×
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 21-29 из 29.
20.01.2016
№216.013.a39d

Способ получения изотопов

Изобретение относится к области получения радиоактивных материалов, в частности к обработке облученного сырья, которое может быть использовано для производства закрытых источников ионизирующих излучений для радиационно-химических гамма-установок. Способ получения изотопов включает помещение...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002573527
Дата охранного документа: 20.01.2016
04.04.2019
№219.016.fd00

Способ очистки кубовых остатков жидких радиоактивных отходов от радиоактивного кобальта и цезия

Изобретение относится к области ядерной энергетики, касается, в частности, вопросов обращения с жидкими радиоактивными отходами (ЖРО). Способ очистки кубовых остатков жидких радиоактивных отходов от радиоактивного кобальта и цезия путем окисления кубового остатка и выделения активированных...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002467419
Дата охранного документа: 20.11.2012
10.04.2019
№219.017.06be

Способ оценки остаточного ресурса телескопических соединений трактов топливных ячеек ядерного канального реактора

Изобретение относится к технике эксплуатации ядерных канальных реакторов, касается, в частности, способов оценки остаточного ресурса телескопических соединений трактов и может быть использовано для контроля за состоянием телескопических соединений трактов в период проведения ремонта. Способ...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002422925
Дата охранного документа: 27.06.2011
18.05.2019
№219.017.5674

Система регулирования параметров ядерного реактора

Изобретение относится к системам релейного регулирования параметров ядерного реактора и может быть использовано при регулировании ядерных энергетических установок с водо-водяными реакторами под давлением с газовыми системами компенсации. В схему регулирования реактора вводится блок вычисления...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002399969
Дата охранного документа: 20.09.2010
18.05.2019
№219.017.590d

Способ регулирования параметров ядерного реактора

Изобретение относится к способам регулирования параметров ядерного реактора и может быть использовано при регулировании ядерных энергетических установок с водо-водяными реакторами под давлением с газовыми системами компенсации. Способ регулирования параметров ядерного реактора по сумме сигналов...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002413315
Дата охранного документа: 27.02.2011
29.05.2019
№219.017.67b0

Устройство диагностирования межканальной неустойчивости в реакторе с водой под давлением

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к области контроля теплоносителя в активной зоне реактора, и предназначено для контроля возникновения межканальной неустойчивости (регулярных пульсаций расхода) в активной зоне реактора в режиме реального времени и может быть использовано...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002414759
Дата охранного документа: 20.03.2011
29.05.2019
№219.017.67da

Вертикальный герметичный электронасос

Изобретение относится к области машиностроения, в частности к вертикальным герметичным электронасосам, перекачивающим воду высоких (по температуре, давлению и расходу) параметров. Электронасос содержит размещенное в корпусе рабочее колесо 1, устройство для удаления газа из верхней полости 12...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002429381
Дата охранного документа: 20.09.2011
29.05.2019
№219.017.67ea

Способ диагностики возникновения межканальной неустойчивости в реакторе с водой под давлением

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к области контроля теплоносителя в активной зоне реактора с водой под давлением, и предназначено для контроля возникновения межканальной неустойчивости (регулярных пульсаций расхода) в активной зоне в режиме реального времени. Регистрируют...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002427937
Дата охранного документа: 27.08.2011
29.06.2019
№219.017.a054

Способ хранения отработавшего ядерного топлива

Изобретение относится к области ядерной энергетики, касается, в частности, технологии хранения отработавшего ядерного топлива и может быть использовано в хранилищах отработавшего ядерного топлива. Предложен способ хранения отработавшего ядерного топлива путем размещения в бассейне с...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002403633
Дата охранного документа: 10.11.2010
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