核燃料处理系统中专用机械结构的设计
核燃料后处理设施设计指南非密
ANSIN101.3-19791979年12月28日批准美国国家标准核燃料后处理设施主要设计准则编写指南（ANSI N101.3-1972的修订版）美国国家标准学会美国国家标准核燃料后处理设施主要设计准则编写指南美国国家标准意味着标准的范围和规定等相关的主要内容通过协商达成一致，它旨在指导帮助厂商、消费者和广大群众。
该标准的存在，不会从任何方面限值（改为阻碍）任何人（不管其是否会采用该标准）从事生产、销售、采购相关活动，或者使用不符合（改为遵守）该标准的产品、工艺和规程。
作为美国国家标准都会定期修改，用户应注意获取最新版本。
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请注意，本标准随时可能被修改或撤消，美国国家标准学会要求，重申、修订或者终止美国国家标准，从标准发布之日起算不应超过5年。
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前言（该前言不是美国国家标准—核燃料后处理设施主要设计准则编写指南N101.3-1979第一次修订版的组成部分）作为联邦法规10 CFR 50发布的部分规则和条例，对于准许运行（正在申请许可证的）的核反应堆、核（加材料）加工厂和其它设施，核管会已经为核电站发布了通用的设计准则。
核电站设计准则的一部分也适用于核燃料后处理设施的设计，已经纳入后来的标准中。
这个标准也包含了针对（改为专用于）核燃料后处理设施的设计规定：它涉及了需予以考虑的重要安全因素，也反映出核反应堆和核燃料后处理设施之间的内在差别。
核燃料后处理设施工艺系统是在压力相对较低或负压下运行的，因此，主要针对防止核临界和抵御后处理溶液腐蚀进行设计。
另一方面，反应堆主系统是在高温和高压下运行的，在相对无腐蚀的环境下使燃料元件达到临界。
在后处理厂，要把在核电厂为达到燃料和副产物释放最小化而设计的燃料元件进行解体和分离成不同组分，因此，放射性包容和大量高放废物贮存是这类工厂面对的主要问题。
核燃料后处理车间用起重机特点及设计概述
核燃料后处理车间用起重机特点及设计概述下旋转电磁挂梁起重机是一种以旋转電磁挂梁为吊具的起重机，通过固定在挂梁上的电磁铁，吸取并搬运重物。
本文在分析下旋转电磁挂梁起重机现状的基础上，给出了其特点以及组成方案，为进一步的设计奠定理论基础。
标签：起重机；特点；组成0 引言当今世界面临的最大问题之一就是能源短缺，像石油、天然气和煤炭，这些化石燃料不但是污染源，而且终将耗尽。
但是，核能源就不一样，它是一种用一点铀矿就可以生产数千兆电力的能源，铀矿是世界多数国家都拥有的一种矿物，资源比较丰富。
人类对核知识的认识已经有一个多世纪了，在此期间专家们在核领域不断的研究，发现了许多有益于人类的核能源，对其他领域也产生了重要的影响。
核能的最大用途就是生产电力，发展核电已经成为我国满足电力需求、优化能源结构、保障能源安全，促进经济持续发展的重大战略举措。
现在世界许多国家，特别是工业国家几乎都用核能发电。
世界16%的电也是通过核能保障，世界六分之一的电由核电站生产。
此外，还可以勘探地下水源，发现水坝受损或水坝渗水，淡化水，扫雷等。
在核废料搬运过程中需要使用起重机，应用于核燃料后处理车间封闭环境中的起重机，由于其使用环境比较恶劣，吊运精度要求高，普通的起重机械不能满足其工作要求，这就需要设计研究出用于该特定环境，具有特定工作性质的起重设备。
1 核燃料后处理车间用起重机特点该起重机用于吊运热室内的实验设备。
热室是一个由混凝土浇注而成的封闭空间，热室内存放有强放射性物质，同时热室内充满了硝酸气体。
由于该起重机在放射性和腐蚀性的使用环境中运行，再加上客户对该起重机的具体使用功能提出了特殊要求，所以该起重机具有以下几个显著特点：（1）整车金属结构材料采用不锈耐酸钢，非金属材料采用耐腐蚀、耐辐射材料。
（2）空间交错轴系大、小车运行丝杠传动系统。
由于热室是封闭的，客户要求大、小车运行的驱动电机必须安装在热室外面，而起重机又在热室内部工作，所以只有通过一套特别的传动系统，将驱动电机和起重机联系起来，才能实现起重机的大、小车运行功能。
核燃料组件制造关键技术与成套装备_概述及解释说明
核燃料组件制造关键技术与成套装备概述及解释说明1. 引言1.1 概述核燃料组件制造是核能领域的关键环节，涉及到核电站安全运行和可持续发展。
核燃料组件作为核反应堆的重要部分，承载着控制和释放核能的任务。
因此，对于核燃料组件的制造关键技术和成套装备的研发与应用具有重要意义。
1.2 文章结构本文将首先介绍核燃料组件制造关键技术，包括制造流程、材料选择与处理以及质量控制与检测方法。
其次，我们将探讨成套装备在核燃料组件制造中的应用与发展，包括设备概述、技术创新与进展以及自动化程度提升与未来趋势。
然后，我们会深入解释说明核燃料组件制造的重要性及挑战，并从能源领域的关键地位、外界环境对制造过程的影响以及技术瓶颈与突破点三个方面进行分析。
最后，我们将总结主要观点，并对未来核燃料组件制造的发展做出展望。
1.3 目的本文旨在全面概述核燃料组件制造关键技术与成套装备的现状和发展趋势，深入探讨其重要性及挑战，并为核能领域从业人员、研究人员和政策制定者提供参考和借鉴。
通过本文的阐述，读者可以全面了解核燃料组件制造相关知识，并对未来发展方向做出准确判断。
2. 核燃料组件制造关键技术：2.1 制造流程：核燃料组件制造的主要流程包括材料选择与处理、结构设计与加工、装配和测试等环节。
首先，根据具体应用需求和安全标准，选择适合的材料作为核燃料组件的基础材料，如铀、钚等。
然后进行材料处理，包括提纯、合金化和成型等工艺，以确保材料达到所需的物理、化学性能。
接下来，在结构设计阶段，需要考虑到核燃料组件在实际运行中所承受的高温、辐射和压力等因素，并进行相应的加工工艺设计，如焊接、锻造和复合等技术。
最后，将经过加工处理的各个部分进行装配，并进行必要的测试和验证，确保核燃料组件符合规定的性能参数。
2.2 材料选择与处理：核燃料组件制造中材料选择与处理是非常重要且复杂的过程。
首先需要选择适合核反应堆使用环境下能够具备良好物理特性并耐受高温高压辐射条件的重金属元素作为基础材料。
核动力发动机内部结构
核动力发动机内部结构
核动力发动机是一种利用核能产生动力的发动机，它的内部结构包括反应堆、燃料元件、冷却剂、控制棒、反应堆压力容器等部分。
反应堆是核动力发动机中最重要的组成部分，它是核反应的主要场所，通过核裂变或核聚变产生能量。
燃料元件是反应堆中的燃料，通常采用铀或钚等放射性元素，其内部包含丰富的核能。
冷却剂用于控制反应堆的温度，通常采用水、氦气或液氦等。
控制棒用于调节反应堆的核反应速率，通常采用碳化硼等材料制成。
反应堆压力容器则是用于容纳反应堆和防止辐射泄漏的结构。
在核动力发动机的运行过程中，反应堆中的核燃料会不断地释放能量，冷却剂会带走这些能量，同时也会降低反应堆的温度。
控制棒的移动会影响核反应的速率，从而控制发动机的输出功率。
总的来说，核动力发动机的内部结构非常复杂，需要高度的技术支持和安全保障，但其产生的动力也非常强大，可以用于飞行器、潜艇等高科技领域。
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核反应堆燃料装置的设计与分析
核反应堆燃料装置的设计与分析核反应堆燃料装置是核反应堆工程中至关重要的一环，其设计和分析对于核反应堆的安全运行和寿命周期具有重要意义。
本文将从设计和分析两个方面来介绍核反应堆燃料装置。
设计核反应堆燃料装置的设计需要考虑许多因素，包括反应堆的功率、密度、运行寿命以及对堆芯的保护等。
首先，反应堆的功率和密度将会影响到燃料装置的设计，因为这些因素会决定燃料棒的数量和排列方式。
而燃料棒的数量和排列方式将会影响到反应堆的热力学和工程参数，包括温度、压力和流量等。
此外，燃料棒将会受到辐射和损耗的影响，因此燃料装置的寿命和维护周期也需要考虑在内。
其次，为了保证核反应堆安全运行，燃料装置的设计需要考虑到堆芯的保护。
这可以通过控制燃料棒的密度和排列方式、设计反应堆内的冷却剂流动方式以及安装反应堆控制装置来实现。
此外，燃料装置也需要设计成易于维护和检修的形式，以确保燃料棒和其他部件的更换和维护得以顺利进行。
分析核反应堆燃料装置的分析包括热力学、应力和辐射等方面。
其中热力学是最为重要的一方面，因为燃料装置的热力学参数将直接影响到反应堆的运行和安全。
燃料棒的热扩散系数、热传导系数和热容量等参数都需要考虑在内。
同时，燃料装置的设计需要考虑到应力分析，因为在运行过程中，燃料棒和其他部件都会受到应力的影响。
应力分析需要考虑到燃料棒的材料、尺寸和热膨胀系数等因素，以保证燃料装置在运行时不会发生破裂或变形的情况。
最后，燃料装置的辐射分析也必不可少。
因为燃料装置中包含高度放射性的核燃料，所以辐射的影响需要在设计和运行过程中得到充分考虑。
辐射分析需要考虑到燃料棒和其他部件的放射性衰变、核裂变产物的释放和扩散以及辐射对工程材料的影响等因素。
结语在本文中，我们介绍了核反应堆燃料装置的设计与分析。
设计过程需要考虑反应堆功率、密度、寿命和保护等因素，而分析过程则需要考虑热力学、应力和辐射等方面。
通过合理的设计和充分的分析，可以保证核反应堆的安全运行和寿命周期。
核燃料后处理厂建(构)筑物、系统和部件的分级准则(EJ T 9391995)
F 49EJ/T 939—1995核燃料后处理厂建（构）筑物、系统和部件的分级准则1995-07-05发布1995-11-01实施中国核工业总公司发布附加说明：本标准由中国核工业总公司科技局提出。
本标准由核工业第二研究设计院负责起草。
本主要起草人：李守成、易著贵、李光鸿、林懋贞、杨鑫荣。
1主题内容与适用范围本标准规定了核燃料后处理厂（简称后处理厂）建（构）筑物、系统和部件的安全分级方法以及安全分级、抗震分类、质量保证分级的准则及其设计要求。
本标准适用于后处理厂及其附属的乏燃料湿法贮存及各类放射性废物管理设施的设计、采购、制造、建造、安装、检验、调试和运行。
2引用标准GBJ 11 建筑抗震设计规范GB/T 19000 质量管理和质量保证标准——选择和使用指南GB/T 19001 质量体系——设计/开发、生产、安装和服务的质量保证模式GB/T 19002 质量体系——生产和安装的质量保证模式GB/T 19003 质量体系——最终检验和试验的质量保证模式HAF 0101 核电厂厂址选择中的地震问题HAF 0102 核电厂的地震分析及试验HAF 0201 用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级HAF 0400 核电厂质量保证安全规定EJ 313 压水堆核电厂系统部件安全等级的划分EJ 877 核燃料后处理厂安全设计准则3 术语3.1物项包括建（构）筑物、系统、部件、零件或材料的概括性术语。
3.2 运行安全地震动（简称SL1）运行安全地震动是在分析后处理厂所在区域的地震和地质情况、分析当地地表下地层特性的基础上，按年超越概率为2×10-3的地震动值所确定的一种地震，其加速度峰值不得小于对应于极限安全地震动的一半。
当发生这种地震时，与核安全有关的设施应能继续运行并维持其核安全功能。
3.3 极限安全地震动（简称SL2）极限安全地震动是在考虑后处理厂所在区域的地震和地质情况、分析当地地表下地层特性的基础上，按年超越概率为10-4的地震动值所确定的最大地震。
211101582_某电厂核燃料操作机自动抓具功能和结构浅析
某电厂核燃料操作机自动抓具功能和结构浅析张唐幕（中核环保产业有限公司项目管理部福建宁德355100）摘 要：核燃料组件抓具是核电厂检修中不可缺少的设备之一，一般设置在可由电动操作的移动式行车起升机构上（压水堆称之为换料机，本文称之为乏燃料贮存水池自动操作机），乏燃料贮存水池自动操作机配合其安装在小车上的外套筒、内套筒、钢丝绳、定滑轮和旋转接头连接操作机自动抓具，抓取核燃组件及其容器转运至工作位置和贮存位置。
本文浅析某核电厂自动重力式核燃料组件专用抓具，因其结构的特殊性，可有效地保证核燃料组件快速装卸、抓取释放，其结构可靠性、安全性和便捷性较好，操作快速、方便。
本抓具具有一定的自锁功能，在正常升降、故障工况及地震工况下，对所操作的对象夹持不会掉落。
关键词：自动抓具重力式安全可靠维修方便核燃料操作机中图分类号：F426.61文献标识码：A文章编号：1674-098X(2022)10(a)-0032-04Analysis on Function and Structure of Automatic Gripper of Nuclear Fuel Operating Machine in a Power PlantZHANG Tangmu(China Nuclear Environmental Protection Industry Co., Ltd., Project Management Department,Ningde, Fujian Province, 355100 China)Abstract: Nuclear fuel assembly gripper is one of the indispensable equipment in the maintenance of nuclear power plant. It is generally set on the mobile crane lifting mechanism that can be operated by electric power (pres‐surized water reactor is called refueling machine, which is called spent fuel storage pool automatic operator in this paper). The automatic operator of spent fuel storage pool is connected with the outer sleeve, inner sleeve, steel wire rope, fixed pulley and rotary joint installed on the trolley. The automatic gripper of the operator grabs the nuclear fuel assembly and its container and transports it to the working position and storage position. This paper analyzes the special gripper for automatic gravity nuclear fuel assembly in a nuclear power plant. Because of its structural particu‐larity, it can effectively ensure the rapid loading, unloading, grasping and release of nuclear fuel assembly. Its struc‐tural reliability, safety and convenience are good, and the operation is fast and convenient. The gripper has a certain self-locking function and will not drop when clamping the operated object under normal lifting, fault conditions and earthquake conditions.Key Words: Automatic gripper; Gravity type; Safe and reliable; Convenient maintenance; Nuclear fuel operating machine由于各核电厂对换料机抓具的术语略有不同，本文分析的是某核电厂乏燃料水池自动操作机核燃料组件抓具，本文统称“操作机自动抓具”。
核电站核岛换料机夹爪气动系统的设计
核电站核岛换料机夹爪气动系统的设计刘俊1，傅波1，帅剑云2（1.四川大学制造科学与工程学院，四川成都610065；2.中科华核电技术研究院，广东深圳518124）摘要：为压水堆核电站核岛换料机的夹爪机构设计了一套气压驱动系统，其中设计计算了气缸的缸径、行程、供气压力和输出力，对气缸活塞杆进行了稳定性分析。
同时，根据核电站的特殊使用环境，对整个气动回路的元器件进行了选型，并绘制了气动系统图和工程安装示意图。
目前该系统方案已成功应用于大亚湾核电站的工程样机中，对全面实现我国核电站换料机的国产化具有重要意义。
关键词：核设备；换料机；燃料夹爪；驱动机构；气动系统；稳定性中图分类号：TM623；TP241文献标识码：A文章编号：1674-5124（2010）03-0089-03Pneumatic system design for gripping jaw of nuclear island manipulate cranesLIU Jun 1，FU Bo 1，SHUAI Jian-yun 2（1.School of Manufacturing Science and Engineering ，Sichuan University ，Chengdu 610065，China ；2.Zhongkehua Nuclear Technology Research Institute ，Shenzhen 518124，China ）Abstract:A feasible air-pressure transmission system has been designed for the manipulate crane's gripping jaw ofnuclear power plant.The design's calculation includes the cylinder's diameter ，the piston rod's travel ，and the cylinder's pressure and output power ，and the stability is analyzed for the piston rod.At the same time ，according to the special environment of nuclear power plant ，the authors have selected the pneumatic components ，and have drawn the pneumatic system and installation instruction.This design has been applied in engineering practice in Daya bay nuclear power plant.It is of positive significance to realize the localization of nuclear plant manipulate crane.Key words:Nuclear equipment ；Manipulate crane ；Gripping jaw ；Driving mechanism ；Pneumatic system ；Stability收稿日期：2009-11-02；收到修改稿日期：2010-01-07作者简介：刘俊（1983-），男，湖南邵阳市人，硕士研究生，专业方向为机械电子工程。
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2012年4月25日星期三
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4． 装卸料机的提升机构
(1). 主要功能 (2). 卷扬机的组成结构
(3). 结构特点 (4). 传动路线及传动比
(5). 变速原理 (6). 辅助系统
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在停堆后（冷态和卸压）装卸核燃料组件， １．在停堆后（冷态和卸压）装卸核燃料组件， 即为达到下述目的而进行的所有必要操作： 即为达到下述目的而进行的所有必要操作：
（１）从堆芯卸出乏燃料组件； 从堆芯卸出乏燃料组件； 把乏燃料组件从反应堆厂房(ＲＢ 运往燃料厂房（ＦＢ） ＲＢ)运往燃料厂房 （ ２ ）把乏燃料组件从反应堆厂房 ＲＢ 运往燃料厂房 （ ＦＢ ） ， 并放入乏燃料贮存格架中； 并放入乏燃料贮存格架中； （３）从新燃料贮存格架中吊出新燃料组件并将其运入反应堆厂房 并装入堆芯； 内，并装入堆芯； （４）对重新装入堆内的燃料组件内的相关组件（如控制棒组件、 对重新装入堆内的燃料组件内的相关组件（如控制棒组件、 阻力塞组件）进行调整； 阻力塞组件）进行调整； 在乏燃料检查装置上对乏燃料组件进行目视检查，需要时， （５）在乏燃料检查装置上对乏燃料组件进行目视检查，需要时， 把破损燃料组件送到破损燃料组件贮存小室； 把破损燃料组件送到破损燃料组件贮存小室； 在啜（ （６）在啜（音：chuò）吸检测装置内探测乏燃料组件是否破损； ）吸检测装置内探测乏燃料组件是否破损；
3．装卸料机的装卸机构
（1）机构组成为： 外套筒组件 装 卸 机 构 内套筒组件与抓取机械手
（2）装卸核燃料组件的工作过 程
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外套筒组件如图示
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①外套筒组件
它由固定支座、手动回转机构、外套筒筒体 、支承轮 装置、导向轮装置、长推杆、行程碰块等组成。外套筒筒 体用0Ｃr18Ｎi9不锈钢无缝钢管制造。
乏燃料水池
通道插入已竖起的倾翻机 穿墙 卧倒倾翻机
运行精定位
装入堆芯
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五、乏燃料组件的工艺运输流程
用桥式起重机械手从反应堆内取出乏燃料组件，再转 运到乏燃料组件贮存水池的工艺运输流程与新燃料组件的 工艺运输流程基本上是相反的。但其工序要复杂一些。主 要是要对其进行多种检测。
含有各种化学添加剂的含硼除盐水；特殊情况下， 含有各种化学添加剂的含硼除盐水；特殊情况下，乏燃料水池水温允 许达到８０ ８０℃ 许达到８０℃。水下运行的机械设备零部件一般应采用奥氏体不锈钢制造 其外形应易于去污，并且不允许使用有机材料、有机润滑脂等。 ，其外形应易于去污，并且不允许使用有机材料、有机润滑脂等。
一、装卸料机
装卸料机是核岛内的主要机器之一，在核岛 内用于为反应堆装入、卸出或倒换燃料组件。一 般采用桥式结构，如图所示。或称桥式起重机械 手
装卸料机的结构组成: 装卸料机的结构组成
1) 大车 装 卸 料 机 2) 小车 3) 装卸机构 4) 提升机构
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输送管道，将新燃料组件运到反应堆厂房。反应堆厂房内的 燃料倾翻机接过燃料容器，通过卷扬机，将新燃料组件竖起 在反应堆换料水池中，再用桥式起重机械手从倾翻机内把新 燃料组件取出，并精确定位，最后装入反应堆堆芯之内。
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新燃料组件的工艺运输流程
新燃料组件入厂 升降机 0m 14m脱去镗装 人桥桥吊水运 卧倒 竖起 20m检测 过水闸门 水下运输车 机械手取出
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核燃料组件装卸、 核燃料组件装卸、转运机械化流水线
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四、新燃料组件的工艺运输流程
当新燃料组件运输容器运到燃料厂房后，要用燃料厂房 的辅助桥式起重机提升到操作室，脱去新燃料组件的铠装和 容器。再提升到操作平台，将其装进新燃料检查装置进行目 测检查和控制棒组件抽插试验，检查合格的新燃料组件运到 新燃料组件贮存格架存放，或用新燃料升降机将其运到乏燃 料贮存水池中的乏燃料贮存格架中存放。燃料组件下放到水 池底部后，要再用人桥起重机在水下吊运新燃料组件（首次 装料为干操作），通过水闸门进入燃料组件转运舱内。在此 之前，燃料转运舱内的燃料倾翻机已经竖起，倾翻机内的燃 料容器亦已竖起，可以接住新燃料组件，将倾翻机卧倒，启 动水下气动牵引车，驱动水下运输车将新燃料组件穿过穿墙
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内套筒组件 与抓取机械 手
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②内套筒组件与抓取机械手
图中展现了内套筒组件与抓取机械手的工作原理和结 构轮廓。它由爪钩等几十个零部件组成。内套筒筒体用 0Ｃ r18Ｎi9Ｔi制造。它的上方用钢丝绳与提升机构相连，把整 个内套筒组件与抓取机械手悬挂在外套筒内腔里，靠内套 筒外圆柱面上的导向长键与外套筒内腔的一排导向滚轮上 的键槽配合，使内外套筒体之间只有沿轴向的相对移动， 不能相对转动。
2. 装卸料机的小车
它以小车架和提 升机架为骨干，其上 安装了起升机构、运 行机构、装卸机构和 电气自动控制系统ห้องสมุดไป่ตู้ 如图示。用功率步进 电动机驱动，无级调 速，运行速度 0~6m/min，定位精 度可小于1mm。
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一.装卸料机 1.装卸料机典型结构 1.装卸料机典型结构 装卸料机 2.装卸料机自动定位系统概述 2.装卸料机自动定位系统概述 装卸料机 二.新燃料升降机 三.燃料组件转运装置 四.手动操作工具
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1． 装卸料机的大车
大车由箱式或桁架式双梁桥架和大车运行机 构组成，如图示，用功率步进电动机驱动，无级 调速，运行速度0~10m/min，定位精度小于1mm。 一般采用无轮缘车轮。
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三、实现本系统功能的主要机械设备
本系统的操作基本上在水下进行。 本系统的操作基本上在水下进行。这些水下操作工序是一 操作基本上在水下进行 个较复杂的系统流程。目前， 个较复杂的系统流程。目前，压水堆核电厂已初步实现机械化 所示。 流水作业线， 流水作业线，如图９－１所示。这条流水作业线上的主要机械 设备有十多种，如燃料组件倾翻机、装卸燃料组件的容器、 设备有十多种，如燃料组件倾翻机、装卸燃料组件的容器、穿 墙运输管道、长柄截止阀、水下燃料转运装置、气动牵引车、 墙运输管道、长柄截止阀、水下燃料转运装置、气动牵引车、 应急牵引车、新燃料组件升降机、乏燃料组件检测机、 应急牵引车、新燃料组件升降机、乏燃料组件检测机、人桥起 重机、辅助桥式起重机及桥式起重机械手（装卸料机） 重机、辅助桥式起重机及桥式起重机械手（装卸料机）等。
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结束放映
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第一节 压水堆 核电厂内核燃料组件的装卸、 核电厂内核燃料组件的装卸、 转运和贮存系统简介
核电厂内核燃料组件装卸、转运和贮存系统属于核辅助系统， 核电厂内核燃料组件装卸、转运和贮存系统属于核辅助系统，其 核辅助系统 主要服务对象是燃料组件，包括新燃料组件入堆前的的接收、检查、 主要服务对象是燃料组件，包括新燃料组件入堆前的的接收、检查、 贮存，拆卸和装封反应堆，堆芯换料以及乏燃料组件的运输、 贮存，拆卸和装封反应堆，堆芯换料以及乏燃料组件的运输、贮存和 发送等一系列工艺操作。 发送等一系列工艺操作。
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第二节 压水堆 核电厂内核燃料组件装卸、 核电厂内核燃料组件装卸、贮存 和转运系统中的专用机械
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二、本系统的设计准则
１．乏燃料贮存水池、反应堆换料水池等要保证转运和贮存 乏燃料贮存水池、 中的燃料组件上方有足够厚的水屏蔽层 水屏蔽层， 中的燃料组件上方有足够厚的 水屏蔽层 ， 使操作面的放射性 剂量水平不超过规定值。 剂量水平不超过规定值。 除控制仪表设备外， 所有燃料组件的装卸、 ２ ． 除控制仪表设备外 ， 所有燃料组件的装卸 、 运输和贮 存设备的设计需满足在各种载荷及其组合载荷作用下， 存设备的设计需满足在各种载荷及其组合载荷作用下 ， 产生 的应力应小于规定的值。 的应力应小于规定的值。 ３．本系统的机械设备，在运行停堆地震(ＯＢＥ 或安全停 本系统的机械设备，在运行停堆地震 ＯＢＥ)或安全停 ＯＢＥ 堆地震(ＳＳＥ 地震过后， ＳＳＥ)地震过后 堆地震 ＳＳＥ 地震过后，经过检查和修理应仍然能恢复其功 在任何情况下， 能 。 在任何情况下 ， 能够通过手动操作来完成正在进行的燃 料组件操作，并且不损伤燃料组件。 料组件操作，并且不损伤燃料组件。
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乏燃料组件的工艺运输流程
机械手取出 棒束组件转换 水下运输 水下运行 第一次缀漏检测 卧倒 把燃料组件竖起 过大门 破乏燃料入舱
放入竖起的倾翻机 穿墙 倾翻机 抓住乏燃料组件 破者再作缀漏检测
人桥起重机就位
水下电视摄象 不破者入格架 备用或送后处理
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（１）．提升机构的功能、结构特点和工作原理