Способ извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерного реактора



Способ извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерного реактора
Способ извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерного реактора
Способ извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерного реактора

 


Владельцы патента RU 2558379:

Открытое акционерное общество "АКМЭ-инжиниринг" (RU)

Изобретение относится к атомной технике, в частности к способу извлечения пробки и блока выемного реактора на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. Способ извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерного реактора заключается в предварительном монтаже перегрузочного оборудования, выемке пробки из реакторного моноблока, а также транспортировке и размещении пробки в шахте для пробки, выгрузке блока выемного, его транспортировке и размещении блока выемного в шахте для разборки блока выемного. Технический результат заключается в извлечении из ядерного реактора пробки и блока выемного без тепловыделяющих сборок с помощью комплекса перегрузочного оборудования в радиационно-безопасных условиях. 10 з.п. ф-лы, 3 ил.

 

Изобретение относится к атомной технике, в частности к способу извлечения пробки и блока выемного реактора на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем.

После вывода из работы реакторного моноблока для перегрузки элементов активной зоны реактора с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем требуется, учитывая условия ядерной и радиационной безопасности, осуществить технологические операции по извлечению пробки (с целью ее последующего использования по назначению) в шахту для пробки, а также блока выемного (после того, как из него выгрузили отработавшие тепловыделяющие сборки) в шахту для разборки блока выемного для дальнейшей утилизации. Особенностью процесса извлечения пробки и блока выемного без отработавших тепловыделяющих сборок (далее - ОТВС) является то, что процесс проходит под воздействием значительной выталкивающей силы тяжелого жидкометаллического теплоносителя за счет его высокой плотности, которая превышает плотность материала (стали), из которого изготовлены оборудование, и приспособления для извлечения. При этом необходимо учитывать воздействие высоких температур тяжелого жидкометаллического теплоносителя и высокую степень радиоактивного загрязнения извлеченного оборудования.

Известен способ извлечения пробки, указанный в описании к патенту RU 2166808 C1 G21C 19/105, опубл. 10.05.2001, заключающийся в снятии пробки с расходомеров теплоносителя в технологических каналах ядерного реактора с помощью механизма извлечения пробки.

Известен контейнер для выгрузки выемного блока с активной зоной или без нее (патент RU №2399972, C2 G21C 19/10, G21F 5/08, F16K 7/18, опубл. 20.00.2010). Способ выгрузки из реактора выемного блока, указанный в описании известного контейнера, заключается в выгрузке выемного блока в контейнер для выгрузки при помощи лебедки с захватом автоматическим.

Недостатком данного способа является невозможность управления устройствами фиксации выемного блока.

Прототипом предлагаемого изобретения могут служить известный способ перегрузки быстрого ядерного реактора и система перегрузки (патент RU №2224307 C2 G21C 19/00, G21C 19/10, опубл. 20.02.2004), заключающийся в проведении операций по перегрузке отработавших тепловыделяющих сборок с помощью перегрузочной машины прямого удаления.

Однако данный способ не позволяет проводить операции по извлечению пробки или блока выемного реактора на быстрых нейтронах.

Учитывая, что реакторные установки малой мощности, в частности, типа СВБР (свинцово-висмутовый быстрый реактор) с быстрыми реакторами, охлаждаемыми жидкометаллическим свинцово-висмутовым теплоносителем с использованием модульного принципа построения энергоблока, являются пилотными в части осуществления в атомной отрасли масштабных высокотехнологичных проектов, то аналоги способа извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерных реакторов таких типов по тому же назначению по технической сущности и по достигаемому результату при его использовании авторами и заявителем не выявлены.

В основу изобретения положена задача выполнения без ухудшения радиационной обстановки всех технологических операций по извлечению пробки и блока выемного (без ОТВС).

Для решения поставленной задачи предложен способ извлечения пробки и блока выемного (без ОТВС) при перегрузке ядерного реактора посредством комплекса перегрузочного оборудования, включающий монтаж перегрузочного оборудования при подготовке к выгрузке пробки и блока выемного, выем пробки из реакторного моноблока, транспортировку и размещение пробки в шахте для пробки, выгрузку оставшегося в реакторном моноблоке блока выемного (без ОТВС), транспортировку и размещение его в шахте для разборки блока выемного.

Технические результаты от использования заявляемого способа заключаются, в частности, в

- возможности управления устройствами фиксации пробки и блока выемного;

- обеспечении безопасности работ за счет создания тракта выгрузки посредством комплекса перегрузочного оборудования, а также за счет того, что газовоздушные смеси из внутренних полостей перегрузочного оборудования отводят в специальную вентиляцию с контролем газовой среды, а сами полости заполняют инертным газом;

- сокращении количества необходимого для извлечения и транспортировки оборудования и сокращении времени вспомогательных операций по установке, центровке и снятию с каждой позиции специального технологического оборудования за счет применения для извлечения пробки и блока выемного общего перегрузочного оборудования (коробки переходной, канала направляющего и скафандра перегрузочного);

- исключении контакта свинцово-висмутового теплоносителя МБР с атмосферным воздухом помещения;

- обеспечении возможности заполнения инертным газом внутренних полостей перегрузочного оборудования;

- удержании от всплытия и обеспечении страгивания пробки реактора при снятом грузе дополнительном;

- обеспечении перемещения пробки без перекосов;

- обеспечении безопасной работы обслуживающего персонала при демонтаже блока выемного;

- исключении возможности поворота пробки вокруг своей оси;

- обеспечении вертикальности пробки при транспортно-технологических операциях (балансировку пробки);

- сохранении ориентации пробки во время выгрузки относительно осей реактора;

- сохранении ориентации блока выемного во время выгрузки относительно осей реактора.

Влияние на указанные выше технические результаты оказывают следующие отличительные признаки заявляемого изобретения.

Монтаж перегрузочного оборудования при подготовке к выгрузке производят следующим образом: устанавливают и закрепляют приспособление для транспортировки пробки на пробке реактора, после устанавливают и закрепляют на приспособлении для транспортировки пробки груз дополнительный, демонтируют нажимной фланец, потом на крышку моноблока реакторного (далее - МБР) устанавливают внутреннюю каркасную часть коробки переходной и закрепляют, далее осуществляют поворот средней части приспособления для транспортировки пробки до положения, при котором его выступы войдут в зону действия фиксирующего элемента внутренней части коробки переходной, после чего демонтируют груз дополнительный, потом устанавливают внешнюю часть коробки переходной на МБР, после чего проверяют полость коробки переходной на герметичность избыточным давлением, далее осуществляют отведение газовоздушной смеси из полости коробки переходной в вентиляцию с контролем газовой среды, а затем заполняют полость коробки переходной инертным газом.

Извлечение пробки из МБР осуществляют следующим образом: на коробку переходную устанавливают канал направляющий, при этом герметичность между каналом направляющим и коробкой переходной обеспечивается уплотнительным элементом. На верхнюю опорную поверхность канала направляющего, которая фиксируется на перекрытиях центрального зала реакторного цеха, устанавливают скафандр перегрузочный, далее осуществляют проверку герметичности полостей скафандра перегрузочного и канала направляющего избыточным давлением, затем осуществляют отведение газовоздушной смеси из полостей скафандра перегрузочного и канала направляющего в вентиляцию с контролем газовой среды и производят заполнение полостей скафандра перегрузочного и канала направляющего инертным газом, затем перемещают приспособление для транспортировки пробки совместно с пробкой в верхнее положение с помощью привода перемещения фиксирующего элемента коробки переходной, опускают захват автоматический скафандра перегрузочного до сцепления с приспособлением для транспортировки пробки и затем перемещают захват автоматический скафандра перегрузочного совместно с пробкой в крайнее верхнее положение, закрывают и уплотняют шиберы скафандра перегрузочного и коробки переходной.

Далее с помощью грузового крана и грузоподъемной траверсы скафандр перегрузочный с пробкой транспортируют в шахту для пробки и производят выгрузку пробки, затем транспортируют скафандр перегрузочный на место хранения и демонтируют канал направляющий.

Выгрузку оставшегося в МБР блока выемного (без ОТВС) производят следующим образом: на коробку переходную вновь устанавливают канал направляющий, на верхнюю опорную поверхность канала направляющего, которая фиксируется на перекрытиях центрального зала реакторного цеха, устанавливают скафандр перегрузочный с приспособлением для транспортировки блока выемного, далее осуществляют проверку герметичности полостей скафандра перегрузочного и канала направляющего избыточным давлением, затем осуществляют отведение газовоздушной смеси из полостей скафандра перегрузочного и канала направляющего в вентиляцию с контролем газовой среды, а затем заполняют полости скафандра перегрузочного и канала направляющего инертным газом, потом опускают захват автоматический скафандра перегрузочного до сцепления с блоком выемным и затем перемещают захват автоматический скафандра перегрузочного совместно с блоком выемным в крайнее верхнее положение, после чего закрывают и уплотняют шиберы коробки переходной и скафандра перегрузочного.

Затем скафандр перегрузочный, загруженный блоком выемным (без ОТВС), транспортируют к шахте разборки блока выемного, производят выгрузку блока выемного в шахту и транспортируют скафандр перегрузочный на место хранения.

Заявляемое изобретение поясняется следующими чертежами, представленными на фиг. 1-3:

фиг. 1 - подготовка к выгрузке;

фиг. 2 - выгрузка пробки;

фиг. 3 - выгрузка блока выемного (без ОТВС).

Для извлечения пробки и блока выемного ядерного реактора используется комплекс перегрузочного оборудования, который состоит из коробки переходной 1, груза дополнительного 2, канала направляющего 3, скафандра перегрузочного 4, приспособления для транспортировки пробки 5, приспособления для транспортировки блока выемного 6, комплекта грузоподъемных траверс и автоматизированной системы управления механизмами перегрузочного оборудования.

Коробка переходная 1 предназначена для установки перегрузочного оборудования и обеспечивает стыковку их с корпусом 7 МБР, а также радиационную защиту обслуживающего персонала.

Груз дополнительный 2 предотвращает всплытие пробки 8 реактора при снятом фланце нажимном, удерживающем пробку в корпусе 7 МБР при эксплуатации.

Канал направляющий 3, представляющий собой трубу с опорным фланцем, имеющую фланцы для присоединения к стационарной системе специальной вентиляции, предназначен для создания тракта выгрузки пробки и блока выемного, размещения устройств управления, а также направления и ориентации захвата скафандра перегрузочного при его движении вне скафандра.

Скафандр перегрузочный 4, представляющий собой вертикальный цилиндрический сосуд, имеющий теплоизоляцию и биологическую защиту, выполненную из свинца (напротив активной зоны), оборудованный лебедкой с захватом автоматическим 9, обеспечивает автоматическое зацепление и расцепление с головкой приспособлений для транспортировки пробки 5 и блока выемного 6.

Для перемещения пробки 8 реактора используют приспособление для транспортировки пробки 5, а для перемещения блока выемного 10 реактора используют приспособление для транспортировки блока выемного 6.

Использование приспособления для транспортировки пробки (далее - ПТП) 5 обеспечивает зацепление и фиксацию с захватом автоматическим 9 скафандра перегрузочного 4, возможность перемещения пробки 8 по тракту выгрузки в скафандр перегрузочный 4, возможность закрепления/раскрепления груза дополнительного 2 и возможность страгивания пробки 8 при выгрузке.

Использование приспособления для транспортировки блока выемного (далее - ПТБВ) 6 обеспечивает зацепление и фиксацию с захватом автоматическим 9 скафандра перегрузочного 4, возможность перемещения блока выемного 10 по тракту выгрузки в скафандр перегрузочный 4, управление элементами закрепления/раскрепления блока выемного 10 в шахте МБР и дожимание или страгивание блока выемного 10 для преодоления действующей на него выталкивающей силы.

Комплект грузоподъемных траверс (не показаны) обеспечивает транспортирование устройств комплекса перегрузочного оборудования при помощи, например, мостового электрического крана.

Автоматизированная управляющая система (далее - АУС) (не показана) механизмами перегрузочного оборудования обеспечивает сбор, обработку, контроль, представление информации о положении и состоянии исполнительных органов, выдачу управляющих воздействий на электроприводы оборудования комплекса перегрузочного, регистрацию информации о ходе процессов выгрузки из реакторной установки. АУС осуществляет свои функции при выполнении подъема пробки 8 и подъема блока выемного 10 реактора.

Предлагаемый способ осуществляют в следующей последовательности.

Исходное состояние:

- демонтирована верхняя защита реактора;

- демонтированы электрические приводы главного циркуляционного насоса (далее - ГЦН) и приводы системы управления и защиты (далее - СУЗ).

Сначала выполняют на остановленном реакторном моноблоке следующие подготовительные работы по монтажу перегрузочного оборудования (фиг. 1).

С помощью грузового крана и грузоподъемной траверсы устанавливают ПТП 5 на пробку 8, закрепляют его винтами с площадки обслуживания. С помощью грузового крана и грузоподъемной траверсы устанавливают на верхний торец ПТП 5 груз дополнительный 2. С помощью устройства для отвинчивания (завинчивания) гаек нажимного фланца открепляют и демонтируют нажимной фланец (не показан). С помощью грузового крана и грузоподъемной траверсы устанавливают внутреннюю каркасную часть коробки переходной 1 и закрепляют к корпусу 7 МБР винтами крепежными. С помощью приспособления (ключа) разворачивают кольцо опорное (средняя поворотная часть ПТП) до положения, при котором его выступы войдут в зону действия фиксирующего элемента коробки переходной, находящегося на ходовых винтах коробки переходной 1. С помощью грузового крана и грузоподъемной траверсы удаляют груз дополнительный 2. С помощью грузового крана и грузоподъемной траверсы устанавливают внешнюю часть коробки переходной 1 с закрытым и уплотненным шибером на корпус 7 МБР. Проверяют внутреннюю полость коробки переходной 1 на герметичность избыточным давлением. Заменяют внутреннюю среду полости коробки переходной 1 с воздушной на инертный газ.

Извлечение пробки из МБР (фиг. 2).

С помощью грузового крана и грузоподъемной траверсы на коробку переходную устанавливают канал направляющий 3, верхняя опорная поверхность которого фиксируется на перекрытиях центрального зала реакторного цеха. Герметичность между каналом направляющим 3 и коробкой переходной 1 обеспечивается уплотнительным элементом (не показан). С помощью грузового крана устанавливают скафандр перегрузочный 4 на верхнюю опорную поверхность канала направляющего 3. На захват автоматический 9 скафандра перегрузочного 4 предварительно закрепляют переходной элемент (не показан) для стыковки с ПТП 5. Разуплотняют и открывают шибер скафандра перегрузочного 4. Проверяют внутреннюю полость скафандра перегрузочного 4 и канала направляющего 3 на герметичность избыточным давлением. Заменяют внутреннюю среду полости скафандра перегрузочного и канала направляющего 4 с воздушной на инертный газ. Разуплотняют и открывают шибер коробки переходной 1. Включают привод перемещения фиксирующего элемента коробки переходной 1 и перемещают ПТП 5 совместно с пробкой 8 в верхнее положение, при котором верхние упоры фиксирующего элемента коробки переходной автоматически удалятся от выступов кольца опорного, а выталкивающая сила, воздействующая на пробку, будет равна нулю. Опускают захват скафандра перегрузочного 4 в крайнее нижнее положение до упора в ограничительный элемент канала направляющего 3, присоединяют приводы управления, расположенные на образующей канала направляющего 3, к захвату автоматическому 9 и сцепляют последний с ПТП 5. Отсоединяют приводы управления захватом и сцепления, поднимают захват автоматический 9, сцепленный с ПТП 5, на 100÷200 мм вверх. При этом упоры фиксирующего элемента коробки переходной уберутся от выступов кольца опорного ПТП 5. Перемещают захват автоматический 9 скафандра перегрузочного 4 совместно с пробкой 8 в крайнее верхнее положение, закрывают и уплотняют шиберы коробки переходной 1 и скафандра перегрузочного 4. Транспортируют скафандр перегрузочный 4 с пробкой 8 к шахте для пробки 11 и производят выгрузку в шахту, разуплотнив и открыв шибер, опускают захват автоматический 9 в нижнее положение.

В шахте для пробки 11 организованы аналогичные приводы управления расцеплением захвата автоматического 9, а также приводы расцепления с ПТП 5. Поднимают захват автоматический 9 с переходным элементом в крайнее верхнее положение, закрывают и уплотняют шибер, и транспортируют скафандр перегрузочный 4 на место хранения. Демонтируют канал направляющий 3.

Далее осуществляют выгрузку блока выемного 10 (без ОТВС) из МБР (фиг. 3).

Исходное состояние:

- шибер коробки переходной 1 закрыт и уплотнен;

- пробка 8 реактора выгружена;

- ОТВС выгружены из блока выемного 10.

С помощью грузового крана и грузоподъемной траверсы на коробку переходную вновь устанавливают канал направляющий 3, верхняя опорная поверхность которого фиксируется на перекрытиях центрального зала реакторного цеха. Герметичность между каналом направляющим 3 и коробкой переходной 1 обеспечивается уплотнительным элементом. С помощью грузового крана устанавливают скафандр перегрузочный 4 на верхнюю опорную поверхность канала направляющего 3. На захват автоматический 9 скафандра перегрузочного 4 предварительно закрепляют ПТБВ 6. Разуплотняют и открывают шибер скафандра перегрузочного 4. Проверяют внутреннюю полость скафандра перегрузочного 4 и канала направляющего 3 на герметичность избыточным давлением. Заменяют внутреннюю среду полостей коробки переходной 1 и скафандра перегрузочного 4 с воздушной на инертный газ. Разуплотняют и открывают шибер коробки переходной 1. Опускают захват автоматический 9 скафандра перегрузочного 4 в крайнее нижнее положение до упора в ограничительный элемент канала направляющего 3, присоединяют привод управления (расположен на образующей канала направляющего 3) к захвату автоматическому 9 и сцепляют последний с блоком выемным 10. С помощью привода, расположенного на образующей канала направляющего 3, открывают замки блока выемного 10, развернув соответствующие шпильки поворотные. Отсоединяют привод управления захватом автоматическим 9 от ПТБВ 6 и перемещают захват автоматический 9 скафандра перегрузочного 4 совместно с блоком выемным 10 в крайнее верхнее положение, закрывают и уплотняют шиберы коробки переходной 1 и скафандра перегрузочного 4. Транспортируют скафандр перегрузочный 4 с блоком выемным 10 к шахте разборки блока выемного 12 и производят его выгрузку в шахту, разуплотняют и открывают шибер, опустив захват в нижнее положение. Поднимают захват автоматический 9 с ПТБВ 6 в крайнее верхнее положение, закрывают и уплотняют шибер, транспортируют скафандр перегрузочный 4 на место хранения. Блок выемной 10 не имеет плотных посадочных мест, в отличие от пробки 8, поэтому при развороте поворотных замков выталкивающей силы и дополнительного усилия от лебедки скафандра перегрузочного 4 достаточно для выгрузки его из МБР.

Над шахтой для пробки 11 и шахтой разборки блока выемного 12 организованы приводы управления расцеплением захвата, а также приводы расцепления с ПТП 5 и ПТБВ 6.

После полного завершения операций по выгрузке производят осмотр внутренней поверхности и посадочных мест центральной обечайки МБР.

Заявленный способ позволяет осуществить все технологические операции по извлечению пробки и блока выемного (без ОТВС) посредством комплекса перегрузочного оборудования и приспособлений для транспортировки, обеспечив надежную биологическую защиту персонала и оборудования.

1. Способ извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерного реактора, заключающийся в том, что на пробке реактора устанавливают и закрепляют приспособление для транспортировки пробки, после чего устанавливают на приспособлении для транспортировки пробки груз дополнительный, потом на крышку реакторного моноблока устанавливают и закрепляют внутреннюю каркасную часть коробки переходной, далее осуществляют поворот средней части приспособления для транспортировки пробки до положения, при котором его выступы войдут в зону действия фиксирующего элемента коробки переходной, далее демонтируют груз дополнительный и затем устанавливают внешнюю часть коробки переходной на реакторный моноблок, после чего осуществляют замену внутренней среды полости коробки переходной, далее на коробку переходную устанавливают канал направляющий, на канал направляющий устанавливают скафандр перегрузочный, после чего осуществляют замену внутренней среды полости скафандра перегрузочного и канала направляющего, после чего перемещают приспособление для транспортировки пробки совместно с пробкой в скафандр перегрузочный, далее скафандр перегрузочный с пробкой транспортируют в шахту для пробки и производят выгрузку пробки, после чего на коробку переходную вновь устанавливают канал направляющий, на канал направляющий устанавливают скафандр перегрузочный с приспособлением для транспортировки блока выемного, после чего производят замену внутренней среды полостей переходной коробки и скафандра перегрузочного, затем опускают захват автоматический скафандра перегрузочного до сцепления с блоком выемным, затем перемещают приспособление для транспортировки блока выемного совместно с блоком выемным в крайнее верхнее положение в скафандр перегрузочный, далее скафандр перегрузочный с блоком выемным транспортируют к шахте разборки блока выемного и производят выгрузку блока выемного.

2. Способ извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что после установки и закрепления на приспособлении для транспортировки пробки груза дополнительного демонтируют нажимной фланец.

3. Способ извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что герметичность между каналом направляющим и коробкой переходной обеспечивают с помощью уплотнительного элемента.

4. Способ извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что замену внутренней среды полости коробки переходной осуществляют путем проверки герметичности полости коробки переходной избыточным давлением, далее осуществляют отведение газовоздушной смеси из полости коробки переходной в вентиляцию с контролем газовой среды, а затем заполняют полость коробки переходной инертным газом.

5. Способ извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что скафандр перегрузочный устанавливают на верхнюю опорную поверхность канала направляющего, которая фиксируется на перекрытиях центрального зала реакторного цеха.

6. Способ извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что замену внутренней среды полости скафандра перегрузочного и канала направляющего осуществляют путем проверки герметичности полости скафандра перегрузочного и канала направляющего избыточным давлением, далее осуществляют отведение газовоздушной смеси из полостей скафандра перегрузочного и канала направляющего в вентиляцию с контролем газовой среды, а затем заполняют полость скафандра перегрузочного и канала направляющего инертным газом.

7. Способ извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что перемещение приспособления для транспортировки пробки совместно с пробкой в скафандр перегрузочный осуществляют путем перемещения приспособления для транспортировки пробки совместно с пробкой в верхнее положение с помощью привода перемещения фиксирующего элемента коробки переходной, затем опускают захват автоматический скафандра перегрузочного и осуществляют сцепление захвата автоматического скафандра перегрузочного с приспособлением для транспортировки пробки, после чего перемещают захват автоматический скафандра перегрузочного совместно с пробкой в крайнее верхнее положение, после чего закрывают и уплотняют шиберы скафандра перегрузочного и коробки переходной.

8. Способ извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерного реактора по п. 7, отличающийся тем, что захват автоматический скафандра перегрузочного опускают до упора в ограничительный элемент канала направляющего.

9. Способ извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что транспортировку скафандра перегрузочного с пробкой в шахту для пробки и выгрузку пробки производят с помощью грузового крана и грузоподъемной траверсы.

10. Способ извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что после транспортировки скафандра перегрузочного с пробкой в шахту для пробки и выгрузки пробки скафандр перегрузочный транспортируют на место хранения и демонтируют канал направляющий.

11. Способ извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что после перемещения захвата автоматического скафандра перегрузочного совместно с блоком выемным в крайнее верхнее положение в скафандр перегрузочный закрывают и уплотняют шиберы коробки переходной и скафандра перегрузочного.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к управлению реактором деления на бегущей волне. Способ управления включает стадию определения формы фронта горения бегущей волны нейтронного деления и стадию, на которой определяют перемещение в активной зоне нескольких выбранных тепловыделяющих сборок в зависимости от требуемой формы фронта.

Изобретение относится к устройствам для фрагментации длинномерных радиоактивных изделий. Установка содержит подъемный механизм с кареткой, перемещающей изделие из шахты, механизм фиксации изделия, режущий механизм, контейнер для приема фрагментов изделия.

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции ядерных реакторов и систем с внешними источниками нуклонов, предназначенных для сжигания трансурановых химических элементов.

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано преимущественно для перегрузки тепловыделяющих сборок (ТВС) в ядерных реакторах с жидкометаллическим теплоносителем.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к средствам обеспечения безопасности при перегрузке ОТВС реактора ВВЭР-1000 из транспортных чехлов в чехлы хранилища, и предназначено для использования в водонаполненных хранилищах отработавшего ядерного топлива.

Изобретение относится к технологии кристаллизационного выделения и очистки продуктов. Заявленный способ кристаллизационного выделения и очистки гексагидрата нитрата уранила включает непрерывную кристаллизацию гексагидрата нитрата уранила из концентрированного азотнокислого раствора нитрата уранила, разделение кристаллов гексагидрата нитрата уранила и маточного раствора, промывку кристаллов, сбор и выгрузку промытых кристаллов.

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к устройствам для хранения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), и может быть использовано в «сухом» хранилище, а также в защитных камерах хранилищ ОЯТ и АЭС.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к средствам для обеспечения безопасности при перегрузке ампул с пучками отработавших тепловыделяющих элементов (твэлов) реактора РБМК-1000 в пеналы, и предназначено для использования в камере комплектации пеналов (ККП) сухого хранилища или на АЭС в качестве аварийного инструмента.

Изобретения относятся к ядерной технике, в частности к транспортированию и перегрузке облученных твэлов дисперсионных в алюминиевой оболочке высокообогащенных типа ДАВ-90 (далее «блоков ОДАВ») в транспортный упаковочный контейнер (ТУК).

Изобретение относится преимущественно к канальным реакторам АЭС типа РБМК с графитовой кладкой активной зоны. Способ включает снижение температуры облучения графита путем уменьшения аксиальной неравномерности термического сопротивления газового зазора технологического канала графитового ядерного канального реактора за счет заполнения газового зазора гелием с содержанием газовых примесей не выше 2%.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к транспортированию, выгрузке и размещению пучков тепловыделяющих элементов реактора РБМК-1000 в пеналах сухого хранилища. Чехол контейнера содержит установленные на нижней диафрагме центральную трубу, трубчатые элементы (гнезда) для выемных кассет, жестко соединенные между собой ребрами в несколько ярусов. В ребрах выполнены соосные отверстия с образованием ячеек для размещения ампул с пучками твэлов. На диафрагме внутри гнезд и под ячейками установлены торцевые подпружиненные элементы, снабженные внутри гнезд присоединенным к их верхней части опорным диском, а под ячейками - опорными площадками. Суммарное усилие торцевых подпружиненных элементов, установленных под выполненными в ребрах ячейками, назначается с учетом количества торцевых подпружиненных элементов и веса загруженных пучками твэлов ампул. Технический результат - обеспечение транспортирования пучков твэлов с нормальными и повышенными значениями прямолинейности и наружного диаметра, а также взаимодействие трубчатых демпферов ампул, расположенных в ячейках боковых ребер с торцевыми подпружиненными элементами независимо от их взаимного расположения. 1 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретения относится к ядерной технике, в частности к перегрузке ампул с пучками тепловыделяющих элементов реактора РБМК-1000 из транспортного чехла в пеналы сухого хранилища. Крышка для перегрузки съемных решеток пенала, загруженных ампулами и включающих присоединенные к основанию вертикальные стойки с пазами и ячейки для размещения ампул с пучками твэлов, содержит диск с центральным грибком и захватным буртом. В центральном грибке установлен замок, управляющий выдвижением замыкающих стержней с ползунами. Ползуны выполнены с верхними и нижними пластинами, расположенными по обе стороны диска и соединенными вертикальными ребрами, установленными в направляющих пазах диска. При установке диска на вертикальные стойки нижние пластины ползунов расположены на одном уровне с пазами вертикальных стоек и выполнены с возможностью вхождения в пазы. Технический результат - возможность зацепления крышкой съемной решетки, загруженной ампулами, за вертикальные стойки. 2 н. и 3 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно области ядерных реакторов с жидким теплоносителем, и, в частности, может быть использовано для отработки режимов перемещения пробки реактора на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. Способ определения оптимальных параметров процесса перемещения пробки ядерного реактора заключается в том, что на стенде для испытания, по меньшей мере, 5 раз перемещают в макете коробки переходной макет пробки с установленным на ней макетом приспособления для транспортировки пробки на 5 этапах при разных усилиях, имитирующих выталкивающую силу, действующую на пробку. Определяют оптимальные параметры перемещения механизмов подъема макета коробки переходной. Выталкивающую силу имитируют гидроцилиндром дискретно. При этом на каждом этапе задают значение давления в гидроцилиндре, соответствующее рассчитанному усредненному значению выталкивающей силы, действующей на пробку на соответствующем диапазоне глубин погружения. По экспериментальным данным осуществляют выбор оптимальных параметров процесса перемещения пробки ядерного реактора. Технический результат - уменьшение времени простоя в ходе проведения регламентных и ремонтных работ. 7 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к атомной технике, а именно к устройству для установки и извлечения длинномерного оборудования из ядерных реакторов с жидкометаллическим теплоносителем, в частности натриевым. Перегрузочное устройство (ПУ) для установки и извлечения из ядерного реактора длинномерного оборудования включает мост, тележку, корзину, двухканальный контейнер с биологическими защитами, стойку с технологическим оборудованием, системы точного наведения, редуктор с приводом поворота контейнера, поворотную плиту, подвижную защиту, защитное кольцо с центрирующими элементами, переходные трубы и штанги-удлинители. При этом переходные трубы, герметично установленные на поворотные пробки реактора, снабжены устройствами управления захватами и устройством подъема подвижной защиты в виде механизмов винт-гайка. Двухканальный контейнер оборудован шиберным устройством и оснащен шариковыми захватами, перемещаемыми при помощи “толкающих” цепей. Технический результат - расширение арсенала средств перегрузки длинномерного оборудования. 10 ил.

Изобретение относится к способам и устройствам для растворения отработавшего ядерного топлива предварительно измельченных тепловыделяющих сборок (ТВС) атомных реакторов. Способ включает загрузку измельченных ТВС, подачу реагентов, растворение топлива с помощью реагентов, промывку нерастворившихся кусков и последующую выгрузку, включающую операцию удаления нерастворимых кусков ТВС воздействием сжатым газом. Двухфазный поток мелких абразивных частиц, образующийся в процессе осуществления стадии удаления нерастворимых кусков, переводят в распыленное состояние, создают условия для дробления потока и формируют боковые потоки во все стороны. Устройство содержит наружный и внутренний корпуса, образующие кольцевую реакционную полость, узел загрузки, средство (устройство) для выгрузки, включающее решетчатую перегородку с соплами, расположенную в нижней части устройства под реакционной полостью. Подрешеточное пространство разделено перегородками не менее чем на четыре секции-камеры. В каждой перегородке имеется округлое переливное отверстие, расположенное не ниже двух минимальных размеров последнего от дна подрешеточного пространства и боковых стенок. Технический результат - повышение производительности установки. 2 н. и 2 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано, преимущественно, для перегрузки выемной части насосных агрегатов в ядерных реакторах с тяжело-жидкометаллическим теплоносителем. Устройство перегрузки содержит контейнер с захватом, установленный в коробку переходную, и переходник, предназначенный для состыковки выемной части насосного агрегата с захватом контейнера. Устройство позволяет обеспечивать преодоление значительной нагрузки при извлечении и погружении в ориентированном состоянии с отслеживанием состояния устройства и работоспособности механизмов устройства при воздействии высоких температур теплоносителя. Изобретение направлено на расширение арсенала технических средств. 5 ил.
Наверх