Тракт технологического канала ядерного уран-графитового реактора



Тракт технологического канала ядерного уран-графитового реактора
Тракт технологического канала ядерного уран-графитового реактора
Тракт технологического канала ядерного уран-графитового реактора
Тракт технологического канала ядерного уран-графитового реактора
Тракт технологического канала ядерного уран-графитового реактора
Тракт технологического канала ядерного уран-графитового реактора

 


Владельцы патента RU 2449390:

Открытое акционерное общество "Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (ОАО "Концерн "Росэнергоатом") (RU)

Изобретение относится к технике эксплуатации ядерных реакторов, в частности касается средств восстановления работоспособности температурного компенсатора тракта технологического канала (ТК) ядерного уран-графитового реактора, и может быть использовано при проведении капитальных ремонтов на реакторе. Тракт технологического канала ядерного уран-графитового реактора образован телескопическим соединением внутренней и наружной трубы. На наружной трубе закреплен удлинитель, выполненный в виде бандажного хомута, выступающего над его торцевой частью. Изобретение позволяет восстановить компенсирующую способность узла телескопического соединения трактов без извлечения (замены) технологического канала для обеспечения работы энергоблока в период продленного срока эксплуатации. 2 з.п. ф-лы, 6 ил.

 

Предлагаемое техническое решение относится к технике эксплуатации ядерных реакторов, в частности касается средств восстановления работоспособности температурного компенсатора тракта технологического канала (ТК) ядерного уран-графитового реактора, и может быть использовано при проведении капитальных ремонтов на реакторе.

В процессе эксплуатации ядерного уран-графитового реактора, в результате радиационно-термических воздействий, в графитовых блоках происходит объемная радиационная усадка, которая приводит к значительному сокращению геометрических размеров активной зоны реактора. По результатам контроля, проведенного на Ленинградской АЭС, установлено уменьшение линейного размера высоты колонн графитовой кладки реактора. В ядерных уран-графитовых реакторах предусмотрен конструктивный узел, выполняющий функцию температурного компенсатора. Температурный компенсатор выполнен в виде телескопического соединения верхнего трубного тракта и соединительного патрубка. Рабочий ход температурного компенсатора равен величине 220 мм. Указанный параметр является одним из основных критериев, определяющих длительность эксплуатации реакторов. Радиационная усадка кладки на величину, соответствующую рабочему ходу температурного компенсатора и более, не допустима, т.к. приведет к нарушению соосности верхнего трубного тракта и канала колонны графитовой кладки реактора. В уровне техники обнаружены патенты РФ, относящиеся к средствам восстановления работоспособности телескопического соединения тракта технологического канала. В патенте РФ №2075117 в зазор, между опорной плитой колонны графитовых блоков и стаканом, образовавшийся после поднятия графитовой кладки разжимной штангой, устанавливают опорные сегментные вкладыши, на которые затем опускают колонну графитовых блоков. В патенте РФ №2117340 описана конструкция самого сегментного опорного вкладыша и устройство для его установки. В указанных выше патентах решается задача по восстановлению работоспособности телескопического соединения тракта технологического канала.

Ближайшим аналогом заявляемого изобретения является патент РФ №2105358. В данном патенте в качестве средства для восстановления работоспособности тракта технологического канала, выполненного из двух телескопически соединенных труб, используют сегментные вкладыши с характерными поперечными размерами меньше диаметра канала графитовой кладки, которые устанавливают между защитной плитой и графитовой кладкой. Установку сегментных вкладышей выполняют после демонтажа технологического канала.

Недостатком технического решения, представленного в ближайшем аналоге, является то, что для осуществления данного технического решения необходим большой объем подготовленных работ (демонтаж технологического канала), сложность и длительность выполнения работ. Для выполнения работ необходимо изготовить дорогостоящие уникальные приспособления и оборудование.

Задача, решаемая заявляемым изобретением, заключается в создании технического решения, позволяющего выполнять работы по восстановлению работоспособности телескопического соединения тракта (ТСТ) без извлечения (замены) ТК и в более короткие сроки.

Сущность данного технического решения состоит в том, что в тракте технологического канала ядерного уран-графитового реактора, образованного телескопическим соединением внутренней и наружной трубы, предложено на наружной трубе закрепить удлинитель, выполненный в виде бандажного хомута, выступающего над его торцевой частью. Кроме того, предложено бандажный хомут снабдить шарниром и фиксатором, а высоту выступающей части удлинителя над торцевой наружной трубой принять равной 70÷80 мм.

Установку удлинителя тракта технологического канала проводят без удаления технологического канала. Не требуются специальные дорогостоящие приспособления для выполнения работ по вертикальному перемещению защитной плиты с целью образования зазора между защитной плитой и графитовой кладкой. Удлинитель в виде хомута устанавливают с помощью манипулятора. Наличие в бандажном хомуте шарнира и фиксатора позволяет надежно закрепить бандаж на наружной трубе. Принятая высота выступающей части хомута гарантирует надежную работу телескопического соединения до момента вывода реактора из эксплуатации.

Пример выполнения тракта технологического канала ядерного уран-графитового реактора показан на фиг.1, 2, 3, 4, 5, 6, где на фиг.1 и фиг.2 схематично показаны тракты технологических каналов. На фиг.1 - трубный тракт входит внутрь соединительного патрубка, а на фиг.2 показан вариант, когда наоборот соединительный патрубок входит внутрь трубчатого тракта. На фиг.3 дан вид спереди на удлинитель тракта по варианту, изображенному на фиг.1. На фиг.4 показан вид сверху на удлинитель тракта для варианта, изображенного на фиг.1 (сечение по Б-Б). На фиг.5, 6 показан вид спереди и сверху (сечение по Б-Б) удлинителя тракта для варианта, изображенного на фиг.2.

Тракт технологического канала состоит из трубного тракта 1, закрепленного в верхней металлоконструкции 2, соединительного патрубка 3, закрепленного на защитной плите 4. Узел ТСТ тракта уран-графитового реактора конструктивно имеет два исполнения. В одном исполнении (фиг.1) трубный тракт 1 входит внутрь соединительного патрубка 3, в другом исполнении (фиг.2) соединительный патрубок 3 входит внутрь трубного тракта 1. В зависимости от исполнения узла ТСТ удлинитель тракта 6 устанавливается либо на соединительный патрубок 3 (фиг.1), либо на трубный тракт 1 (фиг.2). Представленный графический материал фиг.1 и 2 и описание к нему иллюстрируют по существу одно и то же техническое решение: тракт технологического канала ядерного реактора уран-графитового реактора, образованный двумя телескопически соединенными трубами, которые в текст описания и на графическом материале названы как трубчатый тракт 1 и соединительный патрубок 3. Удлинитель тракта 6 (фиг.3, 4) выполнен в виде двух полуцилиндров 5 (фиг.4, 6) с фланцами снабженных шарниром 7 и стяжными болтами 8.

Монтаж удлинителя тракта производится следующим образом. На плато реактора вблизи проходки в реактор монтируется специальное загрузочное устройство, на которое устанавливается робот-доставщик (на фиг.2 не показан). На робот-доставщик устанавливается робот-установщик с закрепленным на нем удлинителем тракта. Загрузочное устройство через проходку в реактор опускает робот-доставщик в реакторное пространство на металлоконструкции теплового экрана. Робот-доставщик съезжает с платформы загрузочного устройства и вместе с роботом-установщиком и удлинителем тракта 6 перемещается вокруг реактора до требуемой зоны работы. От робота-доставщика отделяется робот-установщик (на фиг.2 не показан) с удлинителем тракта 6 и, двигаясь по верхней металлоконструкции реактора на магнитной подвеске, доставляет к тракту удлинитель тракта. С помощью манипуляторов робота-установщика производится монтаж удлинителя на тракте 6. Робот-установщик возвращается к роботу-доставщику и фиксируется на нем. Робот-доставщик с роботом-установщиком двигается к загрузочному устройству и въезжает на его платформу. Загрузочное устройство поднимает робот-доставщик с установленным на нем роботом-установщиком из реакторного пространства на плато реактора. На роботе-установщике закрепляется новый удлинитель тракта, и цикл монтажа повторяется для следующего тракта.

Предложенный способ позволяет восстановить компенсирующую способность узла телескопического соединения трактов без извлечения (замены) технологического канала для обеспечения работы энергоблока в период продленного срока эксплуатации.

1. Тракт технологического канала ядерного уран-графитового реактора, образованный телескопическим соединением внутренней и наружной трубы, отличающийся тем, что на наружной трубе закреплен удлинитель, выполненный в виде бандажного хомута, выступающего над его торцевой частью.

2. Тракт технологического канала ядерного уран-графитового реактора по п.1, отличающийся тем, что бандажный хомут содержит шарнир и фиксатор.

3. Тракт технологического канала ядерного уран-графитового реактора по п.1, отличающийся тем, что удлинитель выступает над торцевой частью наружной трубы на величину 7080 мм.



 

Похожие патенты:
Изобретение относится к способам экстракционной очистки регенерированного урана и может быть использовано в технологических процессах при переработке облученного ядерного топлива, где необходима очистка урана от плутония, тория-228 и нептуния-237.

Изобретение относится к способу переработки ядерного топлива. .

Изобретение относится к способам и устройствам, обеспечивающим разделение многокомпонентного потока плазмы по массам, и может быть использовано для получения изотопов и выделения химических элементов.

Изобретение относится к рекомбинаторному элементу, в частности, для использования в системе безопасности для ядерно-технической установки. .

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к средствам для обеспечения безопасности при перегрузке отработавших тепловыделяющих сборок реактора ВВЭР-1000 из транспортных чехлов в чехлы хранилища, и предназначено для использования в водонаполненных хранилищах отработанного ядерного топлива на заводах по регенерации такого топлива или на АЭС.

Изобретение относится к области атомной техники, в частности к устройствам для установки пеналов отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) в хранилища отработавшего ядерного топлива, и может быть использовано на атомных электростанциях или спецкомбинатах для утилизации ОТВС ядерных реакторов.
Изобретение относится к области переработки твердых оксидных материалов, в том числе к переработке отработанного ядерного топлива - диоксида урана с целью его дальнейшей безопасной переработки.

Изобретение относится к способу коллективного отделения всех актинидов (III), (IV), (V) и (VI), находящихся в сильнокислой водной фазе, от продуктов распада, и, в частности, лантанидов, также находящихся в этой фазе, путем применения двух экстрагентов, которые действуют в несвязанных химических областях.

Изобретение относится к устройству для ремонта поврежденного места на расположенном под водой участке стенки резервуара или бассейна, в частности на участке стенки бассейна ядерной реакторной установки.

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к средствам хранения отработавших ядерных топливных элементов реактора РБМК-1000, и предназначено для использования в стационарных хранилищах отработанного ядерного топлива на заводах по регенерации такого топлива или на АЭС.

Изобретение относится к сосуду для переработки, аккумуляции и/или перегрузки материала, содержащего гражданский или оружейный плутоний в виде оксида, карбида и/или нитрида плутония
Изобретение относится к способам растворения топлива, которое представляет собой смесь оксидов урана и плутония

Изобретение относится к устройству (40), применяемому для запрессовки и выпрессовки под давлением зажимного штифта (2), содержащему первое гнездо (52), противоположно которому расположена головка (56) для запрессовки, установленная подвижно на корпусе (42) устройства; второе гнездо (76), противоположно которому расположена головка (78) для выпрессовки, установленная также подвижно на корпусе (42); и средство (100) для создания давления, выполненное поворотным в корпусе (42), с возможностью перестановки из положения запрессовки, в котором оно может оказать давление на головку для запрессовки, в положение выпрессовки, в котором оно может оказать давление на головку для выпрессовки, и наоборот

Изобретение относится к методам фракционирования долгоживущих радионуклидов при комплексной переработке облученного ядерного топлива (ОЯТ) атомных электростанций (АЭС) и направлено на селективное выделение нептуния из совместного экстракта урана, нептуния, плутония и технеция

Изобретение относится к области ядерной энергетики, к основному технологическому оборудованию для транспортно-технологических операций обращения с радиоактивными отходами и отработавшим ядерным топливом, в частности к устройствам для перегрузки чехлов с отработанным ядерным топливом

Изобретение относится к переработке облученного ядерного топлива, для извлечения плутония, нептуния, америция, кюрия и возможно урана, присутствующих в следовых количествах, суммарным, но селективным в отношении лантаноидов способом, из раствора для разложения облученного ядерного топлива после проведения цикла экстракции

Изобретение относится к подъемным устройствам, которые могут быть использованы в атомной технике, и предназначено для использования в реакторах с жидкометаллическим теплоносителем при установке или снятии герметизирующей защитной пробки в крышке реактора

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к средствам для хранения отработавших ядерных топливных элементов реактора РБМК-1000, и предназначено для использования в стационарных хранилищах отработанного ядерного топлива на заводах по регенерации такого топлива или на АЭС
Наверх