RU2097847C1 - Used nuclear fuel conveying device - Google Patents

Abstract

FIELD: nuclear waste handling. SUBSTANCE: device has bag with used nuclear fuel. Casing is provided with pipe unions for its filling and emptying in shielding atmosphere. Elastically deformed hanger is installed in upper part of casing. EFFECT: improved safety in operation. 3 dwg

Description

Изобретение относится к области ядерной энергетики, касается, в частности устройств, предназначенных для обращения с отработанным ядерным топливом на АЭС. The invention relates to the field of nuclear energy, in particular, to devices for handling spent nuclear fuel in nuclear power plants.

После выгрузки отработанной топливной кассеты из реактора она временно хранится в приреакторном бассейне, а после снижения остаточного и энерговыделения транспотируется в хранилище. Транспортирование отработанного ядерного топлива (ОЯТ) в хранилище осуществляется в вагон-контейнере. Транспортирование ОЯТ из приреакторного бассейна в вагон-контейнер осуществляется в специальных чехлах. After unloading the spent fuel cartridge from the reactor, it is temporarily stored in the reactor pool, and after reducing the residual and energy release it is transported to the storage. Spent nuclear fuel (SNF) is transported to storage in a container car. SNF is transported from the reactor pool to a container car in special covers.

Известен чехол, используемый для транспортирования ОЯТ в вагон-контейнер [1] Чехол выполнен в виде полого цилиндра, высота которого соответствует длине отработанной топливной сборки. В полости чехла предусмотрены ячейки для размещения в них ОЯТ. В верхней части чехла предусмотрена крышка, обеспечивающая радиационную защиту верхнего торца, и приспособление для транспортирования чехла. A well-known cover used for transporting spent fuel into a container car [1] The cover is made in the form of a hollow cylinder, the height of which corresponds to the length of the spent fuel assembly. Cells are provided in the cavity of the sheath for placement of spent nuclear fuel in them. In the upper part of the cover there is a cover providing radiation protection of the upper end, and a device for transporting the cover.

Используют чехол следующим образом. Пустой чехол извлекают из вагон-контейнера и транспортируют в приемный узел приреакторного бассейна для загрузки в него ОЯТ. После загрузки чехла ОЯТ его транспортируют в вагон-контейнер для перевозки в хранилище. В хранилище чехол с ОЯТ выгружают из вагон-контейнера и устанавливают в водный бассейн хранилища. Все описанные операции с ОЯТ производят дистанционно посредством подъемно-транспортного оборудования. Недостатком данного чехла для транспортирования ОЯТ является отсутствие необходимой радиационной защиты при транспортировании. Use the cover as follows. The empty cover is removed from the container car and transported to the receiving unit of the reactor pool for loading spent nuclear fuel into it. After loading the SNF cover, it is transported to a container car for transportation to the storage facility. In the storage case, the SNF cover is unloaded from the container car and installed in the storage water basin. All described operations with spent nuclear fuel are carried out remotely by means of material handling equipment. The disadvantage of this cover for transporting spent nuclear fuel is the lack of the necessary radiation protection during transportation.

Наиболее близким аналогом изобретения является устройство для транспортирования ОЯТ [2] Данное устройство содержит чехол для размещения отработанного ядерного топлива, радиационную защиту верхнего торца, на боковой поверхности чехла установлен полый кожух, снабженный штуцерами для заполнения и опорожнения его радиационно-защитной средой. The closest analogue of the invention is a device for transporting spent nuclear fuel [2] This device contains a cover for storing spent nuclear fuel, radiation protection of the upper end, a hollow casing is installed on the side surface of the cover, equipped with fittings for filling and emptying it with a radiation-protective environment.

Недостатком данного устройства для транспортирования ОЯТ является его большой вес и отсутствие полной радиационной защиты в случае отказа подъемно-транспортного оборудования при транспортных операциях с чехлом, загруженным ОЯТ, либо возникновение других отказов в работе оборудования, отсутствие полной защиты исключает участие персонала в устранении неисправностей. The disadvantage of this SNF transporting device is its heavy weight and the absence of full radiation protection in the event of failure of the handling equipment during transport operations with a cover loaded with SNF, or the occurrence of other equipment failures, the absence of full protection precludes personnel from participating in troubleshooting.

Задачей, решаемой предлагаемым техническим решением, является уменьшение веса устройства и обеспечение уровня радиации в транспортном помещении АЭС до величин, позволяющих производить ремонтные работы персоналом в случае отказа подъемно-транспортного оборудования при транспортировании с чехлом загруженным ОЯТ. The problem solved by the proposed technical solution is to reduce the weight of the device and ensure the radiation level in the transport room of the nuclear power plant to values that allow repair work by personnel in case of failure of the handling equipment during transportation with the spent fuel loaded with a cover.

Сущность предлагаемого технического решения заключается в том, что в устройстве для транспортирования отработанного ядерного топлива, содержащем чехол с размещенным в нм отработанным ядерным топливом, радиационную защиту верхнего торца и радиационную защиту боковой поверхности с использованием жидкого теплоносителя, предложено, жидкий теплоноситель поместить в отдельный, подвижный относительно чехла, полый кожух, снабженный штуцерами для заполнения и опорожнения его радиационно-защитной средой, а в верхней части кожуха установить упругодеформируемую подвеску. The essence of the proposed technical solution lies in the fact that in a device for transporting spent nuclear fuel containing a case with spent nuclear fuel placed in nm, radiation protection of the upper end and radiation protection of the side surface using a liquid coolant, it is proposed that the liquid coolant be placed in a separate, mobile relative to the cover, a hollow casing equipped with fittings for filling and emptying it with a radiation-protective medium, and install in the upper part of the casing prugodeformiruemuyu suspension.

Предложенное конструктивное решение позволит снизить уровень радиации в помещении при необходимости выполнения ремонтных работ, связанных с неисправностью оборудования при транспортировании ОЯТ, путем создания защитного контура вокруг ОЯТ. Это достигается тем, что кожух заполняют радиационно-защитной средой (например водой). В результате изменения массы кожуха изменятся линейный размер упругого элемента подвески, вследствии чего кожух опускается на пол помещения. Указанное приводит к образованию замкнутого радиационно-защитного контура: защита верхнего торца чехла кожух с защитной средой пол помещения. Кроме того, наличие указанной подвески позволяет ограничить нагрузку на транспортное оборудование. The proposed constructive solution will reduce the level of radiation in the room if it is necessary to carry out repair work related to equipment malfunction during the transportation of spent nuclear fuel by creating a protective circuit around the spent nuclear fuel. This is achieved by the fact that the casing is filled with a radiation protective medium (for example, water). As a result of changing the mass of the casing, the linear size of the elastic element of the suspension will change, as a result of which the casing is lowered to the floor of the room. The above leads to the formation of a closed radiation-protective circuit: protection of the upper end of the cover casing with a protective environment floor of the room. In addition, the presence of this suspension allows you to limit the load on the transport equipment.

Предлагаемое техническое решение поясняется графическими материалами. На фиг. 1 показано устройство для транспортирования ОЯТ, продольный разрез. Слева от оси показано устройство во время его транспортирования, справа устройство с заполненным радиационно-защитной средой, например водой, кожухом, установленным на пол помещения. На фиг. 2 устройство в момент загрузки чехла с ОЯТ в кожух. На фиг. 3 устройство в момент перегрузки чехла с ОЯТ из кожуха в вагон-контейнер. The proposed technical solution is illustrated by graphic materials. In FIG. 1 shows a device for transporting spent nuclear fuel, a longitudinal section. The device is shown to the left of the axis during transportation, to the right is a device with a filled radiation protective medium, such as water, a casing installed on the floor of the room. In FIG. 2 device at the time of loading the case with SNF into the casing. In FIG. 3 device at the moment of overloading the case with SNF from the casing into the container car.

Устройство для транспортирования ОЯТ (фиг. 1) содержит кожух 1, чехол 2, упругодеформируемую подвеску 3. Кожух 1 состоит из двух концентрически расположенных обечаек наружной 4 и внутренней 5, которые образуют полость 6, днища 7 и крышки 8. Наружная 4 обечайка содержит штуцер 9 для заполнения кожуха 1, штуцер 10 для опорожнения кожуха 1, штуцер 11 воздушник. Штуцер 9 соединен шлангом 12 с запорной арматурой 13, установленной в защитной зоне системы заполнения кожуха 1 радиационно-защитной средой, например водой. Шланг 12 закреплен на подвесках 14. Штуцер 10 содержит запорную арматуру 15. Во внутренней полости кожуха 1 размещен чехол 2. Чехол 2 состоит из обечайки 16 с дном 17 и крышкой 18 являющейся торцевой радиационной защитой. Сверху к чехлу 2 крепится захват 19 для транспортирования его с помощью транспортного оборудования 20. Внутри чехла 2 расположены дистанционирующие решетки 21 для установки в их ячейки ОЯТ 22. На крышке 8 кожуха 1 установлена упругодеформируемая подвеска 3. Упругодеформируемая подвеска 3 состоит из траверсы 23, тяг 24, пружин 25 и стаканов 26. Тяги 24 крепятся к траверсе 23 и подвижно встроены в стакан 26, где на них опираются пружины 25. Траверса 23 имеет проушину 27 для закрепления кожуха 1 на крюке транспортного оборудования 28. The SNF transportation device (Fig. 1) comprises a casing 1, a cover 2, an elastically deformable suspension 3. The casing 1 consists of two concentrically arranged shells of the outer 4 and inner 5, which form the cavity 6, the bottom 7 and the cover 8. The outer 4 shell contains a fitting 9 to fill the casing 1, fitting 10 to empty the casing 1, fitting 11 air vent. The fitting 9 is connected by a hose 12 to the shut-off valves 13 installed in the protective zone of the filling system of the casing 1 with a radiation-protective medium, for example, water. The hose 12 is mounted on the suspensions 14. The fitting 10 comprises a shutoff valve 15. A cover 2 is placed in the inner cavity of the casing 1. The cover 2 consists of a shell 16 with a bottom 17 and a cover 18 which is an end radiation protection. On top of the cover 2, a gripper 19 is attached for transporting it using transport equipment 20. Inside the cover 2 there are spacer grids 21 for installation of SNF 22 in their cells. An elastic-deformable suspension 3 is installed on the cover 8 of the casing 1. The elastic-deformable suspension 3 consists of a traverse 23, rods 24, springs 25 and cups 26. Rods 24 are attached to traverse 23 and are movably integrated into cup 26, where springs 25 rest on them. Traverse 23 has an eye 27 for fixing the casing 1 on the hook of transport equipment 28.

Работает устройство следующим образом (фиг. 2 и 3). Все ниже описанные операции, по транспортированию ОЯТ, проводятся дистанционно. Транспортирование ОЯТ 22 из приреакторного бассейна 29 в вагон-контейнер 30 осуществляется следующим образом. С помощью транспортного оборудования 28 устанавливают кожух 1 (фиг. 2) на приемный узел 31 приреакторного бассейна 29, загружают в него с помощью транспортного оборудования 20 и захвата 19 чехол 2 с установленным в него ОЯТ 22. Затем, посредством транспортного оборудования 28 и 20 устройство, состоящее из кожуха 1, чехла 2 с ОЯТ 22, транспортируют к приемному узлу 32 вагон-контейнера 30. При транспортировании ОЯТ 22 расстояние от нижнего торца кожуха 1 до пола помещения устанавливают в пределах изменения линейного размера пружин 25 упругодеформируемой подвески 3. Для загрузки чехла 2 с ОЯТ 22 в вагон-контейнер 30 совмещают ось чехла 2 с осью контейнера 30 и посредством транспортного оборудования 20 и захвата 19 устанавливают чехол 2 с ОЯТ 22 в вагон-контейнер 30. Транспортирование ОЯТ 22 из вагон-контейнера 30 в хранилище (на фиг. не показано) осуществляется в обратной последовательности. При возникновении аварийной величины радиоактивного излучения от чехла 2 с ОЯТ 22, кожух 1 заполняют радиационно-защитной средой, например водой, для этого открывают вентиль 13 на линии подачи радиационно-защитной среды от системы заполнения к кожуху 1, при этом вентиль 15 закрыт. Заполнение кожуха 1 радиационно-защитной средой производят до уровня штуцера 11 (воздушника). В результате изменения массы кожуха 1 изменяется линейный размер пружин 25 упругодеформируемой подвески 3 вследствии чего кожух 1 опускается на пол помещения. Указанное приводит к образованию замкнутого радиационно-защитного контура: защита верхнего торца чехла 2 крышка 18, кожух 1 с радиационно-защитной средой, пол помещения. Образованный замкнутый радиационно-защитный контур снижает уровень радиации в помещении и дает возможность проводить необходимые ремонтные работы. После проведения ремонтных работ открывают вентиль 15, радиационно-защитная среда сливается из кожуха 1. При этом уменьшается масса кожуха 1 и изменяется линейный размер пружин 25 упругодеформируемой подвески 3 вследствии чего кожух 1 поднимается под полом помещения и занимает свое исходное транспортное положение. Затем кожух 1 с чехлом 2 и ОЯТ 22 транспортируют к вагон-контейнеру 30 и выгружают в него чехол 2 с ОЯТ 22 таким образом, как описано ранее. The device operates as follows (Fig. 2 and 3). All the operations described below for the transportation of spent nuclear fuel are carried out remotely. SNF 22 is transported from the reactor pool 29 to the container car 30 as follows. Using transport equipment 28, a casing 1 (Fig. 2) is installed on the receiving unit 31 of the reactor pool 29, loaded into it using transport equipment 20 and capture 19, case 2 with SNF 22 installed in it. Then, using transport equipment 28 and 20, the device consisting of a casing 1, a cover 2 with SNF 22, is transported to the receiving unit 32 of the container car 30. When transporting SNF 22, the distance from the lower end of the casing 1 to the floor of the room is set within the linear dimension of the springs 25 of the elastically deformable 3. To load the cover 2 with SNF 22 into the container car 30, the axis of the cover 2 is combined with the axis of the container 30, and by means of transport equipment 20 and the gripper 19, the cover 2 with the SNF 22 is installed in the container car 30. Transportation of the SNF 22 from the container car 30 in the storage (not shown in FIG.) Is carried out in the reverse order. When an emergency value of radiation from the case 2 with SNF 22 occurs, the casing 1 is filled with a radiation-protective medium, for example water, for this, open the valve 13 on the supply line of the radiation-protective medium from the filling system to the casing 1, while the valve 15 is closed. The casing 1 is filled with a radiation-protective medium to the level of the nozzle 11 (air vent). As a result of changing the mass of the casing 1, the linear size of the springs 25 of the elastically deformable suspension 3 changes, as a result of which the casing 1 is lowered to the floor of the room. This leads to the formation of a closed radiation-protective circuit: protection of the upper end of the cover 2 cover 18, the casing 1 with a radiation-protective environment, the floor of the room. The formed closed radiation-protective circuit reduces the level of radiation in the room and makes it possible to carry out the necessary repairs. After the repair work, the valve 15 is opened, the radiation protective medium is drained from the casing 1. At the same time, the mass of the casing 1 decreases and the linear size of the springs 25 of the elastically deformable suspension 3 changes, as a result of which the casing 1 rises under the floor of the room and takes its original transport position. Then, the casing 1 with the cover 2 and the spent fuel 22 are transported to the container car 30 and the cover 2 with the spent fuel 22 is unloaded into it in the same manner as previously described.

Использование предлагаемого устройства для транспортирования отработанного ядерного топлива решает поставленную задачу по снижению уровня радиации в помещении. Указанное позволит обеспечить условия для проведения ремонтных работ в случае возникновения аварийной ситуации в период транспортирования ОЯТ. Using the proposed device for transporting spent nuclear fuel solves the problem of reducing the level of radiation in the room. The aforementioned will make it possible to provide conditions for repair work in the event of an emergency during the transportation of spent nuclear fuel.

Применение упругой подвески не требует увеличения существующей грузоподъемностим подъемно-транспортных средств. The use of an elastic suspension does not require an increase in the existing lifting capacity of a truck.

Реализация предложенного изобретения позволит повысить уровень экологической безопасности АЭС при обращении с ОЯТ. Implementation of the proposed invention will improve the environmental safety of nuclear power plants when handling spent nuclear fuel.

Список использованной литературы
1. В.П.Шведов и др. Ядерная технология, М. Атомиздат, 1979, с. 155-158.List of references
1. V.P. Shvedov et al. Nuclear technology, M. Atomizdat, 1979, p. 155-158.

2. Патент СССР N 1144632, кл. G 21 F 5/008, 1985. 2. USSR patent N 1144632, cl. G 21 F 5/008, 1985.

Claims (1)

Устройство для транспортирования отработанного ядерного топлива, содержащее чехол с размещенным в нем отработанным ядерным топливом, радиационную защиту верхнего торца и радиационную защиту боковой поверхности с использованием жидкого теплоносителя, отличающееся тем, что жидкий теплоноситель помещен в отдельный, подвижный относительно чехла, полый кожух, снабженный штуцерами для заполнения и опорожнения его радиационно-защитной средой, а в верхней части кожуха установлена упругодеформируемая подвеска. A device for transporting spent nuclear fuel, comprising a cover with spent nuclear fuel placed therein, radiation protection of the upper end face and radiation protection of the side surface using liquid coolant, characterized in that the liquid coolant is placed in a separate, hollow housing relative to the cover, provided with fittings for filling and emptying it with a radiation-protective medium, and in the upper part of the casing an elastic deformable suspension is installed.

Images