Система контроля при перегрузке топлива Советский патент 1987 года по МПК G21C19/20 

-vj

00 О5 05 4

о: 1 Настоящее изобретение отноЬится ядерным реакторам корпусного типа с водой под давлением. Известна система контроля при пе регрузке топлива, содержащая направ ляющий канал, герметичный чехол, в котором расположен датчик измерения нейтронного потока и измерительный чехол активной зоны. Недостатком данной системы является то, что для нее необходимо име патрубки на днище корпуса реактора, при неисправности (течи) которых дл их ремонта необходимо выгружать из реактора- всю активную зону, что свя зано с большими потерями времени, кроме того, необходимо иметь под ре актором кабельный коридор, по которому проходят линии связи датчиков измерения нейтронного потока с вторичными приборами, что существенно удорожает строительную часть атомной электростанции. Известна также система контроля при перегрузке топлива, содержащая герметичный чехол, проходящий через стену бетонной шахты ядерного реактора с датчиком измерения нейтронного потока, кронштейн, закрепленный на корпусе ядерного реактора, и измерительньш канал активной зоны ядерного реактора. Чехол с датчиком замера нейтронного потока данной системы можно установить в измерительньй канал ак тивной зоны только после извлечения из реактора верхней нажимной решетки и до залива бетонной шахты-реактора водой, которая заливается для биологической защиты при перегрузке топлива. Недостатком данной системы являе ся то, что герметичный чехол с дат чиком замера нейтронного потока невозможно установить в измерительный канал активной зоны, когда бетонная шахта ядерного реактора залива водой, это обстоятельство имеет место когда нажимная решетка извлекается реа ктора под слоем воды, залитой в , бетонную шахту. В зтом случае перед установкой герметичного чехла в измерительный канал активной зоны такой системы потребуется слить воду из бетонной шахты, высушить бетонную шахту уста новить чехол в.измерительный канал активной зоны, соединить фланцевые 6 соединения, проверить их на плотность давлением воздуха, после чего залить бетонную шахту водой для перегрузки топлива, что .значительно усложняет установку герметичного чехла системы контроля при перегрузке топлива в измерительный канал активной зоны и удлиняет время перегрузки топлива примерно на двое суток. Целью описываемого изобретения является сокращение продолжительности перегрузки топлива, обеспечиваемое дистанционной установкой герметичного чехла с датчиком замера нейтронного потока в измерительный канал активной зоны ядерного реактора без слива воды из бетонной шахты, после извлечения из реактора верхнего нажимной решетки под слоем воды. Указанная цель достигается за счет того, что в системе контроля при перегрузке топлива, содержащей герметичный чехол, проходящий через стену бетонной шахты ядерного реактора с датчиком измерения нейтронного потока, кронштейн, закрепленный на корпусе ядерного реактора и измерительный канал активной зоны ядерного реактора, кронштейн закреплен на бетонной шахте и содержит центрирующую втулку, ось которой совпадает с осью измерительного канала активной зоны, а герметичньш чехол вьтолнен с нижним упором. Сущность изобретения поясняется чертежом, где на фиг. 1 представлена система в продольном разрезе;на фиг. 2 - узел 1; на фиг. 3 - вид А; на фиг. 4 - разрез Б-Б, фиг. 1, Устройство состоит из герметичноного чехла 1, установленного в измерительный канал 2 активной зоны ядерного реактора, кронштейна 3, закрепенного на бетонной шахте ядерного реактора 4, содержащего центрирующую втулку 5, которая центрирует герме- тичный чехол, упор 6, который, упираясь в днище измерительного канала активной зоны 7, удерживает чехол в определенном положении по высоте активной зоны. Работа устройства заключается в следующем. На бетонной шахте ядерного реактоа 4 закрепляют кронштейн 3 таким образом, чтобы ось в центрирующей . тулке 5- совпадала с осью измеритель-ого канала 2, после чего, дистанционно, через центрирующую втулку 5 опускают герметичный чехол 1, чехол, центрируясь с помощью втулки 5, попадает в измерительный канал активной зоны.

При дальнейшем опускании чехла упор 6 упирается в днище 7 измерительного канала 2 активной зоны и устанавливает чехол в определенной точке активной зоны по высоте.

Для более надежного попадания чехла 1 в измерительный канал активной зойы 3 упор на нижнем конце имеет коническую поверхность.

СИСТЕМА КОНТРОЛЯ ПРИ ПЕРЕГРУЗКЕ ТОПЛИВА, содержащая герметичный чехол, проходящий через стенку бетонной шахты ядерного реактора с датчиком измерения нейтронного потока, кронштейн, закрепленный на корпусе ядерного реактора и измерительный канал активной зоны ядерного per актора, отличающаяся тем, что, с целью сокращения продолжительности перегрузки топлива, кронштейн закреплен на бетонной шахте ядерного реактора и содержит центрируклцую втулку, ось которой совпадает с осью измерительного канала активной зоны, а герметичный чехол вьтолнен с нижним упором.