CN1790552A - 直行式核反应堆燃料组件换料装卸工艺 - Google Patents

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Abstract

本发明属于一种核反应堆燃料组件换料装卸工艺的改进，公开一种直行式核反应堆燃料组件换料装卸工艺。它包括新燃料组件的接收、检查和贮存、堆芯换料、乏燃料组件的贮存和发送，所说的堆芯换料及乏燃料组件的贮存和发送是由数控装卸料机在设置于反应堆厂房与燃料厂房之间的磁性滑轨上行走完成的。本换料装卸工艺不需要进行燃料组件的水下翻转，可省去水下翻转机、核燃料承载器、核燃料传输管和转运水池、乏燃料吊装用人桥吊车等专用设备，而且换料操作工艺简单、可靠安全、时间快。可直接用于核电站、核供热堆、核海水淡化厂、研究堆、核动力厂、生产堆上，可提高核反应堆换料效率、降低换料***造价和操作人员劳动强度，提高反应堆的经济性。

Description

直行式核反应堆燃料组件换料装卸工艺
技术领域
本发明属于一种核反应堆燃料组件换料装卸工艺的改进。
背景技术
我国现有的压水堆核电站，如秦山核电站和大亚湾核电站的核反应堆燃料组件换料装卸工艺均采用水下翻转工艺来实现燃料组件在核反应堆厂房与燃料厂房之间的传输。这种换料工艺及其所设的***复杂，可靠性差，换料所用时间长，而且发生燃料组件吊装事故的概率较高，对核安全威胁很大。而田湾核电厂则无燃料厂房，新燃料组件贮存在固体废物库的上方，乏燃料组件则贮存在反应堆厂房的乏燃料水池内。燃料装卸及贮存不存在新旧燃料组件在堆厂房与燃料厂房之间的转运问题。它是采用数控装卸料机在反应堆厂房内的堆水池与乏燃料水池之间行走以完成燃料组件的装卸及就位。其工艺特征是绝大部分换料操作都集中在堆厂房内进行。采用这种换料操作工艺在反应堆运行时无法操作位于堆厂房内的乏燃料水池内的乏燃料组件，不利于堆厂房的温度和湿度的控制，增高堆厂房放射性剂量水平。
发明内容：
本发明的目的是提供一种换料操作工艺简单、时间快、安全可靠的直行式核反应堆燃料组件换料装卸工艺。
本发明是这样实现的：一种直行式核反应堆燃料组件换料装卸工艺，它包括新燃料组件的接收、检查和贮存，堆芯换料、乏燃料组件的贮存和发送，其中，所说的堆芯换料及乏燃料组件的贮存和发送是由数控装卸料机在设置于反应堆厂房与燃料厂房之间的磁性滑轨上行走完成的。
采用直行式核反应堆燃料组件换料装卸工艺不需要进行燃料组件的水下翻转，可省去水下翻转机、核燃料承载器、核燃料传输管、核燃料转运水池、乏燃料吊装用人桥吊车等大量专用设备，而且换料操作工艺简单、可靠安全、时间快。可提高核反应堆的换料效率，降低换料***的造价和操作人员的劳动强度，提高反应堆的经济性。
附图说明
图1为直行式核反应堆燃料组件换料操作工艺厂房主视图；
图2为直行式核反应堆燃料组件换料操作工艺厂房俯视图。
图中，1反应堆压力容器，2堆内构件存放池，3数显型磁性滑轨定位数控装卸料机，4乏燃料贮存池，5燃料装罐池，6磁性滑轨，7反应堆厂房，8燃料厂房，9反应堆水池，10连接闸门，11换料闸门。
具体实施方式
如图1和图2所示，一种直行式核反应堆燃料组件换料装卸工艺，包括如下操作内容：
(1)含有新燃料组件的燃料运输容器被130吨燃料厂房吊车吊运到燃料装罐池5；由5吨燃料厂房辅助吊车从罐中将新燃料组件吊运至新燃料检查及贮存间12进行检查及贮存；在换料前将新燃料组件转运到乏燃料贮存池4的指定格架位置贮存。
(2)在反应堆停堆时，在进行换料操作前先拆除反应堆压力容器1顶盖、控制棒驱动机构、部分堆内构件等，存放在堆内构件存放池2。将反应堆厂房7与燃料厂房8之间的换料闸门11及反应堆厂房7内的反应堆水池9与堆内构件存放池2之间的连接闸门10打开。换料时用数控装卸料机3从堆芯中抓出乏燃料组件运到乏燃料贮存池4中暂存，再从乏燃料贮存池4中用数控装卸料机3抓取新燃料组件至反应堆水池9进行装堆操作。
(3)在反应堆运行时，将反应堆厂房7与乏燃料厂房8之间的换料闸门11及反应堆水池9与堆内构件存放池2之间的连接闸门10都关闭。数控装卸料机3可以在燃料厂房8的乏燃料贮存池4与燃料装罐池5之间操作，从乏燃料贮存池4中取出乏燃料组件运到燃料装罐池5装罐发送。这些操作不影响反应堆正常运行。
上述操作均在电视监控下进行。
本发明所提供的直行式核反应堆燃料组件换料装卸工艺可直接应用于核电站、核供热堆、核供热海水淡化厂、研究堆、核动力厂、生产堆上。可提高核反应堆换料效率，降低换料***造价、降低操作人员劳动强度，提高反应堆的经济性。

Claims (1)

1.一种直行式核反应堆燃料组件换料装卸工艺，它包括新燃料组件的接收、检查和贮存，堆芯换料，乏燃料组件的贮存和发送，其特征在于：所说的堆芯换料及乏燃料组件的贮存和发送是由数控装卸料机在设置于反应堆厂房与燃料厂房之间的磁性滑轨上行走完成的。
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