CS255287B1 - Method of nuclear reactor fuel cell lengthing during its disposal - Google Patents
Method of nuclear reactor fuel cell lengthing during its disposal Download PDFInfo
- Publication number
- CS255287B1 CS255287B1 CS861874A CS187486A CS255287B1 CS 255287 B1 CS255287 B1 CS 255287B1 CS 861874 A CS861874 A CS 861874A CS 187486 A CS187486 A CS 187486A CS 255287 B1 CS255287 B1 CS 255287B1
- Authority
- CS
- Czechoslovakia
- Prior art keywords
- tube
- fuel cell
- disposal
- nuclear reactor
- reactor fuel
- Prior art date
Links
Classifications
-
- 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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Řešení se týká způsobu dělení palivového článku jaderného reaktoru při jeho likvidaci. Podstata řešení spočívá v tom, že trubka se v místě požadované dělicí roviny navrubuje a podchladí na teploty pod transitní teplotu vrubové houževnatosti použité oceli, načež se trubka vystaví rázovému ohybovému namáhání, kolmo k ose trubky s maximem napětí v místě vrubu.The solution concerns a method of separating a nuclear reactor fuel element during its disposal. The essence of the solution lies in the fact that the tube is notched at the desired parting plane and cooled to temperatures below the transition temperature of the notch toughness of the steel used, after which the tube is subjected to impact bending stress, perpendicular to the tube axis with the maximum stress at the notch.
Description
Vynález se týká způsobu dělení palivových článků jaderných reaktorů.The invention relates to a process for separating fuel elements of nuclear reactors.
Při likvidaci vyhořelých nebo vyřazených palivových článků jaderného reaktoru je nutné palivový článek, který má tvar trubky o průměru 150 mm a délce cca 8 000 mm, rozdělit na přibližné poloviny. Jeto nutné s ohledem na přepravní možnosti stíněného ochranného kontejneru do kterého se celý palivový článek nevejde. Rozdělení palivového článku je velmi choulostivá operace vzhledem k tomu, že jak obal - ocelová trubka tak zejména obsah palivového článku jsou vysoce radioaktivní. Operace dělení musí probíhat v ochranné komoře, dálkově ovládaným řízením. V současné době se uvažuje s rozříznutím palivového článku kotoučovou pilou. Nevýhodou takového zařízení je však jeho vysoká cena a pak zvláště skutečnost, že při řezání vzniká drobný odpad, jehož zachycení je komplikované a vzniká nebezpečí jeho úniku ze stíněné komory a zamoření vnějšího prostoru. Ze stejných důvodů nepřichází v úvahu řezání kyslíkem nebo plasmovým hořákem.When disposing of spent or decommissioned nuclear reactor fuel elements, the fuel element, which has the shape of a pipe with a diameter of 150 mm and a length of about 8,000 mm, must be divided into approximately halves. This is necessary with respect to the transport possibilities of the shielded protective container into which the entire fuel cell does not fit. Fuel cell partitioning is a very delicate operation, since both the casing - steel tube and in particular the fuel cell content are highly radioactive. The cutting operation must take place in a protective chamber, remotely controlled. It is currently considered to cut the fuel cell with a circular saw. The disadvantage of such a device, however, is its high cost and, in particular, the fact that, when cutting, small waste is generated, which is complicated to trap and creates a risk of leakage from the shielded chamber and contamination of the external space. For the same reasons, oxygen or plasma torch cutting is not an option.
Uvedené nevýhody odstraňuje způsob dělení palivového článku jaderného reaktoru podle vynálezu. Podstata spočívá ve využití snadného vzniku trhliny a jejím šířením v oceli podchlazené na teploty -80 °C a nižší. Trubka palivového článku se v místě požadované dělicí roviny navrubuje strojním sekáčem. Potom se v místě vrubu upne na trubku dělené korýtko, které tvoří nádobu na tekutý dusík, který se v průběhu ochlazování doplňuje. Po hlubokém podchlazení stěny trubky beran pneumatického zařízení udeří do trubky v místě vrubu, kolmo na osu trubky, tím se v trubce vyvolá rázové napětí, kterým se trubka v navrubovaném místě přerazí.These disadvantages are overcome by the process of separating the fuel cell of the nuclear reactor of the invention. The essence lies in the use of easy crack formation and its propagation in steel cooled to -80 ° C and lower. The fuel cell pipe is crimped at the desired separation plane with a chisel. Then, at the point of the notch, a split trough is clamped onto the tube, which forms a liquid nitrogen container, which is replenished during cooling. After deep undercooling of the tube wall of the pneumatic equipment ram hits the tube at the notch point, perpendicular to the axis of the tube, thereby causing a shock voltage in the tube to break through the tube at the notched location.
Výhodou navrhovaného způsobu je rozdělení trubky bez odpadu, nízká spotřeba práce na rozdělení trubky a jednoduché a tím i levné zařízeni k tomu potřebnéThe advantage of the proposed method is the distribution of the pipe without waste, low consumption of work on the distribution of the pipe and simple and thus cheap equipment required for this
Vynález je blíže vysvětlen na popisu příkladů jeho provedení pomocí připojených výkresů, na nichž obr. 1 je znázorněné zařízení na dělení palivové trubky způsobem podle vynálezu ve vertikální poloze, obr. 2 znázorňuje trubku, kolem které je sevřeno osově dělené korýtko na přívod dusíku a na obr. 3 je znázorněno zařízení na dělení palivové trubky způsobem podle vynálezu ve vodorovné poloze.BRIEF DESCRIPTION OF THE DRAWINGS The invention is explained in more detail with reference to the accompanying drawings, in which: FIG. Fig. 3 shows a device for dividing a fuel pipe according to the invention in a horizontal position.
Příklad 1Example 1
Trubka 2 je ve vertikální poloze přenesena ke sloupu 2, na kterém jsou umístěny dvě dvojice opěrných kladek 3, do kterých je trubka 2 uložena a je přitlačována další hydraulicky ovládanou kladkou 2· Opěrné kladky 2 jsou poháněné, takže v nich uložená trubka 2 může rotovat. Výška sloupu 2 odpovídá délce trubky 2· Opěrné kladky 2 jsou přibližně v jedné čtvrtině délky trubky 2 od jejich konců. Uprostřed mezi opěrnými kladkami 2 3e umístěn strojně poháněný sekáč 5, který za rotace trubky 2 vytváří v trubce 2 obvodový vrub 6.The tube 2 is in a vertical position transferred to a column 2, on which two pairs of support rollers 3 are placed, into which the tube 2 is supported and pressed by another hydraulically operated roller 2. The support rollers 2 are driven so that the tube 2 can rotate . The height of the column 2 corresponds to the length of the tube 2. The support rollers 2 are approximately one quarter of the length of the tube 2 from their ends. Midway between the two support rollers 3 and located mechanically driven chopper 5, which during rotation of the pipe 2 formed in the tube 2 a circumferential notch 6th
Potom se rotace trubky 2 zastaví a pod místem navrubováni se kolem trubky 2 sevře osově dělené korýtko 7. jak jo patrné z obr. 2, které vytváří nádobku kolem stěny trubky 2, do které se přivádí dusík na prochlazení části trubky 2 kolem vrubu 6. Po prochlazeni stěny trubky 2 se dělěné korýtko 7_ rozevře a strojně poháněným sekáčem 2 se vede do místa vrubu 2 silný úder, který trubku 2 přerazí.Thereafter, the rotation of the tube 2 is halted and an axially split trough 7 and 7 is clamped around the tube 2 around the tube 2, forming a container around the wall of the tube 2 to which nitrogen is supplied to cool the portion of the tube 2 around the notch. 6. After cooling down the wall of the tube 2, the split trough 7 is opened and a machine-driven chisel 2 is guided to the point of the notch 2 with a strong impact which breaks the tube 2.
Příklad 2Example 2
Trubka 2 je přenesena ze zásobníku a uložena ve vodorovné poloze na dvě dvojice kladek 2 vzdálené od sebe přibližně na polovinu délky trubky 2· Obě dvojice kladek 2 jsou strojně poháněné a jejich pohybem lze trubku 2 otáčet. Uprostřed vzdálenosti mezi kladkami 2 íe umístěn strojně poháněný sekáč 2» který za rotace trubky 2 éo jejího obvodu vytváří vrubThe tube 2 is transferred from the magazine and placed horizontally on two pairs of pulleys 2 spaced apart approximately half the length of the tube 2. The two pairs of pulleys 2 are machine driven and can be rotated by moving them. Middle of the distance between the pulleys 2 te located mechanically driven chopper 2 »that during rotation of the tube 2 éo its periphery forms an indentation
6. Potom se trubičkou 8 jejíž ústí je nad trubkou 2 v místě vrubu 2 přivádí tekutý dusík. Trubka 2» která stále rotuje se po celém obvodu v místě a v těsné blízkosti vrubu 6 podchladí na teplotu pod 80 °C. Trubka 2 se pak zastaví a silným úderem strojního sekáče 2 se přerazí.6. Liquid nitrogen is then fed through a tube 8 whose mouth is above the tube 2 at the notch 2. The tube 2 which still rotates around the perimeter at and in close proximity to the notch 6 cools down to a temperature below 80 ° C. The tube 2 is then stopped and broken by a powerful blow of the chisel 2.
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS861874A CS255287B1 (en) | 1986-03-18 | 1986-03-18 | Method of nuclear reactor fuel cell lengthing during its disposal |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS861874A CS255287B1 (en) | 1986-03-18 | 1986-03-18 | Method of nuclear reactor fuel cell lengthing during its disposal |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CS187486A1 CS187486A1 (en) | 1987-07-16 |
| CS255287B1 true CS255287B1 (en) | 1988-02-15 |
Family
ID=5354219
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CS861874A CS255287B1 (en) | 1986-03-18 | 1986-03-18 | Method of nuclear reactor fuel cell lengthing during its disposal |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CS (1) | CS255287B1 (en) |
-
1986
- 1986-03-18 CS CS861874A patent/CS255287B1/en unknown
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CS187486A1 (en) | 1987-07-16 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| ES8407234A1 (en) | Radiation shield ring assembly and method of disassembling components of a nuclear steam generator using such assembly | |
| US20160035443A1 (en) | Treatment apparatus for waste steam generator and installation method thereof | |
| US4000391A (en) | Nuclear reactor fuel element splitter | |
| CS255287B1 (en) | Method of nuclear reactor fuel cell lengthing during its disposal | |
| HUT74782A (en) | Heating chamber with inner heating pipes and process for changing heating pipes | |
| JPH0536140B2 (en) | ||
| JP6337410B1 (en) | Reactor pressure vessel dismantling method | |
| US3672247A (en) | Apparatus and method for processing spent nuclear fuel elements | |
| US5032349A (en) | Shutdown of a high temperature reactor | |
| US4857262A (en) | System for singularizing fuel rods in a fuel element | |
| RU2545512C1 (en) | Device for long radioactive parts cutting to fragments | |
| JPH0820552B2 (en) | Method and apparatus for cutting irradiated fuel elements | |
| KR101661112B1 (en) | Drum type waste feeding apparatus of a plasma melter | |
| CN109959533A (en) | Sampler and method based on manipulator operation in hot cell after a kind of irradiation | |
| JPH05196797A (en) | Dismantling method for biological shield wall in nuclear facility | |
| JPS5925480B2 (en) | Cylindrical body processing equipment | |
| US4485287A (en) | Method of making a hole in a thick-walled metal material | |
| KR102027198B1 (en) | moving device of Reactor Vessel Internals of nuclear reactor | |
| JP3861142B2 (en) | Reactor pressure vessel cutting method and pitch hold jig used in the cutting method | |
| FR2395569A1 (en) | LOADING-UNLOADING PROCESS OF A NUCLEAR REACTOR WITH FAST NEUTRON AND LOADING-UNLOADING MACHINE FOR IMPLEMENTING THE SAID PROCESS | |
| KR102010669B1 (en) | Disassemble device of Reactor Vessel Internals of nuclear reactor | |
| RU2080665C1 (en) | Method for laying out two-beam fuel assembly of nuclear reactor and layout device which implements said method | |
| KR100467440B1 (en) | Cutting apparatus of uranium rod | |
| KR102649011B1 (en) | Remote restart system for vitrification equipment and operation method thereof | |
| KR102870977B1 (en) | Plasma torch melting furnace system having waste drum pretreatment apparatus and treatment method thereof |