【技术实现步骤摘要】
本专利技术涉及一种海洋核动力平台的换料装置,具体涉及一种核电安全壳外换料装置。
技术介绍
传统的陆地核电站更换燃料时,是在安全壳内部进行的。海洋核动力平台难以在狭小的密封空间内实现换料,因此换料工艺非常复杂。
技术实现思路
本专利技术针对现有技术的不足,提出一种核电安全壳外换料装置。核电安全壳外换料装置包括一体化顶盖模块和反应堆压力容器,所述反应堆压力容器的承台上焊接内置钢筒体;所述核电安全壳外换料装置还包括密封容器;所述一体化顶盖模块、反应堆压力容器和内置钢筒体经配置被所述密封容器所包容。优选地,所述密封容器选自钢制安全壳、混凝土钢衬里、钢板和混凝土组合结构或海洋核动力平台上的密封船舱。优选地,所述一体化顶盖模块、反应堆压力容器、内置钢筒体和密封容器中心重合。优选地,所述密封容器的顶部安装有可拆卸的外置运输通道。优选地,所述外置运输通道经配置在准备换料时锚固在所述密封容器的上方。优选地,所述一体化顶盖模块经配置通过外部吊车提升,并沿着所述内置钢筒体向所述外置运输通道升高,直至所述一体化顶盖模块完全位于所述密封容器的上方。优选地,所述一体化顶盖模块经配置沿换料通道水平移动至存放架以淹没所述外置运输通道,以便取出堆芯燃料组件并将需要更换的乏燃料放置于乏燃料池。优选地,所述内置钢筒体的截面为圆形。优选地,所述内置钢筒体包括阀门,所述阀门经配置使所述内 ...
【技术保护点】
一种核电安全壳外换料装置,其特征在于,包括一体化顶盖模块和反应堆压力容器,所述反应堆压力容器的承台上焊接内置钢筒体;所述核电安全壳外换料装置还包括密封容器;所述一体化顶盖模块、反应堆压力容器和内置钢筒体经配置被所述密封容器所包容。
【技术特征摘要】 【专利技术属性】
1.一种核电安全壳外换料装置,其特征在于,包括一体化顶盖模块和反应
堆压力容器,所述反应堆压力容器的承台上焊接内置钢筒体;所述核电安全壳
外换料装置还包括密封容器;所述一体化顶盖模块、反应堆压力容器和内置钢
筒体经配置被所述密封容器所包容。
2.如权利要求1所述的核电安全壳外换料装置,其特征在于,所述密封容
器选自钢制安全壳、混凝土钢衬里、钢板和混凝土组合结构或海洋核动力平台
上的密封船舱。
3.如权利要求1所述的核电安全壳外换料装置,其特征在于,所述一体化
顶盖模块、反应堆压力容器、内置钢筒体和密封容器中心重合。
4.如权利要求1所述的核电安全壳外换料装置,其特征在于,所述密封容
器的顶部安装有可拆卸的外置运输通道。
5.如权利要求4所述的核电安全壳外换料装置,其特征在于,所述外置运
技术研发人员:郑明光,邱忠明,王煦嘉,廖亮,唐特,
申请(专利权)人:上海核工程研究设计院,
类型:发明
国别省市:上海;31
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