Способ ремонта кладки активной зоны ядерного уран- графитового реактора

 

Сущность: в графитовую кладку ядерного реактора через центральный канал колонны, набранной из графитовых блоков, вводят разжимной инструмент. При помощи последнего фиксируют часть кладки колонны, находящуюся над дефектным блоком, после чего удаляют дефектный блок путем его полного разрушения специальным инструментом через центральный канал. Затем упомянутую часть кладки посредством разжимного инструмента опускают на место удаленного блока, а разжимной инструмент выводят из канала. Образующуюся в верхней части графитовой кладки полость заполняют элементами нового блока, имеющими характерные поперечные размеры, меньшие диаметра центрального канала. 2 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к эксплуатации ядерных реакторов, и может быть использовано при проведении капитального и профилактических ремонтов последних.

Известен способ восстановления ячеек графитовой кладки, заключающийся в "выпрямлении" осевых каналов графитовых колонн при помощи специального инструмента. Однако указанный способ неприменим при значительном разрушении хотя бы одного из графитовых блоков.

Цель изобретения - повышение производительности и качества ремонта кладки и упрощение замены дефектных графитовых блоков.

Сущность изобретения состоит в том, что по способу ремонта кладки активной зоны ядерного уран-графитового реактора в кладку через центральный канал графитовой колонны вводят разжимной инструмент, фиксируют с его помощью столб кладки, колонны, находящийся над дефектным блоком, удаляют дефектный блок путем его полного разрушения специальным инструментом через центральный канал, затем вышележащий столб кладки посредством разжимного инструмента опускают на место удаленного блока, выводят из канала разжимной инструмент, а образующуюся в верхней части кладки полость заполняют элементами нового блока, имеющими характерные поперечные размеры меньше диаметра центрального канала.

Сущность изобретения поясняется фиг. 1 и 2, где на фиг. 1 в исходном положении А показаны столб кладки колонны графитовых блоков 1 с дефектным блоком 2, в положении Б показана фиксация столба кладки с помощью разжимного инструмента 3, вводимого в кладку через центральный канал, в положении В показано удаление дефектного блока 2 путем дробления его специальным инструментом 5, вводимым в центральный канал с помощью штанги 4, в положении Г - опускание столба кладки и введение в образовавшуюся полость 6 нового блока 7 с поперечными размерами меньше диаметра центрального канала при помощи инструмента 8 для установки вкладышей, в положении А - отремонтированная ячейка.

Формула изобретения

СПОСОБ РЕМОНТА КЛАДКИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ЯДЕРНОГО УРАН-ГРАФИТОВОГО РЕАКТОРА, отличающийся тем, что в кладку через центральный канал графитовой колонны, набранной из блоков, вводят разжимной инструмент, фиксируют с его помощью часть кладки колонны, находящуюся над дефектным блоком, удаляют дефектный блок путем его полного разрушения специальным инструментом через центральный канал, затем упомянутую часть кладки посредством разжимного инструмента опускают на место удаленного блока, выводят из канала разжимной инструмент, а образующуюся в верхней части графитовой кладки полость заполняют элементами нового блока, имеющими характерные поперечные размеры, меньшие диаметра центрального канала.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к энергетике и может быть использовано на атомных электростанциях, атомных теплоэлектроцентралях и атомных станциях теплоснабжения

Изобретение относится к области ядерной техники, а именно к конструкциям высокотемпературных газовых ядерных реакторов, в частности реакторов с насыпной активной зоной из шаровых тепловыделяющих элементов

Изобретение относится к способу эксплуатации ядерного реактора с шаровыми тепловыделяющими элементами (твэлами), имеющими различное содержание делящегося вещества, а также к ядерному реактору, предназначенному для осуществления этого способа
Изобретение относится к области реакторной техники, а более конкретно к исследованию физики высокотемпературных реакторов (ВТГР) с шаровыми тепловыделяющими элементами (твэл), характерной особенностью которых является существенная зависимость нейтронно-физических характеристик от распределения температуры по объему активной зоны

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в ядерных реакторах, например, канальных уран-графитового типа

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в ядерных реакторах, например, канальных уран-графитового типа

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано при создании транспортабельных и стационарных ядерных паропроизводящих установок

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано при создании транспортабельных и стационарных ядерных паропроизводящих установок

Изобретение относится к химической технологии регулирования качества теплоносителей АЭС, а именно к способам регулирования качества теплоносителя кипящих реакторов типа РБМК

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно - к ядерным энергетическим установкам (ЯЭУ) с водоводяными кипящими ядерными реакторами (ЯР)
Наверх