Устройства для обработки, манипулирования или облегчения манипулирования топливными или другими материалами внутри реактора, например внутри его резервуара высокого давления – G21C 19/00

Группа изобретений относится к ядерной технике, в частности к средствам обеспечения безопасности при хранении отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВЭР-1000, и предназначено для охлаждения чехлов с ОТВС при запроектной аварии, вызванной осушением бассейнов выдержки. При орошении чехлов с ОТВС распыленной дренчерными оросителями водой, воду в дренчерные распылители подают периодически, причем минимальный расход воды определяют по формуле: G мин=Q/r×F₁/F₂, где G мин - минимальный массовый расход воды, кг/с; Qот - суммарное тепловыделение ОТВС в отсеке, кВт; R - удельная теплота парообразования воды, кДж /кг; F₁ - площадь отсека, м²; F₂ - суммарная площадь чехлов с ОТВС в отсеке, м ². Бак аварийного водоснабжения соединен через запорный клапан и подводящий трубопровод непосредственно с системами орошения чехлов с ОТВС и стен, и параллельно через запорный клапан с всасывающим патрубком повысительной насосной станции. Ее нагнетательный патрубок также через запорные клапаны соединен с подводящим трубопроводом и с баком аварийного водоснабжения байпасным трубопроводом. Запорные клапаны снабжены электроприводами и пультом управления, обеспечивающим их открытие и закрытие через заданные промежутки времени. Технический результат - повышение эффективности использования охлаждающей воды за счет прерывистого режима подачи воды на орошение чехлов с ОТВС, обеспечивающего преимущественно пленочный режим кипения охлаждающей воды на стенках чехлов. 2н. и 1 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к технологии кристаллизационного выделения и очистки продуктов. Заявленный способ кристаллизационного выделения и очистки гексагидрата нитрата уранила включает непрерывную кристаллизацию гексагидрата нитрата уранила из концентрированного азотнокислого раствора нитрата уранила, разделение кристаллов гексагидрата нитрата уранила и маточного раствора, промывку кристаллов, сбор и выгрузку промытых кристаллов. При этом завершение процесса кристаллизации и переход кристаллов гексагидрата нитрата уранила в зону промывки осуществляют в изотермических условиях, промытые кристаллы направляют в емкость-сборник, заполненную промывным раствором, вытесняемым кристаллами в зону промывки, после заполнения емкости-сборника кристаллами производят поверхностное оплавление кристаллов на внутренних поверхностях емкости-сборника и запорной арматуры и выгрузку промытых кристаллов. Устройство для кристаллизационного выделения и очистки гексагидрата нитрата уранила содержит вертикальный кристаллизатор и колонну противоточной промывки кристаллов гексагидрата нитрата уранила, причем кристаллизатор и промывная колонна выполнены в виде единой трубы, к нижней части которой присоединен многопозиционный полнопроходный кран, поочередно соединяющий трубу с емкостями-сборниками промытых кристаллов. Техническим результатом является повышение прямого операционного выхода продукта, повышение производительности процесса и достижение требуемых показателей по очистке. 2 н. и 9 з.п. ф-лы, 3 ил., 2 табл.

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. Технический результат заключается в возможности извлечения ОТВС из транспортных чехлов при отрыве ее головки зацеплением за направляющие каналы и последующей установки в чехол хранилища. Устройство содержит захваты, установленные в нижней части штанг, находящихся на грузоподъемном устройстве с помощью грузозахватного устройства. Захваты снабжены цангами, выполненными с возможностью их введения в направляющие каналы ОТВС. Хвостовики цанг установлены в наконечниках штанг на резьбе и снабжены кронштейнами, а внутри цанг установлены конические стержни, присоединенные к наконечникам штанг. Количество захватов определяется исходя из усилия сцепления цанг с направляющими каналами, массы отработавшей тепловыделяющей сборки и прочности направляющих каналов. 1 з.п. ф-лы, 3 ил.

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. Устройство для сбора просыпи таблеток отработавшего ядерного топлива содержит установленную на грузоподъемном устройстве штангу, в нижней части которой установлен защитный стакан. Между пластинами стакана установлен с возможностью поворота пружинами кручения сборник, содержащий приемный и выдачной лотки. В приемном лотке с возможностью поворота пружинами кручения установлен скребок, а усилия пружин кручения сборника превышают усилия пружин кручения скребка. К скребку присоединен канат, соединенный с приводом, размещенным в верхней части штанги. По траектории поворота выдачного лотка установлена воронка. В качестве привода скребка используется рукоятка - шпингалет, перемещаемый по продольному пазу в штанге и фиксируемый в поперечных пазах, соединенных с продольным пазом. Технический результат - возможность выгрузки собранных таблеток в контейнер, минимальное техническое обслуживание. 3 з.п. ф-лы, 4 ил.

Группа изобретений относится к ядерной технике, в частности к упаковке (загрузке) дефектных отработавших твэлов в ампулу (пенал) для временного хранения в бассейне выдержки и последующей транспортировки на переработку. После загрузки отработавших твэлов в пенал и запрессовки верхней крышки на опоре-фиксаторе кессона размещают нижнюю крышку пенала, загруженный пенал устанавливают в кессон, подают в кессон сжатый воздух, после чего загруженный пенал осаживают на нижнюю крышку и извлекают загруженный пенал из кессона. Предложенный способ реализуется устройством, состоящим из пенала и кессона. Пенал состоит из герметичного корпуса с верхней и нижней крышками. В корпусе пенала установлена опора для загруженных твэлов, а верхняя и нижняя крышки снабжены уплотнениями. Корпус пенала устанавливают с возможностью вертикального перемещения через уплотнительный узел в кессон. Входной патрубок кессона через клапан соединен с трубопроводом сжатого воздуха, а выходной - с атмосферой над бассейном. В нижней части кессона установлена опора-фиксатор для размещения на нем нижней крышки пенала. В корпусе пенала установлена опора для загруженных твэлов, а верхняя и нижняя крышки снабжены уплотнениями. Технический результат - возможность осуществлять под защитным слоем воды не только загрузку отработавших твэлов в пенал, но и удаление из загруженного пенала воды и его герметизацию. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к области создания пирохимических технологий переработки облученного ядерного топлива, а именно к способу извлечения редкоземельных элементов из жидкого сплава с цинком. Предлагаемый способ включает погружение сплава в солевой расплав с последующим переводом редкоземельных элементов из жидкого сплава в расплав путем окисления. При этом окисление редкоземельных элементов осуществляют в расплаве хлорида цинка в интервале температур 420-550°С, а в качестве окислителя используют ионы цинка из расплава. Способ обеспечивает большой выход по массе среди продуктов деления. 2 табл., 2 пр.

Изобретение относится к области создания пирохимических технологий переработки облученного ядерного топлива, в частности оксидного.

Способ бестокового получения урана (V) в расплавленных хлоридах щелочных металлов (NaCl-2CsCl, NaCl-KCl, LiCl-KCl), содержащих ионы урана (VI), сущность которого заключается в выдержке в атмосфере над расплавом металлического циркония в качестве геттера при температуре 550-750°C в течение 180-250 минут. При этом происходит образование пятивалентной формы урана по реакции термического разложения хлорида уранила, ускоренной металлическим цирконием, о чем свидетельствуют записанные спектры поглощения расплава. Техническим результатом является возможность бестокового получения хлоридных расплавов с высоким содержанием пятивалентного урана без внесения посторонних компонентов в расплав.1 ил.

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к устройствам для хранения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), и может быть использовано в «сухом» хранилище, а также в защитных камерах хранилищ ОЯТ и АЭС. Механизм установки и удержания крышки пенала хранения отработавшего ядерного топлива включает захват, привод которого выполнен в виде зубчатых передач внутреннего зацепления, поворотные планки и упоры, ограничивающие угол поворота ведущего зубчатого колеса, подъемную втулку, снабженную пальцами, связывающими ее с ведущим зубчатым колесом и входящими в соответствующие отверстия корпуса захвата и стыковочный ключ. В верхней части к корпусу захвата прикреплена втулка с внутренним буртом, в верхней части идентичная по форме и размерам крышке ампулы. Во втулку введен захват электромеханического некопирующего мостового манипулятора, а для удержания крышки, стыковочного ключа и захвата установлена подставка. Технический результат - возможность ремонта механизма или использования для снятия и постановки крышки на пенал второго мостового манипулятора. 3 ил.

Предметом изобретения является сервомотор с силовой установкой, который может быть использован, например, на атомных станциях. Технический результат заключается в получении возможности быстро и эффективно получать доступ к различным составляющим сервомотора, в особенности к силовой установке и устройству определения позиции, при этом сохраняя возможность запускать систему ручного управления сервомотора. Сервомотор содержит силовую установку, способную приводить в движение механический элемент, устройство определения позиции механического элемента и устройство ручного управления механическим элементом. Устройство ручного управления расположено внутри так называемой главной оболочки. Указанное устройство запускается при помощи пускающих в ход средств, расположенных вне главной оболочки. Главная оболочка, кроме того, присоединена к силовой установке и к устройству определения позиции. 8 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к области регенерации плутония из отработанного ядерного топлива водными методами. Предложен способ реэкстракции плутония из органического раствора трибутилфосфата, содержащего плутоний в четырехвалентном состоянии, в водный азотнокислый раствор осуществляют путем контактирования указанного органического раствора с водным раствором, содержащим азотную кислоту, карбогидразид в качестве восстановителя, переводящего плутоний в трехвалентное состояние, и аминокарбоновую кислоту. В качестве аминокарбоновой кислоты может использоваться глицин с концентрацией от 0,2 до 0,5 моль/л в растворе восстановителя. В растворе восстановителя содержание азотной кислоты поддерживается в диапазоне от 0,25 до 1,5 моль/л. Технический результат - достижение высокой полноты реэкстракции плутония из органического раствора трибутилфосфата (ТБФ) при снижении концентрации восстановителя и увеличении диапазона рабочей концентрации азотной кислоты. 2 з.п. ф-лы, 1 табл., 2 пр.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки отработавшего ядерного горючего, и может быть использовано в технологической схеме переработки ОЯТ. В заявленном изобретении извлечение урана и плутония в раствор трибутилфосфата в инертном разбавителе проводят в две последовательные стадии, первую из которых проводят в запредельном режиме, и образующийся при этом водный поток, содержащий от 15% до 50% суммы извлекаемых элементов, на второй стадии обрабатывают дополнительным потоком оборотного экстрагента в режиме полного извлечения элементов. Органические потоки, полученные после первой обработки и после второй обработки, объединяют и объединенный поток направляют на последующие операции. Техническим результатом является достижение более высоких коэффициентов очистки целевых компонентов от продуктов деления и сокращение объема радиоактивных отходов. 2 з.п. ф-лы, 2 табл.

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. Захват содержит корпус и смонтированные на нем радиально стаканы с крышками. В стаканах установлены подпружиненные упоры, торцы которых, входящие во внутреннюю полость захвата, выполнены под углом к вертикали. В нижней части корпус захвата выполнен с возможностью вхождения в нее корпуса ампулы с пучком твэлов. Подпружиненные упоры установлены в стаканах с возможностью только прямолинейного перемещения. Внутри корпуса установлена подвижная опорная втулка. Для работы захватом используют мостовой некопирующий электромеханический манипулятор, размещенный в ККП сухого хранилища, захват которого вводится в хвостовик предлагаемого захвата. Технический результат - повышение безопасности извлечения корпуса ампулы с пучком твэлов из чехла или пенала. 4 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к области испытательной техники и может быть использовано для генерации радиационных дефектов и проведения радиационных испытаний, в частности испытаний при исследовании влияния облучения на механические свойства, зависимости деформации радиационного формоизменения и радиационно-термической ползучести образцов исследуемых материалов в ядерных реакторах, преимущественно в реакторах на быстрых нейтронах с металлическим теплоносителем, например натриевым, свинцовым, свинцово-висмутовым. Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе, включающее корпус, содержит клапан и гильзу с отверстием, в которой расположена кассета с закрепленными в ней образцами материалов. Клапан закреплен с возможностью продольного перемещения, причем при перемещении вверх закрывает отверстие, и открывает при перемещении вниз. Технический результат - ускорение проведения испытаний, упрощение конструкции при повышении пожарной безопасности. 7 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретения относятся к ядерной технике, в частности к транспортированию и перегрузке облученных твэлов дисперсионных в алюминиевой оболочке высокообогащенных типа ДАВ-90 (далее «блоков ОДАВ») в транспортный упаковочный контейнер (ТУК). Способ включает транспортировку блоков ОДАВ со стола разбора до ТУК, загрузку блоков ОДАВ в ТУК. При этом загрузка чехла блоками ОДАВ проводится на столе разбора, установка загруженного блоками ОДАВ чехла в ТУК проводится без использования бункера и загрузочной тележки. Загрузку блоков ОДАВ осуществляют на столе разбора непосредственно в чехол ТУК под слоем воды с помощью ручного манипулятора. Захват включает несущую штангу с механическим захватом клещевого типа. При этом захват снабжен пружиной, фиксирующим кольцом и пневмоцилиндром с блоком дистанционного управления. Открывание предлагаемого захвата производится принудительно при дистанционной подаче избыточного давления в верхнюю полость пневмоцилиндра, что обеспечивает только контролируемое открывание. При отсутствии избыточного давления в верхней полости пневмоцилиндра пружина автоматически перемещает кольцо, которое закрывает захват и блокирует рычаги в закрытом положении. Технический результат - исключение возможности самораскрытия захвата, повышение надежности удержания груза при транспортировке, повышение радиационной безопасности персонала при загрузке ОДАВ в ТУК и сокращение времени загрузки. 2 н.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к способу и машине для опорожнения оболочек тепловыделяющих элементов от керамического топлива. Машина содержит два валка (3) для овализации оболочки (16) ядерного топлива с целью измельчения ее содержимого. Противоположный наклон валков (3) способствует автоматическому перемещению оболочек (16). Открывание конца и наклон оболочек приводят к выходу измельченного топлива. Валки являются биконусными с входным участком увеличивающегося диаметра и с выходным участком уменьшающегося диаметра для обеспечения овализации, что обеспечивает измельчение топлива и восстановление круглой формы оболочки на выходе из машины. Технический результат - снижение вероятности застревания таблеток или их фрагментов при опорожнении оболочек. 2 н. и 7 з.п. ф-лы, 5 ил., 1 табл.

Изобретение относится к области гидрометаллургии, в частности к способу переработки уран-молибденовой композиции, представляющей собой брак и отходы ядерного производства. Способ переработки уран-молибденовой композиции согласно изобретению включает окисление уран-молибденовой композиции при температуре 750-850°С, растворение композиции в 2-3-молярном растворе щелочи при температуре кипения, отделение раствора от твердого остатка декантацией, растворение твердого остатка в 4-6-молярной азотной кислоте при температуре кипения, переочистку раствором щавелевой кислоты из расчета на 1 кг урана 0,75-1,0 кг щавелевой кислоты при температуре 60-80°С в течение 30-40 мин, промывку осадка оксалата уранила 2-3% раствором щавелевой кислоты, отделение урансодержащего твердого остатка фильтрованием, прокаливание при температуре 750-850°С. Изобретение позволяет повысить степень очистки закиси-окиси урана от молибдена. 1 табл.

Изобретение относится преимущественно к канальным реакторам АЭС типа РБМК с графитовой кладкой активной зоны. Способ включает снижение температуры облучения графита путем уменьшения аксиальной неравномерности термического сопротивления газового зазора технологического канала графитового ядерного канального реактора за счет заполнения газового зазора гелием с содержанием газовых примесей не выше 2%. Технический результат - продление срока службы графитовой кладки, технологического канала топливной ячейки и реактора в целом, снижение вредного радиоактивного воздействия на окружающую среду, сокращение транспортно-технологических операций с радиоактивными веществами и простоя реактора, снижение дозовых нагрузок на персонал, повышение безопасности реактора, коэффициента использования мощности и выработки электроэнергии. 3 з.п. ф-лы, 2 ил., 1 табл.

Изобретение относится к области атомной техники и может быть использовано в устройствах для резки чехла с отработавшим ядерным топливом в ячейке хранилища. Устройство содержит вертикально-сверлильный станок, который установлен на платформе, расположенной с возможностью поворота относительно вертикальной оси на опорной кольцевой плите. Опорная плита установлена на опорной раме с возможностью вертикального перемещения по ней. Платформа снабжена двумя отверстиями, одно из которых выполнено соосно шпинделю станка. В другом отверстии платформы, выполненном в ее центре, установлена с возможностью прохода вертикальная подпружиненная штанга. Штанга снабжена прижимом, который установлен на ее нижнем конце. Между шпинделем станка и режущим инструментом установлен карданный вал, который соединен с вертикальной подпружиненной штангой с обеспечением постоянной величины расстояния между осями штанги и вала. Техническим результатом изобретения является наличие осевой жесткости между режущим инструментом и разрезаемым чехлом в процессе резки, что позволяет исключить биение режущего инструмента. 3 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к средствам для хранения отработавших ядерных топливных элементов реактора РБМК-1000, а более конкретно к средствам для обеспечения безопасности при перегрузке ампул, загруженных пучками отработавших тепловыделяющих элементов (твэлов) реактора РБМК-1000, и предназначено для использования в «сухом» хранилище отработавшего ядерного топлива. Герметичный пенал хранения ампул с пучками тепловыделяющих элементов содержит корпус, вертикальные стойки и штатную крышку с грузозахватным устройством, выполненным на крышке в виде центрального грибка и дублирующий захватный бурт, выполненный по периферии крышки. В центральном грибке крышки установлен клапан для откачки и заполнения пенала средой хранения и контроля герметичности и управляющий им стержень-заглушку. В корпусе пенала установлен на сварке фланец, к которому на период загрузки сухого хранилища присоединяется на болтах съемная временная крышка с центральным грибком, решетка выполнена из присоединенных на сварке к фланцу с нижней стороны продольных пластин, с верхней стороны которых выполнены пазы, в которые установлены съемные поперечные пластины, а после загрузки сухого хранилища вместо съемной временной крышки на сварке устанавливается штатная крышка. Изобретение позволяет повысить безопасность при перегрузке ампул с пучками твэлов. 3 н.п. ф-лы, 3 ил.

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. Устройство содержит грузоподъемное устройство (мостовой некопирующий электромеханический манипулятор), установленное в камере комплектации пеналов, и захват, установленный в полости стакана, в радиальные пазы которого введены раздвижные лапки, управляемые установленным внутри стакана штоком. Стакан выполнен с возможностью его введения в крышку ампулы при сведенных лапках, фиксации стакана в ней при разведенных лапках и снабжен вилкой, в пазу которой на оси установлен хвостовик головки, повторяющей по форме крышку ампулы, причем хвостовик головки установлен с возможностью поворота головки относительно стакана регулируемым усилием 5-15 кг. Изобретение позволяет дистанционно зацеплять и подннимать ампулы, загруженные пучком твэлов, в случае ее падения при перегрузке в ККП. 2 н.п. ф-лы, 4 ил.

Настоящее изобретение относится к области переработки облученного ядерного топлива, в частности к пироэлектрохимической технологии переработки облученного ядерного топлива, к выделению электроположительных продуктов деления из технологических расплавов. Выделение электроположительных продуктов деления из расплавов хлоридов щелочных металлов происходит посредством химического восстановления электроположительных продуктов деления на металлическом молибдене. Выделение части электроположительных продуктов деления (циркония и ниобия) проходит по обменному механизму с образованием диоксидов циркония и ниобия. Молибден, перешедший в расплав, удаляют в виде пентахлорида молибдена барботированием газообразного хлора через солевой расплав. Изобретение позволяет обеспечить высокий процент извлечения электроположительных продуктов деления, реализацию более простой аппаратурной схемы, удешевление процессов переработки ядерного топлива. 1 з.п. ф-лы, 1 табл.

Изобретение относится к технологии рециклирования ядерных энергетических материалов и может быть использовано для возврата урана, выделенного из отработавшего ядерного топлива, в топливный цикл легководных реакторов. Способ изотопного восстановления регенерированного урана включает повышение в гексафториде регенерированного урана содержания изотопа U-235 до заданной в интервале 2,0÷5,0 мас.% величины, понижение относительной концентрации изотопа U-232 в смеси изотопов урана и прямое обогащение гексафторида регенерированного урана изотопом U-235 на двухкаскадной установке из разделительных ступеней газовых центрифуг. При этом в первом каскаде регенерированный уран обогащают изотопом U-235 до 5,0÷10,0 мас.% при поддержании соотношения массовых расходов потока отвала и потока отбора каскада в интервале (6,9÷18,4):1. Потоки отвала и отбора первого каскада направляют на питание второго каскада. Регенерированный уран отбирают из разделительной ступени центральной части второго каскада. Изобретение обеспечивает полную очистку выгоревшей смеси изотопов урана от наиболее радиационно-опасного нуклида U-232 и получение товарного низкообогащенного гексафторида урана при минимальной перестройке промышленных каскадов центрифуг. 1 з.п. ф-лы, 1 ил., 7 табл.

Изобретение относится с средствам манипуляции тепловыделяющими сборками (TBC) в ядерном реакторе. Машина (2) для загрузки TBC включает в себя направляющую мачту (10) и телескопически опускаемые из направляющей мачты (10) и снова поднимаемые телескопические элементы в виде центроискателя (12), грейфера (14) тепловыделяющего элемента и грейфера (16) элемента управления. Телескопические элементы сцеплены друг с другом и активно соединены с общим основным подъемным механизмом (18) таким образом, что при подъеме телескопических элементов из опущенного положения сначала грейфер (16) элемента управления захватывает грейфер (14) TBC, а затем грейфер (14) TBC захватывает центроискатель (12). Направляющая мачта (10) снабжена неподвижным упором (22), который задает конечное положение центроискателя (12), достигаемое при опускании. На направляющей мачте (10) расположен перемещаемый в направлении (38) подъема или опускания упор (40), который взаимодействует с соответствующим опорным фланцем (20) центроискателя (12), так что центроискатель (12) при подъеме перемещаемого упора (40) может подниматься из своего конечного положения в расположенное выше него промежуточное положение. Технический результат - сокращение времени, необходимого для замены ТВС и эффективного реагирования на возможные возникающие проблемы центрирования. 6 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к средствам для обеспечения безопасности при перегрузке ампул, загруженных пучками отработавших тепловыделяющих элементов (твэлов) реактора РБМК-1000, и предназначено для использования в «сухом» хранилище отработавшего ядерного топлива. Технический результат заключается в повышении безопасности при перегрузке ампул с пучками твэлов за счет размещения остатка ампул с пучками твэлов в оборотном пенале, временно размещаемом в гнезде хранения. Пенал содержит корпус с выполненной в нем кольцевой канавкой, вертикальные стойки, решетку, образующую ячейки для размещения ампул и крышку с грузозахватным устройством, выполненным в виде центрального грибка, установленный в центральном грибке замок с замыкающими стержнями. Крышка установлена на опорный фланец, присоединенный к корпусу под кольцевой канавкой на сварке. Замыкающие стержни установлены в направляющих на внешней поверхности крышки и соединены с замком. Верхние поверхности кольцевой канавки и замыкающих стержней выполнены под углом, не превышающим угол трения, а в крышке выполнено отверстие, в котором установлен аэрозольный фильтр. 3 з.п. ф-лы, 2 ил.

Группа изобретений относится к ядерной технике, в частности к обращению с отработавшим ядерным топливом, а именно к загрузке, транспортированию, выгрузке и размещению ампул с пучками тепловыделяющих элементов (ПТ) реактора РБМК-1000 в пеналах сухого хранилища. Технический результат - повышение эффективности транспортировки и хранения ПТ. Способ включает размещение на АЭС пучков тепловыделяющих элементов в ампулах и их загрузку в чехол, транспортирование чехла с ампулами в защитном контейнере на сухое хранилище, перегрузку ампул из чехла в пеналы, герметизацию пеналов путем приварки крышки к корпусу пенала, заполнение пеналов азотно-гелиевой смесью через клапан, герметизацию клапана, контроль герметичности сварных швов и размещение пеналов в гнездах сухого хранилища. При отправке на АЭС решетки извлекают из корпусов пеналов и устанавливают в ячейки (гнезда) чехла, на АЭС часть ампул с ПТ загружают в решетки пеналов, размещенные в гнездах чехла, а часть ампул - в ячейки чехла, размещенные между гнездами. В сухом хранилище краном-манипулятором поочередно извлекают решетки с ампулами с ПТ из чехла и устанавливают их в корпуса пеналов, а ампулы из ячеек чехла перегружают в корпус пенала известным способом с помощью электромеханического манипулятора грузоподъемностью 500 кг. 3 н. и 5 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к обращению с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ), а более конкретно к загрузке, транспортированию, выгрузке и размещению ампул с пучками тепловыделяющих элементов реактора РБМК-1000 в пеналах сухого хранилища. Технический результат - увеличение диаметра ампул для загрузки в них на АЭС пучков твэлов с увеличенным диаметром и искривлениями и сокращение продолжительности перегрузки в сухом хранилище пучков твэлов из чехла в корпуса пеналов. Способ включает разделку двухпучковой топливной сборки ядерного реактора на пучки твэлов, их размещение в ампулах, размещаемых в чехле, транспортирование чехла в защитном контейнере на сухое хранилище, перегрузку пучков твэлов из чехла в пеналы, герметизацию пеналов путем приварки крышки к корпусу пенала, заполнение пеналов азотно-гелиевой смесью через клапан, герметизацию клапана, контроль герметичности сварных швов и размещение пеналов в гнездах сухого хранилища. На АЭС пучки твэлов загружают в ампулы, собранные в выемные кассеты, установленные в гнездах чехла, а в сухом хранилище краном-манипулятором поочередно извлекают выемные кассеты с пучками твэлов из чехла и устанавливают их в корпуса пеналов. В ампуле запирающее устройство выполнено в виде байонетного соединения. Герметичный пенал хранения ОЯТ снабжен выемной кассетой. 4 н. и 3 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к манипулированию топливом в ядерном реакторе. Устройство захвата топливных элементов выполнена таким образом, что его можно толкать в горизонтальном положении и отсоединять от погрузочно-разгрузочной системы в случае неисправности. При этом отсоединение позволяет высвободить груз, образованный топливными элементами и захватывающим их держателем, и переместить его в безопасное место. Изобретение касается также погрузочно-разгрузочной системы, способа перемещения топливных элементов в случае неисправности, а также соответствующего захватного зажима. Технический результат - повышение безопасности перегрузочных работ с ядерным топливом. 3 н. и 22 з.п. ф-лы, 9 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к групповой перегрузке ампул с отработавшим ядерным топливом реактора РБМК - 1000 из транспортного чехла в пеналы. Устройство перегрузки включает электромеханический некопирующий мостовой манипулятор с захватом, в захват установлена головка, повторяющая по форме крышку ампулы. К головке присоединена плита, в которой установлен неподвижный стакан. В плите выполнены пазы, оси симметрии которых направлены к оси неподвижного стакана. В пазы установлены подвижные стаканы, снабженные крышками, к которым прикреплены оси с роликами, размещенными в канавках, выполненных в плите с уклоном к неподвижному стакану и расположенных параллельно пазам. В стаканах смонтированы механизмы для зацепления крышек ампул, а на наружных нижних кромках стаканов выполнены фаски.

Механизмы для зацепления крышек ампул содержат штоки, установленные в крышках стаканов, снабженные в нижней части буртами, соединенными шарнирными тягами с упорами, размещенными в пазах стаканов, а в верхней части - рукоятками. Для возможности одновременной перегрузки трех ампул в пазах плиты устанавливаются два подвижных стакана, а оси неподвижного и двух подвижных стаканов располагаются в вершинах равностороннего треугольника. Для возможности одновременной перегрузки двух ампул в пазу плиты устанавливается один подвижный стакан. Технический результат - одновременная перегрузка нескольких ампул с пучками тепловыделяющих элементов. 4 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к средствам для хранения отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС), а более конкретно - к средствам для хранения дефектных ОТВС реактора ВВЭР-1000 и предназначено для использования в хранилищах отработанного ядерного топлива на заводах по регенерации такого топлива или на АЭС. Целью изобретения является безопасное хранение в бассейне хранилища дефектных ОТВС. Технический результат - исключение циркуляции воды в трубах чехла при хранении в них дефектных ОТВС за счет герметизации труб. Чехол для размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок выполнен из нержавеющей стали и включает центральную трубу, квадратные дистанционирующие решетки с отверстиями для установки труб, в которых размещаются отработавшие тепловыделяющие сборки и оси которых расположены симметрично относительно центральной оси чехла. Трубы снабжены в нижней части днищами, а в верхней части фланцами. На трубы посредством байонетного соединения установлены крышки с внутренними кольцами, уплотнительные поверхности которых поджимаются байонетным соединением к фланцам труб. Крышки снабжены головками, в верхней части которых установлены металлокерамические фильтры. Для удобства в обслуживании внешний контур головок крышек соответствует внешнему контуру головок ОТВС. 1 з.п. ф-лы, 4 ил.

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. Технический результат - возможность извлечения ОТВС из транспортных чехлов при отрыве ее головки зацеплением за ее направляющие каналы. Устройство для подъема и перемещения ОТВС содержит приемный бассейн, установленную над ним подвижную платформу с ходовой частью, грузоподъемное устройство, защитный стакан, имеющий открытую со стороны бассейна полость, захват, установленный в полости защитного стакана и присоединенный к нижней части штанги, установленной на грузоподъемном устройстве, привод с возвратно-поступательным движением штока, размещенный в полости защитного стакана. Захват снабжен неподвижными и подвижными лапками, неподвижные лапки присоединены к защитному стакану, подвижные лапки соединены шарнирными тягами с траверсой и установлены в наклонных пазах направляющих ребер, присоединенных к защитному стакану. Сопрягающиеся опорные поверхности лапок выполнены в виде рифленых наклонных плоскостей с одинаковым углом наклона. 2 з.п. ф-лы, 3 ил.