用于给具有器械穿透凸缘的核反应堆更换燃料的方法和装置制造方法及图纸

用于在通过顶部安装器械为核反应堆更换燃料之前将芯内器械套筒管从反应堆芯收回的装置和方法。装置包括插入于顶盖凸缘和反应堆芯凸缘之间的穿透凸缘，器械线缆穿过所述顶盖凸缘和反应堆容器凸缘。穿透凸缘连接至上堆内构件并且能够相对于其抬升以在将上堆内构件从反应堆容器移除以更换燃料之前收回器械套筒。穿透凸缘通过上堆内构件被从容器移除。

【技术实现步骤摘要】
【国外来华专利技术】用于给具有器械穿透凸缘的核反应堆更换燃料的方法和装置相关申请交叉参考本专利技术涉及2012年4月27日提交的题目为INSTRUMENTATIONANDCONTROLPENETRATIONFLANGEFORPRESSURIZEDWATERREACTOR的美国申请序列号No.13/457,683。
本专利技术通常涉及核反应堆系统，并且具体地涉及带有穿过反应堆容器的上部分且在反应堆封头顶盖下方的器械穿透的核反应堆。
技术介绍
压水反应堆具有大量被安装在竖直反应堆容器内的细长燃料组件。增压冷却剂循环通过燃料组件，从而吸收燃料组件内的可裂变材料中的核反应所产生的热。利用增压水冷却的核反应堆发电系统的一次侧包括与产生有用能量的二次回路隔开并处于热交换关系的闭合回路。一次侧包括封闭用于支承多个含有裂变材料的燃料组件的堆芯内部结构的反应堆容器、在热交换蒸汽发生器内的一次回路、稳压器的内部容积、用于循环增压水的泵和管；所述管独立地将每个蒸汽发生器和泵连接到反应堆容器。在常规类型的核电站中，包括被连接到反应堆容器的管道系统、泵和蒸汽发生器、在内的一次侧的每个部件构成了一次侧的环路。为了展示，图1示出了简化的常规核反应堆一次系统，包括具有封闭核反应堆芯14的顶盖12的大致圆柱形的压力容器10。液体冷却剂(比如水或硼水)被泵16泵入容器10穿过堆芯14吸收热量，然后被排到热交换器18(典型地被称为蒸汽发生器)，在其中热被传递给利用回路(未示出)，比如蒸汽驱动的涡轮发电机。然后反应堆冷却剂返回泵16，完成一次环路。典型地，多个上述的环路通过反应堆冷却剂管路20被连接到单个反应堆10。在图2中更详细地示出示范性常规反应堆设计。除了包含多个平行且竖直共同延伸的燃料组件22的堆芯14之外，为了描述方便，其他容器内部结构被划分为下堆内构件24和上堆内构件26。在常规的设计中，下堆内构件起到支承、对准、引导堆芯部件和器械、以及引导容器内的流动的作用。上堆内构件约束燃料组件22(图2中为了简化仅示出两个)或为其提供辅助约束，并且支承和引导器械和部件，比如控制棒28。在图2所示的示范性反应堆中，冷却剂通过一个或多个入口喷嘴30进入反应堆容器，向下流过反应堆容器和堆芯筒32之间的环腔，在下增压室34内转弯180°，向上流到设置燃料组件的下支承板37和下堆芯板36，然后包围燃料组件22流过。在某些设计中，下支承板37和下堆芯板36被一种单一结构取代，即一种位于相同水平高度的下堆芯支承板37。流过堆芯和包围区38的冷却剂的量级典型地大到大约20英尺每秒的速度，400000加仑每分钟。所产生的压力降和摩擦力将导致燃料组件升高，该运动受到包括圆形上堆芯板40在内的上堆内构件的约束。离开堆芯14的冷却剂顺着上堆芯板的下侧流动并向上流过多个穿孔42。然后冷却剂向上径向地流到一个或多个出口喷嘴44。上堆内构件26由容器或容器盖支承，并包括上支承组件46。负载主要通过多个支承支承柱48在上支承组件46和上堆芯板40之间传递。支承柱在指定燃料组件22和上堆芯板40的穿孔42的上方被对准。典型地包括驱动轴或驱动杆50以及中子毒物杆星形爪组件52的直线可动控制棒28，通过控制棒导向管54被引导穿过上堆内构件26然后进入被对准的燃料组件22。导向管被固定地连接到上支承组件46以及上堆芯板40的顶部。支承支承柱48的布置方案在会不利地影响控制棒的插入能力的意外情况中有助于防止导向管变形。为了控制裂变过程，多个控制棒28在燃料组件22内的预定位置处的导向套筒内是可往复运动的。具体地，被定位在燃料组件的上喷嘴上方的控制棒机构支承多个控制棒。控制棒机构(也被已知为棒束控制组件)具有内开螺纹的圆柱毂构件，其带有形成之前关于图2所述的星形爪52的多个径向延伸爪或臂。每个臂被互连到控制棒28，从而使控制棒组件机构72是可运作的，从而在被联接到控制棒机构毂的控制棒驱动轴50的动力下以公知的方式在燃料组件的导向套筒内竖直地驱动控制棒28，进而控制燃料组件22中的裂变过程。上堆内构件26还具有向下延伸穿过支承支承柱48内的轴向通道然后进入基本上居中地位于燃料组件内的器械套筒的多个堆芯内器械。堆芯内器械典型地包括用于测量离开堆芯的冷却剂温度的热电偶，以及用于监视堆芯内中子活动的轴向和径向分布的轴向设置中子探测器。采用轻水反应堆的核电站需要定期停机以补充反应堆燃料。新的燃料组件被运输到电站，并与之前从反应堆中取出的用过的燃料组件一起被临时存放在燃料存储建筑内。在燃料更换停机期间，反应堆中的部分燃料组件被从反应堆中取出到燃料存储建筑。第二部分燃料组件从反应堆中的一个支承位置被移动到反应堆中的其他堆芯支承位置。新的燃料组件从燃料存储建筑被移入反应堆，从而取代已经被取出的燃料组件。这些动作按照具体的顺序计划被完成，从而根据反应堆堆芯设计者所预定的总体燃料更换计划使每个燃料组件被放置在指定位置。在常规反应堆中，接近燃料所需要的反应堆内部部件的取出和新旧燃料在反应堆与燃料存储建筑的废燃料池之间的移动是在水下进行，以保护电站维修人员。这通过提高与电站建筑结构一体的燃料更换腔和渠的水位被完成。超过20英尺的水位为反应堆内部结构和燃料组件的移动提供屏蔽。更换燃料活动通常位于将核电站返回至发电操作的关键路径上，因此，对于发电站所有者而言，这些操作的速度是重要的经济性考量。此外，电站装备和燃料组件为昂贵的，并且必须加以注意以避免因不当操纵反应堆部件(其必须被移除以接近燃料组件)、燃料组件或燃料转移装备而导致损害或不必要的放射暴露。由于反应堆芯的安全经济的操作依赖于每一个燃料组件处于其适当的位置中，因此这些操作的准确性也是重要的。典型的压水反应堆需要每十八至二十四个月更换燃料。采用图1和2中示出的常规设计的商业电站典型是1100兆瓦或更大量级的。最近，WestinghouseElectricCompanyLLC提出200兆瓦级的小型模块化反应堆。小型模块化反应堆是所有一级环路部件都位于反应堆容器内的一体压水反应堆。反应堆容器被紧凑高压安全壳所包围。由于一体压水轻水反应堆的有限安全壳内空间和较低成本要求，辅助系统的总数量需要被最少化，但不能损失安全性或功能性。例如，与一些小型模块化反应堆设计相关联的紧凑高压容器不容许在反应堆上方结合大的可浸腔，已转移的部件能够被防护于所述大的可浸腔中。此外，在大多数传统的压水反应堆中，在更换燃料之前从堆芯抽出堆芯内器械。通过破坏主要压力边界密封件并且将器械牵拉穿过导管管子而实现上述抽出。由于导管仅从反应堆容器的底部延伸至定位于与反应堆分开的室中的密封台，因此在底部安装器械的电站中这个步骤被顺畅地进行。在顶部安装器械的电站中，这个步骤因上内部结构而困难得多。当顶部安装的器械被用于小型模块化反应堆的一体压水反应堆中时，这更加复杂。在使用通常被称为压力容器内滞留的严重事故规避策略的电站中，顶部安装器械为优选的。这个策略需要在反应堆容器的下部分中不存在穿透。因此，本专利技术的目的为提供一种采用将有利于接近堆芯以更换燃料的顶部安装器械的核电站的方法和装置。本专利技术的进一步的目的为提供一种有利于移除作为反应堆容器内的上堆内结构的一体部件的顶部安装器械的方法和装置。本专利技术的额外的目的为提供本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种核反应堆，包括：细长的反应堆容器（10），所述反应堆容器在下端部处封闭，并且具有敞开的上端部以及沿细长维度延伸的中心轴线，在所述上端部上形成环形的凸缘（64）；反应堆容器顶盖（12），所述反应堆容器顶盖具有在反应堆容器顶盖的底侧上的环形部分（68），所述底侧被加工以形成密封表面；第一可移除环形密封环（70），所述第一可移除环形密封环的尺寸被设计为就位于反应堆容器的凸缘（64）上介于反应堆容器的凸缘和反应堆容器顶盖（12）的底侧上的密封表面（68）之间，第一可移除环形密封环被插置在反应堆容器顶盖的底侧上的密封表面和反应堆容器上的凸缘之间，并且具有尺寸被设计用于可密封地容纳一个或多个径向通路的厚度，一个或多个器械导管从反应堆容器的外侧通过所述一个或多个径向通路到达反应堆容器的内部，以将器械信号传递至核反应堆的堆芯（14）之外，堆芯包括多个燃料组件（22）；上堆内套件（26），所述上堆内套件（26）支承于反应堆容器（10）内的堆芯（14）上方，并且具有多个中空支承柱（48），所述多个支承柱（48）分别具有穿过其中的大体上竖直的通路，所述大体上竖直的通路延伸穿过上堆内套件的上堆芯板（40）和上支承板（46）并且在上堆内套件的上堆芯板和上支承板之间延伸，穿过上堆芯板的通路与燃料组件（22）中之一内的相对应的器械套筒（82）对准；以及多个中空管子（84），所述多个中空管子被固定地连接至第一可移除环形密封环（70），中空管子中的每一个可滑动地安装于支承柱（48）中之一的通路内，且器械导管中的至少一个轴向延伸穿过中空管子至相对应的支承柱内，中空管子能够在支承柱内在完全插入位置和完全延伸位置之间滑动，其中在完全插入位置中，器械导管进入器械套筒（82）内，并且在完全延伸位置中，器械导管被从堆芯（14）收回。...

【技术特征摘要】
【国外来华专利技术】2013.01.16 US 13/742,3921.一种核反应堆，包括：细长的反应堆容器，所述反应堆容器在下端部处封闭，并且具有敞开的上端部以及沿细长维度延伸的中心轴线，在所述上端部上形成环形的凸缘；反应堆容器顶盖，所述反应堆容器顶盖具有在反应堆容器顶盖的底侧上的环形部分，所述底侧被加工以形成密封表面；第一可移除环形密封环，所述第一可移除环形密封环的尺寸被设计为就位于反应堆容器的凸缘上介于反应堆容器的凸缘和反应堆容器顶盖的底侧上的密封表面之间，第一可移除环形密封环被插置在反应堆容器顶盖的底侧上的密封表面和反应堆容器上的凸缘之间，并且具有尺寸被设计用于可密封地容纳一个或多个径向通路的厚度，一个或多个器械导管从反应堆容器的外侧通过所述一个或多个径向通路到达反应堆容器的内部，以将器械信号传递至核反应堆的堆芯之外，堆芯包括多个燃料组件；上堆内套件，所述上堆内套件支承于反应堆容器内的堆芯上方，并且具有多个中空支承柱，所述多个中空支承柱分别具有穿过其中的大体上竖直的通路，所述大体上竖直的通路延伸穿过上堆内套件的上堆芯板和上支承板并且在上堆内套件的上堆芯板和上支承板之间延伸，穿过上堆芯板的通路与燃料组件中之一内的相对应的器械套筒对准；以及多个中空管子，所述多个中空管子被固定地连接至第一可移除环形密封环，中空管子中的每一个可滑动地安装于支承柱中之一的通路内，且器械导管中的至少一个轴向延伸穿过中空管子至相对应的支承柱内，中空管子能够在支承柱内在完全插入位置和完全延伸位置之间滑动，其中在完全插入位置中，器械导管进入器械套筒内，并且在完全延伸位置中，器械导管被从堆芯收回。2.根据权利要求1所述的核反应堆，其中，中空管子的下端部被捕获于中空支承柱的通路内。3.根据权利要求1所述的核反应堆，其中，在中空管子在支承柱的通路内行进的大致下端处，支承柱的通路的壁增厚，以提供比在支承柱的通路内在完全插入位置和完全延伸位置之间的中间轴向范围之间经历的配合更紧密的配合。4.根据权利要求3所述的核反应堆，其中，中空管子的下端部比中空管子的中间轴向部更窄。5.根据权利要求1所述的核反应堆，其中，第一可移除环形密封环在反应堆容器的外壁的大致范围和上堆内套件的壁之间径向地延伸，核反应堆包括第二可移除...

【专利技术属性】
技术研发人员：A·W·哈克尼斯，
申请(专利权)人：西屋电气有限责任公司，
类型：发明
国别省市：美国;US