ПАТЕНТНЫЙ ПОИСК В РФ
НОВЫЕ ПАТЕНТЫ, ЗАЯВКИ НА ПАТЕНТ
БИБЛИОТЕКА ПАТЕНТОВ НА ИЗОБРЕТЕНИЯ

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

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 19/10 ..устройства для вынимания или перемещения, приспособленные для тепловыделяющих или управляющих элементов

Патенты в данной категории

УСТРОЙСТВО ДЛЯ ПОДЪЕМА И ПЕРЕМЕЩЕНИЯ ОТРАБОТАВШИХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК

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.

2418329
патент выдан:
опубликован: 10.05.2011
УСТРОЙСТВО ПЕРЕГРУЗКИ БЛОКОВ С ОТРАБОТАВШИМИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИМИ СБОРКАМИ

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.

2408099
патент выдан:
опубликован: 27.12.2010
ЛЕБЕДКА

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.

2401242
патент выдан:
опубликован: 10.10.2010
КОНТЕЙНЕР ДЛЯ ВЫГРУЗКИ ВЫЕМНОГО БЛОКА С АКТИВНОЙ ЗОНОЙ ИЛИ БЕЗ НЕЕ

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.

2399972
патент выдан:
опубликован: 20.09.2010
СИСТЕМА УПРАВЛЕНИЯ ПЕРЕГРУЗОЧНОЙ МАШИНОЙ С ГИБКИМ ПОДВЕСОМ ОБЪЕКТОВ В ЯДЕРНОМ РЕАКТОРЕ ТИПА ВВЭР

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.

2397556
патент выдан:
опубликован: 20.08.2010
ПЕРЕГРУЗОЧНАЯ МАШИНА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

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.

2397555
патент выдан:
опубликован: 20.08.2010
СПОСОБ ТРАНСПОРТИРОВКИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕЙ СБОРКИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

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.

2381578
патент выдан:
опубликован: 10.02.2010
УСТРОЙСТВО ЗАГРУЗОЧНОЕ

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.

2371790
патент выдан:
опубликован: 27.10.2009
СПОСОБ ПЕРЕГРУЗКИ ТОПЛИВА АТОМНОЙ СТАНЦИИ ДЛЯ ДОЖИГАНИЯ И УСТРОЙСТВО ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ

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.

2323493
патент выдан:
опубликован: 27.04.2008
КОНТЕЙНЕР ПЕРЕГРУЗОЧНЫЙ

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.

2313837
патент выдан:
опубликован: 27.12.2007
СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ НЕГЕРМЕТИЧНОЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕЙ СБОРКИ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА

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.

2304315
патент выдан:
опубликован: 10.08.2007
УЗЕЛ УПЛОТНЕНИЯ СТЫКОВОЧНОГО ПАТРУБКА ПЕРЕГРУЗОЧНОЙ МАШИНЫ КАНАЛЬНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

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.

2266453
патент выдан:
опубликован: 20.12.2005
УЗЕЛ УПЛОТНЕНИЯ СТЫКОВОЧНОГО ПАТРУБКА ПЕРЕГРУЗОЧНОЙ МАШИНЫ КАНАЛЬНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

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.

2248633
патент выдан:
опубликован: 20.03.2005
ЗАХВАТНОЕ ПРИСПОСОБЛЕНИЕ

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.

2245585
патент выдан:
опубликован: 27.01.2005
УЗЕЛ УПЛОТНЕНИЯ СТЫКОВОЧНОГО ПАТРУБКА ПЕРЕГРУЗОЧНОЙ МАШИНЫ КАНАЛЬНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

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.

2244353
патент выдан:
опубликован: 10.01.2005
УСТРОЙСТВО ДЛЯ КОНТРОЛЯ ПОЛОЖЕНИЯ ЭЛЕМЕНТОВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ

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.

2240610
патент выдан:
опубликован: 20.11.2004
МАШИНА ДЛЯ ПЕРЕГРУЗКИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

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.

2236052
патент выдан:
опубликован: 10.09.2004
РАЗГРУЗОЧНО-ЗАГРУЗОЧНАЯ МАШИНА ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к области атомного машиностроения, касается, в частности, перегрузочных машин ядерных энергетических реакторов, и может быть использована при выполнении операций, связанных с перегрузкой топлива. Технический результат заключается в повышении надежности и безопасности работы разгрузочно-загрузочной машины (РМЗ). РМЗ ядерного канального реактора включает мостовой кран, контейнер с подвижной биологической защитой, скафандр, ферму, энергетический шлейф и оптико-телевизионную систему наведения. РМЗ дополнительно снабжена оптико-электронной системой, состоящей из расположенных диаметрально на торце контейнера излучателя и приемника оптического излучения с преобразователем оптического сигнала в электрический. При этом в излучателе осветительная лампа соединена последовательно с герконовым реле, а приемник дополнительно снабжен светодиодным осветителем. 6 ил.

2227940
патент выдан:
опубликован: 27.04.2004
ПРИВОД ЗАХВАТОВ МАШИНЫ ПЕРЕГРУЗОЧНОЙ

Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к конструкциям приводов захватов машины перегрузочной ядерного реактора для управления захватом ТВС и захватом кластера, и может быть использовано в приводах, имеющих регулирующий орган, управление которым осуществляется отдельным канатным приводом. Привод захватов машины перегрузочной содержит барабан захвата ТВС, барабан захвата кластера и планетарную передачу. Барабан захвата ТВС и барабан захвата кластера расположены на одном валу, планетарная передача, включающая центральную шестерню и сателлит с валом, размещена в полости барабана захвата кластера, причем центральная шестерня планетарной передачи установлена внутри вала, а вал сателлита планетарной передачи зафиксирован в его выступах. Использование предлагаемого изобретения позволяет повысить надежность привода, упростить его конструкцию и снизить металлоемкость. 3 ил.

2227335
патент выдан:
опубликован: 20.04.2004
СПОСОБ ПЕРЕГРУЗКИ БЫСТРОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА И СИСТЕМА ПЕРЕГРУЗКИ

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к способу и системе перегрузки быстрого ядерного реактора, активная зона которого погружена в жидкометаллический теплоноситель с находящейся над ним зоной инертного газа. Технический результат заключается в упрощении процесса перевода отработавшей топливной сборки из активной зоны реактора в передаточную камеру за счет обеспечения возможности обслуживания разновысоких уровней нахождения топливной сборки в активной зоне реактора и внутриреакторном хранилище с помощью перегрузочной машины прямого удаления. Способ перегрузки ядерного реактора заключается в поштучной замене отработавшей топливной сборки на новую, в установке и выдержке отработавшей топливной сборки во внутриреакторном хранилище, расположенном над уровнем активной части активной зоны реактора, в последующем ее перемещении в передаточную камеру, при этом все манипуляции с топливной сборкой в зоне реактора осуществляют перегрузочной машиной прямого удаления, а перед перемещением топливной сборки в передаточную камеру осуществляют ее поворот в вертикальной плоскости до положения, близкого к горизонтальному, а перемещение топливной сборки в передаточную камеру осуществляют по горизонтально расположенному туннелю, соединяющему зону инертного газа реактора с передаточной камерой. Перегрузочная система для осуществления способа перегрузки выполнена в виде системы из двух поворотных пробок, смонтированных над активной зоной реактора, поворотной платформы, установленной на внутренней поворотной пробке, перегрузочной машины прямого удаления, размещенной на поворотной платформе, и транспортного средства для перемещения отработавшей топливной сборки из зоны реактора в передаточную камеру и новой топливной сборки в обратном направлении, установленного в горизонтально расположенном туннеле, соединяющем зону инертного газа реактора с передаточной камерой, при этом средство перемещения снабжено поворотной в вертикальной плоскости балкой для закрепления на ней топливной сборки. 2 с. и 9 з.п.ф-лы, 5 ил.
2224307
патент выдан:
опубликован: 20.02.2004
СПОСОБ ПЕРЕГРУЗКИ И КОНТРОЛЯ ГЕРМЕТИЧНОСТИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕЙ СБОРКИ РЕАКТОРА С ЖИДКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ И УСТРОЙСТВО ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ

Использование: в атомной энергетике при эксплуатации реакторов с жидким теплоносителем. Сущность изобретения: тепловыделяющую сборку (ТВС) реактора помещают в устройство, содержащее наружную, среднюю и внутреннюю секции, захват и системы подачи и контроля радионуклидов в газе, и перемещают ТВС в этом устройстве. Газ из газовой емкости посредством трубопровода и форсунки подают под открытую нижнюю часть секций и пропускают через теплоноситель, окружающий сборку. Отбирают пробу газа из газового объема, расположенного над уровнем жидкого теплоносителя между средней и внутренней секциями, и анализируют пробу газа на содержание радионуклидов, по которым судят о герметичности сборки. Технический результат заключается в уменьшении времени простоя реактора в ходе проведения регламентных и ремонтных работ за счет реализации возможности одновременного осуществления операций перегрузки и контроля ТВС. 2 с. и 10 з.п. ф-лы, 1 ил.
2186429
патент выдан:
опубликован: 27.07.2002
УЗЕЛ УПЛОТНЕНИЯ СТЫКОВОЧНОГО ПАТРУБКА ПЕРЕГРУЗОЧНОЙ МАШИНЫ КАНАЛЬНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к технике уплотнительных устройств, а именно к узлу уплотнения стыковочного патрубка перегрузочной машины, и предназначено для использования на АЭС с ядерными редакторами канального типа. Уплотнительное средство выполнено в виде набора W-образных пакетов с дугообразными впадинами и расположенных между пакетами разделительных элементов. Каждый разделительный элемент выполнен в виде упругих колец V-образного профиля, чьи дугообразные вершины расположены в дугообразных впадинах W-образных пакетов и контактируют с ними, а лопасти разделительного элемента упруго контактируют с внутренними лопастями W-образных пакетов, нижнее опорное кольцо снабжено кольцевым выступом в виде полутора, контактирующего с дугообразной впадиной нижнего W-образного пакета, а верхнее опорное кольцо снабжено кольцевой канавкой под дугообразную вершину разделительного элемента. Обеспечивается постоянный силовой контакт пакетов уплотнительного средства с уплотняемой поверхностью технологического канала реактора. 3 з.п. ф-лы, 3 ил.
2183036
патент выдан:
опубликован: 27.05.2002
УСТРОЙСТВО ДЛЯ ПЕРЕГРУЗКИ ТОПЛИВА РЕАКТОРОВ АТОМНОЙ СТАНЦИИ

Изобретение относится к устройствам для перегрузки топлива ядерных реакторов атомных станций с двумя и более энергоблоками. Устройство для перегрузки топлива реакторов атомной станции (АС) содержит на каждом из энергоблоков приемопередаточный узел, первый оконечный участок которого сопряжен с манипуляторами для перемещения тепловыделяющих сборок (ТВС) и иных элементов активной зоны в пределах энергоблока. Вторые оконечные участки, по меньшей мере, двух приемопередаточных узлов соединены звеном для транспортировки извлеченных из реактора радиоактивных изделий. Технический результат - снижение экономических потерь, связанных со снятием реактора АС с эксплуатации, за счет "дожига" ТВС и использования исправных компонентов активной зоны реактора, снимаемого с эксплуатации, в реакторе действующего энергоблока, при этом общий объем радиоактивных изделий на АС, подлежащих утилизации или захоронению, снижается. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.
2180764
патент выдан:
опубликован: 20.03.2002
ТРАНСПОРТНО-ПЕРЕЗАРЯДНЫЙ КОНТЕЙНЕР ДЛЯ ПЕРЕГРУЗКИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Транспортно-перезарядный контейнер для перегрузки активной зоны ядерного реактора относится к ядерной технике. Технический результат изобретения - повышение эффективности охлаждения активной зоны ядерного реактора, расширение технологических возможностей, обеспечение биологической защиты и снижение возможных динамических нагрузок, уменьшение габаритов и массы контейнера. Контейнер снабжен выдвижными упорами, удерживающими активную зону от раскачивания в период транспортирования, и демпфирующим устройством с биологической защитой в районе шиберной задвижки, предохраняющими активную зону и механизмы контейнера от механических повреждений и разгерметизации полости корпуса контейнера при воздействии динамической нагрузки, обслуживающий персонал - от облучения, а входной и выходной патрубки системы охлаждения расположены внутри корпуса в виде телескопических труб, автоматически соединяющихся с патрубками активной зоны через переходник. 2 ил.
2157008
патент выдан:
опубликован: 27.09.2000
СЦЕПКА ДЛЯ ПЕНАЛОВ С РАДИОАКТИВНЫМИ ОБЪЕКТАМИ

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к устройствам для обращения с отработанным ядерным топливом. Сущность изобретения состоит в том, что в сцепке для пеналов с радиоактивными объектами, включающей один узел крепления, предложено с другого торца корпуса установить второй стыковочный узел, выполненный в виде выдвижных радиальных фиксаторов, размещенных в корпусе с возможностью радиального перемещения и взаимодействия их с отверстиями в пенале. Причем на этом же торце установлена подвижная относительно него коническая уплотняющая пробка, а второй узел крепления выполнен в виде накидной ходовой гайки, установленной на направляющем стержне, закрепленном в центре корпуса. Изобретение обеспечивает возможность подвески пеналов без крышки с одновременной защитой персонала от радиационного облучения в процессе выполнения работ с отработанным ядерным топливом. 5 ил.
2120674
патент выдан:
опубликован: 20.10.1998
УСТРОЙСТВО ДЛЯ ПЕРЕГРУЗКИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Сущность изобретения: позволяет повысить надежность устройство и радиационную безопасность в процессе перегрузки ТВС при помощи штанги с захватом для ТВС за счет гарантированного исключения выхода штанги на верхней жесткий упор. Для этого перегрузочная труба снабжена дополнительным упором, взаимодействуя с которым при подъеме, штанга через шарнирные тяги и кулачковые полумуфты и замыкает вращение тросового барабана на его корпус. Тем самым трос не подвергается нагрузке "на обрыв" и исключается возможность падения ТВС при обрыве троса. 1 ил.
2086013
патент выдан:
опубликован: 27.07.1997
ПЕРЕГРУЗОЧНЫЙ КОНТЕЙНЕР

Сущность изобретения: в корпусе перегрузочного контейнера установлена направляющая труба с продольным сквозным пазом для прохода сборки, а поворотный механизм выполнен в виде двух платформ, вертикально разнесенных и соединенных одним приводным валом. Нижняя платформа имеет фиксирующие глухие отверстия, верхняя выполнена из двух образующих между собой кольцевой сквозной паз дисков, соединенных втулкой с продольным сквозным пазом, соосным с продольным сквозным пазом направляющей трубы и со средней линией кольцевого паза, наружный диск имеет шаровой погон, установленный в корпусе. 3 ил.
2030802
патент выдан:
опубликован: 10.03.1995
Наверх