixed.
  • roll-up heat-insulating mats 8 are hung, fixed in a folded state with the help of loops of silica fabric and metal buttons. After the completion of the hinge of the rolled thermal insulation mats 8, the metal buttons of the fixing loops are unbuttoned to ensure the possibility of free unwinding of the rolled thermal insulation.
  • the removable bearing rim 2 is lowered by means of lifters 3 onto the transport trolley 1, the ropes 13 are disconnected from the removable bearing rim 2, and the thermal insulation is dismantled. Then, in the places of the hinged connection of the sectors (half rings) of the removable carrier rim 2, the locks are removed to prevent their folding, and the support half rings 7 are folded with the sectors of the carrier rim 2 into a vertical position. Next, the transport trolley 1 with a removable carrier rim 2 is moved along the rail track from the sub-reactor premises in a room for decontamination, maintenance and storage.
  • the use of the claimed invention will provide the possibility of mounting and dismantling the thermal insulation of the outer surface of the VVER reactor vessel in the cramped conditions of the under-reactor room and an increased level of ionizing radiation.
  • Thermal insulation of the outer surface of the reactor vessel ensures a decrease in the temperature gradient over the thickness of the nuclear reactor vessel, the uniformity of the physical properties of its metal and welds, as well as a decrease in the influence of thermal effects on the surrounding structures during the recovery annealing of welded seams and (or) the base metal of the VVER reactor vessel.

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Health & Medical Sciences (AREA)
  • Biomedical Technology (AREA)
  • General Health & Medical Sciences (AREA)
  • Molecular Biology (AREA)
  • Heat Treatment Of Articles (AREA)
  • Carriers, Traveling Bodies, And Overhead Traveling Cranes (AREA)
  • Specific Conveyance Elements (AREA)
  • Heat Treatments In General, Especially Conveying And Cooling (AREA)
  • Packaging Of Machine Parts And Wound Products (AREA)

Abstract

Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности, к вспомогательным устройствам для атомных энергетических установок, а именно - к устройствам для установки наружной теплоизоляции корпуса ядерного реактора, и может быть использовано на атомных станциях для операций осуществления восстановительного отжига сварных швов корпуса реактора ВВЭР. Задачей, на решение которой направлено заявляемое изобретение, является обеспечение возможности проведения монтажа и демонтажа тепловой изоляции внешней поверхности корпуса реактора ВВЭР в стесненных условиях подреакторного помещения и повышенного уровня ионизирующего излучения. Техническим результатом настоящего изобретения является снижение градиента температур по толщине корпуса атомного реактора путем теплоизоляции внешней поверхности корпуса реактора, обеспечение равномерности физических свойств металла и сварных швов корпуса реактора и снижение влияния термических воздействий на окружающие конструкции при проведении восстановительного отжига сварных швов и (или) основного металла корпуса реактора ВВЭР. Технический результат изобретения обеспечивается тем, что устройство для установки внешней теплоизоляции корпуса ядерного реактора включает подвижную транспортную тележку, снабженную механизмом ее перемещения, расположенный на подвижной транспортной тележке съемный несущий обод, на котором закреплена теплоизоляция корпуса реактора, по меньшей мере два подъемника, расположенные с противоположных сторон корпуса реактора на уровне его верхней части, при этом съемный несущий обод связан с подъемниками с возможностью его подъема и опускания. Использование заявляемого изобретения позволит обеспечить возможность проведения монтажа и демонтажа тепловой изоляции внешней поверхности корпуса реактора ВВЭР в стесненных условиях подреакторного помещения и повышенного уровня ионизирующего излучения. Теплоизоляция внешней поверхности корпуса реактора обеспечивает снижение градиента температур по толщине корпуса атомного реактора, равномерность физических свойств его металла и сварных швов, а также уменьшение влияния термических воздействий на окружающие конструкции при проведении восстановительного отжига сварных швов и (или) основного металла корпуса реактора ВВЭР.

Description

Устройство для установки внешней теплоизоляции корпуса ядерного реактора
Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности, к вспомогательным устройствам для атомных энергетических установок, а именно - к устройствам для установки наружной теплоизоляции корпуса ядерного реактора, и может быть использовано на атомных станциях для осуществления восстановительного отжига сварных швов и (или) основного металла корпуса реактора ВВЭР.
Из уровня техники не известны устройства для установки внешней теплоизоляции корпуса ядерного реактора.
Задачей, на решение которой направлено заявляемое изобретение, является обеспечение возможности проведения монтажа и демонтажа тепловой изоляции внешней поверхности корпуса реактора ВВЭР в стеснённых условиях подреакторного помещения и повышенного уровня ионизирующего излучения.
Техническим результатом настоящего изобретения является снижение градиента температур по толщине корпуса атомного реактора путём теплоизоляции внешней поверхности корпуса реактора, обеспечение равномерности физических свойств металла и сварных швов корпуса реактора и снижение влияния термических воздействий на окружающие конструкции при проведении восстановительного отжига сварных швов и (или) основного металла корпуса реактора ВВЭР.
Технический результат изобретения обеспечивается тем, что устройство для установки внешней теплоизоляции корпуса ядерного реактора включает подвижную транспортную тележку, снабженную механизмом ее перемещения, расположенный на подвижной транспортной тележке съёмный несущий обод, на котором закреплена теплоизоляция корпуса реактора, по меньшей мере два подъемника, расположенные с противоположных сторон корпуса реактора на уровне его верхней части, при этом съемный несущий обод связан с подъемниками с возможностью его подъема и опускания.
Теплоизоляция корпуса ядерного реактора преимущественно выполнена в виде рулонных теплоизоляционных матов и закреплённых на верхнем торце съемного несущего обода теплоизоляционных блоков. Съёмный несущий обод может быть выполнен в виде, по крайней мере, двух секторов, шарнирно связанных между собой с возможностью складывания и раскладывания, при этом на наружной поверхности несущего обода может быть закреплен наборный рельс, на котором установлены с возможностью скольжения съёмные каретки с подвешенными на них рулонными теплоизоляционными матами. Теплоизоляционные блоки могут быть выполнены в виде закрепленных на металлических рамках пакетов листов треугольной формы из муллито-кремнезёмистого картона. По краям рулонных теплоизоляционных матов преимущественно выполнены ленты из кремнеземной ткани, закрывающей щели между соседними рулонными теплоизоляционными матами. Подвижная транспортная тележка может быть установлена на колесных парах и содержать стойки, верхние свободные концы которых связаны балкой, на которой установлены с возможностью поворота на 90° две поворотные рамы, снабженные опорными полукольцами и механизмом их складывания в вертикальное положение. Съёмный несущий обод преимущественно расположен на опорных полукольцах поворотных рам подвижной транспортной тележки. Подвижная транспортная тележка может содержать стопорный механизм, а подъемники могут содержать канатные лебёдки с канатами и быть снабжены фиксирующими механизмами.
Заявляемое изобретение поясняется графическими материалами и представлено в одном из вариантов, где на фиг. 1 приведен общий вид устройства (подъемники не показаны), на фиг. 2 - подвижная транспортная тележка, на фиг. 3 - съемный несущий обод, на фиг. 4 - схема устройства перед установкой теплоизоляции; на фиг. 5 - схема устройства после установки теплоизоляции.
Устройство для установки внешней теплоизоляции корпуса ядерного реактора включает подвижную транспортную тележку 1, съемный несущий обод 2 и подъемники 3 (фиг. 4 и 5). Транспортная тележка 1 установлена на рельсовом пути на колесные пары, одна из которых является ведущей и имеет привод. Транспортная тележка 1 содержит стойки 4, верхние свободные концы которых связаны балкой 5, на которой шарнирно установлены с возможностью поворота на 90° две поворотные рамы 6, снабженные опорными полукольцами 7 и механизмом их поворота (складывания) в вертикальное положение. Транспортная тележка 1 снабжена стопорным механизмом, фиксирующим её положение на рельсовом пути. На опорных полукольцах 7 подвижной транспортной тележки 1 установлен съёмный несущий обод 2. Теплоизоляция выполнена в виде рулонных теплоизоляционных матов 8 и теплоизоляционных блоков 9.
Съемный несущий обод 2 выполнен в виде двух секторов (полуколец), шарнирно соединённых между собой с возможностью вертикального складывания и раскладывания в горизонтальное положение. На наружной поверхности съемного несущего обода 2 закреплён наборный рельс 10, на котором установлены с возможностью скольжения съёмные каретки с подвешенными на них рулонными теплоизоляционными матами 8, выполненными из кремнеземной ткани и предназначенными для создания в рабочем состоянии устройства равномерного теплоизоляционного слоя вокруг корпуса реактора. В исходном положении устройства теплоизоляционные маты 8 смотаны в рулоны и зафиксированы в свёрнутом состоянии с помощью петель из кремнеземной ткани и металлических пуговиц. Рулонные теплоизоляционные маты 8 имеют по краям ленты из кремнеземной ткани, закрывающие в рабочем положении щели между соседними матами 8. На верхнем торце несущего обода 2 закреплены с помощью быстросъёмных соединений теплоизоляционные блоки 9, выполненные в виде закрепленных на металлических рамках листов треугольной формы из муллито-кремнеземистого картона, предназначенные для создания равномерного теплоизоляционного слоя, защищающего коническую часть опорной фермы 11 корпуса 12 реактора от теплового воздействия в рабочем состоянии устройства при проведении восстановительного отжига корпуса 12 реактора.
С противоположных сторон корпуса 12 реактора на уровне его верхней части закреплены подъемники 3, содержащие канатные лебёдки, фиксирующие механизмы и канаты, нижние концы которых в рабочем состоянии устройства прикреплены к съемному несущему ободу 2.
Устройство для установки внешней теплоизоляции корпуса ядерного реактора работает следующим образом.
Подъемники 3 закрепляют с противоположных сторон корпуса 12 реактора на уровне его верхней части. Канаты 13 лебёдок подъёмников опускают вниз вдоль корпуса 12 реактора.
На опорные полукольца 7 транспортной тележки 1 устанавливают съемный несущий обод 2. На верхнем торце съемного несущего обода 2 с помощью быстросъёмных соединений закрепляют теплоизоляционные блоки 9, при этом теплоизоляционные блоки 9, расположенные над шарнирными петлями съемного несущего обода (4 шт.), не устанавливаются.
С помощью механизма поворота поворотные рамы 6 с закреплёнными на них опорными полукольцами 7 и шарнирно соединёнными между собой секторами (полукольцами) съемного несущего обода 2 приводятся в вертикальное (сложенное) положение и фиксируются в таком положении.
С помощью привода осуществляют перемещение транспортной тележки 1 с несущим ободом 2 в сложенном состоянии по рельсовому пути в подреакторное помещение. Транспортную тележку 1 с несущим ободом устанавливают под корпусом 12 реактора по его центру. С помощью стопорного механизма фиксируют транспортную тележку 2 на рельсовом пути, а затем с помощью механизма поворота (складывания) раскладывают опорные полукольца 7 с секторами (полукольцами) съемного несущего обода 2 в горизонтальное положение. В местах шарнирного соединения секторов (полуколец) съемного несущего обода 2 устанавливают фиксаторы для предотвращения их складывания. Также на верхнем торце несущего съемного обода 2 над его шарнирными соединенями дополнительно закрепляют теплоизоляционные блоки 9 (4 шт.).
На наборный рельс 10 несущего съемного обода 2 по всему его периметру с помощью подвижных кареток навешивают рулонные теплоизоляционные маты 8, зафиксированные в свёрнутом состоянии с помощью петель из кремнеземной ткани и металлических пуговиц. После завершения навески рулонных теплоизоляционных матов 8 расстёгивают металлические пуговицы фиксирующих петель для обеспечения возможности свободного разматывания рулонной теплоизоляции.
Затем нижние концы канатов 13 закрепляют на съемном несущем ободе 2 и выполняют подъем несущего обода 2 с навешенной на нём теплоизоляцией с помощью подъемников 3 до упора теплоизоляционных блоков 9 в коническую часть опорной фермы 11 корпуса 12 реактора, после чего с помощью фиксирующих механизмов ставят подъемники 3 на стопор.
Для демонтажа теплоизоляции после завершения операций восстановительного отжига корпуса реактора съемный несущий обод 2 с помощью подъемников 3 опускают на транспортную тележку 1 , отсоединяют от съемного несущего обода 2 канаты 13 и демонтируют теплоизоляцию. Затем в местах шарнирного соединения секторов (полуколец) съемного несущего обода 2 извлекают фиксаторы, предотвращающие их складывание, и складывают опорные полукольца 7 с секторами несущего обода 2 в вертикальное положение. Далее перемещают транспортную тележку 1 со съемным несущим ободом 2 по рельсовому пути из подреактороного помещения в помещение для проведения дезактивации, обслуживания и хранения.
Использование заявляемого изобретения позволит обеспечить возможность проведения монтажа и демонтажа тепловой изоляции внешней поверхности корпуса реактора ВВЭР в стеснённых условиях подреакторного помещения и повышенного уровня ионизирующего излучения. Теплоизоляция внешней поверхности корпуса реактора обеспечивает снижение градиента температур по толщине корпуса атомного реактора, равномерность физических свойств его металла и сварных швов, а также уменьшение влияния термических воздействий на окружающие конструкции при проведении восстановительного отжига сварных швов и (или) основного металла корпуса реактора ВВЭР.

Claims

ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯ
1. Устройство для установки внешней теплоизоляции корпуса ядерного реактора, включающее подвижную транспортную тележку, снабженную механизмом ее перемещения, расположенный на подвижной транспортной тележке съёмный несущий обод, на котором закреплена теплоизоляция корпуса реактора, по меньшей мере два подъемника, расположенные с противоположных сторон корпуса реактора на уровне его верхней части, при этом съемный несущий обод связан с подъемниками с возможностью его подъема и опускания.
2. Устройство по п. 1, отличающееся тем, что теплоизоляция корпуса реактора выполнена в виде рулонных теплоизоляционных матов и закреплённых на верхнем торце съемного несущего обода теплоизоляционных блоков.
3. Устройство по п. 2, отличающееся тем, что съёмный несущий обод выполнен в виде, по крайней мере, двух секторов, шарнирно связанных между собой с возможностью складывания и раскладывания, при этом на наружной поверхности несущего обода закреплен наборный рельс, на котором установлены с возможностью скольжения съёмные каретки с подвешенными на них рулонными теплоизоляционными матами.
4. Устройство по п. 2, отличающееся тем, что теплоизоляционные блоки выполнены в виде закрепленных на металлических рамках пакетов листов треугольной формы из муллито-кремнезёмистого картона.
5. Устройство по п. 2, отличающееся тем, что по краям рулонных теплоизоляционных матов выполнены ленты из кремнеземной ткани, закрывающей щели между соседними рулонными теплоизоляционными матами.
6. Устройство по п. 1, отличающееся тем, что подвижная транспортная тележка установлена на колесных парах и содержит стойки, верхние свободные концы которых связаны балкой, на которой установлены с
7
ЗАМЕНЯЮЩИЙ ЛИСТ (ПРАВИЛО 26) возможностью поворота на 90° две поворотные рамы, снабженные опорными полукольцами и механизмом их складывания.
7. Устройство по п. 6, отличающееся тем, что съёмный несущий обод расположен на опорных полукольцах поворотных рам подвижной транспортной тележки.
8. Устройство по п. 1, отличающееся тем, что подвижная транспортная тележка содержит стопорный механизм.
9. Устройство по п. 1, отличающееся тем, что подъемники содержат канатные лебёдки с канатами и снабжены фиксирующими механизмами.
8
ЗАМЕНЯЮЩИЙ ЛИСТ (ПРАВИЛО 26)
PCT/RU2019/001054 2019-12-03 2019-12-31 Устройство для установки внешней теплоизоляции корпуса ядерного реактора WO2021112713A1 (ru)

Priority Applications (8)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US17/619,117 US20220293290A1 (en) 2019-12-03 2019-12-31 Device for installing external thermal insulation on a nuclear reactor vessel
KR1020217043167A KR102637224B1 (ko) 2019-12-03 2019-12-31 원자로 용기에 외부 열절연을 설치하기 위한 장치
CN201980098018.0A CN114402399A (zh) 2019-12-03 2019-12-31 用于在核反应堆容器上安装外部隔热的装置
JOP/2021/0350A JOP20210350A1 (ar) 2019-12-03 2019-12-31 جهاز لتركيب العزل الحراري الخارجي لوعاء مفاعل نووي
CA3145669A CA3145669C (en) 2019-12-03 2019-12-31 Device for installation of the outer heat insulation of a nuclear reactor vessel
BR112021026588A BR112021026588A2 (pt) 2019-12-03 2019-12-31 Dispositivo para instalação de isolamento térmico externo de um vaso de reator nuclear
JP2021578274A JP7270076B2 (ja) 2019-12-03 2019-12-31 原子炉本体上に外部断熱材を設置する装置
ZA2021/10605A ZA202110605B (en) 2019-12-03 2021-12-17 Device for installation of the outer heat insulation of a nuclear reactor vessel

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2019139213A RU2733591C1 (ru) 2019-12-03 2019-12-03 Устройство для установки внешней теплоизоляции корпуса ядерного реактора
RU2019139213 2019-12-03

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2021112713A1 true WO2021112713A1 (ru) 2021-06-10

Family

ID=72927002

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/RU2019/001054 WO2021112713A1 (ru) 2019-12-03 2019-12-31 Устройство для установки внешней теплоизоляции корпуса ядерного реактора

Country Status (10)

Country Link
US (1) US20220293290A1 (ru)
JP (1) JP7270076B2 (ru)
KR (1) KR102637224B1 (ru)
CN (1) CN114402399A (ru)
BR (1) BR112021026588A2 (ru)
CA (1) CA3145669C (ru)
JO (1) JOP20210350A1 (ru)
RU (1) RU2733591C1 (ru)
WO (1) WO2021112713A1 (ru)
ZA (1) ZA202110605B (ru)

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2285302C1 (ru) * 2005-04-06 2006-10-10 ФГУП Опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" Тепловая защита корпуса ядерного реактора
RU185258U1 (ru) * 2017-11-13 2018-11-28 Дмитрий Игоревич Афанасьев Быстросъёмная тепловая изоляция
CN109741839A (zh) * 2018-12-24 2019-05-10 哈尔滨工程大学 一种隔热金属与陶瓷多层空心球及其制备方法

Family Cites Families (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4530813A (en) * 1980-11-10 1985-07-23 Jacobson Earl Bruce Modular reactor head shielding system
WO1994003903A1 (en) * 1992-08-10 1994-02-17 Combustion Engineering, Inc. Method for mechanical prestress
KR101057540B1 (ko) 2010-05-13 2011-08-17 두산중공업 주식회사 일체형 원자로의 상부 구조물
DE102010052320B3 (de) * 2010-11-25 2012-03-01 Areva Np Gmbh Abschirmring für einen Kernreaktor
RU2453936C1 (ru) * 2011-04-08 2012-06-20 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" Корпусной ядерный прямоточный реактор, охлаждаемый водой сверхкритического давления с перегревом пара, и способ его эксплуатации
KR101624828B1 (ko) 2015-01-02 2016-05-26 한전케이피에스 주식회사 배럴포머볼트 검사장치
RU179691U1 (ru) * 2017-06-08 2018-05-22 Акционерное общество "Научно-исследовательский и конструкторский институт монтажной технологии - Атомстрой" (АО "НИКИМТ-Атомстрой") Блочная съемная тепловая изоляция отражательного типа
CN109961857B (zh) * 2017-12-25 2024-02-09 核工业西南物理研究院 适用于屏蔽带电冷却水管的双层屏蔽层结构
KR101967583B1 (ko) * 2018-07-05 2019-04-09 한국수력원자력 주식회사 원자로 외벽냉각용 단열체를 포함하는 냉각 시스템

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2285302C1 (ru) * 2005-04-06 2006-10-10 ФГУП Опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" Тепловая защита корпуса ядерного реактора
RU185258U1 (ru) * 2017-11-13 2018-11-28 Дмитрий Игоревич Афанасьев Быстросъёмная тепловая изоляция
CN109741839A (zh) * 2018-12-24 2019-05-10 哈尔滨工程大学 一种隔热金属与陶瓷多层空心球及其制备方法

Also Published As

Publication number Publication date
US20220293290A1 (en) 2022-09-15
BR112021026588A2 (pt) 2022-11-22
CN114402399A (zh) 2022-04-26
JP2022547379A (ja) 2022-11-14
CA3145669C (en) 2024-06-11
KR102637224B1 (ko) 2024-02-15
ZA202110605B (en) 2022-08-31
JP7270076B2 (ja) 2023-05-09
RU2733591C1 (ru) 2020-10-05
CA3145669A1 (en) 2021-06-10
KR20220041051A (ko) 2022-03-31
JOP20210350A1 (ar) 2023-01-30

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP4596739B2 (ja) 原子炉を整備するためのプラットホームおよび同ホームを用いた原子炉の整備方法
KR20140002751A (ko) 풍력발전용 터빈 타워의 외측 표면에 접근하기 위한 방법 및 상기 방법을 사용하는 장치
CN112078990A (zh) 用于储罐清洗或防腐的高效活动装置
RU2733591C1 (ru) Устройство для установки внешней теплоизоляции корпуса ядерного реактора
US2346033A (en) Circular scaffold
JP5584674B2 (ja) 鉄塔補修システム
CN206667047U (zh) 桥梁检测车
RU2726737C1 (ru) Внешняя теплоизоляция корпуса ядерного реактора и система для установки внешней теплоизоляции корпуса ядерного реактора
JP2013113006A (ja) 鉄塔昇降装置
JP3218531B2 (ja) 昇降式荷受けステージの支持方法と昇降式荷受けステージ装置と昇降式荷受けステージ装置の昇降方法
CN210369848U (zh) 一种钢箱梁用施工吊篮
JP5418948B2 (ja) 可動式点検架台
KR102484730B1 (ko) 붐포스트 자동 상승 및 하강유닛을 갖는 붐포스트 회동식 갠트리 크레인 조립체
JP7245098B2 (ja) 鉄塔組立工事用のマストガイド装置の移設方法
CN109834116A (zh) 卧式活套的顶辊的更换系统及更换方法
RU2775928C1 (ru) Кондуктор для сборки и монтажа стационарных сферических крыш резервуаров вертикальных цилиндрических стальных
CN212639663U (zh) 一种防护性好的送电工程用吊装装置
CN210366709U (zh) 悬吊装置及悬吊设备
JPH0657941A (ja) ボイラ炉内の足場ステージの吊り上げ装置
JP3055878B2 (ja) 曲面屋根用の移動式足場
US10584017B2 (en) Maintenance method and system for solar receiver
JPH06100020B2 (ja) 足場装置
JPS6042488Y2 (ja) 吊上型空中線装置
JPH07125951A (ja) ゴンドラ装置用ケージ
SU1036660A1 (ru) Грузозахватное устройство дл замены секций котла-утилизатора

Legal Events

Date Code Title Description
121 Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application

Ref document number: 19954927

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2021578274

Country of ref document: JP

Kind code of ref document: A

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 3145669

Country of ref document: CA

REG Reference to national code

Ref country code: BR

Ref legal event code: B01A

Ref document number: 112021026588

Country of ref document: BR

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2019954927

Country of ref document: EP

Effective date: 20220704

REG Reference to national code

Ref country code: BR

Ref legal event code: B01E

Ref document number: 112021026588

Country of ref document: BR

Free format text: APRESENTAR, EM ATE 60 (SESSENTA) DIAS, PROCURACAO REGULAR, UMA VEZ QUE A PROCURACAO PARA A EMPRESA JOINT STOCK COMPANY "ROSENERGOATOM" APRESENTADA NA PETICAO NO 870210121143 DE 28/12/2021 NAO POSSUI DATA DE ASSINATURA DA MESMA.

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2019954927

Country of ref document: EP

Effective date: 20220704

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 112021026588

Country of ref document: BR

Kind code of ref document: A2

Effective date: 20211228