[发明专利]在对核反应堆换料时取出阻力塞和可移除单元的方法

摘要

本发明涉及原子能技术，特别涉及从带有重液态金属冷却剂的快中子反应堆中取出阻力塞和可移除块的方法。技术结果包括借助于一系列换料设备在辐射安全条件下从核反应堆中取出阻力塞和没有燃料组件的可移除块。用于在对核反应堆换料时取出阻力塞和可移除块的方法包括首先安装换料设备、然后从反应堆整体中移除阻力塞、以及运输阻力塞和在用于阻力塞的竖井中定位阻力塞、移出可移除块、运输可移除块以及将可移除块放置在用于可移除块拆卸的竖井中。

主权项

一种在核反应堆换料期间取出阻力塞和可移除块的方法，其包括：将阻力塞运输装置安装在反应堆阻力塞上，将附加负荷安装在所述阻力塞运输装置上，将缆线收回箱的内框架部分安装并固定在反应堆整体外壳上，将所述阻力塞运输装置的中间部分转动至其突起进入缆线收回箱固定元件的操作区域的位置中，拆除所述附加负荷并将所述缆线收回箱的外部部分安装在所述反应堆整体上，更换所述缆线收回箱的腔的内部介质，将引导通道安装在所述缆线收回箱上，将换料护甲安装在所述引导通道上，更换所述换料护甲和所述引导通道的内部介质，将带有所述阻力塞的阻力塞运输装置移入所述换料护甲内，将带有所述阻力塞的所述换料护甲运输进在其中卸载所述阻力塞的阻力塞竖井内，将所述引导通道再次安装在所述缆线收回箱上，将带有所述可移除块运输装置的所述换料护甲安装在所述引导通道上，更换所述缆线收回箱和所述换料护甲的腔的内部介质，将换料护甲自动夹具降低至与所述可移除块耦接，将带有所述可移除块的所述可移除块运输装置移入所述换料护甲中的最高位置，将带有所述可移除块的所述换料护甲运输至可移除块拆卸竖井，以及卸载所述可移除块。