Наклонный подъемник ядерного реактора



Наклонный подъемник ядерного реактора
Наклонный подъемник ядерного реактора
Наклонный подъемник ядерного реактора
Наклонный подъемник ядерного реактора

 


Владельцы патента RU 2614518:

Акционерное общество "Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (АО "Концерн Росэнергоатом") (RU)
Акционерное общество "Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И. Африкантова" (АО "ОКБМ Африкантов") (RU)

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано в составе перегрузочного оборудования ядерного реактора. Наклонный подъемник ядерного реактора содержит тележку 1 с гильзой 2 для ОТВС, которая перемещается по рельсовому пути 3 в наклонном коридоре 4 с помощью троса 8. На входе в наклонный коридор 4 установлен направляющий блок, снабженный асимметричным ручьем для прохождения троса и установленный относительно рельсового пути под углом β, удовлетворяющим условию: tgβ=t/πD, где β - угол наклона блока направляющего к рельсовому пути; t - шаг канавок для троса на барабане; D - диаметр барабана, а ось симметрии ручья направляющего блока расположена по траектории движения троса. Технический результат - обеспечение прямолинейности перемещения троса при увеличении угла наклона наклонного коридора в наклонном подъемнике, уменьшение габаритов проемов в стенках здания реакторного отделения и бассейна выдержки, через которые проходит тележка. 1 з.п. ф-лы, 3 ил.

 

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано в составе перегрузочного оборудования ядерного реактора.

Известен ядерный реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, в котором для перегрузки отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) используется наклонный подъемник (транспортер), верхняя часть которого расположена в газовой атмосфере шахты выдачи, а нижняя часть - в воде бассейна выдержки («Машиностроение ядерной техники». Книга 1, том IV-25. Москва, «Машиностроение», 2005, стр. 345).

Расположение проходки наклонного подъемника и бассейна выдержки с охлаждающей водой в одном здании с реактором снижает надежность и безопасность реакторной установки, так как при потере герметичности стенки бассейна выдержки в аварийной ситуации (например, при землетрясении) вода может поступить в помещения с радиоактивным натриевым оборудованием первого контура, что может привести, при активном взаимодействии натрия с водой, к пожару с тяжелыми радиационными последствиями.

Маленький угол наклона рельсового пути к плоскости горизонта приводит к большой длине участка рельсового пути, который тележка наклонного подъемника с ОТВС проходит в газовой атмосфере. В аварийной ситуации, связанной с потерей электропитания, ОТВС зависает в газовой атмосфере, что приводит к ее перегреву за счет собственных остаточных тепловыделений, к потере герметичности оболочек тепловыделяющих элементов и выходу радиоактивных продуктов деления в помещения реакторной установки.

Известен наклонный подъемник ядерного реактора, содержащий привод, барабан с тросом, тележку с гильзой для установки ОТВС и прямолинейный рельсовый путь с верхним и нижним упорами (патент на полезную модель №77489), который по большинству существенных признаков принят за прототип.

В этом наклонном подъемнике, в случае отказа электропитания, перемещение тележки с ОТВС в воду бассейна выдержки может производиться при помощи ручного привода, что регламентировано нормативными документами по безопасности. Однако вследствие того, что скорость перемещения тележки с ОТВС ручным приводом существенно ниже скорости перемещения тележки электроприводом, существует ограничение по длине рельсового пути, которую тележка с ОТВС может пройти в газовой атмосфере без превышения допускаемой температуры оболочек тепловыделяющих элементов. Особенно актуальна эта проблема для больших энергетических реакторов, где длинный рельсовый путь (при размещении, например, бассейна выдержки в отдельно стоящем здании) и тяжелые ОТВС (чем тяжелее ОТВС и, соответственно, тележка, тем меньше скорость перемещения тележки с ОТВС ручным приводом).

Технической задачей предлагаемого изобретения является обеспечение прямолинейности перемещения троса при увеличении угла наклона наклонного коридора в наклонном подъемнике.

Решение поставленной задачи позволяет уменьшить габариты проемов в стенках здания реакторного отделения и бассейна выдержки, через которые проходит тележка.

Задача решается тем, что в наклонном подъемнике ядерного реактора, содержащем тележку с гильзой для установки отработавших тепловыделяющих сборок, перемещающуюся по рельсовому пути в наклонном коридоре, барабан с тросом, привод, на входе в наклонный коридор установлен направляющий блок, снабженный ручьем для прохождения троса и установленный относительно рельсового пути под углом β, удовлетворяющим условию: tgβ=t/7πD,

где β - угол наклона блока направляющего к рельсовому пути;

t - шаг канавок для троса на барабане;

D - диаметр барабана, причем ручей направляющего блока выполнен асимметричным, а его ось расположена по траектории движения троса.

Суть технического решения поясняется чертежами, где

на фиг. 1 показан продольный разрез наклонного подъемника;

на фиг. 2 показано поперечное сечение ручья направляющего блока;

на фиг. 3 показана траектория перемещения троса.

В состав наклонного подъемника входят тележка 1 с жестко закрепленной на ней гильзой 2 для ОТВС, перемещающаяся по рельсовому пути 3, расположенному в наклонном коридоре 4, соединяющем шахту выдачи 5 реакторного здания 6 с бассейном выдержки 7. Тележка 1 соединена тросом 8 с барабаном 9.

Барабан 9 установлен на проходке 10, расположенной в защитной стене 11 между шахтой выдачи 5 и операторской 12, где установлен соединенный с проходкой 10 электропривод 13, снабженный ручным приводом 14. В потолке шахты выдачи 5 выполнен канал 15, через который в гильзу 2 тележки 1 устанавливается ОТВС.

В больших энергетических реакторах с целью сокращения длины рельсового пути или при размещении, например, бассейна выдержки в отдельно стоящем здании увеличивают угол наклона наклонного коридора 4.

Большой угол наклона наклонного коридора 4 не позволяет сохранить прямолинейность траектории троса 8 при опускании тележки 1 в бассейн выдержки 7. Чтобы сохранить прямолинейность траектории троса 8, на входе в наклонный коридор 4 установлен направляющий блок 16, снабженный ручьем 17.

Вхождение троса 8 в ручей 17 направляющего блока 16 происходит только при нахождении тележки 1 в бассейне выдержки. При этом в момент вхождения троса 8 в ручей 17 направляющего блока 16 трос 8, кроме его вертикального перемещения при опускании тележки, перемещается еще и в поперечном направлении из-за бокового смещения троса 8 при его сматывании с барабана 9 с нарезными канавками. Для обеспечения минимального отклонения троса 8 от плоскости ручья 17 направляющего блока 16 последний установлен относительно рельсового пути 3 под тем же углом, что и трос 8 при его сматывании с барабана 9 во время опускания тележки 1. При стандартном взаимно перпендикулярном положении оси барабана 9 и рельсового пути 3 угол между тросом и рельсовым путем сохраняется постоянным от барабана до направляющего блока и определяется из уравнения:

tgβ=t/πD

где β - угол наклона троса к рельсовому пути;

t - шаг канавок для троса на барабане;

D - диаметр барабана.

Для обеспечения максимальной площади прилегания троса 8 к ручью 17 блока направляющего 16 (что увеличивает долговечность троса) ось симметрии 18 ручья 17 направляющего блока 16 направлена по траектории движения троса 8 в момент его вхождения в ручей блока.

Асимметричное расположение ручья позволяет уменьшить габариты направляющего блока и, тем самым, увеличить зазор между направляющим блоком 16 и проходящей рядом гильзой тележки 1.

Наклонный подъемник работает следующим образом.

В процессе перегрузки через канал 15 в гильзу 2 тележки 1 загружается ОТВС. Тележка 1 перемещается электроприводом 13 из верхнего положения в шахте выдачи 5 в нижнее положение в бассейн выдержки 7, где ОТВС перегружается в отсеки хранения.

Пустая тележка поднимается в шахту выдачи 5 и цикл перегрузки повторяется до полной выгрузки ОТВС из реактора.

Предложенное техническое решение позволяет улучшить условия безопасной работы наклонного подъемника.

1. Наклонный подъемник ядерного реактора, содержащий тележку с гильзой для установки отработавших тепловыделяющих сборок, перемещающуюся по рельсовому пути в наклонном коридоре, барабан с тросом, привод, отличающийся тем, что на входе в наклонный коридор установлен направляющий блок, снабженный ручьем для прохождения троса и размещенный относительно рельсового пути под углом β, удовлетворяющим условию:

tg β=t/πD,

где β - угол наклона блока направляющего к рельсовому пути;

t - шаг канавок для троса на барабане;

D - диаметр барабана.

2. Наклонный подъемник по п. 1, отличающийся тем, что ручей направляющего блока выполнен асимметричным, а его ось расположена по траектории движения троса.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано в составе перегрузочного оборудования ядерного реактора. Заявленный рельсовый путь наклонного подъемника ядерного реактора выполнен с чередованием прямолинейных и криволинейных участков, причем начальный и конечный участки выполнены прямолинейными и расположены под одним углом наклона α к плоскости горизонта.

Изобретение относится к технологиям хранения ядерного топлива на объектах ядерной энергетики и может быть использовано для экспериментального определения параметров ядерной безопасности - реактивности и эффективного коэффициента размножения - бассейнов выдержки (БВ) хранилищ отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ) атомных электростанций (АЭС).

Изобретение относится к области подземного строительства и предназначено для создания природно-техногенных мультибарьеров, располагаемых в толщах осадочных, метаморфических и изверженных горных пород на глубинах до 700…1000 м, в основном, в вертикальных выработках.

Изобретение относится к средствам эксплуатации атомных электростанций. Инструмент предназначен для дистанционного визуального поиска, извлечения посторонних предметов, технологического мусора и твердых радиоактивных материалов из внутренних полостей топливных каналов реактора и контуров теплоносителя.

Изобретение относится к атомной промышленности, к отбору высокорадиоактивных продуктов из транспортных трубопроводов. Отбор пробы осуществляют на участке транспортного трубопровода, находящемся в корпусе переключателя трасс.

Изобретение относится к экологии и может найти применение при дезактивации токсических территорий. Для дезактивации почв, загрязненных радиоактивными нуклидами, сеют сорбирующую культуру вязеля пестрого, скашивают надземную биомассу и покрывают ее слоем цеолитсодержащей глины аланит.
Предлагаемое изобретение относится к способу рекультивации сельскохозяйственных земель, загрязненных радионуклидами цезия-137. Заявленный способ включает скашивание и удаление с загрязненного участка растительности, после чего поверхность поля рыхлят на глубину 3-5 см, заливают водно-глинистой суспензией в количестве 250-300 м3/га при концентрации 15-20%, а после высыхания почвы проводят повторное рыхление на глубину 5-7 см и затем вспашку плугом с предплужником на глубину не менее 2-3-кратной величины пахотного слоя.

Изобретение относится к средствам дезактивации почв, загрязненных радионуклидами. Заявленный способ дезактивации территории включает засыпку ее чистым грунтом, причем чистый грунт добывается непосредственно на дезактивируемой территории эрлифтами.

Заявленное изобретение относится к устройству для удаления осадка МОХ-топлива с катода электролизера и может быть использовано в радиохимическом производстве при получении смешанного оксидного уран-плутониевого топлива (МОХ-топлива), пригодного для снаряжения им тепловыделяющих элементов для ядерных энергетических реакторов на быстрых нейтронах АЭС.

Изобретение относится к атомной промышленности, в частности к средствам для реабилитации окружающей среды при ликвидации бассейнов с радиоактивными донными отложениями.

Изобретение относится к контейнерам для транспортировки и/или хранения отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) ядерных реакторов. Контейнер содержит корпус, в котором помещен чехол, включающий каналы для установки ОТВС и центральную трубу, защитную герметизирующую крышку, выполненную под углубление в верхней части корпуса.

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.

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 отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) в качестве аварийного инструмента.

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

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 отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) в качестве аварийного инструмента.

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.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к средствам для обеспечения безопасности при перегрузке отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВ ЭР-1000 из транспортных чехлов в чехлы хранилища, и предназначено для использования в водонаполненных хранилищах отработавшего ядерного топлива на заводах по регенерации такого топлива или на АЭС в качестве аварийного инструмента.

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 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.
Наверх