CN102257574A - 堆芯护罩的拐角接头 - Google Patents

堆芯护罩的拐角接头 Download PDF

Info

Publication number
CN102257574A
CN102257574A CN2009801509660A CN200980150966A CN102257574A CN 102257574 A CN102257574 A CN 102257574A CN 2009801509660 A CN2009801509660 A CN 2009801509660A CN 200980150966 A CN200980150966 A CN 200980150966A CN 102257574 A CN102257574 A CN 102257574A
Authority
CN
China
Prior art keywords
turning
reactor core
guard shield
plane institution
unit
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.)
Granted
Application number
CN2009801509660A
Other languages
English (en)
Other versions
CN102257574B (zh
Inventor
C·B·吉尔摩
D·R·福塞斯
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.)
CBS Corp
Original Assignee
Westinghouse Electric Corp
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 Westinghouse Electric Corp filed Critical Westinghouse Electric Corp
Publication of CN102257574A publication Critical patent/CN102257574A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN102257574B publication Critical patent/CN102257574B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C21/00Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02Details
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/322Means to influence the coolant flow through or around the bundles
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/02Details
    • G21C5/08Means for preventing undesired asymmetric expansion of the complete structure ; Stretching devices, pins
    • 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

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Manufacturing & Machinery (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Laser Beam Processing (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Fuel-Injection Apparatus (AREA)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
  • Extrusion Moulding Of Plastics Or The Like (AREA)

Abstract

提供了一种堆芯护罩,其包括若干平面构件、若干单元拐角构件以及均包含所述平面构件和单元拐角构件的组合的若干子组件。每个单元拐角构件包含具有第一平面部分和与第一平面部分垂直的第二平面部分的单元挤出件。至少一个子组件包含以交替相对关系并排布置的多个单元拐角构件。多个子组件可以联合起来以形成堆芯护罩的四分之一周界部分。四个四分之一的周界部分连在一起形成堆芯护罩。

Description

堆芯护罩的拐角接头
政府权益
本发明在能源部授予的第DE-FC07-05ID14636号合同下由政府支持完成。政府对本发明拥有一定的权利。
相关申请
本申请要求对2008年12月17日提交的标题为“堆芯护罩的拐角接头”的第61/138,140号临时申请的权益。
背景
技术领域
本发明总体涉及核反应堆,更具体地,涉及核反应堆的堆芯护罩。本发明也涉及堆芯护罩的相关组装方法。
背景信息
用一定压力下的水冷却的核反应堆发电系统的一次侧包含与用于产生有用能量的二次侧隔绝并与之成热交换关系的封闭回路。
图1显示了简化的核反应堆的一次系统,包括大体圆柱形的反应堆压力容器10,其具有顶盖封头12(图2中也有示出)并包封核反应堆堆芯14。液体的反应堆冷却剂(例如水)通过泵16被泵入容器10,穿过堆芯14,在堆芯处,热能被吸收并被排出至热交换器18(该热交换器通常指的是蒸汽发生器),热能在这里被传递到利用回路(未示出),如蒸汽驱动的涡轮发电机。反应堆冷却剂然后回到泵16,完成一次循环。典型地,多个上述循环通过反应堆冷却剂管道20与单个反应堆容器10相连。
图2和图3分别显示了压力容器10的简化的侧视图和俯视图,并且都通过剖视图显示了压力容器10的各个部分。堆芯14包含多个平行的、竖向延伸的燃料组件22,为了简化图示,图2中仅显示了其中的两个燃料组件。为了方便描述,其他的容器内部结构可以被分成下部堆内构件24和上部堆内构件26(均在图2中示出)。在传统设计中,下部堆内构件24的功能是支撑和对齐堆芯以及引导测量仪器,同时对容器10内的液体流动进行导向。上部堆内构件26约束燃料组件22或给燃料组件提供约束,支撑和引导测量仪器和堆芯部件,如控制棒28。在操作过程中,冷却剂通过一个或更多个入口喷嘴30进入容器10,向下流经容器10与堆芯吊篮32之间的环形空间,在下腔室34中转向约180度,向上流经下堆芯支撑板37和下堆芯板36(燃料组件22位于下堆芯板36上),再穿过并围绕燃料组件22流动。在一些设计中,下堆芯支撑板37和下堆芯板36由单一结构代替。经过堆芯和周围区域38的冷却剂流量通常很大,在大约20英尺/秒的速度下每分钟的流量大约为400,000加仑的量级。由此产生的压降和摩擦力趋向于促使燃料组件上升,这种上升运动会受到包括圆形上堆芯板40的上部堆内构件26的约束。流出堆芯14的冷却剂沿着上堆芯板40的下侧流动并向上通过多个穿孔42。冷却剂然后向上并径向地流进一个或更多个出口喷嘴44。
如图3中简化地显示,堆芯护罩17被定位于圆形堆芯吊篮32内部,并包括多个竖向延伸板19,其将堆芯吊篮32的内部轮廓转变成与堆芯14内的燃料组件22(如图3中简化地显示)的外周轮廓相匹配的、阶梯状圆周轮廓。图3中的简化的横截面图也显示了热屏蔽体15,其被插入压力容器10和堆芯吊篮32之间。一些电厂用中子衬垫来代替热屏蔽体。
典型地,形成所述阶梯状圆周轮廓的板19基本上是平的,在交叉、拐角位置处垂直抵接。然而,由于机加工和/或成形原因,一些反应堆容器堆内构件包括非典型的拐角接头。作为例子,这些非典型的拐角接头的特征在于对于外拐角位置为圆形,对于内部位置为“钥匙状”(比如,但不限于,具有凹槽)和/或拥有相对大的凹穴开放区域。每个非典型拐角接头为流体提供使之绕过相邻燃料组件的区域,原因在于在这些拐角中的液力阻力低。事实上,流量的计算显示了在非典型的堆芯护罩拐角处具有相对较高的轴向速度。除了别的缺点以外,这个缺点可能导致不可接受的燃料棒振动,从而导致燃料组件栅格-燃料棒的磨损,也可能导致在这一区域中升高的交叉流速度。
因此,堆芯护罩及其拐角接头仍有改进的空间。
发明总述
本发明的实施例满足了这些以及其他需求,本发明提供了用于核反应堆堆芯护罩的改进设计以及组装方法,除了其它好处之外,堆芯护罩组件的拐角优选是包含单件连续材料的单元设计,这样没有任何接缝或相关间隙或空间。
作为本发明的一方面,提供了一种堆芯护罩。该堆芯护罩包含:若干平面构件、若干单元拐角、以及均包含平面构件和单元拐角的组合的若干子组件。
每个单元拐角可以是基本相同的。每个单元拐角可以包含单元挤出件,该单元挤出件包括第一平面部分和相对于第一平面部分垂直设置的第二平面部分。至少一个子组件中可以包含多个单元拐角,其中一个单元拐角的第一平面部分与另一个单元拐角的第二平面部分相联接,这样这些单元拐角以交替相对关系并排布置。
作为本发名的另一方面,提供了一种核反应堆,其包括:压力容器;置于压力容器内并由压力容器支撑的环形堆芯吊篮;被支撑在堆芯吊篮内的堆芯护罩,该堆芯护罩包含:若干平面构件、若干单元拐角、均包含平面构件和单元拐角的组合的若干子组件。
堆芯护罩可进一步包含若干导流件,堆芯护罩的每个单元拐角可以包含弯曲内汇合部和弯曲外汇合部。每个导流件可以包括弯曲部分以及若干与弯曲部分相背设置的大体平坦部分,其中弯曲部分构造为与弯曲内汇合部和弯曲外汇合部中的相应一个相匹配。核反应堆还可包含置于堆芯护罩内的若干栅格,其中导流件的大体平坦部分被构造为接合并支撑栅格中相应一个的一部分。
作为本发明的又一方面,提供了堆芯护罩的组装方法。该方法包含:提供若干平面构件;挤出多个单元拐角;将平面构件与单元拐角的组合相联接以形成若干子组件;以及联接多个子组件以形成堆芯护罩的至少一部分。
该方法可进一步包含联接多个子组件以形成堆芯护罩的四分之一周界部分,还可以进一步包含将四个四分之一周界部分联接来形成堆芯护罩。
附图说明
结合附图阅读下列优选实施例的描述时将更好地理解本发明。其中:
图1是可以应用本发明的核反应堆的一部分简化示意图;
图2是可以应用本发明的核反应堆容器和内部部件的局部剖切的侧视图;
图3是核反应堆容器的横截面俯视图,显示了压力容器、热屏蔽体、堆芯吊篮、堆芯护罩和堆芯燃料组件;
图4是堆芯护罩和几个周边堆芯燃料组件的俯视图;
图5是图4的一部分的放大图;
图6是根据本发明的实施例的用于堆芯护罩的一对单元拐角的等轴测视图;
图7是根据本发明的实施例的子组件的等轴测视图,其中子组件中包含三对单元拐角;
图8是根据本发明的实施例的子组件的等轴测视图,其中子组件中包含一单元拐角和一相对狭窄的平面构件;
图9是根据本发明的实施例的子组件的等轴测视图,其中子组件中包含一单元拐角和一相对较宽的平面构件;
图10是根据本发明的另一堆芯护罩子组件的等轴测视图,;
图11是根据本发明的堆芯护罩的四分之一周界部分的等轴测视图;
图12是根据本发明的完整的堆芯护罩组件的等轴测视图;
图13A和13B分别是根据本发明另一实施例的用于堆芯护罩拐角的内部上的导流件的前等轴测视图和后等轴测视图;
图14是堆芯护罩的拐角的内部部分的放大等轴测视图,该护罩使用了图13A和13B中的内部导流件;
图15是图14的堆芯护罩拐角的内部的等轴测视图,图中显示使用了三个内部导流件,并进一步用虚线显示了燃料组件栅格的一部分;
图16A和16B是根据本发明另一实施例的用于堆芯护罩拐角的外部上的导流件的相对两侧的等轴测视图;
图17是堆芯护罩拐角的外部的等轴测视图,显示使用了两个外部导流件;以及
图18是图17中的堆芯护罩拐角的外部部分的放大等轴测视图,显示使用了根据本发明另一实施例的导流件。
具体实施方式
为了阐述的目的,本发明的实施例将被描述为适用于堆芯护罩,尽管显然它们也可用于代替或消除其他堆内构件组件(例如但不限于挡板-辐板(baffle-former)组件)的联接零件之间的拐角接头,以解决或克服与之相关的问题(例如但不限于挡板喷射(baffle-jetting))。
本文中使用的方位用语,如内、外、内侧、外侧、顶部、底部以及由此衍生出的词涉及图中显示的元件的方位并且不用于限定权利要求,除非另有特别陈述。
本文中使用的术语“单元”应指单件连续材料,其没有任何接缝(seams)、接头或连接部,可以使用任何已知的或适合的方法或工艺(比如但不限于挤压工艺)来制成。
本文中使用的术语“若干”应指一或比一大的整数(即多个)。
图4显示了堆芯护罩100。在堆芯护罩100的周界106上的几处(在图4中通常注以A、B、C)示出了几个燃料组件102,这些组件与堆芯护罩内拐角108或者与堆芯护罩外拐角110相邻。举例来说,但不限于此,在图4的非限定的例子中,在44个位置处(为简化图示仅显示10处)燃料组件102与内拐角108或者与外拐角110相邻,或者与内拐角108和外拐角110两者相邻。图5显示了堆芯护罩100的内拐角108和外拐角110的放大图。
如图6-12中所示,本发明需要让每个堆芯护罩拐角以单元拐角200,例如但不限于,具有期望拐角形状的单元挤出件的形式制造。因此,消除了与传统的内拐角108和外拐角110(图4和图5)相关的开放区域。这样的开放区域源于成形(比如但不限于,弯曲)和/或焊接接缝(图4和图5中没有显示),两个平面部分在所述接缝处抵接并结合以形成拐角接头。挤压加工技术的最新变革使这成为可能。例如但不限于,高大约4.75英寸×4.75英寸×1英寸或更大全长(比如但不限于,图6中的长L可能为180英寸左右(没有按比例显示))的挤压形状是可能的。因此,如图6中所示,每个单元拐角200(图中显示了两个)包括第一平面部分202和与第一平面部分202垂直设置的第二平面部分204,并且两者之间没有任何接缝或其他连接部。这在以下情况中特别有利,在该情况中,例如在图6的例子中,当焊接到相似的挤出件200上时,宽度(比如但不限于,大约4.75英寸)足够宽以适应具有单个燃料组件102(如图4中位于A处的燃料组件102)的周界位置。单元挤出形状200(如单元拐角)可以随后用激光焊接或其他的方法适当地联接起来,例如形成子组件210,如图6中所示。
为了完成图4中标为A的一对燃料组件102附近的堆芯护罩的周界,要完成连续焊接三对单元拐角200以构成子组件212,如图7中所示。至于另外两种典型的、具有成排的两个或三个燃料组件(如图4中B处和C处的燃料组件102)的周界位置,不同宽度218(图8)、220(图9)的平面构件214(图8)、216(图9)分别被焊接到单元拐角200以构成图8和图9中所示的子组件222、224。特别地,图8和图9显示了宽度分别为218、220的平面构件214和216,其可以用激光焊接或其他适当方式分别联接到单元拐角200以分别适应图4中位置B和C处的堆芯燃料组件。在图8的例子中,第一平面构件214包括相对边缘215、217及由两个边缘之间的距离测量出的第一宽度218;而图9中的第二平面构件216包括相对边缘219、221及在这两个边缘之间的、比第一平面构件214的第一宽度218大的第二宽度220。
对堆芯护罩100(图4)的周界106成形的示例性方法包括将图8中显示的两个子组件222焊接或以其他合适的方法结合至图7中显示的子组件212,从而构成图10中显示的子组件226。最后,为了完成堆芯护罩100(图4;在图12中总体被指为300)的四分之一周界部分或子组件228,将图6中的单元拐角子组件210和图9中的子组件224用焊接或其他适当方式联接到图10中的子组件226。在本文显示和描述的例子中,每个四分之一周界部分228包括十一个单元拐角200、两个第一平面构件214和一个第二平面构件216,如图11所示。最后,将四个四分之一周界部分228用焊接或其他适当方式联接在一起以形成完整的堆芯护罩300,如图12所示(也可参见图4中的堆芯护罩100)。
应当意识到,可以采用这些零件(比如但不限于,单元拐角200、第一平面构件214、第二平面构件216)和子组件(比如但不限于子组件210、212、222、224、226、228)的任何已知的或适当的可选构造、数量和/或组装顺序,只要不偏离本发明的范围。
同时应当意识到,如图6中简化的形式所指示的,虽然优选地使用激光技术来焊接零件(比如但不限于,单元拐角200、第一平面构件214、第二平面构件216),但是也可以使用任何已知的或适当的可选方法、工艺或机构来合适地联接堆芯护罩零件(比如但不限于,单元拐角200、第一平面构件214、第二平面构件216)和/或子组件(比如但不限于子组件210、212、222、224、226、228)。
除了别的优点以外,本发明还消除了与已知的堆芯护罩设计相关的内拐角和外拐角的空隙区域。这些空隙区域是由于广泛的机加工、弯曲和/或成形操作造成的。本发明提供了一种单元拐角,并因此消除了拐角处的所有的接缝,同时也消除了由于缺乏可达性而难以检查的焊接拐角接头。唯一的焊接处位于远离拐角的位置,这些焊接位置基本上平坦和/或相对容易接近和方便检查。
另外,逐级地,每个单元拐角挤出件200可以用激光焊接或以其他适当方式联接到类似挤出件200(例如参见图6和图7)和/或相关平面构件214、216(例如参见图8和图9)上。每个单元拐角200也可以是基本相同的,且一个单元拐角200的第一个平面部分202被联接到另一单元拐角200的第二平面部分204,这样这些单元拐角200可以以交替相对的关系并列放置(在图7中最好地示出)。此外,应意识到,组装方法可以使用刚性工具和/或固定装置(图中无显示)来保持挤出的单元拐角200、平面构件214、216和/或子组件210、212、222、224、226、228。因此,使得由于诸如热造成的焊接变形最小化。而且,与使用可消耗电极的传统焊接过程相比,激光焊接导致最少的热输入,进而更好地控制尺寸。这将改进堆芯堆腔的尺寸,尤其是在焊接四个四分之一周界部分228(图11和12)的最后阶段;而现有的工艺为了满足堆芯堆腔尺寸的需要,需要在焊接后再进行若干机加工。
本发明的挤出的单元拐角设计完全消除了拐角接头的焊接,因此也消除了与之相关的大量机加工工作以及时间和成本。此外,由于焊接后的需要很少的必要加工,可以通过使用更薄的挤压形状实现进一步的节省。存在这样的可能性,前述子组件210、212、222、224、226、228可以由合格的供应商制造,使得部分或整个堆芯护罩组件可以被运到指定的加工工厂来进行堆芯护罩100(图4,也可参见图12的堆芯护罩组件300)的最后组装或完工。
同样应意识到,存在将本发明的单元拐角的概念与其他反应堆内部组件(比如但不限于,挡板—辐板组件拐角接头(未显示))相结合的可能性。举例来说,但不限于此例,可以将挤出的单元拐角翻新成现有的挡板—辐板设计以消除挡板—辐板组件(未显示)的档板(未显示)间的拐角接头。这样,消除了不希望的“挡板喷射”的可能性。挡板喷射是由于拐角接头中的开口和空隙导致水从挡板—辐板堆芯堆腔内部向堆芯的方向喷射的结果。
图13A-15和图16A-18分别显示了根据本发明的非限制性示例可选实施例的内部导流件302和外部导流件304、304′。在图13A-15的例子中,导流件302(有时被称为冰球(hockey puck)式的插入物)被构造为安置在堆芯护罩拐角108的内汇合部112中,如图14和15所示。特别地,每个导流件302包括弯曲部分306和若干大体平坦部分308(图13A-15中显示了两个)。弯曲部分306构造为与堆芯护罩内拐角108的弯曲内汇合部112相匹配,如图14和15所示。此外,应当意识到,导流件302的尺寸特性(比如但不限于,导流件302的高度)可以设为例如与燃料组件栅格46(比如但不限于,燃料组件栅格46,图15中以虚线部分地显示)的高度相一致。这样,导流件302不仅改变了冷却剂的流向从而降低了轴向速度并例如通过填充拐角(例如,108)中的开放区域而阻止不希望的流动旁过,而且导流件还用于进一步支撑棚格46。为了将导流件302固定在堆芯护罩100上,例如如图15所示,可以使用填角焊缝(图15中用参考符号310表示)。
用于堆芯护罩100的外拐角110的上述外部导流件304和304′的实现形式分别展示在图16A-17和18的非限制例子中。与先前讨论的内部导流件302一样,可以使得外部导流件304、304′的高度与燃料组件栅格46(在图15中以虚线部分地示出)的高度相一致。每个外部导流件304,304′优选包括弯曲部分312和若干通常与弯曲部分312相对设置的大体平坦部分314(显示了两个)。弯曲部分312构造为与堆芯护罩的外拐角110的弯曲外汇合部114相匹配,并与之适当地联接(例如但不限于,焊接),如图17和18所示。然而,应该意识到,除了那些本文显示或描述的那些以外或与之相结合,可以采用任何已知的或适当的可选数量、形状和/或构造的导流件(未示出),而不偏离本发明的范围。举例来说,但不限于此例,图17显示了布置在堆芯护罩100的外拐角110上的两个不同的外部导流件304、304′,其中每个具有不同的长度。此外,如图18中放大所示,导流件304可包括倒角316。这样的倒角316例如可以形成为填角焊缝的一部分,这会有助于例如避免在燃料组件装卸时与棚格的不希望的相互作用(例如但不限于,障碍)。也应意识到,这样的导流件(比如但不限于,导流件302、304、304′)可以独立地与诸如现有的堆芯护罩设计相结合(比如,作为本发明的单元拐角概念的另一解决方案)以改进与拐角接头相关的涉及流动的问题。因此,更应意识到,这样的导流件(比如但不限于,导流件302、304、304′),在根据本发明的一些实施例中不是必需的。
虽然已经详细描述了本发明的一些特定的实施例,但是所述领域技术人员也应认识到,依照本公开总的教导,可以针对那些细节开发多种变型和替代方案。因此,这里公开的特定布置仅仅是示例性的,并不限制附带的权利要求和任何及所有等同概念所给出的本发明的范围。

Claims (21)

1.一种堆芯护罩,包括:
若干平面构件;
若干单元拐角;和
若干子组件,每个子组件包括所述平面构件和所述单元拐角的组合。
2.根据权利要求1的堆芯护罩,其中每个所述单元拐角基本上相同。
3.根据权利要求1的堆芯护罩,其中每个所述单元拐角包含单元挤出件,其包括第一平面部分和相对于第一平面部分垂直布置的第二平面部分。
4.根据权利要求3的堆芯护罩,其中至少一个所述子组件包含多个所述单元拐角;其中一个所述单元拐角的第一平面部分与另一个所述单元拐角的第二平面部分联接,以使这些所述单元拐角以交替相对关系并排布置。
5.根据权利要求3的堆芯护罩,其中所述平面构件包括第一平面构件和第二平面构件;其中所述第一平面构件和所述第二平面构件中的每个包括第一边缘、与第一边缘相背布置并远离第一边缘的第二边缘以及在第一边缘和第二边缘之间测量的宽度;其中每个所述第二平面构件的宽度大于每个所述第一平面构件的宽度。
6.根据权利要求5的堆芯护罩,其中至少一个所述子组件包含一个所述单元拐角和一个所述第一平面构件;其中所述单元拐角的第一平面部分被联接到所述第一平面构件的第一边缘和第二边缘中的相应一个。
7.根据权利要求5的堆芯护罩,其中至少一个所述子组件包含一个所述单元拐角和一个所述第二平面构件;其中所述单元拐角的第一平面部分被联接到所述第二平面构件的第一边缘和第二边缘中的相应一个。
8.根据权利要求5的堆芯护罩,其中多个所述子组件相结合以形成所述堆芯护罩的四分之一周界部分;其中每个四分之一周界部分包括十一个所述单元拐角、两个所述第一平面构件和一个所述第二平面构件。
9.根据权利要求1的堆芯护罩,进一步包括若干导流件;其中每个所述单元拐角包括弯曲内汇合部和弯曲外汇合部;其中每个所述导流件包括弯曲部分和若干与所述弯曲部分相背设置的大体平坦部分;其中所述弯曲部分构造为与所述弯曲内汇合部和弯曲外汇合部中的相应一个相匹配。
10.一种核反应堆,包括:
压力容器;
置于压力容器内并由压力容器支撑的环形堆芯吊篮;和
被支撑于堆芯吊篮内的堆芯护罩,该堆芯保护罩包含:
若干平面构件,
若干单元拐角,以及
若干子组件,每个子组件包括所述平面构件和所述单元拐角的组合。
11.根据权利要求10的核反应堆,所述堆芯护罩的每个所述单元拐角基本上相同。
12.根据权利要求10的核反应堆,其中所述堆芯护罩的所述平面构件包括第一平面构件和第二平面构件;其中所述第一平面构件和所述第二平面构件中的每个包括第一边缘、与第一边缘相背布置并远离第一边缘的第二边缘、以及在第一边缘和第二边缘之间测量的宽度;其中每个所述第二平面构件的宽度大于每个所述第一平面构件的宽度。
13.根据权利要求12的核反应堆,其中多个所述子组件相结合以形成所述堆芯护罩的四分之一周界部分;其中每个四分之一周界部分包括十一个所述单元拐角、两个所述第一平面构件和一个所述第二平面构件。
14.根据权利要求10的核反应堆,其中所述堆芯护罩进一步包含若干导流件;其中所述堆芯护罩的每个所述单元拐角包括弯曲内汇合部和弯曲外汇合部;其中每个所述导流件包括弯曲部分和若干与弯曲部分相背设置的大体平坦部分;其中所述弯曲部分构造为与弯曲内汇合部和弯曲外汇合部中的相应一个相匹配。
15.根据权利要求14的核反应堆,进一步包含若干置于所述堆芯护罩内的棚格;其中所述导流件的所述大体平坦部分被构造为接合并支撑所述棚格中的对应一个的一部分。
16.一种组装堆芯护罩的方法,该方法包含:
提供若干平面构件;
挤出若干单元拐角;
将所述平面构件与所述单元拐角的组合相联接以形成若干子组件;
将多个所述子组件相联接以形成所述堆芯护罩的至少一部分。
17.根据权利要求16的方法,进一步包含联接多个所述子组件以形成所述堆芯护罩的四分之一周界部分。
18.根据权利要求17的方法,进一步包含联接四个所述四分之一周界部分以形成所述堆芯护罩。
19.根据权利要求16的方法,其中每个所述单元拐角包括第一平面部分和相对于第一平面部分垂直设置的第二平面部分;并且所述方法还包括将一个所述单元拐角的第一平面部分与另一个所述单元拐角的第二平面部分相联接,以使这些所述单元拐角以交替相对关系并排布置。
20.根据权利要求16的方法,其中所述联接步骤通过激光焊接进行。
21.根据权利要求16的方法,其中所述联接步骤进一步包括用若干固定装置将所述平面构件、所述单元拐角和所述子组件中的至少一个固定在所需位置。
CN200980150966.0A 2008-12-17 2009-12-14 堆芯护罩、核反应堆和组装堆芯护罩的方法 Active CN102257574B (zh)

Applications Claiming Priority (5)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US13814008P 2008-12-17 2008-12-17
US61/138,140 2008-12-17
US12/634,836 2009-12-10
US12/634,836 US8532245B2 (en) 2008-12-17 2009-12-10 Core shroud corner joints
PCT/US2009/067802 WO2010071763A2 (en) 2008-12-17 2009-12-14 Core shroud corner joints

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN102257574A true CN102257574A (zh) 2011-11-23
CN102257574B CN102257574B (zh) 2014-09-03

Family

ID=42240526

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN200980150966.0A Active CN102257574B (zh) 2008-12-17 2009-12-14 堆芯护罩、核反应堆和组装堆芯护罩的方法

Country Status (9)

Country Link
US (2) US8532245B2 (zh)
EP (1) EP2366181B1 (zh)
JP (1) JP5748179B2 (zh)
KR (1) KR101574826B1 (zh)
CN (1) CN102257574B (zh)
BR (1) BRPI0922598A2 (zh)
CA (1) CA2744943C (zh)
WO (1) WO2010071763A2 (zh)
ZA (1) ZA201103994B (zh)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103231169A (zh) * 2013-04-19 2013-08-07 上海第一机床厂有限公司 堆心围筒的激光焊接方法
CN114273759A (zh) * 2021-12-30 2022-04-05 东方电气(武汉)核设备有限公司 堆芯围筒组件的焊接方法

Families Citing this family (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9721687B2 (en) 2014-08-06 2017-08-01 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Method of storing a chimney assembly of a reactor pressure vessel during a nuclear reactor outage
US9879472B2 (en) 2015-06-05 2018-01-30 Quanex Corporation Frame assembly including a cornerlock
US9869122B2 (en) 2016-01-29 2018-01-16 Quanex Corporation Cornerlock having a self configurable first body member
CN106312357B (zh) * 2016-10-31 2019-01-22 中国核动力研究设计院 一种分层焊接固定的整体式堆芯围板结构

Family Cites Families (40)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2293569A (en) * 1940-10-09 1942-08-18 Max C Sonion Portable house and similar structure
NO117432B (zh) * 1968-04-06 1969-08-11 Atomenergi Inst For
DE2024630A1 (de) 1969-07-16 1971-01-28 Combustion Engineering Ine Wind sor, Conn (V St A ) Kernreaktor
US3785924A (en) * 1970-09-02 1974-01-15 Combustion Eng Nuclear reactor core shroud
SE378697B (zh) * 1972-08-11 1975-09-08 Asea Atom Ab
US3890108A (en) * 1973-02-09 1975-06-17 Hughes Aircraft Co Structural panel bent from laminated honeycomb
US4006362A (en) * 1975-11-17 1977-02-01 Brooks & Perkins, Incorporated Shroud for storing radioactive spent nuclear fuel cells
US4158605A (en) 1975-11-25 1979-06-19 Westinghouse Electric Corp. Nuclear core baffling apparatus
US4199403A (en) * 1977-11-21 1980-04-22 Combustion Engineering, Inc. Seismic core shroud
DE2818886C2 (de) * 1978-04-28 1986-03-27 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Kernumfassung und Verfahren zu ihrer Herstellung
FR2481506B1 (fr) * 1980-04-25 1986-08-29 Framatome Sa Dispositif de cloisonnement du coeur d'un reacteur nucleaire par des elements amovibles
US4409179A (en) * 1980-12-08 1983-10-11 Combustion Engineering, Inc. Pressurized core shroud for aligning a nuclear reactor core
FR2510800B1 (fr) * 1981-07-30 1985-06-07 Framatome Sa Procede et dispositif d'elimination d'espaces de fuite entre les cloisons entourant le coeur d'un reacteur nucleaire a eau sous pression
EP0082892B1 (fr) * 1981-12-29 1986-02-12 ATELIERS DE CONSTRUCTIONS ELECTRIQUES DE CHARLEROI (ACEC) Société Anonyme Enveloppe de récupération pour élément combustible nucléaire avarié
FR2539244B1 (fr) * 1983-01-12 1989-01-27 Framatome Sa Dispositif de cloisonnement du coeur d'un reacteur nucleaire a eau sous pression
US4566237A (en) * 1983-04-08 1986-01-28 Goodyear Aerospace Corporation Armored panel
US4576785A (en) * 1983-06-14 1986-03-18 Carolina Power And Light Company Reduction in rate of radiation exposure to excore nuclear reactor components
US4654188A (en) * 1985-01-11 1987-03-31 Westinghouse Electric Corp. Pivotably mounted reactor shroud shield and shielding method
JPS6348192U (zh) * 1986-09-18 1988-04-01
FR2625021B1 (fr) * 1987-12-22 1990-05-25 Framatome Sa Reacteur nucleaire a eau sous-pression et a cloisonnement massif
US4812286A (en) * 1988-02-08 1989-03-14 General Electric Company Shroud tank and fill pipe for a boiling water nuclear reactor
US4917747A (en) * 1989-02-24 1990-04-17 The Boeing Company Method of making crushed core molded panels
FR2666166B1 (fr) * 1990-08-21 1992-11-27 Framatome Sa Dispositif de cloisonnement de cóoeur pour reacteur nucleaire.
US5215707A (en) * 1991-09-10 1993-06-01 Siemens Power Corporation Instrument thimble tube shroud
US5392322A (en) * 1993-11-22 1995-02-21 General Electric Company Shroud repair clamp
US5436945A (en) * 1993-12-03 1995-07-25 Combustion Engineering, Inc. Shadow shielding
US5402570A (en) * 1994-02-02 1995-04-04 Mpr Associates, Inc. Method for repairing boiling water reactor shrouds
DE4432616C1 (de) * 1994-09-14 1996-02-08 Siemens Ag Kernmantel, insbesondere zur Umhüllung eines Reaktorkernes in einem Siedewasserkernreaktor
US5737378A (en) * 1996-06-21 1998-04-07 General Electric Company Reactor shroud joint
US5950835A (en) * 1996-12-24 1999-09-14 Tenneco Packaging Inc. Honeycomb protector with impact resistant corner
FR2759484B1 (fr) * 1997-02-10 1999-03-12 Atlantique De Tech Avancees So Ratelier de stockage d'assemblages de combustible nucleaire a ensembles neutrophages maintenus par des cadres
JP3626844B2 (ja) * 1997-10-07 2005-03-09 三菱重工業株式会社 原子炉用半径方向中性子反射体
JP4301604B2 (ja) * 1998-10-06 2009-07-22 三菱重工業株式会社 加圧水型原子炉
JP2001305261A (ja) * 2000-04-26 2001-10-31 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 原子炉炉内構造物のボルト締結構造
JP2003322698A (ja) * 2002-05-02 2003-11-14 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 使用済み燃料集合体収納用バスケット及びこれを構成するためのエレメント
JP2004085373A (ja) * 2002-08-27 2004-03-18 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 中性子反射体背面構造
JP2004132835A (ja) * 2002-10-10 2004-04-30 Mitsubishi Heavy Ind Ltd バスケットセル、バスケットおよびキャスク
CN1832053A (zh) * 2005-03-11 2006-09-13 田嘉夫 轻水型中小动力反应堆堆芯燃料组件布料和换料方法
JP2008055461A (ja) * 2006-08-31 2008-03-13 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 原子力発電プラント構造材の溶接方法
JP2008101356A (ja) * 2006-10-17 2008-05-01 Mitsubishi Heavy Ind Ltd ライニングの施工方法およびライニングブロック

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103231169A (zh) * 2013-04-19 2013-08-07 上海第一机床厂有限公司 堆心围筒的激光焊接方法
CN103231169B (zh) * 2013-04-19 2015-05-20 上海第一机床厂有限公司 堆心围筒的激光焊接方法
CN114273759A (zh) * 2021-12-30 2022-04-05 东方电气(武汉)核设备有限公司 堆芯围筒组件的焊接方法

Also Published As

Publication number Publication date
CN102257574B (zh) 2014-09-03
US20130334182A1 (en) 2013-12-19
CA2744943C (en) 2016-01-26
BRPI0922598A2 (pt) 2015-12-22
EP2366181B1 (en) 2014-07-23
KR20110103393A (ko) 2011-09-20
CA2744943A1 (en) 2010-06-24
KR101574826B1 (ko) 2015-12-04
US8532245B2 (en) 2013-09-10
US20100150298A1 (en) 2010-06-17
WO2010071763A2 (en) 2010-06-24
EP2366181A2 (en) 2011-09-21
WO2010071763A3 (en) 2010-10-21
JP5748179B2 (ja) 2015-07-15
JP2012512417A (ja) 2012-05-31
ZA201103994B (en) 2012-02-29

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN102257574A (zh) 堆芯护罩的拐角接头
CN104040282A (zh) 模块化板壳式热交换器
JP4607195B2 (ja) 静翼を備えたガスタービン
EP2664748A2 (en) Cooling system and method for turbine system
JP2008286437A (ja) 熱交換器
JP2016505842A (ja) 加圧水型原子炉用の重材料径方向中性子反射体
US20210381394A1 (en) Steam turbine and method for internally cooling the same
JP6162951B2 (ja) シール組立体及びタービンの組み立て方法
CA2969703C (en) Monitored heat exchanger system and related
US10665357B2 (en) Nuclear steam supply system
US20120183393A1 (en) Assembly and method for preventing fluid flow
JP2007232421A (ja) 自然循環式沸騰水型原子炉およびその取り扱い方法
CN205332891U (zh) 换热器用波纹板和板壳式换热器
WO1993020386A1 (en) Feed system of a heat exchanger
KR101373130B1 (ko) 유로 파이프가 장착된 보일러의 열교환기
US20150330667A1 (en) Water jacket for solid particle solar receiver
CA2971746C (en) Improved heat exchanger unit
CN219984696U (zh) 一种带螺旋夹套连通管的串管反应器
CN221080122U (zh) 一种型材液冷板的水嘴结构
CN205349869U (zh) 一种压水堆主泵隔热屏
BRPI0922598B1 (pt) Invólucro de núcleo de reator nuclear, reator nuclear, e, método para montar um invólucro de núcleo
JP2008119938A (ja) 射出成形装置
JP2017116381A (ja) バッフル構造及び原子炉容器
JPH10123276A (ja) 原子炉制御棒駆動装置の組立型ハウジング構造
Krasikov et al. The ITER thermal shields for the magnet system: specific design, assembly and structural issues

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