RU2284063C1 - Refueling system - Google Patents
Refueling system Download PDFInfo
- Publication number
- RU2284063C1 RU2284063C1 RU2005105710/06A RU2005105710A RU2284063C1 RU 2284063 C1 RU2284063 C1 RU 2284063C1 RU 2005105710/06 A RU2005105710/06 A RU 2005105710/06A RU 2005105710 A RU2005105710 A RU 2005105710A RU 2284063 C1 RU2284063 C1 RU 2284063C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- reactor
- compartment
- fuel assemblies
- conveyor
- Prior art date
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 76
- 230000000712 assembly Effects 0.000 claims abstract description 44
- 238000000429 assembly Methods 0.000 claims abstract description 44
- 238000007789 sealing Methods 0.000 claims abstract description 13
- 238000000034 method Methods 0.000 abstract description 8
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 7
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 description 5
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 description 3
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 2
- 238000012432 intermediate storage Methods 0.000 description 2
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 2
- 238000003860 storage Methods 0.000 description 2
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 description 1
- 230000002441 reversible effect Effects 0.000 description 1
Images
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 области ядерной техники и может быть использовано для перегрузки топливных сборок ядерного реактора на АЭС преимущественно с легководными реакторами.The invention relates to the field of nuclear engineering and can be used to reload fuel assemblies of a nuclear reactor at nuclear power plants mainly with light-water reactors.
Известно безопасное шлюзовое устройство, используемое в системе перегрузки реактора для транспортировки топлива между реакторным отделением, находящимся под защитной оболочкой, и топливным корпусом, расположенным за пределами защитной оболочки. Шлюзовое устройство представляет собой горизонтальный канал в форме трубы, пересекающий защитную оболочку в ее нижней части и находящийся под слоем воды. Со стороны реакторного отделения и со стороны топливного корпуса канал снабжен средствами для его герметизации. Для транспортировки топливных сборок по каналу используется тележка, на которой топливные сборки расположены в горизонтальном положении. На концевых участках шлюзового устройства - в реакторном отделении и топливном корпусе установлены механизмы, осуществляющие поворот тележки с топливом в вертикальное положение, для захвата и переноса топлива механизмами реакторного отделения и топливного корпуса, и обратное действие с тележкой. (Патент Великобритании №1499430 от 15.07.75)A secure lock device is known for use in a reactor reloading system for transporting fuel between a reactor compartment under a containment and a fuel enclosure located outside the containment. The lock device is a horizontal channel in the form of a pipe crossing the protective sheath in its lower part and located under a layer of water. From the side of the reactor compartment and from the side of the fuel casing, the channel is equipped with means for sealing it. To transport fuel assemblies along the channel, a trolley is used on which the fuel assemblies are located in a horizontal position. At the end sections of the gateway device - in the reactor compartment and the fuel casing, mechanisms are installed that rotate the cart with fuel to a vertical position for the capture and transfer of fuel by the mechanisms of the reactor compartment and the fuel casing, and the reverse action with the trolley. (UK patent No. 1499430 from 15.07.75)
К недостаткам данной конструкции относятся:The disadvantages of this design include:
Длительное время перегрузки, связанное с транспортировкой топливных сборок поштучно.Long overload time associated with the transportation of fuel assemblies by the piece.
Транспортировка топлива в горизонтальном положении повышает вероятность повреждения элементов топливных сборок.Transporting fuel horizontally increases the likelihood of damage to fuel assembly components.
Известен способ перегрузки ядерного топлива, в котором описана система перегрузки топливных сборок, содержащая герметичный шлюз, служащий для связи между реакторным отделением, находящимся под защитной оболочкой, и топливным корпусом, расположенным за пределами защитной оболочки. Герметичный шлюз пересекает защитную оболочку в ее нижней части и снабжен механизмами герметизации прохода. Средством транспортировки топливных сборок через шлюз служат тележки с контейнерами, в которые производится установка топливных сборок в вертикальном положении. (Патент США №4158599 от 20.09.77)A known method of reloading nuclear fuel, which describes a system for reloading fuel assemblies, containing a sealed lock, which serves to communicate between the reactor compartment, located under the protective shell, and the fuel casing located outside the protective shell. An airtight lock crosses the protective shell in its lower part and is equipped with passage sealing mechanisms. The means of transporting the fuel assemblies through the airlock are the carts with containers into which the fuel assemblies are installed in an upright position. (US Patent No. 4158599 dated 09/20/77)
В данном устройстве устранены недостатки вышеприведенного аналога в том, что транспортировка сборок производится в вертикальном положении в контейнере, содержащем несколько перегружаемых сборок.In this device, the disadvantages of the above analogue have been eliminated in that the assemblies are transported in an upright position in a container containing several overloaded assemblies.
Недостатками данного устройства являются:The disadvantages of this device are:
Большие габаритные размеры герметичного шлюза, обусловленные размерами проходящего через него контейнера со сборками, и, как следствие, усложнение конструкции механизмов герметизации данного шлюза.The large overall dimensions of the airtight lock, due to the size of the container with assemblies passing through it, and, as a result, the complexity of the design of the sealing mechanisms of this lock.
Усложнение процесса перегрузки из-за необходимости при загрузке сборок в контейнер и выгрузке из него применять специальные программы для наведения захватов перегрузочных машин реакторного и топливного отделений на заданное гнездо в контейнере.The complication of the reloading process is due to the need to use special programs when loading assemblies into the container and unloading from it to direct the grips of the reloading machines of the reactor and fuel compartments to a given socket in the container.
Наиболее близким техническим решением к предлагаемому изобретению является система для перегрузки и консервации ядерного топлива и отражательных элементов, в состав которой входят: промежуточный бокс с конвейерным устройством, вертикальные каналы, средства герметизации. Канал для перемещения предназначен для передачи топливных сборок и отражательных элементов от транспортного контейнера реакторного отделения в защищенную камеру. Защищенная камера служит для связи канала для перемещения с экранированной камерой и содержит устройства для герметизации канала для перемещения, соединения с контейнерами конвейерного устройства, снятия и обратной установки крышек с контейнеров. В конвейерном устройстве размещены водонепроницаемые контейнеры с крышками, предназначенные для установки в них топливных сборок и отражательных элементов. Конвейерное устройство осуществляет перемещение контейнеров с установленными в них топливными сборками и отражательными элементами между каналом для перемещения и транспортным каналом. Через транспортный канал контейнеры с установленными в них топливными сборками и отражательными элементами перемещаются в зону хранения. (Патент Великобритании №2023911 от 12.06.79)The closest technical solution to the proposed invention is a system for reloading and preserving nuclear fuel and reflective elements, which includes: an intermediate box with a conveyor device, vertical channels, sealing means. The movement channel is designed to transfer fuel assemblies and reflective elements from the transport container of the reactor compartment to the protected chamber. The protected camera serves to connect the channel for movement with a shielded camera and contains devices for sealing the channel for movement, connection with the containers of the conveyor device, removing and reinstalling the lids from the containers. The conveyor device contains waterproof containers with lids designed for installation of fuel assemblies and reflective elements in them. The conveyor device moves containers with fuel assemblies installed in them and reflective elements between the moving channel and the transport channel. Through the transport channel, containers with fuel assemblies and reflective elements installed in them are moved to the storage area. (UK patent No. 2023911 from 06/12/79)
К недостаткам данного устройства относятся:The disadvantages of this device include:
Использование данного устройства в системе с "сухой" перегрузкой, что предполагает принудительное охлаждение "отработавших" топливных сборок, имеющих высокое остаточное тепловыделение.The use of this device in a system with "dry" overload, which involves the forced cooling of "spent" fuel assemblies with high residual heat.
Защищенная камера содержит большое количество механизмов, обеспечивающих работу системы, доступ к которым затруднен, что приводит к снижению надежности и ремонтопригодности.The protected camera contains a large number of mechanisms that ensure the operation of the system, access to which is difficult, which leads to a decrease in reliability and maintainability.
Применяемые для размещения топливных сборок водонепроницаемые контейнеры с крышками усложняют конструкцию системы и увеличивают время перегрузки.The waterproof containers with lids used to house fuel assemblies complicate the design of the system and increase the overload time.
Технический результат, на достижение которого направлено заявляемое изобретение, состоит в сокращении времени остановки реактора на перегрузку, существенно влияющего на повышение коэффициента использования установленной мощности реактора.The technical result, to which the claimed invention is directed, consists in reducing the reactor shutdown time for overload, which significantly affects the increase in the installed capacity factor of the reactor.
Для достижения указанного технического результата в системе перегрузки топливных сборок между реакторным отделением и топливным отделением, содержащей промежуточную камеру с расположенным в ней транспортером с гнездами, соединенную вертикальными каналами с реакторным отделением и топливным отделением, в промежуточной камере установлена герметичная емкость. Транспортер с гнездами, предназначенными для установки в них топливных сборок в вертикальном положении, размещен внутри герметичной емкости, причем количество гнезд транспортера выполнено не менее количества топливных сборок, перегружаемых за одну перегрузку. Герметичная емкость соединяется с вертикальными каналами через герметизирующие устройства, например задвижки. Герметичная емкость может быть выполнена кольцевой формы.To achieve the specified technical result, in the system of reloading fuel assemblies between the reactor compartment and the fuel compartment, containing an intermediate chamber with a conveyor with sockets located in it, connected by vertical channels to the reactor compartment and the fuel compartment, a sealed container is installed in the intermediate chamber. A conveyor with sockets designed to install fuel assemblies in them in an upright position is placed inside a sealed container, and the number of conveyor sockets is made not less than the number of fuel assemblies overloaded for one overload. The sealed container is connected to the vertical channels through sealing devices, such as valves. The sealed container may be made annular.
Размещение транспортера в герметичной емкости позволяет производить загрузку "свежих" тепловыделяющих сборок в количестве, необходимом для перегрузки, при работающем реакторе непосредственно перед остановкой реактора на перегрузку, а также использовать его в качестве промежуточного хранилища для снижения остаточных тепловыделений "отработавших" тепловыделяющих сборок после окончания процесса перегрузки и пуска реактора. Герметизирующие устройства позволяют осуществлять перегрузку топливных сборок обособленно между реакторным отделением и герметичной емкостью или между герметичной емкостью и топливным отделением. Таким образом, в процессе перегрузки открыт один из каналов, соединяющих герметичную камеру с реакторным отделением и топливным отделением, следовательно, в любом случае сохраняется защитный барьер между реакторным отделением и топливным отделением. Поэтому можно утверждать, что время остановки реактора на перегрузку сокращается с обеспечением требований безопасности по наличию защитного барьера.Placing the conveyor in an airtight container allows loading “fresh” fuel assemblies in the amount necessary for refueling, when the reactor is operating, just before the reactor is stopped for refueling, and also use it as an intermediate storage to reduce the residual heat emission of the “spent” fuel assemblies after the end of the process reactor overload and start-up. Sealing devices allow overloading of fuel assemblies separately between the reactor compartment and the sealed tank or between the sealed tank and the fuel compartment. Thus, in the process of overloading, one of the channels is opened connecting the sealed chamber with the reactor compartment and the fuel compartment, therefore, in any case, a protective barrier is maintained between the reactor compartment and the fuel compartment. Therefore, it can be argued that the reactor shutdown time for overload is reduced to ensure safety requirements for the presence of a protective barrier.
Форма герметичной емкости может быть выбрана с учетом достижения минимального размера площади проема в защитной оболочке реакторного отделения, а именно кольцевая форма.The shape of the sealed container can be selected taking into account the achievement of the minimum size of the opening in the protective shell of the reactor compartment, namely, the annular shape.
Сущность изобретения поясняется чертежами, где:The invention is illustrated by drawings, where:
На фиг.1 схематично показан продольный разрез промежуточной камеры системы перегрузки топливных сборок.Figure 1 schematically shows a longitudinal section of an intermediate chamber of an overload system of fuel assemblies.
На фиг.2 схематично показан вид сверху на герметичную емкость с транспортером.Figure 2 schematically shows a top view of a sealed container with a conveyor.
В состав системы перегрузки топливных сборок входит промежуточная камера 3, предназначенная для передачи топливных сборок 9 между реакторным отделением 2 и топливным отделением 4. Для осуществления перегрузки промежуточная камера 3 соединена с реакторным отделением 2 и топливным отделением 4 вертикальными каналами 5. Внутри промежуточной камеры 3 установлена герметичная емкость 1, содержащая цепной транспортер 7, оборудованный тележками с вертикальными гнездами 8, предназначенными для установки в них топливных сборок 9. Перемещение транспортера 7 осуществляет привод 10. Для соединения герметичной емкости 1 с каналами 5 предназначены герметизирующие устройства 6.The fuel assembly reloading system includes an intermediate chamber 3, designed to transfer fuel assemblies 9 between the
Работа системы перегрузки топливных сборок осуществляется следующим образом.The operation of the system of reloading fuel assemblies is as follows.
Перед перегрузкой реактора производится загрузка "свежих" топливных сборок из хранилища (не показано) в топливном отделении 4 в гнезда 8 транспортера 7 в количестве, необходимом для перегрузки. Для этого открываются герметизирующие устройства 6 канала 5, соединяющего герметичную емкость 1 с топливным отделением 4. Пустое гнездо 8 транспортера 7 устанавливается под канал 5 топливного отделения 4. "Свежая" топливная сборка 9 перегрузочной машиной (не показана) топливного отделения 4 устанавливается в гнездо 8 транспортера 7. Перечисленные операции установки "свежих" топливных сборок 9 в гнезда 8 транспортера 7 повторяются до достижения необходимого для данной перегрузки количества "свежих" топливных сборок 9.Before the reactor is reloaded, the “fresh” fuel assemblies are loaded from the storage (not shown) in the fuel compartment 4 into the slots 8 of the
После завершения процесса загрузки "свежих" топливных сборок 9 закрываются герметизирующие устройства 6 канала 5 топливного отделения 4. В процессе заполнения гнезд 8 транспортера 7 "свежими" топливными сборками 9 может производиться остановка реактора и подготовка его к перегрузке. После подготовки реактора к перегрузке открывается задвижка 6 канала 5 реакторного отделения 2.After the loading process of the "fresh" fuel assemblies 9 is completed, the sealing devices 6 of the channel 5 of the fuel compartment 4 are closed. In the process of filling the sockets 8 of the
Под отверстие канала 5 реакторного отделения 2 подается ближайшее свободное гнездо 8 транспортера 7 для установки в него "отработавшей" топливной сборки 9 из реактора. "Отработавшая" топливная сборка 9 из реактора доставляется перегрузочной машиной (не показана) реакторного отделения 2 в свободное гнездо 8 транспортера 7. Затем транспортером 7 под отверстие канала 5 реакторного отделения 2 подводится гнездо 8 транспортера 7, содержащее "свежую" топливную сборку 9. "Свежая" топливная сборка 9 перегрузочной машиной реакторного отделения 2 устанавливается в реактор на место выгруженной "отработавшей" топливной сборки 9. Приведенная выше операция повторяется до полной замены всех "отработавших" топливных сборок 9, выгружаемых из реактора, на "свежие" топливные сборки 9, содержащиеся в гнездах 8 транспортера 7.Under the opening of the channel 5 of the
После завершения процесса замены топливных сборок в реакторе производится закрытие задвижки 6 канала 5 в реакторном отделении 2. "Отработавшие" топливные сборки 9, размещенные в гнездах 8 транспортера 7, готовы к дальнейшей выгрузке в топливное отделение 4. Герметичная емкость 1 может быть использована как промежуточное хранилище содержащихся в нем "отработавших" топливных сборок 9 для снижения остаточных тепловыделений. Тепло, выделяемое хранящимися в герметичной емкости 1 топливными сборками 9, может быть использовано в бытовых нуждах с помощью принудительной системы охлаждения (не показана). Дальнейшая работа с топливными сборками 9, находящимися в герметичной емкости 1, не влияет на работы, связанные с подготовкой реактора к пуску, и пуск реактора.After completion of the process of replacing the fuel assemblies in the reactor, the shutter 6 of the channel 5 in the
Применение предлагаемой системы перегрузки позволяет увеличить коэффициент использования установленной мощности реактора за счет сокращения времени остановки реактора на перегрузку, при этом повысить безопасность системы перегрузки за счет сохранения герметичного барьера между реакторным отделением и топливным отделением.The application of the proposed refueling system allows to increase the utilization factor of the installed reactor power by reducing the reactor shutdown time for refueling, while increasing the safety of the refueling system by maintaining a tight barrier between the reactor compartment and the fuel compartment.
Claims (3)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2005105710/06A RU2284063C1 (en) | 2005-03-01 | 2005-03-01 | Refueling system |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2005105710/06A RU2284063C1 (en) | 2005-03-01 | 2005-03-01 | Refueling system |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2284063C1 true RU2284063C1 (en) | 2006-09-20 |
Family
ID=37113958
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2005105710/06A RU2284063C1 (en) | 2005-03-01 | 2005-03-01 | Refueling system |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2284063C1 (en) |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB1499430A (en) * | 1974-07-16 | 1978-02-01 | Kraftwerk Union Ag | Safety lock |
| US4158599A (en) * | 1970-07-08 | 1979-06-19 | Westinghouse Electric Corp. | Method of refueling reactor |
| GB2023911A (en) * | 1978-06-14 | 1980-01-03 | Gen Atomic Co | Handling system for nuclear reactor fuel and reflector elements |
| US5291532A (en) * | 1992-02-14 | 1994-03-01 | General Electric Company | Fuel transfer system |
| RU2030802C1 (en) * | 1991-07-08 | 1995-03-10 | Центральное конструкторское бюро машиностроения | Refueling container |
-
2005
- 2005-03-01 RU RU2005105710/06A patent/RU2284063C1/en active
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4158599A (en) * | 1970-07-08 | 1979-06-19 | Westinghouse Electric Corp. | Method of refueling reactor |
| GB1499430A (en) * | 1974-07-16 | 1978-02-01 | Kraftwerk Union Ag | Safety lock |
| GB2023911A (en) * | 1978-06-14 | 1980-01-03 | Gen Atomic Co | Handling system for nuclear reactor fuel and reflector elements |
| RU2030802C1 (en) * | 1991-07-08 | 1995-03-10 | Центральное конструкторское бюро машиностроения | Refueling container |
| US5291532A (en) * | 1992-02-14 | 1994-03-01 | General Electric Company | Fuel transfer system |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN112313756B (en) | Multi-component cask for storing and transporting spent nuclear fuel | |
| CN110246600B (en) | Full-underground compact reactor reloading device | |
| US6587536B1 (en) | Method and apparatus for maximizing radiation shielding during cask transfer procedures | |
| KR20230048412A (en) | Fuel Handling Systems, Layouts and Processes for Nuclear Reactors | |
| US11430579B2 (en) | Apparatus and methods for storing hazardous waste materials by encasing same in a fusible metal alloy | |
| US6671344B2 (en) | Closed vessel for radioactive substance, seal-welding method for closed vessel, and exhaust system used for seal-welding method | |
| RU2284063C1 (en) | Refueling system | |
| JP6349059B2 (en) | Radioactive material treatment facility | |
| RU2490734C1 (en) | Treatment method of spent nuclear fuel of rbmk-1000 reactor, and devices for its implementation | |
| JP2009271065A (en) | System and method for storage and processing of radioisotope | |
| CA1175163A (en) | Storage of irradiated fuel assemblies | |
| KR101147185B1 (en) | Transport cask for spent fuel basket having specific upper shape | |
| RU2224307C2 (en) | Fast reactor refueling method and system | |
| CN111383786B (en) | Method for changing material of pool reactor | |
| CN103180911A (en) | A device and a method for replacing an irradiated fuel assembly with a new fuel assembly in the vessel of a nuclear reactor, and nuclear reactor including such a device | |
| US4440718A (en) | Fuel assembly transfer device for breeder nuclear reactor | |
| CN106205757A (en) | Spentnuclear fuel storage-transport vessel | |
| KR100764093B1 (en) | Storage and transfer container for spent fuel rod loaded capsules | |
| KR101147184B1 (en) | Spent Fuel Basket Container | |
| RU2094863C1 (en) | Method for loading waste heat-emission assemblies into container | |
| US12100526B2 (en) | Apparatus and methods for storing hazardous materials by encasing same in a fusible metal alloy | |
| RU141447U1 (en) | PROTECTIVE CONTAINER FOR TRANSPORTING WASTE NUCLEAR FUEL | |
| CN114664465A (en) | Spent component transferring method, transferring workshop and transferring system thereof | |
| CN105556615B (en) | A method for long-term storage of spent nuclear fuel | |
| CN117012421A (en) | Spent fuel receiving method, receiving plant layout structure and receiving system |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| HK4A | Changes in a published invention | ||
| PD4A | Correction of name of patent owner |