Устройства для обработки, манипулирования или облегчения манипулирования топливными или другими материалами внутри реактора, например внутри его резервуара высокого давления: ..устройства для вынимания или перемещения, приспособленные для тепловыделяющих или управляющих элементов – G21C 19/10

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к средствам для обеспечения безопасности при перегрузке отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) 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. Устройство для подъема и перемещения отработавших тепловыделяющих сборок содержит приемный бассейн, установленную над приемным бассейном подвижную платформу с ходовой частью, грузоподъемное устройство, защитный стакан, имеющий открытую со стороны бассейна полость, и захват, установленный в полости защитного стакана. Защитный стакан присоединен к нижней части штанги, установленной на грузоподъемном устройстве. Захват снабжен приводом с возвратно-поступательным движением штока, размещенным в полости защитного стакана. Лапки захвата установлены на подпружиненных поворотных осях и при втянутом положении штока привода образуют по внутреннему диаметру сечение, равное сечению головки отработавшей тепловыделяющей сборки. Изобретение позволяет извлекать ОТВС с искривленными головками, а также упавшие ОТВС со дня бассейна и устанавливать их в чехол хранилища. 2 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к устройствам выгрузки и загрузки на хранение блоков с отработавшими тепловыделяющими сборками (ОТВС). Устройство содержит направляющий канал, плиту биологической защиты и защитный контейнер с собственным механизмом подъема и опускания, в который перемещается перегружаемый блок реактора с ОТВС, переходник, прикрепленный к блоку с ОТВС. Переходник выполнен в виде корпуса, состоящего из верхнего листа и нижнего фланца, соединенных между собой ребрами, подпружиненной подвижной центральной плиты и профилированных двуплечих рычагов с тягами. Переходник установлен с помощью болтов через стаканы с тарированными буртами и деформирующими втулками. Канал направляющий выполнен с кольцевыми буртами, ограничивающими возможное безударное скольжение переходника после срабатывания рычагов, и с фланцем для вывешивания направляющего канала на батарее демпфирующих элементов, установленных на шарнирном подвесе, с возможностью монтажа направляющего канала в оси между блоком с ОТВС и контейнером. Шарнирный подвес установлен в чаше, стоящей на регулируемых и подводимых опорах внутри плиты биологической защиты, установленной также на регулируемых опорах. Предложенное устройство способно в аварийной ситуации подхватить падающий перегружаемый блок с ОТВС, уменьшить возникающие при этом ускорения и динамические нагрузки, исключить разрушение перегружаемого блока с ОТВС. 1 з.п. ф-лы, 6 ил.

Изобретение относится к подъемно-транспортному оборудованию и может быть использовано для перегрузки блока с активной зоной ядерного реактора. В лебедке часть привода вращения барабана встроена в его внутреннюю полость и представляет собой барабан-редуктор. Барабан-редуктор состоит из нескольких планетарных механизмов, соединенных между собой соосно и последовательно с замыканием водила механизма последней ступени на корпус лебедки. В цепи между барабаном-редуктором и электродвигателем встроен дифференциал с ручным самотормозящимся приводом, приводящийся в движение как от пневмопривода, так и вручную. Электродвигатель и все электрооборудование установлены вне зоны прямого радиационного излучения, все выходы механизмов за пределами корпуса лебедки выполнены с уплотнением. Достигается повышение надежности и упрощение конструкции устройства. 7 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к атомной технике, а именно к устройствам для объектов использования атомной энергии, и преимущественно предназначено для выгрузки из реактора выемного блока с активной зоной или без нее, полностью или частично выработавшего ресурс на судах с атомной паропроизводящей установкой с помощью плавучей технической базы и береговой технической базы. Контейнер для выгрузки выемного блока с активной зоной или без нее, в котором выдвижные упоры контейнера установлены в сквозное отверстие втулки, выполненной для них направляющей, выдвижные упоры контейнера, взаимодействующие с поверхностью выемного блока, выполнены с возможностью его подхвата и демпфирования при падении, и взаимодействующие с буртиком выемного блока, выполнены с возможностью предохранения его от падения на шибер, исключая разгерметизацию и снижая динамические нагрузки, при этом шибер выполнен гибким с возможностью уменьшения габаритов контейнера. 4 з.п. ф-лы, 2 ил.

Предлагаемое изобретение относится к области атомной техники, а именно к устройствам, позволяющим управлять процессом перегрузки ядерного топлива в реакторе типа ВВЭР. Система управления перегрузочной машиной с гибким подвесом объектов в ядерном реакторе типа ВВЭР содержит устройство числового программного управления (1), устройство контроля и отображения информации (2), пульт автоматизированного управления (3), пульт дистанционного управления (4), электронную вычислительную машину (5) и исполнительный комплекс перегрузочной машины (6), состоящий из аппаратуры контроля нейтронного потока (7), электроприводов (8), блока связи с электроприводами (9), устройства блокировки и путевых датчиков (10), датчиков веса (11) и датчиков линейных перемещений (12). Устройство числового программного управления (1), на которое поступают данные с аппаратуры контроля нейтронного потока (7), а также с устройства блокировки и путевых датчиков (10), с датчиков веса (11) через многоканальный аналого-цифровой преобразователь (13) и с датчиков линейных перемещений (12), содержит первую программируемую логическую интегральную схему (14), связанную с первым микроконтроллером (15), подключенным по последовательному протоколу к электронной вычислительной машине (5), которая соединена с устройством контроля и отображения информации (2) на базе второй программируемой логической интегральной схемы (20) и пультом автоматизированного управления (3). Предложенная система управления обеспечивает точность и надежность работы перегрузочной машиной с гибким подвесом объектов за счет применения современных средств и принципов построения систем управления технологическим оборудованием. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к атомному машиностроению и может быть использовано для выполнения транспортно-технологических операций со свежими и отработавшими тепловыделяющими сборками (ТВС) в ядерном реакторе.

Перегрузочная машина ядерного реактора содержит рабочую штангу, вертикально установленную на тележке, и механизм подрыва. Исполнительное устройство механизма подрыва выполнено взаимодействующим с рабочей штангой. Исполнительное устройство выполнено в виде электромеханических домкратов с жесткой кинематической связью. Домкраты установлены на тележке, равноудалены от рабочей штанги и находятся с ней в одной вертикальной плоскости. Для подрыва ТВС включают привод, посредством которого электромеханические домкраты с жесткой кинематической связью, взаимодействуя с рабочей штангой, создают дополнительное вертикальное «толкающее» усилие, заставляя перемещаться рабочую штангу вместе с ТВС до момента освобождения хвостовика ТВС из опорного стакана шахты реактора. При этом рабочие винты домкратов движутся синхронно, исключая перекосы и заклинивание в рабочей штанге.

Изобретение направлено на повышение эксплуатационной надежности перегрузочной машины ядерного реактора. 4 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение на предприятиях по изготовлению тепловыделяющих сборок (ТВС) для энергетических ядерных реакторов ВВЭР-1000. Сущность изобретения: в способе транспортировки ТВС применяют платформу-спутник, рабочие поверхности которой покрыты мягким полимерным материалом и образуют контур, повторяющий с одной стороны конфигурацию нижних граней решетки, с другой - конфигурацию захватных лап в сомкнутом положении с поперечной жесткостью, исключающей контакт платформы-спутника с тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ), с предварительным ее размещением под нижними гранями каждой гексагональной решетки вдоль продольной оси ТВС. Для транспортировки ТВС в вертикальном положении используют захват с возможностью взаимодействия с двумя выступами на головке. В качестве мягкого полимерного материала используют капролактам. Техническим результатом изобретения является способ транспортировки тепловыделяющей сборки ядерного реактора, который позволяет исключить повреждение тепловыделяющей сборки преимущественно нового поколения с расширенными технологическими возможностями. 1 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к области машиностроения, а именно к устройствам для объектов использования атомной энергии, и может быть применено преимущественно для загрузки "свежего" выемного блока реактора взамен аварийного, неисправного или выработавшего ресурс на судах с атомной паропроизводящей установкой. Устройство загрузочное содержит корпус с направляющими и захват с захватными элементами. Корпус выполнен составным из обечаек с буртиками, установлен по совмещению рисок на штифты и закреплен болтами. Направляющие выполнены в виде сквозного шпоночного паза. Захват выполнен в виде стакана и установлен в корпусе с возможностью сохранения ориентации за счет продольного шпоночного паза. Захват оснащен стопорами плит для удержания плит компенсирующих групп в крайнем нижнем положении, фиксаторами для удержания захвата неподвижно в крайнем верхнем положении и для автоматического подхвата после загрузки. Измеритель захвата выполнен в виде стержня со шкалой и закрепленным на нем ползуном для контроля установки выемного блока в крайнем нижнем штатном положении. Изобретение позволяет защитить выемной блок от механических повреждений, загрузить его с обеспечением соосности и ориентации по углу относительно корпуса реактора, контролировать установку в крайнем нижнем штатном положении, а также исключить возможность перемещения плит компенсирующих групп при транспортировании и загрузке. 9 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретения относятся к ядерной технике, к способам и оборудованию, предназначенному для проведения транспортно-технологических операций на атомных станциях при перегрузке для дожигания облученного топлива. Способ перегрузки топлива атомной станции для дожигания включает извлечение облученной тепловыделяющей сборки из активной зоны реактора одного энергоблока. Помещение облученной тепловыделяющей сборки в контейнер, установленный вертикально. Кантование контейнера в горизонтальное положение. Транспортирование контейнера с одного энергоблока на другой. Кантование контейнера в вертикальное положение. Выгрузку облученной тепловыделяющей сборки из контейнера и загрузку ее в реактор другого энергоблока. При этом способе транспортируют более одной облученной тепловыделяющей сборки. Их извлекают поштучно. Выдерживают в бассейне выдержки или в расхоложенном реакторе, контролируя целостность каждой сборки. Последовательно каждую сборку загружают в многоместный чехол, установленный с возможностью перемещения в направляющей защитной шахте. Затем чехол с облученными тепловыделяющими сборками помещают в установленный соосно с направляющей защитной шахтой контейнер. Кантуют контейнер с помощью устройства, установленного на транспортере. Для осуществления способа перегрузки топлива атомной станции для дожигания имеется устройство. Изобретения позволяют обеспечить надежную непрерывную биологическую защиту персонала станции и механизмов и сохранить целостность и пригодность облученных тепловыделяющих сборок для использования в качестве топлива, осуществляя перегрузку с одного реактора атомной станции для дожигания на другом. 2 н. и 3 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано для перегрузки отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) транспортных реакторов. Предложен контейнер перегрузочный, в котором блочный механизм выполнен в виде рамы с встроенным блоком. Один конец рамы соединен осью с вилкой. Вилка со шпонкой установлена во фланец со шпоночным пазом. Нижний конец вилки выполнен с возможностью упора в весоизмерительное устройство и снабжен компенсатором и пружинным кольцом. Другой конец рамы втулкой связан с возможностью взаимодействия с подпружиненным штоком, размещенным в стакане, и шпоночным пазом штока с винтом стакана. На штоке неподвижно установлен кулачок с возможностью взаимодействия с роликами конечных выключателей. Привод перемещения захвата снабжен сельсинным устройством. Выполненные отверстия под установку прибора для измерения температуры и заливку среды заглушены пробками. Приводы и электрооборудование снабжены кожухом. В результате использования изобретения осуществляется расширение технологических возможностей контейнера, сокращение времени на перегрузку ОТВС и дезактивацию, улучшение обеспечения радиационной безопасности. 9 з. п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к системам контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов канального ядерного реактора, и предназначено для использования при определении негерметичной тепловыделяющей сборки (ТВС) в активной зоне ядерного канального реактора. В способе определения негерметичной тепловыделяющей сборки в активной зоне ядерного канального реактора путем регистрации -квантов от пароводяных коммуникаций, испускаемых изотопами, находящимися в пароводяной смеси, и оценке полученных результатов измерений, предложено с выбранной периодичностью одновременно измерять интегральное значение скорости счета -квантов в интервале энергий 0,5-1,5 МэВ и значение скорости счета -квантов в интервале энергий 0,8-1,8 МэВ и делать заключение о негерметичности тепловыделяющих сборок, если скорости счета -квантов в указанных интервалах увеличиваются при сравнении текущих результатов измерений с предыдущими. Изобретение позволяет достоверно определять негерметичную ТВС, что кроме прямой экономии топлива, значительно улучшает радиационную обстановку. 3 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к уплотнительной технике. Узел уплотнения стыковочного патрубка содержит уплотнительный элемент и уплотнительное средство. Уплотнительное средство выполнено в виде набора W-образных пакетов с дугообразными впадинами и упругих разделительных элементов, расположенных между пакетами, и установлено между двумя опорными кольцами. Уплотнительный элемент расположен между верхним опорным кольцом и упругим элементом, воздействующим через нажимной элемент на вышеупомянутый уплотнительный элемент. Уплотнительный элемент выполнен в виде кольца терморасширенного графита, внутри которого размещены два металлических кольца, поперечное сечение которых имеет волнообразную форму. Металлические кольца отделены друг от друга разделительным кольцом, а образовавшиеся при этом пустоты заполнены коллоидной графитопластовой пастой. Изобретение повышает надежность уплотнения. 9 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к уплотнительной технике и может быть использовано в перегрузочных машинах для ядерных реакторов канального типа. Узел уплотнения стыковочного патрубка содержит уплотнительное средство, выполненное в виде набора W-образных пакетов с дугообразными впадинами, установленного в корпусе стыковочного патрубка между двумя опорными кольцами. Эластичный уплотнительный элемент опирается на верхнее опорное кольцо. Между W-образными пакетами размещены упругие разделительные элементы. Над эластичным уплотнительным элементом с возможностью воздействия на него установлен упругий элемент. Каждый разделительный элемент выполнен в виде упругого кольца, имеющего в поперечном сечении три дугообразных перегиба, из которых верхний расположен с зазором над вершиной W-образного пакета. Два нижних расположены в дугообразных впадинах W-образного пакета и контактируют с его лопастями в точках, расположенных не выше вершины W-образного пакета. Изобретение повышает надежность уплотнения. 8 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к области атомной техники. Сущность изобретения: захватное приспособление для манипулирования находящимися в зоне обработки компонентами из отделенной от зоны обработки перегородкой зоны управления содержит проведенный через перегородку пустотелый вал. На выступающем в зону обработки конце пустотелого вала установлен регулируемый тяговым элементом захват. Причем тяговый элемент проведен внутри пустотелого вала и соединен с органом управления, выступающим в зону управления участком пустотелого вала. Преимущества изобретения заключаются в повышении его надежности и безопасности. 7 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к уплотнительной области техники. Узел уплотнения стыковочного патрубка содержит уплотнительное средство, установленное в корпусе стыковочного патрубка между двумя опорными кольцами. Уплотнительное средство выполнено в виде набора W-образных пакетов с дугообразными впадинами и расположенных между пакетами разделительных элементов. Каждый разделительный элемент выполнен в виде упругого кольца, имеющего в поперечном сечении три дугообразных перегиба, из которых верхний расположен с зазором над вершиной W-образного пакета, а два нижних расположены в дугообразных впадинах W-образного пакета и контактируют с его лопастями в точках, расположенных не выше вершины W-образного пакета. Изобретение повышает надежность уплотнения устройства. 4 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение при контроле положения элементов активной зоны реакторов на быстрых нейтронах. Техническим результатом изобретения является исключение необходимости вращения поворотной защиты для установления наличия и места нахождения и габаритов какого-либо препятствия между элементами активной зоны и выступающими элементами поворотной защиты, а также исключение ошибки при установке механического щупа в горизонтальное положение, что позволяет повысить безопасность работ, связанных с перегрузкой реактора. Устройство для контроля положения элементов активной зоны реактора содержит привод, корпус, вращающийся вокруг своей оси вал и механический щуп, расположенный под прямым углом к валу. Вал выполнен в виде трубы и размещен эксцентрично относительно корпуса, имеющего возможность вращения вокруг своей оси. Механический щуп через рычаги шарнирно соединен с ползунами, расположенными во внутренней полости вала и контактирующими между собой за счет регулируемого упора верхнего ползуна. Верхний ползун связан тягой с приводом, причем нижний ползун снабжен опорным упором, обеспечивающим контакт устройства с топливными сборками активной зоны. 2 ил.

Машина для перегрузки тепловыделяющих сборок ядерного реактора предназначена для использования в области атомной энергетики. Машина содержит телескопическую штангу с захватом. Последний управляется канатным приводом. Внутренняя секция штанги включает ползун с качающимся захватом. Последний установлен подвижно на одной оси с канатным блоком. Ось второго канатного блока закреплена на качающемся захвате. Канат проходит через оба блока и прижимает качающий захват к упору силой натяжения канат. Последний соединен с ползуном пружиной. Последняя прижимает качающийся захват к другому упору в случае отсутствия силы натяжения каната. Обеспечивается завершение операции по перегрузке тепловыделяющей сборки и расцепление с тепловыделяющей сборкой при выходе из строя органа управления захватом. 6 ил.