RU2180764C2 - Refueling machine for nuclear power station reactors - Google Patents
Refueling machine for nuclear power station reactors Download PDFInfo
- Publication number
- RU2180764C2 RU2180764C2 RU96118792/06A RU96118792A RU2180764C2 RU 2180764 C2 RU2180764 C2 RU 2180764C2 RU 96118792/06 A RU96118792/06 A RU 96118792/06A RU 96118792 A RU96118792 A RU 96118792A RU 2180764 C2 RU2180764 C2 RU 2180764C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- reactor
- fuel assemblies
- container
- fuel
- transceiver
- Prior art date
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 59
- 230000000712 assembly Effects 0.000 claims abstract description 46
- 238000000429 assembly Methods 0.000 claims abstract description 46
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 claims abstract description 7
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract 1
- 238000011084 recovery Methods 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 20
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 15
- 239000000725 suspension Substances 0.000 description 13
- 229910052761 rare earth metal Inorganic materials 0.000 description 7
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 5
- 239000000463 material Substances 0.000 description 5
- 230000005865 ionizing radiation Effects 0.000 description 3
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 2
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 description 2
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 2
- 150000002910 rare earth metals Chemical class 0.000 description 2
- 229910000897 Babbitt (metal) Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000008358 core component Substances 0.000 description 1
- 230000003247 decreasing effect Effects 0.000 description 1
- 230000005611 electricity Effects 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 239000002360 explosive Substances 0.000 description 1
- JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N h2o hydrate Chemical compound O.O JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 1
- 238000005025 nuclear technology Methods 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- 238000007789 sealing Methods 0.000 description 1
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 1
- 230000001629 suppression Effects 0.000 description 1
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)
Abstract
Description
Изобретение относится к устройствам для перегрузки топлива ядерных реакторов. Область применения - атомные станции (АС) с двумя и более энергоблоками. The invention relates to a device for refueling nuclear reactors. Scope - nuclear power plants (AS) with two or more power units.
В качестве аналога к изобретению рассмотрим описанное в /1/ устройство для перегрузки топлива реакторов типа ВВЭР АС "Гессен", Швейцария. На каждом из энергоблоков АС оно содержит комплекс средств для выполнения необходимых транспортно-технологических операций с тепловыделяющими сборками (ТВС) и иными элементами активной зоны реактора в пределах энергоблока: водозаполненные бассейны выдержки (БВ) со стеллажами для временного хранения свежих и отработавших ТВС; собственно перегрузочную машину, представляющую собой манипулятор, действующий непосредственно над реактором; транспортную трубу с герметизируемой камерой и приемопередаточными шлюзами, проходящую через защитную оболочку реактора; два кантователя контейнеров с ТВС; приемопередаточный узел, один оконечный участок которого сопряжен с одним из кантователей, а другой - с транспортными средствами для поставки на энергоблок свежих и удаления с энергоблока отработавших ТВС и иных элементов активной зоны. As an analogue to the invention, we consider the device described in / 1 / for loading fuel for reactors of the VVER AS "Hessen" type, Switzerland. At each of the nuclear power units it contains a set of tools for performing the necessary transport and technological operations with fuel assemblies (fuel assemblies) and other elements of the reactor core within the power unit: water-filled holding pools (BV) with racks for the temporary storage of fresh and spent fuel assemblies; the actual reloading machine, which is a manipulator that acts directly above the reactor; a transport pipe with a pressurized chamber and transceiver locks passing through the protective shell of the reactor; two tilters of containers with fuel assemblies; transceiver assembly, one end section of which is interfaced with one of the tilters, and the other with vehicles for delivery to the power unit of fresh and removal of spent fuel assemblies and other core elements from the power unit.
Ввиду отсутствия взаимосвязи между комплексами средств для выполнения транспортно-технологических операций на каждом из энергоблоков АС, работу устройства в целом можно рассмотреть на примере работы в пределах одного энергоблока. Движение свежих ТВС, например, осуществляется следующим образом. Одна из таких ТВС при помощи мостового крана приемопередаточного узла снимается со стеллажа зала БВ, устанавливается в контейнер и передается на первый кантователь, расположенный в БВ во внешнем по отношению к защитной оболочке реактора пространстве. Далее контейнер со свежей ТВС переводится первым кантователем из вертикального положения в горизонтальное и передается в транспортную трубу, снабженную средствами перемещения изделий через приемопередаточные шлюзы и герметизируемую камеру в БВ под защитной оболочкой реактора. На другом конце транспортного трубопровода контейнер со свежей ТВС принимается вторым кантователем, переводится из горизонтального положения в вертикальное и передается перегрузочной машине. Последняя излекает свежую ТВС из контейнера и устанавливает по заданным координатам в активную зону реактора взамен отработавшей ТВС. Обратное движение отработавшей ТВС осуществляется аналогично. Как правило, эти ТВС извлекаются из активной зоны и устанавливаются для временного хранения в БВ под защитной оболочкой реактора еще до начала загрузки активной зоны свежими ТВС. При необходимости отработавшая ТВС устанавливается перегрузочной машиной в транспортный контейнер и передается ко второму кантователю, где этот контейнер переводится из вертикального положения в горизонтальное. Далее контейнер с отработавшей ТВС через приемопередаточные шлюзы, герметизируемую камеру и транспортный трубопровод перемещается к первому кантователю. Здесь контейнер с отработавшей ТВС переводится вновь в вертикальное положение и при помощи мостового крана приемопередаточного узла устанавливается на стеллаж БВ для временного хранения вне защитной оболочки реактора до удаления с территории энергоблока или станции в целом. Due to the lack of interconnection between the complexes of means for carrying out transport and technological operations at each of the nuclear power units, the operation of the device as a whole can be considered by the example of operation within one power unit. The movement of fresh fuel assemblies, for example, is as follows. One of these fuel assemblies is removed from the rack of the BV hall using a bridge crane of the transceiver assembly, installed in the container and transferred to the first tilter located in the BV in the space external to the reactor containment. Next, the container with fresh fuel assemblies is transferred by the first tilter from vertical to horizontal and transferred to a transport pipe equipped with means for moving products through the transceiver locks and a pressurized chamber in the storage tank under the reactor containment. At the other end of the transport pipeline, a container with fresh fuel assemblies is received by the second tilter, transferred from horizontal to vertical and transferred to the reloading machine. The latter removes fresh fuel assemblies from the container and installs them at the given coordinates in the reactor core instead of the spent fuel assemblies. The reverse movement of spent fuel assemblies is carried out similarly. As a rule, these fuel assemblies are removed from the core and installed for temporary storage in the storage compartment under the reactor containment even before the core is loaded with fresh fuel assemblies. If necessary, the spent fuel assembly is installed by the reloading machine into the transport container and transferred to the second tilter, where this container is transferred from a vertical position to a horizontal one. Next, the container with spent fuel assemblies through the transceiver locks, the pressurized chamber and the transport pipeline moves to the first tilter. Here, the spent fuel assembly container is again placed in a vertical position and, using a bridge crane, the transceiver assembly is installed on the BV rack for temporary storage outside the reactor containment until it is removed from the territory of the power unit or the plant as a whole.
Недостатком устройства-аналога является отсутствие технических средств, которые могли бы обеспечить эффективное использование на АС делящихся материалов в ТВС на этапе снятия какого-либо реактора с эксплуатации. Дело в том, что поскольку замена отработавших ТВС на свежие в реакторе типа ВВЭР осуществляется кампаниями в объемах, составляющих каждый раз около трети от общего количества ТВС в активной зоне, к моменту останова реактора на консервацию и демонтаж в конце одной из очередных кампаний примерно треть от общего количества делящихся материалов в активной зоне оказывается недовыгоревшей. Отсюда - дополнительные экономические потери к тем, что связаны с самим фактом прекращения выработки тепла и электроэнергии на том или ином энергоблоке АС при останове реактора для снятия с эксплуатации. A disadvantage of the analogue device is the lack of technical means that could ensure the efficient use of fissile materials in fuel assemblies in fuel assemblies at the stage of decommissioning a reactor. The fact is that since the replacement of spent fuel assemblies with fresh ones in a VVER-type reactor is carried out by campaigns in volumes each time accounting for about one third of the total number of fuel assemblies in the core, by the time the reactor is shut down for conservation and dismantling at the end of one of the next campaigns, approximately one third of the total amount of fissile materials in the core is underburned. Hence, additional economic losses due to the fact that the generation of heat and electricity at one or another power unit stopped when the reactor was shut down for decommissioning.
В качестве прототипа к изобретению рассмотрим описанное в /2/ устройство для перегрузки топлива реакторов типа РБМК Ленинградской АС, Россия. На каждом из энергоблоков оно содержит разгрузочно-загрузочную машину (РЗМ), осуществляющую захват в специальный защитный скафандр свежей ТВС, герметичное подсоединение этого скафандра к заданному технологическому каналу, замену в нем отработавшей ТВС на свежую, герметизацию технологического канала со свежей ТВС и выгрузку отработавшей ТВС в промежуточный транспортный контейнер (пенал), а также водозаполненные БВ, тележку для перемещения под водой пеналов с ТВС между БВ и РЗМ, стеллажи для временного хранения отработавших и свежих ТВС и приемопередаточный узел, один оконечный участок которого сопряжен с манипуляторами для выполнения транспортно-технологических операций в пределах энергоблока, а другой - с транспортными средствами для поставки на энергоблок свежих и удаления с энергоблока отработавших ТВС и иных элементов активной зоны. As a prototype of the invention, consider the device described in / 2 / for refueling reactors of the RBMK type of the Leningrad AS, Russia. At each of the power units, it contains a loading and unloading machine (REM), which captures a fresh fuel assembly into a special protective suit, seals this suit in a specified technological channel, replaces the spent fuel assembly with a fresh one, seals the technological channel with a fresh fuel assembly, and unloads the spent fuel assembly to an intermediate transport container (pencil case), as well as water-filled spent fuel tanks, a trolley for moving under-water cases of fuel assemblies between fuel assemblies and rare-earth metals, racks for the temporary storage of spent and fresh fuel assemblies priemoperedatochny assembly, one end portion of which is associated with manipulators for performing transport-technological operations within a unit, and the other - with transport means for supplying to and removal unit with fresh spent fuel unit and other elements of the core.
Ввиду отсутствия взаимосвязи между комплексами технических средств для выполнения транспортно-технологических операций на каждом из энергоблоков АС работу устройства-прототипа в целом, как и устройства-аналога, можно рассмотреть на примере работы в пределах одного энергоблока. Движение свежих ТВС, например, осуществляется по пути: стеллаж зала БВ - мостовой кран приемопередаточного узла - пенал БВ под ТВС - тележка для перемещения пенала с ТВС к РЗМ - РЗМ. Далее при помощи РЗМ осуществляется замена в заданном технологическом канале реактора отработавшей ТВС на свежую. Движение отработавшей ТВС после извлечения из реактора осуществляется по пути: РЗМ - пенал БВ под ТВС, установленный на тележке для перемещения пеналов с ТВС между БВ и РЗМ, - мостовой кран приемопередаточного узла - стеллаж БВ для временного хранения отработавших ТВС. Due to the lack of interconnection between the complexes of technical means for carrying out transport and technological operations at each of the NPP power units, the operation of the prototype device as a whole, as well as the analog device, can be considered using the example of operation within the same power unit. The movement of fresh fuel assemblies, for example, is carried out along the following path: a BV hall rack - a bridge crane of a transceiver unit - a BV pencil case for a FA - a trolley for moving a pencil case from a FA to REM - REM. Then, with the help of rare-earth metals, a spent fuel assembly is replaced with a fresh one in a given technological channel of the reactor. The spent fuel assemblies are moved after removal from the reactor along the path: REM - a BV canister under the FA mounted on a trolley for moving canisters from the FA between the BV and REM, - a bridge crane of the transceiver assembly - a BV rack for temporary storage of spent fuel assemblies.
Недостатком устройства-прототипа, как и устройства-аналога, является отсутствие технических средств, которые могли бы обеспечить эффективное использование на АС делящихся материалов в ТВС на этапе снятия какого-либо реактора с эксплуатации. При этом, поскольку энерговыработка ТВС действующего реактора типа РБМК приблизительно равномерно распределена в диапазоне от близкой к нулю до близкой к номинальной, к моменту останова реактора на консервацию и демонтаж примерно половина делящегося материала в активной зоне оказывается недовыгоревшей. The disadvantage of the prototype device, as well as the analog device, is the lack of technical means that could ensure the efficient use of fissile materials in fuel assemblies in fuel assemblies at the stage of decommissioning a reactor. Moreover, since the energy production of the fuel assemblies of the operating RBMK reactor is approximately uniformly distributed in the range from close to zero to close to the nominal, by the time the reactor stops for conservation and dismantling, approximately half of the fissile material in the core is underburned.
Задачей изобретения является снижение экономических потерь, связанных со снятием отдельных реакторов АС с эксплуатации. The objective of the invention is to reduce the economic losses associated with the decommissioning of individual nuclear reactors.
Технический результат, достигаемый при использовании изобретения, заключается в обеспечении возможности "дожига" ТВС реактора, снимаемого с эксплуатации, в реакторе действующего энергоблока АС; использования исправных компонентов активной зоны (стержней СУЗ, датчиков контроля энерговыделения и т. д.) реактора, снимаемого с эксплуатации, в реакторе действующего энергоблока АС; снижения общего объема радиоактивных изделий на АС, подлежащих утилизации или захоронению. The technical result achieved by using the invention is to provide the possibility of "afterburning" of a fuel assembly of a decommissioned fuel assembly in a reactor of an operating nuclear power unit; the use of serviceable core components (CPS rods, energy release monitoring sensors, etc.) of the decommissioned reactor in the reactor of the operating nuclear power unit; reducing the total volume of radioactive products at nuclear power plants to be disposed of or disposed of.
Указанный технический результат достигается тем, что вторые оконечные участки по меньшей мере двух приемопередаточных узлов известного устройства соединены звеном для транспортировки извлеченных из реактора радиоактивных изделий. При этом звено, обеспечивающее взаимосвязь приемопередаточных узлов, может быть выполнено в виде транспортного трубопровода или подвижной платформы с транспортным контейнером, которые снабжены оболочками биологической защиты. The specified technical result is achieved in that the second terminal sections of at least two transceiver nodes of the known device are connected by a link for transporting radioactive products extracted from the reactor. In this case, the link ensuring the interconnection of the transceiver nodes can be made in the form of a transport pipeline or a movable platform with a transport container, which are equipped with shells of biological protection.
Наличие в устройстве звена для транспортировки радиоактивных изделий от приемопередаточного звена энергоблока с реактором, снимаемым с эксплуатации, к приемопередаточному звену энергоблока с действующим реактором позволяет передавать с первого на второй энергоблок для эффективного использования как ТВС с неполной энерговыработкой, так и невыработавшие свой ресурс стержни СУЗ, датчики контроля энерговыделения и иные элементы активной зоны. Общий объем радиоактивных изделий на АС, подлежащих утилизации или захоронению, уменьшается. The presence in the device of a link for transporting radioactive products from the transceiver link of a power unit with a decommissioned reactor to the transceiver link of a power unit with an active reactor allows you to transfer from the first to the second power unit for efficient use as fuel assemblies with incomplete energy production, and CPS rods that have not worked out their life, energy monitoring sensors and other core elements. The total volume of radioactive products at nuclear power plants to be disposed of or disposed of is decreasing.
Изобретение поясним по представленному на чертеже эскизу устройства для перегрузки топлива реакторов АС, соответствующему первому из двух указанных выше вариантов исполнения звена, обеспечивающего взаимосвязь приемопередаточных узлов разных энергоблоков. На чертеже обозначено: 1 - комплекс средств для перегрузки топлива реактора первого энергоблока АС (показана лишь часть этого комплекса, необходимая для пояснения изобретения); 2 - комплекс средств для перегрузки топлива реактора второго энергоблока АС; 3 - транспортный коридор или трубопровод, соединяющий комплексы 1 и 2; 4 - приемопередаточный шлюз транспортного трубопровода 3 со стороны комплекса 1; 5 - приемопередаточный шлюз транспортного трубопровода 3 со стороны комплекса 2 (шлюзы 4 и 5 являются оконечными участками соответствующих приемопередаточных узлов, на чертеже в полном составе непоказанных); 6 - тележка для перемещения контейнеров с ТВС по транспортному трубопроводу; 7 - рельсы, по которым может перемещаться тележка 6; 8 - гибкая стальная лента привода тележки, образованного направляющими роликами 9, 10 и ведущими барабанами 11, 12 с синхронно-управляемыми электродвигателями 13, 14; 15 - контейнер с ТВС; 16 - несущий шток контейнера 15, имеющий возможность поворота относительно оси контейнера на угол +/-90o с фиксацией этого угла в свободном состоянии; 17 - головка штока 16; 18 - дистанционно-управляемый замок захвата изделий для транспортировки мостовым краном, на чертеже не показан; 19 - рычаги захвата изделий как исполнительные органы замка 18; 20 - тросовая подвеска замка 18; 21 и 22 - несущие металлоконструкции водозаполненных БВ со стеллажами и посадочными гнездами для размещения контейнеров с ТВС в комплексах 1 и 2 соответственно; 23 и 24 - наружные стены энергоблоков, которыми ограничены места размещения комплексов 1 и 2.We will explain the invention according to the sketch of a device for refueling reactors of nuclear reactors shown in the drawing, which corresponds to the first of the two options for the design of the link that provides the interrelation of the transceiver nodes of different power units. The drawing indicates: 1 - a set of means for refueling the reactor fuel of the first power unit AC (only part of this complex is shown, necessary to explain the invention); 2 - a set of tools for refueling the reactor of the second power unit; 3 - transport corridor or pipeline connecting complexes 1 and 2; 4 - transceiver gateway of the transport pipeline 3 from the side of the complex 1; 5 - transceiver gateway of the transport pipeline 3 from the side of the complex 2 (gateways 4 and 5 are the terminal sections of the corresponding transceiver nodes, not fully shown in the drawing); 6 - a trolley for moving containers from fuel assemblies through a transport pipeline; 7 - rails along which the trolley 6 can move; 8 - a flexible steel tape drive cart, formed by guide rollers 9, 10 and drive drums 11, 12 with synchronously-controlled motors 13, 14; 15 - container with fuel assemblies; 16 - the bearing rod of the container 15, having the ability to rotate relative to the axis of the container at an angle of +/- 90 o with fixing this angle in a free state; 17 - rod head 16; 18 is a remotely controlled locking device for transporting goods by an overhead crane, not shown in the drawing; 19 - levers for capturing products as the executive bodies of the lock 18; 20 - cable suspension lock 18; 21 and 22 - load-bearing metal structures of water-filled explosives with racks and landing nests for placing containers with fuel assemblies in complexes 1 and 2, respectively; 23 and 24 - the outer walls of the power units, which limit the placement of complexes 1 and 2.
Названные элементы обеспечивают возможность транспортировки контейнеров с извлеченными из реактора ТВС как от комплекса 1 к комплексу 2, так и в обратном направлении. The named elements provide the possibility of transporting containers with fuel assemblies removed from the reactor both from complex 1 to complex 2, and in the opposite direction.
Транспортный трубопровод 3 между приемопередаточными узлами комплексов 1, 2 (стенами 23, 24 энергоблоков) и шлюзы 4, 5 могут быть изготовлены из любых материалов, обеспечивающих необходимую прочность, водонепроницаемость и эффективную биологическую защиту персонала от ионизирующих излучений. Источником таких излучений служит контейнер с извлеченной из реактора ТВС. Внутренняя полость элементов 3, 4, 5 для охлаждения транспортируемой ТВС и в целях создания дополнительной защиты персонала от ионизирующих излучений заполнена водой: эта вода при необходимости может быть слита и вновь залита при помощи арматуры, на чертеже не показана. Применительно к АС с реакторами типа РБМК ориентировочная длина транспортного трубопровода при поперечном сечении в пределах квадрата со сторонами до 2 м составит несколько сот метров, что подразумевает наличие соответствующей системы несущих конструкций, на чертеже не показаны, а каждого шлюза - в пределах до 17 м. The transport pipeline 3 between the transceiver nodes of complexes 1, 2 (walls 23, 24 of the power units) and locks 4, 5 can be made of any materials that provide the necessary strength, water resistance and effective biological protection of personnel from ionizing radiation. The source of such radiation is a container with a fuel assembly extracted from the reactor. The internal cavity of the elements 3, 4, 5 for cooling the transported fuel assemblies and in order to create additional protection for personnel from ionizing radiation is filled with water: this water can be drained and refilled if necessary using fittings, not shown. In relation to speakers with RBMK reactors, the approximate length of the transport pipeline with a cross section within a square with sides up to 2 m will be several hundred meters, which implies the presence of an appropriate system of load-bearing structures, are not shown in the drawing, and each lock is within 17 m.
Транспортный контейнер 15 изготовлен с таким расчетом, что установленная в нем ТВС с подвеской не может быть изогнута и повреждена при переводе этого контейнера из вертикального положения в горизонтальное и наоборот с опорой только в двух крайних точках по длине. В этом смысле контейнер 15 отличается от используемых на АС с реакторами типа РБМК пеналов под ТВС, обладающих относительно большой гибкостью. Помимо повышенной жесткости конструкция контейнера обеспечивает возможность охлаждения ТВС водой как при извлечении этого контейнерра из БВ или шлюзов 4, 5, так и после установки его в тележку 6. Применительно к АС с реакторами типа РБМК ориентировочная длина контейнера для размещения ТВС с подвеской составит 16 м; размеры контейнера в поперечном сечении - в пределах квадрата со стороной 0,3 м. The transport container 15 is made in such a way that the fuel assembly mounted in it with the suspension cannot be bent and damaged when this container is moved from a vertical position to a horizontal one and vice versa with support only at two extreme points in length. In this sense, the container 15 differs from the cases for fuel assemblies used at speakers with RBMK reactors, which have relatively great flexibility. In addition to increased rigidity, the container design provides the possibility of cooling fuel assemblies with water both when removing this container from the storage compartment or locks 4, 5, and after installing it in the trolley 6. In relation to speakers with RBMK reactors, the approximate length of the container for hosting fuel assemblies with suspension is 16 m ; dimensions of the container in cross section - within a square with a side of 0.3 m.
Предполагается, что дистанционное управление замком 18 с рычагами 19 захвата транспортируемых изделий осуществляется при помощи установленного в замке 18 гидропривода, действующего при изменении давления воды в подводящем шланге, на чертеже не показан: при нулевом давлении воды в шланге рычаги 19 находятся в закрытом (сжатом) состоянии, расход воды отсутствует; при относительно низком давлении воды в шланге рычаги 19 находятся в том же (закрытом, сжатом) состоянии, однако сама эта вода, изливаясь наружу, может быть использована для охлаждения транспортируемого изделия; при относительно высоком давлении воды в шланге рычаги 19 раскрыты, а канал истечения воды из шланга перекрыт (транспортировка изделий невозможна, охлаждение не требуется). It is assumed that the remote control of the lock 18 with levers 19 for gripping the transported products is carried out using a hydraulic actuator installed in the lock 18, acting when the water pressure in the inlet hose changes, is not shown in the drawing: at zero water pressure in the hose, the levers 19 are closed (compressed) condition, water flow is absent; at a relatively low pressure of water in the hose, the levers 19 are in the same (closed, compressed) state, however, this water itself, pouring out, can be used to cool the transported product; at a relatively high pressure of water in the hose, the levers 19 are open, and the channel for the outflow of water from the hose is closed (transportation of products is impossible, cooling is not required).
Перемещение ТВС (точнее, контейнера с ТВС) от комплекса 1 к комплексу 2 осуществляется в следующей последовательности:
- давление воды в подводящем шланге замка 18 повышается до уровня, при котором рычаги 19 раскрываются;
- мостовым краном приемопередаточного узла подвеска 20 замка 18 переводится до координаты позиции А, совпадающей с осью контейнера 15 с ТВС; сам контейнер находится в гнезде стеллажа 21 БВ;
- путем удлинения подвески 20 замок 18 опускается до совпадения центра внутренней полости рычагов 19 с центром головки 17 штока 16 контейнера с ТВС;
- давление воды в подводящем шланге замка 18 снижается до промежуточного уровня, при котором рычаги 19 закрываются, захватив головку 17 штока 16 контейнера с ТВС; при этом истекающая из шланга вода направляется на контейнер с ТВС, обеспечивая их охлаждение при перестановке на тележку 6;
- при помощи подвески 20 контейнер с ТВС снимается с гнезда стеллажа 21 БВ и поднимается до уровня, при котором нижний его торец оказывается выше уровня верхнего края шлюза 4, где находится тележка 6;
- при помощи подвески 20 контейнер с ТВС переводится до координаты, соответствующей (в плане) одному из концов ложемента тележки 6, и опускается до касания с этим ложементом;
- путем удлинения подвески 20 и перемещения ее вдоль оси шлюза 4 и тележки 6 контейнер 15 с ТВС сначала наклоняется с опорой на одну точку (позиция В подвески 20), а затем переводится в горизонтальное положение с размещением в тележке 6;
- давление воды в подводящем шланге замка 18 повышается до уровня, при котором рычаги 19 раскрываются, освобождая головку 17 штока 16 контейнера с ТВС;
- замок 18 подвеской 20 поднимается (позиция С), контейнер с ТВС при вертикальном положении штока 16 остается в тележке 6;
- включаются синхронно-управляемые двигатели 13, 14 привода тележки; при этом лента 8 привода, проходящая через направляющий ролик 9, с барабана 11 сматывается, а такая же лента, проходящая через направляющий ролик 10, на барабан 12 наматывается: тележка 6 с контейнером 15 начинает движение от шлюза 4 через транспортный трубопровод 3 к шлюзу 5, где и останавливается; двигатели 13, 14 привода отключаются;
- к головке 17 штока 16 контейнера с ТВС, находящегося в тележке 6, подводится замок 18 захвата, соединенный с подвеской 20 мостового крана приемопередаточного узла комплекса 2; после захвата головки 17 рычагами 19 контейнер 15 с ТВС подвеской 20 переводится сначала из горизонтального положения в вертикальное, а затем приподнимается над уровнем верхнего края шлюза 5 и перемещается до установки в гнездо стеллажа 22 БВ комплекса 2; далее рычаги 19 раскрываются и замок 18 подвеской 20 переводится в произвольное положение, освобождая контейнер с ТВС для использования в комплексе 2.Moving fuel assemblies (more precisely, a container with fuel assemblies) from complex 1 to complex 2 is carried out in the following sequence:
- the water pressure in the inlet hose of the lock 18 rises to a level at which the levers 19 open;
- with a bridge crane of the transceiver assembly, the suspension 20 of the lock 18 is translated to the coordinate of position A, which coincides with the axis of the container 15 with the fuel assembly; the container itself is in the nest of the rack 21 BV;
- by lengthening the suspension 20, the lock 18 is lowered until the center of the internal cavity of the levers 19 coincides with the center of the head 17 of the rod 16 of the container with the fuel assembly;
- the water pressure in the inlet hose of the lock 18 is reduced to an intermediate level at which the levers 19 are closed, capturing the head 17 of the rod 16 of the container with the fuel assembly; at the same time, the water flowing from the hose is directed to a container with fuel assemblies, ensuring their cooling when moving to a trolley 6;
- using the suspension 20, the container with the fuel assembly is removed from the nest of the rack 21 BV and rises to a level at which its lower end is above the level of the upper edge of the lock 4, where the cart 6 is located;
- using the suspension 20, the container with the fuel assembly is transferred to the coordinate corresponding (in plan) to one of the ends of the lodgement of the cart 6, and is lowered to touch with this lodgement;
- by lengthening the suspension 20 and moving it along the axis of the lock 4 and the trolley 6, the container 15 with the fuel assembly first tilts with support on one point (position B of the suspension 20), and then it is moved to a horizontal position with placement in the trolley 6;
- the water pressure in the inlet hose of the lock 18 rises to a level at which the levers 19 open, freeing the head 17 of the rod 16 of the container with the fuel assembly;
- the lock 18 suspension 20 rises (position C), the container with the fuel assembly with the vertical position of the rod 16 remains in the trolley 6;
- turn on synchronously-controlled motors 13, 14 of the trolley drive; wherein the drive tape 8 passing through the guide roller 9 is wound from the drum 11, and the same tape passing through the guide roller 10 is wound on the drum 12: the trolley 6 with the container 15 starts moving from the lock 4 through the transport pipe 3 to the lock 5 where and stops; motors 13, 14 of the drive are disabled;
- to the head 17 of the rod 16 of the container with the fuel assembly located in the trolley 6, a locking lock 18 is connected, connected to the suspension 20 of the bridge crane of the transceiver assembly of complex 2; after capturing the head 17 by levers 19, the container 15 with the fuel assembly suspension 20 is first transferred from a horizontal to a vertical position, and then rises above the level of the upper edge of the airlock 5 and moves until it is installed in the nest of the rack 22 of the BV complex 2; Further, the levers 19 are opened and the lock 18 by the suspension 20 is moved to an arbitrary position, releasing a container with fuel assemblies for use in complex 2.
На этом цикл транспортно-технологических операций по перемещению ТВС от комплекса 1 к комплексу 2 заканчивается. Перемещение названных или иных изделий от комплекса 2 к комплексу 1 аналогично описанному. On this, the cycle of transport and technological operations for moving fuel assemblies from complex 1 to complex 2 ends. Moving the named or other products from complex 2 to complex 1 is similar to that described.
Второй из предложенных выше вариантов исполнения звена, которым могут быть соединены приемопередаточные узлы комплексов 1 и 2 устройства для перегрузки топлива реакторов АС, особых пояснений ввиду простоты не требует. Как уже было сказано, это - подвижная платформа с контейнером, снабженным оболочкой биологической защиты; требования к такой конструкции - устойчивость, необходимая степень подавления мощности дозы ионизирующих излучений от транспортируемых изделий, возможность временного перевода контейнера из горизонтального положения в вертикальное и обратно при непревышении допустимого прогиба по длине, а также возможность водоохлаждения и герметизации внутренней полости, куда транспортируемые изделия устанавливаются и откуда они извлекаются после перевода контейнера из горизонтального положения в вертикальное, - исполнимы на базе известных технических решений. The second of the link options proposed above, which can be connected to the transceiver nodes of complexes 1 and 2 of the device for reloading the fuel of nuclear reactors, does not require special explanations due to its simplicity. As already mentioned, this is a movable platform with a container equipped with a shell of biological protection; the requirements for such a design are stability, the necessary degree of suppression of the dose rate of ionizing radiation from the transported products, the possibility of temporarily moving the container from horizontal to vertical and vice versa while not exceeding the permissible deflection along the length, as well as the possibility of water cooling and sealing of the internal cavity where the transported products are installed and where they are extracted after moving the container from horizontal to vertical, are feasible on the basis of well-known technologies iCal solutions.
ЛИТЕРАТУРА
1. Киселев В.В. и др. Системы перегрузки топлива водоводяных реакторов. - Атомная техника за рубежом, 1983, стр. 3-6.LITERATURE
1. Kiselev V.V. and other fuel reloading systems for water-water reactors. - Nuclear technology abroad, 1983, p. 3-6.
2. Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. - М.: Атомиздат, 1980, стр. 182-189. 2. Dollezhal N.A., Emelyanov I.Ya. Channel nuclear power reactor. - M.: Atomizdat, 1980, p. 182-189.
Claims (3)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU96118792/06A RU2180764C2 (en) | 1996-09-18 | 1996-09-18 | Refueling machine for nuclear power station reactors |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU96118792/06A RU2180764C2 (en) | 1996-09-18 | 1996-09-18 | Refueling machine for nuclear power station reactors |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU96118792A RU96118792A (en) | 2001-03-20 |
| RU2180764C2 true RU2180764C2 (en) | 2002-03-20 |
Family
ID=20185649
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU96118792/06A RU2180764C2 (en) | 1996-09-18 | 1996-09-18 | Refueling machine for nuclear power station reactors |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2180764C2 (en) |
Cited By (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2227335C2 (en) * | 2002-05-27 | 2004-04-20 | Открытое акционерное общество "ЭМК-Атоммаш" | Actuator for refueling machine grips |
| RU2236052C2 (en) * | 2002-08-15 | 2004-09-10 | Открытое акционерное общество "ЭМК - Атоммаш" | Refueling machine for nuclear reactor fuel assemblies |
| FR2863098A1 (en) * | 2003-12-01 | 2005-06-03 | Gregoire Alexandroff | DISMANTLING METHOD, CONTAINMENT DEVICE AND MANUFACTURING METHOD FOR ACCIDENTAL INDUSTRIAL INSTALLATION |
| LT5391B (en) | 2005-10-24 | 2006-12-27 | Uždaroji Akcinė Bendrovė "Energetikos Tiekimo Bazė" | Method of irradiated fuel assemblies transportation from one reactor unit to other reactor unit for after - burning and equipment to realize the method |
| RU2323493C1 (en) * | 2006-06-29 | 2008-04-27 | Анатолий Андреевич Зубков | Nuclear power station refueling method and device for afterburning |
| RU2381578C2 (en) * | 2008-04-02 | 2010-02-10 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Method of transporting nuclear reactor fuel assembly |
| RU2633701C2 (en) * | 2012-05-04 | 2017-10-17 | Арефа Гмбх | Pond for waste fuel of nuclear power plant |
| RU2661883C2 (en) * | 2014-04-29 | 2018-07-20 | Айан Ричард СКОТТ | Tubular fuel rods movement inside the assembly |
| RU2764463C1 (en) * | 2018-07-24 | 2022-01-17 | Сейв | Unloading and loading device for the fuel rod array and unloading and loading node containing such a device |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0192406A2 (en) * | 1985-02-19 | 1986-08-27 | Westinghouse Electric Corporation | Debris removal system for a nuclear fuel assembly |
-
1996
- 1996-09-18 RU RU96118792/06A patent/RU2180764C2/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0192406A2 (en) * | 1985-02-19 | 1986-08-27 | Westinghouse Electric Corporation | Debris removal system for a nuclear fuel assembly |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| ДОЛЛЕЖАЛЬ Н.А. и др. Канальный ядерный энергетический реактор, Москва, Атомиздат, 1980, с.182-189. * |
Cited By (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2227335C2 (en) * | 2002-05-27 | 2004-04-20 | Открытое акционерное общество "ЭМК-Атоммаш" | Actuator for refueling machine grips |
| RU2236052C2 (en) * | 2002-08-15 | 2004-09-10 | Открытое акционерное общество "ЭМК - Атоммаш" | Refueling machine for nuclear reactor fuel assemblies |
| FR2863098A1 (en) * | 2003-12-01 | 2005-06-03 | Gregoire Alexandroff | DISMANTLING METHOD, CONTAINMENT DEVICE AND MANUFACTURING METHOD FOR ACCIDENTAL INDUSTRIAL INSTALLATION |
| LT5391B (en) | 2005-10-24 | 2006-12-27 | Uždaroji Akcinė Bendrovė "Energetikos Tiekimo Bazė" | Method of irradiated fuel assemblies transportation from one reactor unit to other reactor unit for after - burning and equipment to realize the method |
| RU2323493C1 (en) * | 2006-06-29 | 2008-04-27 | Анатолий Андреевич Зубков | Nuclear power station refueling method and device for afterburning |
| RU2381578C2 (en) * | 2008-04-02 | 2010-02-10 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Method of transporting nuclear reactor fuel assembly |
| RU2633701C2 (en) * | 2012-05-04 | 2017-10-17 | Арефа Гмбх | Pond for waste fuel of nuclear power plant |
| RU2661883C2 (en) * | 2014-04-29 | 2018-07-20 | Айан Ричард СКОТТ | Tubular fuel rods movement inside the assembly |
| RU2764463C1 (en) * | 2018-07-24 | 2022-01-17 | Сейв | Unloading and loading device for the fuel rod array and unloading and loading node containing such a device |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US10020084B2 (en) | System and method for processing spent nuclear fuel | |
| Bachmann et al. | Conceptual study of the remote maintenance of the DEMO breeding blanket | |
| RU2180764C2 (en) | Refueling machine for nuclear power station reactors | |
| US6957942B2 (en) | Autonomous cask translocation crane | |
| JPWO2001063622A1 (en) | Reactor vessel handling method | |
| Honda et al. | Remote handling systems for ITER | |
| JP4898567B2 (en) | Reactor removal method | |
| RU2323493C1 (en) | Nuclear power station refueling method and device for afterburning | |
| RU2097848C1 (en) | Method for dry disposal of used fuel assemblies | |
| JP6424437B2 (en) | Reactor removal method | |
| RU2222839C2 (en) | Underground nuclear power plant built around shipboard reactor units | |
| JP2502121B2 (en) | Horizontal modular spent fuel storage system | |
| JP4463728B2 (en) | Spent fuel storage facility | |
| Wang et al. | Design of the Spent Fuel Storage System for HTR-PM600 | |
| Branchu et al. | Superphénix 1 primary handling system fabrication and testing | |
| RU2273903C1 (en) | Method for dry storage of spent fuel assemblies in container | |
| Sach et al. | High-Level-Waste and Spent Fuel Storage in Switzerland | |
| CA3028463A1 (en) | Methods and apparatus for handling materials for retubing of a nuclear reactor | |
| RU2097847C1 (en) | Used nuclear fuel conveying device | |
| LT5395B (en) | A transferring device of reactor fuel of nuclear power station | |
| Singer | Cascad dry storage concept for spent fuel | |
| GHORBANI | CANISTER TRANSFER SYSTEM DESIGN ANALYSIS | |
| Blomeke | A Review and Analysis of European Industrial Experience in Handling LWR Spent Fuel and Vitrified High-Level Waste | |
| Conatser et al. | Overview of the spent nuclear fuel storage facilities at the Savannah River Site | |
| Löscher et al. | Mobile system for the management of fuel assemblies from research reactors |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| RH4A | Copy of patent granted that was duplicated for the russian federation |
Effective date: 20061010 |
|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20100919 |