RU2725759C1 - Device for loading and unloading fuel elements of nuclear reactor core - Google Patents
Device for loading and unloading fuel elements of nuclear reactor core Download PDFInfo
- Publication number
- RU2725759C1 RU2725759C1 RU2020101161A RU2020101161A RU2725759C1 RU 2725759 C1 RU2725759 C1 RU 2725759C1 RU 2020101161 A RU2020101161 A RU 2020101161A RU 2020101161 A RU2020101161 A RU 2020101161A RU 2725759 C1 RU2725759 C1 RU 2725759C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- rod
- clamp
- handle
- rope
- loading
- Prior art date
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims abstract description 21
- 230000013011 mating Effects 0.000 claims description 3
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 235000001674 Agaricus brunnescens Nutrition 0.000 description 1
- 239000000470 constituent Substances 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/02—Details of handling arrangements
- G21C19/10—Lifting devices or pulling devices adapted for co-operation with fuel elements or with control elements
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к грузозахватным устройствам и может найти применение в перегрузочных устройствах ядерных реакторов при загрузке и выгрузке тепловыделяющих элементов (твэл).The invention relates to load gripping devices and may find application in reloading devices of nuclear reactors when loading and unloading fuel elements (fuel elements).
Наиболее близким по совокупности общих существенных признаков и достигаемому результату к заявленному является устройство для загрузки и выгрузки тепловыделяющих элементов активной зоны ядерного реактора, содержащее штангу и пружину (см. Авторское свидетельство СССР №922035, кл. В66С 1/66, 24.03.80).The closest set of common essential features and the achieved result to the claimed one is a device for loading and unloading the fuel elements of the active zone of a nuclear reactor containing a rod and a spring (see USSR Author's Certificate No. 922035, class B66C 1/66, 24.03.80).
Недостатками известного устройства являются невысокая надежность работы, сложность изготовления и отладки, большие массогабаритные характеристики устройства.The disadvantages of the known device are the low reliability, the complexity of manufacturing and debugging, large weight and size characteristics of the device.
Задачей изобретения является повышение надежности и эффективности устройства для загрузки и выгрузки твэлов, уменьшение его массогабаритных характеристик.The objective of the invention is to increase the reliability and efficiency of the device for loading and unloading fuel rods, reducing its overall dimensions.
Техническим результатом изобретения является упрощение конструкции устройства и снижение массогабаритных характеристик составляющих его элементов.The technical result of the invention is to simplify the design of the device and reduce the overall dimensions of its constituent elements.
Технический результат достигается тем, что устройство для загрузки и выгрузки тепловыделяющих элементов активной зоны ядерного реактора, содержащее штангу и пружину, при этом дополнительно снабжено цангой, выполненной в виде направляющей втулки и четного количества лепестков, рукояткой, зажимом и двумя канатами, при этом на штанге выполнены радиальные отверстия, через которые посредством штифтов рукоятка и зажим связаны с первым канатом при помощи петель, и диаметрально противоположные пазы, обеспечивающие возможность перемещения штифтов рукоятки, цанга закреплена на штанге с помощью штифта и образует в месте сопряжения со штангой ступеньку для упора пружины, которая установлена на направляющей втулке между торцом штанги и торцом зажима, причем первый канат расположен внутри штанги и направляющей втулки, а на внешней поверхности штанги - между рукояткой и зажимом - выполнена проточка для прохода второго каната, образовывающего страховочную петлю, фиксируемую обжимной втулкой.The technical result is achieved in that the device for loading and unloading the fuel elements of the active zone of a nuclear reactor, containing a rod and a spring, is further provided with a collet made in the form of a guide sleeve and an even number of petals, a handle, a clamp and two ropes, while on the rod radial holes are made through which, through the pins, the handle and the clamp are connected to the first rope by means of loops, and diametrically opposed grooves allowing the pins of the handle to be moved, the collet is fixed to the rod with a pin and forms a step in the place of mating with the rod for spring support, which mounted on the guide sleeve between the end of the rod and the end of the clamp, the first rope located inside the rod and the guide sleeve, and on the outer surface of the rod between the handle and the clamp, a groove is made to pass the second rope forming a safety loop fixed by the crimp sleeve.
Сущность изобретения поясняется рисунками, где на фиг. 1 представлен фронтальный разрез устройства для загрузки и выгрузки твэлов активной зоны ядерного реактора, а на фиг. 2 - профильный разрез этого же устройства(А-А).The invention is illustrated by drawings, where in FIG. 1 shows a front section of a device for loading and unloading fuel rods of a nuclear reactor core, and FIG. 2 - profile section of the same device (AA).
На рисунках обозначена полая штанга 1, с одного конца которой установлен упор 2, выполненный, например, в виде грибовидной головки, со второго - посредством штифта 3, проходящего через радиальные отверстия, закреплена цанга 4, состоящая из втулки 5 и четного количества лепестков 6. Место сопряжения штанги 1 и втулки 5 выполнено ступенькой, образуя торцевой упор, при этом диаметр штанги 1 больше диаметра втулки 5. Наружная поверхность втулки 5 является направляющей для пружины 7. Одним концом пружина 7 упирается в торец штанги 1, другим - в торец зажима 8, который посредством штифта 9, проходящего через радиальные отверстия связан с канатом 10. Внутренняя поверхность зажима 8 упирается в лепестки 6 цанги 4. Рукоятка 11, посредством штифта 12, проходящего через радиальные отверстия и диаметрально противоположные пазы 13 в штанге 1, связана с канатом 10, который крепится к штифтам 9 и 12 за счет петель 14. При помощи обжимных втулок 15 петли 14 фиксируются от проскальзывания. Таким образом, зажим 8 оказывается кинематически связан с рукояткой 11 за счет каната 10, который расположен внутри штанги 1 и втулки 5. На внешней поверхности штанги 1 между рукояткой 11 и пружиной 7 выполнена проточка 16, через которую проходит второй канат 17, образуя страховочную петлю 18, и фиксируется обжимной втулкой 19.In the figures, a hollow rod 1 is indicated, at one end of which there is a
Устройство работает следующим образом.The device operates as follows.
Захват и удержание твэла происходит лепестками 6 цанги 4. В закрытом положении цангу удерживает через зажим 8 пружина 7. Для раскрытия цанги упор 2 смещается на рабочий ход в направлении рукоятки 11. Вместе с упором 2 происходит также смещение штанги 1 и цанги 4. При этом зажим 8 остается в прежнем положении, что и рукоятка 11, так как между ними есть жесткая кинематическая связь посредством каната 10. В результате лепестки 6 цанги 4 смещаются относительно зажима 8, что позволяет надеть раскрытую цангу 4 на твэл, выставив при этом лепестки 6 напротив проточки твэла. При снятии усилия с упора 2, цанга 4 под действием пружины 7 смещается вместе со штангой 1 вверх, закрывая цангу 4 и жестко фиксируя лепестки 6 в проточке твэла. Твэл при этом находится в пенале (перед загрузкой в активную зону) или в активной зоне (перед выгрузкой из активной зоны) в вертикальном положении и не закреплен. Перемещать устройство с закрепленным твэлом необходимо за нижнюю часть упора 2. Страховочная петля 18 фиксирует устройство на руке оператора.The fuel rod is gripped and held by the
При эксплуатации устройства для загрузки твэлов в активную зону ядерного реактора может возникнуть проблема с размещением руки оператора-загрузчика вместе с устройством между гильзами рабочих органов системы управления и защиты (РО СУЗ). Данная ситуация возможна при установке твэла в определенные (труднодоступные) ячейки. В этом случае используется удлиненный вариант устройства, в котором увеличена длина штанги 1 и длина каната 10 на величину, необходимую для удобства расположения руки (с устройством и закрепленным в нем твэлом) над гильзами РО СУЗ при крайнем нижнем положении твэла (положении, когда твэл полностью опущен в активную зону и установлен в ячейку опорной решетки).When operating the device for loading fuel rods into the active zone of a nuclear reactor, a problem may arise with the hand of the operator-loader with the device between the sleeves of the working bodies of the control and protection system (RO CPS). This situation is possible when a fuel rod is installed in certain (hard-to-reach) cells. In this case, an elongated version of the device is used, in which the length of the rod 1 and the length of the
Claims (1)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2020101161A RU2725759C1 (en) | 2020-01-10 | 2020-01-10 | Device for loading and unloading fuel elements of nuclear reactor core |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2020101161A RU2725759C1 (en) | 2020-01-10 | 2020-01-10 | Device for loading and unloading fuel elements of nuclear reactor core |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2725759C1 true RU2725759C1 (en) | 2020-07-06 |
Family
ID=71510289
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2020101161A RU2725759C1 (en) | 2020-01-10 | 2020-01-10 | Device for loading and unloading fuel elements of nuclear reactor core |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2725759C1 (en) |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2758104C1 (en) * | 2020-08-28 | 2021-10-26 | Акционерное общество «Прорыв» | Apparatus for gripping and retaining a heat-generating element |
RU2759051C1 (en) * | 2020-08-28 | 2021-11-09 | Акционерное общество «Прорыв» | Apparatus for gripping and transporting a fuel element |
RU2768793C1 (en) * | 2021-01-11 | 2022-03-24 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Госкорпорация "Росатом" | Device for gripping and transporting fuel element having annular groove |
Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
SU64347A1 (en) * | 1940-10-16 | 1944-11-30 | С.Х. Копелевич | Instrument for measuring cut holes |
SU634696A3 (en) * | 1973-04-05 | 1978-11-25 | Фрид. Круппгмбх (Фирма) | Gripping device of nuclear reactor reloading mechanism |
US4311557A (en) * | 1979-10-12 | 1982-01-19 | Westinghouse Electric Corp. | Refueling machine for a nuclear reactor |
SU922035A1 (en) * | 1980-09-15 | 1982-04-23 | Предприятие П/Я В-2679 | Gripper for loads with mushroom-shaped head |
RU2323493C1 (en) * | 2006-06-29 | 2008-04-27 | Анатолий Андреевич Зубков | Nuclear power station refueling method and device for afterburning |
-
2020
- 2020-01-10 RU RU2020101161A patent/RU2725759C1/en active
Patent Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
SU64347A1 (en) * | 1940-10-16 | 1944-11-30 | С.Х. Копелевич | Instrument for measuring cut holes |
SU634696A3 (en) * | 1973-04-05 | 1978-11-25 | Фрид. Круппгмбх (Фирма) | Gripping device of nuclear reactor reloading mechanism |
US4311557A (en) * | 1979-10-12 | 1982-01-19 | Westinghouse Electric Corp. | Refueling machine for a nuclear reactor |
SU922035A1 (en) * | 1980-09-15 | 1982-04-23 | Предприятие П/Я В-2679 | Gripper for loads with mushroom-shaped head |
RU2323493C1 (en) * | 2006-06-29 | 2008-04-27 | Анатолий Андреевич Зубков | Nuclear power station refueling method and device for afterburning |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2758104C1 (en) * | 2020-08-28 | 2021-10-26 | Акционерное общество «Прорыв» | Apparatus for gripping and retaining a heat-generating element |
RU2759051C1 (en) * | 2020-08-28 | 2021-11-09 | Акционерное общество «Прорыв» | Apparatus for gripping and transporting a fuel element |
RU2768793C1 (en) * | 2021-01-11 | 2022-03-24 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Госкорпорация "Росатом" | Device for gripping and transporting fuel element having annular groove |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
RU2725759C1 (en) | Device for loading and unloading fuel elements of nuclear reactor core | |
US6895067B2 (en) | Smooth collet for pulling fuel rods | |
KR910005804B1 (en) | Holder-down device for nuclear reactor | |
US2930744A (en) | Charge chutes for atomic reactors | |
US3941413A (en) | Quick release latch for reactor scram | |
US9852821B2 (en) | Nuclear fuel assembly handling apparatus | |
JPS62116289A (en) | End plug for nuclear fuel rod | |
KR102229251B1 (en) | PWR Nuclear Fuel Rod Loading Force Measurement DevicA tester for nuclear fuel rod input measurement | |
CN201956078U (en) | Underwater gripping apparatus of fuel subassembly | |
RU2594357C1 (en) | Jacketless nuclear reactor fuel assembly with liquid metal coolant | |
CN106525592B (en) | A lift assembly and its experimental device and experimental method | |
KR102549108B1 (en) | Joint sliding lever link type wire clip with open/close operation grip guide function for indirect live wire and wire fixing method for indirect live wire work | |
CN216719509U (en) | Choke plug assembly underwater operation tool limiting device for nuclear power station | |
KR101564989B1 (en) | Controller for Seismic Reinforcing Member | |
CN109509566B (en) | Hand-operated grabbing tool for core instrument sleeve assembly | |
CN217306119U (en) | Novel adjustable fuel assembly guiding device | |
CN216719510U (en) | Choke plug assembly underwater operation tool transmission device for nuclear power station | |
JPH09166676A (en) | Fuel assembly structure using channel for supporting load and method thereof | |
RU2810645C1 (en) | Device for capturing and transporting fuel element having cylindrical hole | |
CN221810180U (en) | Hydrogeological exploration ground water level observation device | |
GB967150A (en) | Method and devices for handling fuel elements in a nuclear reactor | |
CN113772530B (en) | Grabbing device for fast reactor assembly transferring process | |
CN222593194U (en) | Fiber rigging with sheath | |
CN219819755U (en) | Tendon driving flexible manipulator | |
Suzuki et al. | The four-line model of the triangular running skyline system: Theory and numerical examples |