×
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

Показаны записи 1-10 из 29.
27.01.2013
№216.012.212b

Способ наработки кобальта-60 в ядерном канальном реакторе

Изобретение относится к области регулирования внутриреакторных процессов, касается, в частности, регулирования скорости накопления изотопа кобальта-60 в дополнительных поглотителях с кобальтом, и может быть использовано при решении практических вопросов, направленных на увеличение скорости...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002473992
Дата охранного документа: 27.01.2013
27.06.2013
№216.012.521c

Способ управления скоростью коррозии контура теплоносителя ядерного уран-графитового реактора

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно управлению водно-химическими процессами ядерного реактора, в частности к оптимизации управления коррозионной активностью теплоносителя технологического контура атомной станции, и может быть использовано при эксплуатации ядерных...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002486613
Дата охранного документа: 27.06.2013
10.08.2013
№216.012.5dd5

Теплообменник

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при проектировании воздушных теплообменников систем пассивного отвода тепла, а также при конструировании трубных систем сепараторов-пароперегревателей и подогревателей турбоустановок атомных электростанций. Теплообменник...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002489642
Дата охранного документа: 10.08.2013
10.08.2013
№216.012.5dd7

Пароводяной подогреватель

Изобретение относится к энергетике и может быть использовано на атомных и тепловых электростанциях. Пучки трубчатых ширм установлены в корпусе с образованием, по меньшей мере, одной приемной камеры. Каждая приемная камера расположена между соответствующими смежными пучками трубчатых ширм...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002489644
Дата охранного документа: 10.08.2013
10.08.2013
№216.012.5dd8

Пароводяной подогреватель

Изобретение относится к энергетике и может быть использовано на атомных и тепловых электростанциях для подогрева питательной воды, основного конденсата и воды теплосети. Пароводяной подогреватель содержит вертикальный корпус, по меньшей мере, с одним опускным каналом для конденсируемого пара. В...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002489645
Дата охранного документа: 10.08.2013
10.08.2013
№216.012.5dd9

Пароводяной подогреватель

Изобретение относится к энергетике и может быть использовано в системах регенерации турбоустановок атомных и тепловых электростанций для подогрева питательной воды, основного конденсата и воды теплосети. Пароводяной подогреватель содержит вертикальный корпус, внутри которого установлены трубные...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002489646
Дата охранного документа: 10.08.2013
10.08.2013
№216.012.5de8

Двухступенчатый конденсатор

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при проектировании воздушных теплообменников, а также при конструировании трубных систем сепараторов-пароперегревателей и подогревателей турбоустановок атомных электростанций. Двухступенчатый конденсатор содержит вертикальный...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002489661
Дата охранного документа: 10.08.2013
27.10.2013
№216.012.7b3a

Система расхолаживания ядерного канального реактора

Заявляемое изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к системам охлаждения ядерного канального реактора, и может быть использовано для расхолаживания реактора. Система расхолаживания ядерного канального реактора включает технологические каналы реактора, барабан-сепараторы,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002497208
Дата охранного документа: 27.10.2013
10.06.2014
№216.012.cd83

Способ переработки радиоактивных отходов фильтроперлита

Изобретение относится к области переработки гетерогенных жидких радиоактивных отходов (ЖРО), в частности к переработке отработавших мелкодисперсных абразивных фильтроматериалов, и может быть использовано при переработке отработавшего фильтроперлита (ФП) систем спецводоочисток. Сущность...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002518382
Дата охранного документа: 10.06.2014
10.07.2014
№216.012.da6b

Сепаратор влаги

Изобретение относится к энергетике и может быть использовано при проектировании сепараторов-пароперегревателей турбоустановок атомных электростанций. Сущность изобретения: сепаратор влаги содержит вертикальный корпус, в боковой стенке которого установлен патрубок подвода влажного пара, а также...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002521693
Дата охранного документа: 10.07.2014
Показаны записи 1-1 из 1.
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