Устройства для обработки, манипулирования или облегчения манипулирования топливными или другими материалами внутри реактора, например внутри его резервуара высокого давления: .устройства для отвода радиоактивных объектов или материалов из загрузочной зоны реактора, например в хранилище, устройства для манипулирования радиоактивными объектами или материалами в хранилище или удаление их из хранилища – G21C 19/32

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к средствам для обеспечения безопасности при перегрузке дефектных отработавших тепловыделяющих сборок реактора ВВЭР 1000 из транспортных чехлов в чехлы хранилища, и предназначено для использования в водонаполненных хранилищах отработавшего ядерного топлива на заводах по регенерации такого топлива или на АЭС в качестве аварийного инструмента. Технический результат заключается в возможности извлечения ОТВС из транспортных чехлов при отрыве ее головки зацеплением за направляющие каналы и последующей установки в чехол хранилища. Устройство содержит захваты, установленные в нижней части штанг, находящихся на грузоподъемном устройстве с помощью грузозахватного устройства. Захваты снабжены цангами, выполненными с возможностью их введения в направляющие каналы ОТВС. Хвостовики цанг установлены в наконечниках штанг на резьбе и снабжены кронштейнами, а внутри цанг установлены конические стержни, присоединенные к наконечникам штанг. Количество захватов определяется исходя из усилия сцепления цанг с направляющими каналами, массы отработавшей тепловыделяющей сборки и прочности направляющих каналов. 1 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к средствам для обеспечения безопасности при перегрузке отработавших тепловыделяющих сборок реактора ВВЭР-1000 из транспортных чехлов в чехлы хранилища, и предназначено для использования в водонаполненных хранилищах отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) в качестве аварийного инструмента. Устройство для сбора просыпи таблеток отработавшего ядерного топлива содержит установленную на грузоподъемном устройстве штангу, в нижней части которой установлен защитный стакан. Между пластинами стакана установлен с возможностью поворота пружинами кручения сборник, содержащий приемный и выдачной лотки. В приемном лотке с возможностью поворота пружинами кручения установлен скребок, а усилия пружин кручения сборника превышают усилия пружин кручения скребка. К скребку присоединен канат, соединенный с приводом, размещенным в верхней части штанги. По траектории поворота выдачного лотка установлена воронка. В качестве привода скребка используется рукоятка - шпингалет, перемещаемый по продольному пазу в штанге и фиксируемый в поперечных пазах, соединенных с продольным пазом. Технический результат - возможность выгрузки собранных таблеток в контейнер, минимальное техническое обслуживание. 3 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к средствам для обеспечения безопасности при перегрузке ампул с пучками отработавших тепловыделяющих элементов (твэлов) реактора РБМК-1000 в пеналы, и предназначено для использования в камере комплектации пеналов (ККП) сухого хранилища или на АЭС в качестве аварийного инструмента. Устройство содержит грузоподъемное устройство (мостовой некопирующий электромеханический манипулятор), установленное в камере комплектации пеналов, и захват, установленный в полости стакана, в радиальные пазы которого введены раздвижные лапки, управляемые установленным внутри стакана штоком. Стакан выполнен с возможностью его введения в крышку ампулы при сведенных лапках, фиксации стакана в ней при разведенных лапках и снабжен вилкой, в пазу которой на оси установлен хвостовик головки, повторяющей по форме крышку ампулы, причем хвостовик головки установлен с возможностью поворота головки относительно стакана регулируемым усилием 5-15 кг. Изобретение позволяет дистанционно зацеплять и подннимать ампулы, загруженные пучком твэлов, в случае ее падения при перегрузке в ККП. 2 н.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к средствам для обеспечения безопасности при перегрузке отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВ ЭР-1000 из транспортных чехлов в чехлы хранилища, и предназначено для использования в водонаполненных хранилищах отработавшего ядерного топлива на заводах по регенерации такого топлива или на АЭС в качестве аварийного инструмента. Технический результат - возможность извлечения ОТВС из транспортных чехлов при отрыве ее головки зацеплением за ее направляющие каналы. Устройство для подъема и перемещения ОТВС содержит приемный бассейн, установленную над ним подвижную платформу с ходовой частью, грузоподъемное устройство, защитный стакан, имеющий открытую со стороны бассейна полость, захват, установленный в полости защитного стакана и присоединенный к нижней части штанги, установленной на грузоподъемном устройстве, привод с возвратно-поступательным движением штока, размещенный в полости защитного стакана. Захват снабжен неподвижными и подвижными лапками, неподвижные лапки присоединены к защитному стакану, подвижные лапки соединены шарнирными тягами с траверсой и установлены в наклонных пазах направляющих ребер, присоединенных к защитному стакану. Сопрягающиеся опорные поверхности лапок выполнены в виде рифленых наклонных плоскостей с одинаковым углом наклона. 2 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, к основному технологическому оборудованию для транспортно-технологических операций обращения с радиоактивными отходами и отработавшим ядерным топливом, в частности к устройствам для перегрузки чехлов с отработанным ядерным топливом. Устройство для перегрузки чехлов с отработавшим ядерным топливом содержит захватное устройство, блоки подъемной лебедки, тросовые барабаны, установленные стационарно на перекрытии. Захватное устройство подвешено на двух независимых канатах на сдвоенных блоках внутри защитной камеры. В сквозном отверстии перекрытия установлен защитный корпус, на верхнем торце защитного корпуса выполнена выемка, в которую установлена защитная плита, с возможностью регулирования ее положении. Зазоры между защитным корпусом и защитной плитой заполнены биологической защитой. Блоки подъемной лебедки установлены на защитной плите и состоят из трех групп парных блоков. Изобретение позволяет повысить надежность и радиационную безопасность работы при перегрузке чехлов с отработавшим ядерным топливом. 6 з.п. ф-лы, 6 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к средствам для обеспечения безопасности при перегрузке отработавших тепловыделяющих сборок 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 перегрузки отработавших тепловыделяющих сборок содержит приемный бассейн, установленную над ним подвижную платформу с ходовой частью, грузоподъемное устройство, защитный стакан, имеющий открытую со стороны бассейна полость, и захват, установленный в полости защитного стакана. Защитный стакан с установленным в его полости захватом присоединен к нижней части штанги, установленной на грузоподъемном устройстве. Захват снабжен приводом с возвратно-поступательным движением штока, размещенным в полости защитного стакана, лапки захвата охватывают грибок сборника. Сборник выполнен в форме полого параллелепипеда с двумя скребками с пальцами. Технический результат - дистанционный сбор просыпей таблеток отработавшего ядерного топлива со дна приемного бассейна в сборники и дистанционное отцепление сборников с таблетками для их упорядоченного и безопасного хранения в сборниках или контейнерах в бассейне до переработки таблеток. 3 з.п. ф-лы, 4 ил.

Группа изобретений относится к области ядерной техники, а именно к крышкам для загрузки контейнеров тепловыделяющих сборок ядерного реактора, и предназначена для загрузки топливных сборок ядерного реактора в транспортный контейнер. Крышка для загрузки, по меньшей мере, одной тепловыделяющей сборки ядерного реактора в транспортный контейнер содержит корпус с продольной осью (X). Корпус выполнен с возможностью герметичного закрытия верхней части контейнера. Верхняя часть имеет одно отверстие (10) для прохождения тепловыделяющей сборки и содержит одно средство (56). Средство выполнено с возможностью поддержки средства (58) уплотнения камеры контейнера внутри крышки на расстоянии от входного отверстия камеры при загрузке. Поддерживающее средство (56) содержит первый рычаг (60). Рычаг (60) выполнен с возможностью поворота относительно первой оси. Второй рычаг (62) прикреплен к первому рычагу (60) и выполнен с возможностью поворота относительного первого рычага. Крышка также содержит внешнее средство (68), (86) управления рычагами. Второй рычаг (62) имеет гнездо (76) для приема средства уплотнения. Имеется устройство и способ загрузки, по меньшей мере, одной тепловыделяющей сборки ядерного реактора в транспортный контейнер. Группа изобретений направлена на более эффективное предотвращение распространения радиоактивности и обеспечение защиты внешней среды от внутреннего пространства контейнера. 3 н. и 19 з.п. ф-лы, 11 ил.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способам обращения с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ), и может быть использовано при замене дефектных чехлов облученных (отработавших) тепловыделяющих сборок (ОТВС), хранящихся в наземных сухих хранилищах ОЯТ. Дефектация (контроль) ОТВС, позволяющая судить об их состоянии, производится по объективным показателям - величинам усилий вытягивания ОТВС из дефектных чехлов. Значения этих усилий были выбраны эмпирически, а затем подтверждены экспериментально. Распределение ОТВС в разные виды упаковок дает возможность обеспечить их надежную и безопасную транспортировку и дальнейшую переработку ОТВС на перерабатывающем комбинате. Дополнительно технический результат достигается за счет локализации участка перечехловки и дефектации ОТВС в хранилище устройством дополнительного радиационно-защитного укрытия рабочей зоны перечехловки. Снижается поверхностное загрязнение хранилища радиоактивными веществами и выбросы радионуклидов из хранилища, а также происходит снижение поглощенной дозы гамма-излучения обслуживающим персоналом за счет уменьшения времени нахождения ОТВС вне чехла и устранения просыпей ОЯТ, а следовательно, повышается ядерная радиационная и экологическая безопасность при перегрузке (перечехловке) ОТВС в кондиционные чехлы. 2 н. и 4 з.п. ф-лы, 12 ил.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к устройствам для хранения отработавших тепловыделяющих сборок, подлежащих длительной выдержке в защитных средах, например в приреакторных бассейнах. Устройство для размещения пеналов с отработавшим ядерным топливом в водном бассейне содержит корпус - раму с опорным фланцем и основанием, через центральные отверстия в которых пропущена регулируемая по длине тяга с нажимной планкой в верхней части и шарнирно установленным в нижней части коромыслом с отверстиями, для группового крепления пеналов. Под нажимной планкой размещен упругий элемент. Корпус дополнительным снабжен фланцем - опорой упругого элемента. Корпус предпочтительно выполнить из прямоугольного профиля. Задача, решаемая изобретением, заключается в снижении металлоемкости, упрощении конструкции, повышении технологичности при выполнении транспортных операций с тепловыделяющими сборками. 1 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к хранилищам отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ), имеющим щелевое балочное перекрытие, и может быть использовано на АЭС или заводах по регенерации отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) для увеличения объема хранения ОЯТ. Хранилище отработавшего ядерного топлива содержит водный бассейн, состоящий из отсеков с щелевыми балочными перекрытиями, размещенными на них пеналами с отработавшим ядерным топливом и подъемно-транспортное средство. Отсеки бассейна снабжены дополнительными балочными перекрытиями и траверсой, закрепленной на кране подъемно-транспортного средства. На противоположных сторонах траверсы закреплены пенал и противовес с возможностью контролируемого перемещения по траверсе. Изобретение позволяет повысить объем хранения в ХОЯТ на 1032 пеналов с ОЯТ сверх проектных 35040 (˜3%), что обеспечит работу 4-х энергоблоков РБМК - 1000 в течение 11 месяцев. 4 ил.

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к способам обращения с ядерными отходами, складируемыми на базах сухого хранения (БСХ), и может использоваться при демонтаже дефектных отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС), хранящихся на БСХ атомного подводного флота. Способ демонтажа дефектных отработавших тепловыделяющих сборок содержит удаление защитной пробки, вырезку и извлечение пеналов. На площадке базы сухого хранения, где размещены дефектные сборки, устанавливают раму с подвижным порталом, на портале размещают по крайней мере один подвижный защитный скафандр, снабженный системами видеонаблюдения и радиационного контроля, удаление защитной пробки осуществляют с помощью подъемного крана, которым оборудована площадка, устанавливают защитный скафандр над трубным гнездом с дефектной сборкой и опускают его на защитную подушку, при необходимости наклоняя скафандр, вырезают пенал с отработавшей тепловыделяющей сборкой при помощи торцевой фрезы, удерживая при этом дефектную сборку за концевую часть захватом, расположенным в штанге, извлекают пенал с дефектной сборкой с помощью захватов манипуляторов, расположенных в скафандре, отрезают концевые части пенала с дефектной сборкой при помощи дисковых фрез, затем помещают их в емкость для твердых радиоактивных отходов, с помощью портала перемещают скафандр к шахте, в которой размещены транспортные пеналы, совмещают ось активной части дефектной сборки с осью одного из транспортных пеналов, поднимают транспортный пенал внутрь скафандра, помещают в него активную часть сборки, скафандр с транспортным пеналом перемещают к гнезду осушки, в котором размещена кассета с ячейками для пеналов, транспортный пенал устанавливают в одну из ячеек кассеты, операции по извлечению других дефектных сборок и доставку транспортных пеналов в кассету повторяют до полного заполнения кассеты пеналами, кассету закрывают герметичной байонетной крышкой, связанной гибким трубопроводом с системами вакуумирования и заполнения сухим инертным газом, проводят осушку активных частей дефектных сборок, затем кассету с транспортными пеналами загружают в транспортно-упаковочный комплект. Техническим результатом предложенного изобретения является: - создание возможности демонтажа дефектных ОТВС, расположенных на БСХ атомных подводного и надводного флотов; повышение результативности способа за счет демонтажа дефектных ОТВС, имеющих отклонения от вертикали, превышающие допускаемое отклонение; расширение функциональных возможностей способа за счет подготовки демонтируемых ОТВС к осушке и транспортировке на хранение или переработку; обеспечение защиты окружающей среды от гамма- и нейтронного излучений при демонтаже дефектных ОТВС. 1 з.п. ф-лы, 5 ил.