ПРИЕМНОЕ УСТРОЙСТВО ДЛЯ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

HPIEMHQE УСТРОЙСТВО ДЛЯ аГР ШОТАЕШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА.
Полезная модель относится к области обращения с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ), в частности к технологии транспортирования топливных сборок из разгрузочно-загрузочных машин (РЗМ), в бассейн для их хранения. Полезная модель может быть использована, как на действующих АЭС, так и при проектировании новых энергоблоков.
Прототипом предлагаемого технического решения является приемное устройство для отработавшего ядерного топлива сведения о котором содержатся в работе (Острянин К.А. и др. Хранение отработанного топлива на АЗС, сборник Исследования в области переработки облученного топлива и обезвреживание отходов. Штериалы v Симпоз ма стран-членов СсВ, ЧССР, 1 рианске Лазне, апрель 1981г. ,c.I-fI2). Приемное устройство выполнено в виде пенала (чехла) с герметичными стенками, дном и элементами крепления его Е бассейне. Загрузка и выгрузка топливных сборок производится через открытый верхний торец устройства, который размещается на зеркалом воды бассейнахранилища ОЯТ. Загрузка топливной сборки в устройство производится посредством РЗМ, в конструкции которой предусмотрена защита от ионизирующего излучения ОЯТ.Последующее извлечение топливной сборки из приемного устройства производится посредством подъёмно-транспортного оборудования реакторного зала, которое не содержит средств защиты от ионизирующего излучения ОЯТ.
lie достатками устройства по прототипу являются:
Шобходимость подъёма топливной сборки из защитного объёма воды бассейна при её выгрузке из приемного устройства в результате чего,
mV- (у 21 Р 5/02
в помещении реакторного зала создается высокий уровень радиации. Возникновение в указанных условиях возможного отказа в работе подъёмно- транспортного оборудования связано с большими трудозатратами и дозозатратами по его устранению. Кроме того, изменение среды:вода-воз дух-вода приводит к изменениям температуры ТВЭЛ и снижает коррозионную стойкость материала их оболочек.
Задачей, решаемой предлагаемым техническим решением, является; исключение операции извлечения топливной сборки из защитной среды бассейна при её выгрузке из приемного устройства (пенала,чехла).
Оутдность предлагаемого технического решения заключается в том, что приемное устройство для отработавшего ядерного топлива, содержащее пенал с элементами его крепления в бассейне, выполнено разъёмным в плоскости перпендикулярной его образующей и с уплотнением в месте стыка. Для удобства эксплуатации нижняя часть устройства снабжена вертикальной направляющей, образованной продолжением части его стенки, а уплотняющая манжета закреплена на съёмной части пенала. Длина съёмной части пенала составляет 1,2-г2 длины тепловыделяющей сборки из условия наличия необходимого защитного слоя воды бассейна при извлечении из приемного устройства и транспортировании по бассейну топливных сборок различных размеров и разной величины остаточного энерговыделения.
Техническое решение поясняется графическим материалом, где на фиг.1 показано приемное устройство в разрезе. На фиг. 2-г8 проиллюстрирована последовательность выполнения транспортных операций с топливной сборкой, выгруженной из реактора, с использованием приемного устройства.
Приемное устройство (фигЛ) состоит из нижней части пенала I и съёмной части пенала 2.Нижняя часть пенала I содержит вертикаль 1- нуга направляюп 3, центрирующий опорный фланец 4,опору 5. lia дне нижней части пенала I установлен упругий элемент 6. Съёмная часть пенала 2 содержит уплотнительную манжету 7 и фланец 8. Приёмное устройство размещается в водном бассейне 9.В верхней части бассейна 9 приемное устройство фиксируется откидным захватом 10, шарнирно закрепленным на кронштейне II.Кронштейн И снабжен ограничителем 12 . бокового смещения подвески 13 топливной сборки 14.
Порядок работы приемного устройства.
Приемное устройство (фиг.1) размещено на днище бассейна 9 и зафиксировано посредством захвата 10. 1вшину PSlvi ( на эскизе не показано) с выгруженной из реактора топливной сборкой, посредством стыковочного патрубка 15 (фиг.2) с манжетами 16 стыкуют со съёмной частью пенала 2 и производят выгрузку топливной сборки 14 в полость приемного устройства. При этом топливная сборка 14 опирается посредством уплотнительной пробки 17 подвески 13 топливной сборки 14 на верхний торец съёмной части пенала 2. После окончания выгрузки топливной сборки 14 (фиг.З), стыковочный патрубок 15 снимают .со съёмной части пенала 2 и машину РЗА1 отводят от приемного устройства 1./-;,ля освобождения съёмной части пенала 2 (фиг.4) посредством крана 18 и захвата 19 топливную сборку 14 с подвеской 13 приподнимают и устанавливают на упор 20 для демонтажа уплотнительной пробки 17. После демонтажа пробки 17 (фиг.5) топливную сборку 14 устанавливают на упругий элемент б.Освобожденную съёмную часть пенала 2 (фиг.6) посредством крана 18 и захвата 21 снимают с вертикальной направляющей 3 нижней части пенала I. Далее, посредством захвата 19 (фиг.7) топливную сборку 14 с подвеской 13 подвешивают на крюк крана 18 и извлекают из гнезда кронштейна II ограS лиБную сборку 14 с подвеской 13 поднимают краном 18, После выхода нижнего торца топливной сборки 14 из полости нижней части пенала I, дальнейший подъём её прекращают и перемещают под защитным слоем воды бассейна к месту выполнения следующих технологических операций: отделение подвески 13 от топливной сборки 14, следующий этап хранения и др.
Технология с использованием предлагаемого приемного устройства может иметь и другие варианты. Например, на фиг.  показана работа предлагаемого приемного устройства с установкой выгружаемой из машин Р3:,1 топливной сборки 14 посредством уплотнительной пробки IV подвески 13 на верхний торец вертикальной направляющей 3 нижней части пенала I. Обозначения номеров позиций на фиг.  соответствует номерам позиций указанным на фиг. 1-г8. На фиг.9 показана выгрузка топливной сборки 14 посредством стыковочного патрубка 15 в приемное устройство. На фиг 10 изображено приемное устройство после съёма стыковочного патрубка 15. На фиг. II показа на операция транспортирования съёмной части пенала 2. На фиг. 12-г13 показаны операции по транспортированию и размещению топливной сборки 14 в защитной среде бассейна.
Реализация предлагаемого технического решения позволяет повысить безопасность технологии обращекмя с отработавшим ядерным топливом и безопасность эксплуатации АЗС.
- 4 л