способ перегрузки топлива атомной станции для дожигания и устройство для его осуществления

Формула изобретения

1. Способ перегрузки топлива атомной станции для дожигания, включающий 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, отличающийся тем, что транспортируют более одной облученной тепловыделяющей сборки, при этом сборки извлекают поштучно, выдерживают в бассейне выдержки или в расхоложенном реакторе, контролируя целостность каждой сборки, затем 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, который кантуют с помощью устройства, установленного на транспортере.

2. Устройство перегрузки топлива атомной станции для дожигания, включающее на каждом из энергоблоков приемопередаточный узел и звено для транспортирования, в виде транспортного контейнера на подвижной платформе, отличающееся тем, что дополнительно содержит на каждом энергоблоке направляющую защитную шахту, снабженную защитной крышкой и вертикально установленную с возможностью сочленения в своей верхней части, с оконечным участком соответствующего приемопередаточного узла, а в нижней части - с транспортным контейнером, и подвижную биологическую защиту для образования непрерывного тракта между направляющей защитной шахтой и транспортным контейнером, кроме того, устройство снабжено многоместным чехлом для приема более одной облученной тепловыделяющей сборки, а верхняя часть направляющей защитной шахты снабжена механизмом фиксации чехла.

3. Устройство по п.2, отличающееся тем, что направляющая защитная шахта выполнена из толстостенных цилиндрических блоков, места сочленения которых выполнены в виде усеченных внутренних и наружных конусов.

4. Устройство по п.2, отличающееся тем, что подвижная биологическая защита состоит из двух подвижных тележек с блоками, снабженными приводом перемещения, а блоки установлены с возможностью соединения друг с другом с помощью стяжного устройства.

5. Устройство по п.2, отличающееся тем, что чехол снабжен тормозным устройством.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к способам и оборудованию, предназначенному для проведения транспортно-технологических операций на атомных станциях (АС) при перегрузке для дожигания облученного топлива в виде тепловыделяющих сборок (ТВС) ядерных реакторов типа реактора большой мощности канального (РБМК).

РБМК являются реакторами с непрерывной перегрузкой топлива. При работе реактора в стационарном режиме перегрузок в активной зоне находятся топливные сборки всего спектра выгораний - от минимального до максимального выгорания. Большая часть сборок в остановленном реакторе одного энергоблока АС имеет значительную ценность, т.к. выгорание топлива в них значительно меньше проектного. Такие облученные сборки можно перегрузить в активную зону работающего реактора другого энергоблока АС и дожечь в нем. Это позволит сократить как количество свежих ТВС, требующихся для работы реактора другого энергоблока, так и полную массу отработавшего ядерного топлива, подлежащего хранению на станции.

Известны технические решения, предназначенные для перегрузки топлива в виде отработавших ТВС. Известен «Комплект для перегрузки отработавшего ядерного топлива» по патенту RU 2067326, G21C 19/32, опубл. 1996.09.27. Комплект для перегрузки отработавшего ядерного топлива, включающий разгрузочно-загрузочную машину и пенал, дополнен устройством герметизации пенала, содержащим полый корпус и направляющую воронку с уплотнением, причем пенал установлен на направляющей воронке посредством фланца, часть пенала, расположенная в полости устройства, выполнена негерметичной. Кроме того, предлагается часть стенки направляющей воронки выполнить удлиненной и в сечении в форме скобы.

Известное устройство направлено на решение задачи создания коррозионно-стойкого режима хранения отработавшего ядерного топлива и предназначено для перегрузки отработавших ТВС, подлежащих извлечению из реактора по тем или иным причинам: наличие дефектов или повреждений, необходимость замены в связи с полным выгоранием и т.п., для последующей утилизации или захоронения. На этапах выгрузки из реактора, загрузки в транспортный контейнер или транспортирования отработавших ТВС не предъявляются требования сохранения целостности с целью обеспечения пригодности ТВС к использованию в качестве топлива.

Наиболее близким по технической сущности к заявляемому изобретению является способ перегрузки топлива для дожигания реактора атомной станции по патенту RU 2180764, G21C 19/10, опубл. 2002.03.20 «Устройство для перегрузки топлива реакторов атомной станции». В известном изобретении-прототипе способ перегрузки топлива для дожигания в виде облученных ТВС заключается в следующем: с помощью разгрузочно-загрузочной машины (РЗМ) облученную ТВС извлекают из активной зоны реактора первого энергоблока, помещают ее в контейнер, помещают контейнер с облученной ТВС в гнездо стеллажа бассейна выдержки (БВ). Затем с помощью тросовой подвески первого приемопередаточного узла контейнер кантуют из вертикального положения в горизонтальное положение с размещением на тележке и через приемопередаточные шлюзы по транспортному коридору транспортируют на второй приемопередаточный узел. На втором приемопередаточном узле также с помощью тросовой подвески контейнер переводят из горизонтального положения в вертикальное и помещают в БВ второго приемопередаточного узла. При кантовании облученной ТВС на первом приемопередаточном узле замком с рычагами захвата транспортируемых изделий управляет гидропривод, установленный в замке и действующий при изменении давления воды в подводящем шланге. Причем истекающая из подводящего шланга замка подвески вода охлаждает облученную ТВС.

Устройство по патенту RU 2180764, G21C 19/10, опубл. 2002.03.20 содержит на каждом из энергоблоков приемопередаточный узел, первый оконечный участок которого сопряжен с манипуляторами для перемещения тепловыделяющих сборок и иных элементов активной зоны в пределах энергоблока, а вторые оконечные участки, по меньшей мере, двух приемопередаточных узлов соединены звеном для транспортировки из энергоблока, снимаемого с эксплуатации, в энергоблок с действующим реактором радиоактивных изделий, не выработавших свой ресурс. При этом звено, обеспечивающее взаимосвязь приемопередаточных узлов, может быть выполнено в виде транспортного трубопровода или подвижной платформы с транспортным контейнером, которые снабжены оболочками биологической защиты.

В известном устройстве каждый из энергоблоков АС содержит разгрузочно-загрузочную машину (РЗМ), осуществляющую захват в специальный защитный скафандр свежей ТВС, герметичное подсоединение этого скафандра к заданному технологическому каналу, замену в нем отработавшей ТВС на свежую, герметизацию технологического канала со свежей ТВС и выгрузку отработавшей ТВС в транспортный контейнер, снабженный биологической защитой, а также водозаполненные БВ, тележку для перемещения под водой пеналов с ТВС между БВ и РЗМ, стеллажи для временного хранения отработавших и свежих ТВС и приемопередаточный узел, один оконечный участок которого сопряжен с манипуляторами для выполнения транспортно-технологических операций в пределах энергоблока, а другой - с транспортными средствами для поставки на энергоблок свежих и удаления с энергоблока отработавших ТВС и иных элементов активной зоны.

Как следует из описания, перемещение облученной ТВС между приемопередаточными узлами комплексов осуществляется либо по транспортному трубопроводу, изготовленному из любых материалов, обеспечивающих необходимую прочность, водонепроницаемость и эффективную биологическую защиту персонала от ионизирующих излучений, либо на подвижной платформе с транспортным контейнером. «Применительно к АС типа РБМК ориентировочная длина такого трубопровода составит несколько сот метров при поперечном сечении в пределах квадрата до двух метров, что подразумевает наличие соответствующей системы несущих конструкций, а каждого шлюза - в пределах до 17 м.» Следовательно, для осуществления известного изобретения с учетом требований российских и международных правил и норм при проектировании объектов атомной энергетики требуются затраты на капитальное строительство, что в значительной степени усложняет и удорожает внедрение известного способа.

Недостатками прототипа являются:

- отсутствие непрерывной биозащиты персонала и механизмов от облученного топлива, находящегося в легком незащищенном контейнере, на всем пути перемещения топлива;

- невозможность доступа персонала в помещения шлюза или трубопровода с находящимся в них контейнером, содержащим облученную ТВС, в случае обрыва кинематической связи кран-контейнер, поломки захвата манипулятора, передаточной тележки и привода ее перемещения, а также утечка воды из трубопровода при авариях и особых воздействиях, к которым в соответствии с Федеральными нормами и правилами РФ относятся землетрясение, воздушная ударная волна и т.п.;

- необходимость охлаждения контейнера с облученной ТВС с помощью подачи воды из шланга замка захвата;

- необходимость применения множества дополнительного нештатного оборудования на втором оконечном участке каждого энергоблока (приемопередаточного шлюза, дистанционно управляемого замка с захватом, системы наблюдения синхронно управляемого привода перемещения тележки), а также протяженного трубопровода, оборудованного биозащитой, который соединяет оконечные участки энергоблоков АС,

- невозможность осуществления перегрузки делящихся материалов ТВС с обеспечением безопасности и сохранения пригодности для дальнейшего использования облученных ТВС для дожигания, поскольку на дату приоритета прототипа известны технические решения для перегрузки только отработавшего топлива.

При проведении транспортно-технологических операций по перегрузке облученного топлива из одного реактора для дожигания в другом с учетом российских и международных норм безопасности необходимо как при нормальной эксплуатации, так и в случае аварий исключить механические повреждения перегружаемых облученных ТВС, предотвратить достижения критичности; обеспечить надежную радиационную защиту; предотвратить недопустимый выход радиоактивности; обеспечить пожарную безопасность и физическую безопасность.

Задачей заявляемого изобретения является в радиационно безопасных условиях с использованием штатного оборудования АС перегрузить для дожигания топливо в виде облученных ТВС, не израсходовавших топливный ресурс, с глубиной выгорания меньше проектной, из активной зоны реактора одного энергоблока АС, снимаемого с эксплуатации, в активную зону работающего реактора другого энергоблока, включая энергоблок другой АС.

Задачей заявляемого устройства является реализация указанного способа.

Для решения указанной задачи при осуществлении заявляемого способа обеспечивается получение технического результата, заключающегося в сохранении работоспособности облученных ТВС после перегрузки для дожигания.

Технический результат от использования заявляемого устройства заключается в обеспечении непрерывной биологической защиты обслуживающего персонала и механизмов на протяжении всего транспортно-технологического процесса перегрузки топлива из реактора одного энергоблока для дожигания в реакторе другого энергоблока.

Указанный технический результат достигается тем, что в способе перегрузки топлива атомной станции для дожигания, включающем 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, транспортируют более одной облученной тепловыделяющей сборки, при этом сборки извлекают поштучно, выдерживают в бассейне выдержки или в расхоложенном реакторе, контролируя целостность каждой сборки, затем последовательно каждую сборку загружают в многоместный чехол, установленный в направляющей защитной шахте, а чехол с облученными тепловыделяющими сборками устанавливают в установленный соосно с направляющей защитной шахтой контейнер, который кантуют с помощью устройства, установленного на транспортере.

Технический результат от использования заявляемого устройства достигается тем, что устройство перегрузки топлива атомной станции для дожигания, включающее приемопередаточный узел на каждом из энергоблоков и звено для транспортирования, в виде транспортного контейнера на подвижной платформе, дополнительно содержит на каждом энергоблоке направляющую защитную шахту, снабженную защитной крышкой и вертикально установленную с возможностью сочленения в своей верхней части с оконечным участком соответствующего приемопередаточного узла, а в нижней части - с транспортным контейнером, и подвижную биологическую защиту для образования непрерывного тракта между направляющей защитной шахтой и транспортным контейнером, кроме того, устройство снабжено многоместным чехлом для приема более одной облученной тепловыделяющей сборки, а верхняя часть направляющей защитной шахты снабжена механизмом фиксации чехла.

При этом направляющая защитная шахта выполнена из толстостенных цилиндрических блоков, места сочленения которых выполнены в виде усеченных внутренних и наружных конусов, а подвижная биологическая защита состоит из двух подвижных тележек с блоками, каждая из которых снабжена независимым приводом перемещения, а блоки установлены с возможностью соединения друг с другом по контактным поверхностям с помощью стяжного устройства. Кроме того, чехол снабжен тормозным устройством.

Сущность изобретения поясняется чертежами. На фигуре 1 представлена блок-схема устройства для осуществления способа перегрузки топлива атомной станции для дожигания, на фигуре 2 - направляющая защитная шахта с подвижной биологической защитой, на фигуре 3 - вид А подвижной биологической защиты, на фигуре 4 - чехол с тормозным устройством.

Устройство (фиг.1) перегрузки топлива атомной станции для дожигания содержит на одном и другом энергоблоках соответственно: приемопередаточный узел 1 и 2, направляющую защитную шахту 3 и 4, подвижную биологическую защиту 5 и 6 и звено для транспортирования в виде транспортного контейнера 7 на подвижной платформе 8.

Направляющая защитная шахта (НЗШ) 3 и 4 (фиг.2) представляет собой блочную конструкцию, составленную из толстостенных цилиндрических элементов (блоков), изготовленных из высокопрочного чугуна. Места сочленения блоков выполнены в виде усеченных внутренних и наружных конусов. НЗШ 3 и 4 устанавливается в технологических помещениях и помещениях подъемного стола РЗМ, соединяя транспортный коридор и помещение центрального зала (ЦЗ) АС. В верхней части НЗШ 3 и 4 установлен механизм 9 фиксации чехла 13 (МФЧ), служащий для установки в него защитной плиты чехла и надежной фиксации последнего. НЗШ 3 и 4 имеет защитную крышку 10 и служит для обеспечения необходимой защиты персонала от ионизирующего излучения, образования направляющего тракта перемещения чехла от контейнера 7 до уровня пола ЦЗ, размещения устройства для фиксации чехла в верхней части НЗШ 3 и 4. Блочная конструкция НЗШ 3 и 4 принята с целью равномерного распределения нагрузок на строительные конструкции.

Подвижная биологическая защита (ПБЗ) 5 и 6 (фиг.3) из двух подвижных тележек 11 с защитными блоками 12 и предназначена для защиты обслуживающего персонала от ионизирующего излучения от облученных ТВС в процессе загрузки (выгрузки) чехла с облученных ТВС в (из) контейнер(а) 7 и образования направляющего тракта между контейнером 7 и НЗШ 3 и 4. Каждая тележка имеет независимый привод перемещения по направляющим рельсам. Защитные блоки 12 подвешены к тележкам 11 шарнирными стяжками. В качестве приводов тележек 11 применены мотор-редукторы во взрывозащенном исполнении. С целью предотвращения соударения блоков 12 с НЗШ 3 и 4 при движении каждого на тележке 11 остановку последней производят за 10 мм до конечного положения блоков 12. Образовавшийся зазор 20 мм выбирают при помощи стяжного устройства соединением блоков 12 друг с другом по контактным поверхностям. Стяжное устройство представляет собой два откидных болта с установленными на них гайками-штурвалами. Управление перемещениями тележек 10 с блоками осуществляют с пульта включения мотор-редукторов. Перемещение блоков 12 может быть как автономным, так и централизованным - обоих блоков одновременно.

В качестве контейнера 7 для транспортирования может быть использован контейнер ТК-8 (Шведов В.П. и др. Ядерная технология, М.: Атомиздат, 1979 г., стр.157 и 158), предназначенный для транспортирования ТВС реакторов типа РБМК железнодорожным транспортом. Контейнер 7 и подвижная платформа 8 в виде специального грузового вагона составляют одну конструкцию - вагон-контейнерный агрегат. В транспортном положении контейнер 7 расположен горизонтально вдоль оси вагона и закреплен по концам на двух опорах. В средней части контейнера 7 имеются цапфы, ось которых является осью поворота контейнера 7 в вертикальное положение.

Чехол 13 (фиг.4) (Шведов В.П. и др. Ядерная технология, М.: Атомиздат, 1979 г., стр.157 и 158) обеспечивает сохранение упорядоченного расположения, например, шести и более облученных ТВС и предотвращает повреждение и разрушение облученных ТВС, представляет собой жесткую сварную конструкцию, в диафрагмах которой размещены гнезда в виде труб для установки в них облученных ТВС. Чехол 13 оборудован транспортными подвесками 14. Для обеспечения безопасности перемещения чехла 12 в НЗШ 3 и 4 он снабжен тормозным устройством 15, подобным парашюту шахтному (Крайнев А.Ф., Словарь-справочник по механизмам, М.: Машиностроение, 1981 г., стр.220). Тормозное устройство 15 состоит из стакана с гнездом под захват, двух пружин и трех тормозных блоков, каждый из которых содержит рычаг, имеющий зубчатый сектор, пяту, выполненную в виде сферического шарнира с резьбовым наконечником, которым она крепится в рычаге, две полуоси, обеспечивающие перемещения рычага, и башмак, создающий тормозное усилие. При аварийном снятии нагрузки с захватного устройства пружина, разжимаясь, перемещает рычаги трех тормозных блоков, которые выдвигают башмаки за пределы корпуса. Башмаки, вступая во взаимодействие со стенками НЗШ 3 и 4 или контейнера 7, создают необходимое тормозное усилие и препятствуют падению чехла 13.

Перегрузка для дожигания облученного топлива в виде облученных тепловыделяющих сборок может быть осуществлена следующим образом. По штатной технологии с использованием РЗМ приемопередаточного узла 1. Поштучно выгружают облученные ТВС из реактора и отправляют в бассейн выдержки (БВ), контролируя целостность каждой сборки, и выдерживают для снижения активности и тепловыделения. В случае выгрузки облученных ТВС из расхоложенного реактора выдержка в БВ не требуется. Затем снимается защитная крышка с проема НЗШ 3 и при помощи штатной штанги с захватом, навешенной на штатном кране, приемопередаточного узла 1 осуществляют захват чехла 13, установленного в НЗШ 3. Вручную обеспечивают надежное зацепление захвата с захватным устройством 14 чехла 13 и его фиксацию. При помощи приводных механизмов тележек 11 блоки 12 подвижной биологической защиты 5 сводят и вручную фиксируют блоки 12 между собой стяжным устройством. Краном чехол 13 поднимается по НЗШ 3 в ее верхнюю часть, являющуюся загрузочным узлом, и вручную устанавливают опорные башмаки механизма 9 фиксации чехла 13 в рабочее положение, которое контролируют по указателям положения, установленным в верхней части загрузочного узла. Чехол 13 на захвате опускается на опорные поверхности башмаков, при этом контролируется совмещение рисок на чехле 13 и на загрузочном узле для обеспечения установки чехла 13 в заданное положение. Освобождается захват и краном переводится на место хранения.

Затем последовательно каждую сборку с помощью РЗМ приемопередаточного узла 1 загружают в многоместный чехол 13, установленный в НЗШ 3. Краном на медленной скорости чехол 13 транспортируется по НЗШ 3 вниз до полной установки в вертикально установленный контейнер 7. После установки чехла 13 в контейнер 7 вручную разводят блоки 12 подвижной биологической защиты 5 и освобождают захват штанги. Штанга поднимается краном и полностью извлекается из НЗШ 3 на место хранения. Контейнер 7 кантуют из вертикального положения в горизонтальное с помощью устройства, установленного на транспортере 8. Выполняется дезактивация. Транспортер подается в транспортный коридор и осуществляется транспортирование контейнера 7 на второй энергоблок. Затем кантуют контейнер 7 в вертикальное положение и устанавливают его соосно с НЗШ 4 другого энергоблока. После этого осуществляют зацепление захвата штанги с захватным устройством 14 чехла 13 и его фиксацию. При помощи приводных механизмов тележек 11 блоки 13 подвижной биологической защиты 6 сводят и вручную фиксируют блоки между собой стяжным устройством. С помощью штанги с захватом и крана приемопередаточного узла 2 чехол 13 с облученными ТВС извлекают из контейнера 7 и поднимают в загрузочный узел НЗШ 4, фиксируют чехол 13 при помощи механизма 9 фиксации чехла 13 и поштучно выгружают облученные ТВС в реактор другого энергоблока для дожигания.

Изобретение позволяет 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.