核燃料在反应堆中经中子辐照，主要发生核裂变和中子俘获两个过程，前者生成裂变产物，后者生成超铀元素(重核素)。

辐照燃料有一个复杂的组分，且随进堆燃料组成，堆中的中子谱，堆的比功率或热功率，辐照时间和冷却时间的不同而不同。以从核电厂卸出，冷却150天，燃耗为33 000MWdlt(以铀计)的辐照燃料为例，在重金属中，铀约占95.4%，钚占约1%，除铀、钚外锕系元素约占0.1%，裂变产物约占3.1%。

反应堆新燃料组件虽然经过检验，入堆前其质量能予以保证，但装入堆芯运行受辐照后，会有燃料包壳破损，丧失严密性的情况发生。为尽早阻止燃料内的裂变产物向堆芯泄漏而造成污染，就必须及时察觉并将其密闭在专门容器内。反应堆运行期间可通过流体采样鉴别堆中是否有燃料包壳破损，但要判别出有包壳泄漏的燃料组件，就要用堆芯燃料的严密性鉴定装置，趁反应堆大修开盖倒料的时机对每件燃料组件进行严密性鉴定。

堆芯燃料的严密性鉴定装置是采用啜吸技术，把待鉴定的燃料组件封闭在特定体积内，探测该体积内是否存在从燃料包壳内泄漏出的特定放射性核素133xe，来判定该燃料组件包壳严密性。

已辐照燃料接收装置（以下简称接收装置）是某型核反应堆换料检修需要使用的专用设备之一，其功能是完成已辐照燃料组件在空气中与水下之间的转运，空中转运通过换料机进行，水下转运通过长杆操作工具完成。接收装置的设计要在满足其功能的同时保护操作人员免受过量辐照剂量。

核反应堆装卸检修工具的设计应在满足防止燃料组件跌落的同时保证操作人员免受超限剂量辐射，因此设计时应满足以下要求：

（1）接收装置必须具有辐射安全防护功能，对操作人员起到辐射防护作用；

（2）接收装置在使用过程中应保证燃料组件的安全；

（3）接收筒在上接收位置时，应能与屏蔽筒组件的内方孔对准以便燃组件能顺畅地通过，并且保证接收筒中的燃料组件在换料机的抓取范围内；

（4）装有燃料组件的接收筒在接收位置时不会意外跌落；

（5）燃料组件的接收筒在抓取位置时，操作人员使用燃料组件长杆工具应能方便地转运燃料组件。

根据接收装置的各部分结构功能进行划分，其主要由铸钢平台、套环、铅屏、导轨组件、池壁支撑组件、接收筒、电机传动装置及其他部分组成，见图 1。

（1）铸钢平台、套环和铅屏

铸钢平台用于整个接收装置在水池面上的支撑，同时也是支承换料机的刚性平台，套环安装于铸钢平台上，其直接与换料机接触并为换料机提供定位。保证换料机抓具能够顺利进入铅屏的中心方孔；铅屏中心方孔是燃料组件从换料机进入接收筒的通道，铅屏的径向有180mm 厚的铅层和 40mm 厚的钢板作为生物屏蔽层，顶部有 235mm厚的钢板（其上部的套环厚度为 165mm）作为生物屏蔽层。见图 2。

（2）导轨组件

导轨组件为接收筒的运动提供限制，接收筒沿导轨运动，导轨为曲线导轨，上段竖直，下段向平台外平滑弯曲，当接收筒运行到上接收位置时与铅屏对接，此时换料机可以抓取或者释放燃料组件。当接收筒向下运行时就会沿着导轨到达铸钢平台外侧的抓取位置，此时可以使用燃料组件长杆抓具抓取或者释放燃料组件。导轨组件包括左导轨和右导轨两部分，都为 U 型槽导轨，U 型槽能够对在其中行走的接收筒滚轮进行限制，防止滚轮脱离轨道。导轨组件的下部有导轨正支撑、导轨背支撑及导轨斜支撑等支撑，这些支撑保证导轨刚度。保证装置经长期运行或存放后不发生位移和变形。

（3）池壁支撑组件

池壁支撑组件由钢板焊接而成，其一端通过螺栓与导轨组件背面相连接固定，另一端上面焊接有调节装置，调节装置的调节螺杆通过支撑盘与水池壁相顶，在现场安装时，根据水池壁上预留的焊接板位置调整池壁支撑组件的位置，对齐后调节顶紧再将支撑盘与焊接板焊接固定。

（4）接收筒

接收筒组件主要包括接收筒、滚轮、滚轮轴、拉轴、侧架及底轮等组成，接收筒承接并包容已辐照燃料组件，上边沿有一段喇叭导向段方便燃料组件进入。在滚轮轴的两端安装有两个滚轮，两个滚轮沿着导轨组件上下运行，而接收筒仅与上面的滚轮轴连接，接收筒底部有底轮，当接收筒组件处于导轨组件下部的倾斜段向下运动时，底轮沿着斜槽滑动防止接收筒组件的倾斜。

（5）电机传动装置

电机传动装置主要由电机、减速器、卷盘、钢丝绳、轴承以及卷盘支架组件等组成。钢丝绳连接卷盘和接收筒，电机带动卷盘转动实现接收筒的升降运动。电机选用速度控制性能较好且自带编码器的伺服电机，其自带的旋转编码器可以间接地给出接收筒位置信息，减速器则采用蜗轮蜗杆结构型减速器。

（6）其它

其他部分主要有转向滑轮组件、载荷传感用定滑轮及限位装置等。转向滑轮组件主要用于改变钢丝绳的走向。载荷传感用定滑轮中装有载荷传感器，用来监测钢丝绳的拉力，为过载保护和失重保护提供信号。限位装置用来检测接收筒组件是否到位，为控制系统对电机的控制提供信号输入，分为上限位装置、下限位装置和换料机联锁限位。