×
18.05.2019
219.017.5b8c

Результат интеллектуальной деятельности: ЗАХВАТ ДЛЯ ЗАГРУЗКИ ТОПЛИВНЫХ СБОРОК

Вид РИД

Изобретение

Аннотация: Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к механизмам перегрузки топливных сборок. Захват для загрузки топливных сборок содержит поворотную штангу с закрепленной на ней направляющей втулкой и фигурными пазами, выполненными в направляющей втулке, и снабжен механизмом фиксации. Фигурные пазы в направляющей втулке захвата выполнены зеркально относительно плоскости симметрии направляющей втулки. Каждый фигурный паз представляет собой центральный вертикальный паз, начинающийся от нижнего торца направляющей втулки и пересекающийся двумя Г-образными пазами, разнесенными по высоте, содержащими горизонтальные и опускные участки. Опускные участки верхнего и нижнего Г-образных пазов выполнены с разных сторон относительно центрального вертикального паза. Применение предлагаемой конструкции захвата позволяет в процессе одной технологической операции по установке топливной сборки в активную зону реактора осуществлять загрузку свежих топливных сборок в активную зону реактора, производить установку свежих топливных сборок в посадочные гнезда нижней плиты реактора, контролировать сцепление хвостовика топливной сборки с нижней плитой реактора. 1 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано в системах перегрузки реакторов типа ВВЭР, в частности для загрузки тепловыделяющих сборок на плавучих АЭС.

Известно изобретение «Соединяющий механизм привода управляющих стержней». Механизм состоит из цилиндрического корпуса с размещенным в нем устройством соединения и разъединения с головкой управляющего стержня, имеющей фигурную форму. Устройство содержит байонетную гильзу, внутренняя часть которой повторяет форму головки управляющего стержня. Для фиксации соединения байонетной гильзы с головкой управляющего стержня предусмотрено блокирующее устройство, приводимое в действие рукояткой. Вертикальное перемещение управляющего стержня осуществляется при помощи второй рукоятки. (Патент США №3079323 от 26.02.1963 г.)

К недостаткам данной конструкции относятся:

отсутствует возможность фиксации управляющего стержня в нижней плите активной зоны реактора;

данное техническое решение не предназначено для осуществления перегрузки тепловыделяющих сборок.

Известно изобретение «Установка перегрузки топлива для ядерного реактора», в котором описан захват для топливных сборок, имеющих фигурную головку. В верхней части топливной сборки на цилиндрической части головки выполнены фигурные пазы, а в нижней части рабочего стержня захвата расположены выступы, позволяющие производить сцепление захвата с топливной сборкой. (Патент Великобритании №1117265 от 21.09.1966 г.)

К недостаткам данной конструкции относятся:

отсутствует возможность фиксации тепловыделяющей сборки в нижней плите активной зоны реактора;

существует вероятность расцепления захвата и топливной сборки в процессе перегрузки.

Наиболее близким техническим решением к предлагаемому изобретению является изобретение «Подъемник для ядерного топлива», описывающее конструкцию механизма для перегрузки топливных сборок, в составе которого содержится захват для топливных сборок, имеющих фигурную головку. Захват состоит из цилиндрической втулки, закрепленной на штоке. В нижней части втулки выполнены фигурные пазы, позволяющие производить сцепление захвата с топливной сборкой. Фигурные пазы расположены симметрично относительно вертикальной плоскости симметрии захвата. Каждый фигурный паз представляет собой Г-образный паз, вертикальная часть которого начинается от нижнего торца направляющей втулки, а горизонтальная часть заканчивается глухим опускным участком, предназначенным для байонетного зацепления с фигурной головкой топливной сборки. (Патент США №3421635 от 14.01.1969 г.)

К недостаткам данной конструкции относятся:

отсутствует блокирование соединения захвата и топливной сборки во время перегрузки, что может привести к потере топливной сборки в процессе перегрузки;

конструкцией захвата не предусмотрена фиксация топливной сборки в нижней плите активной зоны реактора во время ее установки.

Технической задачей является создание конструкции захвата, обеспечивающей функции надежного зацепления захвата с топливной сборкой при проведении загрузки свежих топливных сборок в активную зону реактора, позволяющей производить фиксацию топливной сборки в нижней плите активной зоны реактора.

Задача решается тем, что фигурные пазы в направляющей втулке захвата выполнены зеркально относительно секущей плоскости. Каждый фигурный паз представляет собой центральный вертикальный паз, начинающийся от нижнего торца направляющей втулки и пересекающийся двумя Г-образными пазами, разнесенными по высоте, содержащими горизонтальные и опускные участки, причем опускные участки верхнего и нижнего Г-образных пазов выполнены с разных сторон относительно центрального вертикального паза.

Решение поставленной задачи позволяет обеспечить надежное соединение захвата с топливной сборкой и фиксацию соединения между захватом и топливной сборкой при загрузке топливных сборок, производить фиксацию топливных сборок в нижней плите активной зоны реактора, контролировать фиксацию топливной сборки в нижней плите активной зоны реактора.

Сущность изобретения поясняется чертежами.

На фиг.1 показан продольный разрез захвата.

На фиг.2 показан фигурный паз захвата при операции установки топливной сборки.

На фиг.3 показан фигурный паз захвата при операции контроля сцепления топливной сборки с нижней плитой активной зоны.

На фиг.4 показан узел фиксации топливной сборки в нижней плите активной зоны.

В состав захвата входят штанга 1 с направляющей втулкой 2, рукоятка 3, шток 4 и штурвал 5. Шток 4 и штурвал 5 представляют собой механизм фиксации. Направляющая втулка 2 захвата снабжена фигурными пазами 6, выполненными зеркально относительно плоскости симметрии направляющей втулки 2. Каждый из фигурных пазов 6 представляет собой центральный паз 7, выполненный вертикально и начинающийся от нижнего торца 8 направляющей втулки 2, пересекающийся двумя Г-образными пазами 9 и 10, разнесенными по высоте и содержащими горизонтальные и опускные участки, причем опускной участок Г-образного паза 9 (нижнего) расположен справа от центрального паза 7, а опускной участок Г-образного паза 10 (верхнего) расположен слева от центрального паза 7. Головка 11 топливной сборки снабжена двумя парами штырей 12, служащих для зацепления за них захвата. Хвостовик топливной сборки снабжен шариковым запором, запирающая втулка 13 которого механически связана с нижней парой штырей 12.

Для установки топливной сборки в активную зону реактора, в нижней плите 15 реактора выполнены посадочные гнезда 16. Каждое посадочное гнездо 16 снабжено кольцевой проточкой 17.

Работа захвата осуществляется следующим образом.

Перед загрузкой реактора захват для загрузки топливных сборок устанавливается на головку 11 топливной сборки на складе свежего топлива. При этом штыри 12, расположенные на головке 11 топливной сборки, заходят в фигурные пазы 6 направляющей втулки 2 по центральным пазам 7 до Г-образных пазов 9 и 10. Вращением штанги 1 рукояткой 3 производится поворот направляющей втулки 2. При этом штыри 12 заходят по горизонтальным участкам в Г-образные пазы 9 и 10 до упора, причем верхняя пара штырей 12 заходит в верхние Г-образные пазы 10 с опускными участками, а нижняя пара штырей 12 заходит в Г-образные пазы 9 без опускных участков. Вращением штурвала 5 шток 4 опускается в нижнее положение. При этом направляющая втулка 2 поднимается вверх, поднимая нижнюю пару штырей 12 головки 11 топливной сборки. Одновременно с подъемом нижней пары штырей 12 поднимается втулка 13, размещенная в хвостовике топливной сборки, и освобождаются шарики 14 шарикового замка топливной сборки, а верхняя пара штырей 12 заходит в опускные участки Г-образных пазов 10.

Далее производится транспортировка топливной сборки в активную зону реактора и установка топливной сборки хвостовиком в посадочное гнездо 16 нижней плиты 15 реактора. При введении хвостовика топливной сборки в посадочное гнездо 16 шарики 14 утапливаются в отверстия в хвостовике топливной сборки и заходят в проточку на втулке 13.

После установки топливной сборки в посадочное гнездо 16 вращением штурвала 5 штанга 1 с направляющей втулкой 2 опускается вниз до упора. Нижняя пара штырей 12 опускается вниз, опуская втулку 13 шарикового замка. Под действием втулки 13 шарики 14 выдвигаются из отверстий в хвостовике топливной сборки, заглубляются в кольцевую проточку 17 посадочного гнезда 16 и запирают топливную сборку в нижней плите 15 реактора.

Для контроля фиксации хвостовика топливной сборки с нижней плитой 15 активной зоны рукояткой 3 производится поворот штанги 1 с направляющей втулкой 2 до упора в положение, при котором верхняя пара штырей 12 заходит в верхние Г-образные пазы 10 без опускных участков, а нижняя пара штырей 12 заходит в нижние Г-образные пазы 9 с опускными участками. Измерение усилия сцепления хвостовика топливной сборки с нижней плитой 15 реактора производится динамометром (на чертеже не показан), закрепленным в верхней части захвата. После проверки сцепления топливной сборки с нижней плитой 15 реактора рукояткой 3 производится поворот штанги 1 с направляющей втулкой 2 в положение, при котором верхние и нижние штыри 12 головки 11 топливной сборки устанавливаются в вертикальных пазах 7 фигурных пазов 6. Затем захват снимается с головки 11 топливной сборки.

Применение предлагаемой конструкции захвата позволяет в процессе одной технологической операции по установке топливной сборки в активную зону реактора, осуществлять загрузку свежих топливных сборок в активную зону реактора, производить установку свежих топливных сборок в посадочные гнезда нижней плиты реактора, контролировать сцепление хвостовика топливной сборки с нижней плитой реактора.

Источник поступления информации: Роспатент

Showing 11-20 of 29 items.
10.07.2014
№216.012.da71

Сепаратор-пароперегреватель

Изобретение относится к энергетике и может быть использовано при проектировании сепараторов-пароперегревателей турбоустановок атомных электростанций. Сущность изобретения: сепаратор-пароперегреватель содержит вертикальный корпус, в нижней части которого размещены сепарационные блоки, а в...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002521699
Дата охранного документа: 10.07.2014
10.07.2014
№216.012.dc21

Сепаратор влаги

Изобретение относится к энергетике и может быть использовано при проектировании сепараторов-пароперегревателей турбоустановок атомных электростанций. Сущность изобретения: в боковой стенке вертикального корпуса установлен патрубок подвода влажного пара. Сепарационные блоки расположены кольцевым...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002522131
Дата охранного документа: 10.07.2014
10.07.2014
№216.012.dcaf

Сепаратор-пароперегреватель

Изобретение относится к энергетике и может быть использовано при проектировании сепараторов-пароперегревателей турбоустановок атомных электростанций. Сущность изобретения: сепаратор-пароперегреватель содержит вертикальный корпус с нижним сепаратором влаги. Сепаратор влаги выполнен в виде...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002522273
Дата охранного документа: 10.07.2014
10.12.2014
№216.013.0cfe

Быстросъемная крышка коллектора парогазовой смеси канального ядерного реактора

Изобретение относится к области эксплуатации канальных ядерных реакторов, касается, в частности, крышки коллектора парогазовой смеси, содержащей гелий, и может быть использована при выполнении работ по контролю и восстановлению телескопических соединений трактов технологических каналов, а также...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002534743
Дата охранного документа: 10.12.2014
27.03.2015
№216.013.34e9

Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора

Изобретение относится к способам осуществления топливного цикла ядерного канального реактора. В заявленном способе предусмотрено осуществление программных перестановок тепловыделяющих сборок в активной зоне реактора, удаление отработавших и установка новых тепловыделяющих сборок, перемещение...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002545029
Дата охранного документа: 27.03.2015
20.07.2015
№216.013.62fe

Способ восстановления ресурсных характеристик топливных ячеек активной зоны уран-графитового канального энергетического реактора

Изобретение относится к способам устранения деформации и восстановления геометрических параметров графитовой кладки канального энергетического реактора (РБМК), может быть использовано при проведении работ, направленных на восстановление ресурсных характеристик активной зоны канального реактора...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002556889
Дата охранного документа: 20.07.2015
10.08.2015
№216.013.6e5e

Способ снижения концентрации аммиака в жидких радиоактивных отходах

Изобретение относится к средствам переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО), а именно к переработке аммиаксодержащих жидких радиоактивных отходов. Заявленный способ снижения концентрации аммиака в жидких радиоактивных отходах включает выпаривание радиоактивных отходов в щелочном режиме и...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002559812
Дата охранного документа: 10.08.2015
20.08.2015
№216.013.6f61

Способ переработки радиоактивно загрязненных металлов

Изобретение относится к средствам электрохимической дезактивации и может быть использовано для проведения глубокой дезактивации радиоактивно загрязненного металла на атомных электростанциях и других предприятиях атомной энергетики и промышленности. В заявленном способе дезактивацию проводят...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002560083
Дата охранного документа: 20.08.2015
20.11.2015
№216.013.904c

Тросовый натяжитель для восстановления формы полых длинномерных изделий

Изобретение относится к обработке металлов давлением, в частности для устранения искривления длинномерных изделий, и может быть использовано при выполнении работ по восстановлению геометрической формы полых графитовых колонн канального ядерного реактора. В тросовом натяжителе, содержащем...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002568556
Дата охранного документа: 20.11.2015
20.11.2015
№216.013.919f

Способ очистки опускных трубопроводов барабан-сепараторов ядерного канального реактора

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к способам очистки внутренних поверхностей трубопроводов от радиоактивных загрязнений, например опускных трубопроводов барабан-сепараторов контура многократной принудительной циркуляции ядерного канального реактора, и может быть...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002568895
Дата охранного документа: 20.11.2015
Showing 1-1 of 1 item.
10.07.2019
№219.017.aaae

Система перегрузки топливных сборок

Система предназначена для перегрузки топливных сборок ядерного реактора на АЭС преимущественно с легководными реакторами. Поставленная задача достигается тем, что в системе перегрузки топливных сборок между реакторным отделением и топливным отделением, содержащей промежуточную камеру с...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002284063
Дата охранного документа: 20.09.2006
+ добавить свой РИД