Устройство перегрузки топливных элементов в ядерном реакторе перегрузочными машинами с гибким подвесом объектов

Устройство предназначено для использования в области атомного машиностроения, в частности в оборудовании для перегрузки топливных элементов в ядерном реакторе. Устройство перегрузки топливных элементов в ядерном реакторе перегрузочной машиной с гибким подвесом объектов состоит из мостового крана с двойным сдвоенным канатным полиспастом. Подвижный блок полиспаста снабжен дополнительной массой, обеспечивающей строго вертикальное перемещение объекта. Канаты полиспаста проходят через направляющие отверстия в опорах верхних неподвижных блоков. Направляющие отверстия совпадают с осями канатов, набегающих на подвижный сдвоенный блок. Дополнительная масса позволяют обеспечить необходимую точность наведения подвижного блока с захватом на объект перегрузки. Упрощается конструкция. 1 ил.

 

Устройство перегрузки топливных элементов в ядерном реакторе перегрузочных машин с гибким подвесом объектов

Изобретение относится к области атомного машиностроения, в частности к оборудованию перегрузки топливных элементов в ядерном реакторе типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор).

В настоящее время перегрузка топливных элементов, заключенных в тепловыделяющие сборки (ТВС), осуществляется с помощью перегрузочной машины МП-1000, общей массой более 80 т, содержащей жесткую телескопическую рабочую штангу длиной около 14 м и массой более 12 т. Вес перемещаемых ТВС в сборе для реактора ВВЭР-1000 составляет 735 кг. Особые условия эксплуатации - опасный уровень радиоактивности, обеспечение высокого уровня безопасности процесса перегрузки, обеспечение высокой степени точности наведения грузозахватного устройства на объект, работа полностью автоматизированная по безлюдной технологии - обусловили появление именно такой конструкции перегрузочной машины или транспортно-перегрузочного робота.

Известно устройство перегрузки топливных элементов в ядерном реакторе перегрузочной машиной с гибким подвесом объектов, содержащее мостовой кран с двойным сдвоенным канатным полиспастом. (Н.Н.ПАНАСЕНКО И ДР. Сейсмостойкие подъемно-транспортные машины атомных станций, Изд. Красноярского университета, Красноярск, 1988, с.44,45)

Это устройство имеет сложную конструкцию и небезопасно при эксплуатации.

Технической задачей, поставленной в настоящем изобретении, является упрощение конструкции и обеспечение технических условий безопасности работы.

Эта задача достигается тем, что устройство перегрузки топливных элементов в ядерном реакторе перегрузочной машиной с гибким подвесом объектов содержит мостовой кран с двойным сдвоенным канатным полиспастом, подвижный блок полиспаста снабжен дополнительной массой для обеспечения вертикального перемещения объекта, а канаты полиспаста проходят через направляющие отверстия, выполненные в опорах верхних неподвижных блоков, причем направляющие отверстия совпадают с осями канатов, набегающих на подвижный блок.

Устройство изображено на чертеже.

В зоне 1 перегрузки топливных элементов реактора типа ВВЭР на полу реакторного отделения установлена перегрузочная машина, состоящая из моста 2, тележки 3, на которой установлены несущая сварная металлоконструкция 10, на которой закреплены приводной барабан 9 привода подъема объектов перегрузки, полиспастные блоки 5, 6 и 8, образующие сдвоенный двойной полиспаст. Верхние два блока 5 полиспаста закреплены на металлоконструкции 10 на осях, которые совпадают с осями канатов, набегающих на блоки 8. Канат 7 обходит все блоки полиспастов, причем дополнительная масса М [12] на нижнем подвижном блоке 8 обеспечивает достаточное натяжение ветвей полиспаста для строго вертикального перемещения его по вертикальной оси N. Кроме того, обеспечение точности расположения ветвей канатов по размерам α×α (сечение А-А) производится за счет направляющих отверстий 14 в верхних опорах узла неподвижного блока 5 и в подвижном блоке 8. В сечении А-А показано по линии D смещение каната, сбегающего с приводного барабана 9. Зона обслуживания и смены приспособлений и инструментов показана условно. В этой зоне происходит, например, смена автоматического захвата кассет или других приспособлений в месте К, показанном условно. Для быстрого перемещения машины после захвата объекта последний поднимают на высоту, достаточную для того, чтобы он весь вошел в трубу 11, обеспечивающую безопасное сохранение объекта в периоды разгона и остановки машины.

Наведение подвесного блока с дополнительной массой 12 и захватом объекта (сборка ТВС или кассета) производится после совмещения оси N с геометрической осью объекта 13, что производится с помощью известных способов, представленных в технологических операциях по перегрузке ТВС перегрузочными машинами.

Устройство перегрузки топливных элементов в ядерном реакторе перегрузочной машиной с гибким подвесом объектов, содержащее мостовой кран с двойным сдвоенным канатным полиспастом, отличающееся тем, что подвижный блок полиспаста снабжен дополнительной массой для обеспечения вертикального перемещения объекта, а канаты полиспаста проходят через направляющие отверстия, выполненные в опорах верхних неподвижных блоков, причем направляющие отверстия совпадают с осями канатов, набегающих на подвижный блок.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к хранилищам отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ), имеющим щелевое балочное перекрытие, и может быть использовано на АЭС или заводах по регенерации отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) для увеличения объема хранения ОЯТ.

Изобретение относится к способам растворения облученного ядерного топлива, содержащего металлический магний, и может быть использовано в радиохимической промышленности.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к технологии переработки бракованных и невостребованных твэлов с алюминиевой оболочкой и сердечником из уран-алюминиевой композиции.

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано для перегрузки отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) транспортных реакторов. .

Кюбель // 2308777
Изобретение относится к устройствам для приема, транспортировки и хранения отработавших твэлов в бассейнах, заполненных водой, и предназначено для использования на предприятиях, эксплуатирующих ядерные реакторы, при хранении контейнеров с отработавшими твэлами.

Изобретение относится к рихтующему устройству для тепловыделяющих элементов реактора, охлаждаемого водой под давлением. .

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к системам контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов канального ядерного реактора, и предназначено для использования при определении негерметичной тепловыделяющей сборки (ТВС) в активной зоне ядерного канального реактора.
Изобретение относится к технологии переработки твердого облученного ядерного топлива (ОЯТ) в виде разнородных урансодержащих топливных композиций (металлических, карбидных, оксидных и др.) с целью его дальнейшего возврата в ядерно-топливный цикл.
Изобретение относится к технологии переработки твердого облученного ядерного топлива (ОЯТ) в виде разнородных урансодержащих топливных композиций (металлических, карбидных, оксидных и др.) с целью его дальнейшего возврата в ядерно-топливный цикл.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к способам и оборудованию, предназначенному для проведения транспортно-технологических операций на атомных станциях (АС) при перегрузке для дожигания облученного топлива в виде тепловыделяющих сборок (ТВС) ядерных реакторов типа реактора большой мощности канального (РБМК)

Изобретение относится к применению раствора или водной пасты с полимерами и устройству для улавливания рутения в газовых выбросах

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к средствам для хранения отработавших ядерных топливных элементов реактора ВВЭР 1000 и предназначено для использования в хранилищах отработанного ядерного топлива на заводах по регенерации такого топлива или на АЭС

Изобретение относится к области обращения с отработавшим ядерным топливом, в частности к способам сухого хранения отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС)

Изобретение относится к машиностроению и может быть использовано для объектов использования атомной энергии, в том числе при замене ядерного топлива (перезарядке реакторов) на судах с атомной паропроизводящей установкой
Изобретение относится к технологии переработки отработавшего (облученного) твердого ядерного топлива ядерных реакторов - диоксида урана - металлургическим способом с целью его дальнейшего безопасного хранения

Изобретение относится к технике эксплуатации атомных станций и может быть использовано при обращении с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ), в частности, к средствам крепления установленных на позицию длительного хранения отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) в хранилищах, имеющих щелевые балочные перекрытия, или на заводах по регенерации отработавшего ядерного топлива

Изобретение относится к устройствам для перегрузки отработанных тепловыделяющих сборок (ОТВС) ядерных реакторов из бассейна выдержки в транспортный упаковочный контейнер (ТУК)

Изобретение относится к технике эксплуатации атомных станций и предназначено для извлечения из технологических шахт АЭС с уран-графитовыми реакторами, перемещения в реакторном зале и разделки на фрагменты пеналов с облученным графитом нештатного хранения

Изобретение относится к области регенерации облученного ядерного топлива, обработки руд редкоземельных металлов, тория и/или урана
Наверх