КОМПЛЕКТ ДЛЯ ПЕРЕГРУЗКИ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА Российский патент 1996 года по МПК G21C19/32 G21C19/33 G21C19/02 

Описание патента на изобретение RU2067326C1

Изобретение относится к ядерной энергетике, касается, в частности, устройств, предназначенных для обращения с отработавшим ядерным топливом на АЭС.

Перегрузка топливных сборок канальных реакторов производится на мощности с применением перегрузочных машин в герметичные пеналы приреакторного бассейна. Перед выгрузкой топливной сборки требуется герметизация перегрузочной машины с пеналом для создания общей герметичной системы: перегрузочная машина-пенал, для предотвращения слива теплоносителя из машины в бассейн. Дальнейшее хранение топливных сборок в бассейне производится в пеналах для защиты их от механических повреждений и защиты днища бассейна при разрушении топливной сборки. Использование герметичных пеналов отрицательно влияет на коррозионную стойкость конструкционных материалов топливных сборок в процессе их хранения, так как замкнутый в пенале объем воды не подлежит очистке.

Наиболее близким к изобретению является комплект для перегрузки отработавшего ядерного топлива в составе разгрузочно-загрузочной машины (РЗМ) и герметичного пенала.

Работа комплекта по прототипу сводится к следующему. Герметичный пенал (чехол), предназначенный для размещения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) заполняют обессоленной водой. Производят стыковку и уплотнение РЗМ с пеналом. Находящуюся в скафандре РЗМ топливную сборку (ОЯТ), извлеченную из реактора, выгружают в пенал. Разуплотняют и расстыковывают РЗМ и пенал.

Недостатками прототипа являются:
необходимость использования только герметичных пеналов, в которых в процессе хранения ОЯТ образуются примеси (нитраты, галогениды), стимулирующие коррозионное разрушение конструкционных материалов топливных сборок в связи с отсутствием водного обмена между полостью пеналов и бассейна;
высокая металлоемкость герметичных пеналов (вес пенала составляет 155 кг);
необходимость выполнения операции по заполнению пенала обессоленной водой от автономного источника перед установкой в него ОЯТ;
трудоемкость последующей технологии хранения ОЯТ в герметичных пеналах, в связи с необходимостью периодического долива воды в пеналы;
коррозионное воздействие замкнутого объема воды в полости пенала на конструкционный материал ОЯТ;
высокий уровень ионизирующего излучения в зале бассейнов из-за содержания в пеналах воды с большой активностью.

Задачи предлагаемого изобретения следующие:
снижение металлоемкости пеналов;
снижение трудоемкости технологии использования комплекта для перегрузки ОЯТ;
создание условий для коррозионностойкого режима хранения ОЯТ;
повышение экологической безопасности АЭС.

Сущность данного технического решения состоит в том, что комплект для перегрузки отработавшего ядерного топлива, включающий разгрузочно-загрузочную машину и пенал, дополнен устройством герметизации пенала, содержащим полый корпус и направляющую воронку с уплотнением, причем пенал установлен на направляющей воронке посредством фланца, часть пенала, расположенная в полости устройства, выполнена негерметичной. Кроме того предлагается часть стенки направляющей воронки выполнить удлиненной и в сечении в форме скобы.

Использование в комплекте для перегрузки пенала с частью корпуса выполненного негерметичным ниже уплотнительного фланца, позволит снизить металлоемкость пенала и снизить трудоемкость технологии перегрузки и последующего хранения ОЯТ, в связи с тем, что полость пенала сообщается с водой бассейна. Так как в состав комплекта входит РЗМ, работающая только с герметичными пеналами, на период выгрузки ОЯТ из РЗМ негерметичный пенал временно герметизируют посредством устройства для герметизации. Комплект для перегрузки представлен на фиг. 1 4, где на фиг. 1 общий вид комплекта в сборе; на фиг. 2 сечение удлиненной части воронки устройства герметизации; на фиг. 3 и 4 последовательность действий по использованию комплекта.

Комплект для перегрузки ОЯТ состоит из РЗМ, представленной на фиг. 1 стыковочным патрубком 1, устройства герметизации, включающего полый корпус 2 с направляющей воронкой 3, снабженной уплотнением 4. Пенал 5 удерживается от радиального перемещения приспособлением 6, закрепленным в стенке 7 бассейна. Внутри пенала 5 расположена топливная сборка 8. Как показано на фиг. 1, часть стенки направляющей воронки 3 может быть удлиненной и выполнена в виде скобы (фиг. 2). Пенал 5 установлен на направляющей воронке 3 посредством фланца 9, выполненного на наружной поверхности пенала 5. На части пенала 5, ниже фланца 9, установленной внутрь корпуса 2, выполнены отверстия 10. Отверстия 10 могут быть выполнены любой формы и размеров. Перемещение пенала в бассейне осуществляют посредством крана с крюком 11 (фиг. 4). На фиг. 3 и 4 изображены стенка 7 бассейна, полый корпус 2, направляющая воронка 3, пенал 5, удерживающее приспособление 6, фланец 9, крюк 11 крана, опорные балки 12 бассейна.

Работа данного комплекта сводится к следующему (фиг. 1, 3 и 4).

В бассейн устанавливают устройство герметизации, включающее корпус 2 с направляющей воронкой 3 и уплотнением 4. С помощью крана устанавливают в корпус 2 устройства герметизации пенал 5. При установке пенал центрируется в направляющей воронке 3, снабженной уплотнением 4. Герметизация места соединения пенала 5 с корпусом 2 производится посредством фланца 9 и уплотнения 4 под действием веса пенала 5. От радиального перемещения верхняя часть пенала 5 фиксируется приспособлением 6. Затем пенал 5 стыкуется и уплотняется с РЗМ посредством стыковочного патрубка 1. После чего топливную сборку 8 (ОЯТ) выгружают в пенал 5. Как показано на фиг. 3 и 4, пенал 5 с топливной сборкой 8 (ОЯТ) закрепляют на крюке 11 крана, освобождают от удерживающего приспособления 6, приподнимают до выхода данной части пенала 5 из полого корпуса 2 (фиг. 4) и транспортируют к месту установки на балки 12. При выполнении указанных транспортных операций с пеналом 5, топливная сборка постоянно находится под защитным слоем воды бассейна.

Использование данного технического решения позволит снизить металлоемкость комплекта за счет снижения веса пеналов, трудоемкость технологии обращения с ОЯТ, создать условия для коррозионностойкого режима хранения ОЯТ, а также повысить экологическую безопасность АЭС. ЫЫЫ2

Похожие патенты RU2067326C1

название год авторы номер документа
СПОСОБ ПОДГОТОВКИ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА К ХРАНЕНИЮ 1993
  • Шмаков Л.В.
  • Лебедев В.И.
  • Шавлов М.В.
  • Харламов А.А.
RU2082231C1
СПОСОБ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА 1993
  • Шмаков Л.В.
  • Еперин А.П.
  • Гарусов Ю.В.
  • Шавлов М.В.
  • Трофимов Л.В.
RU2084025C1
ОЧЕХЛОВАННАЯ ТОПЛИВНАЯ СБОРКА 1993
  • Шмаков Л.В.
  • Филимонцев Ю.Н.
  • Шавлов М.В.
  • Крицкий В.Г.
  • Трофимов Л.В.
RU2084023C1
ПРИЕМНОЕ УСТРОЙСТВО ДЛЯ ОТРАБОТАВШЕЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕЙ СБОРКИ 1994
  • Шмаков Л.В.
  • Лебедев В.И.
  • Гарусов Ю.В.
  • Крицкий В.Г.
  • Ковалев С.М.
  • Черников О.Г.
RU2079910C1
ПЕНАЛ ДЛЯ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА 1997
  • Шмаков Л.В.
  • Московский В.П.
  • Черников О.Г.
  • Белянин Л.А.
  • Комов А.Н.
  • Орлов М.И.
RU2127004C1
ПЕНАЛ ДЛЯ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА 1993
  • Шмаков Л.В.
  • Лебедев В.И.
  • Павлов М.А.
  • Филимонцев Ю.Н.
  • Лысяков С.А.
  • Русаков Н.И.
RU2063075C1
ПЕНАЛ ДЛЯ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА В ВОДНОМ БАССЕЙНЕ 1994
  • Шмаков Л.В.
  • Лебедев В.И.
  • Гарусов Ю.В.
  • Шавлов М.В.
  • Ковалев С.М.
  • Крицкий В.Г.
  • Крупеникова В.И.
RU2072573C1
ХРАНИЛИЩЕ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА 1995
  • Шмаков Л.В.
  • Еперин А.П.
  • Лебедев В.И.
  • Филимонцев Ю.Н.
  • Шавлов М.В.
  • Мерзликин В.А.
RU2094865C1
УСТРОЙСТВО ДЛЯ ПОДВЕСКИ ПЕНАЛОВ С ОТРАБОТАВШИМ ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ 2001
  • Шмаков Л.В.
  • Лебедев В.И.
  • Черников О.Г.
  • Ковалев С.М.
  • Сагайдак В.С.
  • Симонов В.Н.
  • Стяжкин П.С.
RU2195030C1
СПОСОБ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА С ОБОЛОЧКАМИ ИЗ ЦИРКОНИЕВЫХ СПЛАВОВ В ПРИРЕАКТОРНЫХ БАССЕЙНАХ 1994
  • Крицкий В.Г.
  • Шмаков Л.В.
  • Гарусов Ю.В.
  • Филимонцев Ю.Н.
  • Березина И.Г.
  • Стяжкин П.С.
  • Шавлов М.В.
  • Черников О.Г.
RU2079907C1

Иллюстрации к изобретению RU 2 067 326 C1

Реферат патента 1996 года КОМПЛЕКТ ДЛЯ ПЕРЕГРУЗКИ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Использование: в ядерной энергетике. Сущность изобретения: комплект для перегрузки отрабатывающего ядерного топлива включает разгрузочно-загрузочную машину и пенал с отработавшим ядерным топливом. Комплект дополнительно снабжен устройством герметизации пенала, состоящим из полого корпуса и направляющей воронки с уплотнением. Пенал установлен на направляющей воронке посредством фланца. Часть пенала, расположенная в полости устройства, выполнена негерметичной. Использование данного комплекта позволяет снизить металлоемкость пеналов, снизить трудоемкость технологии обращения с отработавшим ядерным топливом, создать условия коррозионностойкого хранения отработавшего ядерного топлива и повысить экологическую безопасность АЭС. 2 з. п. ф-лы, 4 ил.

Формула изобретения RU 2 067 326 C1

1. Комплект для перегрузки отработавшего ядерного топлива, включающий разгрузочно-загрузочную машину и пенал, отличающийся тем, что комплект снабжен устройством герметизации пенала, содержащим полый корпус и направляющую воронку с уплотнением, причем пенал установлен на направляющей воронке посредством фланца, часть пенала, расположенная в полости устройства, выполнена негерметичной. 2. Комплект по п. 1, отличающийся тем, что часть стенки направляющей воронки выполнена удлиненной. 3. Комплект по пп.1 и 2, отличающийся тем, что направляющая воронка в сечении выполнена в форме скобы.

Документы, цитированные в отчете о поиске Патент 1996 года RU2067326C1

Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я
Канальный ядерный энергетический реактор.- М.: Атомиздат, 1980, с
Пружинная погонялка к ткацким станкам 1923
  • Щавелев Г.А.
SU186A1

RU 2 067 326 C1

Авторы

Шмаков Л.В.

Лебедев В.И.

Филимонцев Ю.Н.

Харламов А.А.

Даты

1996-09-27Публикация

1993-08-18Подача