УСТРОЙСТВО МОНТАЖА-ДЕМОНТАЖА БЛОКА ТРУБ РЕАКТОРА

Полезная модель относится к области ядерной техники и может быть использована в качестве специального устройства для монтажа-демонтажа блока труб реактора в процессе перегрузки топлива на установках с реакторами типа ВВЭР, в частности при перегрузке топлива на плавучих АЭС и транспортных установках.
Отличительной особенностью реакторов типа ВВЭР является наличие внутриреакторного блока верхних конструкций (блока труб реактора), устанавливаемого в корпус реактора над активной зоной. Для выполнения операций по перегрузке активной зоны необходимо производить демонтаж блока верхних конструкций, а по завершению операций по перегрузке активной зоны обратный монтаж его в корпус реактора. Перегрузочное оборудование для осуществления операций демонтажа и монтажа блока верхних конструкций должно обладать большой грузоподъемностью и обеспечивать защиту обслуживающего персонала от радиоактивного излучения. Для размещения перегрузочного оборудования необходимо пространство в реакторном помещении. В случае со стационарными ядерными установками данная проблема не вызывает больших трудностей. Конструктивные особенности транспортных установок не позволяют иметь сколько угодно большие размеры реакторного зала и, соответственно грузоподъемное оборудование имеет ограничения по максимальной грузоподъемности.
Известно изобретение «Механизмы хранилища для перегрузки внутриреакторного оборудования», в котором описываются работа механизмов по монтажу и демонтажу внутриреакторных конструкций и установке их на временное хранение в хранилище в реакторном зале. Данное техническое решение предназначено для использования в стационарных АЭС с реакторами типа ВВЭР. Для демонтажа внутриреакторных конструкций в изобретении применяется машина, перемещающаяся по рельсам в реакторном зале. Перенос внутриреакторных конструкций на место хранения производится под слоем воды. (Патент США US №4859404 от 22.08.89 г.)
К недостаткам данной конструкции относятся:
Большие габаритные размеры машины;
Отсутствует конструкция, защищающая обслуживающий персонал от радиоактивного облучения;
Большие объемы реакторного помещения, обусловленные размерами машины, перемещающейся по рельсам;
Наличие больших объемов воды, служащей радиационной защитой.
Известна машина для перегрузки крышки реактора и верхних внутренних конструкций, описанная в изобретении «Загрузка и разгрузка активной зоны реактора». Машина состоит из рамы оснащенной роликами, которые приспособлены для того, чтобы перемещаться по рельсам, которые зафиксированы на полу и проходят от ниши для хранения до зоны над реакторным отверстием. Машина включает независимые подъемные средства, состоящие из двух телескопических домкратов, каждый из которых способен поднимать крышку корпуса давления. Эти домкраты снабжены на нижних концах средствами для крепления к крышке корпуса. Когда крышка хранится в нише, домкраты остаются присоединенными к ней. Для подъема верхней внутренней конструкции машина включает в себя лебедочную систему. (Патент США US №4056435 от 07.07.1975 г.)
К недостаткам данной конструкции относятся:
Большие габаритные размеры машины;
Для размещения и перемещения машины по рельсам необходимо большое пространство в реакторном зале.
Сложность конструкции, связанная с применением нескольких перегрузочных механизмов;
Заполнение водой тракта перегрузки усложняет конструкцию системы, затрудняет контроль над работой механизмов;
Наиболее близким техническим решением к решению по предлагаемой полезной модели является изобретение «Транспортно-перезарядный контейнер для перегрузки активной зоны ядерного реактора», в котором описано устройство контейнера, предназначенного для перегрузки активной зоны реактора полностью. Контейнер состоит из герметично закрывающегося корпуса со встроенными устройствами подъема активной зоны из реактора, системами охлаждения и вентиляции. В нижней части контейнера размещены шиберные задвижки с приводами и демпфирующие устройства. Перемещение контейнера осуществляется с помощью крана. Конструкция контейнера обеспечивает защиту обслуживающего персонала от радиоактивного излучения. (Патент России RU №2157008 от 05.01.1999 г.)
К недостаткам данной конструкции относятся:
Сложность устройства, обусловленная наличием систем герметизации и охлаждения, необходимыми при перегрузке активной зоны, характеризующейся большими остаточными тепловыделениями и высокой радиоактивностью;
Контейнер не является унифицированным, предназначен только для перегрузки активной зоны и не предназначен для монтажа и демонтажа блока верхних конструкций;
Технической задачей предлагаемой полезной модели является создание устройства монтажа-демонтажа блока труб реактора с минимальными весогабаритными характеристиками, позволяющими использовать существующие грузоподъемные средства, применяемое при перегрузке ядерных реакторов на транспортных установках.
Задача решается тем, что предлагаемая конструкция устройства монтажа-демонтажа блока труб реактора выполнена из двух составных частей: нижней - опорно-направляющей обечайки, устанавливаемой в верхней части корпуса реактора и верхней - непосредственно контейнера, предназначенной для транспортировки внутриреакторного блока труб реактора, устанавливаемой на фланец опорно-направляющей обечайки. Контейнер в нижней части снабжен шиберной задвижкой, состоящей, как минимум, из двух частей. Внутри контейнера размещена плита с захватными приспособлениями. Для центрирования плиты внутри устройства на плите установлены направляющие роликовые упоры, а контейнер и опорно-направляющая обечайка оборудованы направляющими шпонками. Дополнительно боковые стенки контейнера, плита и шиберная задвижка выполняют функцию биологической защиты и обеспечивают радиационную защиту обслуживающего персонала при проведении работ по монтажу и демонтажу блока труб реактора.
Сущность полезной модели поясняется чертежами, где:
На фиг.1 схематично показан продольный разрез корпуса реактора с установленным устройством монтажа-демонтажа блока труб реактора.
На фиг.2 схематично показан контейнер с установленным внутри блоком труб реактора.
Блок 9 труб реактора размещен в верхней части корпуса 10 реактора над активной зоной. Для проведения перегрузки топливных сборок активной зоны необходимо демонтировать блок 9 труб из корпуса 10, а после проведения перегрузки установить блок 9 труб обратно в корпус 10.
В состав устройства монтажа-демонтажа блока труб 9 входят:
контейнер 1 с шиберной задвижкой 2 и выдвижными упорами 3, плита 4 с захватными приспособлениями 5, опорно-направляющая обечайка 6 с упорным буртом 7. Шиберная задвижка 2 выполнена, по крайней мере, из двух частей, для уменьшения габаритных размеров устройства. На плиту 4 в ее верхней части установлены роликовые упоры 11. Роликовые упоры 11 служат для центрирования плиты 4 и перемещаются по шпонкам 12, закрепленным на внутренних стенках опорно-направляющей обечайки 6 и контейнер 1. Для установки опорно-направляющей обечайки 6 на верхний фланец корпуса 10 реактора устанавливается технологическая опора 8.
Работа устройства осуществляется следующим образом:
Устройство монтажа-демонтажа блока труб реактора устанавливается на технологическую опору 8, устанавливаемую на корпус 10 реактора после снятия крышки реактора (на чертеже не показана), перед началом процесса перегрузки топливных сборок. Первой устанавливается опорно-направляющая обечайка 6, опираясь нижним фланцем на технологическую опору 8. На верхний фланец опорно-направляющей обечайки 6 устанавливается контейнер 1. Выдвижные упоры 3 задвигаются, освобождая плиту 4. Открывается шиберная задвижка 2. Плита 4 опускается до нижнего упорного бурта 7. Центрирование при движении плиты 4 производится перемещением роликовых упоров 11, установленных на плите 4 по шпонкам 12, закрепленных на контейнере 1 и опорно-направляющей обечайке 6. Производится присоединение блока 9 труб реактора к плите 4 захватными приспособлениями 5. Плита 4 с присоединенным к ней блоком 9 труб реактора поднимается в верхнее положение и фиксируется выдвижными упорами 3. Закрывается шиберная задвижка 2. Контейнер 1 с блоком 9 труб реактора переставляется на место временного хранения (на чертеже не показано). Вынимается опорно-направляющая обечайка 6 и переносится на место временного хранения (на чертеже не показано). Установка блока 9 труб реактора в реактор 10 производится в обратной последовательности после завершения операций, связанных с перегрузкой топливных сборок.
Применение предлагаемой полезной модели устройства монтажа-демонтажа блока труб реактора позволяет производить демонтаж и монтаж внутриреакторного блока труб реактора при перегрузке активной зоны реактора в условиях затесненности на транспортных установках, используя существующие грузоподъемные средства.
Кроме того, предлагаемое устройство обеспечивает защиту обслуживающего персонала от радиоактивного облучения во время проведения операций, связанных с монтажом и демонтажем блока труб реактора.