CN1023845C - 核反应堆中锁定套管的取出方法 - Google Patents
核反应堆中锁定套管的取出方法 Download PDFInfo
- Publication number
- CN1023845C CN1023845C CN89107409A CN89107409A CN1023845C CN 1023845 C CN1023845 C CN 1023845C CN 89107409 A CN89107409 A CN 89107409A CN 89107409 A CN89107409 A CN 89107409A CN 1023845 C CN1023845 C CN 1023845C
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- conduit
- end block
- lock collar
- becket
- perforate
- 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
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/334—Assembling, maintenance or repair of the bundles
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
-
- Y—GENERAL 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
- Y10—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
- Y10T—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER US CLASSIFICATION
- Y10T29/00—Metal working
- Y10T29/49—Method of mechanical manufacture
- Y10T29/49815—Disassembling
- Y10T29/49822—Disassembling by applying force
- Y10T29/49824—Disassembling by applying force to elastically deform work part or connector
-
- Y—GENERAL 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
- Y10—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
- Y10T—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER US CLASSIFICATION
- Y10T29/00—Metal working
- Y10T29/53—Means to assemble or disassemble
- Y10T29/53657—Means to assemble or disassemble to apply or remove a resilient article [e.g., tube, sleeve, etc.]
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
利用向外弯曲的方法使包含径向突出形变部分(29)的金属环(25)的每个区域发生形变,从而将形变部分(29)从端块的相应凹槽(22)中拉出,然后再于导管(4)的轴向方向(ZZ′)对锁定套管(20)施加拉力,将该套管(20)取出。金属环(25)最好由被沿金属环(25)母线的切口分开的圆筒形切片构成。利用工具(31)使金属环(25)的切片合拢和使这些切片夹紧,从而取出锁定套管(20)。取出操作在燃料贮存井的水下进行。
Description
本发明涉及从轻水冷却的核反应堆燃料组件的可拆卸导管中取出锁定套管的方法和装置。
水冷核反应堆,特别是压水核反应堆,包括一束由相当长的燃料棒组成的组件,该燃料棒彼此平行配置,固定在由导管、支撑构件和两个端块形成的构架中。导管配置在组件的纵向方向,并沿组件的长度相隔规定的间距连接到横向支撑构件上。
导管的每一个端部还连接到两个端块中的一个端块或另一个端块上,端块构成加固和密封组件的部件。
组件的燃料棒形成束状,在束中燃料棒彼此平行,并在组件的横截面上配置成由支撑构件确定的有规则的网络结构上。网络结构的某些位置由通常刚性连接到支撑构件上的导管占据。
导管的长度大于燃料棒的长度并设置在束中,以便在导管的每一端部上构成相对于燃料棒束突出的部分,端块被固定到导管的这些突出部分,从而保证组件在其每一端部的密封。
燃料棒由叠置在金属包套中的核反料烧结芯块构成,金属包套使芯块与燃料组件周围的流体隔绝。在发生燃料组件的燃料棒的包套破裂事故时,为了避免放射性物质泄漏到反应堆的冷却流体中,必须要很快替换这根燃料棒。为了可以接近燃料棒并进行替换,必须卸下组件的一个端块,这种拆卸需要去掉导管的相应端部和端块之间的连接。
端块包括重现导管网络结构的通孔,导管啮合到每个通孔并被固定。
为了替换燃料组件中有缺陷的燃料棒,已经设计和提出包括导管在内的新的燃料组件,该导管与至少一个端块的连接是可以拆卸的。
为了替换有缺陷的燃料棒,将组件放入例如贮存井的井中,在垂直方向放入水下;使组件通过其一个端块即底部端块搁置在井的底部从井的顶部通过一定的水深度便可以接近另一个端块即顶部端块。
在已知型式的可拆卸燃料组件中,导管在组件的顶部端块中啮合的部分包括一个例如可以安装在导管端部上的可径向扩张的部分。该扩张部分由切开的套筒构成,该套筒在导管的通孔中具有径向向外突出的用来配合在端块中加工的相应形状的凹槽中的部分。锁定套管装入在导管中,它使切开的套筒径向扩张共固定导管,导管的径向突出部分被设置在端块中加工的凹槽中。
只有一定长度的导管啮合进入穿过端块配接板的通孔中,在导管上面的通孔的其余部分一直伸到端块配接板的上表面。
上述类型燃料组件的导管用的可拆卸连接是已知的,它包括一个锁定套管,该锁定套管具有保证导管扩张的部分,当锁定套管被配置在导管中的适当位置时,该导管由一个固定金属环在轴向接续,该金属环被安置在位于导管上面的通孔部分并一直伸到配接板的上表面。在配接板的通孔的这部分提供有径向凹槽,在将锁定套管配置在导管中的适当位置后,使金属环变形,使此金属形变部分贴合到凹槽中,从而达到锁定套管的轴向和转动锁定。
因此,可以毫无困难地在组件的顶部进行操作,达到导管的有效固定。
然而,拆卸导管要求先要将用固定金属环固定在端块中的锁定套管取出来。可以用一种工具来进行这种操作。这种工具插入到套管中,它包括在径向方向可移动的设置在套管底端部下面的设件。将拉力作用在工具上,使固定金属环松开并取出导置的套管。
在拆卸组件的顶部端块之前取出锁定套管的这种操作需要使用复杂的工具和施加拉力,用金属环固定套管固定得越牢,这种拉力越大。
一般地讲,先有技术中已知的取出锁定套管的方法要使用很大的拉力并(或)用敲击靠锁定套管底部放置的工具的方法进行取出操作。在拆卸组件的顶部端块期间,这种操作可能导致组件的损坏。
因此本发明的目的是提出一种从轻水冷却核反应堆燃料组件的可拆卸端块中的导管中取出锁定套管的方法,该组件包括一束平行的固定在由导管、支撑构件和端块构成的构架中的燃料棒,端块被固定在导管的端部上,至少一个端块以可拆卸的方式利用导管的端部部分被固定在每根导管端部中的一个端部上,该导管的端部部分可径向形变并具有径向向外突出的紧固部分,它啮合于开孔中,同开孔的部分长度啮合。该开孔贯穿端块并在其容放导管的部分包括一个用于容放导管紧固部分的环形扩大槽,利用锁定套管可以保证导管端部的径向扩张和导管的紧固部分固定在端块开孔的环形扩大槽中,该锁定套管包括用于扩张导管的套筒和固定于端块中的在导管的端部伸出的金属环,该金属环在套管处于锁定位置时,位于端块开孔中不容放导管的部分,这一部分的端块开孔至少包括一个径向凹槽,使固定金属环的至少一个区域的径向形变部分这样定位,使其与径向凹槽相吻合,采用这种方法可以将固定金属环的至少一个形变部分引入到该径向凹槽中,从而保证使锁定套管固定在端块中,应用本发明的取出方法,可使组件不受到重复的冲击,对
套管也不用施加很大的拉力。
为此,采用向内合拢的方法使包含径向突出形变部分的固定金属环的一个区域或几个区域产生形变,从而将形变部分从相应的凹槽中拉出;然后再于导管的轴向方向施加拉力,将锁定套管取出来。
本发明也涉及可以执行取出操作和(在适用的情况)使导管的套管定位在核反应堆中的燃料组件端块中的装置。
现在参考附图,叙述一个实施本发明方法和使这个方法可以实施的用于取出锁定套管的工具的一个例子,这样可以更清楚地理解本发明。
图1是压水核反应堆燃料组件的立视图。
图2是图1所示组件的构架的立视图。
图3是燃料组件的顶部端块的部分截面立视图。
图4是图3所示顶部端块在方向4的平面视图。
图5是便于实施本发明方法的锁定套管的切去一部分的透视图。
图6是在开始第一取出阶段之前,位于套管中适当位置的锁定套管取出工具其底部分的轴向截面图。
图7类似于图6,是工具在第一取出阶段结束时的轴向截面图。
图1示出燃料组件,总的用参考号1表示,它由一束平行的支撑构件3固定的燃料棒2组成,支撑构件3沿燃料棒2的长度间隔一定距离配置。支撑构件3由格架构成,格架的格孔各自容放一根燃料棒。在格架的网络结构中的某些位置由导管4占据,导管的长度大于燃料棒2的长度。
导管4的一个端部连接到构成燃料组件的顶部端管的端块5上,另一个端部连接到构成底部端块的第二端块6上。
当组件位于井中的水下贮存位置时,从井的顶部可以接近顶部端块5。此顶部端块5装有确保使组件固定在堆芯中的片簧7,堆芯的上堆芯板搁置在片簧7上。端块还包括相对于其上表面突出的凸部8。
图2示出燃料组件的构架9,它包括导管4、支撑构件3和端块5、6。此构架9用作束的燃料棒2的支架,当顶部端块5卸去时,燃料棒可以插入构架或从中取出来。为了替换或除去燃料棒,在导管4的端部和顶部端块5之前配有可拆卸的连接。
图3和图4示出燃料组件的顶部端块,该端块包括导管啮合的配接板10和贯穿此配接板并从燃料组件顶部可以接近的内部通孔11。设置在中心部的燃料组件的测试导管被放置在具有特殊形状的通孔12中。组件的顶部端块由配接板10和用围板13连接在一起的框架14组成,围板焊接到配接板10和框架14上。框架14具有突部8,该凸部包括中心通孔和固定片簧7的法兰8′。
如图4所见,固定导管4的通孔11配置在确定的与组件的24根导管的位置相对应的位置。水流孔15在导管的通孔11之间穿过端块的配接板10。
图5示出有助于实施本发明的方法的锁定套管,该套管总的用参考编号20表示。
锁定套管包括下部分24和上部分,下部分具有截头锥形的外表面,该表面形成保证使导管扩张的那部分锁定套管,上部分由圆筒形金属环25构成,该金属环形成将锁定套管固定在燃料组件端块中的金属环。
金属环25由6个彼此由切缝26分开的圆筒形切片25a、25b、25c、25d、25e和25f构成,该切缝26配置在金属环25的母线方向。
圆筒形切片25a至25f是相同的,切缝26围绕锁定套管20的轴彼此相隔60°角配置。
锁定套管的形状为截头圆锥形的扩张套筒24包括形状基本上为柱形的内孔,使得该套筒24的壁厚度从其大底面开始减小,减小到其小底面,在大底面上沿线30连接着金属环25,而在小底面上则提供有倾斜的截头圆锥面24a,该锥面24a有助于使锁定套管啮合到导管中。
锁定套管的具有相当大厚度的扩张套筒24具有可以保证有效固定导管的刚性,这将在下面进行进一步说明。
金属环25的厚度显著小于扩张套筒24的厚度,特别是显著小于在结合线30的邻近,即在部分24的大底面邻近的厚度,锁定套管20具有内部径向凸出的台阶28,该台阶结束于一个倾斜的指向套管向部的截头圆锥面28a。
套管20还可以制作为一个单一的加工件,或者可以将金属环25安装在截头圆锥形固定部分24
的顶端部上。可以在加工好或组装好套管之后,采用切割金属环25的方法加工出切口26。
在所有的情况下,采用推动在料棒组件端块中的内部锁定凹槽的方法和沿着位于线30邻近的一条线使其合拢的方法,可以使构成金属环25的圆筒形切片25a至25f产生形变。
图6示出在通孔11邻近的燃料组件顶部端块的配接板10,导管4的端部4a啮合进入该通孔11。
导管4的上端部4a在插入通孔之前被加工成这样的形式,使得它能很好地配合在该通孔的入口部分中,该通孔稍呈截头圆锥状并包含一个环形的扩大槽16。
导管4的上部分4a具有相应于通孔11的入口部分形状的截头圆锥形状和径向向外突出的环形固定部分17,当导管4被设置在通孔11中时,该环形固定部分是用来配合配接板10的环形扩大槽16的。
通孔11的截头圆锥形入口部分终止于径向向通孔11内部突出的台阶21。应当注意到,当导管完全啮合进入通孔11中,导管4的端部不顶靠在台阶21上。由于预先成形,导管可以毫无困难地和非常准确地配置在端块中的适当位置上,而不会形成任何支承。
在配接板10的下表面上在通孔11的入口端,通孔11具有一个便于插入导管4的截头圆锥形的扩大部19。
位于台阶21上面的通孔11的上部分或出口部分包含一个环形的径向凹槽22。
在凹槽22的上面,通孔11形成扩大的出口部分23,该出口部分23一直伸到配接板10的上表面。
重新组装包括导管和图6和7所示的连接机构的燃料组件可以在核反应堆燃料组件的贮存井中的水下按下述方式进行。
将燃料组件通过其底部端块搁置在井底上,使组件的导管在垂直位置。啮合到端块5的配接板10上的这些导管的顶端部被放置在水下,水的深度应足以保护操作者进行重新组装。将配接板的扩大部放到导管的端部4a上不会造成任何困难,导管由组件的支撑构件保持在准确的横向配置。另外,由于导管的端部预先成形,所以导管能够啮合并配置在配接板通孔中的准确位置上。
为了使导管能够啮合到通孔11中,随后再扩张使突出部分17固定到环形扩大槽16中,每根导管的顶端部分4a被加工成为可径向形变。为此,至少两个彼此相隔180°角配置的切口例如18将导管的顶端部分4a分成至少两个截头圆锥形的在径向可形变的切片。
将顶部端块配置在导管端部上的适当位置后,利用例如图5所示的锁定套管20和例如图6和图7所示的总的用参考编号31表示的工具将这些导管固定。
工具31由一根相当长的杆构成。从图6和图7中可以见到其底部分32。工具31的杆的顶端被固定到例如供燃料井用的滚动式活动桥这样的紧固和提升机构上。该杆可以在井中沿其垂直位置的轴ZZ′进行移动。
杆的底部分32从顶部到底部顺序包括圆柱形部分、向外扩大的截头圆锥形支承部分33、向内指向的截头圆锥形插入表面34和圆柱形端部分35。
杆的底部分32的圆柱形端部分35包括图中未示出的夹持锁定套管的机构。这种夹持机构例如可以由弯曲的片簧构成,该片簧的凸形向外指向,片簧在轴向方向固定在端部分35的外表面上。
这种夹持装置在由FRAMATOME公司在与本发明提出申请的同一天提出的专利申请中进行了说明。
工具31包括两个管形部件37和38,第一个管形部件37可滑动地装在位于截头圆锥形表面38上面的杆的圆柱形部分上,而第二个管形部件38则安装成可围绕第一个管形部件滑动。
第一个滑动部件37的底部分包括形成可径向形变切片39的切口,该切片的底部分40形成夹爪。
其上可滑动地装有部件38的部件37形成一种夹紧夹具,部件37的底部分39可以在图6所示的第一位置和图7所示的第二位置之间进行径向移动。
滑动套筒38的顶端(图中未示出)被连接到轴向移动位置上,该移动装置可以使滑动套筒38在图6和图7所示的有关位置之间分别滑动。
部件37的每个夹爪40包含截头圆锥形内支承表面40a和截头圆锥形外支承表面40b。
滑动套筒38在其底部具有截头圆锥形支承表面38a。
为了重新装配燃料组件的端块,利用配置在井中的靠近待装组件端块的锁定套管输运装置。这种套管输运装置已经在FRAMATOME公司提出的专利申请中进行了说明,该专利申请和本专利申请是在同一天提出的。
工具31被如此定位,使得能够将杆的端部分35插入到位于输运装置中的锁定套管的紧固套筒24的圆柱形内孔中。啮合进入锁定套管的端部分35利用其夹持装置可以将锁定套管从啮合进导管4的配接板10的通孔11中通过扩大的端部23取出来和插入其中。插入力施加在工具31的杆上,利用台阶和截头圆锥形支承表面34,杆的底部分32分别与锁定套管20的台阶28和表面28a接触。传到套管20的插入力使套管插入到处于锁定位置的导管4中,如图6所示。调整楔使工具31的杆的位置可以被准确确定。以便插入套管20。
然后使工具31的杆上升,使其端部35与搁置在被固定的导管中适当位置的套管20脱离啮合。
利用已知型式的工具将每个圆筒形切片25a至25f的部分压入端块配接板10的通孔11中的顶部凹槽22中。
由此得到的啮合进入凹槽22的形变部分29能使套管20相对于端块被轴向锁定。
导管4因此被很好地固定在可拆卸的端块中。
为了拆卸端块,必须取出啮合进导管并固定在端块配接板中的锁定套管20。
为此,采用工具31,首先使其伸到位于井中水下的组件的下面并啮合进入锁定套管20,如图6所示。工具31的杆通过部分33的台阶和支承表面34紧靠在台阶28和支承表面28a上。然后使夹具部件37的夹爪40啮合进入截头圆锥形开口23中,使其围绕金属环25的顶端部分。
使传动套筒38下降,因此使部件37的切片39向内合拢。
图7示出切片39在套筒38向下运动结束时的最后位置。在切片39进行向内的枢轴运动时,切片39便与金属环25的圆筒形切片25a至25f的顶端部分接触,使金属环向内合拢一直达到切片25a至25f与截头圆锥形表面33接触。
传动套筒38向下运动达到其终点时,它便通过它的表面38a与部件37的支承表面40a相接触,部件37沿着杆的端部32具有一定程度滑动运动。由于部件37向下滑动,因而促使金属环25的切片合拢,从而使金属环25被夹爪40牢牢夹住,如图7所示。
金属环25的切片的合拢可以使这些切片的形变部分29脱离与凹槽22的啮合。
因此锁定导管20不再由固定金属环固定在配接板的通孔中。
利用固定在工具31顶端部分的提升机构使工具31的杆升高,采用这种方法可以容易地取出导管20。事实上只要克服截头圆锥形固定套筒24卡在导管4中的卡紧力就足够了,这些力与使形变部分(例如29)脱离与径向凹槽22的啮合所需要的力比较是很小的。另外,金属环25被牢固地夹持在夹爪40的支承表面40a和截头圆锥形表面33之间。
因此采用本发明的方法可以毫无困难地取出锁定套管。
本发明并不限于已经说明的实施例。
因此,采用本发明的方法来取出不同于已经说明的其中固定金属环由接续的被切口分开的圆筒形切片构成的那种类型的锁定套管是可以的。
设想在包含可形变舌状物(在金属环上切削成的)的锁定套管的情况下使用本发明的方法是可能的,当锁定套管被固定时,该舌状物可以向外推入端块的凹槽中,当取出套管时,为使该舌状物与凹槽脱离啮合,可以使该舌状物向内合拢。
设想应用具有折叠线的固定金属环也是可能的,该折叠线可使在两条折叠线之间的金属环部分向下折叠并使已形变的部分脱离与相应凹槽的啮合。
在固定金属环由圆筒形的被切口分开的切片构成的情况下,可以有任何数目的切片,并且这些切片中可以只有部分的切片包含啮合进端块凹槽中的形变部分。
取出锁定套管的工具可以不同于已经说明的工具。这种工具可以只用来取出套管,或者相反,既用来放置,又用来取出。
工具还可以由一块板构成,该板装有一组配置在栅格结构中的取出杆,该栅格结构再现一个或多
个燃料组件的导管配置,并且每根取出杆均以和上面说明的取出工具一样的方式被成形。该板连接到用于在垂直方向移动的机构并包含同时操纵一组杆的合拢和夹紧部件的机构。该工具配置在至少一个燃料组件的顶部端块上的适当位置上,使得杆可以分别啮合在锁定组件导置的锁定套管上。
因此可以同时使锁定套管与一个或多个燃料组件的导管脱离啮合并从导管中取出套管,从而保证节省大量时间。
最后,本发明的方法可以应用于轻水反应堆的任何可拆卸燃料组件,在这种燃料组件中,导管利用包括使锁定套管固定在端块中的金属环的锁定套管固定在端块中。
Claims (3)
1、一种从轻水冷却核反应堆燃料组件的可拆卸端块(5)中的导管(4)中取出锁定套管(20)的方法,该组件包括一束平行的固定在由导管(4)、支撑构件(3)和端块(5、6)构成的构架(9)中的燃料棒,端块被固定在导管(4)的端部上,至少一个端块(5)以可拆卸的方式利用导管的端部部分(4a)被固定到每根导管(4)的端部中的一个端部上,该导管的端部部分可径向向形变并具有径向向外突出的紧固部分(17),它啮合于开孔(11)中,同开孔(11)的部分长度啮合,该开孔贯穿端块(5)并在其容放导管(4)的部分包括一个用于容放导管(4)的紧固部分(17)的环形扩大槽(16),利用锁定套管(20)可以保证导管端部部分的径向扩张和导管的紧固部分(17)固定在端块开孔(11)的环形扩大槽(16)中,该锁定套管包括用于扩张导管(4)的部分和用于固定在端块中的在导管的端部伸出的金属环(25),该金属环在套管处于锁定位置时位于端块开孔(11)中导管的端部外侧,这一部分的端块开孔(11)至少包括一个径向凹槽(22),采用一种使金属环(25)的至少一个区域的径向形变与凹槽(22)相吻合的方法,可以将固定金属环(25)的至少一个形变部分(29)引入到该径向凹槽中,从而保证使锁定套管(20)固定在端块(5)中,该方法的特征在于包括下列步骤:
一种用带夹爪(40)的一个工具将包括有径向突出形变部分(29)的固定金属环(25)的至少一个区域向内弯折,然后将形变部分(29)从相应的凹槽(22)中拉出;
一用带夹爪的工具夹住锁定套管;以及
一通过该工具在锁定套管上施加一拉力,从而将锁定套管入导管(4)中拉出。
2、按照权利要求1所述的取出方法,其特征在于:锁紧套管形变部分(29)的金属环(25)的至少两个区域(25a或25f)由彼此由切口(26)分开的圆筒形切片构成,切口(26)沿金属环(25)的母线方向配置,其特征是将形成金属环(25)的圆筒形切片(25a或25f)沿一条靠近在金属环(25)的锁定套管(20)的扩张部分(24)的结合线的线向内弯折。
3、一种从轻水冷却核反应堆的至少一组燃料组件的可拆卸端块(5)中的所有导管(4)中取出锁定套管(20)的方法,该组件包括一束平行的固定在由导管(4)、支撑构件(3)和端块(5、6)构成的构架(9)的燃料棒,端块被固定在导管(4)的端部上,至少一个端块(5)以可拆卸的方式利用导管的端部部分(4a)被固定到每根导管的端部中的一个端部上,该导管的端部部分可径向形变并具有径向向外突出的紧固部分(17),它啮合在开孔(11)中,同开孔(11)的部分长度啮合,该开孔贯穿端块(5)并在其容放导管(4)的部分包括一个用于容放导管(4)的紧固部分(17)的环形扩大槽(16),利用锁定套管(20)可以保证导管端部部分的径向扩张和导管的紧固部分(17)固定在端块开孔(11)的环形扩大槽(16)中,该锁定套管包括用于扩张导管(4)的部分(24)和用于固定在端块中的在导管的端部伸出的金属环(25),该金属环在套管处于锁定位置时位于端块开孔(11)中导管的端部外侧,这一部分的端块开孔(11)至少包括一个径向槽(22),采用一种使金属环(25)的至少一个区域的径向形变与凹槽(22)相吻合的方法,可以将固定金属环(25)的至少一个形变部分(29)引入到该径向凹槽中,从而保证使锁定套管(20)固定在端块(5)中,该方法的特征在于,对于所有导管的所有锁定套管,同时执行下列步骤:
-利用带夹爪(40)的一个工具将包括有径向突出形变部分(29)的固定金属环(25)的至少一个区域向内弯折,然后将形变部分(29)从相应的凹槽(22)中拉出;
-用带夹爪的工具夹住锁定套管;以及
-通过该工具在锁定套管上施加一拉力,从而将锁定套管从导管(4)中拉出。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
FR8812208 | 1988-09-19 | ||
FR8812208A FR2636767B1 (fr) | 1988-09-19 | 1988-09-19 | Procede et dispositif d'extraction d'un manchon de blocage d'un tube-guide demontable d'un assemblage combustible d'un reacteur nucleaire |
Related Child Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN93117086A Division CN1083964A (zh) | 1988-09-19 | 1993-09-01 | 核反应堆中锁定套管的取出装置 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN1042619A CN1042619A (zh) | 1990-05-30 |
CN1023845C true CN1023845C (zh) | 1994-02-16 |
Family
ID=9370138
Family Applications (2)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN89107409A Expired - Fee Related CN1023845C (zh) | 1988-09-19 | 1989-09-18 | 核反应堆中锁定套管的取出方法 |
CN93117086A Pending CN1083964A (zh) | 1988-09-19 | 1993-09-01 | 核反应堆中锁定套管的取出装置 |
Family Applications After (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN93117086A Pending CN1083964A (zh) | 1988-09-19 | 1993-09-01 | 核反应堆中锁定套管的取出装置 |
Country Status (9)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US5091142A (zh) |
EP (1) | EP0362005B1 (zh) |
JP (1) | JPH02257097A (zh) |
KR (1) | KR0168623B1 (zh) |
CN (2) | CN1023845C (zh) |
DE (1) | DE68906998T2 (zh) |
ES (1) | ES2043064T3 (zh) |
FR (1) | FR2636767B1 (zh) |
ZA (1) | ZA896362B (zh) |
Families Citing this family (23)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5261565A (en) * | 1992-06-11 | 1993-11-16 | The Procter & Gamble Company | Thin film beam spring vent valve |
CA2097866A1 (en) * | 1992-06-11 | 1993-12-12 | Howard Norman Reiboldt | Method and apparatus for assembling a thin film beam spring vent valve |
US5271153A (en) * | 1992-06-11 | 1993-12-21 | The Procter & Gamble Company | Apparatus for assembling a thin film beam spring vent valve |
DE4325062A1 (de) * | 1993-07-26 | 1995-02-02 | Siemens Ag | Kernreaktorbrennelement |
FR2722324B1 (fr) * | 1994-07-07 | 1996-10-04 | Framatome Sa | Dispositif de pose et d'extraction d'un manchon de blocage d'un tube-guide dans un embout demontable d'un assemblage combustible de reacteur nucleaire |
US5709283A (en) * | 1995-12-12 | 1998-01-20 | Trw Inc. | Method and apparatus for a hydraulic seal retainer for a rack and pinion steering gear |
US5685052A (en) * | 1996-04-11 | 1997-11-11 | The United States Of America As Represented By The Department Of Energy | Graphitic packing removal tool |
FR2848717B1 (fr) * | 2002-12-16 | 2006-09-29 | Framatome Anp | Procede et dispositif de manutention d'un tube-guide des equipements internes superieurs d'un reacteur nucleaire |
FR2866360A1 (fr) | 2004-02-16 | 2005-08-19 | Atlas | Ancre permettant de fixer au sol un tirant ou analogue |
CN100355679C (zh) * | 2004-09-30 | 2007-12-19 | 亚洲光学股份有限公司 | 玻璃模造模具取出装置 |
US20090246234A1 (en) * | 2008-04-01 | 2009-10-01 | Benjamin Johnson | Therapeutic Treatment Using Niacin for Skin Disorders |
KR101067065B1 (ko) * | 2009-12-14 | 2011-09-22 | 한전케이피에스 주식회사 | 원자로 냉각재 계통 저온관의 열전달 완충 슬리브 제거장치 |
KR101067232B1 (ko) * | 2009-12-14 | 2011-09-22 | 한전케이피에스 주식회사 | 원자로 냉각재 계통 저온관의 열전달 완충 슬리브 제거방법 |
US8642655B2 (en) | 2011-03-09 | 2014-02-04 | Benjamin Johnson | Systems and methods for preventing cancer and treating skin lesions |
GB2518819A (en) | 2013-09-03 | 2015-04-08 | Jcco 330 Ltd | Improvements in and relating to pipe support systems |
CN103985419B (zh) * | 2014-06-05 | 2016-08-24 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种液态重金属反应堆的燃料组件锁紧装置 |
FR3030860B1 (fr) * | 2014-12-19 | 2016-12-30 | Commissariat Energie Atomique | Assemblage combustible pour reacteur nucleaire de type rnr-na, a boitier logeant un dispositif de protection neutronique solidarise de maniere amovible |
KR102059466B1 (ko) * | 2017-11-09 | 2019-12-27 | 한전원자력연료 주식회사 | 핵연료집합체 상단고정체의 분리·결합 시스템 |
KR102059464B1 (ko) * | 2017-11-09 | 2019-12-27 | 한전원자력연료 주식회사 | 핵연료집합체 상단고정체 락 인서트와 이를 포함하는 핵연료집합체 상단고정체의 분리·결합 시스템 |
US11594343B2 (en) * | 2018-04-13 | 2023-02-28 | Framatome Inc. | Method and device for replacing sleeves lining nuclear reactor pressure vessel tubes |
CN109830315B (zh) * | 2019-01-29 | 2022-08-02 | 哈尔滨工程大学 | 一种展开式核反应堆堆芯 |
RU2760032C1 (ru) * | 2021-04-30 | 2021-11-22 | Акционерное общество «АКМЭ-инжиниринг» | Узел крепления тепловыделяющей сборки ядерного реактора |
RU2764061C1 (ru) * | 2021-07-29 | 2022-01-13 | Акционерное общество «АКМЭ-инжиниринг» | Узел крепления тепловыделяющей сборки ядерного реактора |
Family Cites Families (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2420826A1 (fr) * | 1978-03-22 | 1979-10-19 | Commissariat Energie Atomique | Assemblage combustible montable et demontable a distance pour reacteur nucleaire et outils correspondants |
FR2529704B1 (fr) * | 1982-07-01 | 1987-09-04 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de fixation demontable d'un tube guide dans la piece d'extremite d'un assemblage combustible de reacteur nucleaire |
US4631168A (en) * | 1983-09-30 | 1986-12-23 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor fuel assembly with a removable top nozzle |
ZA847032B (en) * | 1983-09-30 | 1985-08-28 | Westinghouse Electric Corp | Nuclear reactor fuel assembly with a removably top nozzle |
SE8405509L (sv) * | 1984-11-02 | 1985-08-19 | Asea Atom Ab | Forfarande omfattande ett avlegsnande av ett med vertikal mittaxel och cirkulert tversnitt utfort ledrorsorgan fran en horisontell topplatta i en kernbrenslepatron |
US4664874A (en) * | 1985-09-05 | 1987-05-12 | Westinghouse Electric Corp. | Reusable locking tube insertion and removal fixture and method in a reconstitutable fuel assembly |
-
1988
- 1988-09-19 FR FR8812208A patent/FR2636767B1/fr not_active Expired - Lifetime
-
1989
- 1989-08-21 ZA ZA896362A patent/ZA896362B/xx unknown
- 1989-09-08 ES ES89402460T patent/ES2043064T3/es not_active Expired - Lifetime
- 1989-09-08 DE DE89402460T patent/DE68906998T2/de not_active Expired - Fee Related
- 1989-09-08 EP EP89402460A patent/EP0362005B1/fr not_active Expired - Lifetime
- 1989-09-18 CN CN89107409A patent/CN1023845C/zh not_active Expired - Fee Related
- 1989-09-19 US US07/409,171 patent/US5091142A/en not_active Expired - Fee Related
- 1989-09-19 KR KR1019890013416A patent/KR0168623B1/ko not_active IP Right Cessation
- 1989-09-19 JP JP1243255A patent/JPH02257097A/ja active Pending
-
1993
- 1993-09-01 CN CN93117086A patent/CN1083964A/zh active Pending
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
KR900005482A (ko) | 1990-04-14 |
US5091142A (en) | 1992-02-25 |
DE68906998D1 (de) | 1993-07-15 |
JPH02257097A (ja) | 1990-10-17 |
CN1083964A (zh) | 1994-03-16 |
KR0168623B1 (ko) | 1999-04-15 |
DE68906998T2 (de) | 1994-01-20 |
ES2043064T3 (es) | 1993-12-16 |
FR2636767A1 (fr) | 1990-03-23 |
EP0362005A1 (fr) | 1990-04-04 |
EP0362005B1 (fr) | 1993-06-09 |
ZA896362B (en) | 1991-04-24 |
FR2636767B1 (fr) | 1990-12-14 |
CN1042619A (zh) | 1990-05-30 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN1023845C (zh) | 核反应堆中锁定套管的取出方法 | |
CN1062969C (zh) | 由轻水冷却的核反应堆的可拆卸燃料组件 | |
CN1248807C (zh) | 成形用金属模具及其分段更换方法 | |
CN104117840B (zh) | 一种两器自动穿管机 | |
CN1859989A (zh) | 瓶罐的制造装置 | |
CZ20014585A3 (cs) | Kontejner na radioaktivní materiál, zařízení pro jeho výrobu a způsob jeho výroby | |
CN1515011A (zh) | 对用于在轻水冷却型核反应堆的堆芯中调节反应率的至少一个控制棒束的下降时间进行恢复的方法和装置 | |
ES8404100A1 (es) | Un metodo y su aparato correspondiente para extraer porcio- nes de tubos de un generador de vapor de un reactor nuclear | |
CN86102274A (zh) | 可以重新组装的燃料组件中的可以重新使用的锁定管 | |
CN109570875B (zh) | 一种小直径薄壁筒体的接管焊接防变形装置 | |
CN1023355C (zh) | 导管固定在核反应堆燃料装置的末端配件上的可卸装置 | |
CN218475833U (zh) | 一种用于不锈钢波纹管多层成型同轴度液压装置 | |
CN86103992A (zh) | 将核燃料组件的上管座连接在导向套管上的双锁定接头 | |
CN212552742U (zh) | 一种轴芯加工夹持装置 | |
CN1906703A (zh) | 限制施加在核反应堆燃料组件上的支承载荷的方法及燃料组件 | |
CN1330576A (zh) | 热交换器用传热管的扩管方法及扩管装置 | |
CN108044087A (zh) | 一种脱模机 | |
CN1041475A (zh) | 装配核反应堆燃料组件的可拆连接器中导管的阻塞套管的装置和方法 | |
CN111842676A (zh) | 一种扩口管的加工设备 | |
CN111773765B (zh) | 一种化工制药用提取设备 | |
CN111804826B (zh) | 一种暖通管专用胀管组装机 | |
CN105665519B (zh) | 一种弯管冲孔数控一体机 | |
CN213928293U (zh) | 一种水下采油树安装回收装置 | |
CN213496077U (zh) | 一种扩口管的加工设备 | |
CN203426297U (zh) | 一种弯管夹具 |
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 | ||
C19 | Lapse of patent right due to non-payment of the annual fee | ||
CF01 | Termination of patent right due to non-payment of annual fee |