CN101589440B - 核燃料棒制造的分段补给系统和方法 - Google Patents

核燃料棒制造的分段补给系统和方法 Download PDF

Info

Publication number
CN101589440B
CN101589440B CN2006800018210A CN200680001821A CN101589440B CN 101589440 B CN101589440 B CN 101589440B CN 2006800018210 A CN2006800018210 A CN 2006800018210A CN 200680001821 A CN200680001821 A CN 200680001821A CN 101589440 B CN101589440 B CN 101589440B
Authority
CN
China
Prior art keywords
fuel
pellet
supply platform
rod clad
fuel rod
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Expired - Fee Related
Application number
CN2006800018210A
Other languages
English (en)
Other versions
CN101589440A (zh
Inventor
M·L·克劳福德
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Areva GmbH
Framatome Inc
Original Assignee
Areva NP GmbH
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Areva NP GmbH filed Critical Areva NP GmbH
Publication of CN101589440A publication Critical patent/CN101589440A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN101589440B publication Critical patent/CN101589440B/zh
Expired - Fee Related legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02Fuel elements
    • G21C3/04Constructional details
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C21/00Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
    • G21C21/02Manufacture of fuel elements or breeder elements contained in non-active casings
    • G21C21/04Manufacture of fuel elements or breeder elements contained in non-active casings by vibrational compaction or tamping of fuel in the jacket
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/06Devices or arrangements for monitoring or testing fuel or fuel elements outside the reactor core, e.g. for burn-up, for contamination
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C21/00Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
    • G21C21/02Manufacture of fuel elements or breeder elements contained in non-active casings
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Abstract

一种将核燃料芯块插入燃料棒包壳管的方法,具有下列步骤:提供包壳管;提供至少一个要容纳在包壳管中的核燃料芯块;利用照相机测量至少一个核燃料芯块的长度;将所述至少一个核燃料芯块的长度与预期长度相比较,当被比较的所述至少一个核燃料芯块的长度在预期长度的阈值范围内时,将所述至少一个核燃料芯块容纳到包壳管中。

Description

核燃料棒制造的分段补给系统和方法
技术领域
本发明涉及轻水反应堆核燃料组件的燃料棒的生产。更特别地,本发明提供一种在核燃料组件的核燃料棒的生产过程中,用于将核燃料芯块容纳在核燃料棒包壳管中的分段补给系统和方法。
背景技术
由于在燃料生产中需要采取一定量的预防步骤,核燃料的生产通常昂贵和复杂。为了生产安全的核燃料,核燃料棒设计成具有几个不同的构件,每个构件具有特别的技术目的。最里面构件通常是浓缩铀陶瓷材料,它制成芯块的形式。各个芯块头尾相连以柱形放置。芯块然后放置在由抗腐蚀金属制造的细长棒(称为燃料包壳)的内部。通常,根据几种工艺将核燃料芯块装载到燃料包壳内。浓缩铀陶瓷材料在反应堆运行过程中通过燃料包壳使其免受机械和化学磨损。在最初制造时,在棒的两端,核燃料包壳是敞开的(未密封的)。第一个下端件能够焊接到包壳上。然后将核燃料芯块填充该包壳。最后,将上端件焊接到燃料包壳的留下的敞开端,由此形成制成的燃料棒。作为预防措施,弹簧和/或其他器件也包括在由燃料包壳封闭的空间内,以允许铀燃料芯块在燃料包壳中在规定范围内膨胀和偏移。每个制成的燃料棒然后由燃料棒制造商贮存。在用于形成燃料组件的过程中,大量的制成的燃料棒然后按平行布置构造,由燃料组件隔架分开,以防止燃料棒彼此接触。
目前将核燃料芯块容纳在燃料包壳内的工艺具有一些缺点,因此经济上不是有效的。由于所涉及构件的敏感特性,核燃料棒的生产需要质量保证检查,以确保在核燃料棒的生产中不出现缺陷。为了消除人为错误,许多的系统和工艺希望使用自动化系统来消除工人在工艺过程中的介入。愿望虽好,但是自动化系统必须仔细地设计,以便在燃料棒的制造过程中,没有任何阻塞机器和使生产停止的松动部件和/或零件产生。这些自动化系统的形成是极端复杂的,而且所形成的系统由于设计人员不能精确预测在燃料棒的生产中所遇到的故障模式和问题而易出错误。
在目前的自动化装载系统中,核燃料芯块从燃料芯块升降机提取并由传送机输送到分段补给台。芯块在条形码读出器的协助下从燃料芯块升降机装卸,条形码读出器限制核燃料芯块从燃料芯块升降机的进出。燃料芯块从燃料芯块托盘取出,该托盘携带芯块并将其放置在分段补给台上。燃料芯块平行定向放置,然后由推动装置压实,以形成含铀陶瓷材料柱。推动装置连接到一个线性可变差接变压器,该变压器构造成可提供一个电输出信号。该信号然后被读出,因此单个燃料芯块柱的总长被确定。然后,计算机将燃料棒的整个设计规格和从线性可变差接变压器得到的输出信号比较。如果在核燃料芯块柱长度的预期设计值和测量值之间的差满足预定的阈值,然后用核芯块柱装载燃料棒包壳。如果燃料芯块柱的总长度在阈值之外,然后,燃料芯块从分段补给台上被拒收。上端帽然后被焊接到燃料棒包壳的现有敞开侧,由此制成核燃料棒。
只利用线性可变差接变压器的自动化系统不能识别位于分段补给台上的损伤的燃料芯块。这些自动化系统在核燃料棒的制造过程中只检查要容纳在包壳内的核材料的总长,并不执行任何其他质量保证检查。这样,如果单个核燃料芯块破裂,破裂的燃料芯块将被装载进入核燃料棒,只要预期的核燃料芯块柱的总长在规定的设计参数范围内。在不规则形状的燃料芯块的情况下,只要燃料芯块柱的总长在预期的总长参数范围内,破裂的燃料芯块将被容纳到核燃料棒包壳内。如果燃料芯块是不规则形状的,芯块将接合在紧配合包壳上,因此阻塞装载操作。然后,操作员必须从分段补给台取出核燃料芯块。然后,装载设备必须重新调整,新的燃料盘必须提供到分段补给台,以便核燃料棒的继续生产。在阻塞条件下,许多核燃料芯块从分段补给台的卸载需要许多手工操作,引起停止核燃料棒的生产。这种阻塞阻碍了分段补给装置的整个生产能力,并严重限制了生产率。
其他燃料芯块装载系统的另一个缺点是这些系统需要连续精细调整线性可变差接变压器系统,以便精确地测量出现在分段补给台上的核燃料芯块柱的长度。对于在分段补给台上的燃料芯块,需要大量的线性可变差接变压器,以提供出现的燃料芯块柱的精确测量。因此有必要提供一个系统,它将精确地测量出现在分段补给台上的核燃料芯块柱。
同样有必要提供一个设备和方法,它们将能够使操作员在核燃料棒的制造过程中执行核燃料芯块的附加质量保证检查。
还有必要提供一个设备和方法,它们将允许陶瓷材料容纳到核燃料棒包壳内,以使在将陶瓷材料容纳到燃料棒包壳内的过程中陶瓷材料不被伤害。
还有必要允许操作员目视确定哪些燃料芯块应包括在核燃料棒材料的限定分段内,以使这种容纳不降低容纳在燃料棒包壳内的陶瓷材料的质量。
发明内容
因此,本发明的一个目的是提供这样一种系统,它将精确地测量出现在分段补给台上的核燃料芯块柱。
本发明的另一个目的是提供一种设备和方法,它们将能够使操作员在制造过程中执行对核燃料芯块的附加质量保证检查。
本发明的另一个目的是允许操作员目视确定哪些燃料芯块应包括在核燃料棒材料的限定分段内,以使不正确的铀浓度或构造的芯块不被装载到燃料包壳内。
本发明实现了这些目的,如所示出以及如下面所述的那样。本发明提供一种将核燃料芯块插入燃料棒包壳元件内的方法,它包括如下步骤:提供包壳元件;提供将被容纳到包壳管内的至少一个核燃料芯块;利用照相机测量所述至少一个核燃料芯块的长度;将所述至少一个核燃料芯块的长度和预期的设计长度进行比较;以及当所述至少一个核燃料芯块的被比较长度在预期设计长度的阈值范围内时,将所述至少一个核燃料芯块容纳到所述包壳元件内。
本发明实现了这些目的,如在第二种方法中所示出和描述的那样。第二种方法提供了一种将核燃料芯块插入燃料棒包壳元件内的方法,包括如下步骤:在包壳元件外部提供具有条形码的燃料棒包壳元件;读出包壳元件上的条形码;将该包壳元件运输到棒装载机输入队列;将包壳元件放置在分离器辊子上,所述分离器辊子构造成使所述包壳彼此分开;将所述包壳元件提升到振动台上;用棒保持工具约束所述包壳;将所述包壳元件插入芯块漏斗,所述芯块漏斗构造成接受燃料芯块并将燃料芯块输送到包壳内;提供燃料芯块,所述燃料芯块贮存在芯块拱顶室内;将芯块拱顶室转动到使操作员能够手动取出包含燃料芯块的芯块纸的一个位置;从芯块拱顶室手动取出包含核燃料芯块的芯块纸;跨过分段补给台布置分段挡板,以接收核燃料芯块;从芯块纸中将核燃料芯块卸到分段补给台上,核燃料芯块靠在分段挡板上定位;将分段补给台上的芯块推靠在分段挡板上;点亮激光器以目视识别哪些核燃料芯块应容纳到包壳元件内,激光器被校准以精确可视地指示要容纳到包壳元件的核燃料芯块分段的预期长度;从分段补给台上手动取走未被激光器照亮的核燃料芯块;通过使用照相机测量保留在分段补给台上的成排的燃料芯块的累积长度;通过使用线性可变差接变压器测量分段补给台上的成排的燃料芯块的累积长度;按燃料棒设计规格的正确长度验证燃料芯块的累积长度;从分段补给台上取走按设计规格的正确长度未通过验证的燃料芯块;从分段补给台上将已经验证过的燃料芯块输送到振动台输入队列;和将燃料芯块从台上振动装载到燃料棒包壳内。
本发明还通过一种将核燃料芯块装载到核燃料包壳内的装置实现了这些目的。该装置包括用于保持燃料芯块纸的燃料芯块拱顶室;用于保持燃料芯块的分段补给台;激光器,其定位成照亮所述分段补给台,以使激光器的照亮范围相应于要容纳到核燃料包壳内的燃料芯块的分段长度;照相机,其定位成获得关于位于分段补给台上的燃料元件总长的数据;振动台,其定位成接受来自分段补给台的燃料芯块,所述振动台使燃料芯块振动进入燃料包壳;芯块推动装置,其中所述芯块推动装置布置成将燃料元件从所述分段补给台移动到振动台;计算机,其连接到所述照相机,所述计算机构造成接受来自照相机的数据,并将该数据与设计规格比较,计算机还构造成将比较结果指示给操作员;和搬运燃料包壳的操作装置,该操作装置包括棒装载装置,它将燃料包壳接收到所述操作装置内;和进给装置,它将燃料包壳送到包壳能够接受来自振动台的燃料芯块的一个位置,和芯块漏斗装置,它协助将燃料芯块从振动台输送到燃料包壳内。
因此,根据本发明的一个方面,提供了一种将核燃料芯块插入燃料棒包壳元件内的方法,它包括如下步骤:提供燃料棒包壳元件;通过芯块推动装置提供在分段补给台上以柱状对齐的核燃料芯块;将激光器定位在分段补给台上方以照亮分段补给台,照亮预限定长度的核燃料芯块柱;从分段补给台取走未被照亮的任何核燃料芯块;在核燃料芯块柱位于分段补给台上的同时,利用照相机测量核燃料芯块柱的长度;将核燃料芯块柱的长度和预期设计长度进行比较;以及当核燃料芯块柱的测量长度在预期设计长度的阈值范围内时,将核燃料芯块柱容纳到所述燃料棒包壳元件内。
在一个实施例中,将核燃料芯块柱容纳到燃料棒包壳元件内的步骤是通过使一个振动台振动完成的,所述核燃料芯块柱位于该振动台上,以致振动使所述燃料芯块进入到核燃料棒包壳元件内。
在一个实施例中,提供要容纳到燃料棒包壳元件内的核燃料芯块柱的步骤是由操作员将核芯块纸从燃料芯块拱顶室手动输送到分段补给台来完成的。
根据本发明的另一个方面,提供了一种将核燃料芯块插入燃料棒包壳元件内的方法,包括如下步骤:提供在燃料棒包壳元件外部具有条形码的燃料棒包壳元件;读出燃料棒包壳元件上的条形码;将该燃料棒包壳元件运输到棒装载机输入队列;将燃料棒包壳元件放置在分离器辊子上,所述分离器辊子构造成使所述燃料棒包壳元件彼此分开;将所述燃料棒包壳元件提升到振动台上;用棒保持工具约束所述燃料棒包壳元件;将所述燃料棒包壳元件插入芯块漏斗,所述芯块漏斗构造成接受燃料芯块并将燃料芯块输送到燃料棒包壳元件内;提供燃料芯块,所述燃料芯块贮存在芯块拱顶室内;将芯块拱顶室转动到使操作员能够手动取出包含燃料芯块的芯块纸的一个位置;从芯块拱顶室手动取出包含核燃料芯块的芯块纸;跨过分段补给台布置分段挡板,以接收核燃料芯块;从芯块纸中将核燃料芯块卸到分段补给台上,核燃料芯块靠在分段挡板上定位;将分段补给台上的芯块推靠在分段挡板上;利用激光器照亮芯块以目视识别哪些核燃料芯块应容纳到燃料棒包壳元件内,激光器被校准以精确可视地指示要容纳到燃料棒包壳元件的核燃料芯块分段的预期长度;从分段补给台上手动取走未被激光器照亮的核燃料芯块;通过使用照相机测量保留在分段补给台上的成排的燃料芯块的累积长度;通过使用线性可变差接变压器测量分段补给台上的成排的燃料芯块的累积长度;按燃料棒设计规格的正确长度验证燃料芯块的累积长度;从分段补给台上取走按设计规格的正确长度未通过验证的燃料芯块;从分段补给台上将已经验证过的燃料芯块输送到振动台输入队列;和将燃料芯块从振动台上振动装载到燃料棒包壳元件内。
在一个实施例中,上述方法还包括如下步骤:释放所述棒保持工具;和检验所述燃料棒包壳元件的腔室。
在一个实施例中,检验所述燃料棒包壳元件的腔室的步骤包括将校准的杆插入燃料棒包壳元件的开口端并读出所述腔室的长度。
在一个实施例中,上述方法还包括如下步骤:在通过使用照相机测量保留在分段补给台上的成排的燃料芯块的累积长度的步骤之前,侧面照亮分段补给台上的芯块推动部件。
根据本发明的另一个方面,提供了一种将核燃料芯块装载到核燃料棒包壳元件内的装置,包括:用于保持燃料芯块纸的燃料芯块拱顶室;用于保持燃料芯块的分段补给台;激光器,其定位在分段补给台上方以照亮分段补给台,并照亮所述分段补给台上的预限定长度的核燃料芯块柱,其中由激光器照亮的核燃料芯块为要容纳到核燃料棒包壳元件内的燃料芯块;照相机,其定位成获得关于位于分段补给台上的燃料元件总长的数据;振动台,其定位成接受来自分段补给台的燃料芯块,所述振动台使燃料芯块振动进入燃料棒包壳元件;芯块推动装置,其中所述芯块推动装置布置成将燃料元件从所述分段补给台移动到振动台;计算机,其连接到所述照相机,所述计算机构造成接受来自照相机的数据,并将该数据与设计规格比较,计算机还构造成将比较结果指示给操作员;和搬运燃料棒包壳元件的操作装置,该操作装置包括棒装载装置,它将燃料棒包壳元件接收到所述操作装置内;和进给装置,它将燃料棒包壳元件送到燃料棒包壳元件能够接受来自振动台的燃料芯块的一个位置,和芯块漏斗装置,它协助将燃料芯块从振动台输送到燃料棒包壳元件内。
附图说明
图1示出了一个将核燃料元件装载到燃料棒包壳内的设备的整体平面视图。
图2示出了根据本发明的分段补给系统的横断面视图。
具体实施方式
参考图1和2,示出了一个分段补给系统10。总体以元件12示出的燃料芯块拱顶室(Vault)构造成可接受来自制造装置的核燃料芯块。芯块放置在被分别用条形码编码的燃料芯块纸(fuel pellet sheets)上。如本发明中图示的,具有大致相同浓度的裂变材料的燃料芯块贮存在同一个燃料芯块拱顶室12内。燃料芯块拱顶室12又依次放置在燃料芯块拱顶室旋转台14上。燃料芯块拱顶室旋转台14的目的是转动所支承的燃料芯块拱顶室12,以使特定的燃料芯块拱顶室12放置在操作员前面的位置A处,在位置A操作员希望接近包含规定浓度的裂变材料的核燃料芯块。燃料芯块拱顶室旋转台14通过连接的计算机46控制,计算机46使旋转台14转动到一个操作员可以接近具有规定浓度的燃料芯块拱顶室12的位置。
一旦计算机46发出转动拱顶室旋转台14的指令且拱顶室旋转台14转动,操作员打开燃料芯块拱顶室12的门,取出包含各个核燃料芯块的核燃料芯块纸。通常,核燃料芯块纸构造成可支承各个燃料芯块柱,以便在操作纸的过程中燃料芯块保持就位和不移动。操作员手动取走这种纸,将纸放在分段补给台44上。然后致动芯块推动装置34将提供在燃料芯块纸上的芯块卸载到分段补给台44上。芯块推动装置34可以包括单独的基于弹簧的元件,以接触放置在燃料元件纸上的燃料元件柱。芯块推动装置34也可以使用跨越燃料芯块纸的整个宽度的单独的杆来使放置在分段补给台上的散装(in bulk)芯块移动,所述杆通过弹簧机构或气缸驱动。芯块推动装置34构造成限制施加在核燃料芯块上的力的大小,以防止在从燃料芯块纸输送到分段补给台44的过程中破坏这些芯块。显然芯块推动装置34描述为单独的弹簧元件装置,但是它可以是可成功地将核燃料芯块从燃料芯块纸卸载到分段补给系统10的保留部(remainder)上的任何结构形式。芯块推动装置34还构造成,当核燃料芯块放置在分段补给台44上时,芯块推动装置34缓慢地使核燃料元件运动到这样一个状态,即核燃料芯块在台44上以柱状成排52地对齐。激光器36然后定位在分段补给台44上方以照亮台44,以使台上的预限定长度的核燃料芯块柱被照亮。如果核燃料芯块由设置在分段补给系统10上的激光器36照亮,那么各个燃料芯块应被容纳到核燃料棒包壳内。如果激光器36不照亮各个燃料芯块,那么所述各个燃料芯块不应被包括在核燃料元件包壳内。激光器36可以放置在活动臂上,以使激光器36可以按照操作员的要求重新定位。激光器36也可以由计算机46和/或定时器激发,以协助确定那些燃料芯块应容纳到燃料棒内。激光器36可以是来自新泽西州Barrington市的Edmund Industrial Optics公司的工业激光器模块Stock No.E-55-346,电源STK No.E55-323。激光器36可以定位在旋转台上,诸如来自俄勒冈州Olympic Controls Wilsonville的Daedel旋转台,种类号20502RTEPH2C2M1E1T2。激光器也可以放置在来自俄勒冈州Olympic Controls Wilsonville,种类号06004CTEPD1L2C4M1E1的线性运动台上。然后进行手动操作,以使定位在分段补给台44上的多余燃料芯块被取走和返回放置到燃料元件纸上。然后,燃料元件纸可以从分段补给台44取走并回放到燃料芯块拱顶室12,这样使具有同样浓度的燃料芯块保持在一起。可选地,如果燃料芯块纸是空的,操作员可以将空纸堆积在空纸堆积保持装置中。芯块推动装置34也可以构造成测量放置在分段补给台44上的燃料芯块柱的总长。芯块推动装置34可以通过无杆驱动器致动,例如在两端带有RPS-2位置传感器的种类号为R4-B32-1518-56-P-BSE的高速滚珠丝杆型驱动器。例如使用连接到芯块推动装置34的线性可变差接变压器和跨过分段补给台44使用的挡板50测量燃料芯块柱的总长。挡板50可以处于固定的水平位置或者可以是活动的。在由激光器36照亮核燃料芯块之后,操作员然后启用照相机系统38,该系统38构造成通过测量芯块推动装置34的整个位置的距离来测量保留在分段补给台44上的核燃料芯块柱的总长。照相机38可以是任何允许操作员成功地测量或允许操作员测量燃料元件柱的总长的结构形式或设计。照相机的一个非限制例子可以是具有No.PKG-540-MR-D的DVTLegend Series Smartsensor640×480Monochrome Imager。为了协助分析燃料芯块柱总长,分段补给台44可以构造成可允许灯光通过台44,由此为台44上的芯块提供背后照明状态,或者芯块推动装置可以从侧面照明,以便用照相机分析。分段补给台44也可以构造成带有凹陷,以支承被处理的成排的燃料芯块。分段补给台44的部分,诸如接触燃料芯块的台的支承部分,可以放置在滚子托架上,以帮助从台44的支承部分的进口点将燃料芯块运输到出口点。滚子托架例如可以是来自纽约州Fort Washington的Thomson Industries的种类号512P25A1的滚子托架。
燃料元件柱的总长度由线性可变差接变压器和/或照相机38测量,然后与包含预期长度的核燃料芯块柱的设计规格比较。测量长度和设计规格的预期长度的比较由计算机执行。如果核燃料芯块柱是在设计规定的公差和阈值范围内,然后核燃料芯块柱将被容纳到核燃料包壳内。如果在由线性可变差接变压器和/或照相机38所提供的核燃料芯块柱的测量长度之间的比较不在阈值公差范围内,然后操作员被告知有偏差以采取补救行动。告知可以通过使用报警灯光或计算机显示来进行。由操作员采取的补救行动可以包括,在核燃料芯块柱被认为太长的情况下,从各个不符合的燃料芯块柱中手动取出芯块。在核燃料芯块柱与设计规格比较太短的情况下,操作者可以增加核燃料芯块以使核燃料芯块柱的总长符合设计规格的长度。在核燃料芯块柱通过总长试验的情况下,燃料芯块柱然后输送到振动台28,以进入核燃料包壳内。
各个包壳被提供到分段补给系统10,以使核燃料元件可以包括到由包壳限定的容积内。各个包壳可以插入镦焊型焊机(USW)、钨极惰性气体保护焊(TIG)焊机或激光焊机,第一端件焊接到包壳上。然后对包壳和端帽之间的焊缝进行目视检查。目视检查可以包括标准无损焊缝检验技术,这些技术的示例包括液体渗透试验和射线照相。如果焊缝的目视检查是满意的,包壳然后被移动到棒平移站。每个包壳设置有条形码,以识别制造的各个燃料棒。包壳上的条形码是通过读出设备,诸如条形码扫描器54读出。条形码可以放置在包壳上,以通过在包壳外部上放置条形码正确地建立包壳的位置。包壳然后轴向地运输到棒装载机输入队列56。如图所示,棒装载机输入队列56可以贮存许多包壳单元以供制造。在现在应用的图示实施例中,25个包壳可以贮存在棒装载机输入队列中。任何数目的包壳单元可以贮存在装载机输入队列56中。包壳然后由升降机运输,最后由重力向下送入分段补给系统10的保留部中,其中包壳由包壳挡板保持就位。然后包壳放置在分离器辊子上,辊子将包壳输送到振动台输入队列58。包壳被提升到振动台28上,以便将核燃料芯块容纳到包壳内。棒插入/抽出系统60然后将各个包壳推到棒保持工具62上。棒保持工具62构造成在进一步处理作用过程中维持包壳就位。棒保持工具62以无损伤方式定位在包壳的外部,以限制制成的燃料棒的整体降级(degradation)。也可以使用其他位置和结构形式的棒保持装置。在包壳被插入棒保持工具62之后,然后根据要制造的核燃料棒的设计规格选择芯块漏斗32。选择使用的芯块漏斗32基于要容纳到燃料包壳内的燃料元件的整个直径。芯块漏斗32是由非损伤材料制造的,以致芯块漏斗的插入和去除不使燃料棒的表面降级。芯块漏斗32具有插入漏斗32以便运输核燃料芯块的各个包壳。
带有核燃料芯块的振动台28然后由操作员起动,使核燃料芯块柱向燃料芯块漏斗32振动。在进入漏斗32之后,芯块被向下运输到燃料棒并以头尾相连关系堆积。在所有核燃料芯块从振动台28容纳到燃料包壳内之后,释放棒保持工具62。在释放棒保持工具62之后,燃料芯块漏斗32从燃料棒包壳的开口端取出。包壳然后从分段补给系统10卸下。在从分段补给系统10卸下包壳之后,在由镦焊型焊机进行第二端件焊接之前,内部减振器和保护气体(gaseous atmosphere)可以插入包壳。保留在核燃料包壳内的腔室(plenum)的内部深度然后可以在腔室检验站70检验,其中一根杆插入被填充的燃料包壳。如果校准杆的插入量满足预期参数,该燃料包壳然后被认为是可接受的,因此可以进一步处理。如果燃料包壳腔室偏离预期参数,那么燃料包壳被认为是有潜在缺陷的,因此不能进一步处理,直至达到预期参数为止。
第二端件可以焊接在燃料包壳上。然后检查由镦焊型焊机作的第二端件焊缝缺陷。如果燃料棒包壳没有缺陷,燃料棒然后可以加入到核燃料组件中。
本发明也提供将不同浓缩度的铀提供到单个包壳内的能力,由此允许制造商改变沿制成后的燃料棒的轴向长度的燃料棒的反应性。为了实现不同浓缩度的铀在单个燃料棒中的放置,在振动台上来自包含不同浓度的裂变燃料的不同芯块纸的芯块可以按希望的顺序一起添加。在通过上述的准则之后,芯块然后可以容纳到燃料棒包壳内。
本发明比其他的装载核燃料棒包壳的系统具有几个优点。将核燃料芯块装载到燃料包壳内的本发明的方法和装置能够以系统方式将核燃料芯块容纳到燃料包壳内,以使燃料芯块可有效安全地装载。本发明还能够使操作员目视检验由燃料芯块拱顶室提供的核燃料芯块是否符合预期设计。
本发明还提供在核燃料棒制造过程中不损伤燃料芯块的一种结构。振动台的使用使得核燃料芯块容纳到核燃料包壳内而没有在核燃料芯块上产生不必要的应力。核燃料芯块柱总长的测量是使用照相机进行的,由此使与含铀陶瓷燃料芯块的接触降到最小。另外,棒保持工具构造成保持燃料包壳,使得在装载操作中不发生燃料包壳的损伤。所有这些系统确保实现密封的和连续的核燃料棒。
本发明的另一个优点是用于测量核燃料元件柱的照相机不需要连续地细调,这一点不同于将核燃料元件装载到包壳内的其他系统。因此,使用照相机在所描述的装置的整个操作中,提供了更大的经济性。照相机也可以用于与线性可变差接变压器读数相补充,以便更精确地提供核燃料元件柱总长的测量质量。
本发明还提供精确地将核燃料装载到燃料包壳内的裕量,而没有在整个分段补给系统中形成阻塞状况的缺点。消除易出错误的系统使得本发明的操作没有在以前使用的其他系统中出现阻塞的重大缺点。因此,阻塞状况的消除使得核燃料棒能够连续生产,停工时间降至最低。
本发明还不再使用在处理站之间运输燃料包壳的许多桥式吊车。本发明使燃料包壳装载到棒装载输入列中,从这个位置开始在继后的处理步骤中利用重力。在核燃料包壳的处理过程中不再使用多个提升装置可以不再需要对这些系统进行昂贵的维护和修理,并为包壳处理提供了更可靠的系统。
在上述的说明中,本发明已经参考其特定实施例来描述。然而,显然对其可进行各种修改和改变,而不偏离在附录的权利要求中所提出的本发明的更宽广的精神和范围。说明书和附图相应地应被认为是示意性的而不是限制性的。

Claims (8)

1.一种将核燃料芯块插入燃料棒包壳元件内的方法,它包括如下步骤:
提供燃料棒包壳元件;
通过芯块推动装置提供在分段补给台上以柱状对齐的核燃料芯块;
将激光器定位在分段补给台上方以照亮分段补给台,照亮预限定长度的核燃料芯块柱;
从分段补给台取走未被照亮的任何核燃料芯块;
在核燃料芯块柱位于分段补给台上的同时,利用照相机测量核燃料芯块柱的长度;
将核燃料芯块柱的长度和预期设计长度进行比较;以及
当核燃料芯块柱的测量长度在预期设计长度的阈值范围内时,将核燃料芯块柱容纳到所述燃料棒包壳元件内。
2.根据权利要求1的将核燃料芯块插入燃料棒包壳元件的方法,其中将核燃料芯块柱容纳到燃料棒包壳元件内的步骤是通过使一个振动台振动完成的,所述核燃料芯块柱位于该振动台上,以致振动使所述燃料芯块进入到核燃料棒包壳元件内。
3.根据权利要求1的将核燃料芯块插入燃料棒包壳元件的方法,其中提供要容纳到燃料棒包壳元件内的核燃料芯块柱的步骤是由操作员将核芯块纸从燃料芯块拱顶室手动输送到分段补给台来完成的。
4.一种将核燃料芯块插入燃料棒包壳元件内的方法,包括如下步骤:
提供在燃料棒包壳元件外部具有条形码的燃料棒包壳元件;
读出燃料棒包壳元件上的条形码;
将该燃料棒包壳元件运输到棒装载机输入队列;
将燃料棒包壳元件放置在分离器辊子上,所述分离器辊子构造成使所述燃料棒包壳元件彼此分开;
将所述燃料棒包壳元件提升到振动台上;
用棒保持工具约束所述燃料棒包壳元件;
将所述燃料棒包壳元件插入芯块漏斗,所述芯块漏斗构造成接受燃料芯块并将燃料芯块输送到燃料棒包壳元件内;
提供燃料芯块,所述燃料芯块贮存在芯块拱顶室内;
将芯块拱顶室转动到使操作员能够手动取出包含燃料芯块的芯块纸的一个位置;
从芯块拱顶室手动取出包含核燃料芯块的芯块纸;
跨过分段补给台布置分段挡板,以接收核燃料芯块;
从芯块纸中将核燃料芯块卸到分段补给台上,核燃料芯块靠在分段挡板上定位;
将分段补给台上的芯块推靠在分段挡板上;
利用激光器照亮芯块以目视识别哪些核燃料芯块应容纳到燃料棒包壳元件内,激光器被校准以精确可视地指示要容纳到燃料棒包壳元件的核燃料芯块分段的预期长度;
从分段补给台上手动取走未被激光器照亮的核燃料芯块;
通过使用照相机测量保留在分段补给台上的成排的燃料芯块的累积长度;
通过使用线性可变差接变压器测量分段补给台上的成排的燃料芯块的累积长度;
按燃料棒设计规格的正确长度验证燃料芯块的累积长度;
从分段补给台上取走按设计规格的正确长度未通过验证的燃料芯块;
从分段补给台上将已经验证过的燃料芯块输送到振动台输入队列;和
将燃料芯块从振动台上振动装载到燃料棒包壳元件内。
5.根据权利要求4的方法,还包括如下步骤:
释放所述棒保持工具;和
检验所述燃料棒包壳元件的腔室。
6.根据权利要求5的方法,其中检验所述燃料棒包壳元件的腔室的步骤包括将校准的杆插入燃料棒包壳元件的开口端并读出所述腔室的长度。
7.根据权利要求4的方法,还包括如下步骤:
在通过使用照相机测量保留在分段补给台上的成排的燃料芯块的累积长度的步骤之前,侧面照亮分段补给台上的芯块推动部件。
8.一种将核燃料芯块装载到核燃料棒包壳元件内的装置,包括:
用于保持燃料芯块纸的燃料芯块拱顶室;
用于保持燃料芯块的分段补给台;
激光器,其定位在分段补给台上方以照亮分段补给台,并照亮所述分段补给台上的预限定长度的核燃料芯块柱,其中由激光器照亮的核燃料芯块为要容纳到核燃料棒包壳元件内的燃料芯块;
照相机,其定位成获得关于位于分段补给台上的燃料元件总长的数据;
振动台,其定位成接受来自分段补给台的燃料芯块,所述振动台使燃料芯块振动进入燃料棒包壳元件;
芯块推动装置,其中所述芯块推动装置布置成将燃料元件从所述分段补给台移动到振动台;
计算机,其连接到所述照相机,所述计算机构造成接受来自照相机的数据,并将该数据与设计规格比较,计算机还构造成将比较结果指示给操作员;和
搬运燃料棒包壳元件的操作装置,该操作装置包括棒装载装置,它将燃料棒包壳元件接收到所述操作装置内;和进给装置,它将燃料棒包壳元件送到燃料棒包壳元件能够接受来自振动台的燃料芯块的一个位置,和芯块漏斗装置,它协助将燃料芯块从振动台输送到燃料棒包壳元件内。
CN2006800018210A 2005-01-06 2006-01-05 核燃料棒制造的分段补给系统和方法 Expired - Fee Related CN101589440B (zh)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US11/031,576 2005-01-06
US11/031,576 US7593501B2 (en) 2005-01-06 2005-01-06 Segment make-up system and method for manufacturing nuclear fuel rods
PCT/US2006/000470 WO2006074375A2 (en) 2005-01-06 2006-01-05 Segment make-up system and method for manufacturing nuclear fuel rods

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN101589440A CN101589440A (zh) 2009-11-25
CN101589440B true CN101589440B (zh) 2012-05-30

Family

ID=36640426

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN2006800018210A Expired - Fee Related CN101589440B (zh) 2005-01-06 2006-01-05 核燃料棒制造的分段补给系统和方法

Country Status (7)

Country Link
US (1) US7593501B2 (zh)
EP (1) EP1834338B1 (zh)
JP (1) JP5264178B2 (zh)
KR (1) KR20070103754A (zh)
CN (1) CN101589440B (zh)
ES (1) ES2385834T3 (zh)
WO (1) WO2006074375A2 (zh)

Families Citing this family (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN102339651B (zh) * 2011-10-13 2013-06-26 秦山核电有限公司 将燃料棒更换工具准确定位在被抽取燃料棒上的定位装置
KR101349135B1 (ko) * 2012-01-04 2014-01-09 한전원자력연료 주식회사 핵연료봉 제조용 소결체 자동적재장치
KR101424738B1 (ko) 2013-01-08 2014-07-31 한전원자력연료 주식회사 핵연료집합체 조립용 연료봉 자동적재장치
US10720252B2 (en) 2013-03-14 2020-07-21 Bwxt Mpower, Inc. Pellet handling apparatus and fuel rod loading method
KR102040128B1 (ko) * 2018-01-29 2019-11-05 한전원자력연료 주식회사 핵연료봉 끝단 간격 조정장치
US11127508B2 (en) * 2018-10-08 2021-09-21 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Nuclear thermal propulsion fuel element packing device
CN109599200B (zh) * 2018-12-29 2022-10-21 中核北方核燃料元件有限公司 一种压水堆芯块自动装管装置
CN110265163B (zh) * 2019-06-28 2022-11-29 中机中联工程有限公司 一种核燃料组件芯块装管工艺
CN114188056B (zh) * 2021-12-03 2024-02-20 中国原子能科学研究院 燃料芯块操作装置及方法

Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3925965A (en) * 1973-01-22 1975-12-16 Exxon Nuclear Co Inc Fuel rod pellet loading assembly
US4193502A (en) * 1977-04-29 1980-03-18 Westinghouse Electric Corp. Pellet dimension checker
US4292788A (en) * 1980-02-11 1981-10-06 General Electric Company Nuclear fuel rod loading apparatus
US4496056A (en) * 1982-03-25 1985-01-29 General Electric Company Automated inspection system
US4532723A (en) * 1982-03-25 1985-08-06 General Electric Company Optical inspection system
US4980119A (en) * 1989-04-04 1990-12-25 General Electric Company Multizone automated nuclear fuel rod loading system
CN1110063A (zh) * 1993-05-05 1995-10-11 英国核子燃料公司 用以检测表面缺陷的设备

Family Cites Families (17)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE759096A (fr) 1969-12-09 1971-04-30 Siemens Ag Dispositif de remplissage pour des pastilles de combustible nucleaire
US3735550A (en) 1971-01-11 1973-05-29 Babcock & Wilcox Co Loading of fuel rods
US3940908A (en) 1972-06-13 1976-03-02 Westinghouse Electric Corporation Nuclear fuel pellet loading machine
US3965648A (en) 1974-01-03 1976-06-29 Westinghouse Electric Corporation Apparatus for loading fuel pellets in fuel rods
US4138821A (en) * 1975-12-23 1979-02-13 Westinghouse Electric Corp. Pellet length and end squareness inspection apparatus
US4158601A (en) 1977-05-12 1979-06-19 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel pellet loading apparatus
US4235066A (en) * 1978-05-30 1980-11-25 General Electric Company Nuclear fuel rod loading apparatus
FR2557723B1 (fr) 1983-12-30 1986-05-30 Fragema Framatome & Cogema Dispositif de transfert de gaines d'elements de combustible nucleaire a un poste fixe de remplissage en pastilles
US4748798A (en) 1985-05-10 1988-06-07 Japan Nuclear Fuel Co., Ltd. Apparatus for automatically loading nuclear fuel pellets
JPH02259598A (ja) * 1989-03-31 1990-10-22 Nuclear Fuel Ind Ltd 燃料ペレット編成方法
JP2510026B2 (ja) * 1989-04-04 1996-06-26 ゼネラル・エレクトリック・カンパニイ 燃料ペレットを被覆管に装填する自動システム
US5213218A (en) * 1991-08-05 1993-05-25 Westinghouse Electric Corp. Pellet reject apparatus and method
US5251244A (en) * 1992-08-21 1993-10-05 General Electric Company Nuclear fuel pellet loading system
US5406044A (en) * 1994-04-20 1995-04-11 Eaton Corporation Displacement monitoring system for stud welding
JPH0829589A (ja) * 1994-07-20 1996-02-02 Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd 円柱体の整列方法及び装置
JP3818821B2 (ja) * 2000-03-13 2006-09-06 原子燃料工業株式会社 スタック編成方法及び装置
GB2394543A (en) * 2002-10-25 2004-04-28 Univ Bristol Positional measurement of a feature within an image

Patent Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3925965A (en) * 1973-01-22 1975-12-16 Exxon Nuclear Co Inc Fuel rod pellet loading assembly
US4193502A (en) * 1977-04-29 1980-03-18 Westinghouse Electric Corp. Pellet dimension checker
US4292788A (en) * 1980-02-11 1981-10-06 General Electric Company Nuclear fuel rod loading apparatus
US4496056A (en) * 1982-03-25 1985-01-29 General Electric Company Automated inspection system
US4532723A (en) * 1982-03-25 1985-08-06 General Electric Company Optical inspection system
US4980119A (en) * 1989-04-04 1990-12-25 General Electric Company Multizone automated nuclear fuel rod loading system
CN1110063A (zh) * 1993-05-05 1995-10-11 英国核子燃料公司 用以检测表面缺陷的设备
US5565980A (en) * 1993-05-05 1996-10-15 British Nuclear Fuels Plc Apparatus for the detection of surface defects

Also Published As

Publication number Publication date
WO2006074375A3 (en) 2009-07-16
EP1834338A2 (en) 2007-09-19
JP2008531983A (ja) 2008-08-14
US20060146974A1 (en) 2006-07-06
JP5264178B2 (ja) 2013-08-14
ES2385834T3 (es) 2012-08-01
KR20070103754A (ko) 2007-10-24
US7593501B2 (en) 2009-09-22
EP1834338B1 (en) 2012-05-23
EP1834338A4 (en) 2011-02-16
CN101589440A (zh) 2009-11-25
WO2006074375A2 (en) 2006-07-13

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN101589440B (zh) 核燃料棒制造的分段补给系统和方法
US8622277B2 (en) Apparatus for welding a flange of a guide thimble tube in nuclear fuel assembly
US5913344A (en) Process and device for automatic filling with products
KR101050050B1 (ko) 로드의 결함검출장치
JP2009511930A (ja) 直径を計測することによるタブレットの選別
JP2008541135A (ja) 核燃料棒の挿入方法と装置
JP5015161B2 (ja) 核燃料ペレットを生産するための装置及びこのような装置に適用される製造方法
KR101165516B1 (ko) 소형압축스프링의 하중검사장치
EP0379946B1 (en) Nuclear fuel rod helium leak inspection apparatus and method
JP2510026B2 (ja) 燃料ペレットを被覆管に装填する自動システム
JPS6140934B2 (zh)
RU2459292C1 (ru) Автоматическая линия изготовления тепловыделяющих элементов ядерного реактора
RU2397557C2 (ru) Способ изготовления тепловыделяющих элементов ядерного реактора
KR20230152162A (ko) 핵 연료 어셈블리 제조 방법, 핵 연료 어셈블리 제조 플랜트 및 이러한 플랜트를 확장하는 방법
RU2256250C2 (ru) Автоматическая линия изготовления тепловыделяющих элементов
US4626401A (en) Apparatus for inspecting fuel elements
RU2391726C2 (ru) Автоматическая линия изготовления оболочек тепловыделяющих элементов ядерного реактора
KR101545164B1 (ko) Tco 부품 삽입검사장치
JPH04145699A (ja) Icデバイス収納用マガジンの回収機構
RU2256248C2 (ru) Линия контроля и разбраковки тепловыделяющих элементов
Li et al. Design of fully automatic measuring device for solid materials of automatic gravimetric filling instrument
CN117600095A (zh) 一种芯片测试分选机及芯片测试分选工艺
JPS63231237A (ja) パレツト強度確認装置
CN112455835A (zh) 一种钢球包装流水线
JP2010188415A (ja) 鋼板等の検査識別方法および装置

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant
CF01 Termination of patent right due to non-payment of annual fee

Granted publication date: 20120530

Termination date: 20210105

CF01 Termination of patent right due to non-payment of annual fee