SU440968A1 - Load transfer device for commercial fast breeding nuclear reactor - Google Patents

Abstract

ПЕРЕГРУЗОЧНОЕ УСТРОЙСТВО ПРОМЬИШЕННОГО БЫСТРОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА, содержащее механизм перегрузки, механизмы перемещени  свежих и отработанных сборок тепловыдел ющих элементов активной зоны, барабаны-хранилища с гнездами дл  сборок управл ющих стержней, подставок и захватов к управл юпдам стержн м, отличающеес  тем, что, с целью упрощени  конструкции и сокращени  времени перегрузки управл ющих стержней, захват, например, цанговый, выполнен в верхней части подставки, котора  посредством канавки поверхности управл ющего стержн  соединена с ним и образует сборку, а механизм перегрузки снабжен упором дл  расцеплени  управл ющего стержн  с подставкой при его перестановке в активной зоне реактора.A LOADING DEVICE OF A PROMISED FAST NUCLEAR REACTOR, containing an overload mechanism, mechanisms for moving fresh and used assemblies of heat-generating elements of the active zone, storage drums with slots for assembling control rods, supports and clamps to the control elements of the cores, which are drawn by the cores, supports and grips to the control elements of the cores, which are used by the assemblies of control rods, supports and hooks, to the control elements of the cores, which are used by the assemblies of control rods, supports and hooks, to the control elements of the cores, which are used by the assemblies of control rods, supports and grabs, to the control elements of the cores, which are used by the cores, supports and grips to the control elements of the cores, which are used by the cores, supports and grips, to the control elements of the cores, which are used by the cores, supports and grips, to the control elements of the cores, which are used by the assemblies of control rods, supports and hooks to the control cores of the core elements, which are drawn. simplifying the design and reducing the overload time of the control rods, the grip, for example, collet, is made in the upper part of the stand, which by means of the groove of the surface of the control rod connects Inen with it and forms an assembly, and the overload mechanism is provided with a stop for disengaging the control rod with the stand when it is rearranged in the reactor core.

Description

(Л(L

4 нйь4 ny

О СРAbout CP

0000

4be.f Изобретение относитс  к перегрузочным устройствам промышленных  дерных реакторов с жидкометалли- ческим теплоносителем, в которых перегрузка отработанных топливных пакетов и управл ющих стержней осуадествл етс  под защитой при останов ленном реакторе без разуплотнени  активного контура. Известны перегрузочные устройств сборок активной зоны без уплотнени  активного контура, содержащие две поворотные пробки с механизмом пере грузки, предназначенным дл  переста новки сборок из гнезд активной зоны к гнездам элеваторов, которые перемещают эти сборки к механизму передачи пакетов. Механизм передачи .пакетов обеспечивает транспортировку свежих и отработанных сборок между гнездами элеваторов и барабанамихранилищами с гнездами дл  сборок, управл ющих стержней, поставок и захватов к управл ющим стержн м. Управл ющие стержни отличаютс  геометрией от топливных пакетов (как правило они короче их), поэтому дл  их перегрузки предусмотрены подстав ки, которые после установки их специальными захватами в гнездо элеват ров, позвол ют производить перегруз ку управл ющих стержней. Однако известное перегрузочное устройство сложно и требует перегру ки сборок управл ющих стержней нали чи  специальных захватов, дополнительных гнезд различной геометрии в барабанах-хранилищах дл  размещени  подставок и захватов, что увели чивает габариты барабанов-хранилищ, усложн ет выполнение технологических операций замены управл ющих стержней. Цель изобретени  - упрощение кон струкции, повышение надежности и сокращение времени при перегрузке управл ющих стержней. Предлагаемое перегрузочное устройство отличаетс  от известного тем, что в нем в верхней части подставки выполнен захват (например, цанговый). Подставка посредством канавки, выполненной на поверхности управл ющего стержн , соединена с ним и образует сборку (аналогичную по геометрии топливному пакету) а механизм перегрузки снабжен упором дл  расщеплени  управл ющего стержн  с подставкой при его перестановке в активной зоне реактора. Последующее сцепление отработанного управл ющего стержн  с подстав осуществл етс  в гнезде Злеватора механизмом передачи пакетов,ко торый досылает управл ющий стержень вниз До защелкивани  цангового захвата в канавке управл ющего стержн . Гнезда в барабанах-хранилищах . свежих и отработанных сборок имеют единую форму. На фиг, 1 показано предложенное устройство, вид сбоку; на фиг, 2 то же, вид в план; на фиг, 3 - подставка с захватом и управл югйим стержнем; на фиг, 4 - нижн   часть механизма перегрузки с упором в момент расцеплени  управл ющего стержн  от подставки. Поворотные пробки 1 с механизмом перегрузки 2, который снабжен упором 3, представл ют сборки между гнездами активной зоны 4 и гнездами 5 элеватора б, которые перемещают гнезда вверх с уклоном до совмещени  с осью механизма передачи пакетов 7. Механизм передачи пакетов 7 обеспечивает передачу пакетов между гнездами 5 элеваторов б и гнездами барабанов свежих 8 и отработанных 9 сборок, в которые устанавливаютс  сборки 10, состо щие из управл ющего стержн  11, соединенного с помощью захвата 12 и канавки 13 с подставкой 14, имеющей внутри пружину 15, Перед началом работы системыперегрузки , сжима  пружину 15, помещают свежий управл ющий стержень 11 н подставку 14, котора  захватом 12, выполненным в верхней ее части, входит в канавку 13, образу  сборку 10, Сборку 10 загружают в любые гнезда барабана-хранилища свежих сборок 8„ При перегрузке, враща  ротор барабана-хранилища свежих сборок 8, сборку 10 совмещают с осью механизма передачи пакетов 7, который извлекает сборку 10, перемещает и устанавливает ее в гнездо 5 элева- тора загрузки б, транспортирующего сборку 10 в активную зону 4. Вращением поворотных пробок 1 совмещают механизмы перегрузки 2 с осью гнезда 5, в котором находитс  сборка 10, Механизм перегрузки 2 упором 3 отдел ет управл ющий стержень 11 от подставки 14 с помощью пружины 15 и. переставл ет его в гнездо активной зоны 4, Затем отработанный управл ющий стержень 11 из активной зоны 4 помещают в гнездо 5, в котором находитс  подставка 14, Элеватор б транспортирует гнездо 5 к механизму передачи пакетов 7, который соедин ет управл ющий стержень 11 с подставкой 14, образу  сборку 10, Соединение управл ющего стержн  11 с подставкой 14 может быть осуществлено механизмом 2 в гнезде 5, Механизм передачи пакетов 7 представл ет сборку 10 в любое гнездо, барабана-хранилища отработанных пакетов 9.4be.f The invention relates to reloading devices for industrial nuclear liquid metal coolant reactors, in which the overload of spent fuel bags and control rods is protected under protection while the reactor is stopped without decompacting the active circuit. Overload devices of core assemblies without sealing the active contour are known, containing two rotary plugs with an overload mechanism designed to transfer assemblies from the core slots to the slots of the elevators that move these assemblies to the packet transfer mechanism. The package transfer mechanism provides transportation of fresh and spent assemblies between elevator slots and storage drums with sockets for assemblies, control rods, supplies, and grippers to control rods. for their overload there are supports, which, after their installation with special clamps in the elevator nest, allow overloading of control rods. However, the known reloading device is difficult and requires reloading the control rod assemblies in the presence of special grippers, additional nests of various geometries in the storage drums to accommodate supports and grippers, which increases the size of the storage drums and complicates the technological operations of replacing the control rods. The purpose of the invention is to simplify the design, increase reliability, and shorten the time when the control rods are overloaded. The proposed reloading device differs from the known one in that a grip (for example, a collet) is made in it in the upper part of the stand. The stand is connected to it by means of a groove made on the surface of the control rod and forms an assembly (similar in geometry to the fuel package), and the overload mechanism is equipped with a stop for splitting the control rod with the stand when it is rearranged in the reactor core. The subsequent coupling of the used control rod to the stage is carried out in the Zlevator nest by the packet transfer mechanism, which is sent to the control rod downward until the collet grips in the control rod groove. Nests in storage drums. fresh and spent assemblies have a uniform shape. Fig, 1 shows the proposed device, side view; Fig, 2 is the same, view in plan; FIG. 3 shows a stand with a gripper and control of the sling rod; Fig. 4 shows the lower part of the overload mechanism with an emphasis at the moment of uncoupling the control rod from the stand. Swivel plugs 1 with an overload mechanism 2, which is equipped with a stop 3, represent the assemblies between the core slots 4 and the slots 5 of the elevator b, which move the slots upward with a slope before aligning with the axis of the packet transfer mechanism 7. nests of 5 elevators b and nests of fresh 8 drums and 9 waste assemblies in which assemblies 10 are installed, consisting of a control rod 11 connected with a gripper 12 and a groove 13 with a stand 14 having a spring 15 inside, P Before starting the overload system, compressing the spring 15, place a fresh control rod 11 n support 14, which, by means of a gripper 12 made in its upper part, enters the groove 13, forming assembly 10, assembly 10 is loaded into any slots of the storage drum of fresh assemblies 8 “When overloaded, rotating the rotor of the storage drum of fresh assemblies 8, assembly 10 is aligned with the axis of the packet transfer mechanism 7, which removes assembly 10, moves and installs it into slot 5 of loading elevator b, transporting assembly 10 to active zone 4. Rotation a turn tnyh stoppers 1 are combined with 2 mechanisms overload jack axis 5, wherein the assembly 10 is, focusing mechanism overload 2 3 separates the control rod 11 from the cradle 14 by a spring 15 and. relocates it to the core slot 4, then the spent control rod 11 from the core 4 is placed in the slot 5, in which the stand 14 is located, the Elevator b transports the socket 5 to the packet transfer mechanism 7, which connects the control rod 11 to the stand 14 to form assembly 10. The connection of the control rod 11 to the stand 14 can be carried out by mechanism 2 in slot 5. The mechanism for transferring packages 7 represents assembly 10 to any slot, the storage drum of used packages 9.

ГЗGz

Фиг. гFIG. g

Claims (1)

ПЕРЕГРУЗОЧНОЕ УСТРОЙСТВО ПРОМЫНЛЕННОГО БЫСТРОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА, содержащее механизм перегрузки, механизмы перемещения свежих и отработанных сборок тепловыделяющих элементов активной зоны, барабаны-хранилища с гнездами для сборок управляющих стержней, под ставок и захватов к управляющим стержням, отличающееся тем, что, с целью упрощения конструкции и сокращения времени перегрузки управляющих стержней, захват, например, цанговый, выполнен в верхней части подставки, которая посредством канавки поверхности управляющего стержня соединена с ним и образует сборку, а механизм перегрузки снабжен упором для расцепления управляющего стержня с подставкой при его перестановке в активной зоне реактора.RELOADING DEVICE OF INDUSTRIAL FAST FAST NUCLEAR REACTOR, containing overload mechanism, mechanisms for moving fresh and spent assemblies of fuel elements of the core, storage drums with slots for assembling control rods, under bins and grips to control rods, characterized in that and, for the purpose of simplifying the design reduction of the overload time of the control rods, a grip, for example, collet, is made in the upper part of the stand, which is connected by means of a groove of the surface of the control rod Nena with it and forms an assembly, and an overload mechanism is provided for releasing the stop of the control rod with a support at its permutation in the reactor core. 4*4* 4·^» О4 · ^ »About СО о □о >SO o □ o> • Фиг-1• Fig-1