Перегрузочное устройство с переходным блоком для установки и извлечения из ядерного реактора элементов активной зоны

Изобретение относится к атомной технике, к средствам для установки и извлечения элементов активной зоны, имеющих размеры, не превышающие габариты тепловыделяющих сборок, из ядерных реакторов с жидкометаллическим теплоносителем, в частности с натриевым. Перегрузочный комплекс содержит транспортное устройство, герметичный контейнер с биологической защитой, направляющую переходную трубу и переходный блок. Перемещение элементов активной зоны в герметичный контейнер осуществляется внутри направляющей переходной трубы, герметично установленной на гнездо перегрузки в малой поворотной плите реактора и состыкованной с контейнером через переходный блок, установленный в поворотной плите перекрытия надреакторного помещения. Контейнер оснащен захватом, перемещаемым при помощи несущей и управляющей цепей захвата. Направляющая переходная труба снабжена обсадной трубой для управления захватом и устройством для подъема переходного блока. Технический результат - снижение дозовых нагрузок на персонал. 3 ил.

 

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано для установки и извлечения элементов активной зоны, имеющих размеры, не превышающие габариты тепловыделяющих сборок, из ядерных реакторов с жидкометаллическим теплоносителем, в частности с натриевым.

Перегрузочное устройство для установки и извлечения из ядерного реактора элементов активной зоны является составным элементом транспортно-технологической системы реактора, предназначенной для проведения операций по обращению с внутриреакторными сборками. К элементам активной зоны, имеющим размеры, не превышающие габариты тепловыделяющих сборок, относятся, в частности, тепловыделяющие сборки (ТВС), рабочие органы системы управления и защиты, гильзы экспериментальных каналов и рабочих органов системы управления и защиты, сборки бокового экрана, изотопные сборки и штанги технологические. Перегрузка заключается в извлечении из реактора, охлаждаемого натриевым теплоносителем, элементов активной зоны типоразмера ТВС и установке на их место «свежих». Так как наиболее высокие требования по надежности и ремонтопригодности предъявляют к перегрузочному оборудованию, выполняющему выгрузку и транспортировку отработавшего ядерного топлива, а также загрузку свежего ядерного топлива, то перегрузочное устройство должно работать так, чтобы при любых отказах в любом оборудовании исключить возникновение ситуации, при которой невозможно было бы закончить операцию по перегрузке ядерного топлива или невозможно возвратить устройство в исходное положение с обеспечением безопасности. Поскольку между центральным залом и реактором имеется надреакторное помещение значительной высоты (6000 мм), то требуется в данном помещении создать тракт перегрузки, обеспечивающий при перегрузке необходимую защитную среду, исключающую возгорание натриевого теплоносителя.

Известна перегрузочная машина ядерного реактора (патент RU №2397555 C1, G21C 19/00, G21C 19/10, опубл. 20.08.2010), содержащая рабочую штангу, вертикально установленную на тележке, и механизм подрыва с исполнительным устройством, взаимодействующим с рабочей штангой. Исполнительное устройство выполнено в виде электромеханических домкратов с жесткой кинематической связью.

Однако в данной машине в связи с тем, что подъем штанги производится при помощи троса, установка тепловыделяющих сборок в реактор становится проблематичной из-за необходимости преодоления силы трения, возникающей при установке сборок в соответствующие гнезда поворотных пробок реактора. Помимо этого данная перегрузочная машина не создает тракт, позволяющий производить перегрузку через надреакторное помещение.

Известна машина для перегрузки тепловыделяющих сборок ядерного реактора (патент RU №2236052 С2, G21C 19/10, G21C 19/18, G21C 19/19 опубл. 10.09.2004), содержащая телескопическую штангу с качающимся захватом, управляемым канатным приводом. Качающийся захват управляется силой натяжения каната. Обеспечивается завершение операции по перегрузке тепловыделяющей сборки и расцепление с ТВС при выходе из строя органа управления захватом.

Недостатком данной машины является возможность падения ТВС в случае отказа захвата и невозможность создать тракт перегрузки в надреакторном помещении.

Известна разгрузочно-загрузочная машина (РЗМ) (Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор, М., Атомиздат, 1980), позволяющая осуществлять перегрузку канального ядерного реактора на любом уровне мощности, а также после его остановки и расхолаживания. Основными частями РЗМ являются: кран, состоящий из моста и тележки, которая перемещается по мосту; скафандр; контейнер с подвижной биологической защитой, включающий привод перемещения и управления захватом и захват, перемещаемый и управляемый с помощью двух цепей, выполненных из швеллерообразных звеньев с втулками и роликами в шарнирах; ферма с технологическим оборудованием (насосы, сильфонные вентили, клапаны, емкости, баллоны сжатого воздуха), электрооборудованием и контрольно-измерительными приборами; две системы точного наведения; шлейфы и органы управления.

РЗМ также не создает тракт, позволяющий производить перегрузку через надреакторное помещение. Кроме того, захваты РЗМ, управляемые цепями, имеют значительные габариты, что делает невозможным применение их в условиях стесненного расположения оборудования на поворотных пробках ядерного реактора.

Наиболее близкой по технической сущности является перегрузочная машина для реактора на быстрых нейтронах (А.с. SU №397094 А, G21C 19/10, опубл. 20.07.1971), содержащая транспортное устройство, герметичный контейнер, систему охлаждения тепловыделяющей сборки во время перегрузки, шибер и манипулирующее устройство, выполненное в виде штанги из двух коаксиальных труб, снабженных приводами, одна труба из которых соединена с системой охлаждения, а другая перемещается относительно первой и снабжена приспособлением для соединения с тепловыделяющей сборкой.

К недостаткам этой перегрузочной машины можно отнести:

- необходимость применения протяженной штанги манипулирующего устройства;

- отсутствие единого канала, позволяющего производить перегрузку через надреакторное помещение с обеспечением безопасности;

- возможность механической деформации перегружаемых изделий.

В основу изобретения положена задача разработки конструкции перегрузочного устройства, позволяющего при проведении транспортно-технологических операций по перегрузке элементов активной зоны исключить механические повреждения перегружаемых элементов, обеспечить надежную защиту персонала, предотвратить недопустимый выход радиоактивности, обеспечить пожарную и физическую безопасность.

Для решения поставленной задачи разработана конструкция перегрузочного устройства с переходным блоком для установки и извлечения из ядерного реактора элементов активной зоны. Сущность предлагаемого технического решения заключается в том, что перегрузочное устройство с переходным блоком, содержащее транспортное устройство и герметичный контейнер с биологической защитой, предложено дополнительно снабдить направляющей переходной трубой и переходным блоком, которые позволяют организовать тракт перегрузки через надреакторное помещение. Задача изобретения решается тем, что перемещение элементов активной зоны в герметичный контейнер осуществляется внутри направляющей переходной трубы, герметично установленной на гнездо перегрузки в малой поворотной плите реактора и состыкованной с контейнером через переходный блок, установленный в поворотной плите перекрытия надреакторного помещения. Данное техническое решение позволяет обеспечивать при перегрузке необходимую защитную среду и исключает возможность механической деформации перегружаемых изделий. Направляющая переходная труба и состыкованный с ней переходный блок еще выполняют функцию непрерывной биологической защиты по всей высоте надреакторного помещения. При этом герметичный контейнер оснащен захватом, перемещаемым при помощи несущей и управляющей цепей захвата, а направляющая переходная труба снабжена обсадной трубой для управления захватом и устройством для подъема переходного блока.

Технический результат, который может быть получен при использовании предлагаемого изобретения, заключается в:

- возможности производить перегрузку элементов активной зоны в штатном режиме из «гнезда выгрузки» (постоянно назначенной ячейки);

- возможности перегрузки (при необходимости) элементов активной зоны с обеспечением фиксации соседних элементов;

- возможности перегрузки элементов активной зоны из реактора через надреакторное помещение;

- возможности производить перемещение элементов активной зоны внутри перегрузочного устройства, исключая механические повреждения;

- снижении дозовых нагрузок на обслуживающий персонал;

- повышении надежности и безопасности работы, в т.ч. исключении падения на пол центрального зала сборок, а также посторонних предметов и сред в полость реактора.

Технический результат достигается тем, что:

- контейнер оснащен захватом, перемещаемым при помощи несущей и управляющей цепей, что позволяет производить установку в реактор элементов активной зоны с преодолением сил трения, возникающих в среде теплоносителя;

- герметично установленная на поворотную плиту реактора направляющая переходная труба состыкована с переходным блоком, что создает тракт для перегрузки элементов активной зоны в надреакторном помещении с функцией непрерывной биологической защиты и позволяет производить перегрузку внутри него с обеспечением защиты элементов активной зоны еще и от механических повреждений;

- направляющая переходная труба оснащена съемной обсадной трубой с приводом вертикального перемещения, что при необходимости позволяет обеспечивать и фиксацию соседних элементов активной зоны.

Предлагаемое изобретение поясняется чертежами фиг. 1-3:

на фиг. 1 - общий вид конструкции перегрузочного устройства с переходным блоком в исходном положении;

на фиг. 2 - в рабочем положении (захват расположен на головке сборки в активной зоне);

на фиг. 3 - выносной элемент А на фиг. 2 (нижняя часть конструкции захвата).

На фиг. 1 изображена конструкция перегрузочного устройства с переходным блоком для установки и извлечения из ядерного реактора элементов активной зоны, которая содержит: транспортное устройство 1, герметичный контейнер 2 с биологической защитой 3, направляющую переходную трубу 4 и переходный блок 5.

Транспортное устройство 1 состоит из козлового кранового электрического самоходного моста 6 и крановой электрической самоходной тележки 7 и перемещается по центральному залу. Мост 6 предназначен для перемещения вдоль оси центрального зала и оборудован системой точного наведения на заданные координаты. Электроснабжение и управление осуществляется по шлейфу, размещаемому в каньоне центрального зала. Тележка 7 предназначена для перемещения герметичного контейнера 2 поперек оси центрального зала и также оборудована системой точного наведения на заданные координаты.

Герметичный контейнер 2 размещен на тележке 7 транспортного устройства 1. Герметичный контейнер 2 предназначен для обеспечения радиационной и физической безопасности при извлечении, установке, транспортировании и хранении перегружаемых элементов активной зоны. Тепловая и биологическая защита 3 герметичного контейнера 2 обеспечивается послойной установкой съемных листов теплоизоляции, замедлителя нейтронов и листов поглотителя, что позволяет упростить процесс монтажа устройства, повышает его ремонтопригодность и оптимизирует массу биологической защиты. Герметичный контейнер 2 содержит шибер 8 для герметизации контейнера и стыковки с переходным блоком 5, несущую 9 и управляющую 10 цепи захвата, привод 11 несущей цепи захвата, привод 12 управляющей цепи захвата, цепеприемники 13, направляющую трубу 14, привод 15 направляющей трубы, захват 16, привод 17 поворота захвата, ТВ-камеры 18. Захват 16, движение которого в направляющей трубе 14 ограничивают верхние концевые упоры 19 и нижние упоры «сухари» 20, включает корпус 21, штангу 22 с фиксирующей втулкой 23 и лапками 24, вилку 25. Захват 16 перемещают внутри направляющей трубы 14 при помощи привода 11 несущей цепи захвата, толкающей несущей цепи 9 захвата и звездочек 26 несущей и 27 управляющей цепей захвата. Направляющую трубу 14 перемещают внутри контейнера 2 через реечную передачу с помощью привода 15 направляющей трубы. Управление захватом 16 осуществляют приводом 12 управляющей цепи захвата через управляющую цепь 10 захвата. Размыкание захвата 16 осуществляют за счет подъема штанги 22 с втулкой 23 с помощью управляющей цепи 10 захвата. При осуществлении операции по ориентации элемента активной зоны, в частности ТВС (далее - сборка 28), захват 16 имеет фиксированное расположение по высоте, т.е. находится в крайнем верхнем положении, что исключает возможность механических деформаций перегружаемых изделий. Контроль за положением сборки 28 осуществляют с помощью трех ТВ-камер 18, размещенных в нижней части герметичного контейнера 2.

Направляющая переходная труба 4 (фиг. 1) предназначена для организации и обеспечения герметичности тракта перегрузки 29 между реактором и верхним перекрытием центрального зала, что позволяет обеспечивать радиационную безопасность в надреакторном пространстве и центральном зале во время проведения перегрузочных операций. Направляющая переходная труба 4, установленная на гнездо перегрузки 30 в малой поворотной плите 31 реактора, которая расположена на большой поворотной плите 32 реактора, состоит из корпуса 33 направляющей переходной трубы, обсадной трубы 34, которая является съемной, и привода 35 вертикального перемещения обсадной трубы. Обсадной трубой 34 осуществляют и фиксацию соседних шести сборок от подергивания. В комплект направляющей переходной трубы 4 также входят: подъемное устройство 36, обеспечивающее перемещение переходного блока 5 при стыковке с герметичным контейнером 2, шибер 37, перекрывающий проходное сечение направляющей переходной трубы 4 при перегрузке и шлюзовании, и система замены сред 38. Принудительное охлаждение отработавших элементов активной зоны осуществляется при нахождении их в крайнем верхнем положении за счет продувки охлаждающим аргоном автономного газового контура. В случае обесточивания приводов подъема при нахождении отработавших элементов активной зоны в промежуточном положении предусмотрено автоматическое отсоединение подъемного устройства 36 от приводов для обеспечения самопроизвольного опускания элементов активной зоны в полость реактора.

Переходный блок 5 является съемным, и его устанавливают в технологическое отверстие малой поворотной плиты 39 перекрытия надреакторного помещения, которая расположена на большой поворотной плите 40 перекрытия надреакторного помещения. Переходный блок 5 предназначен для обеспечения герметичной стыковки с герметичным контейнером 2.

Направляющая переходная труба 4, состыкованная через переходный блок 5 с направляющей трубой 14 герметичного контейнера 2, организует тракт перегрузки 29, обеспечивающий при перегрузке необходимую защитную среду.

Предлагаемое перегрузочное устройство с переходным блоком для установки и извлечения из ядерного реактора элементов активной зоны работает следующим образом.

Исходное состояние перед началом перегрузки элементов активной зоны, в частном случае перегрузка ТВС (фиг. 1): реактор остановлен и расхоложен, установлены параметры реактора для режима перегрузки.

Для проведения перегрузки элементов активной зоны организовывают тракт перегрузки 29. Направляющую переходную трубу 4 устанавливают на малую поворотную плиту 31 реактора над гнездом перегрузки 30. Извлекают пробку защитную реактора (не показана). С малой поворотной плиты 39 перекрытия надреакторного помещения и направляющей переходной трубы 4 снимают технологические крышки (не показаны). Устанавливают переходный блок 5 на малую поворотную плиту 39 перекрытия надреакторного помещения и состыковывают с направляющей переходной трубой 4. С помощью транспортного устройства 1 наводят контейнер 2 на переходный блок 5, при этом шиберы 8 и 37 закрыты, захват 16 и направляющая труба 14 герметичного контейнера 2 находятся в крайнем верхнем положении. Совместным поворотом малой 31 и большой 32 поворотных плит реактора (при этом обсадная труба 34 приподнята над головками сборок 28), а также поворотом малой 39 и большой 40 поворотных плит перекрытия надреакторного помещения производят совмещение осей сборки 28, переходной направляющей трубы 4 и переходного блока 5, образуя тракт перегрузки 29. Вращением большой 32 и малой 31 поворотных плит реактора канал в малой поворотной плите 31 реактора выводят на ось перегружаемой сборки 28. Далее обсадную трубу 34 при помощи привода 35 вертикального перемещения обсадной трубы опускают и фиксируют головки шести сборок, окружающих выгружаемую сборку 28. При помощи моста 6 и тележки 7 совмещают ось герметичного контейнера 2 с осью тракта перегрузки 29. Затем герметичный контейнер 2 состыковывают с направляющей переходной трубой 4. Стыковка осуществляется за счет поднятия переходного блока 5 с помощью подъемного устройства 36 направляющей переходной трубы 4, до поджатия к корпусу герметичного контейнера 2. Производят замену среды в межшиберном пространстве на аргон при помощи системы замены сред 38.

Открывают шибер 8 герметичного контейнера 2, затем шибер 37 направляющей переходной трубы 4 (фиг. 2). Захват 16 опускают на толкающей несущей цепи 9 до посадки на упоры «сухари» 20 направляющей трубы 14. Дальнейшее опускание захвата 16 осуществляют с помощью привода 15 направляющей трубы (реечного исполнения). Звездочки 26 и 27 несущей 9 и управляющей 10 цепей захвата отсоединены от приводов, вертикальное перемещение корпуса 21 захвата 16 в направляющей трубе 14 ограничено упорами «сухарями» 20 в пределах 150 мм. Производят опускание закрытого захвата 16 до контакта с головкой сборки 28. Приводом 35 вертикального перемещения обсадной трубы обсадную трубу 34 приподнимают вместе со штангой 22 с фиксирующей втулкой 23 захвата 16 до размыкания лапок 24 штанги 22 с вилкой 25, при этом захват 16 «просаживается» на головку сборки 28 за счет свободного хода. Приводом 35 вертикального перемещения обсадной трубы обсадную трубу 34 опускают до упора в головки соседних сборок, одновременно смыкая и фиксируя лапки 24 захвата 16. Для фиксации захвата 16 производят контрольное поджатие штанги 22 с втулкой 23 приводом 11 несущей цепи захвата через управляющую цепь 10 захвата до срабатывания муфты предельного момента привода. Приводом 15 направляющей трубы захват 16 со сборкой 28 извлекают из активной зоны до выхода направляющей трубы 14 на верхние концевые упоры 19. При этом происходит «рассухаривание» захвата 16 и подключение звездочек 26 и 27 несущей 9 и управляющей 10 цепей захвата к приводам. Дальнейший подъем сборки 28 осуществляют приводом 11 несущей цепи захвата до выхода в крайнее верхнее положение. На этом этапе подъема осуществляется видеофиксация ТВ-камерами 18 состояния сборки и считывание кода для внесения в систему учета. Закрывают шиберы 8, затем шибер 37 и производят продувку межшиберного пространства воздухом со сбросом сред в систему спецвентиляции.

С помощью подъемного устройства 36 направляющей переходной трубы 4 производят опускание переходного блока 5, герметичный контейнер 2 отстыковывают и перемещают к принимающему оборудованию транспортно-технологической части, где производится его стыковка по схеме, аналогичной схеме стыковки с направляющей переходной трубой 4. Отработавшую сборку 28 опускают в принимающее оборудование транспортно-технологической части с помощью захвата 16. По условиям компоновки принимающего оборудования по высоте размещения в процессе опускания может быть задействована и направляющая труба 14, например, при стыковке с гнездами защитных камер. Размыкание захвата 16 осуществляют за счет подъема штанги 22 с втулкой 23 с помощью управляющей 10 цепи захвата.

Операцию по ориентации сборки 28 производят при нахождении захвата 16 в крайнем верхнем положении приводом 17 поворота захвата. Контроль за положением сборки 28 осуществляют с помощью трех ТВ-камер 18, размещенных в нижней части герметичного контейнера 2 таким образом, что нижний хвостовик сборки 28 с элементом шестигранника чехла находится в зоне обзора. Для обеспечения возможности видеофиксации состояния сборки 28 перемещение захвата 16 осуществляют в два этапа - сначала на несущей 9 и управляющей 10 цепях захвата захват 16 опускают до посадки на нижние упоры «сухари» 20 направляющей трубы 14. Производят отсоединение звездочек 26 и 27 цепей от приводов и взаимную блокировку звездочек. Включают привод 15 направляющей трубы 14 и дальнейшее опускание сборки 28 производят за ее счет до посадки на головку сборки 28, захват 16 при этом закрыт. Разматывание несущей 9 и управляющей 10 цепей захвата при этом осуществляется под собственным весом.

В случае обесточивания приводов при нахождении сборки 28 в промежуточном положении предусмотрено отсоединение механизмов подъема от приводов для обеспечения самопроизвольного опускания сборки 28 в полость реактора для обеспечения теплоотвода в среде теплоносителя.

Установку «свежих» сборок в реактор осуществляют в обратной последовательности. «Свежие» сборки перед загрузкой в реактор выдерживают в барабане свежих сборок. Загружают «свежую» сборку из барабана свежих сборок в верхнюю полость контейнера 2, закрывают шибер 8. С помощью транспортного устройства 1 перемещают герметичный контейнер 2 со «свежей» сборкой к тракту перегрузки 29. С помощью подъемного устройства 36 направляющей переходной трубы 4 производят вновь подъем переходного блока 5 до стыковки с герметичным контейнером 2. Открывают шибер 37 направляющей переходной трубы 4. Опускают обсадную трубу 34 для фиксации соседних сборок, затем открывают шибер 8 герметичного контейнера 2. Опускают «свежую» сборку в гнездо перегрузки 30. Открывают захват 16 на головке «свежей» сборки. Поднимают захват 16 в верхнюю полость герметичного контейнера 2. Закрывают шибер 8 герметичного контейнера 2, затем шибер 37 направляющей переходной трубы 4, производят продувку межшиберного пространства воздухом со сбросом среды в систему спецвентиляции. Производят отстыковку герметичного контейнера 2, опустив переходный блок 5.

Наводят перегрузочное устройство с переходным блоком для установки и извлечения из ядерного реактора элементов активной зоны на следующую пару ТВС и производят перегрузку.

Предложенное устройство обеспечивает требуемую безопасность работ, радиационную защиту персонала, а также защиту персонала от температурных воздействий, при этом:

- создается единый герметичный тракт перегрузки, обеспечивающий непрерывную биологическую защиту и необходимую защитную среду, исключающую возгорание натриевого теплоносителя;

- выгрузка в герметичный контейнер облученных элементов активной зоны из реактора производится внутри перегрузочного устройства в защитной среде инертного газа, исключая попадание воздуха в реактор, через надреакторное помещение.

Перегрузочное устройство с переходным блоком для установки и извлечения из ядерного реактора элементов активной зоны, содержащее транспортное устройство, герметичный контейнер, шибер, отличающееся тем, что дополнительно включает создающие тракт перегрузки направляющую переходную трубу и переходный блок, при этом направляющая переходная труба герметично установлена на поворотной плите реактора и оснащена подъемным устройством, обеспечивающим перемещение переходного блока, и съемной обсадной трубой с приводом вертикального перемещения, а переходный блок, обеспечивающий стыковку с герметичным контейнером, установлен в поворотной плите перекрытия надреакторного помещения, причем герметичный контейнер оснащен биологической защитой и захватом, перемещаемым при помощи несущей и управляющей цепей захвата.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к атомной технике и предназначено для перекрытия и герметизации каналов перегрузки топлива в ядерном реакторе с жидкометаллическим теплоносителем (ЖМТ), в частности может быть применено для извлечения отработанных тепловыделяющих сборок (ОТВС).

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к средствам для обеспечения безопасности при перегрузке отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) 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 устройствам выгрузки и загрузки на хранение блоков с отработавшими тепловыделяющими сборками (ОТВС). .

Лебедка // 2401242
Изобретение относится к подъемно-транспортному оборудованию и может быть использовано для перегрузки блока с активной зоной ядерного реактора. .

Изобретение относится к атомной технике, а именно к устройствам для объектов использования атомной энергии, и преимущественно предназначено для выгрузки из реактора выемного блока с активной зоной или без нее, полностью или частично выработавшего ресурс на судах с атомной паропроизводящей установкой с помощью плавучей технической базы и береговой технической базы.

Изобретение относится к атомному машиностроению и может быть использовано для выполнения транспортно-технологических операций со свежими и отработавшими тепловыделяющими сборками (ТВС) в ядерном реакторе.

Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение на предприятиях по изготовлению тепловыделяющих сборок (ТВС) для энергетических ядерных реакторов ВВЭР-1000.

Изобретение относится к области машиностроения, а именно к устройствам для объектов использования атомной энергии, и может быть применено преимущественно для загрузки "свежего" выемного блока реактора взамен аварийного, неисправного или выработавшего ресурс на судах с атомной паропроизводящей установкой.

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 атомной технике, а именно к подъемно-транспортному оборудованию, и может быть использовано для перегрузки радиоактивных изделий в ядерном реакторе с жидкометаллическим теплоносителем как транспортное приспособление для обеспечения перегрузки. Многоуровневая конструкция приспособления для транспортировки блока выемного представляет собой рамную сварную структуру на опорах с элементами закрепления/раскрепления с блоком выемным и захватом перегрузочного скафандра, которая обеспечивает возможность стыковки и зацепления с силовыми и поворотными шпильками блока выемного. Технический результат - расширение технологических возможностей перегрузочного оборудования. 7 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при перегрузке изделий из реактора на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. Канал направляющий состоит из канала, плиты установочной и блока приводов. Канал представляет собой трубу с опорным фланцем, на нижней поверхности которого имеются элементы для ориентации канала при установке на плиту установочную. Верхняя поверхность плиты установочной служит опорой при установке скафандра перегрузочного и также снабжена ориентирующими элементами и уплотняющим элементом для обеспечения герметичности стыка канал-скафандр. Внутри канала имеется ряд вертикально расположенных роликов ориентирующих, предназначенных для перемещения по ним захвата скафандра перегрузочного. В блоке приводов объединены привод управления поворотными шпильками блока выемного и привод управления подхватами приспособления для транспортировки блока выемного. Технический результат - обеспечение при перегрузке необходимой защитной среды, исключение возможности механической деформации перегружаемых изделий. 3 ил.

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано преимущественно для перегрузки части выемной главного циркуляционного насоса в ядерных реакторах с жидкометаллическим теплоносителем. Захват представляет собой корпус, в котором на поворотных осях установлены три рычага, взаимодействующие с переходником, который закреплен на части выемной ГЦН. На рычагах захвата смонтированы ролики, взаимодействующие с поворотным копиром, который обеспечивает открывание и закрывание захвата при взаимодействии с приводом управления захвата. Корпус захвата удерживается крестовиной, которая установлена на тележке, закрепленной на цепи привода перемещения захвата. Крестовина снабжена попарно установленными роликами, взаимодействующими с направляющими, установленными внутри контейнера. На нижнем торце захвата выполнено отверстие для сохранения ориентации части выемной ГЦН при перемещении. Достигается расширение технологических возможностей захватного устройства, улучшение радиационной и ядерной безопасности, повышение надежности работы при воздействии высоких температур и обеспечение осевого и углового позиционирования части выемной ГЦН в процессе перегрузки. 3 ил.

Лебедка // 2584412
Изобретение относится к устройствам перемещения изделий и может быть использовано для извлечения посторонних предметов из ядерного реактора. Лебедка содержит вращающийся от привода барабан. На поверхности барабана расположены две винтовые канавки, на которые уложены канаты, одним концом заделанные в этот барабан. Далее канаты пропущены через систему блоков, установленных на перемещаемом изделии. Далее канаты возвращаются в корпус лебедки, проходят каждый через свой блок, связанный с датчиком давления, и заделываются на уравновешивающем коромысле. Достигается повышение надежности устройства. 6 ил.
Наверх