Устройства для обработки, манипулирования или облегчения манипулирования топливными или другими материалами внутри реактора, например внутри его резервуара высокого давления: .способы и устройства для демонтажа ядерного топлива, например, перед регенерацией – G21C 19/34

МПКРаздел GG21G21CG21C 19/00G21C 19/34
Раздел G ФИЗИКА
G21 Ядерная физика, ядерная техника
G21C Ядерные реакторы
G21C 19/00 Устройства для обработки, манипулирования или облегчения манипулирования топливными или другими материалами внутри реактора, например внутри его резервуара высокого давления
G21C 19/34 .способы и устройства для демонтажа ядерного топлива, например, перед регенерацией

Патенты в данной категории

СПОСОБ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ НАЧАЛЬНОГО ЭТАПА ПЕРЕРАБОТКИ МАТЕРИАЛА АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА

Изобретение относится к переработке материала активной зоны реактора и, в частности, к дроблению топливных частиц с покрытием и тепловыделяющих элементов, содержащих такие частицы, вкрапленные в материал матрицы. Способ осуществления начального этапа переработки включает помещение материала активной зоны реактора в установку, дробление топливных частиц на фрагментированные составляющие с разрушением их покрытия посредством пропускания электрических разрядов и разделение фрагментированных составляющих. Установка содержит объем жидкости и снабжена устройством для создания электрических разрядов в этой жидкости. Если материал активной зоны реактора содержит материал матрицы и вкрапленные в него топливные частицы, то согласно варианту осуществления изобретения способ включает дополнительно помещение материала активной зоны реактора во вторую установку, пропускание вторых электрических разрядов и отделение топливных кернов от покрытий и/или остаточного материала матрицы. Причем объем жидкости второй установки меньше объема жидкости первой. Изобретение позволяет минимизировать образование токсичной и взрывоопасной пыли, а также сократить энергозатраты. 2 н. и 14 з.п. ф-лы, 5 ил., 1 табл.

2395127
патент выдан:
опубликован: 20.07.2010
СПОСОБ РАЗРУШЕНИЯ ЦИРКОНИЕВЫХ ОБОЛОЧЕК СТЕРЖНЕВЫХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ ЭЛЕМЕНТОВ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕЙ СБОРКИ

Изобретение относится к способам подготовки к регенерации ядерного топлива из облученных тепловыделяющих элементов. Элементы из нержавеющей стали - головки, хвостовики, направляющие каналы для поглотительных элементов - отделяют от тепловыделяющей сборки. Транспортируют и подают тепловыделяющую сборку на охрупчивание оболочек тепловыделяющих элементов. Охрупчивание осуществляют в замкнутом пространстве в воздушной среде при нагреве до температуры 900-1200°С. Далее производят механическое разрушение охрупченных оболочек и удаление топлива, разрушенных оболочек тепловыделяющих элементов и других элементов тепловыделяющей сборки. Способ отличается тем, что воздух в замкнутом пространстве обогащают азотом до содержания в воздухе кислорода, равного 5-10 об.%, а нагрев производят в индукционном магнитном поле с частотой 40-100 кГц, в которое оставшуюся часть тепловыделяющей сборки подают сразу целиком или последовательно частями. Частным случаем способа является отделение элементов из нержавеющей стали от тепловыделяющей сборки перед транспортированием ее на охрупчивание путем их отрыва от мест крепления при локальном индукционном нагреве. Изобретение направлено на повышение рентабельности отработавшего ядерного топлива и повышение экологической безопасности. 1 з.п. ф-лы.

2376667
патент выдан:
опубликован: 20.12.2009
УСТРОЙСТВО ДЛЯ РЕМОНТА ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕЙ СБОРКИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к ядерной технике и применяется для восстановления тепловыделяющих сборок водо-водяных ядерных реакторов, в составе которых имеются поврежденные, в частности, негерметичные тепловыделяющие элементы. Изобретение содержит средство захвата для установки тепловыделяющего элемента или вытеснителя, снабженное приводом захвата. Привод захвата выполнен в виде кинематически замкнутой тросовой системы, трос которой жестко соединен со средством захвата и последовательно взаимодействует с верхним неподвижным роликом, верхним подвижным роликом, приводным фрикционным барабаном, промежуточным роликом и нижним неподвижным роликом. Верхний подвижный ролик закреплен на одном конце коромысла, другой конец которого соединен с грузом, а промежуточный ролик расположен выше приводного фрикционного барабана и соединен с датчиком усилий. Изобретение позволяет снизить вероятность разрушения негерметичных тепловыделяющих элементов в процессе их извлечения и установки, уменьшить повреждение наружной поверхности оболочек новых тепловыделяющих элементов или вытеснителей, повысить глубину выгорания ядерного топлива за счет увеличения выхода годных тепловыделяющих сборок после замены негерметичных тепловыделяющих элементов. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.

2257624
патент выдан:
опубликован: 27.07.2005
СПОСОБ РЕМОНТА ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕЙ СБОРКИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к ядерной технике и применяется для восстановления тепловыделяющих сборок водо-водяных ядерных реакторов, в составе которых имеются поврежденные, в частности негерметичные, тепловыделяющие элементы. Способ включает снятие съемной головки, определение негерметичного тепловыделяющего элемента, извлечение его и установку нового тепловыделяющего элемента или вытеснителя. Извлечение негерметичного тепловыделяющего элемента осуществляют выталкиванием из нижней решетки его концевика с усилием не более 140 кгс с последующим вытягиванием с усилием не более 30 кгс. Установку нового тепловыделяющего элемента или вытеснителя на различных участках тепловыделяющей сборки производят с максимальными усилиями, которые зависят от глубины выгорания ядерного топлива. Изобретение позволяет снизить вероятность разрушения негерметичных тепловыделяющих элементов в процессе их извлечения, уменьшить повреждение наружной поверхности оболочек новых тепловыделяющих элементов или вытеснителей, повысить глубину выгорания ядерного топлива за счет увеличения выхода годных тепловыделяющих сборок после замены негерметичных тепловыделяющих элементов. 2 з.п. ф-лы.

2256959
патент выдан:
опубликован: 20.07.2005
СПОСОБ ДЕМОНТАЖА ДЕФЕКТНЫХ ОТРАБОТАВШИХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к методам обращения с радиоактивными отходами и отработавшим ядерным топливом, и особо может быть использовано при демонтаже дефектных отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС), находящихся в плавучих или береговых хранилищах. Задачей настоящего изобретения является минимизация технологического времени, затрачиваемого на демонтаж всех дефектных ОТВС из хранилища ПТБ, разработка эффективного и максимально радиационно безопасного способа демонтажа. Технический результат - существенное (в несколько раз) уменьшение поглощенной дозы гамма-излучения обслуживающим персоналом и выхода радионуклидов в окружающую среду при демонтаже дефектных ОТВС из хранилища за счет сокращения времени вспомогательных операций установки, центровки и снятия с каждой рабочей позиции специального технологического оборудования. В способе демонтажа дефектных ОТВС из хранилища, расположенного на ПТБ, удаляют защитную пробку загрузочного отверстия поворотной плиты, совмещенного с одним из концентрически расположенных в трубной доске рядов ячеек со сборками, и определяют все дефектные сборки, находящиеся в этом ряду. После этого, вращая поворотную плиту, центрируют это загрузочное отверстие относительно головки пенала с дефектной сборкой и через него вырезают в теле трубной доски кольцеобразную проточку, внутренний диаметр которой незначительно больше наружного диаметра втулки, на глубину, превышающую провар в трубной доске. После этого выполняют подрыв пенала с дефектной сборкой от трубной доски на величину ее толщины и последующий подъем его из ячейки вместе с втулкой на высоту порядка 0,8 м от нижнего края втулки пенала до верхней плоскости поворотной плиты. Затем на цилиндрическую поверхность пенала надевают технологическое разъемное пружинное кольцо, наружный диаметр которого незначительно больше наружного диаметра втулки, и опускают пенал обратно в ту же ячейку трубной доски. Далее загрузочное отверстие поворотной плиты последовательно устанавливают над каждым пеналом с дефектной сборкой в этом ряду и повторяют все вышеуказанные операции. По окончанию этих операций через загрузочное отверстие поочередно извлекают все подорванные пеналы вместе с втулками и технологическими разъемными пружинными кольцами. 1 з.п. ф-лы, 8 ил.

2253158
патент выдан:
опубликован: 27.05.2005
СПОСОБ КОМПАКТИРОВАНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ДЛИННОМЕРНЫХ ЭЛЕМЕНТОВ КОНСТРУКЦИЙ ИЗ ЦИРКОНИЯ ИЛИ ЕГО СПЛАВОВ

Изобретение относится к атомной энергетике. Сущность изобретения: способ компактирования радиоактивных длинномерных элементов конструкций из циркония или его сплавов включает разрезку элементов на части. При этом разрезку осуществляют электроэрозионным разрушением стенки элемента импульсными искродуговыми разрядами, созданными между элементом и электродом. Кроме того, проводят высокотемпературную обработку в окисляющей среде, в качестве которой используют образующийся пар. Разрезку и обработку проводят в воде. Обработку осуществляют электроэрозионным разрушением частей элемента импульсными искродуговыми разрядами, созданными между упомянутыми частями. Преимущества изобретения заключаются в упрощении способа, а также в повышении его безопасности. 2 з.п. ф-лы.

2244354
патент выдан:
опубликован: 10.01.2005
СПОСОБ ИЗВЛЕЧЕНИЯ КЕРАМИЧЕСКОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ИЗ ПАКЕТОВ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ ЭЛЕМЕНТОВ

Способ включает расплавление в вакууме или инертной среде металлических конструкционных материалов и отделение расплава от твердого топлива. В плавильный тигель загружают пакет тепловыделяющих элементов в составе тепловыделяющих сборок. Расплав содержит цирконий, железо, хром, никель. Дополнительно загружают порцию фрагментов циркониевых оболочек. Дополнительно загружают порцию отработавших тепловыделяющих элементов без концевых деталей. Содержание в расплаве циркония, железа, хрома и никеля поддерживают на уровне 72-86; 2-26; 0,2-7,0 и 0,1-4,0 мас.% соответственно. В расплав добавляют цинк в количестве 0,1-15,0 мас.%. Процесс ведут при 800-1250oС. Способ позволяет сократить трудоемкость процесса отделения керамического ядерного топлива от металлических конструкций тепловыделяющих элементов и сократить количество образующихся радиоактивных металлических отходов. 11 з.п.ф-лы, 1 ил.
2200766
патент выдан:
опубликован: 20.03.2003
СПОСОБ ИЗВЛЕЧЕНИЯ КЕРАМИЧЕСКОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ИЗ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ ЭЛЕМЕНТОВ И ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК

Изобретение относится к пирометаллургическим методам регенерации отработавшего ядерного топлива преимущественно на основе урана и плутония. Способ включает расплавление металлических конструкционных материалов, а именно тепловыделяющих элементов и тепловыделяющих сборок, в инертной атмосфере и отделение расплава от твердого топлива. Плавление ведут в тигле плавильной печи с цинковым расплавом. Температура процесса 600-1200oС. Содержание цинка в расплаве 50-98 мас.%. После отделения расплав охлаждают до 430-1000oС. Верхний слой охлажденного расплава сливают и возвращают в технологический цикл. Расплав после отделения от твердого топлива фильтруют, твердое топливо промывают цинковым расплавом. Промывной цинковый расплав после отделения от твердого топлива фильтруют и направляют на извлечение керамического ядерного топлива. Процессы извлечения керамического ядерного топлива и охлаждения расплава ведут в вакуумных индукционных печах с тиглями, прозрачными для электромагнитного поля. Частота индукционных токов 50-250000 Гц. Способ позволяет исключить операции по разборке тепловыделяющих сборок, сократить многостадийность и трудоемкость процесса, а также сократить объем радиоактивных металлических отходов, пыли и аэрозолей. 7 з.п.ф-лы.
2194783
патент выдан:
опубликован: 20.12.2002
УСТРОЙСТВО ДЛЯ ОТДЕЛЕНИЯ КОНЦЕВЫХ ДЕТАЛЕЙ ОТРАБОТАВШИХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК

Изобретение может быть использовано в радиохимической промышленности для регенерации отработавшего ядерного топлива. Технический результат - создание устройства для отделения концевой детали от активной части ОТВС, обеспечивающего надежное разделение, качественное резание, исключающее образование мелкодисперсной фракции материала оболочки ОТВС и жидких радиоактивных отходов, снижение энергозатрат, повышение радиационной безопасности процесса, увеличение производительности. Разделение концевой детали и активной части ОТВС осуществляется поступательно-вращательным движением ножа, режущие плоскости которого по форме соответствуют форме перерабатываемых ОТВС, относительно вспомогательных режущих плоскостей подвижного прижима и опоры, с помощью которых происходит обжатие ОТВС в месте реза. 4 ил.
2153713
патент выдан:
опубликован: 27.07.2000
УСТРОЙСТВО ДЛЯ ОТДЕЛЕНИЯ КОНЦЕВЫХ ДЕТАЛЕЙ ОТРАБОТАВШИХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК

Изобретение относится к радиохимической промышленности и предназначено для регенерации отработавшего ядерного топлива. Разделение концевых деталей отработавших тепловыделяющих сборок осуществляется поступательно перемещающимся внутренним ножом и двумя вспомогательными режущими плоскостями подвижного прижима, с помощью которого происходят обжатие ОТВС в месте реза. Технический результат изобретения заключается в надежном разделении, качественном резании, снижении энергозатрат, увеличении производительности процесса. 2 з.п. ф-лы, 3 ил.
2138864
патент выдан:
опубликован: 27.09.1999
УСТРОЙСТВО ДЛЯ ИЗМЕЛЬЧЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Изобретение используется в радиохимической промышленности для регенерации отработавшего ядерного топлива. Измельчение отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) осуществляется поступательно перемещающимся клиновидным ножом оптимальной геометрии, при этом разделение внешней оборочки (чехловой трубы) ОТВС производится как самим клиновидным ножом в процессе резания, так и двумя вспомогательными ножами неподвижной опоры при деформации измельчаемой ОТВС между подвижным прижимом, имеющим форму поперечного сечения ОТВС в деформированном состоянии, и неподвижной опорой. Технический результат изобретения состоит в создании устройства для измельчения отработавшего ядерного топлива, обеспечивающего надежное разделение внешней оболочки ОТВС, качественное резание, гарантирующее высокую степень вскрытия топлива, снижение стоимости режущего инструмента, уменьшение энергопотребления, повышение радиационной безопасности процесса за счет уменьшения числа подвижных уплотнений в устройстве. 3 ил.
2138863
патент выдан:
опубликован: 27.09.1999
УСТРОЙСТВО РАЗДЕЛКИ ДВУХПУЧКОВОЙ ТОПЛИВНОЙ СБОРКИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Сущность изобретения: устройство содержит две секции лекала с приводом перемещения нижней секции вдоль верхней секции. Средство разрушения крепежного элемента нижнего хвостовика топливной сборки выполнено в виде ключа, установленного под нижним торцом лекала с возможностью поворота средства разрушения в горизонтальной плоскости. Ниже ключа расположена емкость для приема нижнего хвостовика. 2 з.п. ф-лы, 8 ил.
2069902
патент выдан:
опубликован: 27.11.1996
СПОСОБ РАЗДЕЛКИ ТОПЛИВНОЙ СБОРКИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА И УСТРОЙСТВО РАЗДЕЛКИ ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ

Использование: относится к способам и устройствам для разделки топливных сборок ядерных реакторов. Сущность изобретения: способ включает установку топливной сборки в устройство для разделки, отрезку нижнего крепежного средства в воздушной атмосфере в камере резки, удаление несущего стержня и последовательное извлечение верхнего и нижнего пучков твэлов в бассейне выдержки, при этом разделку осуществляют с использованием складывающегося пенала, состоящего из двух, перемещающихся относительно друг друга частей с самозажимным опорным узлом, расположенным в нижней части пенала и прижимного упора, размещенного в верхней части пенала, кроме того складывающийся пенал дополнительно снабжен воронкой с цанговым захватом, причем воронка и прижимной упор выполнены взаимосменными. 2 с. и 4 з.п.ф-лы, 15 ил.
2067327
патент выдан:
опубликован: 27.09.1996
Наверх